中核運行秦二廠第二循環堆芯燃料管理的優化與改進

代前進，潘澤飛，詹勇杰，葉國棟，汪聰梅

（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

中核運行秦二廠擁有4 臺裝機容量為65萬千瓦機組的二環路壓水堆核電機組，堆芯共布置有121組17×17型AFA 系列燃料組件。

在工程設計上規定的堆芯燃料管理策略為年度換料，每次堆芯換料只需更換36組燃料富集度為3.25%的新燃料組件［1］。由于首燃料循環的堆芯全部裝入的是新燃料組件，因此燃料循環長度均超過了380EFPD（相當于日歷年為14個月），即超過1個完整的日歷年。這樣導致第二燃料循環堆芯功率分布相對較為惡劣，工程設計上規定的許多安全限值都出自于此，因此在施工設計上第二燃料循環的堆芯燃料管理設計較為困難。為了滿足工程設計的保守性要求，工程核設計給出的第二燃料循環堆芯燃料管理策略往往并非最佳的堆芯燃料管理設計，即同樣是堆芯更換36 組燃料富集度為3.25%的新燃料組件，其燃料循環長度只有270EFPD 左右，在1個完整的日歷年中，該機組需進行兩次堆芯換料，無法滿足電廠年度換料的經營管理要求。

為此，本工作擬對秦二廠4臺機組的第二燃料循環堆芯燃料管理策略進行優化、完善和改進。

1 策略與原則

在對電廠最終安全分析報告（簡稱FSAR）和換料燃料組件采購影響最小的前提下，考慮到第二燃料循環堆芯燃料管理設計的困難性和復雜性，制定了如下的優化和改進原則：

1）在安全上的考慮

不改變施工設計中規定的堆芯換料模式，即out-in模式；不改變FSAR 規定的安全限值要求，不改變保護系統和控制系統的設定參數。

2）在經濟上的考慮

通過優化施工設計給出的第二燃料循環堆芯燃料管理設計來提高燃料循環的運行時間，以盡可能地滿足年度換料的要求，即滿足電廠經營管理的需求；消化首爐堆芯備用的燃料富集度為3.1%的新燃料組件；優化與改進需兼顧施工設計與電廠經營管理策略，為機組在后續運行過程中進一步改進和提高堆芯燃料管理策略奠定堅實的基礎。

3）在對電廠工作影響上的考慮

充分考慮在群堆管理模式下，通過優化換料堆芯裝載布置，使各機組的燃料循環長度在滿足年度換料的要求下相對穩定，各機組間能錯開換料大修的時間；充分考慮電網對電廠的“迎峰度夏”要求，即每年的7、8和9月份盡可能地避開機組的換料大修；燃料富集度和燃料組件類型盡可能地采用不影響燃料采購的，同時對施工設計影響最小的產品和類型，以滿足第二燃料循環堆芯裝料節點的要求；盡可能地減小優化和改進產生的需論證與分析的工作量和周期，同時減小對其安全審評的難度，以滿足電廠換料大修進度計劃的要求。

2 設計方案

在對4臺機組第二燃料循環換料堆芯裝載方案的設計上，根據1＆2號機組和3＆4 號機組商運后所處的不同歷史條件和對堆芯燃料管理的要求，按照上述確定的改進策略與原則，在施工設計給出的第二燃料循環換料堆芯裝載方案基礎上，對4臺機組第二燃料循環堆芯燃料管理設計進行優化和改進。

2.1 施工設計方案

最簡單的施工設計方案即是沿用施工設計。在秦山核電二期工程和秦山核電二期擴建工程的施工設計上，對第二燃料循環的堆芯換料策略規定如下：1）堆芯換料采用外-內即out-in的換料方式；2）從堆芯中卸出36 組燃料富集度為1.9%的燃料組件；3）在堆芯外圍裝入36 組燃料富集度為3.25%的新燃料組件。

