关注丨核燃料运输容器自主研发：护佑核电安全稳定发展

         一直以来，在核电发展的进程中，无论是核电站运行还是核燃料的研发制造，都引起了各方的关注，但如何将新燃料运输到核电站，又如何将使用过的乏燃料从核电站外运，却鲜少被人提及。

        在我国，绝大多数核电站都位于东南沿海地区，而核燃料制造厂以及乏燃料后处理中试厂都坐落在西北部地区。上千里的距离，再加上核燃料的特殊属性，让安全运输显得尤为重要。这不仅需要选择一条最佳的运输路线，更重要的是要拥有一个确保核燃料完好无损的运输容器，才能保证核燃料运输万无一失。

        随着我国核电事业的发展，运行的核电站数量不断增加，无论是新燃料还是乏燃料运输量都急剧增加，相应地对运输容器的需求也大大增加，但我国以往却始终没有具有自主知识产权的大型商用核电站核燃料运输容器。

        针对核电发展需求，2009 年，中国核电工程有限公司全力开启研发设计。2011 年，自主开发的CNFC-3G新燃料运输容器研制成功，2012年完成100台产品供货，成为中核集团重点科技专项中首个实现产业化发展的项目；乏燃料容器样机制造如今业已完成，且通过了全部验收试验。

        核燃料运输容器的研制填补了国内的空白，增强了中核集团在核电领域的国产化竞争能力，护佑我国核电安全稳定发展。

新燃料运输容器

实现科研成果产业化

        核电站连续安全运行的过程，也是核燃料不断“吐故纳新”的过程。而一吐一纳的背后，便是新燃料、乏燃料的千里之行。这期间，核燃料运输容器自然是必不可少的关键设备。但一直以来，我国核燃料运输容器技术始终受制于人，市场被国外企业垄断。

        新燃料运输容器曾长时间依照法国运输容器全套技术在国内制造，后因缺少支持性材料，经国家核安全局审查后被要求停止制造，因而造成了缺口。

        乏燃料运输容器则选择直接购买国外产品，而直接引进的两台运输M310 堆型乏燃料运输容器，每台每次可装运26组乏燃料组件，每年最多可以运输4 次，两台容器每年最多只能够完成208 组（约96tHMU）M310堆型乏燃料组件外运工作。而按照我国核电发展规划，这样的运输能力也远远无法满足乏燃料外运需求。

        为了缓解国内核燃料组件运输压力，打破国外垄断，填补国内空白，2009 年，新燃料容器研制在中国核电工程有限公司正式立项，2010 年被纳入中核集团重点科技专项《核燃料元件运输容器设计制造技术》，并确定了研究任务和主要技术指标。

        大型商用核电站燃料元件运输容器研发在国内尚属首次，难度之大，挑战之多，不言自明。为了确保研制任务的完成，工程公司随即组建了容器研制项目组，组织了一批工艺、结构、力学、热工、临界、屏蔽、材料、焊接等多个专业的优秀人才攻坚克难，对试验容器的结构、力学、临界、屏蔽、热工等反复分析计算、优化设计，并开展了大量试验验证工作，确保燃料容器安全。

        经过工程公司团队的共同努力，2011 年10 月，工程公司取得国家核安全局颁发的《CNFC-3G 新燃料运输容器设计批准书》。其自主研制的CNFC-3G 新燃料运输容器是国内唯一完全满足相关要求的核电站用AFA3G 型新燃料组件的运输容器，而且是中核集团实施重点科技专项以来首个实现科研成果产业化的重大项目。

乏燃料运输容器

打通所有关节，实现自主研发

        如果说，新燃料运输容器的研发重点是要做到确保组件的次临界安全和顺利接收以及事故条件下的防冲击，那么乏燃料运输容器的研发设计更是难上加难，除需要确保次临界安全外，因其具有放射性和衰变热，所以还要保证正常运输工况和运输中事故工况下的安全。为达到安全运输的目的，容器中需要中子吸收材料保证次临界安全；需要具有足够的屏蔽厚度和适当的屏蔽材料来屏蔽γ辐射和中子辐射；要具有良好的散热结构，以便及时将衰变热导出，防止组件包壳的温度过高；同时要能够有效地阻挡外部热量的传入，使容器能够在半小时持续800 摄氏度高温条件下确保安全。除此以外，容器还要具备吸收冲击的减震结构，能够确保在9 米跌落和1 米贯穿的条件下，保持容器的包容完整并满足设计功能。为了实现这些目标，容器最后被设计成长约7 米、重达100 吨的“庞然大物”，对研发人员是巨大的挑战。自2010 年启动研发以来，3 年半间，工程公司研发人员在标准选用、材料选择、结构设计、理论分析、试验验证等方面做了大量工作。

        “设计的工作量非常大，其中一个跌落姿态的计算,仅计算机就需要24 小时不停地运行计算一个星期。”工程公司燃料容器研发项目负责人王庆说。

        而为了更有把握，研发团队在开展比例模型容器力学试验中也更加精细。“国际通常采用 1:4 比例模型，而为了更接近原型容器、对比更加准确，我们的研发团队设计了 1:3 比例模型容器，来验证力学计算模型及其参数的选取是否合理有效。”王庆说。

        2013年5月20日，中国工程物理研究院的试验平台前人头攒动，在这里即将开始的乏燃料比例模型容器9米跌落试验和1米贯穿试验吸引了国家核安全局、机械科学研究总院、中核集团等单位的相关领导和专家。

        大家凝神屏气，热切地期待着试验结果。试验数据表明，计算结果与试验结果吻合，达到了预期目标事实上，乏燃料运输容器设计不仅包括多个专业的分析计算、各种试验，还包括三种特殊材料的选取和研制：减震器中的减震材料——木材，吊篮贮存套管内部的中子吸收材料，容器顶部、底部和外部周向的中子屏蔽材料。

        减震器是运输中事故工况下吸收冲击能量，保护组件和容器安全的重要部件，其减震效果直接影响容器的安全。为了可以寻找到有效的木材，项目组广撒网，开展了大量咨询调研工作，与合作单位经过对数十种木材的筛选，最终找到了力学性能适合容器减震器使用的树种，满足了设计要求。

        而中子吸收材料在国际市场上价格昂贵，中子屏蔽材料更是难以买到，为此，工程公司联合外部研究设计院共同开发了满足设计要求的中子吸收材料和中子屏蔽材料，填补了国内空白。    

       短短几年间，研发人员攻克了一个又一个困难，实现了一个又一个节点。今年年初，乏燃料运输容器样机制造完成，并完成了所有验收试验。这是我国第一台具有自主知识产权、采用国内标准、大部分材料采用国产材料、由国内制造厂加工制造的大型商用核电站乏燃料运输容器样机，其顺利研发，打通所有节点，对于推进我国乏燃料运输容器国产化发展意义重大。