乏燃料贮存格架自主化设计*

朱自强,贺小明,毛星明,黄 然,曹艳芳

(1.上海交通大学,上海 200240;2.上海核工程研究设计院,上海 200233)

乏燃料贮存格架自主化设计*

朱自强1,2,贺小明2,毛星明2,黄 然2,曹艳芳2

(1.上海交通大学,上海 200240;2.上海核工程研究设计院,上海 200233)

乏燃料贮存格架是核电厂内存放乏燃料组件的关键设备,为了实现SNG乏燃料贮存格架的自主化设计,参考美国第三代核电技术AP1000乏燃料贮存格架的设计,并结合国内相关核电厂乏燃料贮存格架设计经验,优化了螺纹支腿等相关设计,并实现了该设备的国产化,特别是自主研制了中子吸收材料,并完成了各项安全分析并进行试验验证。自主化设计的乏燃料贮存格架在贮存容量、临界安全、抗震、热工水力等各方面性能均满足我国相关法规及标准的要求。

核电厂;乏燃料贮存格架;中子吸收材料;自主化设计

0 引 言

每年从核电站反应堆内卸出的乏燃料约为反应堆总装料量的1/4～1/3。卸出的乏燃料具有很强的放射性并继续释放热量,需要在乏燃料水池中贮存相当长时间,随着时间的推移就会在核电站形成乏燃料大量贮存的情况。因此,乏燃料水池及贮存格架的临界核安全、可靠冷却、结构完整和放射性物质包容与核电厂的整体安全性密切相关。乏燃料贮存格架的设计历来都受到高度重视,而且,随着技术的发展,特别是日本福岛事故后,乏燃料贮存格架的设计及对核安全的要求也在逐步发展和提高。

1 乏燃料贮存格架概述

乏燃料指燃耗深度达到设计卸料燃耗,从核反应堆中卸出且不再使用的核燃料。在对乏燃料进行后处理或处置前,必须存放一段时间,以使短半衰期的放射性核素绝大部分衰变掉,并带走其衰变热[1]。

乏燃料组件的暂时贮存方式有两种,分别为“湿法”贮存和“干法”贮存。湿法贮存是将乏燃料组件置于水池中贮存,通过水的流动带走乏燃料组件衰变所产生的热量;干法贮存是将乏燃料组件放在容器内,容器中充有惰性气体,通过换气带走乏燃料衰变所产生的热量。

乏燃料贮存格架就是湿法贮存乏燃料组件的设备,其安放在充有含硼去离子水的乏燃料池中。用水将乏燃料组件与外界隔离,相当于给燃料组件设置了一层屏蔽层,防止其对外界造成辐射,同时由于水具有很好的流动性,可以很方便的带走组件衰变所产生的热量。等到组件内部的放射性物质衰变到一定程度后,便可以将乏燃料组件运输到后处理厂进行处理或运输到其他中间贮存设施进行长期贮存[2]。

因此,乏燃料贮存格架必须保证贮存的乏燃料在任何时候保持在次临界状态,保证燃料包壳的完整性,燃料得到充分冷却以排出余热,放射性物质得到包容,对健康和安全没有不适当的风险或对环境没有不适当的危害。

2 乏燃料贮存格架设计要求

乏燃料贮存格架的设计应满足设计规范书所提出的工艺、结构、临界安全、抗震等要求,在SNG自主化设计中,标准采用HAD102/15-2007[3]及相关规定,并参考美国ANS 57.2-1983[4]中所提要求。

2.1 系统工艺要求

(1)乏燃料贮存格架可以分区设计,I区格架的容量至少能存放一个整堆芯数量与一次平衡换料的数量,外加10%的裕量。其应可以贮存最大设计基准富集度的燃料组件。

(2)其余空间均可设置为II区格架,其应可以贮存满足燃耗要求的乏燃料组件。

2.2 结构设计要求

(1)乏燃料贮存格架的每个格架模块应至少设置4个可以调节水平和高度的支腿,在乏燃料贮存格架现场安装时可进行调平。

(2)当组件在贮腔内装卸时,乏燃料贮存格架贮腔应能承受约19 600 N的最大提升载荷,该载荷作用于假定被卡住的燃料组件上。

(3)乏燃料贮存格架直接放置在乏燃料水池的底面上,底部和横向均不设置固定措施。

(4)乏燃料贮存格架的设计应能承受从燃料抓取机最高操作工位跌落的一根燃料组件(带控制棒组件)及其操作工具所产生的影响,跌落时燃料组件下管座与格架底面之间的最大高度约为360 mm,跌落的最大重量约为1 400 kg。

