秦山核電廠堆芯燃料管理改進

孔德萍^1.2氣廖澤軍²，氣吳錫鋒²，魏文斌²，王永明²，李  華²

(1．上海交通大學機械工程學院，200240；2．秦山核電公司，浙江海鹽，314300)

        摘   要：泰山核電廠在最近10年的運行中，結(jié)合國內(nèi)外先進的堆芯燃料管理方法，    并針對電廠的實際情況，對最初設計的換料方案進行了逐步改進，通過改變布料方式、提    高燃料富集度等，加深了燃料的燃耗，實現(xiàn)了較好的經(jīng)濟效益。本文介紹了秦山核電廠最    近10年來的堆芯燃料管理改進情況。
        關鍵詞：堆芯燃料管理；換抖方案改進；燃耗
1  前  言
        堆芯燃料管理是保證核電廠的安全性和經(jīng)濟性的極其重要的工作，主要內(nèi)容是確定合理  的堆芯燃料管理方案和換料技術路線，最終達到提高燃料利用率、降低燃料循環(huán)成本、實現(xiàn)較好的核電廠經(jīng)濟性的目標。隨著核能在我國能  源中的地位日益增強，改善電廠的燃料管理，降低發(fā)電成本，提高電廠的經(jīng)濟性已成為一項重要的任務。
        堆芯燃料管理的主要任務是，在滿足安全要求的前提下選擇經(jīng)濟性最佳的燃料裝載方  式。堆芯燃料管理研究主要包括下列決策變量的確定^［2］：①換料組件數(shù)N或批料數(shù)n；②換料組件的富集度e；③循環(huán)長度T；④循環(huán)功率水平P；⑤燃料組件在堆芯的裝載方案L；⑥可燃毒物的類型和在堆芯的布置B。
        上述變量之間存在著密切的互相影響和相互耦合的關系，一個變量的確定必須考慮其對后續(xù)幾個循環(huán)結(jié)果的影響。通常在做燃料管理策略研究時，首先要確定上述6個變量中的2—3個(如堆芯裝載方式或換料組件數(shù)等)，然后在此基礎上通過程序計算對其余變量進行優(yōu)化組合，得到一個較佳的換料方案。
        20世紀80年代后，西方各國都致力于堆芯燃料管理策略的改進，通過低泄漏優(yōu)化換料、提高富集度、延長循環(huán)長度、加深卸料燃耗深度以及應用先進的可燃毒物、采用軸向再生層、提高運行功率等手段，大幅度提高了核電廠運行的經(jīng)濟性和競爭力^［2］。
        秦山核電廠設計于20世紀70年代，計算偏于保守，安全裕度偏大，與國外燃料管理相比有很大潛力。由于原設計的保守和局限，秦山核電廠在前三個燃料循環(huán)中燃料的利用率和循環(huán)壽期相對來說較低，電廠的經(jīng)濟性也較差。從第四次換料起，秦山核電廠結(jié)合國內(nèi)外先進的燃料管理方法，并針對電廠的實際情況，通過4次換料，布料方式從原來的高泄漏逐步過渡到低泄漏的模式，大大提高了燃料的燃耗，延長了燃料循環(huán)周期，實現(xiàn)了較好的經(jīng)濟效益。
2  秦山核電廠燃料管理初始方案
        秦山核電廠第一循環(huán)堆芯裝載方式如圖1所示，共有燃料組件121個，分3區(qū)布置。235U的富集度分別為2．4％、2．672％和3．0％；235U富集度高的燃料組件放在堆芯外圍，內(nèi)部區(qū)域為棋盤式布置以展平徑向功率分布。第—循環(huán)堆芯共裝576根可燃毒物棒(硼硅酸鹽玻璃)，多數(shù)插在235U富集度為2．672％的燃料組件內(nèi)，一個燃料組件內(nèi)插入的可燃毒物棒數(shù)日分別為16根、4根和2根3種。

       秦山核電廠的前三次換料設計按下列原則進行：①1／3換料，批換料量40組；②新燃料富集度，3．0％；③堆芯的裝載方案，“Out-in”；④機組功率水平，300MW電功率負荷運行；⑤不采用可燃毒物。
        在此換料策略下，秦山核電廠的卸料組件最大燃耗僅為30GWd／t(U)，機組循環(huán)長度為335EFPD(等效滿功率天)，與國外先進的燃料管理相距甚遠。
3  秦山核電廠換料改進方案
        秦山核電廠的燃料管理改進研究是以循環(huán)長度和卸料燃耗為目標函數(shù)，在參考國外先進燃料管理方法的基礎上進行的，出發(fā)點是以最小的投入獲得最大的效益。針對電廠的實際情況，制定出改進的初步方向，從中確定最佳的換料方案，既滿足安全限制的要求，又在經(jīng)濟性上有大的提高。鑒于電廠設備的狀態(tài)及可靠性，最適合秦山核電廠的燃料管理方案的參量選取為：①1／3換料，批換料量40組；②新燃料富集度為3．4％；③堆芯的裝載方案為“改進out-in”方式，即新燃料組件向堆芯內(nèi)部移動，布置在堆芯次外圍，部分燃燒過的燃料組件置于堆芯最外面的周邊部分(圖2)；④循環(huán)長度，-410EFPD；⑤機組功率水平，310MW負荷運行；⑥不采用可燃毒物；⑦組件最大燃耗38-40GWd／t(U)，卸料組件平均燃耗深度32433 BWd／t(U).