施工核設計報告給出的計算結果［1］為：1）燃料循環長度：1＆2號機組為8 940MW·d／tU，相當于257.5EFPD；3＆4號機組為9 459MW·d／tU，相當于272EFPD。2）燃料循環中堆芯最大的徑向功率峰因子Fxy：1＆2號機組為1.389；3＆4號機組為1.402。

4臺機組的施工設計方案的堆芯裝載示意圖如圖1所示（1／4 堆芯，旋轉對稱，輻照過燃料組件具體排列方式略）。

采用施工設計方案對電廠無需承擔任何風險，但缺點是燃料循環長度不能很好地滿足機組年度運行的要求，導致在1年內出現兩次換料大修，無法適應電廠經營管理的需要。

2.2 提高換料燃料富集度方案

第二燃料循環采用提高換料燃料富集度的堆芯換料策略要求如下：1）堆芯換料采用部分out-in的換料方式；2）從堆芯中卸出36 組燃料富集度為1.9%的燃料組件；3）在堆芯外圍裝入36組燃料富集度為3.7%的新燃料組件。

換料堆芯核設計報告［2］給出的計算結果為：1）燃料循環長度為10 275 MW·d／tU，相當于298EFPD；2）燃料循環中堆芯最大的Fxy為1.353。

圖1 施工設計方案的堆芯裝載示意圖Fig.1 Loading pattern of construction design

提高換料燃料富集度的堆芯裝載示意圖如圖2所示（1／4 堆芯，旋轉對稱，輻照過燃料組件具體排列方式略）。

圖2 提高換料燃料富集度方案的堆芯裝載示意圖Fig.2 Loading pattern of enhancing fuel enrichment project

采用提高換料燃料富集度設計方案的優點是增加了燃料循環長度，基本能滿足年度換料的要求，同時為機組后續燃料循環進一步實施的長燃料循環堆芯燃料管理策略改進奠定了基礎。

由于該設計方案提高了施工設計確定的換料燃料富集度，因此也就突破了FSAR 的分析范圍，需對超過施工設計和FSAR 范圍的內容進行論證與分析，同時需要NNSA 對此進行審評和批準。另外，這種改進給核燃料的采購帶來很大的影響和風險。這些不確定性因素和需進行的論證與分析都會嚴重影響機組第二燃料循環的運行。

2.3 增加換料燃料組件方案

無論是采用施工設計方案還是提高換料燃料富集度的堆芯裝載方案，都存在一定的局限性，不能很好地滿足優化和改進施工設計的策略和原則。為此提出在不改變換料燃料富集度的基礎上，通過增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計，同時在不顛覆施工設計規定的堆芯換料模式條件下，對燃料組件在堆芯中的布置進行局部調整，尤其是輻照燃料組件在堆芯外圍的布置，從而滿足對施工設計進行優化和改進的目的。

第二燃料循環采用增加換料燃料組件數目的堆芯換料策略要求如下：1）堆芯換料采用部分out-in的換料方式；2）從堆芯中卸出40 組燃料富集度為1.9%的燃料組件；3）在堆芯外圍裝入40組燃料富集度為3.25%的新燃料組件。在這40組新燃料組件中，需有1臺機組考慮首爐堆芯備用的4組燃料富集度為3.1%的新燃料組件的使用。

換料堆芯核設計報告給出的計算結果［3］為：1）燃料循環長度超過10 589 MW·d／tU，即超過305EFPD；2）燃料循環中堆芯最大的Fxy不高于1.350。

增加換料燃料組件數目的堆芯裝載示意圖如圖3所示（1／4 堆芯，旋轉對稱，輻照過燃料組件具體排列方式略）。

增加換料燃料組件數目的堆芯裝載方案的優點是不改變施工設計確定的換料燃料富集度，從而不影響換料燃料組件的采購。其次是不改變施工設計規定的堆芯換料策略，雖然增加了4組新燃料組件，并在堆芯外圍燃料組件的布置上針對輻照燃料組件的布置進行了調整，但這種局部的調整對施工設計給出的堆芯燃料管理設計的影響是可接受的。因此，增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計減小了對堆芯關鍵安全參數的變化。第三是由于此優化和改進的設計對堆芯關鍵安全參數的影響較小，因此減少了堆芯燃料管理設計的相關論證與分析，以及安全審評的風險。第四是有效地增加了第二燃料循環的燃料循環長度，達到了對施工設計進行優化和改進的目的，并滿足了電廠經營管理的需求。

