初泉麗，張 亮，羅 勇，李多宏，張?zhí)鞂殻?川，何佳霖

(1.國(guó)家核安保技術(shù)中心，北京 102401；2.國(guó)家國(guó)防科技工業(yè)局軍用核設(shè)施核安全技術(shù)審評(píng)監(jiān)督中心，北京 100000；3.華能山東石島灣核電有限公司，山東 威海 264200)

1979年，聯(lián)邦德國(guó)電站聯(lián)盟首先提出了球床式模塊設(shè)計(jì)概念(HTR-M)，反應(yīng)堆的堆芯采用球形燃料元件[1]25。1986年的蘇聯(lián)切爾諾貝利事故后，高溫氣冷堆在全世界進(jìn)入寒冬期。2000年前后，美國(guó)能源部和核能專家提出了具有革命性創(chuàng)新的第四代核能系統(tǒng)概念，認(rèn)為該核能系統(tǒng)在2030年之前可投放市場(chǎng)，是具有可持續(xù)性、安全性、可靠性以及經(jīng)濟(jì)性的新一代核能系統(tǒng)[1]。盡管核電站反應(yīng)堆的主流仍是壓水堆或改進(jìn)型壓水堆，但是第四代核電站的首選堆型還是具備固有安全性、供熱和發(fā)電效率更高的模塊式球床高溫氣冷堆。清華大學(xué)10 MW高溫氣冷堆的建成，標(biāo)志著中國(guó)搶先具備了自主建造高溫氣冷堆的世界先進(jìn)水平[2]。球床型高溫氣冷堆核電站示范工程(HTR-PM)即將投入運(yùn)行。

HTR-PM采用先進(jìn)的球床式高溫氣冷堆堆芯設(shè)計(jì)，具有高度的固有安全性，是第四代核能系統(tǒng)中的代表堆型。球床式高溫氣冷堆使用球形包覆顆粒燃料元件，采用不停堆換料運(yùn)行模式，使用的燃料球元件數(shù)量巨大，每個(gè)燃料元件中含有的可裂變物質(zhì)較少；燃料元件類型、反應(yīng)堆運(yùn)行方式、換料方式等與壓水堆核電站差別很大[3]。

按中華人民共和國(guó)核材料管制條例要求，核材料許可證持證單位必須建立核材料衡算制度和分析測(cè)量系統(tǒng)，達(dá)到規(guī)定的衡算誤差要求，保持核材料收支平衡[4]。壓水堆核電站根據(jù)其燃料組件特點(diǎn)，采用件料管理，在實(shí)物盤存時(shí)核對(duì)元件數(shù)量、標(biāo)識(shí)號(hào)、位置等信息[5]。球床式高溫氣冷堆的特點(diǎn)決定了其核材料衡算與控制方法不同于傳統(tǒng)壓水堆。球形燃料元件在堆芯中依靠重力向下流動(dòng)，其在堆芯內(nèi)部的分布具有一定隨機(jī)性，無法準(zhǔn)確定位；且燃料球的數(shù)量非常多(一個(gè)堆芯中約有42萬個(gè)燃料元件)，不能在堆芯內(nèi)布置探測(cè)裝置對(duì)燃料球進(jìn)行逐個(gè)識(shí)別、跟蹤。球床型高溫氣冷堆采用全陶瓷包覆顆粒燃料球，僅從核燃料角度考慮，其既有件料設(shè)施的特征，又有散料設(shè)施的技術(shù)特點(diǎn)。

基于此，球床式高溫氣冷堆的核材料衡算與控制難度要高于壓水堆。由于球床式高溫氣冷堆是一種全新的反應(yīng)堆，沒有成熟的核材料管制經(jīng)驗(yàn)，因此需要設(shè)計(jì)適用于該種新設(shè)施核材料管制的監(jiān)管方案。

1 HTR-PM燃料元件

1.1 HTR-PM燃料元件結(jié)構(gòu)

HTR-PM采用陶瓷型包覆顆粒球形燃料元件，燃料元件是由直徑約50 mm的燃料區(qū)和厚度約5 mm的無燃料區(qū)構(gòu)成的球體；燃料區(qū)由包覆燃料顆粒彌散在石墨基體內(nèi)組成，無燃料區(qū)采用和燃料區(qū)一樣的石墨基體材料。包覆顆粒采用四層包覆，其中SiC包覆層對(duì)約束燃料和阻擋裂變產(chǎn)物釋放起主要作用，確保反應(yīng)堆的放射性安全；石墨基體材料用于完成物理、熱工和結(jié)構(gòu)功能。HTR-PM燃料元件結(jié)構(gòu)如圖1所示。

