MOX燃料在轻水堆核电站中的应用

燃料循环 燃料在轻水堆 核电站中的应用 章宗耀 , 王连杰 中国核动力研究院 , 四月 成都 摘要 目前 燃料已成为一种可用于轻水堆核电站成熟的核燃料 。 简要介绍了国外 该领域的发展状况以及 燃料对反应堆性能的主要影响和应对措施 。 探讨了 燃 料在国内压水堆核电站中的应用问题 。 关键词 燃料 轻水反应堆 反应堆安全 中图分类号 文献标识码 文章编号 一 一 一 一 , 一 , , 即 , ’ 由水堆乏燃料后处理或武器级怀材料处理获 得的 和 , 制成 一 混合氧化物燃料 , 称 为 燃料 。 尽管早在 年 , 燃料就首 次用于热堆 , 但直到 世纪 年代才得到商业应 用 。 目前 , 比利时 、 瑞士 、 德国和法国有 多座 反应堆正在使用 燃料 , 日本也在其约 座反应堆中使用 燃料 。 在使用 燃料 时 , 大部分反应堆都是将其 堆芯装载 燃 料 , 未来有一些反应堆可能会将 燃料的装 载比例提高到 。 法国的目标是 , 所有 系列的反应堆至少装载 的 燃料 。 日本的 目标是 , 在 年之前 的反应堆使用 燃 料 。 日本已批准建设堆芯全部使用 燃料的新 反应堆 。 欧洲压水堆 和 等先进轻水 堆能够使用全堆芯 燃料运行川 。 尽管必须对 机组进行一定的技术改造 , 例如需要使用更多的 控制棒 , 但 燃料的使用不会改变反应堆的运 行特性 。 如果 的使用量超过 , 那么就需 燃料循环中 国 核 电 第 卷 第 期 年 月 对反应堆进行重大改造 。 国务院批准发布的 《核 电中长期发展规划 一 年 》 , 提出了在我国加快乏燃料 后处理能力建设 , 制成 燃料 , 再用作核电站 燃料的任务 。 在役压水堆核电站的应用 概述 燃料在役压水堆核电站的应用 , 与在役 核电站堆芯所有重要技术改造项 目 例如燃料组 件的换代 、 堆芯燃料管理策略的改进等 一样 , 是在确保核电站的安全性 、 可运行性的前提下 , 通过工程设计论证 、 试验等手段 , 找出为达到技 术改造 目标 , 对核电站反应堆及相关系统所必需 的具体技术改造及实施措施 , 并最终完成整 个核电站的技术改造 。 燃料与 燃料物理性能的主要 差异 , 以及对反应堆性能的影响 燃料与 燃料堆芯在反应堆物理性能 上的主要差异 , 产生于怀的热中子吸收截面和裂 变截面比 大 , 燃料堆芯的中子能谱相对 硬化 , 使可溶硼和控制棒组件 的吸收 效率有一定的降低 堆芯反应性温度系数和动力 学参数 , 如慢化剂温度系数 、 多 卜勒系数和有效 缓发中子份额绝对值有一定程度的减小 。 上述 燃料堆芯性能的变化 , 对反应堆控 制和相关事故分析的结果有一定影响 。 但是 , 由 于 目前在役核电站反应堆采用 燃料和 燃 料混合装载策略 , 堆芯装载的 燃料组件仅占 换料组件总数的 一 例如法国 核 电站反应堆每次换料装人 个 燃料组件和 个 燃料组件 。 因此 , 燃料对反应堆性 能的变化非常有限 。 燃料在国外的应用实践经验 从 世纪 年代开始 , 国际上就研究 燃 料在水堆的应用问题 , 为此进行了一系列的设计 分析和辐照试验 , 获得了大量的运行经验反馈 。 这些经验表明 , 采用 燃料核电站反应堆的安 全性和运行性能达到了 燃料同样的水平 。 目 前 燃料已成为另一种可用于轻水堆成熟的燃 料 , 对于提高铀资源的利用率 , 减轻核电站快速 发展对天然铀的需求压力 , 有着重要作用 。 法国已在 座在役核电站成功应用 燃 料 。 下面主要介绍法国 在役 核电站 上应用 燃料的实践经验 。 经过 在役核 电站应用 燃料的 设计论证和试验研究 , 确立 了应对 燃料堆 芯性能变化的主要技术改造内容是 ①为提高反 应堆正常运行 包括冷 、 热停堆 、 换料冷停堆 工 况下的反应堆控制能力 , 将硼和水补给系统 硼酸贮存箱硼浓度由原来的 二 一 提高到 ②根据主蒸 汽管道断裂事故 、 失水事故和弹棒事故的分析结 果 , 为应对反应性温度系数和动力学参数变化 , 将反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统 换料水箱硼浓度由 提高到 同时 , 启用 束备用控制棒 , 即控制棒 束总数由 束变成 束 反应堆首循环设计 束控制棒 , 并有 束备用控制棒 。 