轻水堆燃料元件.doc

轻轻 水水 堆堆 燃燃 料料 元元 件件 陈宝山陈宝山主编主编 甄树权甄树权 刘承新刘承新主审主审 i 1绪论 1 1 2轻水堆及其燃料元件 2 1 2 1轻水反应堆 2 1 2 2轻水堆燃料元件 2 7 2 2 1基本概念 2 7 2 2 1 1 术语 2 7 2 2 1 2 燃料元件分类 2 9 2 2 1 3 燃料元件基本要求 2 10 2 2 1 4 主要特点 2 11 2 2 1 5 燃料元件在核燃料循环中的地位 2 12 2 2 2轻水堆燃料元件类型及其发展过程 2 13 2 2 2 1 压水堆燃料元件类型及其发展过程 2 13 2 2 2 2 沸水堆燃料元件类型及其发展过程 2 17 2 2 3轻水堆燃料元件主要设计参数 2 21 3轻水堆燃料元件设计和制造的法规标准 3 1 3 1法规标准 3 1 3 2主要设计规定及其说明 3 13 3 2 1设计工况 3 13 3 2 2设计原则 3 13 3 2 3设计总的要求 3 13 3 2 4功能要求 3 14 3 2 5设计参数 3 14 3 2 6设计准则 3 14 3 2 6 1 燃料棒设计准则 3 14 3 2 6 2 燃料组件设计准则 3 18 3 2 6 3 相关组件设计准则 3 19 3 2 7燃料组件机械设计限值和裕量 3 19 3 2 7 1 机械设计限值 3 19 3 2 7 2 设计裕量 3 20 3 2 8其他设计规定 3 21 3 3主要制造规定及其说明 3 21 4压水堆燃料元件设计 4 1 4 1概述 4 1 4 2燃料组件设计 4 1 4 2 1功能及结构描述 4 1 4 2 2机械设计过程 4 4 4 2 3燃料棒设计 4 7 4 2 4燃料组件骨架设计 4 12 4 2 4 1 上管座及其压紧部件 4 12 4 2 4 2 下管座及其滤网 4 14 4 2 4 3 定位格架 4 15 ii 4 2 4 4 导向管和仪表管及其连接 4 17 4 2 5燃料组件设计验证 4 20 4 3相关组件设计 4 26 4 3 1控制棒组件设计 4 26 4 3 2可燃毒物组件设计 4 33 4 3 3中子源组件设计 4 37 4 3 4阻流塞组件设计 4 39 5沸水堆燃料元件设计 5 1 5 1概述 5 1 5 2功能及结构描述 5 1 5 3燃料组件机械设计 5 3 5 4控制棒组件设计 5 10 61 71 81 9轻水堆燃料元件的研究现状与发展 9 1 9 1概述 9 1 9 2轻水堆燃料元件的运行经验 9 1 9 3加深燃耗带来的问题及其解决途径 9 9 9 4国外高性能燃料组件 9 11 9 4 1Performance 燃料组件 9 11 9 4 2AFA3G 9 15 9 4 3HTP 燃料组件 9 19 9 4 4System80 燃料组件 9 22 9 4 5VVER 1000 V428 燃料组件 9 25 9 4 6ABWR 燃料组件 9 26 9 4 7MOX 燃料组件 9 31 9 5高性能燃料元件研究动向 9 31 1 1 1绪论绪论 核材料科学与工程 是论述核材料组成 结构 性能 生产流程和使用性 能以及它们之间关系的丛书 既系统阐述有关的基础理论 又全面介绍核材料实 际工程应用及其发展 而本书 轻水堆燃料元件 是 核材料科学与工 程 丛书的一册 侧重于介绍轻水堆燃料元件在实际工程应用中的行为及其发展 如使用环境 受力状态对轻水堆燃料元件性能和寿命等的影响 以及开发新材料 新工艺和高新技术提高轻水堆燃料元件使用性能 以满足用户越来越高的工程需 求 轻水堆是压水堆 PWR 和沸水堆 BWR 的通称 至今已有四十多年的 发展历史 已成为当今世界核电厂的主要和较成熟的堆型 随其发展起来的轻水 堆燃料元件也已成为世界上较重要和较成熟的燃料元件型式 此外 鉴于我国已 于 20 世纪 80 年代初确定并经国务院批准颁布实施压水堆型路线 因此 本书又 把全面和系统介绍压水堆燃料元件在实际工程应用中的行为及发展作为重点 燃料元件是反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件 它的 具体形状有棒状 板状和球状等 这是标准 1 1 1 2 给出的定义 然而本书所用 的 燃料元件 这一名词术语 已远远超出上述的定义范围 实际上是指燃料系 统 既包括燃料组件 又包括相关组件 本书之所以作如此扩展处理和应用 完 全是依据或照顾于习惯 即国内外燃料元件方面的知名学者和专家 至今仍沿用 扩展了定义的燃料元件著书立说和在报刊 杂志上发表文章 国内外制造反应堆 用燃料组件和相关组件的工厂 也通称为燃料元件厂 如我国的宜宾核燃料元件 厂 目前既生产压水堆用燃料棒和燃料组件 又生产压水堆用相关组件 并非只 生产压水堆用棒状燃料元件 燃料棒 此外 读者在翻阅有关燃料元件的书刊 和大量文献时 也会经常发现不少作者还习惯于以 燃料 或 核燃料 为题 来阐述燃料组件和相关组件的内容 为此 读者应予以注意 以便更有效的阅读 燃料元件方面的文献 燃料元件既是商品 又是高科技产品 其中燃料元件的新材料研制与开发就 是高科技的一部分 同时又是发展高科技燃料元件这一特殊商品的基础和先导 本书共 9 章 其中 绪论 作为第 1 章 介绍本书所涉及的内容和在 核材 料科学与工程 