燃料棒包殼材料相關(guān)實驗

核反應(yīng)堆的運行方法，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)。對反應(yīng)堆運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的燃料會引起從前所無法預(yù)料的安全問題，并且將會打破現(xiàn)有的NRC安全條例，除非人們做一些改進，將這些核燃料成分打包包裝。

在核電站的運作中，假如冷卻水突然損失，就會發(fā)生危險。比如1979年美國賓夕法尼亞三里島的事故，曾導(dǎo)致了一個反應(yīng)堆核芯的部分熔化。要在這樣一個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)下插入冷水時要保持完整。如果外殼變得很脆，核燃料棒有可能會迸裂，進而會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的定位格架在多點支承，每根燃料棒長約4m，外徑約1 cm，沿軸向約有7到8個定位格架。在燃料組件的流致振動分析時，通常將燃料棒簡化為在流場作用下的多跨連續(xù)梁，格架中的每個單元分別含兩個彈簧片和四個剛凸。

定位格架彈性約束對燃料棒振動特性的影響

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、限制燃料棒振動水平的作用。

國內(nèi)外對于格架力學(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)計對合理分配流量的影響；通過靜力試驗和分析，研究定位格架的力學(xué)參數(shù)，考察其整體剛度和強度是否滿足設(shè)計要求。燃料組件在實際運行工況下，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，導(dǎo)致格架的力學(xué)性能參數(shù)會有不同程度的變化，對燃料棒模態(tài)參數(shù)將會產(chǎn)生顯著影響，進一步影響燃料組件的使用壽命。而燃料棒在流致振動分析中一般將其簡化為在流場作用下的多跨連續(xù)梁，文獻僅分析了單跨情形下，兩端的彈性約束對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)梁振動理論，研究了定位格架約束對燃料棒固有振動特性的影響，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)實測值確定格架彈性約束的等效剛度系數(shù)，并進行了燃料棒在彈性約束下的固有振動特性分析。結(jié)果表明，定位格架約束的不同處理對燃料棒的振動特性影響顯著。因此，在燃料組件的設(shè)計中應(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特性的改變。

核燃料棒235U富集度檢測設(shè)備的軟件設(shè)計

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)生的熱點可能引起燃料棒破裂。因此，必須對所生產(chǎn)的燃料棒²³⁵U富集度及其均勻性進行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)備在傳動裝置、前端探測器、上下料以及檢測軟件等方面相對以前研制的設(shè)備都有所改進，其中檢測軟件由DOS平臺運行升級為Windows平臺運行。

（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)。在中子源強度、輻照時間和冷卻時間一定的條件下，緩發(fā)γ射線強度與²³⁵U富集度成正比關(guān)

系，因此，通過測量γ射線強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，每個通道上布置3路探測器，整套設(shè)備由上下料架、傳動裝置、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自動控制系統(tǒng)以及計算機軟件系統(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