真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究

徐 杰，陈建伟，林 峰，金 鸣，吴庆生，宋 勇

(1.中国科学院核能安全技术研究所 中子输运理论与辐射安全重点实验室，安徽 合肥 230031；2.中国科学技术大学，安徽 合肥 230027)

铅及铅基合金作为裂变反应堆冷却剂具有诸多优点，例如良好的中子学和热力学性能，同时与空气和水呈惰性，大大降低了反应堆因冷却剂泄露造成的安全风险[1,2]。燃料组件压紧弹簧是铅基反应堆中重要的结构部件，提供适当的压紧力以保持燃料组件在反应堆运行中始终被压紧，防止液态金属冲刷引起组件移位。压紧弹簧实际工况复杂，承受来自反应堆运行中堆功率变化形成的冷热循环、驱动泵运行造成的机械振动以及冷却剂循环导致的流致振动等交变载荷[3,4]，这些交变载荷容易导致其发生疲劳破坏。同时压紧弹簧长期处于高温压应力的工作环境下，可能造成弹簧较大的应力衰减甚至断裂，使其失去结构功能，造成燃料组件松动问题[5,6]。

国内外关于燃料组件压紧弹簧疲劳的研究较少，针对反应堆特殊工况下弹簧的疲劳研究更鲜有报道。李腾[7]开展了Cr18Ni9不锈钢螺旋拉伸弹簧蠕变和应力松弛研究，得出该类型弹簧在室温下的蠕变应变极限、稳态蠕变速率和应力松弛负荷损失率。J.Vinys[8]研究了不同碳含量弹簧钢在大塑性变形后回火期间出现的应力松弛现象，探讨了材料的可塑性转变的应用问题。董社霞[9]采用数值模拟与理论分析相结合的方法研究压缩弹簧在特定工况下的应力松弛行为，建立了压缩弹簧数值模型，求得了压缩弹簧应力松弛后的残余切应力。……