丛书中所处的地位 第 2 章 首先从明确燃料元件使用条件的角度 简述轻水堆基本概念 然后 介绍燃料元件分类 名词术语 基本特点 基本要求以及燃料元件在核燃料循环 中的地位 最后介绍轻水堆燃料元件类型及其主要演变过程以及主要设计参数 第 3 章 综述轻水堆燃料元件设计和制造所遵循的法规标准主要规定及其说 明 第 4 章 是本书主要的章节之一 以目前我国已有一定设计 制造和运行经 验以及有代表性的 17 17 先进燃料组件及其相关组件为例 较详细地介绍压水 堆燃料元件设计方法 设计过程和结果以及设计验证 并在介绍燃料组件各零部 件 燃料棒 上下管座 定位格架 导向管和仪表管 以及相关组件 控制棒组 件 可燃毒物组件 中子源组件和阻流塞组件 设计的同时 辅以其他具特色的 与之相对应零部件的设计简要说明 以便于读者加深对本章阐述内容的理解 第 5 章 简要介绍沸水堆燃料元件设计 其中与压水堆燃料元件设计明显不 1 2 同的部件作较详细地设计说明 如水棒 元件盒和控制棒组件等 第 6 章 是本书最重要的一章 以目前我国已积累丰富制造经验和有代表性 的 17 17 先进燃料组件及其相关组件为例 详细介绍压水堆燃料元件的制造工 艺及其改进 并在介绍二氧铀粉末 芯块 燃料棒 上下管座 定位格架 燃料 组件以及相关组件制造的同时 辅以其他具有特色的与之相对应零部件和组件的 制造工艺简要说明 以便于读者加深对本章阐述内容的理解 第 7 章 简述沸水燃料元件制造 其中与压水堆燃料元件制造明显不同的零 部件或组件 作较详细地制造工艺说明 如水棒 元件盒和控制棒组件等 第 8 章 重点阐述轻水堆燃料元件在设计和制造过程中的质量保证 其中包 括轻水堆燃料元件的设计管理 制造工艺控制 主要检测项目及方法 以及轻水 堆燃料元的包装 运输和贮存 第 9 章 重点简要介绍国内外轻水堆燃料元件的现状以及研究与发展趋向 其中包括轻水堆燃料元件的运行经验 加深燃耗带来的问题及其解决途径 国外 几种已商用的高性能燃料组件简介 以及国内外高性能燃料元件的研究与发展动 向 显然 本书作为 核材料科学与工程 丛书的一册 尽管有其相对的独立性 但是仍与丛书的其他册构成一个有机体 因此 本书中凡涉及丛书中其他册有详 尽描述的论题 只从本书的完整性角度提及之 不重复描述 例如 轻水堆燃料 元件锆合金包壳材料 本书仅从其在工程实际应用中的行为方面去描述 而对其 基本性能的全面系统描述以及对辐照效应和腐蚀理论基础的论述 应分别参见丛 书中的 核结构材料导论 材料辐照效应 和 核材料化学 等册 为此 鼓 励读者查阅丛书中相关册的有关章节 以弄清或掌握所关心的问题 另外 还应 特别指出的是 任何一本书或丛书 都有其局限性 不可能面面俱到 之所以如 此 具体说来是因篇幅受书的要求所限 取材受读者对象制约 最新技术内容的 反映受出版日期左右 书的质量受作者水平影响等 何况随着时间的推移 轻水 堆燃料元件新的科学技术将会不断涌现 因此 读者应在阅读本书的基础上 广 泛查阅相关文献 尤其是本书出版后不断涌现的文献 以获取轻水堆燃料元件更 新的知识 参参 考考 文文 献献 1 1 GB T 4960 3 1996 1 2 EJ 622 92 2 1 2轻水堆及其燃料元件轻水堆及其燃料元件 2 1 轻水反应堆轻水反应堆 轻水堆是压水堆 PWR 和沸水堆 BWR 的通称 至今已有 40 多年的发 展历史 成为当今世界核电厂的主要和较成熟的堆型 截止于 1999 年 12 月 31 日 世界上正在运行的核电机组共 434 个 其中压水堆机组 252 个 沸水堆机组 92 个 2 1 轻水堆机组约占总运行机组数的 80 而压水堆机组占轻水堆运行机 组总数的 73 以上 轻水堆是轻水堆核电厂的核心 随其发展而发展起来的轻水堆燃料元件则是 轻水堆的心脏 轻水堆燃料元件的性能直接影响轻水堆核电厂的安全性 可靠性 和经济性 下面简述轻水堆核电厂和轻水堆与轻水堆燃料元件使用条件密切相关 内容 压水堆核电厂主要由核岛 常规岛和电厂配套设施组成 其中核岛包括反应 堆厂房 反应堆辅助厂房以及设置在其内的系统和设备 用来生产核蒸汽 常规 岛主要包括汽轮机厂房及其设置在厂房内的系统和设备 其形式与常规发电厂类 似 用来进行电力生产 而电厂配套设施包括除核岛和常规岛以外的一切建筑物 和构筑物以及其他一些系统 压水堆核电厂布置示意图见图 2 1 压水堆本体结构 见图 2 2 2 2 堆芯结构布置见图 2 3 2 3 组成压水堆堆芯的燃料组件及相关组件 直立排列在由堆芯上 下板和堆芯 围板所围成的空间内 燃料组件下端由堆芯下板定位 上端由堆芯上板和压紧部 件定位及压紧 整个堆芯由堆芯吊蓝将其悬挂在反应堆压力容器筒身法兰的内突 缘上 而堆芯吊蓝下部的定位是靠其上的支承键与压力容器内壁下部的支承块配 合来实现的 为了减少压力容器的辐照损伤 堆芯与压力容器内壁之间应保持足 够的水隙和设置局部中子屏蔽以及采用低泄漏燃料管理 压力容器的上封头上布 置若干控制棒驱动机构 以驱动控制棒在堆内上下移动 实现反应堆启动 功率 调节 正常和事故停堆等控制功能 一回路加压轻水冷却剂从反应堆压力容器上 部的入口接管流入 先沿着堆芯吊蓝与压力容器内壁之间的环形间隙 下降段 向下流动 经冷却吊蓝和压力容器到达反应堆压力容器底部下腔室后 改变方向 向上流经堆芯 