我国核燃料循环前端产业的现状和展望

2010-05-23李冠兴

中国核电 2010年2期

关键词：换料核燃料核电站

李冠兴

（中国核工业集团公司，北京 100822）

（上接2010年第1期第9页）

4 燃料制造

4.1 燃料制造能力需求分析

4.1.1 世界燃料制造能力需求分析

从表3可以看出[7]，目前全世界有14个国家建有轻水堆燃料制造厂。全世界铀燃料制造能力约为13 669 t/a。阿海珐（Areva）、GNF（Global Nuclear Fuel)和西屋电气公司（Westinghouse Electric Company)是世界上最大的3个燃料制造跨国公司，其中，GNF主要从事沸水堆燃料的制造。阿海珐提供的数据中，轻水堆全球年需求量约为6 000 tHM，其中，压水堆为4 000 tHM，沸水堆为2 000 tHM；全球总的制造能力，对压水堆为5 000 tHM/a，对沸水堆为3 100 tHM/a。

由此可以得出结论：全球整体燃料制造能力过剩，造成供大于求，各国之间竞争十分激烈。

表3 世界各国核燃料铀制造能力（UO2）/（t/a）Table3 Fuel manufacturing capacity around the world （UO2）/（t/a）

4.1.2 我国燃料制造需求趋势预测

图8给出了对我国核燃料制造需求趋势预测。2020年我国核燃料铀制造能力需求将达到1 273.2 t，接近目前西屋哥伦比亚厂1 350 t铀的生产能力。2030年将达到2 231.2 t，超过目前阿海珐下属ROMANS（820 t/a)、LINGEN（650 t/a)和RICHLAND（650 t/a)3个厂的总生产能力。到2040年我国对核燃料制造的需求将达到3 191.2 t，2050年将达到4 151.2 t。届时，我国将成为世界上压水堆燃料制造规模最大的国家。

4.2 我国投运核电站的燃料组件

在我国已经投产运行的核电站中，通过技术引进和自主研发，共使用了以下几种核燃料组件：秦山一期核电站，于1991年12月并网发电，采用我国自主研发的15×15燃料组件，由中核建中核燃料元件有限公司生产。该组件的设计铀燃耗为25 GW·d/t，经过改进现已达到33 GW·d/t。到目前为止，制造的CQS300燃料组件没有一支燃料棒因为制造原因而发生破损，证明我国自主研发的这批燃料组件的设计和制造是成功的。

大亚湾核电站1号和2号机组，采用法国AFA-2G燃料组件，设计铀燃耗为33 GW·d/t。首炉料由法方提供。1991年，中核建中核燃料元件有限公司引进了法国AFA-2G燃料组件的设计和制造技术，1994年底为大亚湾2号机组提供了第一个换料燃料组件，实现了AFA-2G燃料组件的国产化制造，1996—2002年累计完成13批772组AFA-2G燃料组件的制造任务，保证了大亚湾电站各次换料，燃料组件质量优良，在大亚湾反应堆内运行7年多，保持了燃料零泄漏，燃料组件无异常、无破损、无变形。

根据大亚湾核电站实施的高燃耗换料方案，1998年12月，中核建中核燃料元件有限公司引进法国AFA-3G组件制造技术，铀燃料组件燃耗为54 GW·d/t，换料周期从12个月延长到18个月。2002年2月，首批AFA-3G燃料组件装入大亚湾核电站的2号机组堆芯，开始商业运行；2002年4月，大亚湾1号机组装入AFA-3G高性能燃料组件，投入商业运行。2005年9月26日大修换料时，首批的52个AFA-3G组件已经历了3个循环，无一破损。

岭澳核电站1号和2号机组，分别于2002年5月和2003年1月并网发电，首先采用AFA-2G组件。随后堆芯采用逐步过渡的方案，于2003年采用AFA-3G组件。从2003年起，岭澳核电站启动先进燃料管理计划，为了在AFA-3G的基础上更进一步提高燃料经济性，提高组件的卸料燃耗，要求采用法国全M5-AFA-3G技术（1/4换料)。中核建中核燃料元件有限公司引进了法国全M5-AFA-3G组件制造技术。全M5-AFA-3G燃料组件于2007年2月装入岭澳核电站开始商业运行，截至2007年11月，共生产119组燃料组件。每年节约24组新燃料组件。

秦山二期核电站1号和2号机组，分别于2002年4月和2004年5月并网发电，采用AFA-2G燃料组件。堆芯采用逐步过渡的方案，到2004年采用AFA-3G组件。截至2007年11月，AFA-3G燃料组件累计生产1 308组，经堆内运行考验，质量优良，达到了世界先进水平。大亚湾、岭澳核电站到2007年末，已入堆1 028个AFA-3G组件，最高铀燃耗为48 GW·d/t。

