CN113823427B - 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法 - Google Patents

一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法 Download PDF

Info

Publication number
CN113823427B
CN113823427B CN202111093182.8A CN202111093182A CN113823427B CN 113823427 B CN113823427 B CN 113823427B CN 202111093182 A CN202111093182 A CN 202111093182A CN 113823427 B CN113823427 B CN 113823427B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
cycle
reactor core
pressurized water
water reactor
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202111093182.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN113823427A (zh
Inventor
魏盛辉
徐琳琳
高海滨
张瑜
王释伟
张伟斌
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Shandong Nuclear Power Co Ltd
Original Assignee
Shandong Nuclear Power Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Shandong Nuclear Power Co Ltd filed Critical Shandong Nuclear Power Co Ltd
Priority to CN202111093182.8A priority Critical patent/CN113823427B/zh
Publication of CN113823427A publication Critical patent/CN113823427A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN113823427B publication Critical patent/CN113823427B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/34—Apparatus or processes for dismantling nuclear fuel, e.g. before reprocessing ; Apparatus or processes for dismantling strings of spent fuel elements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，对于燃料组件总数不变的压水堆堆芯，原本采用固定新燃料组件数为N0组的换料策略，根据目标循环长度的延长或缩短需求，相应调整下一轮循环的新燃料组件数为N0+4n或N0－4n；其中，n为1或2。本发明所述新型压水堆堆芯燃料管理方法，可以对循环长度进行灵活调节，解决了因循环长度相对固定而导致的调节停堆时间灵活性较差、经济性较差等问题，例如可以将原来固定的换料周期18个月调整为17～19个月，甚至16～20个月，而且不影响技术规格书中各项定期试验的执行。

Description

一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法
技术领域
本发明涉及核电厂堆芯设计专业领域，具体涉及压水堆堆芯燃料管理技术领域，尤其涉及一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法。
背景技术
国内外商用压水堆堆芯会装载若干组核燃料组件，首循环一般全部装载新燃料组件，核燃料组件持续裂变并释放能量，经过一定时间后(一般12～24个月)，由于堆芯总反应性不足，堆芯难以继续维持裂变。这时，一般会插入控制棒将堆芯保持在深度次临界状态，降低一回路温度和压力，打开压力容器上盖，卸掉反应性较小燃耗较深的若干组燃料组件，装载入若干组反应性较大的新燃料组件，并对新旧两类燃料组件进行装载布置，待完成换料大修后(30天左右)，即可重新启堆。
压水堆核电厂每一循环寿期末必须进行停堆换料。为保证下一循环的循环长度、经济性与安全性，需在每一循环启动前完成换料堆芯设计及安全分析。循环长度的长短需要考虑区域能源供应特点、发电需求、燃料经济性、电价、设备和系统的实现能力与安全性、便于大修等诸多因素。目前，压水堆核电厂多采用固定新燃料组件数的换料策略，使得每一循环循环长度相对固定，尤其是现在国内绝大多数压水堆堆芯的循环长度为18个月。但是，基于电网的需求及核电厂特殊的生产计划安排，例如冬季供暖等，每年夏季和冬季均不能安排大修，再加上机组运行过程中由于电网或机组本身原因引起的不可预期因素，要求机组提前或推迟换料检修时间，若采用恒定循环长度的18个月换料方式，则几年之内就会不可避免地安排机组在夏季或春节期间进行检修，也无法应对电网或机组引发的不可预期性。
为此，需要开发一种新型压水堆堆芯燃料管理方法，可以对循环长度进行灵活调节。
