秦山核电厂压水堆考验燃料组件辐照后检验

为验证秦山核电厂压水型反应堆燃料组件的设计、制造工艺和材料性能，采用３×３考验组件，在原子能院重水试验堆ＨＷＲＲ的高温高压回路中模拟秦山核电厂反应堆的稳态和短时超功率工况进行了综合考验，平均燃耗达２５７００ＭＷｄ／ｔＵ。对考验组件和燃料棒作了综合性的辐照后检验，检验项目包括：燃料棒的外观观察、尺寸测量、γ扫描、涡流探伤、Ｘ射线照相、裂变气体释放率测量，包壳管、控制棒导向管和格架弹簧片的力学性能试验，包壳和燃料芯块的微观组织分析和定量测量，水垢的Ｘ射线衍射分析等。检验结果表明：考验组件设计合理，制造工艺可靠，燃料芯块、包壳和其它材料的性能均能满足要求。所取得的检验结果可为秦山核电厂压水堆的燃料组件以及同类燃料组件的设计、制造和性能改进提供依据。     

10 MW高温气冷堆燃料元件辐照后检验

为了评价10 MW高温气冷堆(HTR-10)用燃料元件的性能,从第1和第2生产批次中分别随机抽取两个球形燃料元件进行辐照考验.辐照考验在俄罗斯的IVV-2M堆内进行,采用动态辐照试验的方法,可分别控制每个辐照盒中燃料元件的温度和测量气态裂变产物的释放.辐照后检验包括外观检查、尺寸测量、固体裂变产物在基体石墨内的分布测量、包覆燃料颗粒破损率测量和金相观察.辐照后检验结果表明辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损, 生产的燃料元件满足10 MW高温气冷堆的设计要求.     

秦山核电厂燃料元件堆内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验难开展了3×3—2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m_2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验

10 MW高温气冷堆燃料元件的辐照考验在俄罗斯IVV-2M堆内进行,辐照考验于2000年7月13日开始,现仍在进行中.至2002年6月14日,燃料元件最高燃耗(以金属铀计,全文同)已达77 000 MW*d/t,累积快中子注量达8.59×1020 cm-2.本文描述辐照样品的冷态性能、辐照装置、辐照条件和已获得的辐照考验结果.     

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。      

3×3-2小组件加深燃耗考验元件的金相检验

对3×3-2小组件加深燃耗考验元件进行了金相检验,元件最高燃耗(以金属U计,全文同)为30 917 MW*d/t.检验结果表明锆包壳外表面氧化膜剥落较为严重,内表面氧化膜最大厚度为19.46 μm;芯块与包壳平均间隙为24.93 μm;包壳最大吸氢量达到190 μg/g;芯块平均晶粒尺寸约为15.65 μm,部分晶粒有所长大,但无柱状晶出现;芯块气孔率约为5.52%,尺寸小于5 μm气孔的体积份额约占总气孔度的29.86%.在该燃耗下,元件仍具有一定的安全裕度.     

压水堆燃料组件辐照考验技术研究

燃料组件在反应堆内的辐照考验是压水堆燃料组件研制过程最重要的环节。对辐照考验方案的技术要求、辐照后检查要求等进行研究,提出需要重点分析的事项。辐照考验燃料组件的运行取得了良好的效果,表明辐照方案和考验要求是合理的,对后续其他燃料组件辐照有很好的借鉴作用。     

秦山核电厂燃料元件内辐照考验的分析和评价

为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验堆开展了3×3-2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。 考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m~2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。     

10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒辐照考验

TRISO型包覆燃料颗粒由燃料核芯、疏松热解炭层、内致密热解炭层、碳化硅层和外致密热解炭层组成.在冷态性能检验合格的基础上,进行了10 MW高温气冷堆包覆燃料颗粒的静态辐照试验和动态回路辐照试验.在辐照温度1 000 ℃、累积快中子注量1.28×1025 m-2和燃耗(以金属铀计)达到95 GW·d·t-1时,包覆燃料颗粒的放射性裂变产物85Krm的释放率为1.02×10-6,辐照后检验未发现包覆燃料颗粒破损.辐照考验结果表明,包覆燃料颗粒的性能可以满足我国10 MW高温气冷堆安全运行的要求.     

辐照后燃料棒气压检漏技术研究

开展辐照后燃料棒气压检漏技术研究,确定辐照后燃料棒气压的检漏的示踪介质和实验压力。综合考虑热室内燃料棒的密封、夹持固定操作、泄漏监测方式、示踪介质选择和施压方式等因素,设计加工辐照后燃料棒气压检漏装置,并验证了装置的气密性、有效性和方法的可行性。     

核燃料组件导向翼损伤回堆复用的分析

2011年1月,中核核电运行管理有限公司二厂（简称二厂）换料大修,外观检查发现燃料组件A导向翼脱落。经国家核安全局（NNSA）审评批准后,将燃料组件A装入堆芯规定位置。2012年3月再次换料大修,将燃料组件A御出堆芯。经检查确认燃料组件A完整,无异常变化。此次实践为此类型的导向翼损伤,燃料组件回堆复用提供参考,为同类型燃料组件导向翼损伤后回堆复用的标准制定提供案例支持。     

