中国实验快堆首炉燃料和控制棒组件继续运行审评实践

徐同喜，王 威

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

按照我国核能发展“热堆、快堆、聚变堆”三步走战略，早在20世纪80年代，我国便开始部署着眼于长远发展的快堆技术［1］。65 MW热功率的中国实验快堆（China Experimental Fast Re⁃actor，简称CEFR）的预先研究在“七五”时期列入863计划。1995年，CEFR工程项目正式立项，2000年浇灌第1罐混凝土。经过十余年的艰苦努力，CEFR工程于2010年实现首次临界，2011年实现并网发电。

中国实验快堆首炉燃料组件和控制棒组件由俄罗斯设计和制造，自首次临界以来，累计运行了超过65个有效满功率天，低于技术条件规定的（燃料组件240-320、控制棒组件240-400）有效满功率天。但考虑到首炉燃料组件和控制棒组件在CEFR堆内已经停留9年6个月，超过了技术条件中关于堆内停留（2-2.5年）的期限，因此，依据国家核安全局要求，对其首炉燃料组件和控制棒组件继续运行至（240-400）有效满功率天的安全性等内容进行了核安全审评。

1 审评依据

核安全审评工作首先需遵守《核安全法》［2］和《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》［3］等顶层的法律和条例；还需遵守相关法规和导则的要求，如《研究堆设计安全规定》［4］和《研究堆运行安全规定》［5］；其次遵照相应导则要求，如《核动力厂燃料装卸和贮存系统设计》［6］和《核电厂的抗震设计与鉴定》［7］；此外，还应依据《中国实验快堆最终安全分析报告》［8］中相关章节的内容。

需要特别指出的是，目前我国核安全监管的相关法规体系多是以压水堆为基础，缺乏快堆相关的体系文件，且CEFR为国内首座快中子堆，国内无运行实践作为参考。在本次审评开展的过程中，充分参考了日本文殊堆、法国凤凰堆、俄罗斯BN600和BOR60等快堆运行经验。

2 论证报告说明

营运单位在相关的论证报告中，对于首炉燃料组件和控制棒组件的运行期限规定和运行历史进行了描述说明，并从组件腐蚀、辐照损伤、P1组件出堆检测结果（堆内停留3.5年）和国外快堆组件运行情况等方面进行了全面分析。论证了首炉燃料组件和控制棒组件在堆内停留9年6月，累积运行65.7有效满功率天后，仍可运行至组件设计寿期末（燃料组件240-320、控制棒组件240-400有效满功率天）。CEFR控制棒和燃料组件的运行状况和技术要求等见表1~表4。

表1 首炉燃料和控制棒组件贮存和运行时间节点Table 1 Storage and operation time nodes of first furnace fuel and control rod assembly

表2 CEFR不同功率下运行时间Table 2 Operation time of CEFR under different power

表3 CEFR燃料组件贮存和运行技术要求Table 3 Technical requirements for storage and operation of CEFR fuel assembly

表4 CEFR控制棒组件贮存和运行技术要求Table 4 Technical requirements for storage and operation of CEFR control rod assembly

3 审评中的重点问题及建议

3.1 审评中的重点问题

下面针对本次审评过程中的几个主要问题，进行详细阐述。

3.1.1 腐蚀裕量和限值问题

通过对燃料组件和控制棒组件腐蚀裕量和限值情况的全面梳理，表明CEFR燃料棒包壳内、外表面腐蚀限值为25.4μm，设计值为外表面15μm和内表面20μm。CEFR最终安全分析报告中控制棒组件内表面腐蚀厚度不超过100μm，俄方《控制棒组件说明书》中内表面腐蚀设计值为10μm。控制棒包壳外表面无腐蚀限值要求。

通过腐蚀计算表明，燃料组件外表面腐蚀计算值8.97μm，未超过相关腐蚀限值。燃料组件内表面腐蚀主要与燃耗相关，由于燃料燃耗较浅，到寿期末包壳影响厚度不超过20μm，未超过设计值，也未超过腐蚀限值。控制棒组件外表面腐蚀计算值为10.42μm，内表面腐蚀计算值为20.57μm，内表面腐蚀未超过限值但超过了俄方技术文件的设计值，同时外表面腐蚀由于缺乏相关限值不作评定。

根据腐蚀分析计算的结果，燃料组件即使继续运行至240-320有效满功率天，其包壳内、外表面的腐蚀计算值均未超出俄方技术文件的设计值，是可接受的；控制棒组件即使继续运行至240-400有效满功率天，其包壳内表面的腐蚀计算值未超出限值。

但是，腐蚀计算分析由于采用的腐蚀曲线并非CEFR实堆曲线，并且存在250℃外推数据无法验证的情况，计算不确定性较大。为此请营运单位应在条件允许时，尽快开展卸料燃料组件的腐蚀相关实验检验工作，并持续关注组件腐蚀状况，确保后续运行中组件结构强度满足要求。

