核反應(yīng)堆燃料組件的無損檢測和修復(fù)

許俊龍，馬官兵，王賢彬，林 戈，孔玉瑩

（中廣核檢測技術(shù)有限公司，蘇州 215021）

燃料組件是核反應(yīng)堆的能量源，是發(fā)生核裂變反應(yīng)產(chǎn)生能量的核心部件。20世紀(jì)70年代以來，核能發(fā)電技術(shù)逐步成熟，核反應(yīng)堆的建設(shè)實現(xiàn)了標(biāo)準(zhǔn)化和商業(yè)化，燃料組件的研發(fā)和生產(chǎn)也逐步實現(xiàn)了標(biāo)準(zhǔn)化和系列化，這就對燃料組件的質(zhì)量有了更高的要求。進行燃料組件的無損檢測可以為核燃料的堆內(nèi)行為分析、性能提升、破損原因分析提供數(shù)據(jù)支撐，是燃料組件研發(fā)、測試的重要步驟，同時也是進行核燃料安全監(jiān)測的主要方式。

1 燃料組件結(jié)構(gòu)

目前世界上在運核電站多屬于輕水反應(yīng)堆（包括壓水堆和沸水堆），所生產(chǎn)的核燃料主要包括壓水堆燃料組件和沸水堆燃料組件。如圖1（a）所示，壓水堆燃料組件通常由14 根×14 根到18 根×18根的燃料棒按照一定的間隔裝配而成。燃料棒主要由鋯合金包殼管和氧化鈾芯塊組成，內(nèi)部裝有壓緊彈簧以限制燃料芯塊的跳動，組裝完成后充以高壓氦氣以減小入堆后冷卻劑的壓應(yīng)力［1］。沸水堆采用與壓水堆類似的燃料棒，如圖1（b），其燃料組件外部包圍有一層薄管道，可以改善反應(yīng)堆的熱工水力特性和減小局部密度變化對堆芯內(nèi)中子的影響，其目前多采用9 根×9 根 和10 根×10 根的結(jié)構(gòu)。

圖1 壓水堆和沸水堆燃料組件示意

世界核燃料的設(shè)計和生產(chǎn)主要集中于少數(shù)行業(yè)巨頭，如BNFL，Westinghouse，GNF，F(xiàn)ramatome ANP，TVEL等，這些行業(yè)巨頭通過兼并和重組在全球范圍建立了眾多的核燃料加工廠，為全球大多數(shù)商業(yè)核反應(yīng)堆提供核燃料。法國Framatome公司主要產(chǎn)品包括壓水堆燃料組件AFA 3G、HTP及Mark－B／BW 和沸水堆燃料組件ATRIUM。其中AFA 3G 型產(chǎn)品主要面向歐洲市場，CPR1000堆型面向中國市場，Mark－BW 型可作為Westinghouse公司壓水堆的替代燃料，Mark B 型主要用于美國B＆W 型反應(yīng)堆。Westinghouse公司主要產(chǎn)品包括壓水堆燃料組件CENP、ASEA－Atom 及RFA 和沸水堆燃料組件SVEA。CENP 系列主要用于美國Combustion Engineering 公司所建的核反應(yīng)堆，ASEA－Atom 系列由Westinghouse－Atom 公司在原ABB－Atom 公司產(chǎn)品的基礎(chǔ)上改進而來，RFA 系列由Westinghouse－US 公司在V5HP＋型產(chǎn)品的基礎(chǔ)上研發(fā)而來。

2 燃料組件的典型缺陷分析

燃料組件在堆內(nèi)強輻照條件下運行，它的性能和結(jié)構(gòu)，包括燃料棒、定位格架、板彈簧等，易發(fā)生改變。燃料芯塊會出現(xiàn)熱膨脹、致密化、腫脹和裂縫等缺陷。鋯合金包殼在持續(xù)輻照條件下易向內(nèi)蠕變，同時其外表面會出現(xiàn)氧化層及腐蝕產(chǎn)物的沉積，腐蝕會引起鋯合金包殼管壁厚減小和吸氫，并最終導(dǎo)致氫化物析出，降低材料強度和延展性［6］。燃料組件和格架在長期運行期間也會發(fā)生輻照生長。燃料組件典型缺陷及檢查方法如表1所示。

