核電站控制棒組件（RCCA）腫脹機理分析

單秉昆

（遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧 瓦房店 116319）

0 引言

控制棒組件（Rod Cluster Control Assembly）簡稱RCCA，在正常運行時用于調(diào)節(jié)反應(yīng)堆功率，在事故工況下快速引入負反應(yīng)性，使反應(yīng)堆緊急停堆，保證核安全。

根據(jù)燃料組件的類型，控制棒組件分為14×14，15×15以及17×17型三種類型，每種類型的控制棒組件分別對應(yīng)16，20，24根吸收劑棒，大型壓水堆核電站目前多采用17×17型燃料組件。

RCCA結(jié)構(gòu)由吸收劑棒（Absorber）、包殼（Cladding tube）、彈簧（Spring）和上下端塞（Top and bottom end plug）構(gòu)成。

1）吸收劑棒：吸收劑芯體由 Ag-In-Cd合金制成，吸收中子能力較強，這種吸收劑棒稱為黑棒；另外一種吸收劑棒是不銹鋼棒，吸收中子能力較弱，這種吸收劑棒稱之為不銹鋼棒或者灰棒。

2）包殼：不銹鋼。

3）彈簧：不銹鋼。

4）上下端塞：不銹鋼。

1 可能產(chǎn)生的缺陷及分析

隨著核電站運行周期的增加，RCCA長期處在高溫、高放射性、往復(fù)機械運動的特殊工況下，金屬材料熱老化現(xiàn)象、RCCA與導(dǎo)向管的接觸磨損工況，均會導(dǎo)致服役一定時間的控制棒組件產(chǎn)生以下三種典型的缺陷：

1）磨損 Wear

2）腫脹 Swelling

3）裂紋 Cracking

1.1 磨損 Wear

磨損主要分為“C”型磨損和“V”型磨損，產(chǎn)生磨損的原因：

1）受水流沖擊影響，控制棒下部區(qū)域頻繁與導(dǎo)向板摩擦產(chǎn)生；

2）控制棒在正常運行期間的上下步進運動時，控制棒與導(dǎo)向管摩擦產(chǎn)生。

1.2 腫脹 Swelling

產(chǎn)生腫脹的原因：控制棒包殼內(nèi)部的銀銦鎘（Ag-In-Cd合金）芯塊在吸收大量中子后會導(dǎo)致體積膨脹，RCCA下端塞區(qū)域在正常運行期間大量吸收燃料組件釋放出的熱量中子，此區(qū)域更容易出現(xiàn)腫脹現(xiàn)象，腫脹將導(dǎo)致棒體可能無法下插到控制棒導(dǎo)向管內(nèi)內(nèi)。

控制棒不能完全插入導(dǎo)向管的原因很多，比如燃料組件在服役過程中由于熱膨脹、輻照以及軸向壓緊力的綜合作用下導(dǎo)致的彎曲也是一個重要原因。

1.3 裂紋 Cracking

產(chǎn)生裂紋的原因：當Ag-In-Cd合金發(fā)生腫脹時，由于張力的增加導(dǎo)致包殼裂紋的產(chǎn)生，裂紋可使控制棒的封頭松開，使棒的整體性喪失，從而可能導(dǎo)致吸收體物質(zhì)的泄漏，污染冷卻劑。

2 RCCA腫脹機理

2.1 組織結(jié)構(gòu)的改變導(dǎo)致腫脹

RCCA腫脹缺陷的產(chǎn)生是因為中子吸收體（Ag-In-Cd合金）在高的中子輻照下產(chǎn)生腫脹，進一步導(dǎo)致控制棒包殼受擠壓發(fā)生變形，最后導(dǎo)致包殼裂紋的萌生和擴展。吸收體腫脹的原因主要是由于在中子輻照的過程中其組織機構(gòu)在改變。在中子輻照過程中，Ag-In-Cd合金的組織機構(gòu)會發(fā)生如下變化[1]：

吸收體經(jīng)過一定的中子輻照之后就會由Ag-In-Cd合金逐漸轉(zhuǎn)變?yōu)锳g-In-Cd-Sn合金。通過晶體結(jié)構(gòu)對比，Ag-In-Cd合金是面心立方結(jié)構(gòu)（f.c.c），而經(jīng)過中子輻照后會產(chǎn)生密排六方結(jié)構(gòu)（h.c.p）的第二相組織（材料中不同于基體相的所有其他相的統(tǒng)稱，一般非連續(xù)分布在基體相中）。

通過金相試驗結(jié)果可以證明，Ag-In-Cd合金在高的中子輻照一定程度后會導(dǎo)致控制棒尖端外圈部分的金屬組織逐漸轉(zhuǎn)變?yōu)閔.c.p第二相，但是在控制棒尖端中心h.c.p相逐漸減小，而f.c.c金屬逐漸增多，也就是說在高的中子輻照下，吸收體經(jīng)過核反應(yīng)后會形成較多的h.c.p第二相。

可以知道，由于面心立方金屬和密排六方金屬的致密度都是0.74，一種面心立方金屬全部轉(zhuǎn)變?yōu)槊芘帕浇饘伲w積基本是不會改變的，但是Ag-In-Cd合金通過中子輻照后在其基體相中產(chǎn)生了密排六方結(jié)構(gòu)的第二相組織，金相試驗表明，主要的吸收體外邊沿出現(xiàn)多種的沿晶開裂，晶粒缺失，氣孔，并創(chuàng)造出不同的形狀[2]。氣孔、沿晶開裂的產(chǎn)生會導(dǎo)致組織結(jié)構(gòu)的疏松膨脹，在宏觀表現(xiàn)上就是密度降低，體積增大，這就是中子輻照后Ag-In-Cd合金腫脹的原因之一。