圖3 增加換料燃料組件方案的堆芯裝載示意圖Fig.3 Loading pattern with more refuel assemblies

增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計，畢竟是對施工設計給出的第二燃料循環的堆芯燃料管理設計進行了優化和改進，因此這種優化和改進對FSAR 的影響需進行必要的論證與分析，以證實這些變化和影響仍被FSAR 包絡，并給出量化的影響。

3 比較與選擇

上述3種堆芯燃料管理設計的關鍵參數的比較列于表1。

從表1可看出：1）安全性：3 種設計方案的安全性均能滿足FSAR 的要求；2）燃料循環長度：增加換料燃料組件數目的設計方案與提高換料燃料富集度的設計方案基本相當；3）燃料經濟性：提高換料燃料富集度的設計方案是非常可取的最優方案，其次是增加換料燃料組件數目的設計方案；4）對FSAR和換料燃料組件采購的影響：提高換料燃料富集度的設計方案對施工設計的變化最大，因此該方案對FSAR 和換料燃料組件采購的影響最大，增加換料燃料組件數目的設計方案的影響較小；5）對電廠的可實施性：第二燃料循環實施提高換料燃料富集度的設計方案目前在國內尚無機組實施的先例，因此該方案在安全審評上存在較大的不確定性，且這種不確定性是電廠無法控制的因素，而增加換料燃料組件數目的設計方案對施工設計的變化不大，相對而言電廠對此通過安全審評更有信心。

參數 施工設計方案［1］ 提高換料燃料富集度 增加換料燃料組件［3］換料燃料富集度，% 3.25 3.7 3.25燃料組件類型 AFA-3G AFA-3G AFA-3G換料燃料組件數，組 36 36 40燃料循環長度，EFPD 272 298 308燃料循環最大Fxy 1.402 1.353 ≤1.350壽期末停堆裕量，pcm 2 890 2 450 2 871壽期初MTC，pcm／℃ -1.483 -0.1 -0.05首爐堆芯備用組件的使用 不適用 不適用 使用235 U 裝量，kg 16 542 16 542 18 380年度換料要求 不滿足 基本滿足 滿足論證時間，月 0 18 6 FSAR 修改 無 需要 無安審困難 無 大 一般

綜上所述，最終選定增加換料燃料組件數目的設計方案在秦二廠2、3和4號機組上作為第二燃料循環的換料堆芯設計方案。

4 論證與安審

由于增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計方案在換料燃料組件數目、輻照燃料組件在堆芯外圍的布置上，與施工設計給出的第二燃料循環堆芯燃料管理設計發生了變化，根據核安全法規HAF103／01《核電廠運行安全規定附件一——核電廠換料、修改和事故停堆管理》3.1、3.2.2和3.3.3條的規定［4］，并按照國家核安全局（NNSA）的要求，增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計方案以第二燃料循環換料堆芯安全分析的模式，對于施工設計給出的第二燃料循環設計和FSAR 的變化和影響進行必要的論證與分析，以證實這些變化所帶來的影響仍被FSAR 包絡，結果報NNSA 進行審評和批準。

針對第二燃料循環這種特定的單個燃料循環的堆芯安全分析模式，采用了換料安全參數分析（原FSAR包絡）加受影響的特定事故單獨分析的論證方式。經過對增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計方案與施工設計給出的第二燃料循環的設計方案的變化，以及對FSAR影響的篩選，確定了本項目需進行如下的論證與分析內容，并向NNSA 提交了《換料堆芯裝載評價報告》、《換料堆芯安全評價報告》、《主蒸汽管道斷裂事故分析》、《彈棒事故分析》、《硼稀釋事故分析報告》和《功率運行下單個RCCA 失控抽出事故分析》等相關的安審報告。