3.1.2 组件堆内运行时间超期限问题

CEFR首炉的二氧化铀燃料和控制棒组件为俄罗斯设计和制造，根据俄方技术文件要求，当燃料组件和控制棒组件达到2-3年的堆内运行期限时，应从反应堆或储存井中取出。截至2019年12月，堆内燃料和控制棒组件运行时间为9.5年，超出了技术条件的要求。

营运单位指出燃料组件和控制棒组件超过2-3年“应从堆芯和贮存井中取出”是燃料合同中规定的质量担保期内的质保条件和双方责任，该2-3年的数值不是CEFR燃料组件和控制棒组件的设计限值。

同时营运单位对目前的首炉组件，进行了腐蚀和结构完整性的理论分析评估，认为未超限值；抽取6个组件进行了自焊检查，无自焊现象；对2017年12月出堆的P1组件进行了外观和金相检查，验证了组件无明显腐蚀情况等。

2019年12月，营运单位邀请了俄罗斯BN600专家进行现场咨询和指导，形成的结论是“如果换料周期（80有效满功率天）后对运行数据进行分析和目视检查并取得良好的结果，CEFR堆芯燃料组件在1个换料周期（240-320个有效满功率天）内可以继续高功率运行”。

在审评对话工程中，审评单位要求营运单位按俄罗斯专家意见，满功率运行80天后取出典型燃料组件进行检查，以确认组件状态。营运单位在对话单中指出，CEFR技术规格书中规定“乏燃料件在卸出堆之前在堆内乏燃料贮存井内的停留时间不得小于160天，以防止剩余发热过大引起燃料包壳破损”；同时，根据热室检验屏蔽要求和操作经验，已辐照燃料组件一般需要冷却4-6个月，才可进入热室进行检验。换料期间无法完成燃料组件的检查工作，承诺在满功率运行80天停堆后，将开展第二盒P1组件的检查（已堆内停留6年多）来代替燃料组件的状态检查，并通过对单盒组件流量的测量和理论分析对比来评估绕丝可能出现的异常等工作。

对于未装入堆芯但储存时间已超过技术条件规定的担保期的组件，承诺将在其再次入堆之前邀请俄方专家进行技术检查。

审评单位认为开展的腐蚀和完整性分析中，由于没有CEFR实堆数据和存在腐蚀曲线外推等因素，计算不确定性较大。现阶段采用第二盒P1组件的替代燃料组件检查的方式是基本可接受的。后续条件允许时需开展乏燃料组件的验证检查。

3.1.3 国外快堆组件的运行经验问题

营运单位援引日本文殊堆和法国凤凰堆燃料组件的运行情况作为参考，但相关信息提供并不完整，无法判断这两个堆组件的运行经验可支撑“本项目组件可继续安全运行”这个结论。

对此，营运单位补充列举了日本文殊堆和法国凤凰堆燃料组件的主要参数与CEFR燃料组件的对比信息，并指出国外两堆与CEFR燃料组件采用同一类结构材料，且其主元素含量接近。因此，虽然包壳直径和壁厚有所不同，但包壳材料的辐照性能、腐蚀性能和力学性能具有相似性。文殊堆和凤凰堆的结果对CEFR的燃料组件的性能评估具有一定的支撑和借鉴作用。

审评单位认为日本文殊堆和法国凤凰堆的运行数据可以作为审评参考，也从运行实践的角度给出了CEFR燃料组件和控制棒组件继续运行的安全保障。

但由于CEFR设计参考的是俄罗斯BN600和BOR60等快堆，俄罗斯两个堆的数据和运行情况才更具代表性。

3.2 审评建议

审评建议如下：

（1）后续须严格按照合同质保期的规定，按时进行相关检查和专家审查，如果不执行相关条款，应先结合国际经验（尤其是俄罗斯经验）提交修改论证报告，审评通过后方可实施。

（2）运行80个等效满功率天后，开展第二盒P1组件的检查（含补充腐蚀计算的理论分析对比）、自焊检查、绕丝状态检查。

（3）后续运行中，连续监测并严格控制冷却剂钠中的杂质含量不超限值，一、二回路钠堵塞温度不能高于限值，密切监测燃料组件破损探测系统的探测数据，保证反应堆运行安全。

（4）持续关注组件的腐蚀状况，条件允许后，尽快开展代表性燃料组件的检查，验证腐蚀计算内容，检查组件内部结构，确保后续运行中组件结构强度满足要求。

（5）积极调研俄方BN600和BOR60组件的运行、存放、卸料等方面的经验。

4 结束语

在CEFR首炉燃料组件和控制棒组件的审评过程中，审评单位以核安全法规为依据，识别出了CEFR首炉燃料组件和控制棒组件继续运行可能存在的核安全风险，对可能影响核安全的重要问题进行了重点关注，并结合目前CEFR的运行状况给出了保障安全运行的建议，为CE⁃FR首炉燃料和控制棒组件的继续运行打下了坚实的基础。