壓水堆核燃料組件壓緊系統研究進展

李 蓓 黃春蘭 唐 楊

(中國核動力研究設計院,四川 成都 610213)

壓緊系統是核燃料組件的重要結構部件,壓緊系統的出現主要歸因于壓水堆中冷卻劑的流動,并與燃料組件的鋯合金骨架結構設計密切相關。壓緊系統的功能是平衡水力提升力以防止燃料組件向上竄動,并補償燃料組件與堆內構件間的熱膨脹差和燃料組件鋯合金結構輻照生長帶來的自身高度變化[1]。隨著壓水堆核燃料組件技術的不斷發展,針對壓緊系統的研究一直都在進行,形成了各具特色的燃料組件壓緊系統設計方案及技術體系。為滿足新型燃料組件的研發需求,對已開展的壓緊系統相關研究進行系統分析,總結世界上主要核電研發機構在商用壓水堆核燃料組件壓緊系統方面的研究情況及結果,以為相關研究者提供參考。

1 壓緊系統結構設計研究

1.1 結構形式與應用

壓緊彈簧是壓緊系統的主要功能件,主要有螺旋彈簧和板彈簧兩種結構形式,二者都具有較為廣泛的應用經驗。

板彈簧壓緊系統主要由四組安裝在上管座頂部的板彈簧及其固定結構組成（見圖1）。板彈簧通常采用鎳基高溫合金（Inconel 718/ GH4169）材質,并通過壓緊螺釘或銷釘進行固定。若板彈簧采用壓緊螺釘壓緊固定,壓緊螺釘材質通常與板彈簧相同；若板彈簧采用銷釘或螺釘與壓蓋等結構聯合固定,銷釘或螺釘通常采用不銹鋼材質。采用板彈簧壓緊系統的燃料組件主要以法國FRAMATOME 公司（后名AREVA 公司）和美國西屋公司研發的多種17×17 型燃料組件為代表,前者包括AFA 系列組件（含多個型號）、HTPLE 組件、U.S.EPR 組件、GAIA組件等燃料組件,后者有SFA 組件、OFA 組件、VANTAGE 組件、PERFORMANCE 組件、ROBUST 組件等燃料組件。我國近年研發的用于大型商用壓水堆的CF系列組件、STEP 系列組件等燃料組件也采用板彈簧壓緊系統,以及日本三菱重工開發的US-APWR 堆燃料組件、韓國的ACE7 燃料組件等也采用了該類設計。

圖1 典型的板彈簧壓緊系統外形結構

螺旋彈簧壓緊系統主要由若干螺旋彈簧、彈簧導桿及相關固定結構組成（見圖2）。螺旋彈簧采用鎳基高溫合金（Inconel 718/ GH4169）或不銹鋼材質,相關固定結構一般采用不銹鋼。采用螺旋彈簧壓緊系統的燃料組件以俄羅斯用于VVER 型反應堆的UTVS 組件、FA-2 組件和FA-2M（TVS-2M）組件等六角形燃料組件為代表,我國上海核工程研究設計院設計開發的秦山一期核電廠用FA300 燃料組件采用了螺旋彈簧壓緊系統,西屋公司開發的CE16NGFTM 組件、韓國的PLUS7 組件和HIPER16 組件等也采用了該類設計。

圖2 典型的螺旋彈簧壓緊系統外形結構

方形布置的燃料組件多數采用板彈簧壓緊系統、少部分采用螺旋彈簧壓緊系統；六邊形布置的燃料組件都采用了螺旋彈簧壓緊系統、且結構復雜。由于螺旋彈簧在各行業均有廣泛應用,相比板彈簧壓緊系統而言,無論是在性能分析或是制造工藝、試驗測試等方面的技術都更加成熟。但在相同壓緊力需求下,采用螺旋彈簧比板彈簧需要更大的軸向結構空間,因而多數燃料組件采用板彈簧壓緊系統,本文后續章節所述研究內容也主要集中在板彈簧壓緊系統方面。