图8 我国核燃料铀制造需求趋势预测[1]Fig.8 Forecasting of China’s demand trend of nuclear manufacturing

田湾核电站1号和2号机组，分别于2007年5月和2007年8月并网发电，采用俄罗斯WWER1000燃料组件。首炉和后续3个换料由俄方提供，从第4次换料开始的后续换料所需燃料组件，由中核建中核燃料元件有限公司提供。为此我国从俄方引进了适用AES-91型压水堆核电机组所需要的WWER1000六边形核燃料组件制造技术。2008年8月中旬，WWER1000燃料组件生产线设备已经安装调试完毕，生产线初步建成，2009年正式投产，2010年初开始为田湾核电站提供第4次换料所需要的核燃料组件。

秦山三期核电站1号和2号机组，分别于2002年12月和2003年7月并网发电。秦山三期核电站为加拿大CANDU6型重水堆核电站，采用CANDU6型燃料棒束，首炉料由加方提供。

为实现后续换料的国产化，1998年12月，中核北方核燃料元件有限公司引进加拿大ZPI公司CANDU6型燃料棒束制造技术。重水堆元件厂项目建设于2000年4月1日正式破土动工。2002年底开始，该厂进入正式生产阶段。2003年3月27日，国产化燃料棒束入堆。截至2007年9月30日，CANDU6型燃料棒束共入堆38 743支，出堆30 659支，燃料堆内运行平稳，质量达到国际先进水平。

综上所述，我国已经投产运行的压水堆核电站目前使用的燃料组件是AFA燃料组件、WWER燃料组件和由我国自主研发的秦山一期燃料组件。其中大亚湾、岭澳一期和秦山二期共6个机组，目前采用AFA-3G型17×17方形排列燃料组件；秦山二期扩建工程、岭澳二期机组和后续开工建设的福清、方家山、红沿河、宁德、阳江等核电站的核电机组也将采用AFA-3G型燃料组件；田湾核电站采用WWER燃料组件。

4.3 第三代压水堆核电站的燃料组件

三门核电站与海阳核电站的AP1000四台机组采用AP1000燃料组件，首炉料由美国西屋公司提供。从第1次换料开始的后续换料由中方提供。

AP1000燃料组件制造技术，由国家核电技术有限公司负责从美国西屋公司引进。目前，中核北方核燃料元件有限公司已就AP1000核燃料元件生产线建设与国家核电技术公司、中核建中核燃料元件有限公司共同组建了中核包头核燃料元件股份有限公司，计划用首炉换料的成功来检验技术转让的成功。

台山核电站的EPR两台机组，采用了AFA-3GLE或HTP燃料组件。2007年11月26日，法国阿海珐公司和中广核签订EPR项目协议，商定由法方提供为期15年的核燃料和燃料组件。据报道，中广核在引进法国EPR核电站时也引进了相应的燃料制造技术。

4.4 我国核燃料元件的制造能力

经过多年的建设，我国形成了南北两个核燃料制造基地。其中，中核建中核燃料元件有限公司目前具有约250 t/a压水堆核燃料元件制造能力，元件生产线扩建工程正在进行，目前已完成全部设备的安装和调试。扩建完成后将达到约400 t/a的制造能力。2008年10月16日，国家核安全局已经向该公司正式颁发了投料批准书。

中核北方核燃料元件有限公司目前具有约200 t/a CANDU6型铀燃料棒束制造能力。新的压水堆核燃料元件生产线土建已经全面完工，已于2008年底完成设备安装，2009年下半年进行了试生产并完成合格性鉴定，计划于2010年正式投产。该条生产线先期建设将形成200 t/a的AFA-3G燃料组件制造能力，预留400 t/a规模的扩充接口。组建中的中核包头核燃料元件股份有限公司，项目建设规模为400 t/a AP1000燃料组件的制造能力。到2013年将具备生产AP1000核燃料元件的能力。

4.5 核用锆合金材料

4.5.1 我国核燃料组件使用的锆合金材料

核用锆合金材料是核电站制造核燃料组件的关键材料。秦山核电站一期核燃料组件，采用Zr-4合金（Zr-Sn)包壳管及材料。在20世纪80年代，我国自主研发生产的Zr-4合金包壳管，成功装备了秦山核电站，自1991年12月15日并网发电以来，其包壳管材没有出现破损现象，这标志着我国生产的Zr-4合金已经达到世界先进水平。改进的Zr-4合金（低锡Zr-4)可满足燃耗低于40～45 GW·d/t燃料组件的要求。