(5)乏燃料贮存格架的设计应当为冷却水提供足够的侧向流动空间(在底部和下管座上平面下方)和轴向流动空间,在正常和事故工况下,保证贮存的乏燃料组件能够得到足够的冷却。

2.3 临界安全、抗震及热工水力要求

(1)乏燃料贮存格架的设计应保证,不会发生事故临界。即使其中存满没有可移动中子吸收毒物的燃料组件、且在无硼水的最佳慢化工况下,也必须处于次临界状态。

(2)在正常操作、设计基准事故、以及设计燃料组件跌落等工况下,乏燃料贮存格架应保证不发生导致临界准则失效的结构变形。

(3)在安全停堆地震(SSE)条件下,乏燃料贮存格架应能维持其结构和功能的完整性,并保证贮腔中燃料组件的完整性。

(4)乏燃料池中的冷却剂最高温度应小于贮存格架顶部冷却剂的饱和温度。

3 乏燃料贮存格架自主化设计简介

SNG乏燃料贮存格架的自主化设计,参考了AP1000乏燃料贮存格架的结构,并对其进行了设计改进。乏燃料贮存格架主要由贮存腔、中子吸收板及其包壳、底板、连接片(条)、支腿等零部件组成。乏燃料贮存格架布置方案如图1所示。

图1 乏燃料贮存格架布置图

3.1 总体结构形式

SNG乏燃料贮存格架主要是由阵列排列的方形贮存腔坐落在四个可调支腿支撑的底板上构成。各贮存腔通过多层连接片相互连接以增加结构整体刚度,在底板及各贮存腔侧面均开有流水孔道,以保证燃料组件的冷却。另外,在顶部设有导向口以方便燃料组件的抽插操作,并在顶部四周设有围板以增加其整体强度,提高抗燃料组件跌落能力。

3.2 贮存腔设计

典型的燃料贮存腔是在方形的燃料贮存套筒四周安置四块中子吸收板,中子吸收板是放置在由不锈钢包壳和筒壁焊接构成的空间里。其中,贮存套筒是将不锈钢板折弯后焊接而成,顶部局部折弯形成导向口,以便于燃料组件操作。在底部四周开有侧向流水孔,使冷却水能带走燃料组件释放出的热量。中子吸收板包壳四周与套筒壁焊接后形成四个狭长腔体,能有效保护其中存放的中子吸收板。

3.3 底板及支腿设计

燃料贮存格架底板是在矩形的不锈钢板上开有阵列排列的圆孔,使冷却水形成轴向流动空间。底板的四角设有四个可调节高度的支腿,如图2所示。

图2 螺纹支腿

圆柱形支腿外侧有螺纹,能与底板四角的支座构成螺纹配合。支腿内侧开有方孔,可用于插入专用操作工具,并旋转以调节格架高度及水平度。不同于AP1000的相关设计,SNG乏燃料贮存格架支腿底部开有流水槽,使该处避免形成“死水”,依然能使冷却水流动,带走燃料组件的热量。支腿下方与乏燃料水池底面间放置垫板,不同于许多格架的固定式设计,在自主化设计中,垫板与支腿及水池底面均不固定,可自由滑动,以使在地震工况下,消除支腿与乏燃料水池间的应力,避免格架与乏燃料水池底面发生破坏现象。

3.4 连接片及围板设计

在各个贮存腔之间通过长短不一的不锈钢连接片相连,连接片与贮存腔外壁焊接,从上到下间隔设置,加强格架整体刚度,同时也形成了纵向及侧向的流水通道,利于冷却剂带走热量。同时在燃料贮存格架顶部四周焊有厚围板,可加强格架的整体,特别是顶部的力学性能,以使其能抵抗并减少燃料组件跌落冲击对格架的影响,防止下方的中子吸收板遭到破坏,保证临界安全性能不受影响。

3.5 出厂试验

乏燃料贮存格架完成制造后除了对外观表面、尺寸等进行检测外,还需要进行燃料组件模拟抽插试验,吊取模拟燃料组件插入并抽出燃料贮存格架任意贮存腔,其摩擦阻力不应超过220 N。

