格架损伤燃料组件再入堆审评的思考

摘 要：本文对岭澳核电厂和秦山第二核电厂格架损伤燃料组件再入堆的审评进行了探讨，根据相应法规、标准和国际国内相关经验，给出了相关问题的审评结论，并对格架损伤燃料组件再入堆问题进行了初步的探讨。

关键词：格架损伤 燃料组件 再入堆

中图分类号：TL4 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2012）11（a）-0069-01

2008年12月17日，岭澳核电厂L206换料大修时，发现个别燃料组件有格架损伤的情况。

截至L108换料大修结束，岭澳核电厂共发现20组燃料组件存在不同程度的格架损伤缺陷，上述格架损伤燃料组件和其对称位置的70组燃料组件不能进入后续循环的换料设计组件库，对机组后续循环的换料设计带来了一定影响。

秦山第二核电厂108换料大修水下电视外观检查时发现一组燃料组件格架外条带的三片导向翼脱落。

针对上述情况，大亚湾核电运营管理有限责任公司和核电秦山联营有限公司分别向国家核安全局申请格架损伤燃料组件再入堆。

调研资料表明，法国EDF和南非以及其他使用AREVA设计的燃料组件的国家均不同程度地发生了燃料组件格架受损的事件，为使相关燃料组件能入堆继续使用，AREVA还专门制定了格架损伤组件再入堆运行准则。

1 国内外情况介绍

根据美国PWR机组2000至2005年的统计，燃料组件破损的原因主要有：PCI破损、异物磨蚀、腐蚀/结垢、制造缺陷和格架-燃料棒振动腐蚀。

根据EDF关于燃料组件定位格架受损事件的反馈，引起定位格架损伤的可能原因有以下几点。

燃料组件辐照变形（弯曲和扭转）。

换料机欠载保护功能缺陷。

换料机吊装速度大于0.6 m/min增加了格架损伤的风险。

燃料组件格架破损直接影响到后续该燃料组件的入堆使用，而且损伤的格架也可能影响燃料包壳完整性和一回路系统和设备的运行。

根据EDF经验反馈，EDF从1995年开始使用格架损伤燃料组件，2004年，EDF请AREVA研究制定了格架损伤组件再入堆运行准则，以此甄别可再入堆运行的格架损伤组件。

AREVA尽管制定了格架损伤燃料组件的入堆准则，运行经验表明在换料期间仍出现了燃料组件格架的损坏。因此相关准则的有效性还需进一步考证。

除法国核电厂之外，关于燃料组件格架损伤后继续入堆使用并没有其他国际经验。而且法国电厂的燃料组件格架目前已全部采用新的设计，这说明国内相关核电厂所使用的燃料组件存在一定的缺陷，因此，复用格架损伤的燃料组件，存在一定安全隐患。

L206换料大修发现燃料组件格架损伤后，AREVA受委托对岭澳核电厂的格架损伤燃料组件进行评估，并为岭澳核电厂制定了格架损伤燃料组件入堆准则。

国家核安全局对大亚湾核电运营管理有限责任公司和核电秦山联营有限公司格架损伤燃料组件再入堆申请进行了详细深入的评审，虽然审评者不同意采用AREVA制定的通用的格架损伤燃料组件入堆准则，但通过工程判断认为其中有些很轻微的定位格架损伤不会对燃料组件的机械性能、堆芯热工水力设计和安全分析等造成显著影响，限制所有格架损伤燃料组件入堆的要求可能过于严格，可能会导致核电机组后续循环换料设计的困难，可能导致某些关键安全超限，对核电厂安全运行反而不利。在相关核电厂对燃料组件机械设计、热工水力和安全分析、换料设计等方面对受损燃料组件再入堆运行的可能影响进行了分析和评估的基础上，同意格架损伤最轻微的一组燃料组件入堆。但要求相关核电厂针对受损燃料组件入堆制定专门的监督管理程序，避免在装卸料过程中由于格架钩挂造成燃料组件额外的损伤，并且在运行过程中应注意监测相关的运行参数。

2 格架受损燃料组件再入堆应进行的分析

审评人员通过对格架损伤燃料组件再入堆申请的审评，认为制定格架损伤燃料组件入堆的准则，核电厂需要对燃料组件至少进行以下分析评估。

2.1 燃料组件机械设计影响评估

2.1.1 结构设计验证

燃料组件格架损伤后，正常运行和事故状态下的格架强度可能会受到影响，因此需要对燃料组件进行结构设计验证和评估。

2.1.2 机械设计论证分析

在机械设计验证中，与格架损伤相关的是格架完整性验证。格架完整性验证的目的有两个：一是验证格架能承受非运行载荷或运行载荷且不会变形，二是验证格架能对燃料棒提供足够的夹持，且燃料棒无超过规定的振动磨蚀。

2.1.3 事故分析

事故分析的目的是验证在LOCA和SSE同时发生时燃料组件的行为，保证事故时反应堆停闭，即能保证安注系统的正常运行和有足够数目的控制棒插入堆芯。此外，事故分析还验证事故状态下导向管的载荷和格架的载荷。

2.2 热工水力和安全分析的影响评估

如果格架损伤程度较高，会直接影响到燃料组件的热工水力特性，相应的分析程序的有效性也会受到影响。

燃料组件格架损伤对组件流动单元的水力流动有影响。对于局部流动单元，格架损伤可能使局部的压降系数增加或者减小，导致局部以及与其相邻的流动单位的冷却剂流量变化，影响局部的DNBR值。

2.3 换料设计影响评估

根据当前被采纳的堆芯设计方法，若格架损伤的燃料组件可以再入堆运行，其对称位置的3组燃料组件也将被纳入换料设计时的可用组件库内，这将有利于换料方案搜索。

2.4 电厂运行影响评估

由于格架损伤燃料组件再入堆会引入额外的格架钩挂风险。因此，应对该影响进行详细的评估，评估内容包括格架损伤部位，损伤程度等。即使评估认为格架损伤燃料组件再入堆不会带来额外的格架钩挂风险，在电厂燃料组件装载过程中也应采取相应的措施，如优化装载顺序，采用手动特殊偏移操作等。

3 结语

随着国内运行机组的增多和燃料组件国产化程度的提高，燃料组件格架损伤的情况不可避免，为充分利用铀资源，提高燃料组件的利用率，核电厂运行单位应加强人员培训，制定相应的措施尽量避免燃料组件格架损伤，建立并健全应急预案。

对于核电厂实施燃料组件设计改进以及提高燃料组件的性能的同时，应进行全面的论证和评估，必要时进行随堆考验，确保燃料组件改进的安全。

同时相关部门应组织国内核电厂与设计院进行深入的研究，深入分析，查找原因，吸取教训，避免类似事件重发。并尽快制定相应的再入堆准则，一方面可以规范核电厂的格架受损燃料组件再入堆申请，另一方面，也可以给核安全监管部门提供相应的准则，便于监管者的决策。