圖1 HTR-PM燃料元件結(jié)構(gòu)示意圖

1.2 HTR-PM燃料元件主要特點(diǎn)

HTR-PM燃料元件主要特點(diǎn)：1)規(guī)格小。HTR-PM燃料元件為直徑60 mm的球體，與壓水堆長(zhǎng)約4 m的燃料組件相比，規(guī)格非常小。2)數(shù)量大。單個(gè)堆芯容納42萬個(gè)燃料元件，整個(gè)核電廠的貯存量累計(jì)可達(dá)千萬級(jí)，燃料元件數(shù)量非常大。3)燃料元件沒有標(biāo)識(shí)。所有燃料元件外觀完全一樣，難以單個(gè)識(shí)別和跟蹤。4)極易攜帶。燃料元件和棒球差不多大小，非常容易攜帶。5)燃料元件操作多。對(duì)于平衡堆芯，基本每5 d向燃料裝卸系統(tǒng)裝1次新燃料元件，每1.5個(gè)月進(jìn)行1次新燃料元件內(nèi)部轉(zhuǎn)運(yùn)，每50 d進(jìn)行1次乏燃料貯罐吊裝。

2 HTR-PM燃料元件貯存

2.1 新燃料元件貯存

新燃料元件采用燃料元件貯運(yùn)容器進(jìn)行運(yùn)輸和貯存。貯運(yùn)容器包括運(yùn)輸容器和貯存容器，在燃料元件運(yùn)輸時(shí)，貯存容器放置在運(yùn)輸容器內(nèi)部，貯運(yùn)容器如圖2所示。貯存容器內(nèi)有燃料元件集束管，集束管中裝入袋裝的燃料元件，每個(gè)貯存容器內(nèi)部容納2 180個(gè)燃料元件，數(shù)量可以嚴(yán)格控制。貯運(yùn)容器運(yùn)達(dá)HTR-PM后，將貯存容器從運(yùn)輸容器中取出，放置在在新燃料廠房?jī)?nèi)，然后將HTR-PM的空貯存容器裝入運(yùn)輸容器，一起運(yùn)回燃料元件制造廠，用于下一批次的燃料元件運(yùn)輸。

圖2 新燃料元件貯運(yùn)容器示意圖

2.2 乏燃料元件貯存

HTR-PM采用不停堆換料模式進(jìn)行燃料管理，燃料元件多次通過反應(yīng)堆，當(dāng)元件燃耗達(dá)到設(shè)計(jì)值時(shí)作為乏燃料元件排出堆芯，并入乏燃料貯罐。乏燃料貯罐筒體總高為4 180 mm，外徑為1 780 mm，壁厚為20 mm，材質(zhì)為304L不銹鋼，具有良好的耐腐蝕性；貯罐貯量為4.0萬個(gè)球/罐，空載總重約6 t，滿載總重約14 t。乏燃料貯罐裝滿乏燃料后，對(duì)貯罐進(jìn)行焊接，然后吊裝到乏燃料豎井貯存。

3 平衡區(qū)設(shè)置

3.1 HTR-PM燃料元件管理工藝流程

HTR-PM燃料元件管理包括廠外運(yùn)輸、場(chǎng)內(nèi)貯存、燃料元件裝卸、乏燃料貯存，具體工藝流程為：新燃料元件采用貯運(yùn)容器進(jìn)行場(chǎng)外公路集裝箱運(yùn)輸；運(yùn)抵核電站后，將貯存容器從運(yùn)輸容器中取出，然后用專用電瓶車轉(zhuǎn)運(yùn)至新燃料廠房貯存；根據(jù)核電站運(yùn)行需要，通過燃料裝卸系統(tǒng)將新燃料元件裝入堆芯；燃料元件達(dá)到設(shè)計(jì)燃耗后作為乏燃料卸出堆芯，將乏燃料裝入乏燃料貯罐后，再用專用地車放入乏燃料庫的豎井內(nèi)貯存。

3.2 HTR-PM平衡區(qū)設(shè)置

核材料平衡區(qū)是設(shè)施內(nèi)部或者外部的一個(gè)區(qū)域，轉(zhuǎn)移進(jìn)出該平衡區(qū)的核材料量是可以測(cè)量的，平衡區(qū)內(nèi)的核材料實(shí)物存量可以按照規(guī)定的程序進(jìn)行確定[6]。核電站核材料平衡區(qū)的劃分是根據(jù)核電站自身的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)，在滿足電站核材料衡算管理要求的前提下人為設(shè)定的區(qū)域，旨在方便、準(zhǔn)確掌握核電站平衡區(qū)內(nèi)的核材料存量及其變化情況。

