CN109585047B - 一种国产核燃料组件入堆辐照考验方法 - Google Patents

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Abstract

本发明属于核燃料技术应用领域，具体涉及一种压水堆核电站用新型燃料组件的先导燃料组件入大型商用堆辐照考验，目的在于建立一套针对新型国产燃料组件入堆辐照考验的方法，以保证新型国产燃料组件安全入堆辐照。其特征在于：它包括制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施，改进和优化CF2辐照考验堆芯设计和首次入堆辐照考验的步骤。本发明提供了一种新型国产燃料组件入堆辐照考验的方法，为实现国产燃料组件首次在大型商业堆进行辐照考验提供了基础，为后续更新型国产燃料组件的研发、辐照考验以及出口奠定了实践和数据基础。

Description

一种国产核燃料组件入堆辐照考验方法
技术领域
本发明属于核燃料技术应用领域，具体涉及一种压水堆核电站用新型燃料组件的先导燃料组件入大型商用堆辐照考验。
背景技术
出于对环保、生态和能源供应等考虑，核电作为一种安全、清洁、低碳可靠的能源，已经被越来越多的国家接受和采用。燃料组件和相关组件是核反应堆的核心部件。燃料组件由核燃料精密加工制成，在反应堆中进行核裂变释放能量并转化发电，相关组件则能够保证反应堆安全、可控和稳定地运行。
目前，世界上的核电机组类型以压水堆为主，所以，压水堆燃料组件和相关组件技术迅速发展。具有代表性的，美国西屋公司研究、设计并制造了名称为PERFORMANCE+(简称P+)的高性能燃料组件，其平均卸料燃耗为55GW.d/t。在P+燃料组件成功运行的基础上，西屋公司又研究开发了ROBUST燃料组件。在ROBUST燃料组件之后，基于多年的燃料组件设计、生产和使用经验，西屋公司又提出了一种名称为NGF(Next Generation Fuel)的新型压水堆燃料组件。此外，针对其自身的AP-1000三代压水堆核电站，西屋公司还在P+燃料组件和ROBUST燃料组件的基础上研究开发了AP-1000燃料组件。
到目前为止，我国压水堆核电站反应堆用的核燃料组件的设计、制造仍未获得自主知识产权，主要原材料零部件仍然依靠从国外进口，即影响国内核电站用燃料组件的供货安全也影响我国核电战略出口。为实现燃料组件的设计自主化、制造国产化，保障国内核电机组用燃料组件的安全和可靠供应，满足我国核电可持续发展及核电机组出口的战略需求，中核集团将“压水堆燃料元件设计制造技术”列为中核集团重点科技专项，依托国内燃料元件研发体系，研发具有自主知识产权的国产燃料组件。
新型国产燃料组件设计、研发、制造在正式商用推广前，均以实验室通过试验的方式，验证新型燃料组件的性能，未在大型商用堆内进行辐照实践，从而对整个新型国产燃料组件研发推广缺少了关键的实践经验，为保证2013年6月在秦山第二核电厂2号机组第10燃料循环的换料堆芯中进行入堆辐照考验，中核运行针对新型国产燃料组件安全入堆需建立一套针对新型国产燃料组件入堆辐照考验的方法。
发明内容
本发明的目的在于建立一套针对新型国产燃料组件入堆辐照考验的方法，大型商用核电站严格遵守国家相关部门和技术规范(FASR)及相关准则要求，在国内没有现成的燃料组件入商用堆辐照考验经验的情况下，中核运行承担入堆辐照考验任务，开展了一系列安全入堆的创新工作。这些工作包括：入堆核安全评价(安审)、专门制定辐照考验质量安全措施、加强燃料组件制造质量控制(监造)等，以保证新型国产燃料组件安全入堆辐照。
本发明是这样实现的：
一种国产核燃料组件入堆辐照考验方法，具体包括如下步骤：
步骤一：制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施；
步骤二：改进和优化CF2辐照考验堆芯设计；
步骤三：首次入堆辐照考验。
如上所述的步骤一，根据《中核集团重点科技专项压水堆燃料元件设计制造技术科研项目质量保证大纲》要求，制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施。
上述质量保证措施对以下项目进行方面内容进行控制：
堆内辐照考验方案设计；
燃料组件制造质量控制；
现场装卸操作控制；
一回路水质控制；
机组运行状态控制和堆芯安全参数监督；
燃料包壳完整性监督；
池边检查；
该质量保证措施还制定了如下堆内辐照考验的应急预案：
堆内辐照考验风险分析；
反应堆冷却剂比活度变化后的纠正行动；
辐照考验燃料组件破损需停堆卸料的应对措施。
如上所述的步骤二，为尽可能减少燃料组件入堆辐照对秦山第二核电厂机组安全稳定运行带来的影响，秦山第二核电厂二号机组在原燃料循环堆芯全部装载AFA3G型燃料组件的基础上，将堆芯布置更改为AFA3G燃料组件加CF2燃料组件的混合堆芯布置；即将4组CF2辐照考验燃料组件分别布置在原堆芯设计4个象限的最外侧，形成了由两种型号的燃料组件组成的堆芯装载。
