汪海，孙胜，童明炎，戴钰冰，吴红伟

（中国核动力研究设计院一所，成都 610005）

0 引言

核电站主泵长期与反应堆一回路冷却剂接触，一些放射性杂质及活化产物沉积在其表面，形成放射性污染。根据核电站安全运行规定，主泵的水力部件需要在规定的服务期限内返厂检修，这就需要专用的屏蔽转运桶对水力部件进行屏蔽包装。根据GB 11806《放射性物品安全运输规程》，屏蔽转运桶必须满足A类货包的相关规定，如：能在设计的事故工况下保护水力部件不被损坏；能有效屏蔽水力部件的放射性剂量；能承受一定的内压、具有良好的密封性；能保证自身包容结构的完整性；能耐低温环境[1-2]。本文从屏蔽设计、结构设计、结构分析、试验检测、屏蔽验证计算等方面开展了屏蔽转运桶的设计研究。

1 屏蔽能力设计

根据核主泵检修数据统计，水力部件各部位最大辐射水平别为：顶部为1 mSv/h，侧面为450 mSv/h，底部为600 mSv/h[3]。屏蔽计算采用QAD-CG程序进行，QAD-CG程序是美国橡树岭国家实验室研制的点核积分程序，是各种类型反应堆屏蔽设计的基本程序，在我国获得了广泛认可并得到了业内普遍认可。根据拟定的计算模型和条件，计算结果如表1所示。

表1 不同铅屏蔽厚度的空气吸收剂量率 mGy/h

可见，当屏蔽转运桶顶部、侧面、底部的铅屏蔽厚度分别为16、95、102 mm时可以保证表面辐射水平不超过2 mSv/h，距表面2 m处的辐射水平不超过0.1 mSv/h的，满足GB 11806规范要求。

2 结构设计

屏蔽转运桶主要由压紧法兰、桶壁部件、桶底部件、端面法兰、活节螺栓组件组成。……