由于上述技术改造的实施 , 使用 燃料的 核电站完全能够满足正常运行工况 和事故工况的安全准则要求 。 公司在采用 燃料核电站反应堆启动 物理试验以及运行过程中的周期试验中 , 测量了 临界硼浓度 、 等温温度系数 、 控制棒价值和通量 分布 、 功率峰因子等参数 。 结果表明 , 和 燃 料堆芯一样 , 测量值与设计预期值符合良好 , 设 计值与实测值的偏差都处在反应堆设计和安全分 析考虑的偏差范围内 , 详见图 至图 。 燃料的应用不会增加反应堆设计和运行的不确定 性 。 燃料在新设计轻水 堆核电站的应用 对于第三代和第四代轻水堆核 电站 , 例如 、 和我国的大型先进压水堆核电站示 范工程 , 以及超临界压水堆 , 燃 料的应用条件应比在役核电站宽松 , 因为在反应 堆及其系统的设计中 , 一开始就考虑 燃料对 设计的要求 , 而不会出现重大技术问题 。 例如 , 美国西屋公司推出的一体化反应堆核 燃料循环 图 二氧化铀和 嫩料堆芯参数计算一 侧量值偏差比较 一 图 组件功率计算 一 侧量值偏差分布矩形图 热通道组件 山 一 电厂 堆芯设计中 , 考虑了两种轻水堆成熟燃 料 燃料和 燃料的应用 , 两种燃料组件可 以互换 , 实现 堆芯长寿期不换料一次通过燃 耗的堆芯特点 。 使用 燃料稠密栅格的堆芯 , 可达到巧年不换料 国内压水堆核电站使用 燃料的初步探讨 国内的在役和在建压水堆核 电站能否使用 燃料 , 特别是如何使用 燃料 , 需根据 各类核电厂的设计和运行实际 , 进行充分的工程 燃料循环中 国 核 电 第 卷 第 期 年 月 图 组件功率计算一 侧量值偏差分布矩形图 带仪表组件 城 一 川 设计论证 , 才能得出切合实际的结论 。 但是根据 目前国外 , 特别是法国 采用 燃料核电 站的设计和运行经验 , 我们至少可以得到如下结 论 燃料堆芯性能的变化 , 主要是 由于 中 子能谱的硬化 , 使控制棒和硼效率各约 的下 降 , 解决该问题的技术对策是易于实现的 。 国内 的 型及其改进型反应堆核电站 大亚湾 、 岭 澳核电站及 反应堆已使用了备用的 束 控制棒 , 即控制棒总数由 束增加到了 束 , 例 如大亚湾核电站实施 个月换料后 , 可利用的停 堆裕量为 一 , 与要求的停堆裕量尚 有 的裕量 , 可以解决控制棒效率下降问题 。 秦山二期核电厂及其扩建工程反应堆 , 虽然 未设置备用控制棒 , 但是原设计的控制棒考虑了 足够的裕量 。 该反应堆 束控制棒提供的可利用 停堆裕量达到 一 , 与设计要求的最 小停堆裕量至少有 的裕量 。 关于可溶硼效率下降及反应性系数的变化对 反应堆堆芯设计及其相关事故瞬态的影响 , 上述 的实践经验表明 , 可通过提高 和 硼 浓度的相关技术改造得到解决 , 而且是易于实现 的 , 国内核电站已有这类技术改造的实践经验 。 根据国外经验 , 使用 燃料核电机组运营 不会出现任何特别技术困难 。 结束语 目前我国已通过技术引进 , 从法马通公司引 进了同时适用于 和 燃料堆芯 、 先进的堆 芯核设计程序包 以及三维时空动力 学瞬态分析程序 , 它是弹棒事故和主蒸汽管道断 裂事故三维动力学分析新的计算工具 , 使得该类 事故的三维真实模拟分析成为可能 , 减少了分析 中不必要的保守性 。 国内外的分析结果表明 , 分 析手段的进步可以提供更多可利用安全裕量 。 这 些先进方法和程序应用于 燃料堆芯设计和事 故分析 , 还可望进一步减少设计的不确定性 。 该 方法和程序已成功应用于岭澳核电站先进燃料管 理项目论证中 , 并获得了国家核安全局的认可 。 应该说目前国内已基本具备相关设计分析手 段 , 建议尽快开展 燃料在我国压水堆核电站 应用的预先研究 。 参考文献 【 』伍浩松 , 译 嫌料 国外核新闻 , , 【 王骏 积极落实 《核电中长期发展规划 一 年 》推进我国核电工业又好又快又安全发展 中国 核电 , , 一 】中法核燃料循环后端研讨会会议 北京 , 一 一 一 , ,