发明内容
鉴于现有技术中存在的问题，本发明提供了一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，通过增加或减少4n(n为1或2)组换料所需的新燃料组件数目来实现灵活循环的换料，可以对循环长度进行灵活调节，解决了因循环长度相对固定而导致的调节停堆时间灵活性较差、经济性较差等问题。
为达此目的，本发明采用以下技术方案：
本发明的目的在于提供一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，对于燃料组件总数不变的压水堆堆芯，原本采用固定新燃料组件数为N0组的换料策略，根据目标循环长度的延长或缩短需求，相应调整下一轮循环的新燃料组件数为N0+4n组或N0－4n组；其中，n为1或2。
本发明提供了一种新型压水堆堆芯燃料管理方法，可以对循环长度进行灵活调节，解决了因循环长度相对固定而导致的调节停堆时间灵活性较差、经济性较差等问题，例如可以将原来固定的换料周期18个月调整为17～19个月，甚至16～20个月，而且不影响技术规格书中各项定期试验的执行。
值得说明的是，本发明所述循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法针对的是燃料组件总数不变的压水堆堆芯，例如121组或157组等，当下一轮循环的新燃料组件数增加或减少4n时，来自之前循环的旧燃料组件数相应地减少或增加4n，以保证压水堆堆芯的燃料组件总数不变。
作为本发明优选的技术方案，根据展平功率分布的需求，基于正在运行的本循环燃料初始富集度、燃耗、剩余富集度，以及下一循环能量需求和反应性控制的要求，计算得到下一轮循环的新燃料组件的富集度，且所述新燃料组件的富集度小于5％，这是因为新燃料组件的富集度需满足民用核设施燃料富集度5％上限的法规要求。
作为本发明优选的技术方案，根据展平功率分布的需求，基于正在运行的本循环燃料初始富集度、燃耗、剩余富集度，以及下一循环能量需求和反应性控制的要求，计算得到下一轮循环的新燃料组件为富集度不同且分别为a％与b％的两种新燃料组件，其中a％＜b％＜5％。
值得说明的是，b的取值尽可能地接近5，例如b＝4.95，可以提高燃料组件的燃耗，进而提高核电厂的经济性。
作为本发明优选的技术方案，富集度为a％的新燃料组件数为N1组，富集度为b％的新燃料组件数为N2组，其中，N1≥N2，且N1与N2均为4的倍数，N1与N2的和为N0+4n或N0－4n。
作为本发明优选的技术方案，对于燃料组件总数为157组的压水堆堆芯，原本采用固定新燃料组件数为64组的换料策略，根据目标循环长度的延长或缩短需求，相应调整下一轮循环的新燃料组件数为64+4n组或64－4n组；其中，N0＝64，n为1或2。
作为本发明优选的技术方案，根据展平功率分布的需求，基于正在运行的本循环燃料初始富集度、燃耗、剩余富集度，以及下一循环能量需求和反应性控制的要求，计算得到下一轮循环的新燃料组件为富集度分别为4.45％与4.95％的两种新燃料组件，即，a＝4.45，b＝4.95。
作为本发明优选的技术方案，对于下一轮循环的新燃料组件数为64+4n组或64－4n组，富集度为4.45％的新燃料组件数为36组，富集度为4.95％的新燃料组件数为28+4n组或28－4n组；其中，N1＝36，N2＝28+4n或28－4n，n为1或2。
作为本发明优选的技术方案，下一轮循环采用低泄漏装载模式，将来自以往循环的旧燃料组件布置在最外圈，将富集度为b％的新燃料组件布置在次外圈，将富集度为a％的新燃料组件与剩余的来自以往循环的旧燃料组件呈棋盘式布置在内部区域。
作为本发明优选的技术方案，所述压水堆堆芯的型号为CAP1000型或AP1000型，其中CAP1000型为AP1000型国产化，堆芯设计与AP1000型相同。
作为本发明优选的技术方案，所述压水堆堆芯采用整体燃料可燃毒物IFBA，在燃料芯块的表面涂覆一层ZrB2作为可燃吸收体。
与现有技术方案相比，本发明至少具有以下有益效果：
本发明提供了一种新型压水堆堆芯燃料管理方法，通过增加或减少4n(n为1或2)组换料所需的新燃料组件数目来实现灵活循环的换料，可以对循环长度进行灵活调节，解决了因循环长度相对固定而导致的调节停堆时间灵活性较差、经济性较差等问题，例如可以将原来固定的换料周期18个月调整为17～19个月，甚至16～20个月，而且不影响技术规格书中各项定期试验的执行。
附图说明
图1是本发明实施例1所述海阳核电厂第二循环堆芯的装载方案；
图2是本发明实施例1所述海阳核电厂采用连续交替加减4组新燃料组件的灵活循环燃料管理策略示意图；
图3是本发明实施例1所述海阳核电厂第三循环堆芯的装载方案；
图4是本发明实施例1所述海阳核电厂第四循环堆芯的装载方案；
图5是本发明实施例1所述海阳核电厂第五循环堆芯的装载方案；
图6是本发明实施例1所述海阳核电厂第六循环堆芯的装载方案；
图7是本发明实施例1所述海阳核电厂第七循环堆芯的装载方案；
图8是本发明实施例1所述海阳核电厂第八循环堆芯的装载方案。
具体实施方式
下面结合附图并通过具体实施方式来进一步说明本发明的技术方案。
为更好地说明本发明，便于理解本发明的技术方案，本发明的典型但非限制性的实施例如下：
实施例1
本实施例提供了一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理策略，以海阳核电厂作为研究对象，具体包括如下内容：
(一)研究基础
1、换料堆芯燃料管理策略