結(jié)合HTR-PM燃料元件管理工藝流程及其核材料特點(diǎn)，高溫氣冷堆可以設(shè)置為“2+X”平衡區(qū)模式，即：新燃料球及石墨球庫劃分為一個(gè)收料平衡區(qū)(MBA1)；乏燃料庫劃分為一個(gè)貯存和發(fā)料平衡區(qū)(MBA2)；高溫氣冷堆機(jī)組按模塊劃分單獨(dú)平衡區(qū)(MBA3)。對(duì)于只有一個(gè)模塊的高溫氣冷堆機(jī)組，設(shè)置一個(gè)MBA3即可；對(duì)于多個(gè)模塊情況，可增加相應(yīng)的平衡區(qū)數(shù)量[7]。

4 HTR-PM核材料衡算

4.1 球床式高溫氣冷堆衡算特點(diǎn)

1)件料和散料并存。新燃料元件(2 180個(gè)燃料元件/貯存容器)和乏燃料元件(4.0萬個(gè)燃料元件/乏燃料貯罐)采用件料衡算，堆芯燃料元件采用散料衡算。

2)不同運(yùn)行階段的乏燃料元件平均燃耗獲取方法不同。過渡過程利用在線燃耗測(cè)量技術(shù)測(cè)量每個(gè)乏燃料元件的燃耗，再求得一批乏燃料元件的平均燃耗；平衡堆芯利用積分功率統(tǒng)計(jì)出相應(yīng)乏燃料元件的燃耗平均值。

3)關(guān)鍵核素含量可查表獲得。利用燃耗計(jì)算程序模擬燃料球在堆芯中的燃耗過程，給出燃耗與關(guān)鍵核素含量的依賴關(guān)系，建立起由燃耗查找關(guān)鍵核素含量的查找表，乏燃料元件中的關(guān)鍵核素根據(jù)其平均卸料燃耗，利用該表插值計(jì)算獲得。

4.2 收料平衡區(qū)核材料衡算

收料平衡區(qū)采用件料衡算。對(duì)于新燃料元件中核素的量，直接采用供貨商提供的新燃料元件的鈾含量和U-235同位素成分?jǐn)?shù)據(jù)作為核材料的期初存量，其誤差也直接采用供貨商提供的誤差數(shù)據(jù)。

4.3 發(fā)料平衡區(qū)核材料衡算

發(fā)料平衡區(qū)采用件料衡算。對(duì)于乏燃料核素的量，在過渡過程中利用在線燃耗測(cè)量技術(shù)測(cè)量每個(gè)乏燃料元件的燃耗，再求得一批乏燃料元件的平均燃耗；在平衡堆芯過程中利用積分功率統(tǒng)計(jì)出相應(yīng)乏燃料元件的燃耗平均值，再利用事先分析得到的燃耗與核素含量關(guān)系查找表，得出每罐乏燃料元件中各種核材料元素的總量和同位素的含量。

4.4 機(jī)組平衡區(qū)核材料衡算

機(jī)組平衡區(qū)采用散料衡算，其中：1)堆芯核燃料存量由燃料計(jì)數(shù)器確定，并使用燃耗計(jì)算系統(tǒng)估算堆芯內(nèi)Pu的產(chǎn)出；2)乏燃料轉(zhuǎn)運(yùn)罐、石墨球轉(zhuǎn)運(yùn)罐和碎燃料球轉(zhuǎn)運(yùn)罐中的材料數(shù)量采用循環(huán)計(jì)數(shù)器確定，并使用NDA測(cè)量技術(shù)核實(shí)核材料量；3)核材料盤存可通過封記和隨機(jī)抽樣核實(shí)。

5 HTR-PM核材料管制監(jiān)督方案

5.1 核材料盤存監(jiān)督方法

針對(duì)球床式高溫氣冷堆燃料元件特點(diǎn)，對(duì)其開展核材料盤存監(jiān)督，重點(diǎn)是對(duì)其管理進(jìn)行檢查，核實(shí)相關(guān)管理制度的合理性和措施的落實(shí)情況。

對(duì)新燃料元件，核電廠通過清點(diǎn)實(shí)物數(shù)量進(jìn)行盤存。實(shí)物盤存監(jiān)督的方法為核實(shí)庫房雙人雙鎖制度執(zhí)行情況，檢查新燃料元件相關(guān)的轉(zhuǎn)運(yùn)操作記錄、人員出入記錄、工作記錄等，現(xiàn)場(chǎng)檢查燃料元件內(nèi)部容器的貯存及封記情況是否與賬面一致，必要時(shí)核實(shí)影像資料。