表1 燃料組件典型缺陷及檢查方法

3 燃料組件的無損檢測和修復(fù)

反應(yīng)堆運行時，通過從一回路冷卻劑中進行定期取樣，通過樣品分析來判斷是否有燃料組件發(fā)生破損。如果監(jiān)測結(jié)果顯示燃料組件發(fā)生破損，改變局部控制棒在燃料組件中的插入深度，使反應(yīng)堆功率在局部發(fā)生變化，觀察回路冷卻劑中裂變產(chǎn)物的濃度是否發(fā)生相應(yīng)變化，據(jù)此來判斷破損燃料組件在堆芯中的大致位置。在停堆大修時，對破損燃料組件進行檢測，找出破損的燃料棒并進行修復(fù)［2］。

圖2 燃料組件破損檢查流程

3.1 啜吸檢查

啜吸檢查是一種用于鑒定燃料組件是否存在破損的技術(shù)。實施時，被檢測的燃料組件隔離在密閉容器內(nèi)，通過提高燃料組件的內(nèi)壓或降低燃料組件的外壓，使破損燃料棒內(nèi)的裂變氣體加速滲出到容器內(nèi)的水或空氣中，然后取樣水或空氣，用輻射譜儀進行分析，以判斷燃料組件是否存在破損［3］。目前常用的檢查方法有罐式啜吸，在線啜吸和鏡式啜吸，各方法的比較如表2所示。

3.2 超聲檢測

當(dāng)啜吸檢查結(jié)果顯示燃料組件存在破損時，就需要鑒別出其中破損的燃料棒，以便進行后期缺陷分析和燃料修復(fù)。鑒別破損燃料棒最常用的有效方法是超聲檢測。通常情況下，燃料棒發(fā)生破損后，在包殼內(nèi)外壓差作用下，冷卻劑會滲入到燃料棒內(nèi)，直至包殼內(nèi)外的壓力達(dá)到平衡為止［4］。

表2 幾種啜吸檢查方法的比較

圖3所示為西班牙TECNATOM 公司開發(fā)的SICOM－UT 設(shè)備，檢測所用的超聲探頭分為發(fā)射探頭和接收探頭。檢測時，將超聲探頭插入燃料棒的行間隔進行信號采集，在超聲探頭通過燃料棒的過程中，發(fā)射探頭發(fā)射的超聲波經(jīng)燃料棒反射后被接收探頭所接收，滲入冷卻劑的燃料棒會反射較小的超聲能，完整的燃料棒基本上會全反射，通過比較回波信號的幅值即可判斷燃料棒是否存在破損［5］，從而避免對燃料組件進行拆卸。

圖3 TECNATOM 公司的SICOM－UT 設(shè)備

3.3 渦流檢測

對破損燃料棒進行缺陷檢查，最有效的方法是渦流檢測。破損燃料棒勻速通過渦流線圈，渦流線圈產(chǎn)生的高頻磁場在包殼中感應(yīng)出渦流，渦流又會建立本身的磁場，從而對線圈的阻抗產(chǎn)生影響。當(dāng)燃料包殼存在缺陷時，包殼內(nèi)感應(yīng)出的渦流就會發(fā)生變化，渦流通過自身的磁場又會引起線圈阻抗的變化，通過分析阻抗大小和相位的變化可以進行缺陷判斷。

