硼不锈钢乏燃料贮存格架老化监督与管理

2026-03-27 17:33:31 作者：陈平来源：腐蚀与防护分享至：

硼不锈钢乏燃料贮存格架主要用于吸收热中子，从而控制乏燃料组件的反应性，确保其始终处于次临界安全状态。在核电厂整个设计寿期内，该格架需持续服役且通常不予更换。然而，在长期运行过程中，格架材料持续受到γ射线和中子辐照作用，并长期处于含硼水化学环境中，可能发生腐蚀、开裂、变形、肿胀，材料损耗及性能退化等一系列老化效应，严重时甚至会丧失中子吸收能力。因此，有必要对硼不锈钢乏燃料贮存格架实施系统性的老化状态监督，以保障乏燃料的长期安全贮存。

老化管理大纲开发

针对硼不锈钢乏燃料贮存格架的老化管理，应制定系统性的老化管理大纲，通过定期检查与评估，监测并及时缓解其老化状态。

该大纲应涵盖以下关键要素：明确管理对象、设定监/检测参数、实现老化效应的探测与趋势分析、制定缓解措施、确立验收准则、规范纠正行动、建立经验反馈机制，并实施严格的质量管理等方面，以确保老化管理工作的全面性与有效性。

老化效应的机理与探测

硼不锈钢乏燃料贮存格架在乏燃料水池环境中长期服役时，主要面临腐蚀、尺寸变化（如肿胀或变形）、开裂、力学性能下降及中子吸收能力减弱等一系列老化效应，这些效应主要由池水化学条件与持续的中子及γ射线辐照共同作用所引发。

由于无法对已安装就位的硼不锈钢乏燃料贮存格架进行取样检测与试验，因此在核电厂建造安装阶段就应在乏燃料贮存水池内设置专门的“试样树”。定期抽取Ⅱ区乏燃料贮存水池中试样树上的样片并对其开展测试，可有效评估格架材料是否发生劣化，判断其中子吸收能力是否下降。

硼不锈钢乏燃料贮存格架的老化效应探测主要包括外观检查、尺寸测量、质量及密度测量和中子吸收能力评估。

外观检查：

观察试样表面是否存在腐蚀、鼓泡、裂纹等缺陷及其发展情况。

尺寸测量：

检测试样在长度、宽度和厚度方向上的尺寸变化。

质量及密度测量：

记录试样的质量与密度变化，评估材料损耗或肿胀行为。

化学成分分析：

测定样片中B₄C含量与B-10同位素丰度，分析其变化趋势。

中子吸收性能测试：

直接测量样片的中子吸收能力，评估其性能衰减情况。

老化状态评估

核电厂应定期抽取乏燃料贮存格架试样树上的试样，开展老化状态检测，评估格架整体老化情况并确保其性能满足安全要求。

以国内某核电厂为例，在该厂机组运行第5年抽取了首批两片试样（编号A1、C1），并对其进行了系统的性能检测与老化状态评估。

性能试验

外观检查：

采用直接目视法对A1与C1样片进行了外观检查。结果表明，两片试样辐照后编号面与非编号面均呈现均匀银灰色，表面状态良好，未出现明显锈迹、毛刺、肿胀、异物嵌入或凹坑等缺陷，且编号标识清晰可辨。辐照后A1与C1样片的外观形貌分别如图1与图2所示。

图1 辐照后A1样片的外观形貌

图2 辐照后C1样片的外观形貌

尺寸检查：

辐照后样片的尺寸测量在热室内完成，使用数显卡尺与电感测微仪分别对样片的长度、宽度及厚度进行精确测量。

测量结果显示，与辐照前相比，A1样片在长度和宽度方向上均呈现尺寸增加，而厚度方向则表现为轻微收缩。其中，长度方向增加0.04~0.09 mm，平均增加0.07 mm；宽度方向增加0.04~0.09 mm，平均增加0.06 mm；厚度方向变化范围为-0.032~0.001 mm，平均减少0.031 mm。

与之相反，辐照后C1样片整体尺寸减小。长度方向减少0.01~0.02 mm，平均减少0.01 mm；宽度方向变化范围为-0.07~0.03 mm，平均减少0.01 mm；厚度方向减少0.016~0.046 mm，平均减少0.027 mm。

质量及密度测量：

采用梅特勒XPR3003S型电子天平对样片进行质量及密度测量。结果显示：辐照后A1样片平均质量为608.035 g，较辐照前（607.970 g）增加0.065 g，质量增长率为0.011%；C1样片平均质量为603.519 g，较辐照前（603.450 g）增加0.069 g，质量增长率同样为0.011%。在密度方面，辐照后A1与C1样片的密度均为7.74 g/cm³，与辐照前保持一致，未发生变化。

中子吸收能力检测：

采用专用中子吸收能力检测装置，对A1及C1样片的G、K和M区域（图3）进行中子吸收能力测量。专用中子吸收能力检测装置由中子辐照装置、中子源、二维扫描装置、热中子测量设备、专用测控软件、计算机及相应的配套部件等组成。根据中子吸收能力测量结果计算得到试验样片各区域的中子吸收率如下：K区域38.2%~38.7%，M区域39.1%~39.4%，G区域38.5%~39.0%。