核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

作     者：魏国海 韩松柏 贺林峰 王雨 王洪立 刘蕴韬 陈东风 赵志祥 

作者机构：中国原子能科学研究院中子散射实验室北京102413 

基　　金：国家重点基础研究发展(973)计划(No.2010CB833106) 国家自然基金委面上项目(No.11375271) 中国原子能科学研究院院长基金-青年英才培育基金(No.16YC-201302 No.16YC-201303)资助 

出 版 物：《核技术》 (Nuclear Techniques)

年 卷 期：2014年第37卷第6期

页      码：77-81页

摘      要：核燃料元件作为反应堆的核心部件,在极端的条件下服役会发生破损,导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行,核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测,以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时,核燃料元件必须放置于转移容器中,实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准,利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor,CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸,同时设计了用于控制元件运动的机械装置,确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。

主 题 词：无损检测 中子照相 核燃料元件 转移容器 

学科分类：08[工学] 082701[082701] 0827[工学-食品科学与工程类] 

核心收录：

D　O　I：10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.060601

馆 藏 号：203996813...