为贯彻《中华人民共和国核安全法》《放射性物品运输安全管理条例》，指导乏燃料运输容器的结构设计和载荷组合分析，加强乏燃料运输容器设计管理工作，生态环境部组织制定《乏燃料运输容器结构分析的载荷组合和设计准则》。目前，已完成标准的征求意见稿。按照《国家环境保护标准制修订工作管理办法》的有关要求，现就该标准征求你单位意见，请研究并提出书面意见，于2020年7月20日前反馈　生态环境部(电子文档请同时发送至电子邮箱)。逾期未反馈的，将按无意见处理。

       标准征求意见稿及其编制说明可登录生态环境部网站(http://www.mee.gov.cn/)“意见征集”栏目检索查阅。

       节选该标准部分内容：

       适用范围

       本标准规定了乏燃料运输容器结构分析的载荷组合和设计准则。

       本标准规定的设计准则应用于线弹性分析，其基本假设可以应用叠加原理来确定载荷组合对容器结构的影响。但其它安全相关部件(如减震器及其螺栓)可根据实际情况进行适当的非线性处理。

       规范性引用文件

       《ASME 核电规范与标准, BPVC-III核设施部件建造规则第1册 NB分卷》、《NUREG/CR-3854 运输容器制造规范》、《RG 7.6 运输容器包容结构分析设计准则》、《RG 7.11 壁厚不大于4 英寸(0.1米)的铁素体钢制运输容器包容边界基体材料的断裂韧性准则》、《ANSI N14.6 称重为10000磅(4500 千克)或其以上的放射性物质运输容器专用提升装置》等等。

       初始温度

       容器初始温度分布应为稳定状态。正常运输条件和运输事故条件的初始温度，应考虑环境温度-40℃无太阳曝晒和环境温度38℃有太阳曝晒两种情况。太阳曝晒应符合GB11806的要求。运输事故条件中的耐热试验工况无需考虑低温初始条件。

       容器内压

       容器内压应与其他初始条件合理组合。最小内压应为大气压力，对于小于大气压力的设计，内压取值应为负值。

       对于商用核电站的乏燃料，应考虑乏燃料组件内所有气体释放的情况用以确定容器最大内压(容器内压主要取决于以下几个因素：容器内回充惰性气体的压力，容器温度分布以及乏燃料包壳内所有气体的泄漏)。

       装配应力

       评价容器时，应考虑容器装配和安装过程(包括连接、成形、装配和校形等)中产生的应力。若未采取后续措施消除这些应力，则应在确定容器最大应力时考虑这些应力。(装配是指容器主要部件的组装：包括内筒体、γ屏蔽层、外筒体等，但不包括单个部件的制造。因此，装配应力应包括由过盈配合引起的应力和铅凝固过程造成边界收缩导致的应力，但不包括由板材成形、焊接等引起的残余应力)。装配前应认为无应力状态。

       振动和疲劳

       在正常运输条件下，容器结构评价应考虑振动和冲击载荷。包括对容器-车辆系统的小激励产生的振动载荷;在铁路运输过程中连接处和道岔处，以及在公路运输中减速带、坑洼处产生的间歇性冲击载荷。重复的增压载荷以及任何对容器机械疲劳产生影响的其它载荷都应纳入分析范畴。

       运输事故条件下的载荷组合

       运输事故条件下的载荷应依据4.2节中规定的初始条件按照表1进行组合。在对乏燃料运输容器进行结构分析时，应对同一个容器按照4.4.1至4.4.3的运输事故条件规定顺序依次施加(自由下落试验I和自由下落试验Ⅱ或自由下落试验Ⅱ和自由下落试验Ⅲ、耐热)，以确定最大累积效应。