管状燃料组件辐照后尺寸测量

主要介绍某新型管状燃料组件辐照后尺寸测量的检查内容、检查方法及检查结果,对尺寸测量结果进行初步评价。结果表明:燃料组件辐照后总长与辐照前相比略有增长,平均增长0.71 mm;辐照后组件弯曲度基本无变化;辐照后对边距最大增长0.17 mm,最小增长0.07 mm;各层燃料管水流间隙整体呈减小趋势,最大减小0.33 mm;燃料管外径最大增长0.13 mm,内径最大减小0.20 mm。     

回堆考验元件裂变气体测量分析

反应堆燃料元件的裂变气体释放率测量是辐照后检验的一项重要内容,它对于评价燃料元件的性能起着重要作用.回堆考验组件采用3×3-2再组装小组件方式,由一期考验的3根老棒、4根新棒和2根控制棒导向管组成.3×3-2小组件在中国原子能科学研究院重水研究堆辐照到燃耗(以金属铀计,全文同)30.9 GW*d/t(老棒)时,堆内出现破损信号.随后将其运至热室,非破坏性检验未发现元件棒破损.为此,采用激光刺孔方法将7根元件棒刺穿,测量元件棒气腔内压和裂变气体释放率.结果表明,元件棒内压均不低于再回堆考验前的压力值,从而进一步证实元件棒未发生破损,与一期考验元件相比,回堆后的燃料棒裂变气体释放率无明显增加.     

Integrity Confirmation Tests and Post-irradiation Test Plan of the HTTR First-Loading Fuel

Since the first-loading fuel of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) is the first mass-production High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) fuel in Japan, their quality should be carefully inspected. For the quality control related to the fabrication process, Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) carried out the tests to certify the fuel integrity during operation. The tests comprise (1) as-fabricated SiC failure fraction measurement, (2) high-temperature heatup test of irradiated fuel and (3) accelerated irradiation test. For (1), the SiC failure fraction was measured independently in JAERI in addition to the measurement in the fabrication process. The measured failure fractions agreed within 95% confidence limit. In order to confirm the integrity of the SiC layer with respect to the 1,600°C criterion, the high-temperature heatup test of irradiated fuel compact was carried out. The result showed that no failed particle was present in the fuel compact after heating. The diffusion coefficient of metallic fission products in SiC layer was also examined in a series of post-irradiation heating tests. The measured diffusion coefficient of ¹³⁷Cs showed a good holding ability as those obtained for research and development fuel specimen. The measured fission gas release rate in accelerated irradiation test showed no additional failure up to 60 GWd/t which was about two times higher than 33 GWd/t of the maximum burnup in the HTTR core. Through the tests, integrity of as-fabricated first-loading fuel of the HTTR was finally confirmed. The future post-irradiation test plan, which will be carried out to confirm the fuel irradiation performance and to obtain the data on its irradiation characteristics in the core, is also described.     

高能X射线CT技术在辐照后核燃料组件检测中的发展及应用

定期检测辐照后核燃料组件对保障反应堆安全运行和开展高燃耗下核燃料组件的性能研究具有重要意义。为了能在不拆卸、不破坏燃料组件的情况下更好地观察燃料组件及其内部燃料棒的缺陷及结构变化等信息,高能X射线计算机断层扫描(X射线CT)技术作为一种有效手段可用于辐照后核燃料组件的检测。日本多年来一直致力于该技术的研究工作,成为世界上唯一一个研制出用于辐照后燃料组件检测的高能、高分辨率X射线CT检测装置且应用于快中子反应堆现场检测的国家。为此,本文梳理日本近几十年来相关研究成果,介绍日本原子能研究开发机构(JAEA)研发的燃料组件高能X射线CT装置结构、工作原理、研究现状及部分应用实例,以期对我国核燃料组件无损检测技术的发展提供参考、借鉴。     

燃料组件压紧部件分析研究

燃料组件压紧部件是核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性,是核电厂安全审查中关注的重点之一.结合燃料组件压紧部件的要求,计算板状弹簧压紧部件全寿期内的压紧力,针对压紧力不足的风险进行了原因分析,并给出了应对措施及建议.     

5MW THR燃料组件

本文介绍了5MW THR 燃料组件的设计原则、设计特性及其结构。并对其性能进行了分析与评价。     

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象,就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估,对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算,并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后,执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv,低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv;向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq,远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h,核电厂无需进入应急待命状态。     

堆内考验燃料组件设计

4×4—4压水堆燃料组件用于验证国产化燃料棒的堆内性能。燃料组件中包括了目前压水堆标准化燃料棒、高性能燃料棒和双金属定位格架。高性能燃料棒采用了衬锆包壳管和环形芯块,以便减小芯块-包壳相互作用和降低燃料温度,从而降低裂变气体释放率。预计标准化燃料棒中,最高棒平均燃耗可达到45GW·d/tU,高性能燃料棒达到60GW·d/tU。