冷却燃料组件及相关组件 带走核裂变反应产生的热量 然后高 温冷却剂从反应堆压力容器的出口接管流出 再流经蒸汽发生器 使二回路给水 加热变成蒸汽 去推动汽轮机运转 进而带动发电机发电 应指出的是 作为慢 化剂和冷却剂的高温 高压轻水 有严格的水质要求 通常加硼 以调节反应性 加锂 以调节 PH 值等 对压水堆燃料元件使用性能均产生影响 压水堆是在核潜艇压水堆基础上发展起来的 40 多年经历了实验性堆 示范 性堆 商用堆 百万千瓦级堆和先进压水堆 APWR 五个阶段或五代的发展 使压水堆核电厂逐步提高了单堆容量 核电厂发电效率 堆芯比功率和燃料组件 的平均卸料燃耗 以及逐步减少了冷却剂的比流量 见表 2 1 2 4 而各发展阶段 有代表性的压水堆核电厂主要参数列于表 2 2 2 5 2 2 图图 2 1 压水堆核电厂布置示意图压水堆核电厂布置示意图 1 反应堆容器 2 稳压器 3 蒸汽发生器 4 蒸汽管线 5 汽水分离器和再热器 6 汽轮发电机 7 冷凝器 8 冷凝水除盐装置 9 冷凝水泵 10 抽汽 11 抽汽 12 给水泵 13 疏水泵 14 给水加热器 15 给水管线 16 主泵 17 反应堆冷却剂管线 图图 2 2 压水堆本体结构压水堆本体结构 1 连接板 2 堆芯支承柱 下 3 堆芯围板 4 压力容器 5 燃料组件及相关组件 6 冷却剂出口接管 7 控制棒导向筒 8 控制棒驱动机构 9 上封头 10 堆芯支承柱 上 11 冷却剂入口接管 12 堆芯上板 13 堆芯吊蓝 14 堆芯下板 15 下支承板 2 3 图图 2 3 堆芯结构布置图堆芯结构布置图 1 堆芯围板 2 堆芯吊蓝 3 燃料组件及相关组件 4 热屏蔽 5 控制棒位置 6 压力容器 表表 2 1 压水堆核电厂的参数改进压水堆核电厂的参数改进 第一代第二代第三代第四代第五代 主要参数 60 年代初60 年代中70 年代初70 年代中80 年代 电功率 MW110283约 500约 10001350 1500 效率 约 28约 30 约 32 33 34 比功率 kW kgU 18 8 23 3 34 9 约 35 平均燃耗 MWd tU约 10000约 20000约 30000 3500045000 一回路温度 进口 出口 255 270274 297289 316285 321286 324 工作压力 MPa 14 0 以下 14 0 15 8 15 8 15 8 比流量 t kWh 43 6约 30约 24约 18 换料周期 d30030012 个月12 个月 18 24 个 月 2 4 表表 2 2 各发展阶段有代表性的压水堆核电厂主要参数各发展阶段有代表性的压水堆核电厂主要参数 参数名称 美国 Yanke e Rowe 中国 秦山 核电厂 美国 San Onofr e 日本 美滨 二号 联邦 德国 Stade 中国 大亚湾 核电厂 法国 Saint Alban 1 设计电功率 MW1853104565006629001348 设计热功率 MW600103513471456189228953817 环路数4232434 每环路冷却剂流量 t h4756120001179412240110001675416420 一回路运行压力 MPa13 815 214 415 415 515 215 5 冷却剂进口温度 268287 9289289284 6292 4293 0 冷却剂出口温度 293316 1320320311 1327 6328 4 二回路蒸汽压力 MPa3 45 54 95 35 06 66 8 二回路蒸汽温度 243270260269265282285 3 汽轮机转速 r min1800300018001800150030001500 堆芯当量直径 m1 92 402 822 472 993 203 37 堆芯高度 m2 32 903 053 663 053 664 25 平均功率密度 kW L92 873 570 484 085 6109 0103 9 燃料装量 t17 540 758 148 056 072 4103 9 铀 235 富集度 3 73 44 02 93 293 043 16 平均燃耗 MWd tU11300300003100023500325003300033000 燃料组件数76121157121157157193 燃料棒外径 mm9 2710 010 710 79 59 59 5 包壳壁厚 mm0 60 70 720 720 570 570 57 燃料棒线功率密度 kW m14 414 516 717 916 718 617 5 反应堆容器直径 m2 773 733 613 304 404 394 40 反应堆容器高度 m9 9010 711 211 912 513 213 6 投入运行年份1961199119681970197219941985 2 5 沸水堆核电厂是以沸水堆为动力源的核电厂 其组成与压水堆核电厂组成类 似 图 2 4 2 2 图图 2 4 沸水堆核电厂布置示意图沸水堆核电厂布置示意图 1 外部循环泵 2 堆芯 3 汽水分离器和蒸汽干燥器 4 反应堆压力容器 5 汽水分离器和再热器 6 汽轮发电机 7 冷凝器 8 冷凝水泵 9 除盐装置 10 疏水泵 11 抽汽 12 给水泵 13 加热器 沸水堆是以沸腾轻水为慢化剂和冷却剂 