如上所述的步骤三，具体包括如下步骤：
步骤3.1：堆芯装料；
步骤3.2：设置辐照考验反应堆关键运行参数；
步骤3.3：辐照考验结果。
如上所述的步骤3.1，4组CF2燃料组件首次装入秦山第二核电厂2号机组进行辐照考验；CF2燃料组件计划将在秦山第二核电厂2号机组反应堆内经历从第10、11和12共计3个燃料循环；CF2燃料组件入堆辐照不改变2号机组的堆芯关键安全参数和电厂最终安全分析报告FSAR的规定与要求。
如上所述的步骤3.2，具体设置参数如下：
反应堆额定核功率：1930MW
发电机额定电功率：650MW
堆芯最大线功率密度：590W/cm
堆芯快中子注量率：1×1014n/cm2.s
堆芯热中子注量率：1×1013n/cm2.s
反应堆冷却剂温度：3430℃
堆芯压力：17.2MPa。
如上所述的步骤3.3，在秦山第二核电厂2号机组第10燃料循环的换料堆芯中开始进行入堆辐照考验安全顺利完成了全部辐照考验试验任务，CF2辐照燃料组件实际累计燃耗达到44259MWd/tU－44801MWd/tU之间。
本发明的有益效果是：
本发明提供了一种新型国产燃料组件入堆辐照考验的方法，为实现国产燃料组件首次在大型商业堆进行辐照考验提供了基础，为后续更新型国产燃料组件的研发、辐照考验以及出口奠定了实践和数据基础。
2013年6月在秦山第二核电厂2号机组第10燃料循环(U2C10)的换料堆芯中开始进行入堆辐照考验，2017年7月安全顺利完成了全部辐照考验试验任务(U2C12)。CF2辐照燃料组件实际累计燃耗达到44259MWd/tU－44801MWd/tU之间，达到和超过设计燃耗水平。
附图说明
图1是本发明的一种国产核燃料组件入堆辐照考验方法的流程图。
具体实施方式
下面结合附图和实施例对本发明进行进一步描述。
如图1所示，一种国产核燃料组件入堆辐照考验方法，具体包括如下步骤：
步骤一：制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施；
根据《中核集团重点科技专项压水堆燃料元件设计制造技术科研项目质量保证大纲》要求，制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施。
该质量保证措施对以下项目进行方面内容进行控制：
堆内辐照考验方案设计；
燃料组件制造质量控制；
现场装卸操作控制；
一回路水质控制；
机组运行状态控制和堆芯安全参数监督；
燃料包壳完整性监督；
池边检查。
该质量保证措施还制定了如下堆内辐照考验的应急预案：
堆内辐照考验风险分析；
反应堆冷却剂比活度变化后的纠正行动；
辐照考验燃料组件破损需停堆卸料的应对措施。
通过严格执行安全质量保证措施和运行技术规格书，使国产燃料组件在秦山核电安全顺利地完成计划考验目标。
步骤二：改进和优化CF2辐照考验堆芯设计；
为尽可能减少燃料组件入堆辐照对秦山第二核电厂机组安全稳定运行带来的影响，秦山第二核电厂二号机组在原燃料循环堆芯全部装载AFA3G型燃料组件的基础上，将堆芯布置更改为AFA3G燃料组件加CF2燃料组件的混合堆芯布置。即将4组CF2辐照考验燃料组件分别布置在原堆芯设计4个象限的最外侧，形成了由两种型号的燃料组件组成的堆芯装载。
通过对堆芯装载计划的反应堆热工和热工水力学分析研究证明，得出了目标堆芯满足最终安全分析报告(FSAR)的结论。
步骤三：首次入堆辐照考验；
步骤3.1：堆芯装料；
2013年6月20日，4组CF2燃料组件首次装入秦山第二核电厂2号机组进行辐照考验。在我国新型燃料组件入大型商业堆进行辐照考验尚属首次。
根据中核集团“压水堆燃料元件设计制造技术”重点科技专项研发计划安排，CF2燃料组件计划将在秦山第二核电厂2号机组反应堆内经历从第10、11和12共计3个燃料循环。CF2燃料组件入堆辐照不改变2号机组的堆芯关键安全参数和电厂最终安全分析报告FSAR的规定与要求。
步骤3.2：设置辐照考验反应堆关键运行参数(辐照环境)；
反应堆额定核功率：1930MW
发电机额定电功率：650MW
堆芯最大线功率密度：590W/cm
堆芯快中子注量率(中子通量)：1×1014n/cm2.s
堆芯热中子注量率(中子通量)：1×1013n/cm2.s
反应堆冷却剂温度:3430℃
堆芯压力:17.2MPa
步骤3.3：辐照考验结果；
2013年6月在秦山第二核电厂2号机组第10燃料循环(U2C10)的换料堆芯中开始进行入堆辐照考验，2017年7月安全顺利完成了全部辐照考验试验任务(U2C12)。CF2辐照燃料组件实际累计燃耗达到44259MWd/tU－44801MWd/tU之间，达到和超过设计燃耗水平。
上面结合实施例对本发明的实施方法作了详细说明，但是本发明并不限于上述实施例，在本领域普通技术人员所具备的知识范围内，还可以在不脱离本发明宗旨的前提下作出各种变化。本发明说明书中未作详细描述的内容均可以采用现有技术。