海阳核电厂为AP1000型核电厂，目前采用固定周期(18个月换料周期)、低泄漏和高燃耗的堆芯燃料管理策略。根据当前燃料管理策略，堆芯共有157组燃料组件，每循环换料组件数量均为64组。根据目前采用的堆芯燃料管理策略，AP1000机组首循环、第2循环、第3循环(平衡循环)的循环长度分别约为465EFPD(等效满功率天)、510EFPD、510EFPD，循环长度相对固定。每循环寿期末，机组将卸出全部157组燃料，然后使用64组富集度较高的新燃料组件替换其中燃耗较深的燃料组件，替换之后的157组燃料组件(含64组新燃料组件)重新装载入堆芯，进行下一循环的运行。
2、海阳核电厂当前堆芯设计
海阳核电厂堆芯共装载157组AP1000型燃料组件，活性段高度为4267.2mm，堆芯热功率为3400MWt，表1给出了与堆芯相关的主要设计参数。
表1
设计参数名称 设计参数大小
电功率，MW(e) 1250
RCS压力，MPa(abs) 15.5
RCS环路数 2
NSSS热功率，MW(t) 3415
堆芯热功率，MW(t) 3400
燃料组件类型 AP1000型燃料组件
堆芯燃料组件数 157
燃料中释热份额，％ 97.4
堆芯活性区高度(冷态)，mm 4267.2
堆芯旁通流量，％ 5.9
额定功率堆芯进口温度(最佳估算流量，0堵管)，℃ 280.7
额定功率堆芯出口温度(最佳估算流量，0堵管)，℃ 323.3
堆芯等效直径，mm 3040.4
堆芯高径比 1.40
H2O/U分子比，栅元，冷态 2.40
AP1000型燃料组件由264根燃料棒、24根控制棒导向管和1根仪表管组成，按17×17作正方形栅格排列。燃料棒由UO2芯块装在ZIRLO合金管内构成，为了减少中子泄漏和提高燃料的利用率，较高富集度的燃料棒两端使用柱状或环状轴向低富集度芯块。控制棒导向管和仪表管的材料均为ZIRLO合金。每个燃料组件有8个中间定位格架、4个中间搅混格架、1个顶部格架、1个底部格架和1个保护格架，中间定位格架和中间搅混格架材料均为ZIRLO合金，顶部格架、底部格架及保护格架材料为Inconel 718。
为了控制堆芯功率分布和确保功率运行条件下负的慢化剂温度系数，在海阳核电厂的堆芯设计中，采用整体燃料可燃毒物(IFBA)，它是在燃料芯块的表面涂上一层极薄的ZrB2作为可燃吸收体。
堆芯总共有69束控制棒组件，其中16束为灰棒组件，吸收体采用钨(W)；53束为黑棒组件，吸收体采用银铟镉(Ag-In-Cd)。69束控制棒按照控制功能分为调节棒和停堆棒。调节棒共37束，包括M棒组和AO棒组。M棒组分为MA、MB、MC、MD、M1和M2棒组，按照预设的重叠程序插入或提出堆芯以维持冷却剂平均温度按预设的平均温度程序进行变化，其中MA、MB、MC和MD为灰棒组件，具有较小的反应性价值。AO棒组主要用于控制堆芯轴向功率分布在合适的范围内。M棒组和AO棒组通过两套独立的控制器完成MSHIM模式下的堆芯反应性和功率分布控制，使得海阳核电厂可以实现分阶段调硼的基本负荷运行和不调硼的负荷跟随运行。停堆棒共32束，包括SD1、SD2、SD3和SD4棒组，主要用于停堆。停堆时，调节棒组和停堆棒组全部插入堆芯以提供足够的停堆裕量。
海阳核电厂第二循环采用低泄漏布置，仅采用IFBA，不采用WABA或其它可燃毒物。换料组件数为64组，按富集度分为两批，其中第二循环的换料组件平均富集度(不包括轴向低富集度区)分别为4.78％和4.95％，组件数分别为36组和28组。第二循环堆芯的装载方案见图1，其中，每一个方格代表一组燃料组件；上方标号为“FFF”的方格代表新燃料组件，而对应的下方标号“XN_YYY”表示新燃料组件的原始批料号为X且富集度标号为N，整体型可燃毒物IFBA的数目为YYY；上方标号为“XNN”的方格代表旧燃料组件，并指示出了旧燃料组件在上一循环堆芯中的位置，X为字母，表示横坐标，NN为数字，表示纵坐标，而对应的下方标号“XN”表示旧燃料组件的原始批料号为X且富集度标号为N；第二循环对应的换料循环的燃料组件装载与卸出情况见表5。由图1可以看出，正在运行的第二循环采用低泄漏布置方式进行燃料组件装载，一部分旧燃料组件布置在最外圈，28组原始批料号为F且富集度标号为2(富集度为4.95％)的新燃料组件布置在次外圈，36组原始批料号为F且富集度标号为1(富集度为4.78％)的新燃料组件以及另一部分旧燃料组件呈棋盘式布置在内部区域。
(二)技术问题
1、调节停堆时间的灵活性较差
目前海阳核电厂调节停堆时间只能够通过延伸运行及提前停堆方式确定，停堆时间可调节窗口较小，且延伸运行会影响下一循环效应，提前停堆会造成燃料组件的浪费。
2、经济性较差
核电厂单一循环中满功率运行寿期越长，整体经济性及单位时间内效益越好。目前海阳核电厂已实现18个月换料，仍具有进一步延长单一循环寿期的可能。
(三)技术方案
1、技术方案综述
为增加海阳核电厂每循环停堆时间可选择性，提高核电厂经济性，在设计准则及安全分析允许的情况下，可以采用增加或减少一定数量的换料新燃料组件数目实现灵活循环的换料。由于压水堆核电厂堆芯基本采用1/4对称布置，调节燃料组件数目为4的倍数，如加减4组或加减8组等。
采用灵活循环换料方案，需要全方面考虑换料堆芯设计及安全分析影响。实现灵活循环换料方案的具体步骤为：
(1)确定可能需要的可调节循环长度
对于加减4组(即n为1，4n＝4)，在原海阳核电64组新燃料组件换料方案基础上，可调节循环长度包括60组、64组、68组。对于加减8组(即n为2，4n＝8)，在原海阳核电64组新燃料组件换料方案基础上，可调节循环长度包括56组、64组、72组。
(2)确定灵活循环换料模式
采取极限工况下的分析方法，如最大交替、连续最大、连续最小、连续最大后最小、连续最小后最大。海阳核电厂在原64组新燃料组件换料基础上加减4组新燃料组件换料模式见表2，海阳核电厂在原64组新燃料组件换料基础上加减8组新燃料组件换料模式见表3，其它加减组件数目以此类推。
