秦山第二核电厂燃料组件辐照变形测量、分析及对策研究

邓志新，王玲彬

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

秦山第二核电厂燃料组件辐照变形测量、分析及对策研究

邓志新，王玲彬

（中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300）

文章阐述了秦山第二核电厂针对燃料组件辐照变形所开展的测量与分析，总结了燃料组件辐照变形的规律性，从辐照生长、工作载荷、象限功率倾斜、热应力和热工水力等方面分析了影响燃料组件辐照变形的因素，并开展了燃料组件变形的对策研究。

燃料组件；辐照变形；变形分析

燃料组件辐照变形是压水堆的必然现象，通常燃料组件变形不会给核电厂的运行带来问题，但较大的燃料组件变形则会给核电厂的安全运行带来一定的影响，如堆内装卸困难、相关组件倒换困难、加速燃料组件破损、控制棒落棒时间超差、堆芯象限功率倾斜等。

为了掌握燃料组件辐照变形程度、规律，需对燃料组件的辐照变形量进行实测和分析。秦山第二核电厂与核动力运行研究所联合开发了辐照燃料组件变形测试系统，对堆芯卸料燃料组件实施了辐照变形测试和数据分析。

1 变形测量及数据分析

1.1 测量方法

燃料组件辐照变形，主要体现在骨架变形，骨架变形有弯曲和扭转两种形式。通过测量燃料组件的上管座、下管座以及定位格架的空间相对位置，描述燃料组件辐照变形及其程度。

秦山第二核电厂燃料组件辐照变形采取的是水下超声测距法，测量系统安装在乏燃料贮存水池与燃料转运水池的水闸门侧壁，使用超声仪同时采集多探头与被测燃料组件的距离（测量值），与测量假燃料组件而得出的标定值比较，得出各探头的测距偏差，根据测距偏差及标定值，描述被测燃料组件辐照变形及其程度（见图1）。

图1 YQ611X变形示意图Fig.1 Schematic of YQ611X distortion

1.2 辐照变形数据分析

（1）测量数据

为便于分析，建立与反应堆堆芯一致的坐标系，即X轴为堆芯180°～0°方向，0°方向为正；Y轴为堆芯90°～270°方向，270°方向为正。通过测量燃料组件下管座相对于上管座的偏移来描述燃料组件的弯曲变形情况。描述燃料组件下管座相对于上管座的扭转情况，是以上管座为参考，测量下管座相对上管座的扭转角度，顺时针方向为正。

根据燃料组件辐照变形测量数据，从燃耗、变形方向、水流影响、堆芯围板影响等角度对辐照变形数据进行了综合分析。

（2）辐照弯曲变形量与燃耗的关系

燃料组件的辐照弯曲变形矢量和与燃耗的关系如图2所示。

由图2可知，相对于燃料组件的燃耗，弯曲变形矢量和分布分散，由此可见燃料对燃料组件的弯曲变形无明显线性关系。

（3）辐照扭转变形量与燃耗的关系

燃料组件的下管座相对上管座扭转变形与燃耗的关系如图3所示。

图2 弯曲变形矢量和与燃耗的关系图Fig.2 Relation between the bend-distortion vector summation and burn-up

图3 扭转变形和与燃耗的关系图Fig.3 Relation between the torsion-distortion and burn-up

由图3可见，在燃耗较高（大于20 000 MWd/tU）的情况下，随燃耗的增加燃料组件的扭转变形有减小的趋势。

（4）弯曲变形方向

燃料组件下管座相对上管座弯曲变形方向分布状况如图4所示。

如图4所示，已辐照燃料组件中，大部分辐照燃料组件的弯曲变形方向是堆芯90°方向。

（5）扭转变形方向

1号机组和2号机组所测试的燃料组件下管座相对于上管座扭转变形方向分布情况如图5所示（顺时针方向为正）。

如图5所示，燃料组件逆时针方向的扭转变形(下管座相对于上管座)约占98%。

（6）水流对变形方向的影响

在前后两个堆芯中选取4组燃料组件，这些燃料组件在上一堆芯中的位置与其下一堆芯中的位置关于堆芯G07坐标是基本对称的。从变形数据的比较结果来看：燃料组件的辐照变形量有变大的，但也有变小的；变形方向有同向的，但也有相反方向的，无明显的规律可循。