并在反应堆压力容器内直接产生饱 和蒸汽的动力堆 沸水堆原理图如图 2 5 所示 2 5 图图 2 5 沸水堆原理图沸水堆原理图 1 外部循环泵 2 堆芯 3 汽水分离器 4 蒸汽干燥器 5 蒸汽管 通往汽轮机 6 给水管 来自汽轮机 7 内部喷射泵 8 流量调节阀 2 6 沸水堆的工作原理是 来自汽轮机系统的给水进入反应堆压力容器 沿堆芯 围筒和容器内壁之间的环形空间下降 在内部喷射泵的作用下进入堆下腔室 再 折而向上流过堆芯燃料组件 受热并部分汽化 汽水混合物经汽水分离器后 水 分沿环形空间下降 与给水混合 蒸汽则经干燥器出堆 通往汽轮发电机作功发 电 蒸汽压力约为 7MPa 干度不小于 99 75 汽轮机乏汽冷凝后经净化 加热 再由给水泵送入反应堆压力容器 形成一闭合循环 外部循环泵的作用是使堆内 形成强迫循环 其进水取自环形空间底部 升压后再送入反应堆压力容器内 成 为内部喷射泵的驱动流 某些沸水堆用堆内循环泵取代外部循环泵和内部喷射泵 沸水堆从 1960 年世界上第一座示范性核电厂德累斯顿 I Dresden I 投入运 行以来 经历了六次或六代重大改进和发展 使沸水堆核电厂逐步提高了发电效 率 单堆容量 功率密度和燃料组件的卸料燃耗 表 2 3 列出了六代典型沸水堆 核电厂的主要参数 2 4 表表 2 3 典型沸水堆核电厂主要参数典型沸水堆核电厂主要参数 核电厂名称 德累斯顿 I 第一代 奥斯特克莱格 第二代 德累斯顿 第三代 布朗费里 第四代 BWR 5 第五代 ABWR 第六代 电功率 MW210670809109811001356 热功率 MW68019302530330032933926 运行日期 年1960196919711973 电厂效率 29 4333232 333 434 6 堆芯高 直径 m m 2 7 3 33 66 4 98 3 7 4 823 7 4 8 3 66 4 993 7 5 2 燃料装量 t57 6124139167163 8170 燃料组件数464560724764840 燃料棒直径 mm1914 51414 燃料棒排列 5 56 67 77 78 88 8 平均功率密度 kW m331 2 103 33 6 10341 1 10350 7 10350 103 燃耗 MW d tU12000150001900019000 压力容器尺寸 m m12 44 3 6 19 5 5 4 21 6 4 22 11 6 4 22 2 6 4 21 7 1 安全壳型式钢预应力预应力预应力预应力 冷却剂压力 MPa6 966 966 866 767 037 16 入口温度 263273171192215 5215 5 出口温度 268286302饱和 回路数452 2 7 表表 2 3 典型沸水堆核电厂主要参数 续 典型沸水堆核电厂主要参数 续 核电厂名称 德累斯顿 I 第一代 奥斯特克莱格 第二代 德累斯顿 第三代 布朗费里 第四代 BWR 5 第五代 ABWR 第六代 循环形式双循环直接循环直接循环 直接循环直接循环内置式直接循环 控制棒数137177185185 控制棒驱动形式水力水力水力水力水力电动 控制材料B4CB4CB4CB4CB4CB4C 毒物材料可燃毒物可燃毒物 可燃毒物可燃毒物可燃毒物 蒸汽压力 MPa6 666 56 666 716 71 蒸汽温度 282饱和282283283 换料周期 月12 181212 18121218 世界各核大国及其公司 从 80 年代至今一直致力研究和发展先进轻水堆 ALWR 以提高其可靠性 安全性和经济性 来满足美国电力研究所 EPRI 组织编制的用户要求文件 URD 或欧洲各电力公司联合编制的欧洲用 户要求 EUR 这两个文件 对本世纪设计和建造先进轻水堆提出了严格要求 至今世界范围内 已建成并投入商业运行的核电厂中 只有先进沸水堆 ABWR 核电厂基本满足 URD 要求 2 2 轻水堆燃料元件轻水堆燃料元件 2 2 1 基本概念基本概念 2 2 1 1术语术语 2 6 2 9 为了正确应用和理解本书的内容 以及为了便于阅读轻水堆燃料元件方面文 献 将有关重要的名词术语分列于下 核燃料核燃料 nuclear fuel 含有易裂变核素 放在反应堆内能使自持核裂变链式反应得以实现的材料 燃耗燃耗 burnup 反应堆运行期间原子的感生核变换 该术语可用于燃料或其他材料 而 比燃耗 定义为单位质量核燃料释放的总能量 其单位通常为 MWd t 考虑到习惯 本书一律采用 燃耗 而不采用 比燃耗 的称谓 燃料系统燃料系统 fuel system 燃料组件和相关组件的统称 该术语源于美国核管理委员会 NRC 各国普遍采用 但是书刊 杂志和 文献资料中 涉及此概念 还是以 燃料组件及相关组件 称谓为多 燃料组件燃料组件 fuel assembly 组装在一起并且在堆芯装料和卸料过程中不拆开的一组燃料元件 轻水堆燃料组件通常由燃料棒和上管座 定位格架 下管座组成 其中近代 2 8 压水堆燃料组件为无盒燃料组件 还包括导向管 仪表管 中子通量测量管 等 部件 沸水堆燃料组件为有盒燃料组件 还包括元件盒 水棒等部件 相关组件相关组件 associated assembly core componets 直接与燃料组件相关的控制棒组件 中子源组件 