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法兰西共和国核幽禁部门严谨对待燃料难题

【美国《核新闻》2003年4月刊报道】 法国核安全和辐射防护总局于2003年3月公布了有关使用不同燃料问题调查的最新进展,其中主要包括根据法国电力公司要求实施的“Parity-MOX”燃料方案以及与该公司1300 MWe核电厂的燃料磨损问题。 EDF已申请放松对其使用MOX燃料的某些限制条件,以便通过增加MOX燃料的钚含量以及提高燃耗水平来稳定法国因乏燃料后处理而不断增加的钚库存。EDF打算从2004年年初开始启动新的管理方案。 目前MOX燃料的使用,在其初始钚含量以及组件允许的辐照循环次数上存在限制,实际上MOX燃料的燃耗被限制在 42 GWd/t,而普通氧化铀燃料的燃耗为 52 GWd/t。 2001年6月,EDF向监管部门提交了有关引入被称为“Parity-MOX”的新的MOX燃料方案可行性研究报告。根据该方案,辐照循环的次数将从3次增加到4次,初始钚含量将从7.08%增加到8.65%。这将使MOX燃料的能量当量与富集度为3.7%的二氧化铀燃料相当。在审批前,监管部门要求EDF提供有关安全案例的更多资料。 2003年1月,EDF向监管部门报告,在几座1300 MW反应堆中,因燃料组件下栅格处发生微振磨损,损害了部分燃料包壳的完整性。这种微振磨损是因冷却剂流动的振动造成燃料棒磨损而导致的。由于这个问题具有普遍性,因此在国际核事件分级表被定为1级事件。 为了防止燃料包壳再次出现磨损,EDF的主要燃料供应商Fragema公司建议采用加固了薄弱部分的燃料来替代目前的燃料。这种新的燃料组件名为AFA3GLr。为更好地支撑燃料细棒,这种组件安装了一个额外的栅格。有关部门已允许2002年9月和2003年2月分别在卡特农3号和4号机组装载这种新型燃料。在有关部门批准EDF在其所有反应堆推广使用这种燃料之前,EDF必须对某些反应堆为什么更易出现燃料磨损问题有更详细的了解,并积累更多的燃料使用经验。同时,DGSNR将批准其他反应堆装载这种新燃料。 为了保持燃料供应的多样性,EDF还使用由西屋公司设计、西班牙ENUSA公司制造的燃料。在卡特农1号机组发生了一些包壳破裂情况之后,供应商建议采用一种已在欧洲和美国的其他反应堆中得到应用的改进型燃料设计。为了防止微振磨损的发生,这种改进型设计在燃料组件下部增加了一个栅格,并使用了一种新的中间栅格。作为使燃料供应多样化计划的一部分,EDF要求有关部门对这种新设计给予通用授权。 监管部门的评估结果是:在目前阶段,非法国反应堆的工况不足以代表EDF的反应堆获得通用授权。

【英国《国际核工程》2003年2月刊报道】 核能机构实施了一项旨在确定在压水堆中钚的有效循环次数的标准评估作业,结果刊登在《钚循环物理》上。 目前,以MOX燃料的形式进行钚循环利用已在商业规模上得到采用。MOX燃料的卸料燃耗基本上与UO2燃料相同。因此,目前PWR使用的MOX燃料将在燃耗达到40~45 MWd/kg时卸出。达到这一燃耗所需的初始钚含量随着钚源的不同而变化。MOX在PWR中的使用经验是可以肯定的,没有突出的操作或安全问题需要解决。 然而,情况并非一成不变。最基本的变化是卸料燃耗在不断上升,以及对卸出的MOX燃料中的钚进行循环使用的要求越来越迫切。这些变化将降低可用于循环的钚同位素质量。对热中子堆来说,钚偶同位素 (钚-238、钚-240和钚-242)对裂变的贡献不大,对裂变作出贡献的主要是钚奇同位素 (钚-239和钚-241),(钚-239+钚-241)/是热中子堆MOX燃料钚质量的一个量度。由于钚质量随着卸料燃耗的升高而下降,并且在对从MOX燃料中回取的钚进行循环利用后会进一步下降,因此需要大幅提高MOX燃料中钚的总含量。 与传统的UO2燃料相比,MOX燃料在中子方面的区别较大,在既定的额定功率下,MOX燃料的热流要小得多。这是因为与铀-235相比,钚-239和钚-241的裂变更强,吸收截面更大,而且钚-240和钚-242吸收中子的作用十分明显。由于控制、反应性系数和瞬态特性都发生了改变,能谱上的差异影响了堆芯的性能。在超出当前水平的情况下增加钚的总含量会加剧所有这些影响。控制棒反应性、硼反应性、慢化剂空泡系数和温度系数等参数的退化可能成为进一步在PWR中使用MOX的障碍,至少在传统栅格中是如此。 