       秦山核電廠的燃料管理策略改進是分階段逐漸實施的一個長期項目，各個階段的改進都在前一階段安全實施的基礎上進行。這種方式避免了在堆芯和系統(tǒng)中引入過大的設計上和安全上的躍變，是節(jié)省投入并取得良好效益的方式。改進的方面主要是以下3個，遇到的最大的難點是燃料組件和燃料棒的燃耗限值問題。
3．1改變裝載方式
        20世紀80年代以來，低泄漏裝載方式(LLLP)已成為世界上各壓水堆核電站裝載方式的主要發(fā)展趨勢。這種裝載方式不僅提高了中子的利用率，延長了循環(huán)周期，提高丁燃料組件的卸料燃耗，從而降低了燃料循環(huán)成本，并能顯著降低反應堆壓力容器的中子輻照水平和積分中子注量，有效地延長電廠的壽命。
        圖3給出了out-in和LLLP兩種換料方案下，反應堆壓力殼所受的能量高于1MeV的中子輻照情況。從該圖的曲線可以看出低泄漏裝載方式(LLLp)在降低壓力殼輻照損傷方面的顯著效果。

        秦山核電廠從第四循環(huán)開始，在堆芯外圍07方向(即平邊組件)布置了12組經(jīng)過一個循環(huán)的組件；到第六循環(huán)，堆芯外圍共布置了16組舊組件，并將4組新燃料布置在堆芯中心區(qū)，這時的裝載方式對提高中子利用率，降低壓力容器中子注量有較大的好處。
        表1給出了秦山核電廠裝載方式改變對堆芯外圍中子分布和循環(huán)長度的影響。從表1可以看出，在相同堆功率下，堆芯0^０方向平邊組件的功率較"Out-in”裝載方式下降20％左右，有效地降低了壓力殼的中子輻照水平和積分中子注量。圖4給出了秦山核電廠各個循環(huán)堆；芯0*角方位的燃料組件的平均功率。其中，循環(huán)C5的數(shù)值偏低，是由于第五燃料循環(huán)因燃料組件破損而回堆的2．4％的舊料布置在0^０角方位。從第六循環(huán)開始，中子的利用率顯著提高，燃料循環(huán)周期明顯增加，燃料循環(huán)長度從350EFPD逐步提高到410EFPD左右，顯著改善了電站的經(jīng)濟性。

3．2提高換料富集度
        秦山核電廠前四個循環(huán)新料富集度均為3．0％，從第五循環(huán)開始新料組件的”’U富集度從3．0％提高至3．4％。隨著新燃料富集度的提高和裝載方式的改變，循環(huán)長度也隨著延長，從350EFPD延長至410EFPD左右。

3．3隨堆燃耗考驗及評價
        加深燃牦帶來的突出問題是燃料組件的燃耗限值問題。我們采取了理論計算與隨堆燃耗考驗相結(jié)合的方法，用最新的燃料組件與燃料棒計算分析程序，對燃料組件和燃料棒的性能重新進行了計算分析，得出其燃耗限值，同時在理淪計算結(jié)果的基礎上有計劃地安排了燃料組件加深燃耗的隨堆考驗。為謹慎起見，每次隨堆考驗值只提高2GWd／t(U)。表2是考驗計劃及其實施情況。
        至第九循環(huán)，隨堆考驗組件燃耗已達40GWd/t(U)。歷次隨堆考驗組件池邊檢查的結(jié)果表明，秦山燃料組件在考驗的燃耗范圍內(nèi)能保證良好的性能，這為后續(xù)循環(huán)逐漸加深燃耗提供了保證。
4  改進后的經(jīng)濟效益
        自1997年開始進行秦山核電廠燃料管理策略改進的研究和實施，通過燃料管理策略改進，很大程度地提高了電廠的經(jīng)濟性。與原設汁值相比，經(jīng)濟性改善表現(xiàn)在以下幾個方面：①燃料循環(huán)壽期從320EFPD延長到約410EFPD，換料周期達16個月；②按照目前的負荷運行方式，每5個燃料循環(huán)可減少一次大修；③燃料組件燃耗加深約28％(見圖5)，燃料的利用率顯著提高，燃料循環(huán)成本降低約20％；④降低壓力容器中子注量約28％，延長了壓力容器壽命；⑤乏燃料的產(chǎn)生量減少約16．7％，降低了乏燃料后處理的壓力和費用；⑥平均每循環(huán)多發(fā)電約17．1％；⑦負荷因子提高2％左右。
5  結(jié)  論
        堆芯燃料管理策略改進是一項復雜的綜合性研究項目，涉及到堆芯物理、換料方案設計、燃料管理、運行監(jiān)督等多個方面，關系到電站安全性和經(jīng)濟性的重大改善。秦山核電廠燃料管理策略改進歷經(jīng)4個燃料循環(huán)，已見成效。在不用對系統(tǒng)進行變更，對燃料組件進行改動的基礎上，以較小的投入，延長了電站燃料循環(huán)長度，降低了燃料循環(huán)成本，提高了核燃料的利用率，延長了反應堆關鍵部件——壓力容器的壽命，成功地提高了國產(chǎn)化核電機組燃料管理水平，提高了核電自主化能力，給電廠帶來了較大的經(jīng)濟效益和社會效益。從國際上先進PWR堆芯設計和燃料管理發(fā)展趨勢來看，秦山核電廠的堆芯燃料管理仍有潛力，有待于進一步改進［3］。
參考文獻：   
     ［1]謝仲生，張少泓．核反應堆物理理論與計算方法[M]．西安：西安交通大學出版社，2000：228-230．
        [2]謝仲生．關于PWR及CANDU堆先進燃料管理策略的研究[J)．核動力工程，2000，21(1)：56—62．
        [3]程平東，沈煒，沈六華等．秦山和恰?，敽穗姀S堆芯燃料管理策略選擇［J］．核動力工程，1999，20(2)：99—102．