摘要：目的为满足GB11806—2019《放射性物品安全运输规程》的要求,对移动式反应堆运输前停堆冷却过程中的传热特性和反应堆外侧金属集装箱表面的最高温度进行研究。方法通过Fluent分析软件对现有设计条件下额定热功率为15 MW的移动式反应堆运输传热过程进行模拟,并在保持其他条件不变的情况下计算反应堆剩余衰变热功率对箱体表面温度的影响。结果通过建模计算得出,在现有设计条件下,移动式反应堆在运输过程中金属集装箱表面的最高温度为69℃,当反应堆剩余衰变热功率为0.1 MW时,其箱体表面的最高温度为83.5℃,接近GB 11806—2019对放射性物品运输容器易接近表面的温度不高于85℃的要求。结论进一步结合高温气冷堆停堆冷却时间与反应堆剩余热功率的对应关系,当反应堆额定热功率为13.9 MW时,只需停堆冷却1 d即可满足GB 11806—2019的要求;当反应堆额定热功率为24MW时,需冷却10d;当反应堆的额定热功率超过24MW时,为了实现灵活部署的设计目标,需在现有基础上采取额外冷却方式对反应堆进行冷却。

摘要：目的在移动式反应堆现有研发水平无法满足《放射性物品安全运输规程》(GB 11806—2019)的背景下,本研究提出通过风险评价的方法对移动式反应堆运输的安全性进行研究。方法风险评价的内容主要包括计算移动式反应堆在运输中遇到假想事故的概率和事故后果,本研究根据美国联邦法规10CFR71中§12条款的相关要求对移动式反应堆在运输中可能遇到的事故种类进行梳理,并以事故后果最为严重的与油罐车发生撞击作为极端的假想事故,通过五因子计算公式的方法对假定热功率为20 MWt的移动式反应堆在假想事故下的事故后果进行计算。结果计算得出移动式反应堆在每年运输1次的条件下假想事故的发生概率为9.7×10^(–6)次/年,反应堆冷却1年后在假想事故下对工作人员的辐照剂量为810 mSv;冷却5年后在假想事故下对工作人员的辐照剂量为590 mSv。结论假想事故下移动式反应堆的事故后果远超过Advisory Material for the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Ma-terial(SSG-26)和《电离辐射防护与辐射源安全标准》(GB 18871—2002)中工作人员受到的辐照剂量限值,并且假想事故的发生概率没有满足我国核安全导则对超设计基准事故10–7次/年的筛选要求。因此有必要在移动式反应堆运输过程中采取包括武装押运和路线规划在内的管理措施以降低假想事故的概率并采取相应的应急措施减轻假想事故的事故后果以满足核安全部门的监管要求。