表2
换料模式 第N循环 第N+1循环 第N+2循环
最大交替 68 60 68
连续最大 68 68 68
连续最小 60 60 60
连续最大后最小 68 68 60
连续最小后最大 60 60 68
表3
模式 第N循环 第N+1循环 第N+2循环
最大交替 72 56 72
连续最大 72 72 72
连续最小 56 56 56
连续最大后最小 72 72 56
连续最小后最大 56 56 72
(3)进行可调节循环设计分析
对于表2及表3所有模式，需进行可调节循环设计分析，分析可能受影响的方面。影响分析包括但不限于以下方面：
a)核电厂堆芯通用关键安全参数进行影响分析，包括堆芯运行功率、流量、温度、压力、燃耗，温度系数，缓发中子份额、停堆裕量，硼微分价值，功率因子等。
b)核电厂事故分析结论影响分析。采用全事故分析或特定反应性事故分析。全事故分析是对核电厂最终安全分析报告中所有设计基准事故进行重新分析；特定反应性事故分析是对反应性相关的事故进行分析，包括硼稀释事故、控制棒提升事故、控制棒失步事故、弹棒事故、蒸汽管道断裂事故、失水事故等。
c)对核电厂构筑物、系统和设备进行功能和性能影响分析。
d)对正常运行及换料大修中原有辐射防护措施进行影响分析。
e)对核电厂一回路水化学进行影响分析，明确相关化学指标是否会对燃料性能或系统结构产生影响。
f)对乏燃料组件衰变热进行影响分析。
g)源项分析。对原设计方案的堆芯放射性积存量、一回路设计基准源项、屏蔽设计设备源项等源项分析结果进行影响分析，明确对乏燃料水池、放射性废物处理系统等系统的能力设计和屏蔽设计的影响。
h)对失水事故后的硼结晶的影响分析。明确是否会导致失水事故后出现硼结晶。
i)对技术规格书中的定期试验执行情况及堆芯监督情况进行影响分析。明确对机组定期试验执行的影响。
(4)出具最终换料设计、热工水力设计、堆芯运行限值报告、安全分析等报告。报告中包括换料堆芯设计结论、机组启动及运行参数、影响分析结论及安全分析结论等内容，用于核电机组运行支持及取证。
(5)对于整体灵活循环项目，需要进行整体论证；对于单一循环加减一定数量燃料组件，进行单一循环论证即可。
2、海阳核电厂整体灵活循环
2.1论证方法
针对灵活循环运行需求，为论证换料组件数目为64±4组灵活切换的模式，即换料新燃料组件分别为60组、64组、68组方案之间的灵活切换，采用对目前64组换料方案扰动最大的连续交替加减4组新燃料组件的扰动模式，开展堆芯燃料管理方案设计和安全分析。图2给出灵活循环燃料管理策略。连续交替加减4组新组件的堆芯燃料管理模式能够最大程度的对当前64组换料模式引入扰动，从而保守地评估增加和减少4组换料组件的安全性和可行性。
灵活循环换料的论证以现有安全审评基准(最终安全分析报告FSAR)为基础，从堆芯循环寿期和燃料经济性、运行灵活性等方面开展完整的论证分析，论证内容包括灵活循环换料堆芯方案布置、堆芯通用安全分析参数分析和相关设计准则验证、功率容量论证、关键事故包络限值验证以及其他可能受影响的方面。
本分析基于海阳核电1、2号机组堆芯燃料管理报告，从第三燃料循环开始连续交替增加和减少4组的新燃料组件入堆，即采用新燃料组件数分别为68组和60组交替换料过渡到平衡循环的堆芯方案设计。换料组件的富集度、可燃毒物的类型均沿用目前64组换料燃料管理方案平衡循环的组件类型，具体见下表4。
表4
2.2灵活循环换料堆芯设计
2.2.1设计准则和要求
堆芯核设计的主要目的是：在确保堆芯安全的条件下满足3400MWt的额定热功率输出；提供堆芯物理特性参数以及相应堆芯安全启动、运行、停堆所需的参数和分析结果。
堆芯核设计主要的设计准则和设计要求如下：
(1)在热态满功率条件下，核焓升热管因子
(2)在热态满功率条件下，总的功率峰因子FQ≤2.60，以满足LOCA事故后果限制要求；
(3)堆芯在任何功率水平运行时(包括HZP)，慢化剂温度系数均不能为正值，即MTC≤0pcm/℃；
(4)堆芯在任何功率水平运行时(包括HZP)，停堆裕量(SDM)≥1600pcm；
(5)堆芯燃料棒最大平均燃耗不超过62000MWd/tU，以满足燃料棒性能分析的要求。
2.2.2设计方法和设计程序
本报告使用堆芯计算程序ANC进行计算分析，任何其它经过验证的可用版本堆芯设计程序都可用于灵活循环分析。
2.2.3灵活循环堆芯设计
灵活循环(包括过渡循环和平衡循环)均采用低泄漏布料方式，仅采用IFBA。68组新燃料组件对应的换料循环将换料组件按富集度分为两批，换料组件平均富集度(不包括轴向低富集度区)分别为4.45％和4.95％，组件数分别为36组和32组。60组新燃料组件对应的换料循环将换料组件按富集度分为两批，平均富集度(不包括轴向低富集度区)分别为4.45％和4.95％，组件数分别为36组和24组。
所有换料组件的顶部和底部两端均采用富集度为3.20％的轴向低富集度区。为了降低堆芯活性区两端的中子泄漏，对于所有换料组件，均采用富集度为3.20％的轴向低富集度区。活性区非低富集度区两端均有101.6mm高度的燃料芯块不含IFBA，以展平堆芯轴向功率分布。采用IFBA展平堆芯功率分布和控制慢化剂温度系数。
对上述堆芯装载方案进行了主要物理参数的计算和相关设计准则的验证。
图3～图8分别给出了第三循环至第八循环的堆芯布置图，即过渡循环至平衡循环的堆芯布置图，其中，每一个方格代表一组燃料组件，图3～图8的标号含义与图2的标号含义相同，而堆芯正中心的带*方格，上方标号“XNN*”表示该组件为第一循环卸料组件，并指示出了旧燃料组件在第一循环堆芯中的位置，X为字母，表示横坐标，NN为数字，表示纵坐标；而对应的下方标号“XN”表示旧燃料组件的原始批料号为X且富集度标号为N。