可燃毒物组件和阻流塞组 件的总称 其中中子源组件又分一次或初级中子源组件和二次或次级中子源组件 燃料元件燃料元件 fuel element 反应堆内以核燃料作为主要成分的结构上独立的最小构件 它的具体形状有 棒状 板状和球状等 考虑到习惯 本书将该术语的定义扩展为既包括燃料组件 又包括相关组件 高性能燃料组件高性能燃料组件 high performance fuel assembly 具有比燃耗高 使用安全可靠 抗芯块一包壳相互作用能力强和经济性好的 燃料组件 该术语是我国通用的叫法 日本和西门子公司也有使用 但是多数国家一直 沿用 高燃耗燃料组件 这一术语 表达该术语的同样概念 前导燃料组件前导燃料组件 leading fuel assembly 先行投入现有反应堆进行试用的全尺寸或保持设计主要特点的燃料组件 应注意 目前国内多用 先导燃料组件 表达同样的概念 本书也沿用之 至于国外也使用 先导使用的燃料组件 表述同样的概念 也应知晓 可拆式燃料组件可拆式燃料组件 removable assembly 上下管座可以拆卸 并可更换燃料棒和重新组装的燃料组件 上下管座至少其一可拆以及燃料组件必须设置防异物进入其内的装置 是 URD 和 EUR 的要求 乏燃料乏燃料 spent fuel 辐照后从堆内卸出且不再在该堆中使用的核燃料 批平均燃耗批平均燃耗 batch average burnup 一次停堆换料 所卸出全部燃料组件的燃耗的算术平均值 该术语定义表述了燃料组件批平均卸料燃耗的概念 与此相关的术语还有诸 如燃料组件最高燃耗 燃料棒平均燃耗 燃料棒最高 峰值 燃耗 燃料芯块局 部最高燃耗等 不再一一给出定义 包壳包壳 cladding 包覆和封闭核燃料或其他材料的外套 用以保护核燃料或其他材料不受化学 性质活泼的环境介质的影响 包容被包覆材料在辐照过程中产生的放射性产物 也可提供结构支撑 定位格架定位格架 spacer grid 燃料组件中保持燃料棒之间一定间距 并为燃料棒提供横向支撑 有时也提 供轴向支撑 的构件 重铀酸铵法重铀酸铵法 ammonium diuranate process ADU prosess 2 9 通过制备 煅烧 还原重铀酸铵来制备核纯级二氧化铀陶瓷粉末的方法 三碳酸铀酰铵法三碳酸铀酰铵法 ammonium uranyl carbonate process AUC process 通过制备 煅烧和还原三碳酸铀酰铵来制备核纯级二氧化铀陶瓷粉末的方法 一体化干法一体化干法 integrated dry route IDR 一种制取核级二氧化铀陶瓷粉末的方法 先在高温水解反应器中使六氟化铀 与水蒸气反应生成氟化铀酰 然后在回转炉中使氟化铀酰与氢和水蒸气反应转化 成核级二氧化铀陶瓷粉末 高温水解反应器和回转炉组成一体使工艺过程简化和 紧凑 物项物项 item 材料 零件 部件 系统 构筑物以及计算机软件的通称 质量保证质量保证 quality assurance 为使物项或服务与规定的质量要求相符合并提供足够的置信度所必需的一系 列有计划的系统化的活动 应指出 质量保证是为使需方确信供方的物项或服务的质量满足规定要求所 进行的活动 因此 需方应将质量保证要求写在合同中 然后对供方的质量保证 体系进行验证 审核和评价 供方应向需方提供其质量保证体系满足合同要求的 各种证据 其中包括质量保证大纲概述 质量保证手册 质量计划 各种工作程 序 细则和记录等 质量控制质量控制 quality control 按规定要求为控制和测量某一物项 工艺和装置的性能提供手段的所有质量 保证活动 物项或服务的质量有个产生 形成和实现的过程 在这过程中 需在受控状 态下进行一系列的技术作业和活动 使物项或服务满足规定的质量要求 通常质 量控制活动包括 对影响物项质量的活动制订计划和程序 按计划和程序实施 并在实施过程中进行连续评价和验证 对不符合计划和程序等情况进行处置 并 及时采取纠正措施 从功能角度而言 质量控制是质量保证的一部分 质量保证大纲质量保证大纲 quality assurance programme 为保证质量而规定的和完成的全部工作综合在一起构成质量保证大纲 它包括为使物项或服务达到相应的质量所必需的活动 验证所要求的质量已 达到所必需的活动 以及为产生上述活动的客观证据所需的活动 不符合项不符合项 non conformance 性能 文件或程序方面的缺陷 因而使某一物项的质量变得不可接受或不能 确定 设计设计 design 制定核电厂及其组成部分的方案和详细图纸 进行支持性计算并制订技术规 格书的过程及其成果 该定义中的 核电厂 改为 燃料元件 则该术语的定义适用于燃料元件 设计 2 10 2 2 1 2 燃料元件分类燃料元件分类 燃料元件名称极其繁多 这主要是由于不同的分类方法造成的 当掌握了燃 料元件的分类方法以后 就不难理解 同一种燃料元件可能有多种不同的名称 下面介绍几种主要的燃料元件分类方法 1 按核燃料类型 可分为金属型燃料元件 弥散型燃料元件和陶瓷型燃 料元件三种 这是最常见的分类方法 轻水堆燃料元件属陶瓷型燃料元件 因为 它使用陶瓷二氧化铀作燃料芯块 2 按燃料元件几何形状 可分为棒状 板状 管状和球状等燃料元件型 式 其名命法一般是 几何形状 燃料元件 如几何形状是棒状 则叫棒状燃料 元件 