AFA-3G燃料组件采用法国的M5合金。M5（Zr-1.0%Nb-0.125%O2)是法国法杰玛公司开发的Zr-Nb合金，用作设计燃耗为55～60 GW·d/t的AFA-3G燃料组件的包壳管。M5合金经欧洲8个堆和美国1个堆的辐照考验证明，该合金的堆内腐蚀、辐照增长和蠕变都小于低锡Zr-4合金。中方已引进了法国M5合金包壳管制造技术，但是技术转让至今没有完成。因此，目前我国每年所需的M5合金包壳管及材料均从国外进口。

WWER1000燃料组件，采用俄罗斯的E110（Zr-1%Nb)合金。E110合金包壳管轧制技术已在田湾项目中转让给中方（西北锆管厂）。中核建中核燃料元件有限公司按计划于2010年初，为田湾核电站提供第4次换料所需要的核燃料组件将采用国产的E110合金包壳管。

CANDU6型燃料棒束，采用Zr-4合金。中方引进了加方ZPI公司的包壳和各种板、棒、丝材的制造技术，技术转让基本完成。国产化制造未完成，目前所需锆管从加方ZPI公司进口。

AP1000核燃料组件，采用美国的Zirlo合金。美国西屋公司在20世纪70年代开发的Zirlo合金（Zr-1.0%Nb-1.0%Sn-1.0%Fe)，是Zr-Sn和Zr-Nb合金的综合，兼顾了两者的优点。用Zirlo合金制造的组件燃耗，1992年达55 GW·d/t。Zirlo合金1995年达到工业规模应用。

4.5.2 核级锆生产链的建设

我国在引进AP1000核燃料元件制造技术的同时，也引进了西屋锆材生产链的全部技术，包括海绵锆生产、合金熔炼、条带和管材制造等在内的全部生产工艺。引进协议要求首炉换料元件用上国产化的锆材和制品，以此来检验技术转让的成功与否。由国家核电技术公司和宝钛集团有限公司共同出资组建的国核宝钛锆业股份有限公司受让西屋锆材生产链的全部技术，将形成完整的锆生产制造产业链。现有100 t/a核级锆管材的生产能力，计划在3年内形成年产1 000 t核级海绵锆、500 t核级成品锆材、500 t工业锆的生产规模。

4.6 我国核燃料制造技术的进展

涉及核燃料制造技术的转让从1991年算起，至今已有18年，如果把2013年我国开始生产AP1000核燃料元件作为这一轮技术引进的结束的话，时间跨度为23年。

在20多年的时间里，我国先后引进了法国的M310核电技术、俄罗斯的WWER1000核电技术、加拿大的CANDU6核电技术和现在正在引进过程中的第三代核电技术——美国西屋公司的AP1000核电技术和法国阿海珐公司的EPR核电技术。与此相对应，我国核燃料制造技术先后引进了法国AFA-2G、AFA-3G与全M5 AFA-3G三种核燃料制造技术，俄罗斯WWER1000核燃料制造技术，加拿大CANDU6核燃料制造技术，并且实现了制造本地化。目前正在引进美国AP1000核燃料制造技术以及法国EPR核燃料制造技术，并将实现制造本地化。

我国还先后引进了法国M5合金包壳管制造技术，俄罗斯E110合金包壳管制造技术，加拿大CANDU6型燃料棒束的包壳和各种板、棒、丝材的制造技术。三代核电招标引进了美国西屋公司锆材生产链的全部技术，将在3～5年时间内形成我国完整的锆生产制造产业链。

核电技术的多样性，实质上带来了核燃料元件的多样性和严重的技术壁垒。燃料制造不同于其他燃料循环产业。天然铀、转化和铀浓缩提供的产品属于通用产品，具有原材料的特征。而燃料组件是核反应堆的核心部件，是非常复杂的工程产品，要通过详细的设计，严格的审评以及实验检验。作为专用产品的核燃料组件是专门为某一种特定的堆型，甚至有时是为某一个反应堆设计制造的。这是燃料制造在燃料循环产业中的特殊性，应该对此有充分的认识。例如，法国的AFA系列核燃料组件既不能用于俄罗斯的WWER100反应堆，也不能用于西屋公司的AP1000反应堆，反之亦然（起码目前不能）。每次技术引进的核心是通过引进该特定燃料的制造和检验要求和相应的专利工艺技术，取得该特定燃料的制造许可、直接批量制造并入堆使用。应该说通过这一轮引进，我国燃料组件的制造技术水平和能力已接近或达到国际水平。