表5给出了第二循环至第八循环，以及后续交替68组与60组的换料循环对应的燃料组件装载和卸出情况。
表5
注：(1)指的是不包括轴向低富集度区
以第三循环与第四循环以及后续交替68组与60组的换料循环第N-1循环与第N循环为例，表6给出了各批新燃料组件的平均富集度(不包括轴向低富集度区)和可燃毒物的装载情况。
表6
注：
(1)Y、Z表示第三循环后的后续批次燃料组件批号，下同；
(2)指的是不包括轴向低富集度区，下同。
表7给出了第三循环至第八循环的主要物理参数。
表7
第三循环至第八循环各个批次燃料组件的燃耗统计情况分别汇总在表8～表13中。需要说明的是：在主要物理参数表格中，初始可溶硼浓度是指BOL、HFP、NOXE、临界条件下的计算值；最大热流密度热管因子和最大核焓升热管因子/>是指整个燃料循环、HFP、临界条件下的最大计算值；循环长度在EOL、HFP、ARO、EQXE条件下，将临界可溶硼浓度控制在10ppm时计算得到。
表8
/>
表9
表10
表11
表12
表13
/>
2.2.4关键安全参数验证
本发明在方案设计的基础上，针对堆芯功率峰因子、燃耗限值、慢化剂温度系数、停堆裕量等关键安全参数开展了初步的验证。由2.2.3部分中表7结果可知：过渡循环至平衡循环最大值为1.503，考虑8％的不确定性后，/>仍小于1.72；/>最大值为1.797，考虑8.15％的总不确定性(包含5％的计算不确定性、3％的工程热管因子和5.6％的棒弯曲因子)后，HFP正常运行工况下各循环的最大热流密度热管因子不超过2.60，满足相关准则要求。各循环最大燃料棒燃耗均低于62000MWd/tU，满足燃耗设计限值要求。68组换料平衡循环的寿期约为535.5EFPD，60组换料平衡循环的寿期约为476.2EFPD，满足设计要求。
表14给出了过渡循环和平衡循环对应工况的慢化剂温度系数(MTC)。慢化剂温度计算首先分析最保守的HZP ARO NOXE工况，这种工况在电站运行中并不会出现。对该工况下慢化剂温度系数超出限值的，本方案通过模拟核电厂实际的启堆过程来进行慢化剂温度系数的验证，尽管68组换料循环的HZP ARO NOXE寿期内最正MTC略大于0，但启堆过程中MTC均小于0，因此MTC值能满足相关的限值要求。
表14
注：(1)指的是对HZP ARO NOXE寿期内最正MTC小于0的燃料循环，不必再进行启动过程中寿期内最正MTC的验证
表15给出了过渡循环和平衡循环的热停堆裕量计算结果，均满足停堆裕量不低于1600pcm的限值要求。
表15
注：(1)指的是设计基准最小停堆裕量为1.60％Δρ。
采用ANC程序，在海阳核电1、2号机组堆芯燃料管理方案第二燃料循环的基础上，进行了68组和60组交替换料堆芯燃料管理策略研究，设计了68组和60组交替换料的堆芯燃料装载方案。在此基础上，对各循环进行了主要物理参数的计算和相关设计准则的验证。计算分析结果和结论如下：
后续循环(包括过渡循环和平衡循环)也采用低泄漏布料方式。68组换料循环换料组件按富集度分为两批，换料组件平均富集度(不包括轴向低富集度区)分别为4.45％和4.95％，组件数分别为36组和32组。60组换料循环换料组件按富集度分为两批，平均富集度(不包括轴向低富集度区)分别为4.45％和4.95％，组件数分别为36组和24组。采用IFBA可燃毒物展平堆芯功率分布和控制慢化剂温度系数。
68组换料平衡循环的寿期约为535.5EFPD，平均卸料燃耗约为50115MWd/tU，最大棒平均燃耗为59390MWd/tU，60组换料平衡循环的寿期均约为476.2EFPD，平均卸料燃耗约为49687MWd/tU，最大棒平均燃耗为57973MWd/tU，满足设计要求。
过渡循环至平衡循环的相关设计参数均满足相关设计准则的要求，即核焓升热管因子、热流密度热管因子、慢化剂温度系数以及最大燃料棒燃耗均低于最大限值要求，停堆裕量大于最小限值要求。
综上所述，海阳核电厂具备68组和60组交替灵活换料的能力，设计的堆芯方案满足相关设计准则与要求。
3灵活循环安全分析
3.1安全分析参数
(1)对于通用关键安全参数开展了计算分析。分析表明，1号机组第三循环68组新燃料组件换料方案不会突破通用关键安全参数。
(2)针对反应性事故开展了计算分析。分析表明，除硼稀释事故外，其它反应性事故都不会突破FSAR的安全分析限值。
(3)硼稀释事故计算结果表明，过渡循环(68组新料)和平衡循环(68组新料)各模式下的初始硼浓度和重返临界硼浓度高于当前安全分析限值，因此开展了硼稀释事故重新分析。分析结果表明，换料期间的意外硼稀释通过技术规格书规定的行政干预措施预防；停堆、启动和功率运行期间的意外硼稀释，会被探测或者触发停堆，操纵员有足够的时间在重返临界前终止硼稀释。
3.2源项设计及放射性屏蔽计算
海阳核电厂灵活循环方案设计对源项分析和屏蔽设计的影响评估结论如下：
(1)原海阳核电厂设计方案的堆芯放射性积存量、设计基准反应堆冷却剂源项、排放源项、屏蔽设计设备源项等源项分析，以及事故放射性后分析结果具有足够的保守性，可以包络灵活换料设计方案所带来的影响。
a)原海阳核电厂设计方案的堆芯放射性积存量计算结果考虑了由于功率测量不确定性和燃料管理方案变化引起的不确定度，约为1.05。原方案结果可以包络灵活循环方案设计所带来的影响。
b)原海阳核电厂设计方案的设计基准反应堆冷却剂裂变产物源项分析中，除了考虑上述不确定度外，还考虑了由于主回路水装量或化学与容积控制系统正常净化流量变化产生的不确定因子1.15，可以包络灵活换料方案设计所带来的影响；同时原设计方案堆芯中子辐射场计算结果足够保守，主回路N-16源项和活化腐蚀产物源项计算结果不受到影响。