从MOX组件中回收的铀可被循环使用的次数是重要的战略和后勤问题。战略上重要是因为它能影响到可从钚中获得的能量潜力,后勤上重要是因为它决定着在无限循环使用被证明是不可行的情况下,是否需要贮存或处置MOX组件或钚或两者皆有。 每次循环都包括MOX燃料的辐照,接着是水池冷却,然后是后处理和MOX的重新制备。因此,每次循环至少需要11年时间,而多重循环的场景将跨越数十年。在如此长的时间内,世界能源需求和战略很可能会发生重大变化。因此,考虑和分析采用的场景可能在多重循环的初次循环尚未完成时就因某些事件而改变。但是,为了确定多重循环在技术、战略和后勤上的可行性及其对环境和安全因素的影响,对这些场景进行分析十分重要。 目前的基准是为使用中、高燃耗燃料循环(51 MWd/kg)运行的标准栅格PWR和高慢化PWR制定的,代表了未来10年中PWR的运行。目前的技术规范要求把MOX燃料与UO2组件的某些部件一并进行后处理。重点在于详细说明一个尽可能贴近现实,必须保持在现有技术可知范围内,且不依赖对不确定未来的推断的基准问题。这些约束也许意味着基准可能由于忽略技术进步而显得悲观,但这不可避免。 基准的主要目标有: ·比较从不同栅格标准及其相关核数据库得到的反应性,反应性系数和同位素演变算法; ·如果计算出现偏离,确定认为实体预测不再可靠的偏离点。 ·如果发生,确定下一次循环是否超出了技术基础,例如不可接受的反应性系数特征。 ·评估多重循环的环境影响。 从理论上说,涵盖高慢化PWR栅格在内的基本原理是,这种栅格可以在多重循环中表现出技术优势。在无需使用UO2燃料的情况下,反应堆设计者能够为钚选择优化的慢化剂/燃料体积比。同标准栅格铀燃料的2.0相比较,慢化剂/燃料比在3.5左右最为适宜。这个比值可以通过不改变燃料棒设计和尺寸,仅增加燃料棒间距而获得。反应堆堆芯的径向尺寸将会小幅增大,但在其他的反应堆设计及其相关设备上则与传统的PWR类似。 基准设计 图1显示了2种细棒栅元,一种是现代PWR,尤其是17×17 MOX组件(264根燃料棒,导向筒和仪表管共25根);另一种是为使用高慢化MOX的 PWR建议的组件设计。 材料组成 下文将介绍燃料芯块、包壳和慢化剂的材料组成: 燃料芯块 燃料芯块是由UO2/PuO2 组成的MOX,密度为10.02 g/cm3,其额定密度约为理论密度的95%,并允许由于端纹和芯块倒角而产生体积损失。燃料温度为额定满功率运行时的温度。 包壳 假定包壳是用天然锆制造的,实际使用的是锆合金,忽略少量合金元素的影响。温度也是满功率运行时的温度。 慢化剂 采用轻水作为慢化剂,密度为0.71395g/cm3,是额定满功率运行中的平均密度。在额定工作压力为16327 Pa(155.5 bar)时,这一密度是慢化剂在306 ℃时的密度。技术规范要求采用500 ppm的硼溶液(这一浓度相当于现代PWR的寿期平均值),以确保正确获得平均能谱记忆效应。 燃料贫化 燃料贫化技术规范在所有循环中都是一样的。其基本假设是燃料管理在所有5次循环发生中都将保持一致,但这在实际工作中是不可能的。 燃料管理是一个分3步历时18个月的燃料循环,卸料燃耗51 MWd/kg。因此,在每次换料停堆时,在堆芯停留时间最长的1/3的燃料将被卸出,换装新燃料。这种燃料管理方案与目前的UO2和MOX的经验有所出入,但在今后几年将成为现实。每个燃料循环将持续18月,因此一个完整的燃料贫化周期约为4.5年。 多重循环补给 基准要求在5次循环过程中连续供应钚。 第1次循环仅涉及从大量UO2组件的后处理中获取钚,并制成MOX进行循环使用。在卸料时,UO2组件中的总钚量为12.4 kg/tU。就钚的同位素组成而言,要实现燃耗达到51 MWd/kg的燃料循环,首次循环使用的MOX的初始钚含量一定要达到101.5 kg/tHM。首次循环用MOX组件的技术规范采用了这一数值。 在第2、3、4和5次循环过程中,假定MOX组件中的钚是按照UO2组件和MOX以3∶1的比例进行共同后处理所回收的。采用这种做法的原因有2个。 首先,预计将不会建造专门的MOX燃料后处理厂,所以MOX组件的后处理将不得不在UO2后处理厂中进行。除技术因素外,由于后处理液体时产生的热量(在MOX中热量更高)和次锕系元素产生放射性水平,专门对MOX组件进行再循环使用在经济上也不划算。 