核燃料的形式为由铀混合物粉末烧结成的二氧化铀陶瓷芯块。瓷芯块为直径1厘米，高度1厘米的圆柱体。几百个芯块叠在一起装入直径1厘米，长度约4米，厚度为1毫米左右的细长锆合金材料套管内，因为核裂变反应就像是在燃烧原子，因此称为燃料棒。

以最常见的压水堆核电站为例，核燃料采用的铀是低浓缩铀，其中含裂变材料铀-235的含量为3%（称为富集度，天然铀的铀-235富集度为0.714%）。

在压水反应堆燃料组件中，一组15×15的含芯块和包壳的燃料棒由15×15的定位格架在多点支承，每根燃料棒长约4m，外径约1 cm，沿轴向约有7到8个定位格架。在燃料组件的流致振动分析时，通常将燃料棒简化为在流场作用下的多跨连续梁，格架中的每个单元分别含两个弹簧片和四个刚凸。

有些类型的反应堆其它部分也有放射性，比如重水反应堆中的重水，轻水反应堆中的一回路冷却水，这些都是有放射性的。

伊朗正在生产用于核反应堆的燃料棒。这是伊朗政府推动其核项目的最新进展，国际社会正试图对伊朗的核项目加以限制。燃料棒含有低浓缩度的铀，它被放置在核反应堆的核心位置以使反应堆运转。

浓缩铀可用于生产核能或用于制造核武。作为核不扩散条约成员国的伊朗坚持称其核能项目只是出于生产电力的和平目的，但美国、法国和英国正推动安理会通过一项要求伊朗放弃铀浓缩活动的决议案，否则将面临安理会采取进一步措施的威胁。

韩媒体公开朝鲜未使用的核燃料棒照片

2009年2月4日，据韩联社报道，朝鲜为生产核原料钚而制作的未使用燃料棒的照片首次曝光。照片共有9张，韩国外交通商部朝核外交企划团团长黄浚局等韩政府考察团于上月15日至19日访朝，并于16日前往朝鲜宁边核燃料棒制造工厂燃料棒保管仓库，亲自拍下这些照片。经外交通商部同意，媒体公开了这些照片。

据参与考察团的韩国某官员介绍，未使用燃料棒共有1.4万多根，其中包括1.2万根用于50MW反应堆的燃料棒和2千根用于5MW的燃料棒，分别被放在不同的房间里，每个搁板上捆放着30根。这些未使用燃料棒于1993年至1994年生产，1994年签署《日内瓦协议》后核燃料棒工厂关闭。考察团在访朝期间向朝方提议取回燃料棒样本，但朝方以为时尚早为由，表示了拒绝。此前，六方会谈同意作为朝鲜核设施去功能化的一部分，以将未使用燃料棒弄弯或购买的方式进行处理。

福岛核燃料棒转移工作

福岛第一核电站封堆作业第一阶段的关键环节——从4号机组乏燃料池中取出核燃料棒的工作于2013年11月18日正式启动。福岛第一核电站4号机组的乏燃料池里共存放1533根核燃料棒，其中1331根为使用完的乏燃料，辐射极高。工作人员须从乏燃料池中取出核燃料棒，装入运输专用的“干式贮存桶”，再使用大型起重机将装有核燃料棒的贮存桶转移到地面，然后运输到100米外、名为“共用燃料池”的储存设施内。东京电力公司计划2014年年底结束从4号机组乏燃料池取出核燃料棒的工作，而能否按计划完成作业、确保安全无误备受关注。

定位格架弹性约束对燃料棒振动特性的影响

燃料组件是核反应堆的核心部件，其性能直接影响核电站的可靠性、安全性和经济性，而定位格架作为燃料组件的重要结构，应保证反应堆在其寿期内，具有良好的热工水力性能、足够的强度和刚度，其功能除了定位、支承和导向外，还需起到合理分配流量、限制燃料棒振动水平的作用。

国内外对于格架力学性能的研究主要有：从流场分析的角度，研究定位格架导向翼和搅混翼的不同设计对合理分配流量的影响；通过静力试验和分析，研究定位格架的力学参数，考察其整体刚度和强度是否满足设计要求。燃料组件在实际运行工况下，长期处于高温高压以及辐照等恶劣环境中，随着燃耗的增加，定位格架上的弹簧片和刚凸有可能由于辐照生长和蠕变而出现松动，导致格架的力学性能参数会有不同程度的变化，对燃料棒模态参数将会产生显著影响，进一步影响燃料组件的使用寿命。而燃料棒在流致振动分析中一般将其简化为在流场作用下的多跨连续梁，文献仅分析了单跨情形下，两端的弹性约束对燃料棒一阶固有频率的影响；将燃料棒作为多跨连续梁作整体分析，考虑格架的弹性约束对其模态参数的影响，这方面公开发表的研究成果较为少见。

应用多跨连续梁振动理论，研究了定位格架约束对燃料棒固有振动特性的影响，以某核电厂燃料组件为例，建立了定位格架弹性约束的等效线刚度与燃料棒一阶固有频率的关系，在此基础上根据实测值确定格架弹性约束的等效刚度系数，并进行了燃料棒在弹性约束下的固有振动特性分析。结果表明，定位格架约束的不同处理对燃料棒的振动特性影响显著。因此，在燃料组件的设计中应充分考虑定位格架刚度的变化，所导致的燃料棒流致振动特性的改变。

核燃料棒235U富集度检测设备的软件设计

核电站不同堆型所使用的核燃料棒富集度也有所差异，核燃料元件厂为满足这些需求，生产了不同富集度的核燃料芯块。装填芯块时由于某些原因可能出现混装，使得核燃料棒中出现异常芯块，在反应堆运行过程中由于这些异常芯块以及235U富集度不均匀产生的热点可能引起燃料棒破裂。因此，必须对所生产的燃料棒235U富集度及其均匀性进行100%的检测。中国核电工程有限公司郑州分公司新研制的252Cf中子活化核燃料棒235U富集度无损检测设备在传动装置、前端探测器、上下料以及检测软件等方面相对以前研制的设备都有所改进，其中检测软件由DOS平台运行升级为Windows平台运行。

（1）检测原理

热中子诱发UO2芯块中的235U发生裂变反应产生的裂变产物不稳定，伴随一系列β-衰变，释放出大量γ射线(称为缓发γ射线)。在中子源强度、辐照时间和冷却时间一定的条件下，缓发γ射线强度与235U富集度成正比关

系，因此，通过测量γ射线强度沿燃料棒轴向分布和利用差值超限判别法便可确定核燃料棒的实际235U富集度值并判断出棒中是否混有异常芯块。

（2）系统组成

为提高中子源利用率和检测效率，252Cf中子活化核燃料棒235U富集度检测设备采用双通道设计，每个通道上布置3路探测器，整套设备由上下料架、传动装置、中子源、252Cf中子辐照器，六路探测器、放大器、单道脉冲幅度分析器、PLC自动控制系统以及计算机软件系统等部分组成，系统结构如图1《系统结构示意图》所示。