c)由于68组新料换料循环堆芯临界硼浓度的增大，使得一回路中氚的总产生量有所增加(小于4.0％)。从排放源项分析的角度，原设计方案分析结果足够保守，可以包络由于临界硼浓度增大导致的氚产生量增大。
d)主冷却剂硼浓度升高，会导致调硼排水产生的废液量有少量增加，但原排放源项分析中所考虑的废液量足够保守，因此，原设计方案排放源项计算结果可以包络灵活换料方案设计所带来的影响。
(2)灵活换料方案导致的堆芯功率分布变化对一次屏蔽计算结果的影响在10％以内，不会突破海阳核电厂项目的一次屏蔽计算分析结论。
3.3系统评价和论证
针对海阳核电厂灵活循环方案设计，对电厂相关系统或参数的影响进行了评估。
(1)水化学
采用了灵活循环方案设计，68组新料换料循环硼浓度上限略有增加，但是一回路水化学仍遵循pHT6.9～7.4的控制要求，且功率运行期间在满足pHT的前提下都有条件实现Li浓度≤3.5ppm，不会对燃料性能产生影响，也不会对系统结构材料产生影响，水化学相应参数和包络环境条件也不产生变化。
(2)废液排放系统
主冷却剂硼浓度升高，会导致调硼排水产生的废液量有少量增加，但原系统设计考虑了足够的保守性，不影响三废处理系统能力设计结论。
(3)衰变热
灵活循环方案设计对影响很小，可以被原海阳核电厂设计方案的衰变热计算结果包络。
(4)系统燃料组件衰变热能力设计和屏蔽设计
由源项分析评估结论可以得出，原海阳核电厂设计方案的堆芯放射性积存量、一回路设计基准源项、屏蔽设计设备源项等源项分析结果具有足够的保守性，预期不会对乏燃料水池、放射性废物处理系统等系统的能力设计和屏蔽设计结论产生影响。
(5)LOCA事故后硼结晶
对于LOCA事故，需要评估硼浓度的变化是否会导致LOCA事故后的硼结晶。由于专设系统的水装量和硼浓度都明显高于堆芯内初始水装量和硼浓度，因此专设系统对硼结晶的贡献更大，堆芯初始含硼量对硼结晶的贡献较小。而此次优化仅提高了主系统中的硼浓度，堆芯硼浓度最大提升幅度可以被原设计分析所包络，因此灵活换料方案不会导致LOCA事故后出现硼结晶现象。
(6)设备检修周期评价
FSAR中需要关注第16章技术规格书中规定的定期试验。譬如，如果某项定期试验要求的周期是18个月，且试验需在大修期间进行，这种情况下若燃料循环长度调整为19个月，则将影响该项试验的执行。经排查，技术规格书中没有对应上述特定条件的定期试验，因此换料周期由18个月调整为17～19个月，不影响技术规格书中各项定期试验的执行。
3.4结论
对海阳核电厂灵活循环运行安全分析显示各循环堆芯设计均满足最终安全分析限值及相关事故验收准则的要求。源项和放射性屏蔽计算分析经评估可被原海阳核电厂设计方案包络，对原海阳核电厂设计方案的电厂相关系统或参数的设计结论也不会产生影响。
本实施例所述技术方案在原海阳核电厂64组换料设计基础上，通过增加或减少4组换料燃料组件数量，并在此基础上开展循环换料堆芯设计及安全分析，最终实现循环长度的可调节性，从而增加核电厂经济性及灵活性。而且，本实施例所述技术方案进一步改进了换料燃料组件数目调整及堆芯装载布置，以及在此基础上进行换料堆芯设计。
目前，海阳核电厂已完成1号机组增加4组新燃料组件换料设计及安全分析论证，并且1号机组第三循环即将实施增加4组新燃料组件换料。1号机组实现68组新燃料组件换料后，将为2023年海阳核电核能供热提供有力保障。后续灵活循环换料项目整体实施后，可实现大修时间的灵活选择，为保障供暖、用电低峰大修以及多台机组大修时间调节提供支持。
综上所述，本发明所述新型压水堆堆芯燃料管理方法，可以对循环长度进行灵活调节，解决了因循环长度相对固定而导致的调节停堆时间灵活性较差、经济性较差等问题，例如可以将原来固定的换料周期18个月调整为17～19个月，甚至16～20个月，而且不影响技术规格书中各项定期试验的执行，可以给其他核电厂起到一定借鉴作用。
申请人声明，本发明通过上述实施例来说明本发明的详细结构特征，但本发明并不局限于上述详细结构特征，即不意味着本发明必须依赖上述详细结构特征才能实施。所属技术领域的技术人员应该明了，对本发明的任何改进，对本发明所选用部件的等效替换以及辅助部件的增加、具体方式的选择等，均落在本发明的保护范围和公开范围之内。
以上详细描述了本发明的优选实施方式，但是，本发明并不限于上述实施方式中的具体细节，在本发明的技术构思范围内，可以对本发明的技术方案进行多种简单变型，这些简单变型均属于本发明的保护范围。
另外需要说明的是，在上述具体实施方式中所描述的各个具体技术特征，在不矛盾的情况下，可以通过任何合适的方式进行组合，为了避免不必要的重复，本发明对各种可能的组合方式不再另行说明。
此外，本发明的各种不同的实施方式之间也可以进行任意组合，只要其不违背本发明的思想，其同样应当视为本发明所公开的内容。

Claims (4)

1.一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，其特征在于，对于燃料组件总数为157组的压水堆堆芯，原本采用固定新燃料组件数为64组的换料策略，根据目标循环长度的延长或缩短需求，相应调整下一轮循环的新燃料组件数为64+4n组或64－4n组；其中，n为1或2；
根据展平功率分布的需求，基于正在运行的本循环燃料初始富集度、燃耗、剩余富集度，以及下一循环能量需求和反应性控制的要求，计算得到下一轮循环的新燃料组件为富集度分别为4.45％与4.95％的两种新燃料组件；
对于下一轮循环的新燃料组件数为64+4n组或64－4n组，富集度为4.45％的新燃料组件数为36组，富集度为4.95％的新燃料组件数为28+4n组或28－4n组；其中，n为1或2。
