补充资料：核燃料元件

核燃料元件
nuclear fuel element

　　燃料包壳的材料主要有铝合金(多用于试验堆)、镁合金(多用于气冷堆)、错合金(多用于水冷动力堆)及不锈钢(多用于快堆)。选择包壳材料及其结构几何尺寸，需要从物理、化学、热工水力、强度、刚度、抗腐蚀性能、抗辐照性能以及制造方便等多方面要求进行综合考虑。 使用情况各种类型的燃料元件制造工艺成熟稳定，实际使用情况良好。以生产规模最大、制造工艺复杂、使用数量最多的轻水冷却动力堆(压水堆、沸水堆)的燃料元件为例，在精心操作和严格的水质控制下，压水堆燃料元件破损率可以低于10一;沸水堆燃料元件在包壳内壁敷设纯错衬层，以减少因芯块与包壳相互作用引起的破坏之后，其破损率与压水堆元件大体相当。 在实际使用过程中，轻水堆燃料元件破损主要有以下6种。 ①包壳内壁氢脆开裂。若芯块湿度过高，受热后水分蒸发并辐射分解为氢和氧，自由氢可被包壳吸收。如果包壳吸氢浓度不均，局部氢浓度高的区域可能脆裂。对芯块湿度进行严格控制，这种破损不会发生。 ②包壳管失稳压扁。在芯块密度较低、细孔、小晶粒情况下，辐照过程中芯块发生密实化现象(芯块体积缩小)。如燃料棒内上下相邻芯块因偏置而卡死，则密实化效应可能造成芯块与芯块之间的轴向间隙。轴向间隙较大的地方，包壳管就可能在外压下失稳(屈曲)压扁而塌陷于芯块之上，从而造成芯块与包壳之间径向间隙严重畸变，局部导热性能恶化，元件破损。同时，元件轴向功率分布也将发生畸变。这种破损曾发生在80年代初期。通过对轻水堆燃料元件增大初始充气压力，适当控制芯块密度，已不再出现。 ③芯块与包壳相互作用引起的破损(pellet clad-ding interaetion引起的破损，简称PCI破损)。在芯块与包壳的径向间隙(首先在芯块上下端面附近)消失后，芯块肿胀和热变形将引起它与包壳的相互挤压，使包壳局部发生较高的拉应力。这种区域容易在侵蚀力强的裂变产物作用下发生应力腐蚀开裂，严重时可能导致包壳局部裂穿，失去密封能力。这种破损现象曾在80年代初期出现过。合理控制初始内压大小，合理选取包壳壁厚、径向间隙宽度和包壳材料的塑性、蠕变特征，可以避免PCI破损。目前PCI破损在压水堆中发生概率很低。沸水堆元件由于在运行过程中发生局部功率变化的频率和幅值高于压水堆燃料元件，PCI破损概率稍高。生产中采用包壳内壁纯错衬层以降低局部拉应力，减少应力腐蚀的可能性，效果很好，沸水堆燃料元件PCI破损率大大降低。 ④包壳腐蚀。按目前所采用的水质标准，在批平均卸料燃耗不大于40000一45000 MWd八U的情况下，包壳抗腐蚀性能良好。如水中含氧量较高(如沸水堆情况)，则错一2的耐腐蚀性能略优于错一4。

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