1.2 結構設計改進

在技術發展過程中,基于燃料組件的堆內使用經驗,對壓緊系統進行設計改進,優化彈簧性能和改善運行中燃料組件出現的問題。改進主要體現在三個方面。

1.2.1 彈簧組結構與參數改進,包括增加彈簧數量、增加彈簧組壓縮行程、調整板彈簧片之間的接觸狀態等,從而獲得滿足使用需求的壓緊力。

1.2.2 彈簧結構與參數優化改進,如根部無折彎板彈簧、板彈簧厚度減薄、螺旋彈簧絲徑調整等,通過改進使得在滿足結構相容性要求的同時可獲得最佳的壓緊力,并優化彈簧應力狀態。

1.2.3 彈簧組安裝結構的改進：對板彈簧而言目前主要有壓緊螺釘直接擰緊固定、螺釘或銷釘與上管座開槽及壓蓋等結構配合固定兩種方式,螺旋彈簧的安裝結構主要由彈簧導桿結構和相關固定結構組成,并根據需要在彈簧外設置外殼以增加抗磨蝕性能。

2 壓緊系統特性分析研究

2.1 力與變形特性

韓國原子能研究院的Kee Nam Song 等人采用應變能理論對兩種典型結構的彈簧TT-HDS 和TW-HDS（見圖3）分區段進行了特性分析,并推導出了線彈性情況下的板彈簧剛度計算公式[12]。分析中主要考慮了彈簧工作在線彈性階段,沒有考慮彈簧實際工作中可能出現的塑性變形。

圖3 TT-HDS 和TW-HDS 板彈簧外形結構

法國FRAMATOME 公司Dr Bérenger d′Uston 提出板彈簧特性分析中應考慮彈簧的大變形和大轉角特性、彈塑性材料特性以及帶滑移和摩擦的接觸,可更真實的模擬板彈簧壓緊系統的實際工作狀態[13]。分析時首先假設板彈簧平面對稱的平面應力問題,通過計算局部的彈性應變和塑性應變獲得總的局部應變,然后根據材料的應力-應變曲線獲得局部的真實應力。彈簧組內的彈簧相互之間考慮接觸時,上堆芯板和頂部彈簧片之間采用圓弧和直線的接觸進行模擬,頂部彈簧片和下部彈簧片之間采用點和直線的接觸進行模擬,下部彈簧片之間采用線段和直線的接觸進行模擬。圖4 給出了力-變形的計算曲線與實測曲線的對比,可知采用該方法能使板彈簧特性分析更加準確。

圖4 板彈簧組力- 變形特性的計算曲線與實測曲線對比

韓國的Jeong Sik Yim 等提出采用有限元方法（ANSYS）分析壓緊板彈簧的非線性特性,包括力-變形關系、應力分布[14]。基于分析結果,對板彈簧進行設計優化。對包含2～4 片板彈簧的彈簧組進行建模,分析彈簧組特性。分析時考了彈簧片間及彈簧片與安裝結構間的摩擦力,并考慮不同的邊界條件和加載狀態。為了滿足燃料組件燃耗擴展需求,通過降低上管座高度來增加燃料棒與上管座間的間隙,以為燃料棒輻照生長提供更大的軸向空間。為此,對壓緊彈簧結構進行改進,采用了根部無折彎的直臂彈簧結構（見圖5）,該結構彈簧具有更好的線性特征。從應力分布可知,根部折彎的板彈簧最大應力發生在根部折彎區域,該應力超過了彈簧材料的屈服強度,從而導致彈簧片進入塑性狀態呈現非線性行為,設計中需要盡可能避免。

圖5 含3 片直臂彈簧的板彈簧組有限元分析模型

中國核動力研究設計院蒲曾坪等研究了板彈簧壓緊系統運行過程中的非線性特點,包括結構非線性、幾何非線性、材料非線性和輻照效應等特點,并進行非線性數值模擬分析[15]。在非線性特征數值模擬的基礎上,蒲曾坪等進一步提出了設計應對措施,并對壓緊系統性能評價方法進行了探討[16]。

表1 多種商用壓水堆燃料組件的壓緊系統設計特征匯總[2～11]

2.2 輻照松弛特性

板彈簧在堆內受到快中子照射會出現輻照松弛現象,使得彈簧壓緊力不斷減小,在壓緊系統設計中必須要考慮輻照松弛對壓緊力的影響。

西屋公司開展了板彈簧的輻照松弛研究,通過輻照試驗獲得了Inconel 718 板彈簧輻照松弛特性曲線。FRAMATOME 公司進行了板彈簧的輻照松弛特性研究,通過輻照數據獲得了AFA3G 板彈簧的輻照松弛規律。