其次,反应堆堆芯不是被设计成仅使用MOX组件的,还要使用UOX组件。因此,反应堆运行产生的乏燃料也由两部分组成,对其同时进行后处理是合理的。 所以,在第2次及其后续循环中使用的钚来源于大量的MOX组件,数量是UO2组件的3倍。 卸料时,MOX组件中的钚含量为 80 kg/tHM,而UO2组件仅有12.4 kg/tU。因此,钚的稀释因子远小于3∶1,这意味着尽管发生了稀释,但钚同位素质量退化仍进行得很快。 各次循环间需补充的钚量取决于下一次MOX发生所需的初始钚含量和前一次循环卸出的钚量。 循环末期反应性 循环末期等效反应性的概念被用于确定MOX组件的初始钚含量。电力公司通常希望用MOX组件直接代替UOX组件。尽管偶尔有例外,但MOX组件在寿期中的平均反应性一般与UOX组件相同。 对于基准中使用的分3步18个月的燃料循环,在平衡燃料循环中,将有1/3的组件接受1次循环辐照,1/3的组件接受2次循环辐照,1/3的组件接受3次循环辐照。图2显示了UO2和MOX组件的反应性/燃耗关系(图中反应性和燃耗的相对关系简化成直线,每次循环中累计的燃耗相同)。 当三个区域(UOX组件在A、B、C点,MOX组件在a、b、c点的平均值)的k-infinity平均值足以覆盖堆芯泄漏的中子时,反应堆将需要换料。 同位素组成和含量 基准技术规范要求,首次MOX循环从10.15 w/o(101.5 kg/tHM)的总钚含量开始,钚的同位素组成如表1所示;多重循环战略将分2个阶段实施,第一阶段标出同位素数密度,第二个阶段对它们单独进行计算。 反应性系数 基准技术规范要求,在每次循环中当燃耗达到0.5、17、34、51 MWd/kg时进行反应性系数计算。若要实现多重循环,计算反应性系数的能力将至关重要。若要确认多重循环的任何局限,反应性系数可能将发挥重要作用。 检查的反应性系数如下: ·硼效率,通过在500~600 ppm之间调整硼浓度来计算。在PWR的正常运行和紧急关闭期间,硼效率对反应性平衡是重要的。 ·慢化剂温度系数,通过在冷、热状态间调整慢化剂温度和密度来计算。 ·燃料温度系数,通过调整890~910 K的燃料温度来计算。 ·球状空泡效应,通过调整慢化剂密度(正常密度的100~1%之间)来计算。计算使用无泄漏能谱和经过曲率参数调整的临界泄漏能谱。 寿期平均反应性 对于标准PWR,基准技术规范把首次循环时的初始铀定义为共起点。对于高慢化PWR,则要求计算所有循环所需的初始钚量,包括首次循环。 对于高慢化PWR,各次循环间初始钚的增长率远高于标准PWR,这是由于在高慢化PWR中,钚-239和钚-241在软谱上的裂变较好,因此同位素质量在各次循环间下降较快。因此,尽管高慢化PWR在首次循环中使用的初始钚含量较低,但增长迅速,很快就超过了标准PWR。这一点十分重要,因为在以后的循环中,高度慢化PWR将逐渐失去其初始优势。 质量平衡 钚、钼和锔的质量平衡是重要的,因为它们是环境影响的决定因素。 对标准和高慢化PWR来说,由于可裂变奇同位素的耗损,钚质量平衡的影响都是负面的。在两种PWR中,钚的损率随循环的进行而上升,但高慢化PWR在耗损钚方面更有效。 钼和锔的质量平衡的影响是积极的,它们随燃耗而积累,积累率在后续循环中更高。对于两种PWR,将导致后续循环所需的初始钚含量增加。较高的初始钚质量将加速超钚核素的产生。 基准结果 通过详细比较燃料中同位素的裂变率,钚-239的热区得到确定,成为可观测差异的主要来源。由钚-241引发的偏离较平和。 特征值的扩展主要由可裂变同位素 钚-239和钚-241的吸收引起,另外还有 钚-240的吸收。铀-238的共振吸收也是产生差异的一个来源。 通过比较非锕系元素的吸收率,得出一个令人吃惊的结论。计算显示,在包壳材料中吸收率要高出110 pcm,在燃料中氧的吸收率要低出100 pcm,在慢化剂中要低出80 pcm。 尽管使用了最新的数据和方法,但由于截面数据的差异及其在处理和计算方案中的差别,由不同研究院计算的PWR MOX 细棒栅元的差别较大。这就意味着仍然需要进一步分析最佳估计解决方案在测量数据和数据处理方面存在的差异,仍然需要改善确定性方法和基础核数据,以及提高试验有效性。

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