轻水堆几乎全部用棒状燃料元件 习惯叫做燃料棒 3 按反应堆类型分 燃料元件可按堆名 燃料元件的方法命名 如轻水堆 和重水堆用的燃料元件 就分别叫做轻水堆燃料元件和重水堆燃料元件 4 其他还有按包壳材料和包壳几何形状以及几种分类法放在一起等分类 方法 如用铝合金和锆合金作包壳的燃料元件 就分别叫做铝合金包壳燃料元件 和锆合金包壳燃料元件 包壳带肋的燃料元件 就称为带肋燃料元件 用天然铀 作芯体的生产堆用棒状燃料元件 就称为天然铀生产堆棒状燃料元件等 2 2 1 3燃料元件基本要求燃料元件基本要求 2 10 1 适应性 包括材料性能和结构的适应性 材料性能适应性 是指尽量减少结构材料的用量 并尽量选用热中子吸收截 面小和产生感生放射性低的材料 以满足热中子堆节省中子的要求 要具有良好 的综合机械性能和物理性能 以适应十分苛刻的机械负荷的作用 具有良好的抗 辐照性能 以适应辐照条件下 减少辐照损伤 具有良好的抗腐蚀性能 以适应 冷却剂冲刷和裂变产物的化学作用 以及降低一回路冷却剂的放射性 燃料选用 容纳裂变产物能力强的材料 以适应事故条件下 万一包壳破损 减少放射性物 质污染的要求 结构的适应性 是指选用适当的结构形式的包壳作为防止放射性物质外逸的 第一道屏障 组成结构的各零部件要有精确 合理的形位公差和合理的配合 并 为考虑到诸如热膨胀 辐照生长等造成的尺寸变化和便于组装 拆卸 留有适当 的间隙 为了消除或减少振动 又要消除不必要的间隙 结构件过渡要圆滑 以 减少冷却剂流动阻力和避免应力集中 尽量扩大冷却剂流通截面 同时要避免出 现冷却剂死区的结构形式 结构上的连接件必须固定良好 拆装的连接件要有防 松脱措施 要有适于吊装和在堆芯内就位等的结构形式 燃料组件 即使在事故 工况下 也必须始终保持可冷却的几何形状 结构损坏应不致妨碍控制棒插入堆 芯的程度等 2 相容性 结构相容性要求 一是指燃料元件的结构形式要与吊装工具 以及在堆芯内就位相应的堆内构件结构相匹配 二是指新旧两种不同的燃料组件 混在同一堆芯使用 要求不致因结构上的差别 造成冷却剂流动阻力或流量不允 许的差别等 材料相容性的要求 一是指组成燃料组件的燃料和结构材料之间相容性要好 二是指组成燃料组件的结构材料与堆内相接触的材料的相容性也要好 3 安全可靠性 燃料元件较高的安全可靠性要求 是通过深入研究 精 心设计 严格制造 控制使用和安全审评等予以保证的 并且随着经验的积累 2 11 必将进一步改进其经济性 使燃料元件安全可靠性的要求更加趋于合理 4 经济性 燃料元件经济性要求和安全可靠性要求是相矛盾的 又是统 一的 这一对矛盾的统一是进一步发展燃料元件应研究的主要课题 对燃料元件 经济性的要求主要有以下几个方面 a 合理布局和力求工业企业规模最佳 包括试验研究 设计 制造 运行 和辐照后的检验完整配套的燃料元件体系各个环节 人员 设施合理配置和分工 充分考虑到社会需要 资源状况 生产专业化 工业布局和经济效益制约因素等 影响 使燃料元件企业规模最佳化 b 降低成本 燃料元件成本是企业在生产的燃料元件中 耗费的原材料 燃料 不是核燃料 动力 折旧等物化劳动的价值和支付给劳动者的报酬价值 以及管理费用的货币表现 降低燃料元件成本 从微观方面来看就是提高劳动生 产率 节约原材料 燃料和动力的消耗 合理利用固定资产 改进工艺和减少非 生产支出 以及加强成本管理等 从宏观方面来看 就是要建立合理的经济结构 经济管理体制 工业布局 生产组织形式 企业规模结构和流通渠道等 c 提高中子利用率 对用于热中子反应堆的燃料元件的结构材料 在满足 结构强度 刚度等方面要求的前提下 尽量选用热中子吸收截面较低的材料 并 尽量减少结构材料的用量 同时对材料 包括铀燃料 的杂质含量 特别是热中 子吸收截面高的硼 镉等元素要严加限制 d 改进设计和提高与经济性有关的性能 提高轻水堆燃料元件的质量比功 率和卸料燃耗 采用诸如可拆式 全锆结构燃料组件 燃料与可燃毒物一体化 两端加天然铀反射段燃料棒等先进设计 以及与先进的堆芯燃料管理和反应堆运 行方式配合 都可以不同程度地提高燃料元件的经济性 2 2 1 4 主要特点主要特点 2 10 轻水堆燃料元件是燃料元件的一种 因此也具有燃料元件的如下主要特点 1 具有放射性 目前燃料元件中的核燃料主要采用 235U 其次是239Pu 而 233U 还没有作为燃料元件的核燃料投入实际应用 235U 和239Pu 本身就是放射 性物质 而俘获中子后的核裂变将产生放射性活度更强的裂变产物 剩余释热则 是燃料元件在使用后具有强放射性这一特点的派生特点 2 能量高度集中 235U 每次裂变 大约放出 200MeV 的能量 一克235U 全部裂变发出的热 比一克标准煤燃烧时放出的热大 280 万倍 相当于 2 8t 标准 煤燃烧时放出的热 3 环境条件十分苛刻 燃料元件所处的环境条件为辐照场 温度场 速 度场 以及一定外压等 作为燃料元件主体的芯体 即核燃料 存在裂变产生的 中子和裂变产物 同时又伴随辐照损伤 改变了材料原来的性能 还产生诸如肿 胀 密实化 生长 蠕变等几何尺寸的变化 再加上温度应力的作用等 使工作 条件更加恶化 对燃料元件包壳 端塞等结构材料来说 除辐照造成的损伤以外 还要承受芯体材料的尺寸变化而产生的应力 应变 冷却剂冲刷造成的腐蚀和振 动磨蚀 疲劳 