燃料棒包殼材料相關(guān)實(shí)驗(yàn)

核反應(yīng)堆的運(yùn)行方法，其中組件包括核燃料棒(3)，至少一根核燃料棒是下述這種類型的，其包括：完全再結(jié)晶鋯基合金的包殼(17)，以質(zhì)量計(jì)該合金含有0.8-1.3%鈮和100ppm-1700ppm氧；以及以氧化鈾為基礎(chǔ)的核燃料芯塊(23)，這些芯塊堆積在包殼(17)內(nèi)。對(duì)反應(yīng)堆運(yùn)行的控制要使得在功率瞬變過程中：核燃料棒(3)的線功率密度保持在低于極限線功率密度，該極限線功率密度大于430W/cm，和/或核燃料棒的線功率密度變化保持在低于極限變化，該極限變化大于180W/cm。

燃耗超過45GWd/tU的燃料會(huì)引起從前所無法預(yù)料的安全問題，并且將會(huì)打破現(xiàn)有的NRC安全條例，除非人們做一些改進(jìn)，將這些核燃料成分打包包裝。

在核電站的運(yùn)作中，假如冷卻水突然損失，就會(huì)發(fā)生危險(xiǎn)。比如1979年美國賓夕法尼亞三里島的事故，曾導(dǎo)致了一個(gè)反應(yīng)堆核芯的部分熔化。要在這樣一個(gè)事故中控制放射能的泄漏，最關(guān)鍵的是核燃料棒與其外圍的鋯合金包殼在應(yīng)急制冷系統(tǒng)下插入冷水時(shí)要保持完整。如果外殼變得很脆，核燃料棒有可能會(huì)迸裂，進(jìn)而會(huì)將钚等其他放射性材料泄漏到反應(yīng)堆外圍的廠房。2100433B

一般采用拉棒方式組裝燃料棒，棒表面不涂膜，劃傷深度小于10μm，一根棒的拉力為500N。用裝棒機(jī)每次可拉棒十多根。

以最常見的壓水堆核電站為例，核燃料采用的鈾是低濃縮鈾，其中含裂變材料鈾-235的含量為3%（稱為富集度，天然鈾的鈾-235富集度為0.714%）。

在壓水反應(yīng)堆燃料組件中，一組15×15的含芯塊和包殼的燃料棒由15×15的定位格架在多點(diǎn)支承，每根燃料棒長約4m，外徑約1 cm，沿軸向約有7到8個(gè)定位格架。在燃料組件的流致振動(dòng)分析時(shí)，通常將燃料棒簡化為在流場作用下的多跨連續(xù)梁，格架中的每個(gè)單元分別含兩個(gè)彈簧片和四個(gè)剛凸。

定位格架彈性約束對(duì)燃料棒振動(dòng)特性的影響

燃料組件是核反應(yīng)堆的核心部件，其性能直接影響核電站的可靠性、安全性和經(jīng)濟(jì)性，而定位格架作為燃料組件的重要結(jié)構(gòu)，應(yīng)保證反應(yīng)堆在其壽期內(nèi)，具有良好的熱工水力性能、足夠的強(qiáng)度和剛度，其功能除了定位、支承和導(dǎo)向外，還需起到合理分配流量、限制燃料棒振動(dòng)水平的作用。

國內(nèi)外對(duì)于格架力學(xué)性能的研究主要有：從流場分析的角度，研究定位格架導(dǎo)向翼和攪混翼的不同設(shè)計(jì)對(duì)合理分配流量的影響；通過靜力試驗(yàn)和分析，研究定位格架的力學(xué)參數(shù)，考察其整體剛度和強(qiáng)度是否滿足設(shè)計(jì)要求。燃料組件在實(shí)際運(yùn)行工況下，長期處于高溫高壓以及輻照等惡劣環(huán)境中，隨著燃耗的增加，定位格架上的彈簧片和剛凸有可能由于輻照生長和蠕變而出現(xiàn)松動(dòng)，導(dǎo)致格架的力學(xué)性能參數(shù)會(huì)有不同程度的變化，對(duì)燃料棒模態(tài)參數(shù)將會(huì)產(chǎn)生顯著影響，進(jìn)一步影響燃料組件的使用壽命。而燃料棒在流致振動(dòng)分析中一般將其簡化為在流場作用下的多跨連續(xù)梁，文獻(xiàn)僅分析了單跨情形下，兩端的彈性約束對(duì)燃料棒一階固有頻率的影響；將燃料棒作為多跨連續(xù)梁作整體分析，考慮格架的彈性約束對(duì)其模態(tài)參數(shù)的影響，這方面公開發(fā)表的研究成果較為少見。

