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高温气冷堆新燃料运输货包的撞击事故分析

辐射防护 2016年第6期36卷 381-386页

作者：孟东原王任泽庄大杰李国强张建岗王学新孙洪超孙树堂中国辐射防护研究院太原030006

介绍了高温气冷堆新燃料运输货包严重撞击事故的仿真计算分析方法。根据实际货包结构及运输条件,确定了分析的严重撞击事故景象。通过有限元法计算分析了货包在不同姿态、不同速度下的碰撞结果,给出了容器不同部分及所装载的燃料组件的... 详细信息

介绍了高温气冷堆新燃料运输货包严重撞击事故的仿真计算分析方法。根据实际货包结构及运输条件,确定了分析的严重撞击事故景象。通过有限元法计算分析了货包在不同姿态、不同速度下的碰撞结果,给出了容器不同部分及所装载的燃料组件的损坏情况。在此基础上,计算了严重事故景象下有效增殖因子keff。

关键词：运输货包撞击仿真计算有限元临界分析高温气冷堆新燃料

AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

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辐射防护 2014年第2期34卷 97-101页

作者：王学新庄大杰曹芳芳李国强徐潇潇孙洪超张群闫峰中国辐射防护研究院太原030006 环保部核与辐射安全中心北京100082

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件... 详细信息

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。

关键词： AP1000燃料组件运输货包临界计算

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

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辐射防护 2019年第2期39卷 89-94页

作者：曹攀周科源张强刘兆阳中国原子能科学研究院北京102413

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临... 详细信息

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_(eff)值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_(eff)值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。

关键词：易裂变材料运输 CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算临界安全指数

UF_6运输货包要求及事故后果评价方法的比较

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辐射防护通讯 2015年第6期35卷 13-16,28页

作者：孙树堂李国强张建岗中国辐射防护研究院太原030006

根据IAEA、ISO、美国、中国等机构和国家对UF6运输货包的要求,分析我国相关标准的不足。从设计角度对美国30B、48X和我国740 L、3 m3容器进行了对比。介绍了几种早期采用的UF6后果评价模型及HGSYSTEM/UF6、RASCAL4模型并基于实验数据进... 详细信息

根据IAEA、ISO、美国、中国等机构和国家对UF6运输货包的要求,分析我国相关标准的不足。从设计角度对美国30B、48X和我国740 L、3 m3容器进行了对比。介绍了几种早期采用的UF6后果评价模型及HGSYSTEM/UF6、RASCAL4模型并基于实验数据进行了对比,结果如下:1200 m以内,HGSYSTEM/UF6模型较精;500 m内模拟值稍大于实测值,误差较小。2对于RASCAL4,20 m以内,模拟值误差较大;100 m以外,模拟值均小于实测值。

关键词： UF6 运输货包后果评价泄漏事故模型

三门核电首炉核燃料运输货包辐射水平监测与分析

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中国辐射卫生 2015年第1期24卷 45-46页

作者：王娟曹勇肖曙光宋伟力唐桢吴晓飞浙江省辐射环境监测站浙江省辐射环境安全监测重点实验室浙江杭州310012

目的三门核电有限公司是我国首座AP1000堆型的核电厂,核电厂的1号首炉核燃料由美国西屋公司提供并负责海路运输至中国宁波北仑港。笔者对三门核电首炉核燃料运输货包剂量当量率及表面污染进行全程监测,并对监测结果进行分析。方法按照... 详细信息

目的三门核电有限公司是我国首座AP1000堆型的核电厂,核电厂的1号首炉核燃料由美国西屋公司提供并负责海路运输至中国宁波北仑港。笔者对三门核电首炉核燃料运输货包剂量当量率及表面污染进行全程监测,并对监测结果进行分析。方法按照国家技术规范开展监测。结果运输货包辐射水平和污染水平均低于《放射性物质安全运输规程》(GB 11806-2004)规定的限值要求。结论三门核电首炉核燃料运输货包防护良好。

关键词：核燃料运输货包辐射水平

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UX-30型UF6运输货包核临界安全分析

UX-30型UF6运输货包核临界安全分析

北京核学会第十届（2014年）核应用技术学术交流会

作者：权艳慧周琦尹生贵中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所

关键词： UF6 运输货包临界安全分析正常工况事故工况

来源： cnki会议评论

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cnki会议

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放射源运输容器安全设计有限元分析方法

核电子学与探测技术 2019年第5期39卷 582-586页

作者：孙洪超李国强庄大杰孙树堂中国辐射防护研究院山西太原030006

放射性物质运输容器力学试验是证明货包安全设计满足法规标准要求的重要工作之一.根据法规标准要求,应采用能够导致货包产生最严重损坏的姿态进行力学试验,评价力学试验后容器的安全性能.通过有限元分析来确定容器最严重损坏的姿态是目... 详细信息

放射性物质运输容器力学试验是证明货包安全设计满足法规标准要求的重要工作之一.根据法规标准要求,应采用能够导致货包产生最严重损坏的姿态进行力学试验,评价力学试验后容器的安全性能.通过有限元分析来确定容器最严重损坏的姿态是目前国际上通常采用的方法,能够极大地节约时间和成本.本工作针对某型号放射源运输容器,通过分析容器力学有限元计算结果,确定容器最严重损坏的姿态,分析比较有限元计算结果和试验结果,证明放射源运输容器安全设计满足法规标准要求.

关键词：放射源运输货包力学实验有限元分析

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UO_(2)芯块运输容器核临界安全分析

包装工程 2022年第11期43卷 168-173页

作者：庄大杰孙洪超孙树堂陈磊李国强张建岗中国辐射防护研究院太原030006

目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临... 详细信息

目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果该案例的次临界限值(USL)为0.91974;UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.28608,无限阵列货包的最大keff值为0.79834。结论UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.91974,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。

关键词：运输货包临界安全临界安全指数临界安全计算次临界限值

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我国六氟化铀容器标准分析综述

核标准计量与质量 2007年第2期 14-25页

作者：李筱珍核工业标准化研究所

本文综合分析了国际原子能机构对六氟化铀运输货包的要求,归纳得出了几个方面的要求;介绍了美国对六氟化铀货包的监管,提供了值得参考的信息资料;将我国六氟化铀容器与IAEA要求进行了对比,并对我国六氟化铀容器所涉及的国内有关法规和... 详细信息

本文综合分析了国际原子能机构对六氟化铀运输货包的要求,归纳得出了几个方面的要求;介绍了美国对六氟化铀货包的监管,提供了值得参考的信息资料;将我国六氟化铀容器与IAEA要求进行了对比,并对我国六氟化铀容器所涉及的国内有关法规和标准进行了分析,并对这些标准的整合、修订、补充给出了建议。

关键词：六氟化铀运输货包标准研究