如果再考虑反应堆开停堆和堆运行时的功率波动或剧增等大小不 一的冷热冲击交变载荷的作用 又使燃料元件的工作条件更为苛刻 4 具有一系列特殊要求 从制备物料 燃料元件设计 加工制造 存放 运输 堆内运行 辐照后热室检验 一直到后处理 都要考虑到同放射性物质打 交道 为了防止放射性物质污染环境和防止伤害人体 要求在整个过程中妥善采 2 12 取防护措施和严格的安全监督 为了确保燃料元件在堆内整个工作寿期内不破损 显然要对燃料元件适应性 相容性 安全可靠性和经济性等提出一系列特殊要求 5 涉及学科较多 综合性较强 燃料元件需要的原材料供应 涉及到地 质勘探 采矿 冶金 化工 电力和精密仪器仪表等工业部门 制成核级要求的 材料 涉及到化学 物理 金属学 燃料元件制造 涉及到金属工艺学 电化学 检测技术 燃料元件试验研究和设计 涉及到核物理 传热学 水力学 固体力 学 计算技术 材料科学 辐射防护学等学科 可见燃料元件涉及学科较多 综 合性较强 6 费用大 研究发展周期长 一种新型燃料元件从提出概念到商品供应 一般都要经过一个漫长的研制阶段和花费很大的人力和物力 其周期一般为 5 10 年的时间 此外 轻水堆燃料元件还具有发展较为成熟和应用较为广泛等特有的一些特 点 2 2 1 5燃料元件在核燃料循环中的地位燃料元件在核燃料循环中的地位 2 11 核燃料循环是向反应堆提供核燃料 又从反应堆回收核燃料的过程 或者说 核燃料循环是核燃料的获得 使用 处理和回收利用的全过程 一般包括核资源 开发和核燃料加工 核燃料在反应堆中使用 乏燃料处理三大部分 可见反应堆 是核燃料循环的中心环节 它除了提供能量外 还能再生核燃料 而作为反应堆 核心或心脏的燃料元件 显然是核燃料循环的主体 这点可从以下核燃料循环概 念描述中得以充分体现 由于核燃料中的易裂变物质在反应堆中不可能一次耗尽 其中可转变核素通 过核反应又可生成新的易裂变核素 因此 通过后处理可将反应堆卸出的乏燃料 中残留的和新生成的核燃料提取出来 重新加工成燃料元件返回反应堆中 动力 堆燃料循环按其对乏燃料的处理策略分为两种模式 一次通过模式 乏燃料先暂 存 然后直接进入永久处置 图 2 6 此模式无后处理 不能回收核燃料 是一 种开路循环 后处理模式 乏燃料冷却后经后处理 将回收的铀和钚再制成燃料 元件 返回到热堆或快堆中 构成闭路循环 图 2 7 铀矿 开采 铀 水冶 转化 UF6 铀 浓缩 元件 制造 轻水堆 最终 处置 乏燃料 贮 存 前 段 后 段 图图 2 6 轻水堆铀轻水堆铀 钚燃料循环 一次通过模式钚燃料循环 一次通过模式 2 13 废物 处理 铀矿 开采 铀 水冶 转化 UF6 铀 浓缩 元件 制造 轻水堆 后 处理 乏燃料 贮 存 前 段 后 段 U Pu 图图 2 7 轻水堆或快堆铀轻水堆或快堆铀 钚燃料循环 后处理模式钚燃料循环 后处理模式 核燃料循环的各工艺过程分为前段和后段两部分 其中乏燃料和高放废物的 运输和处置属后段 其余属前段 见图 2 6 和图 2 7 闭路核燃料循环的最大优 点在于节省铀资源 我国 20 世纪 50 年代后期开始筹建核燃料工业 至 60 年代末先后建成铀矿 铀水冶厂 铀转化厂 铀浓缩厂 燃料元件厂 钚生产堆和后处理厂 进入 80 年代以来 核燃料工业开始服务于核电事业 考虑到我国的自然条件 资源状况 和已有的后处理基础 核电厂的核燃料循环采用后处理模式 此外 作为核燃料循环主体的燃料元件 其燃料组件燃耗的加深和可靠性的 提高 可达到提高核燃料利用率 减少乏燃料量 降低核燃料循环成本 提高核 电厂经济性和运行安全可靠性的目的 2 2 2 轻水堆燃料元件类型及其发展过程轻水堆燃料元件类型及其发展过程 2 12 2 2 2 1压水堆燃料元件类型及其发展过程压水堆燃料元件类型及其发展过程 2 13 2 14 压水堆燃料元件中的燃料组件为无元件盒型燃料组件 按其燃料棒排列可分 为 14 14 20 20 方形和六角形等类型 其中以 17 17 占绝大多数 另外 为 了提高核燃料的利用率 还采用了 MOX 混合氧化物 燃料 压水堆燃料组件至今已有 40 多年的发展历史 美国西屋公司燃料组件大致 发展过程是 第一代 燃料棒以 6 6 排列成 次级组件 再由 次级组件 按 3 3 排列成有元件盒的燃料组件 燃料棒包壳为完全退火的 348 不锈钢 控制棒 为十字形与沸水堆的一样 第二代 包壳改用冷加工的薄壁 304 不锈钢和元件盒 开孔 并首次采用了碟形芯块以及后来加倒角 第三代 取消了元件盒成为无盒 燃料组件 用控制棒束代替十字形控制棒 第四代 包壳材料由 304 不锈钢改为 锆 4 合金 采用充氦加压燃料棒 第五代 控制棒导向管改用锆 4 合金 第六代 燃料棒排列由 15 15 变为 17 17 其六代主要参数演变过程列于表 2 4 2 10 西屋公司 70 年代中完成六代重大改进后 又在 17 17 型 SFA 标准型燃料 组件 基础上 陆续开发了如下一些新产品 2 14 1977 年开始生产 OFA 优化型燃料组件 棒径变细至 9 1mm 以提高效率 设计平均燃耗达 36GWd tU 定位格架由 Zr 4 合金制成 1983 年开始制造 Vantage 5 燃料组件 采用了一系列新技术 如上管座可拆 燃料棒两端加天然铀反射段 改善轴向功率分布和减少轴向中子泄漏 