5 電廠實施

在秦二廠2、3和4號機組的第二燃料循環換料堆芯上實施了增加換料燃料組件數目的堆芯燃料管理設計方案。換料堆芯啟動物理試驗結果（表2）和燃料循環的運行結果（表3）表明，采用該優化改進的第二燃料循環堆芯燃料管理設計，反應堆的運行是安全和穩定的，電廠的經濟性也得到了有效的保證，與設計要求吻合較好。

機組ARO 臨界硼濃度／ppm理論 測量偏差／ppm 驗收準則D棒組積分價值／pcm理論 測量相對偏差／% 驗收準則2 1 502 1 522 20 ±50.0 574.29 586.3 2.09 ±10%3 1 570 1 546.6 23.4 ±50.0 684 692.9 1.30 ±10%4 1 558 1 518.7 39.3 ±50.0 739 719.33 -2.66 ±10%機組理核論 焓升因子F測ΔNH量1） 偏差 驗收準則理論熱 點因子Fq測量1） 偏差 驗收準則2 1.334 1.348 6 0.014 6 ＜1.499 7 1.598 1.614 5 0.016 5 ＜2.222 3 1.368 1.358 3 -0.009 7 ＜1.501 5 1.582 1.583 7 0.001 7 ＜2.231 3 4 1.370 1.352 7 -0.017 3 ＜1.505 9 1.591 1.615 8 0.024 8 ＜2.254 1徑向功率峰因子Fxy象限功率傾斜比QPTR機組理論 測量1） 偏差 驗收準則理論 測量1） 驗收準則2 1.325 1.397 4 0.072 4 ＜1.400 ≤1.02 1.009 7 ≤1.02 3 1.415 1.410 6 -0.004 4 ＜1.600 4 ≤1.02 1.002 6 ≤1.02 4 1.424 1.417 7 -0.006 3 ＜1.601 9 ≤1.02 1.002 1 ≤1.02

機組燃料循環長度／（MW·d·tU-1）理論 測量相對偏差／%燃料循環長度／EFPD理論 測量相對偏差／%2 10 484 10 290.28 -1.85 302 296.4 -1.85 3 10 745 10 636.62 -1.01 309.5 306.4 -1.00 4 10 637 10 845 1.95 306 312.4 2.09

6 結語

對秦山第二核電廠第二循環燃料管理的優化和改進，在確保換料堆芯滿足工程設計對堆芯安全限值、堆芯換料方式和換料燃料富集度等規定的前提下，很好地實現了燃料循環長度由270EFPD 左右提高至不少于300EFPD。這種優化與改進很好地滿足了電廠經營管理的需求，達到了在確保安全的前提下，提高電廠經濟性的目標，同時也為電廠后續在堆芯燃料管理策略上的進一步改進和提高，即長燃料循環項目的過渡階段——提高換料燃料富集度的堆芯燃料管理策略改進，奠定了堅實的基礎。該優化與改進的成功實踐為其他電廠改善第二燃料循環堆芯燃料管理策略，特別是對多機組電廠優化群堆管理模式下的電廠堆芯燃料管理策略提供了很好的借鑒，進而為電廠制定更為合理的換料大修計劃奠定基礎。

［1］ 中國核動力研究設計院.秦山第二核電廠擴建機組核設計報告［R］.成都：中國核動力研究設計院，2010.

［2］ 中國核動力研究設計院.秦山第二核電廠3＆4號機組提高富集度論證堆芯燃料管理設計報告［R］.成都：中國核動力研究設計院，2010.

［3］ 中國核動力研究設計院.秦山第二核電廠U3C2循環堆芯裝載評價報告［R］.成都：中國核動力研究設計院，2011.

［4］ 國家核安全局.HAF103／01-1994 核電廠運行安全規定附件一——核電廠換料、修改和事故停堆管理［S］.北京：國家核安全局，1994.