中國核動力研究設計院張林等人總結了典型的板彈簧壓緊系統的輻照松弛規律,通過堆芯燃料管理確定的對應燃耗下的快中子注量可計算出板彈簧在壽期內的輻照松弛率[1]。

2.3 應力腐蝕特性

板彈簧材料（Inconel 718 合金）在反應堆冷卻劑介質中會發生應力腐蝕開裂（SCC）現象。

西屋公司采用有限元方法（ANSYS）對板彈簧進行了應力分析,評價其應力腐蝕開裂問題,并基于西屋公司的標準17×17 型燃料組件壓緊板彈簧的運行經驗確定了板彈簧應力腐蝕開裂的臨界水平限值。

中國核動力研究設計院陳亮等對Inconel 718 合金壓緊彈簧應力腐蝕開裂的應力閾值進行了研究[17]。研究表明采用適當的熱處理時效工藝,可改善Inconel 718 合金對壓水堆一回路水質條件的應力腐蝕開裂敏感性。為防止鎳基合金發生應力腐蝕開裂（SCC）,其承受的應力不應超過合金屈服強度的75%～80%。

2.4 特性分析模型與方法

針對商用有限元軟件對板彈簧的優化設計指導能力有限的問題,中廣核研究院有限公司金淵開展了燃料組件壓緊板彈簧的剛度分析模型研究[18]。通過對單片板彈簧受壓條件進行適當的簡化,將板彈簧葉片劃分為4 段（見圖6）。對圖中分析幾何模型中的4 個歐拉梁單元,通過撓度控制方程推導變厚度梁單元的剛度矩陣,建立了剛度求解的理論分析模型。通過改變板彈簧葉片的主要設計參數,評估各結構設計參數對板彈簧剛度的影響,進而對板彈簧剛度的優化設計提供依據。

圖6 板彈簧葉片剛度分析幾何模型

針對板彈簧壓緊系統,中廣核研究院有限公司任啟森開展了剛度模型研究[19]。基于懸臂梁小撓度變形理論,建立了變厚度板彈簧剛度計算的簡化模型,并研究了主要參數對板彈簧剛度的影響。為實現燃料組件壓緊力的準確預測,中國核動力研究設計院王浩煜等基于板彈簧精細化結構模型,考慮輻照對材料塑性和蠕變的影響,建立了板彈簧壓緊系統壓緊力計算的數字模擬方法,相關對比驗證表明該數字模擬方法具有一定合理性和準確性[20]。

3 壓緊力計算分析研究

3.1 分析方法

從方法上講,燃料組件壓緊力計算方法可分為確定論方法和統計學方法。目前壓緊力分析主要采用確定論法,其分析結果的保守性很大。在采用確定論方法驗證分析出現壓緊力裕量不足后,AREVA 公司提出采用統計學方法進行壓緊力驗證[21],即采用方和根法考慮各變量的不確定性,并將該方法運用在芬蘭的OL3 EPR 設計中。NRC 于2005 年批準采用“方和根”的統計方法進行壓緊系統驗證。AREVA 用此方法對EDF 反應堆AFA 3G 燃料組件和嶺澳AFA 3GAA 燃料組件進行過評價。

韓國的Sang Youn Jeon 等研究了蒙特卡洛方法用于壓水堆燃料組件壓緊力分析的裕量,根據對比分析確定論方法和統計學方法的壓緊力計算結果,提出蒙特卡洛法的統計學方法可以提供更多的壓緊力裕量[22]。針對實際工程項目中出現壓緊力裕量不足的問題,中國核動力研究設計院張林等對壓緊力計算方法進行了初步研究[1],包括確定論法、平方和開根法的統計法（RMS）和蒙特卡洛分析方法。分析認為造成壓緊力不足的主要原因為分析方法過于保守。

中國核動力研究設計院李云等開展了統計學方法在燃料組件壓緊驗證中的應用研究[23]。研究了方和根統計法計算不確定性及其在壓緊系統分析中的適用性,結果表明,采用方和根法計算所得壓緊力及壓緊裕量遠大于采用傳統的確定論法對應的值,燃料組件可以得到可靠的壓緊。