目前該類檢查設(shè)備大都具有復(fù)合檢測功能，如西班牙TECNATOM 公司的SICOM－ROD 設(shè)備，其系統(tǒng)配置如圖4所示。設(shè)備安裝有線性編碼器、LVDT 傳感器、扁平渦流線圈、環(huán)形渦流線圈，旋轉(zhuǎn)渦流探頭等傳感器，不但能夠進行燃料棒的缺陷檢查，還可以進行缺陷的定向和定位、包殼氧化膜厚度測量、燃料棒直徑測量，從而可以更加全面地對燃料棒進行監(jiān)測。

圖4 SICOM－ROD設(shè)備的系統(tǒng)配置

3.4 燃料組件的修復(fù)

燃料組件在設(shè)計上必須滿足兩點基本要求：一是在正常及預(yù)設(shè)工況情況下，保持燃料棒的定位；二要保證輻照后的可操作能力。這給燃料組件的修復(fù)提供了可能。AFA 系列燃料組件在結(jié)構(gòu)上充分考慮了后期的維護：導(dǎo)向管與定位格架焊接在一起，上、下管座用防松螺釘與導(dǎo)向管連接起來，構(gòu)成可拆式骨架；燃料棒插入定位格架內(nèi)，由彈簧片夾持。

對于存在燃料棒破損的燃料組件，在換料大修時，拆除上管座后將破損的燃料棒抽出，在相同孔位插入完好的燃料棒，重新安裝上管座后即可投入使用；破損的燃料棒被移除后儲存或進行處理。對于骨架壞損而無法重新入堆的燃料組件，可以更換壞損的骨架，如圖5所示，壞損燃料組件倒置后拆除下管座，將完好的骨架放置在壞損組件的正上方，保證二者完全對正，逐根將燃料棒從壞損組件中抽出并拉入到新骨架中，完成燃料棒的遷移后分別安裝上、下管座；對于重構(gòu)后的新組件可以繼續(xù)入堆使用。

圖5 更換燃料組件骨架流程

3.5 其他無損檢測技術(shù)

對燃料組件進行檢查的研究，始于20世紀(jì)70年代，目前世界主要核燃料生產(chǎn)商均已開發(fā)了針對自身燃料組件的檢查設(shè)備，例如西班牙TECNATOM 公司的SICOM 系列多功能檢測設(shè)備，法國AREVA 公司的OLSS 啜吸檢查設(shè)備，BIPCI變形測量設(shè)備，ECHO330超聲檢測設(shè)備等系列產(chǎn)品，檢查項目還包括板彈簧壓緊力測量，燃料組件變形測量，外觀檢查等［6］。

圖6 TECNATOM 公司燃料檢查主要設(shè)備

4 結(jié)論

對燃料組件進行無損檢測，可及時了解核燃料的堆內(nèi)運行狀況。對于破損、變形的燃料組件，可以進行針對性地修復(fù)，提高核燃料的利用效率，同時極大地降低了放射性物質(zhì)釋放的概率，這對于保證核電廠的安全運行具有重要意義。

［1］廣東核電培訓(xùn)中心.900MW 壓水堆核電站系統(tǒng)與設(shè)備［M］.北京：原子能出版社，2007.

［2］鄧浚獻，趙希卷，葉曉麗，等.壓水堆燃料的檢測、修復(fù)和重組［J］.原子核物理評論，1999（2）：58－62.

［3］李穎，尹緒雨.啜吸探測技術(shù)在燃料檢查中的應(yīng)用［J］.核電子學(xué)與探測技術(shù)，2012（5）：27－31.

［4］THOME Z D，PEREIRA W C A，MACHADO J C，et al.A system for nuclear fuel inspection based on ultrasonic pulse－echo technique［J］.IEEE Transactions on Nuclear Science，2011，58（5）：2452－2458.

［5］WOMACK R E，LAWRIE W E.Apparatus and Method for Detecting Defective Fuel Rods：U.S.A.4193843［P］.1980－03－18.

［6］蘭智彬，孫毓寶，郭旭林，等.大型核電站燃料組件包絡(luò)輪廓尺寸全自動檢查裝置技術(shù)開發(fā)與應(yīng)用［J］.自動化與儀器儀表，2010（3）：81－83.