在组件 上部四层格架间增加三层中跨流量搅混格架 IFM 以下简称小格架 一体化 燃料可燃毒物吸收体 IFBA 芯块表面涂 ZrB2 等 棒径同 OFA 的棒径 定 位格架为 Zr 4 合金 设计平均燃耗为 45GWd tU 燃料循环长度为 15 18 个月 1987 年开发了 Vantage 5H 燃料组件 使燃料棒棒径恢复到 SFA 的棒径 为 满足用户要求 并改变了定位格架的尺寸和采用带滤网的下管座 使其与 Vantage 5 的总阻力相当 该组件设计平均燃耗为 48GWd tU 循环长度 15 20 个 月 1989 年开发了 Vantage 燃料组件 采用 ZIRLO 作包壳材料 格架材料仍为 Zr 4 合金 显著地提高了抗腐蚀性能和抗辐照蠕变能力 为提高卸料燃耗和延 长循环长度提供了保证 另外 还采用了空心天然铀芯块作棒两端的反射段 提 高了燃料棒容纳裂变气体的体积和能力 该组件设计平均燃耗为 50GWd tU 1992 年开发了 Performance 燃料组件 在以前所有组件优点的基础上 进一 步将格架材料改换成 ZIRLO 最下面靠近下管座上方加一层保护性格架 燃料棒 下端一段长预生 ZrO2膜 再加上带滤网的下管座 使该种组件有三道防异物磨损 的屏障 另外 还采用加浓的环形 UO2芯块作反射段 以加深燃耗 该种组件设 计平均燃耗为 55GWd tU 棒最高达 75GWd tU 循环长度 18 24 个月 1997 年开发了 Robust 燃料组件 导向管壁厚增加了 33 优化了搅混翼和 小格架设计 以及改进了抗磨蚀性能 从而提高了安全可靠性 该组件设计平均 燃耗为 55GWd tU 其中 Vantage 和 Performance 燃料组件示于图 2 8 图 2 9 而上述燃料组件 的主要参数列于表 2 5 2 15 2 16 而 Performance 和 Robust 燃料组件在第 9 章中介 绍 2 15 表表 2 4 压水堆燃料组件主要参数演变压水堆燃料组件主要参数演变 代 表 性 核 电 厂 项 目 扬基罗 Yankee Rowe 特里诺 Trino 康 扬基 Connectiht Yankee 贝茨脑 Beznau 塞科亚 Saquayah 弗森海姆 Fessemheim 建成日期 a196019651967196919741976 热功率 MW4858251473113034112660 功率密度 kW L58 364 461 277 9104106 最大热流密度 4 187 1010J m2 h 1 21 1061 135 1061 484 1061 38 1061 03 1061 20 106 平均热流密度 4 187 1010J m2 h 2 90 1053 50 1053 66 1054 26 1055 88 1055 15 105 热管因子 Fq F H2 46 2 563 23 2 113 25 2 113 25 1 883 05 1 582 35 最小的偏离泡核沸腾比 MDNBR 2 02 42 001 942 001 78 燃料棒最大线功率密度 kW m37 540 144 653 460 843 9 UO2芯块密度 TD909090959595 燃料棒排列 6 615 1515 1515 1515 1517 17 燃料棒活性长度 mm234027503050305036603660 燃料棒外径 mm8 659 810 410 7210 729 5 芯块与包壳间隙 mm0 100 110 110 1650 1900 17 包壳材料348 不锈钢304 不锈钢304 不锈钢锆 4 合金锆 4 合金锆 4 合金 包壳壁厚 mm0 5330 380 460 650 650 57 初始燃料密集度 235U3 4 2 632 73 3 12 3 93 4 3 8 4 22 35 2 5 2 82 2 2 7 3 21 8 2 4 3 1 3 25 2 16 平均燃耗 MWd tU 初期 平衡 7830 150001300012000 2180013000 2180013780 2400014300 33750 2 17 图 2 8 VANTAGE 燃料组件图 2 9 PERFORMANCE 燃料组件 1 环形燃料芯块轴向反射段 下 2 Zr 4 小格架 3 ZIRLO 包壳 4 ZIRLO 导向管 5 可拆式上管座 6 环形燃料芯块轴向反射段 上 7 涂 ZrB2燃料芯块 8 防异物下管座 1 燃料棒包壳下段预生氧化膜 2 ZIRLO 格架和小格架 3 ZIRLO 包壳 4 ZIRLO 导向管 5 低钴快速可拆式上管座 6 环形富集铀燃料芯块轴向反射段 上 7 改进型燃料棒 8 涂 ZrB2燃料芯块 9 环形富集铀燃料芯块轴向反射段 下 10 保护性格架 11 低钴防异物下管座 2 18 表表 2 5 西屋公司燃料组件主要设计参数西屋公司燃料组件主要设计参数 燃料组件型号SFAOFAVantage 5 Vantage 5H Vantage Performance 燃料组件类型 17 17 25 17 17 25 17 17 25 17 17 2517 17 2517 17 25 燃料棒数 根 组件264264264264264264 燃料组件高度 mm4058 924058 924066 54