于是不銹鋼包殼在吸收體腫脹壓力的作用下，最終導(dǎo)致RCCA的腫脹和開裂，也就是研究認為的輻照輔助機械開裂機制-irradiation assisted mechanical cracking(IAMC)。

2.2 熱穩(wěn)定性改變導(dǎo)致腫脹

Ag-In-Cd合金具有優(yōu)良的熱穩(wěn)定性，熱膨脹系數(shù)較小，但是Ag-In-Cd-Sn合金不具有熱穩(wěn)定性（not thermodynamically stable）。

2.3 高溫蠕變導(dǎo)致腫脹

高溫蠕變是指材料在高溫和恒定應(yīng)力作用下，應(yīng)變隨時間的延長而增加的現(xiàn)象，它與塑性變形不同，塑性變形通常在應(yīng)力超過彈性極限之后出現(xiàn)，而高溫蠕變只要在應(yīng)力的作用足夠長，它的應(yīng)力小于彈性極限時也能出現(xiàn)。所以吸收體在高溫下的蠕變行為會促使吸收體的腫脹。

3 RCCA腫脹部位以及腫脹時間

3.1 RCCA容易腫脹的部位

通過以上分析可知，在一定時間的高通量中子輻照下，RCCA吸收體（Ag-In-Cd合金）組織結(jié)構(gòu)的改變是導(dǎo)致自身腫脹的主要原因，熱穩(wěn)定性的改變以及高溫蠕變行為會促使吸收體的腫脹行為。

RCCA下端塞區(qū)域在正常運行期間會大量吸收燃料組件釋放出的熱中子，此區(qū)域組織結(jié)構(gòu)改變會更多，更容易出現(xiàn)腫脹現(xiàn)象，此區(qū)域是在役檢查重點需要關(guān)注的部分（約200mm范圍）。

3.2 RCCA腫脹的時間

有研究（日本美濱2號機組）表明RCCA的腫脹首先是吸收體發(fā)生腫脹，然后吸收體擠壓控制棒包殼導(dǎo)致不銹鋼包殼發(fā)生塑性變形從而導(dǎo)致RCCA的腫脹，直至不銹鋼包殼發(fā)生斷裂。 并且：RCCA的腫脹主要和以下三點有關(guān)系：

1）控制棒吸收體中子注量；

2）控制棒不銹鋼包殼的屈服強度；

3）RCCA吸收體和不銹鋼包殼的間隙大小。

表1是日本美美濱2號機組RCCA相關(guān)參數(shù)。

經(jīng)過對較多類型RCCA腫脹研究，關(guān)于控制棒直徑的增加值和中子注量的關(guān)系對于所有類型的控制棒組件存在一個導(dǎo)致包殼裂紋萌生的中子注量臨界值為0.8×1024n/m2(E＞1MeV)，此時該吸收劑棒應(yīng)該更換。

表1

試驗表明，通過增大不銹鋼包殼和吸收體（Ag-In-Cd合金）的間隙可以改進RCCA的抗腫脹性能，這種改進是有效的，在所測的核電廠中沒有發(fā)現(xiàn)控制棒直徑的增加，不過在試驗中最大的中子注量是0.6×1024n/m2，還有待進一步研究。

通過以上資料中的研究結(jié)果，可以得出以下推論：

1）核電站在役檢查應(yīng)更關(guān)注RCCA由于腫脹導(dǎo)致不銹鋼包殼的斷裂行為，在包殼發(fā)生裂紋萌生和擴展之后需要進行更換。

2）控制棒包殼和吸收體之間的間隙對于RCCA腫脹影響較大，如果間隙、包殼材料和研究中核電廠的相同或接近，那么包殼發(fā)生裂紋萌生的臨界中子注量值是0.8×1024n/m2，并具有一定的參考意義。

3）若新的核電廠和資料中所研究核電廠控制棒不銹鋼包殼和吸收體之間的間隙基本相同，那么通過計算該核電廠RCCA控制棒單位時間受中子輻照注量值，即可保守估計出RCCA腫脹的時間以及RCCA控制棒需要更換的時間，并結(jié)合大亞灣核電站RCCA歷年檢查結(jié)果（經(jīng)驗值），可得到合理經(jīng)濟的RCCA在役檢查計劃排布 。

4 結(jié)束語

RCCA腫脹問題是由于控制棒吸收體Ag-In-Cd合金在一定的中子輻照后發(fā)生腫脹致使控制棒包殼受擠壓變形導(dǎo)致的。在一定時間的高通量中子輻照下，RCCA吸收體（Ag-In-Cd合金）組織結(jié)構(gòu)的改變是導(dǎo)致自身腫脹的主要原因，熱穩(wěn)定性的改變以及高溫蠕變行為會促使吸收體的腫脹行為。RCCA腫脹更應(yīng)關(guān)注的是包殼材料因吸收體腫脹受擠壓發(fā)生的斷裂失效行為，包殼發(fā)生斷裂時應(yīng)該進行更換。RCCA腫脹和控制棒包殼的材料，中子注量以及包殼和吸收體之間的間隙有關(guān)，通過增大包殼和吸收體之間的間隙是降低RCCA腫脹的有效方法。

［1］Cladding Tube Cracking Caused by Absorber Sweing for PWR RCCA Rodlets[Z].Takamori MATSUOKA.

［2］Pressurized Water Reactot Ag-In-Cd Control Rod Lifetime[Z].