（7）堆芯围板燃料辐照变形状况

反应堆功率运行时，堆芯燃料组件除自身因235U裂变产生热量外，还受到周围燃料组件裂变发热的影响，但处于堆芯围板附近的燃料组件则有一面或两面不受其他燃料组件裂变热的影响。辐照变形数据表明，堆芯中有两个面靠近堆芯围板的燃料组件的辐照变形矢量和明显大于相邻的只有一面靠近围板的燃料组件的辐照变形矢量和。

图4 燃料组件弯曲变形方向Fig.4 Direction of the bend-distortion

图5 燃料组件扭转变形的方向Fig.5 Direction of the torsion-distortion

1.3 数据分析结论

通过上述堆芯燃耗、变形方向、水流影响、堆芯围板影响等角度对辐照变形数据进行综合分析，发现秦山第二核电厂堆芯燃料组件变形具有以下的一些规律：

1) 变形量情况：辐照变形量比较正常，与国内外其他电厂的辐照变形数据基本相符，约70%已辐照燃料组件的弯曲变形矢量和小于15 mm，约90%已辐照燃料组件的扭转变形量小于2°，变形燃料组件在堆内的运行实践表明，这些变形不会影响反应堆的安全稳定运行。

2) 堆芯第3象限燃料组件的平均弯曲变形矢量和均明显大于堆芯其他3个象限的平均弯曲变形矢量和，而燃料组件扭转变形与堆芯象限无明显的关系。

3) 燃耗对燃料组件的弯曲变形影响较小，但在燃耗较高（大于20 000 MWd/tU）的情况下，随燃耗的增加燃料组件的扭转变形有减小的趋势。

4) 燃料组件的弯曲变形大部分偏向堆芯90°方向，燃料组件下管座相对于上管座的扭转变形绝大部分是逆时针方向（约98%）。

5) 水流方向不是影响堆芯燃料组件变形的主要因素。

6) 受热不均匀（燃料组件靠近堆芯围板造成热应力）是影响燃料组件弯曲变形的一个因素。

2 辐照变形产生原因分析

影响燃料组件骨架辐照变形的因素较多，文章主要从导向管的辐照生长、承受工作载荷、热工水力运行、升功率和降功率期间的热应力等方面进行相应的分析。

2.1 辐照生长和轴向载荷

AFA2G燃料组件导向管采用Zr-4（去应力退火），AFA3G燃料组件导向管采用Zr-4（再结晶），两者都具有辐照生长效应。

实际上燃料组件导向管的辐照生长不可能是自由生长，在反应堆运行期间它的两端受到堆芯下栅格板和上部构件的限制，产生辐照压蠕变，使其残余变形不到5%。因此，可以推算燃料组件由于导向管辐照生长而产生的偏移矢量和约为10 mm，但燃料组件辐照变形属多元因素所致，随机性也大，不可能通过计算准确给出。

燃料组件在堆芯正常工作状况下主要承受水力提升力（由流动水引起的上、下压差所产生的）、压紧弹簧的压紧力、水的浮力以及重力等载荷。水力提升力和浮力是轴向向上的，压紧弹簧的压紧力和重力是轴向向下的，合力通过堆芯上部构件传递到导向管，再由导向管传递到堆芯下栅格板，这种轴向工作载荷合力将使导向管中产生应力。在设计中，燃料组件压紧弹簧的压紧力与组件重力之和大于热工水力提升力和浮力。在堆内运行过程中，随燃料组件辐照生长，压紧力逐步变化（秦山第二核电厂堆芯上部构件施加在燃料组件上的热态压紧力为3 616.0～9 838.7 N），燃料组件就发生弹性变形。如果燃料组件的刚度低，弹性弯曲应力使组件产生塑性应变，即燃料组件产生了弯曲。

2.2 热应力

反应堆启堆、停堆或其他功率大幅变化（瞬态）的时候，堆芯温度急剧变化，温差大，产生较大的热应力，易造成燃料组件的变形。机组功率瞬变越多，对燃料组件变形的影响越大。

反应堆运行过程中，靠近堆芯围板的燃料组件受热不均匀，产生热应力，影响了燃料组件的辐照变形状况。

反应堆停堆后，虽然瞬发中子消失了，但由于缓发中子的存在仍能使易裂变核发生裂变，从而有衰变热释放出来。通常反应堆堆芯的卸料工作是在停堆100 h以后实施的，可以根据衰变热计算的半经验公式进行计算[3]。