Claims (7)

1.一种国产核燃料组件入堆辐照考验方法，具体包括如下步骤：
步骤一：制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施；
步骤二：改进和优化CF2辐照考验堆芯设计；
所述步骤二中，秦山第二核电厂二号机组在原燃料循环堆芯全部装载AFA3G型燃料组件的基础上，将堆芯布置更改为AFA3G燃料组件加CF2燃料组件的混合堆芯布置；即将4组CF2辐照考验燃料组件分别布置在原堆芯设计4个象限的最外侧，形成了由两种型号的燃料组件组成的堆芯装载；
步骤三：首次入堆辐照考验；
所述步骤三中，CF2燃料组件将在秦山第二核电厂2号机组反应堆内经历从第10、11和12共计3个燃料循环。
2.根据权利要求1所述的国产核燃料组件入堆辐照考验方法，其特征在于：所述的步骤一，根据《中核集团重点项目压水堆燃料元件设计制造技术科研项目质量保证大纲》要求，制定燃料组件入堆辐照安全质量保证措施。
3.根据权利要求2所述的国产核燃料组件入堆辐照考验方法，其特征在于：
该质量保证措施对以下项目进行方面内容进行控制：
堆内辐照考验方案设计；
燃料组件制造质量控制；
现场装卸操作控制；
一回路水质控制；
机组运行状态控制和堆芯安全参数监督；
燃料包壳完整性监督；
池边检查；
该质量保证措施还制定了如下堆内辐照考验的应急预案：
堆内辐照考验风险分析；
反应堆冷却剂比活度变化后的纠正行动；
辐照考验燃料组件破损需停堆卸料的应对措施。
4.根据权利要求1所述的国产核燃料组件入堆辐照考验方法，其特征在于：所述的步骤三，具体包括如下步骤：
步骤3.1：堆芯装料；
步骤3.2：设置辐照考验反应堆关键运行参数；
步骤3.3：辐照考验结果。
5.根据权利要求4所述的国产核燃料组件入堆辐照考验方法，其特征在于：所述的步骤3.1，4组CF2燃料组件首次装入秦山第二核电厂2号机组进行辐照考验；CF2燃料组件入堆辐照不改变2号机组的堆芯关键安全参数和电厂最终安全分析报告FSAR的规定与要求。
6.根据权利要求4所述的国产核燃料组件入堆辐照考验方法，其特征在于：所述的步骤3.2，具体设置参数如下：
反应堆额定核功率：1930MW
发电机额定电功率：650MW
堆芯最大线功率密度：590W/cm
堆芯快中子注量率：1×1014n/cm2.s
堆芯热中子注量率：1×1013n/cm2.s
反应堆冷却剂温度：3430℃
堆芯压力：17.2MPa。
7.根据权利要求4所述的国产核燃料组件入堆辐照考验方法，其特征在于：所述的步骤3.3，在秦山第二核电厂2号机组第10燃料循环的换料堆芯中开始进行入堆辐照考验安全顺利完成了全部辐照考验试验任务，CF2辐照燃料组件实际累计燃耗达到44259MWd/tU－44801MWd/tU之间。
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