應(yīng)用多跨連續(xù)梁振動(dòng)理論，研究了定位格架約束對(duì)燃料棒固有振動(dòng)特性的影響，以某核電廠燃料組件為例，建立了定位格架彈性約束的等效線剛度與燃料棒一階固有頻率的關(guān)系，在此基礎(chǔ)上根據(jù)實(shí)測值確定格架彈性約束的等效剛度系數(shù)，并進(jìn)行了燃料棒在彈性約束下的固有振動(dòng)特性分析。結(jié)果表明，定位格架約束的不同處理對(duì)燃料棒的振動(dòng)特性影響顯著。因此，在燃料組件的設(shè)計(jì)中應(yīng)充分考慮定位格架剛度的變化，所導(dǎo)致的燃料棒流致振動(dòng)特性的改變。

核燃料棒235U富集度檢測設(shè)備的軟件設(shè)計(jì)

核電站不同堆型所使用的核燃料棒富集度也有所差異，核燃料元件廠為滿足這些需求，生產(chǎn)了不同富集度的核燃料芯塊。裝填芯塊時(shí)由于某些原因可能出現(xiàn)混裝，使得核燃料棒中出現(xiàn)異常芯塊，在反應(yīng)堆運(yùn)行過程中由于這些異常芯塊以及²³⁵U富集度不均勻產(chǎn)生的熱點(diǎn)可能引起燃料棒破裂。因此，必須對(duì)所生產(chǎn)的燃料棒²³⁵U富集度及其均勻性進(jìn)行100%的檢測。中國核電工程有限公司鄭州分公司新研制的²⁵²Cf中子活化核燃料棒²³⁵U富集度無損檢測設(shè)備在傳動(dòng)裝置、前端探測器、上下料以及檢測軟件等方面相對(duì)以前研制的設(shè)備都有所改進(jìn)，其中檢測軟件由DOS平臺(tái)運(yùn)行升級(jí)為Windows平臺(tái)運(yùn)行。

（1）檢測原理

熱中子誘發(fā)UO₂芯塊中的²³⁵U發(fā)生裂變反應(yīng)產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物不穩(wěn)定，伴隨一系列β-衰變，釋放出大量γ射線(稱為緩發(fā)γ射線)。在中子源強(qiáng)度、輻照時(shí)間和冷卻時(shí)間一定的條件下，緩發(fā)γ射線強(qiáng)度與²³⁵U富集度成正比關(guān)

系，因此，通過測量γ射線強(qiáng)度沿燃料棒軸向分布和利用差值超限判別法便可確定核燃料棒的實(shí)際²³⁵U富集度值并判斷出棒中是否混有異常芯塊。

（2）系統(tǒng)組成

為提高中子源利用率和檢測效率，²⁵²Cf中子活化核燃料棒²³⁵U富集度檢測設(shè)備采用雙通道設(shè)計(jì)，每個(gè)通道上布置3路探測器，整套設(shè)備由上下料架、傳動(dòng)裝置、中子源、²⁵²Cf中子輻照器，六路探測器、放大器、單道脈沖幅度分析器、PLC自動(dòng)控制系統(tǒng)以及計(jì)算機(jī)軟件系統(tǒng)等部分組成，系統(tǒng)結(jié)構(gòu)如圖1《系統(tǒng)結(jié)構(gòu)示意圖》所示。 2100433B