秦山一期核电厂乏燃料元件y扫描测量

摘  要：乏燃料元件辐照后热室检查中， 扫描测量作为无损检测手段之一，可以获得燃料辐照行为的相关信息，秦山一期核电厂乏燃料元件检验中，利用高纯锗  谱仪完成了8根燃料元件棒  扫描测量，元件燃耗分布在33 956～39 922 MWd/tU之间，获得了燃料元件轴向相对燃耗分布及燃料活性区堆积高度等数据。结果显示，采用0.5 mm精细扫描下，芯块与芯块间隙位置清晰可辩;燃料元件轴向燃耗总体呈现为两端低、中间平坦式分布，这与堆内中子注量分布相关，燃料元件格架处燃耗略低;燃料堆积高度较名义高度均有不同程度的增加，高度增长率在0.31%～0.90%之间;可用134Cs/137Cs原子比表征其相对燃耗分布。

关键词：乏燃料元件    扫描  燃耗分布  堆积高度

中图分类号：TL-34                         文献标识码：A文章编号：1672-3791（2021）03（c）-0049-04

Gamma Scanning of Spent Fuel Elements from Qinshan NPP PhaseⅠ

ZHU Xinxin

（China Institute of Atomic Energy， Beijing， 102413  China）

Abstract：As one of non-destructive examination methods in hot cell， gamma scanning is used to provide data relevant to fuel behavior. 8 fuel elements from Qinshan NPP phase Ⅰ with burnup range of 33 956～39 922 MWd/tU were measured by gamma scanning， and the axial relative burnup distribution of fuel elements and the stack length of fuel active zone were obtained. The results show that the space position between the pellets can be identified by 0.5 mm fine scanning. The axial burnup of the fuel element is generally low at both ends and flat in the middle， which is related to the neutron flux distribution in the reactor， and the burnup at the fuel element grid is slightly lower. The fuel stack height increases in varying degrees compared with the nominal height， and the height growth rate is between 0.31%～0.90%， and the relative burnup distribution can be characterized by the atom ratio of 134Cs/137Cs.

Key Words： Spent fuel element; Gamma scanning; Burnup distribution; Stack height

通過对核电厂乏燃料元件开展辐照后检验，获取辐照后燃料元件结构、性能变化数据，可为改进燃料组件设计、优化制造工艺和运行工况提供依据[1-5]。在燃料元件辐照后热室检查中，γ扫描测量作为无损检测手段之一，可以获得燃料辐照行为的相关信息[6]，包括燃料芯块堆积高度、芯块-芯块界面定位、芯块-芯块间隙大小评定、挥发性裂变产物迁移、破损元件燃料缺失、元件轴向燃耗分布等，为燃料元件辐照性能评价提供依据。在秦山一期核电厂乏燃料元件检验中，利用热室γ扫描测量装置，完成了8根燃料元件γ扫描测量，元件燃耗分布在33 956～39 922 MWd/tU之间，相关信息见表1，8根燃料元件共来自3个燃料组件。

1  γ扫描测量装置和测量方法