對(duì)于乏燃料元件盤存，由于乏燃料罐的高放射性及豎井貯存環(huán)境，無法進(jìn)行現(xiàn)場(chǎng)實(shí)物清點(diǎn)盤存操作。該部分實(shí)物盤存監(jiān)督的方法為核實(shí)庫房雙人雙鎖制度執(zhí)行情況，檢查乏燃料元件相關(guān)的操作記錄、工作記錄等，抽查部分影像資料，核實(shí)乏燃料操作實(shí)際情況與記錄是否一致。

對(duì)于堆芯內(nèi)的燃料元件盤存，核電廠通過燃料裝卸系統(tǒng)管路上下游的過球計(jì)數(shù)器記錄，確定各處的燃料元件數(shù)量，即利用過球計(jì)數(shù)器進(jìn)行堆芯燃料元件盤存。該部分實(shí)物盤存監(jiān)督的方法為抽查和現(xiàn)場(chǎng)檢查過球計(jì)數(shù)器的相關(guān)記錄和讀數(shù)，核實(shí)過球計(jì)數(shù)器計(jì)數(shù)的準(zhǔn)確性。

5.2 核材料衡算監(jiān)督方法

針對(duì)球床式高溫氣冷堆核材料衡算特點(diǎn)及目前非破壞方法燃耗測(cè)量技術(shù)的實(shí)際水平，同時(shí)考慮該類型堆每年大約卸出7罐乏燃料元件；對(duì)其采用的核材料衡算監(jiān)督方法為核實(shí)或抽查乏燃料元件平均卸料燃耗的統(tǒng)計(jì)或計(jì)算記錄，確保數(shù)據(jù)的準(zhǔn)確性和可靠性。

6 HTR-PM核材料管制監(jiān)督方案實(shí)踐

對(duì)清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院研發(fā)建造的10 MW模塊化高溫氣冷堆HTR-10進(jìn)行核材料管制。采用“2+X”平衡區(qū)模式、散料件料混合設(shè)施模式等管理措施，加強(qiáng)了對(duì)盤存和衡算等的監(jiān)管，其件料管理平衡區(qū)不平衡差(MUF)為0，散料管理的平衡區(qū)的MUF值小于其2倍標(biāo)準(zhǔn)誤差，達(dá)到了核材料的閉合衡算，滿足核材料管制法規(guī)的要求。

中國(guó)現(xiàn)行的《中華人民共和國(guó)核材料管制條例實(shí)施細(xì)則》，僅對(duì)部分設(shè)施閉合材料平衡區(qū)的MUF的相對(duì)標(biāo)準(zhǔn)偏差限值進(jìn)行了規(guī)定，尚缺少對(duì)高溫氣冷堆等新堆型測(cè)量系統(tǒng)的要求。

7 結(jié)論和建議

7.1 結(jié)論

通過對(duì)HTR-PM核材料管制的分析，提出了對(duì)其核材料盤存、衡算的監(jiān)督方法，在此基礎(chǔ)上，加強(qiáng)對(duì)HTR-PM核材料管制中間環(huán)節(jié)的檢查和抽查，督促核電廠高度重視核材料管制工作，杜絕發(fā)生球形燃料元件被盜、破壞、丟失、非法轉(zhuǎn)讓和非法使用等事件，確保核材料管制工作滿足相關(guān)要求。

7.2 建議

1)研發(fā)過球計(jì)數(shù)器邏輯判斷軟件，將該軟件加裝在電站DCS系統(tǒng)中，當(dāng)過球計(jì)數(shù)器出現(xiàn)計(jì)數(shù)邏輯錯(cuò)誤時(shí)第一時(shí)間進(jìn)行報(bào)警，提醒運(yùn)行人員進(jìn)行處理，確保燃料元件數(shù)量統(tǒng)計(jì)的準(zhǔn)確性。

2)開展乏燃料元件燃耗與關(guān)鍵核素含量依賴關(guān)系研究，建立球床堆燃料元件燃耗特性相關(guān)的實(shí)驗(yàn)裝置，進(jìn)一步提高乏燃料元件關(guān)鍵核素的計(jì)算精度。

3)盡早研究制定《高溫氣冷堆核材料衡算導(dǎo)則》，對(duì)HTR-PM核材料監(jiān)管加以規(guī)范。