3.6 中子吸收材料自主化研制

乏燃料贮存格架中最关键的材料即用于吸收中子保证贮存的乏燃料次临界的中子吸收板。固定式中子吸收材料的使用能乏燃料组件贮存的更紧密,从而提高乏燃料水池的贮存容量,提高核电厂的经济性。用于燃料贮存格架的中子吸收材料主要有硼铝复合材料、硼钢、硼聚乙烯板、镉板等,在中子吸收性能、制造难度、有毒有害性、抗腐蚀和辐照上各有利弊。目前,硼铝复合材料渐成主流,广泛用于第三代核电站的设计。

硼铝复合材料虽然具有很强的中子吸收性能和良好的抗辐照和抗腐蚀能力,但由于其制造难度较大,当硼含量较高时,轧制容易开裂,成材率低。同时中子吸收材料的研制均需通过腐蚀、辐照等一系列的寿期考核试验,试验要求高,投入大,时间长。因此,此前该材料的生产只有少数欧美发达国家掌握。

为此,在国家重大专项科研课题中,由上海核工程研究设计院牵头专门对该材料进行研发攻关,经过多方的不懈努力,已经取得巨大进展。实验室材料已研制成功,制造工艺已经掌握,工业化生产条件也已具备,材料相关技术条件及试验要求均编制完成,相关考核试验正在进行中。如一切顺利,SNG的乏燃料贮存格架设计中也将采用由我国自主研制的中子吸收材料。

3.7 临界、热工水力及抗震分析

乏燃料贮存格架的设计必须保证在各种工况下,如地震、燃料组件跌落、可溶硼稀释、新燃料组件误装等情况下,都能使装载的乏燃料组件保持在次临界状态,保证燃料组件不受损坏,燃料得到充分冷却以排出余热。因此,必须通过临界安全分析、热工水力分析、燃料组件跌落及抗震分析。

SNG的乏燃料贮存格架,均已进行了上述分析并获得通过。其中,临界安全分析所采用的标准为国际上最严格的标准。同时对燃料组件跌落及燃料贮存格架抗震分析还将分别进行验证试验,目前,相关试验正在积极进行中。

4 结 论

核燃料及相关设备的安全操作是保障核电厂安全的重要环节,乏燃料贮存格架作为核电厂内存放乏燃料组件的关键设备,其设计的安全性、可靠性和易于操作是确保核燃料安全的关键因素。笔者参考了美国第三代核电AP1000乏燃料贮存格架的设计,结合国内相关核电厂燃料贮存格架的设计经验,自主化设计了SNG乏燃料贮存格架,同时自主研发了中子吸收材料,并自主进行了各项安全分析及试验研制,实现了该设备的国产化和技术的再创新。

[1] 注册核安全工程师岗位培训丛书编委会.注册核安全工程师岗位培训丛书[M].北京:经济管理出版社,2013.

[2] 石 红.乏核燃料贮存格架地震及组件跌落事故安全分析[D].北京:北京化工大学,2012.

[3] 核动力厂燃料装卸和贮存系统设计[S].HAD 102/15-2007.

[4] Design Requirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Plants[S].ANS/ANSI 57.2-1983.

Self-Reliant Design of Spent Fuel Storage Rack

ZHU Zi-qiang1,2,HE Xiao-ming2,MAO Xing-ming2,HUANG Ran2,CAO Yan-fang2
(1.Shanghai Jiaotong University,Shanghai 200240,China; 2.Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute,Shanghai 200233,China)

Spent fuel storage rack is one of the key equipments of nuclear power plant to store the spent fuels.In order to realize self-reliant design of the SNG spent fuel storage rack,the design of American third generation nuclear power technology AP1000 spent fuel storage rack has been consulted,and combined with the design experience in domestic related with the spent fuel storage rack,design of the rack has been optimized.Localization of this equipment has been realized.Especially, the neutron absorber has been independtly developed and all the safety-related analysis of the rack have been accomplished and the experiments are being performed.The storage capacity,the results of criticality analysis,the anti-seismic analysis and thermal hydraulic analysis would all meet the requirements of related regulations and standards of China.

nuclear power plant;spent fuel storage rack;neutron absorber material;self-reliant design

TH122

A

1007-4414(2015)05-0101-03

10.16576/j.cnki.1007-4414.2015.05.034

2015-07-31

CAP1400环行吊车与燃料装卸和贮存系统及设备设计技术研究(编号:ZB02K05);先进乏燃料贮存技术研究(编号: 2015ZX06004002)

朱自强(1986-),男,上海人,工程师,主要从事核电厂设备的工程设计和科研工作。