经计算得：停堆100 h后堆芯的剩余衰变热功率约为7.7 MW。这种衰变热将会使燃料组件在堆芯卸料过程中出现冷热面的现象，也产生了热应力，导致燃料组件辐照变形。

2.3 热工水力

冷却剂流经堆芯下栅格板流量分配孔板进行重新分配，并在分配后沿燃料组件向上流动并被逐步加热，最后将热量带出堆芯。热工水力对燃料组件变形的影响主要有：

1) 堆芯上、下部冷却剂温度差异。

2) 两环路反应堆，经堆芯下栅格板分配后流经堆芯活性区的冷却剂流量分配不均匀。

3) 反应堆冷却剂设计流量（达到48 580 m3/h）对组件、堆内构件有着较大水力冲击。

3 应对变形的措施

根据影响燃料组件辐照变形因素的初步分析，采取以下措施来改变燃料组件的变形状况：

1) 增加燃料组件的刚度。优化导向管设计，如加大导向管的直径、增加导向管的壁厚、采用外径一致的导向管等能增加燃料组件的刚度。从2号机组第一次换料开始，秦山第二核电厂燃料组件由AFA2G变为AFA3G，其中一项重要的改变就是将导向管的外径改为一致。

2) 改变导向管材料，采用辐照生长小，尤其是辐照蠕变小的导向管材料。秦山第二核电厂目前AFA3G燃料组件的导向管材料为Zr-4合金，下一步将采用导向管材料为M5（含1%Nb，0.125%O，0.002%S）的AFA3G燃料组件，M5合金有着优良的抗腐蚀、吸氢、蠕变和辐照生长能力。

3) 堆芯上部构件压紧力过大是造成组件弯曲的一个重要因素，解决措施是向设计反馈，优化压紧力计算模型、优化压紧弹簧的设计、降低压紧弹簧的初始压紧力。

4) 优化堆芯设计，在换料堆芯初始设计时要适当考虑堆芯象限功率倾斜的补偿。

5) 减少非计划停堆和反应堆瞬态变化而造成的功率大幅变化，降低温差，减少热应力对燃料组件变形的影响。

4 结束语

良好的燃料组件堆内使用性能是电厂持续安全和可靠运行的基本需要，是实现长周期、高燃耗的燃料管理的基本保障。燃料组件辐照变形测量工作的开展，可以获得定量的燃料组件变形数据，预测后续燃料循环燃料组件的辐照变形及其趋势，将燃料组件堆内运行性能数据反馈到燃料组件设计和制造，具有较为重要的工程意义。

[1］张兴田. AFA2G 17×17型燃料组件辐照变形超声测试系统研制及在线测试[R]，2005，6.（ZHANG Xing-tian. The Development and On-line Test of the Ultrasonic Testing System for Reloading for radioactive Distortion AFA2G 17×17 Fuel Assemblies[R]，2005，6.）

[2］邓志新.U1C2、U1C3、U1C4、U1C5、U2C1、U2C2、U2C3燃料组件辐照变形分析报告[R]，2003-2008.（DENG Zhi-xin, Fuel Assemblies radioactive Distortion analyzing Report of U1C2 /U1C3 /U1C4 /U1C5/U2C1/U2C2 and U2C3[R]，2003-2008.）

[3］李泽华. 反应堆物理[M]，1993.(L I Z e-h u a. Reactor Physics[M]，1993.)

[4］OECD. Nuclear Power Plant Operating Experiences from the IAEA/NEA Incident Reporting System 1996-1999. OECD，2000：16-17.

Testing, Analysis and Countermeasure Study for Nuclear Fuel Radioactive Distortion of Qinshan II

DENG Zhi-xin，WANG ling-bin
(CNNC Nuclear Power Operations Management Co., Ltd., Haiyan of Zhejiang Prov. 314300，China)

This article describes the testing and analysis for fuel assembly radioactive distortion, and summarizes the radioactive distortion law, and analyses the factors which affect the radioactive distortion from the aspects of radioactive growth，working load and quadrant power tilting, and carries out countermeasures study for fuel assembly distortion.

fuel assembly；radioactive distortion；distortion analysis

TL34 Article character: A Article ID: 1674-1617(2013)04-0307-05

TL34

A

1674-1617(2013)04-0307-05

2013-08-18

邓志新（1973—），男，高级工程师，毕业于哈尔滨工程大学，现从事核燃料管理工作。