朱自強,賀小明,毛星明,黃 然,曹艷芳

(1.上海交通大學,上海 200240;2.上海核工程研究設(shè)計院,上海 200233)

乏燃料貯存格架自主化設(shè)計*

朱自強1,2,賀小明2,毛星明2,黃 然2,曹艷芳2

(1.上海交通大學,上海 200240;2.上海核工程研究設(shè)計院,上海 200233)

乏燃料貯存格架是核電廠內(nèi)存放乏燃料組件的關(guān)鍵設(shè)備,為了實現(xiàn)SNG乏燃料貯存格架的自主化設(shè)計,參考美國第三代核電技術(shù)AP1000乏燃料貯存格架的設(shè)計,并結(jié)合國內(nèi)相關(guān)核電廠乏燃料貯存格架設(shè)計經(jīng)驗,優(yōu)化了螺紋支腿等相關(guān)設(shè)計,并實現(xiàn)了該設(shè)備的國產(chǎn)化,特別是自主研制了中子吸收材料,并完成了各項安全分析并進行試驗驗證。自主化設(shè)計的乏燃料貯存格架在貯存容量、臨界安全、抗震、熱工水力等各方面性能均滿足我國相關(guān)法規(guī)及標準的要求。

核電廠;乏燃料貯存格架;中子吸收材料;自主化設(shè)計

0 引 言

每年從核電站反應(yīng)堆內(nèi)卸出的乏燃料約為反應(yīng)堆總裝料量的1/4～1/3。卸出的乏燃料具有很強的放射性并繼續(xù)釋放熱量,需要在乏燃料水池中貯存相當長時間,隨著時間的推移就會在核電站形成乏燃料大量貯存的情況。因此,乏燃料水池及貯存格架的臨界核安全、可靠冷卻、結(jié)構(gòu)完整和放射性物質(zhì)包容與核電廠的整體安全性密切相關(guān)。乏燃料貯存格架的設(shè)計歷來都受到高度重視,而且,隨著技術(shù)的發(fā)展,特別是日本福島事故后,乏燃料貯存格架的設(shè)計及對核安全的要求也在逐步發(fā)展和提高。

1 乏燃料貯存格架概述

乏燃料指燃耗深度達到設(shè)計卸料燃耗,從核反應(yīng)堆中卸出且不再使用的核燃料。在對乏燃料進行后處理或處置前,必須存放一段時間,以使短半衰期的放射性核素絕大部分衰變掉,并帶走其衰變熱[1]。

乏燃料組件的暫時貯存方式有兩種,分別為“濕法”貯存和“干法”貯存。濕法貯存是將乏燃料組件置于水池中貯存,通過水的流動帶走乏燃料組件衰變所產(chǎn)生的熱量;干法貯存是將乏燃料組件放在容器內(nèi),容器中充有惰性氣體,通過換氣帶走乏燃料衰變所產(chǎn)生的熱量。

乏燃料貯存格架就是濕法貯存乏燃料組件的設(shè)備,其安放在充有含硼去離子水的乏燃料池中。用水將乏燃料組件與外界隔離,相當于給燃料組件設(shè)置了一層屏蔽層,防止其對外界造成輻射,同時由于水具有很好的流動性,可以很方便的帶走組件衰變所產(chǎn)生的熱量。等到組件內(nèi)部的放射性物質(zhì)衰變到一定程度后,便可以將乏燃料組件運輸?shù)胶筇幚韽S進行處理或運輸?shù)狡渌虚g貯存設(shè)施進行長期貯存[2]。

因此,乏燃料貯存格架必須保證貯存的乏燃料在任何時候保持在次臨界狀態(tài),保證燃料包殼的完整性,燃料得到充分冷卻以排出余熱,放射性物質(zhì)得到包容,對健康和安全沒有不適當?shù)娘L險或?qū)Νh(huán)境沒有不適當?shù)奈：Α?/p>

2 乏燃料貯存格架設(shè)計要求

乏燃料貯存格架的設(shè)計應(yīng)滿足設(shè)計規(guī)范書所提出的工藝、結(jié)構(gòu)、臨界安全、抗震等要求,在SNG自主化設(shè)計中,標準采用HAD102/15-2007[3]及相關(guān)規(guī)定,并參考美國ANS 57.2-1983[4]中所提要求。

2.1 系統(tǒng)工藝要求

(1)乏燃料貯存格架可以分區(qū)設(shè)計,I區(qū)格架的容量至少能存放一個整堆芯數(shù)量與一次平衡換料的數(shù)量,外加10%的裕量。其應(yīng)可以貯存最大設(shè)計基準富集度的燃料組件。

(2)其余空間均可設(shè)置為II區(qū)格架,其應(yīng)可以貯存滿足燃耗要求的乏燃料組件。

2.2 結(jié)構(gòu)設(shè)計要求

(1)乏燃料貯存格架的每個格架模塊應(yīng)至少設(shè)置4個可以調(diào)節(jié)水平和高度的支腿,在乏燃料貯存格架現(xiàn)場安裝時可進行調(diào)平。