3.2 分析程序

燃料組件壓緊力的影響因素眾多,為計算燃料組件壓緊力,通常需要建立專用軟件進行分析。針對AFA 2G燃料組件的板彈簧壓緊系統,FRAMATOME 公司研究開發了SYSMA 程序,用于分析計算燃料組件壽期內的壓緊力。隨著研究開發的深入和實踐經驗的積累,在針對AFA3G 燃料組件的SYSMA 程序中,引入了試驗獲得并修正后的彈簧冷態剛度特性,使計算結果更加接近于實際情況并具有足夠的保守性。采用SYSMA 程序分析驗證壓緊功能時,考慮了很大的保守性。AFA 3GAA 燃料組件采用了與AFA 3G 燃料組件完全相同的壓緊系統,采用確定論方法進行壓緊力設計驗證時,出現了壓緊力裕量不滿足準則要求的問題。通過研究修改了保守的驗證方法,并提出了新的驗證接收準則,從而保證了原有壓緊系統仍滿足壓緊功能驗證要求。針對AP1000 燃料組件板彈簧壓緊系統,西屋公司開發了TNHDF 程序,用于分析計算燃料組件壓緊力。該程序可以計算AP1000燃料在每種流動工況、每個循環初與循環末的最小壓緊余量,計算時考慮了燃料芯塊密度變化帶來的燃料組件質量不確定性。與AFA 3G 燃料組件壓緊力計算一樣,該程序也采用了試驗獲得的板彈簧冷態剛度特性作為計算輸入。AP1000 組件采用的壓緊力裕量與AFA 2G/3G 組件早期使用的壓緊力裕量相當,采用該裕量進行驗證,其壓緊力仍有較大余量。近年,中國核動力研究設計院針對主自研發的17×17 型壓水堆核電燃料組件,開發了HOFA 程序,用于分析計算燃料組件壓緊力。該程序綜合考慮了輻照生長、輻照松弛、熱膨脹等效應,能夠采用確定論計算方法、均方根方法計算出燃料組件在每個輻照循環中的壓緊力情況。該程序還考慮了采用蒙特卡洛方法分析壓緊力的可能。

4 總結與建議

壓緊系統是核反應堆燃料組件的重要結構部件,主要有板彈簧壓緊系統和螺旋彈簧壓緊系統兩種結構形式。針對壓緊系統的研究一直都在不斷進行,其主要目的都是為了更好地滿足燃料組件的壓緊功能需求和減小對燃料組件的不利影響,歸結起來主要有以下幾方面：

4.1 在結構設計方面,在板彈簧局部結構及參數、彈簧安裝結構、彈簧組組合參數等方面進行了改進,以達到改善應力分布、降低輻照松弛、優化燃料組件壓緊力、增強抗磨蝕能力等目的。

4.2 壓緊彈簧特性分析研究主要包括采用力學理論分析研究和有限元分析研究。基于基礎力學理論的分析主要針對板彈簧的線彈性特性,利用變形能理論、應力-應變理論分析板彈簧力-變形特性（即剛度）；通過采用有限元方法和借助計算機程序輔助分析彈簧的剛度特性和應力分布等,使分析越加成熟并更符合實際應用情況,并建立了相應的分析模型和數值模擬方法。

4.3 壓緊彈簧特性試驗研究主要包括剛度、應力腐蝕、輻照松弛等方面的試驗,通過試驗獲得壓緊彈簧的相關性能。試驗往往是對設計及理論分析的進一步驗證,在當前的技術水平下某些特性必須通過試驗和運行經驗才能獲得。

4.4 燃料組件壓緊力分析計算方法由早期的確定論法到后續的蒙特卡洛法,分析結果朝著更加準確方向發展,并采用更加合理的壓緊力裕量限值。無論采用何種方法,通常都開發了專用計算機程序實現壓緊力的計算。

壓緊彈簧的輻照松弛特性與堆內所受的中子輻照相關,是研究的難點之一,需要依靠一定樣品數量的輻照試驗才能獲得,目前尚未建立理論分析方法,特別是板彈簧的輻照松弛,后續在相關輻照試驗基礎上需進一步開展這方面的研究工作。