2.根据权利要求1所述的循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，其特征在于，下一轮循环采用低泄漏装载模式，将来自以往循环的旧燃料组件布置在最外圈，将富集度为4.95％的新燃料组件布置在次外圈，将富集度为4.45％的新燃料组件与剩余的来自以往循环的旧燃料组件呈棋盘式布置在内部区域。
3.根据权利要求1或2所述的循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，其特征在于，所述压水堆堆芯的型号为CAP1000型或AP1000型。
4.根据权利要求1或2所述的循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法，其特征在于，所述压水堆堆芯采用整体燃料可燃毒物IFBA，在燃料芯块的表面涂覆一层ZrB2作为可燃吸收体。
CN202111093182.8A 2021-09-17 2021-09-17 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法 Active CN113823427B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111093182.8A CN113823427B (zh) 2021-09-17 2021-09-17 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202111093182.8A CN113823427B (zh) 2021-09-17 2021-09-17 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN113823427A CN113823427A (zh) 2021-12-21
CN113823427B true CN113823427B (zh) 2023-09-22

Family

ID=78922370

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202111093182.8A Active CN113823427B (zh) 2021-09-17 2021-09-17 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN113823427B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115376712A (zh) * 2022-08-03 2022-11-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种非能动核电厂长周期平衡循环的燃料管理方法及堆芯

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006119004A (ja) * 2004-10-22 2006-05-11 Nuclear Fuel Ind Ltd 軽水炉の運転、燃料装荷方法
JP2007225624A (ja) * 2007-05-30 2007-09-06 Toshiba Corp 原子炉炉心
CN105139901A (zh) * 2015-07-09 2015-12-09 中国核动力研究设计院 一种由177个燃料组件构成的压水堆堆芯的燃料管理方法
CN106384612A (zh) * 2016-10-31 2017-02-08 中广核研究院有限公司 一种具有高度灵活性的燃料管理方法
CN107910077A (zh) * 2017-10-19 2018-04-13 中国核电工程有限公司 一种vver堆型长短交替的平衡循环的堆芯装载方法
CN109036603A (zh) * 2018-07-27 2018-12-18 中国核动力研究设计院 一种超大型压水堆堆芯长循环换料装载方法
CN111898275A (zh) * 2020-08-03 2020-11-06 山东核电有限公司 一种压水反应堆衰变热分析方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102159723B1 (ko) * 2018-03-08 2020-09-24 울산과학기술원 가압 경수로 장주기 운전을 위한 핵연료 집합체 및 혼합주기 운전 방법

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006119004A (ja) * 2004-10-22 2006-05-11 Nuclear Fuel Ind Ltd 軽水炉の運転、燃料装荷方法
JP2007225624A (ja) * 2007-05-30 2007-09-06 Toshiba Corp 原子炉炉心
CN105139901A (zh) * 2015-07-09 2015-12-09 中国核动力研究设计院 一种由177个燃料组件构成的压水堆堆芯的燃料管理方法
CN106384612A (zh) * 2016-10-31 2017-02-08 中广核研究院有限公司 一种具有高度灵活性的燃料管理方法
CN107910077A (zh) * 2017-10-19 2018-04-13 中国核电工程有限公司 一种vver堆型长短交替的平衡循环的堆芯装载方法
CN109036603A (zh) * 2018-07-27 2018-12-18 中国核动力研究设计院 一种超大型压水堆堆芯长循环换料装载方法
CN111898275A (zh) * 2020-08-03 2020-11-06 山东核电有限公司 一种压水反应堆衰变热分析方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