(2)當組件在貯腔內(nèi)裝卸時,乏燃料貯存格架貯腔應(yīng)能承受約19 600 N的最大提升載荷,該載荷作用于假定被卡住的燃料組件上。

(3)乏燃料貯存格架直接放置在乏燃料水池的底面上,底部和橫向均不設(shè)置固定措施。

(4)乏燃料貯存格架的設(shè)計應(yīng)能承受從燃料抓取機最高操作工位跌落的一根燃料組件(帶控制棒組件)及其操作工具所產(chǎn)生的影響,跌落時燃料組件下管座與格架底面之間的最大高度約為360 mm,跌落的最大重量約為1 400 kg。

(5)乏燃料貯存格架的設(shè)計應(yīng)當為冷卻水提供足夠的側(cè)向流動空間(在底部和下管座上平面下方)和軸向流動空間,在正常和事故工況下,保證貯存的乏燃料組件能夠得到足夠的冷卻。

2.3 臨界安全、抗震及熱工水力要求

(1)乏燃料貯存格架的設(shè)計應(yīng)保證,不會發(fā)生事故臨界。即使其中存滿沒有可移動中子吸收毒物的燃料組件、且在無硼水的最佳慢化工況下,也必須處于次臨界狀態(tài)。

(2)在正常操作、設(shè)計基準事故、以及設(shè)計燃料組件跌落等工況下,乏燃料貯存格架應(yīng)保證不發(fā)生導致臨界準則失效的結(jié)構(gòu)變形。

(3)在安全停堆地震(SSE)條件下,乏燃料貯存格架應(yīng)能維持其結(jié)構(gòu)和功能的完整性,并保證貯腔中燃料組件的完整性。

(4)乏燃料池中的冷卻劑最高溫度應(yīng)小于貯存格架頂部冷卻劑的飽和溫度。

3 乏燃料貯存格架自主化設(shè)計簡介

SNG乏燃料貯存格架的自主化設(shè)計,參考了AP1000乏燃料貯存格架的結(jié)構(gòu),并對其進行了設(shè)計改進。乏燃料貯存格架主要由貯存腔、中子吸收板及其包殼、底板、連接片(條)、支腿等零部件組成。乏燃料貯存格架布置方案如圖1所示。

圖1 乏燃料貯存格架布置圖

3.1 總體結(jié)構(gòu)形式

SNG乏燃料貯存格架主要是由陣列排列的方形貯存腔坐落在四個可調(diào)支腿支撐的底板上構(gòu)成。各貯存腔通過多層連接片相互連接以增加結(jié)構(gòu)整體剛度,在底板及各貯存腔側(cè)面均開有流水孔道,以保證燃料組件的冷卻。另外,在頂部設(shè)有導向口以方便燃料組件的抽插操作,并在頂部四周設(shè)有圍板以增加其整體強度,提高抗燃料組件跌落能力。

3.2 貯存腔設(shè)計

典型的燃料貯存腔是在方形的燃料貯存套筒四周安置四塊中子吸收板,中子吸收板是放置在由不銹鋼包殼和筒壁焊接構(gòu)成的空間里。其中,貯存套筒是將不銹鋼板折彎后焊接而成,頂部局部折彎形成導向口,以便于燃料組件操作。在底部四周開有側(cè)向流水孔,使冷卻水能帶走燃料組件釋放出的熱量。中子吸收板包殼四周與套筒壁焊接后形成四個狹長腔體,能有效保護其中存放的中子吸收板。

3.3 底板及支腿設(shè)計

燃料貯存格架底板是在矩形的不銹鋼板上開有陣列排列的圓孔,使冷卻水形成軸向流動空間。底板的四角設(shè)有四個可調(diào)節(jié)高度的支腿,如圖2所示。

圖2 螺紋支腿

圓柱形支腿外側(cè)有螺紋,能與底板四角的支座構(gòu)成螺紋配合。支腿內(nèi)側(cè)開有方孔,可用于插入專用操作工具,并旋轉(zhuǎn)以調(diào)節(jié)格架高度及水平度。不同于AP1000的相關(guān)設(shè)計,SNG乏燃料貯存格架支腿底部開有流水槽,使該處避免形成“死水”,依然能使冷卻水流動,帶走燃料組件的熱量。支腿下方與乏燃料水池底面間放置墊板,不同于許多格架的固定式設(shè)計,在自主化設(shè)計中,墊板與支腿及水池底面均不固定,可自由滑動,以使在地震工況下,消除支腿與乏燃料水池間的應(yīng)力,避免格架與乏燃料水池底面發(fā)生破壞現(xiàn)象。

3.4 連接片及圍板設(shè)計

在各個貯存腔之間通過長短不一的不銹鋼連接片相連,連接片與貯存腔外壁焊接,從上到下間隔設(shè)置,加強格架整體剛度,同時也形成了縱向及側(cè)向的流水通道,利于冷卻劑帶走熱量。同時在燃料貯存格架頂部四周焊有厚圍板,可加強格架的整體,特別是頂部的力學性能,以使其能抵抗并減少燃料組件跌落沖擊對格架的影響,防止下方的中子吸收板遭到破壞,保證臨界安全性能不受影響。

3.5 出廠試驗

乏燃料貯存格架完成制造后除了對外觀表面、尺寸等進行檢測外,還需要進行燃料組件模擬抽插試驗,吊取模擬燃料組件插入并抽出燃料貯存格架任意貯存腔,其摩擦阻力不應(yīng)超過220 N。

3.6 中子吸收材料自主化研制

乏燃料貯存格架中最關(guān)鍵的材料即用于吸收中子保證貯存的乏燃料次臨界的中子吸收板。固定式中子吸收材料的使用能乏燃料組件貯存的更緊密,從而提高乏燃料水池的貯存容量,提高核電廠的經(jīng)濟性。用于燃料貯存格架的中子吸收材料主要有硼鋁復合材料、硼鋼、硼聚乙烯板、鎘板等,在中子吸收性能、制造難度、有毒有害性、抗腐蝕和輻照上各有利弊。目前,硼鋁復合材料漸成主流,廣泛用于第三代核電站的設(shè)計。

硼鋁復合材料雖然具有很強的中子吸收性能和良好的抗輻照和抗腐蝕能力,但由于其制造難度較大,當硼含量較高時,軋制容易開裂,成材率低。同時中子吸收材料的研制均需通過腐蝕、輻照等一系列的壽期考核試驗,試驗要求高,投入大,時間長。因此,此前該材料的生產(chǎn)只有少數(shù)歐美發(fā)達國家掌握。

為此,在國家重大專項科研課題中,由上海核工程研究設(shè)計院牽頭專門對該材料進行研發(fā)攻關(guān),經(jīng)過多方的不懈努力,已經(jīng)取得巨大進展。實驗室材料已研制成功,制造工藝已經(jīng)掌握,工業(yè)化生產(chǎn)條件也已具備,材料相關(guān)技術(shù)條件及試驗要求均編制完成,相關(guān)考核試驗正在進行中。如一切順利,SNG的乏燃料貯存格架設(shè)計中也將采用由我國自主研制的中子吸收材料。

3.7 臨界、熱工水力及抗震分析

乏燃料貯存格架的設(shè)計必須保證在各種工況下,如地震、燃料組件跌落、可溶硼稀釋、新燃料組件誤裝等情況下,都能使裝載的乏燃料組件保持在次臨界狀態(tài),保證燃料組件不受損壞,燃料得到充分冷卻以排出余熱。因此,必須通過臨界安全分析、熱工水力分析、燃料組件跌落及抗震分析。

SNG的乏燃料貯存格架,均已進行了上述分析并獲得通過。其中,臨界安全分析所采用的標準為國際上最嚴格的標準。同時對燃料組件跌落及燃料貯存格架抗震分析還將分別進行驗證試驗,目前,相關(guān)試驗正在積極進行中。

4 結(jié) 論

核燃料及相關(guān)設(shè)備的安全操作是保障核電廠安全的重要環(huán)節(jié),乏燃料貯存格架作為核電廠內(nèi)存放乏燃料組件的關(guān)鍵設(shè)備,其設(shè)計的安全性、可靠性和易于操作是確保核燃料安全的關(guān)鍵因素。筆者參考了美國第三代核電AP1000乏燃料貯存格架的設(shè)計,結(jié)合國內(nèi)相關(guān)核電廠燃料貯存格架的設(shè)計經(jīng)驗,自主化設(shè)計了SNG乏燃料貯存格架,同時自主研發(fā)了中子吸收材料,并自主進行了各項安全分析及試驗研制,實現(xiàn)了該設(shè)備的國產(chǎn)化和技術(shù)的再創(chuàng)新。

[1] 注冊核安全工程師崗位培訓叢書編委會.注冊核安全工程師崗位培訓叢書[M].北京:經(jīng)濟管理出版社,2013.

[2] 石 紅.乏核燃料貯存格架地震及組件跌落事故安全分析[D].北京:北京化工大學,2012.

[3] 核動力廠燃料裝卸和貯存系統(tǒng)設(shè)計[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環(huán)行吊車與燃料裝卸和貯存系統(tǒng)及設(shè)備設(shè)計技術(shù)研究(編號:ZB02K05);先進乏燃料貯存技術(shù)研究(編號: 2015ZX06004002)

朱自強(1986-),男,上海人,工程師,主要從事核電廠設(shè)備的工程設(shè)計和科研工作。