核电厂多种长周期换料策略研究及改进;王丽华 等;核科学与工程;第39卷(第6期);第922-927页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN113823427A (zh) 2021-12-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Zhang et al. Economic potential of modular reactor nuclear power plants based on the Chinese HTR-PM project
Reutler et al. The modular high-temperature reactor
CN109036603B (zh) 一种超大型压水堆堆芯长循环换料装载方法
CN101206930B (zh) 多堆联合核燃料循环利用方法
CN113823427B (zh) 一种循环长度灵活调节的压水堆堆芯燃料管理方法
KR20070100818A (ko) 가압수형 원자로의 연료 집합체 및 연료 집합체의 설계방법
Alameri et al. Assessment of a nuclear reactor-thermal energy storage coupled system
El-Sahlamy et al. Comparison between standard solid fuel and a new annular fuel performance in the core of a PWR
Odeh et al. Core design optimization and analysis of the Purdue Novel Modular Reactor (NMR-50)
Baranaev et al. Supercritical-pressure water nuclear reactors
Noda et al. Improving breeding performance of Super FR with fuel shuffling in multi-axial layers
Hamzah et al. Analysis of neutron flux distribution of 160 MWth PWR NPP reactor using MCNP
Mahmoud et al. AP1000 Core Design Development for Higher Burn-up and Long Operational Cycle Length
Kim et al. Boron-Free Small Modular Reactor Design by McCARD Burnup Calculation with T/H Feedback
Hoang et al. Conceptual design of a small-pressurized water reactor using the AP1000 fuel assembly design
Gagarinskiy Development of fuel cycles with new fuel with 8.9 mm external diameter for VVER-440: Preliminary assessment of operating efficiency
Greenspan et al. Optimization of UO2 fueled PWR core design
CN114530262A (zh) 一种用于小型无可溶硼压水堆的堆芯装置
Van Heek Increasing the power of the high temperature reactor module
Yu et al. Physics Investigation of a Supercritical CO2 cooled Micro-Modular Reactor (MMR) for Autonomous Load-Follow Operation
Sasaki et al. Design study of smr class Super FR core for In-Vessel Retention
Teuchert et al. Physics features of the HTR for process heat
Usman et al. Neutronics Analysis of SMART Reactor Fuel Cell and Fuel Assemblies with Two Absorber Materials: Gd2O3–UO2 and Al2O3–B4C Using SRAC Code and JENDL 3.3 and 4.0 Data Libraries
Renteria del Toro et al. Loading pattern determination for 50% MOX and 50% UO 2 iPOWER reactor for initial cycle
Leer et al. Fast modular reactor nuclear design parameters of fuel cycle and power distributions

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant