压水堆环形燃料组件研发综述

冯海宁,赵瑞瑞,王 虹,史宝磊,何晓军

(1.中核北方核燃料元件有限公司，内蒙古 包头 104035；2.中国原子能科学研究院，北京 102413)

核燃料元件是反应堆的核心部件，其性能是核电安全性和经济性最主要影响因素之一。压水堆核燃料元件根据压水堆核电站应用需求进行了持续改进，通过加深组件卸料燃耗、延长换料周期来降低电厂运营成本，提高核电经济性。压水堆燃料组件的平均设计燃耗从早期的10～15 GWd/tU逐步提高，至今已达到60～70 GWd/tU；换料周期也相应地从12个月延长至现在的18个月或24个月。燃料组件燃耗加深也带来了裂变气体释放量增大、包壳腐蚀和吸氢增加、燃料芯块肿胀、燃料元件和组件辐照生长加剧等一系列问题。如何解决这些问题，一直是压水堆燃料元件研究的重要任务。因此，近年来压水堆燃料元件研究的主要方向为通过设计开发比UO2具有更好辐照性能的燃料、耐腐蚀、耐辐照性能更优的锆合金包壳材料、高热工性能的定位格架等途径，来提升燃料元件整体性能。但总的说来，目前压水堆燃料元件的设计改进主要以棒状燃料结构和参数的优化为主，经过近50年的发展与不断优化，以棒状燃料为基础的技术改进对于提升核电经济性和安全性的潜力已非常有限。因此，近些年来，采用其他几何结构的燃料元件成为一种新的发展思路。

美国麻省理工学院(MIT)最早提出了轻水堆用环形燃料元件的概念。环形燃料是将二氧化铀燃料芯块制成环状，在芯块内、外表面加装包壳管，使得冷却剂可以从内、外两个流道同时对元件进行冷却，如图1所示。国内外相继开展了环形燃料应用于压水堆的研究工作，研究结果表明环形燃料作为一种结构上完全革新的先进燃料元件，可大幅度提高燃料元件的传热效率，降低燃料芯块温度，显著提升反应堆的安全性和经济性[1]，已成为压水堆先进燃料元件的重要发展趋势之一。

本文综述了国内外环形燃料的相关研究与分析，重点进行了中核北方压水堆环形燃料制造技术分析，并对环形燃料的发展进行了展望。

1 压水堆环形燃料技术优势

1.1 环形燃料可显著提升反应堆经济性

环形燃料可以在保持或增进现有反应堆安全裕度的前提下，大幅提升堆芯输出功率密度。国内、外研究结果表明，与棒状燃料相比较，如果在新建百万千瓦级压水堆核电厂设计中采用环形燃料，可在维持现有堆芯尺寸的前提下输出150万kW的电功率，大大提高核电厂的实际输出能力；可使用环形燃料对现役压水堆核电厂进行升级改造：如果不更换主泵、蒸汽发生器等主设备，适当更换堆芯构件、改变电厂运行模式，使用环形燃料可提升10%～25%左右的堆芯输出功率；如果在停堆大修期间更换部分堆内构件、一回路主泵、蒸汽发生器和稳压器等必要设备，使用环形燃料堆芯输出功率可提升30%～50%。因此，若在新建核电厂中直接采用环形燃料，或利用环形燃料对现役核电厂进行升级改造，可以大幅提升反应堆经济性。

西屋公司采用核电经济性标准评估方法，综合考虑核电厂建造、维护、退役、电费和燃料成本等诸多因素，对核电厂采用环形燃料的经济性进行了评估，评估结果显示：环形燃料的经济性主要体现在提高单堆输出功率而导致的股本回报率增大上，其制造成本增加对电价造成的影响很小。值得注意的是，即便是同等输出功率的压水堆核电厂，采用环形燃料也比采用棒状燃料的经济性要好，这主要是因为前者的堆芯尺寸要小于后者，相应需要的压力容器要小、工程造价低，这也是环形燃料经济性占优的原因之一[1]。

1.2 环形燃料可显著提升反应堆安全性

环形燃料的安全性在正常运行工况与事故工况下，都要高于现有棒状燃料，一定程度上提升了压水堆核电厂的固有安全性。

正常运行工况下，环形元件整体温度远低于棒状元件，如秦山二期100%正常工况运行条件下，棒状燃料元件热棒峰值线功率密度约为45 kW/m，芯块峰值温度接近2300 ℃，相对应的环形燃料元件热棒峰值线功率密度为74 kW/m，芯块峰值温度为650～700 ℃；如果提升堆芯功率密度50%，棒状燃料元件热棒的峰值线功率密度约为67.5 kW/m，芯块峰值温度早已超过芯块熔点温度，而环形燃料元件热棒的峰值线功率密度可达到111 kW/m，相对应的芯块峰值温度也仅有850 ℃左右，因此环形燃料元件具有更高的热工安全裕度；环形燃料芯块的温度低，裂变气体释放量少，寿期末燃料元件内压会大幅降低；环形燃料组件中的燃料元件和控制棒导向管都要比现有棒状燃料组件的粗一些，增大了组件的刚度，增强了其流致振动的抵抗能力。

环形燃料芯块的温度低，储能少，在大破口失水事故(LBLOCA)为代表的设计基准事故工况下，环形燃料包壳的峰值温度远低于棒状燃料包壳；在严重事故工况下，环形燃料芯块可以延缓燃料元件包壳失效的进程，为后续的事故缓解和应急响应提供宝贵的时间。

1.3 环形燃料可快速实现工程化应用

压水堆环形燃料组件的外形几何尺寸设计可与现有的棒状燃料组件完全一致，可直接替代现有的燃料组件在压水堆核电厂中使用，如我国和美国已确定采用13×13型排列的环形燃料组件替代现有17×17型排列的棒状燃料组件的方案，如图2所示，韩国采用了12×12型排列的环形燃料组件替代现有16×16型排列的棒状燃料组件的方案；环形燃料只在结构上进行创新，组件使用材料仍采用成熟的UO2+Zr合金，不涉及新材料研发，可缩短研发周期；环形燃料制造及后处理工艺与现有燃料循环体系完全相容；根据国内外研究结果，至今未发现环形燃料研发存在无法解决的关键技术问题。因此，若能持续开展环形燃料研发，可相对快速地实现在压水堆的工程应用。

图2 棒状燃料组件和环形燃料组件截面示意图Fig.2 Schematics of annular fuel assembly

2 环形燃料的国内外研究现状

2.1 国外研究现状

美国是最早提出并开始研究轻水堆环形燃料的国家。从2001年开始，在美国能源部资助下，MIT联合西屋公司等单位开展了环形燃料研究(NERI项目)，内容涉及堆芯物理、热工水力、安全分析、燃料制造、经济分析以及堆内辐照试验等方面，研究结果显示，在新建压水堆中采用环形燃料可以提高反应堆功率密度50%，且各项设计指标均满足现有核电厂安全性要求。2006年，在美国能源部资助下，西屋公司、美国电力研究所和麻省理工学院又开展了一个核能优化(NEPO)项目，主要研究内容是现役核电厂利用环形燃料将反应堆功率密度增加30%或50%的可行性和经济性，结果显示，在现役核电厂中使用环形燃料提升功率密度30%～50%可行的，且各项设计指标同样满足现役核电厂安全运行要求[1]。

韩国是继美国之后开展环形燃料研究最为积极和成功的国家。2007年3月，由韩国原子力研究院主持，韩国计算流体工程协会等多家科研机构共同参与的“环形燃料组件结构设计研究”项目正式启动，并明确提出了项目的工程研究目标：将环形燃料应用于韩国现役OPR-1000反应堆中，以提升功率密度20%。该项目研究主要内容包括OPR-1000核电厂堆芯设计、环形芯块制造、内外包壳制备、堆内辐照试验、热工水力设计及试验、燃料件及相关组件机械设计和验证试验，至2015年5月，已经完成了环形燃料堆芯和组件的初步设计，制造出了全尺寸环形燃料原型组件，并完成了相应的机械和热工水力性能验证试验，第2期堆内辐照试验(平均燃耗30 GWd/tU)也已经结束。研究结果显示，现役OPR-1000核电厂采用环形燃料提升核电厂反应堆功率密度20%在工程上是完全可行的[2]。

2.2 国内研究现状

国内中国核工业集团有限公司(简称“中核集团”)自2008年起启动环形燃料研发，由中国原子能科学研究院(简称“原子能院”)负责燃料设计与验证研究，中核北方核燃料元件有限公司(简称“中核北方”)负责燃料制造技术研究。2008年，原子能院跟踪与分析了国际环形燃料的研究进展；“十一五”期间，开展了环形燃料元件基础研究，从堆芯物理、燃料性能、热工水力、核电厂安全、经济性以及燃料制造等方面论证了压水堆核电厂使用环形燃料的可行性[3]；2014年起，进入环形燃料关键技术研究阶段，开展了堆芯设计研究、燃料元件设计及试验验证、安全性能研究与堆内辐照性能研究，目前环形燃料基本完成了专用设计软件开发、组件结构设计和制造工艺等关键技术研究：自主开发了堆芯和组件设计软件，完成了环形燃料元件零功率物理试验；初步完成了堆芯、组件设计以及部分关键热工水力试验,包括组件整体力学性能试验、水力冲刷试验等；研制出全尺寸压水堆环形燃料组件试验件，打通了关键制造工艺环节，研制了组件组装等专用工艺装备；初步建立了严重事故分析方法；小组件进入49-2堆开始辐照考验，已累计考验6个辐照周期。整体研发工作进入先导组件入堆前的关键技术攻关阶段。

3 中核北方压水堆环形燃料制造技术分析

3.1 中核北方燃料制造技术能力概述

中核北方从20世纪50年代起，系统开展了各类生产堆、研究实验堆、动力堆核燃料元件制造技术的研究，并逐步建立了完整配套的核燃料研发体系和技术装备能力，为各种反应堆研制和生产了不同类型的燃料元件，自主研制了高通量工程实验堆、中国先进研究堆、微堆等燃料元件，实现了CANDU-6、AFA-3 G、AP1000、高温气冷堆等燃料元件的生产，制造技术与产品质量达到国际先进水平。

中核北方经过长期核燃料元件制造技术国产化与自主创新的科研和生产实践，掌握了铀化工、铀冶金、机械加工等方面的一系列关键技术，这些技术成功应用于各种燃料元件的制造；并在芯体材料制备、芯体加工成型、零部件加工、燃料棒和组件制造以及理化检测等方面具备了先进的装备能力。为了提高企业研发能力，发挥专业技术力量和现有装备等资源，中核北方建立了国家级企业技术中心、中核集团特种材料研究与应用开发重点实验室、国防科技工业企业技术中心、内蒙古自治区企业技术中心、内蒙古自治区核燃料元件企业重点实验室等研发平台。各级各类研发平台在一定范围内发挥了科技创新示范与驱动作用，为持续进行研究开发与技术成果转化，形成企业核心自主知识产权创造了有利条件。

燃料元件制造是实现设计的过程。环形燃料采用革新的结构设计，对其制造技术提出了新的要求，因此，中核北方公司充分利用现有的核燃料元件制造技术基础，全面开展自主创新，根据设计技术要求，开展了环形燃料制造工艺流程设计、工艺参数确定、关键专用工艺装备研制与试验件研制工作。虽然为了直接替代现有的燃料组件在压水堆核电厂中使用，压水堆环形燃料组件整体外形尺寸设计与传统棒状17×17压水堆燃料组件保持一致，但13×13型排列的结构决定了其芯块、燃料棒、定位格架、导向管部件、管座等关键部件、骨架及组件整体均具有独特的结构与细节尺寸设计，与传统棒状17×17压水堆燃料组件存在较大差异，必须通过工艺与装备的研发与试验件的研制，实现组件制造与设计之间的迭代反馈，考虑组件设计方案的制造工艺可实现性与不同设计方案的选型，最终完成设计定型与制造工艺定型。

3.2 芯块制造技术分析

芯体研发是压水堆核燃料技术研发的重点方向。中核北方开展了改进型二氧化铀陶瓷芯块，如大晶粒二氧化铀芯块、中孔芯块、添加氧化铍的高热导二氧化铀芯块、含钆二氧化铀芯块、一体化可燃毒物(IFBA)芯块等，全陶瓷微封装燃料(FCM)芯块，U3Si2和UN等非氧化物陶瓷芯块，U-Mo合金等金属燃料芯块的研制；掌握了芯块制备相关粉末制备、混料、压制成型、高温烧结、金属芯体熔铸成型及热处理等关键技术。环形燃料芯块仍采用二氧化铀材料，但芯块尺寸结构产生革新性变化，薄壁芯块内外径尺寸精度技术要求非常高，其外径为φ13.6 mm，壁厚仅为2 mm，高度为13 mm，如图3所示，与传统柱状二氧化铀芯块比较，容易出现尺寸精度超差、芯块中部收腰、裂纹、掉角等缺陷，制造难度加大。对于二氧化铀陶瓷材料薄壁芯块制备，需在粉末制备、成型模具设计、成型工艺、烧结工艺、磨削工艺等各个工艺环节开展系统研究。根据芯块设计尺寸，开展成型与烧结试验，摸索芯块内外径收缩比，设计确定成型模具尺寸；通过调整成型压力、升压速率、保压时间等关键工艺参数，保证芯块成型质量。研究烧结工艺对芯块尺寸、微观形貌等性能的影响规律，并开展芯块内圆与外圆磨削工艺匹配性研究，实现环形薄壁芯块内外径尺寸精度控制，研制出符合设计技术指标要求的芯块。为了满足批量化制备需求，环形芯块的制备还需开展多批次的制备工艺串联与验证试验，选择最优化的工艺方案组合，才能确保工艺的稳定性。

图3 环形二氧化铀芯块Fig.3 UO2 annular pellet

3.3 燃料棒焊接组装技术分析

燃料棒是燃料组件的核心部件，包壳管与端塞通过焊接实现连接并对芯块进行密封，其焊接质量是组件制造关注的重点。中核北方积累了丰富的锆合金燃料棒电子束焊、TIG焊接、压力电阻焊的焊接技术经验，进行了工艺研究与设备工装研制，应用于重水堆钴调节棒组件、AP1000燃料组件与AFA-3 G燃料组件等组件制造。环形燃料棒为双包壳结构形式，需实现内包壳、外包壳与上、下端塞的环缝焊接与上端塞堵孔焊接，其结构如图4所示。其中，内包壳与上、下端塞的焊接设计了不同的焊接结构，包括端面环缝焊接、柱面环缝焊接的结构形式，环形燃料棒采用TIG焊接方式。因此，针对不同的焊焊接结构设计，研制专用焊接工装，包括特殊结构的焊枪、焊接工装夹具，设计焊接工装与燃料棒的相对运动方式；并通过开展工艺试验，结合锆合金材料焊接性能，确定焊接工艺参数，保证焊缝尺寸、力学性能、表面状态等焊接质量满足技术要求。

图4 环形燃料棒结构图Fig.4 Annular fuel rod structure

环形芯块装管工艺也是环形燃料棒制造过程中需突破的关键技术之一。环形包壳管长度约为3.8 m，包壳管自身挠度与芯块与内外包壳的尺寸公差使得装管间隙较小，并且必须保证在装管过程中避免对环形芯块的损伤，因此，要实现双包壳环形芯块的装管难度较大。在环形芯块装管过程中，需与焊接工序相配合，科学设计装管流程与顺序，并设计研制专用装管工装，探索采用不同角度的装管方式，保证装管过程中芯块不产生损伤。

3.4 定位格架制造技术分析

中核北方前期开展了压水堆燃料组件定位格架不同材料(Zirlo合金、Zr-4合金、Inconnel合金等)条带的冲制、清洗、热处理、电镀等工艺研究与不同结构尺寸设计的格架条带模具的自主研发，并进行了电子束焊接技术、激光焊接技术等格架焊接组装技术的工艺开发与优化。环形燃料组件定位格架设计目前有两种方案，一种为 栅元型、一种为条带型。

栅元型定位格架由栅元与外条带组装焊接而成；条带型定位格架由内条带、外条带、支撑架插接组装焊接而成。定位格架是燃料组件关键结构部件，对外形轮廓、刚凸等尺寸精度、性能设计要求高，制造过程包括栅元、条带、支撑架冲制、热处理、组装、焊接多道工序，每道工序对定位格架产品的尺寸、性能等技术指标影响较大，需通过产品试制、数据分析、工艺及工装调整才能研制出符合设计要求的定位格架。

栅元、条带、支撑架冲制需针对产品结构与尺寸设计，结合锆合金材料性能，进行冲制模具设计加工，并开展大量冲制试验，确定模具设计结构，关键成型结构尺寸、冲制压力、保压时间等关键工艺参数，解决冲制过程中出现的尺寸精度达不到要求、冲制裂纹等问题。

定位格架组装焊接需保证栅元、条带、支撑架各部件组装位置尺寸精度，并在数百个焊点焊接后保证定位格架整体尺寸精度，因此，需设计加工专用焊接电极、组装工装，开展大量焊接工艺试验，确定焊接顺序、焊接电流等关键焊接工艺参数，解决焊接过程中出现的焊接变形、焊接缺陷、尺寸控制等问题。

3.5 管座制造技术分析

压水堆燃料组件管座的传统制造技术为分体机械加工-焊接组装或整体机械加工的方式；中核北方在掌握传统机械加工工艺的基础上，具备了三代压水堆核电燃料组件精密铸造批量化生产和研制大型先进压水堆组件管座的技术能力。中核北方在环形燃料管座的研制过程中，以机械加工工艺为主要工艺路线，并同步开展了精密铸造技术的研究。环形燃料管座下管座存在较多机械加工难度大的尺寸特征设计，如下管座上端面分布的小圆孔与小方孔，孔径较小，长径比较大，常规加工刀具磨损严重，因此，需通过工艺选择切削速度、进给量等关键加工工艺参数，设计加工特殊尺寸成形刀具，保证管座加工尺寸精度。下管座防异物网密布边长为2 mm的方孔，传统的加工方法加工难度大。通过开展电化学切割工艺研究，保证防异物网方孔尺寸控制与防异物网整体强度。

3.6 导向管部件制造技术分析

AFA-3 G燃料组件导向管部件由带缓冲段的变径导向管与导向管端塞直接通过环缝焊接连接。AP1000燃料组件采用导向管采用管中管设计。环形燃料导向管部件采用管中管设计，需实现导向管与导向管端塞、缓冲管与缓冲管端塞的焊接及导向管与缓冲管的胀接。由于导向管与缓冲管较传统棒状燃料组件管径变粗，因此需设计加工焊接工装夹具与胀接工装，根据管壁厚度与锆合金材料性能，开展焊接工艺试验与胀接工艺试验，确定焊接电流等焊接工艺参数与胀接力、胀接杆行程等胀接工艺参数，保证焊接力学性能等焊接质量与胀接头尺寸、形状与力学性能等设计要求。

3.7 骨架组装技术分析

骨架组装是压水堆燃料组件制造过程中的重要工序。AFA-3 G燃料组件与AP1000燃料组件分别采用点焊焊接技术与胀接技术实现骨架组装。点焊组装即通过格架与导向管之间压力电阻点焊形成不可拆卸的焊接接头实现骨架组装；胀接技术通过使格架套管与导向管之间胀接产生变形实现骨架组装。环形燃料采用13×13型排布设计，骨架外形如图5所示。采用点焊组装。骨架中导向管数量由传统17×17棒状燃料组件24根设计变更为8根，数量减少，管径变粗，定位格架与导向管部件的焊接位置、焊接管壁厚度等设计均与棒状燃料存在很大的差异，因此，传统棒状燃料组件骨架组装装置已不能适用于环形燃料组件骨架组装，需设计研制环形燃料组件骨架组装专用工装。为了使定位格架与导向管焊点表面质量、焊点尺寸、焊点结合力等达到设计技术指标要求，设计不同焊接电极尺寸、形状、焊接支撑杆尺寸，并针对定位格架栅元壁厚与导向管壁厚尺寸与锆合金材料性能，开展不同焊接电流、焊接压力等参数的工艺试验，摸索焊接参数对焊点质量的影响规律，从而确定关键工装的结构尺寸设计与焊接工艺参数。

图5 环形燃料组件骨架Fig.5 Annular fuel assembly skeleton

3.8 组件组装技术分析

压水堆环形燃料组件外形燃料棒直径变粗、燃料棒结构为双包壳形式，其外形如图6所示，仍需设计研制环形燃料组件组装装置来实现组件组装过程的精确控制。推棒或拉棒组装方式的选择、单根或多根燃料棒组合组装顺序的选择、推棒力/拉棒力、速度等关键参数的选择、套管与导向管胀接工装的尺寸与外形设计、胀接力的选择等均对组件组装后力学性能、外形尺寸、表面质量等产生重大影响。因此，组装装置技术方案需经过反复论证、分析与计算，经过试验件的工艺试验，确定合适的工艺参数。

图6 环形燃料组件Fig.6 Annular fuel assembly

4 结论

环形燃料作为一种结构革新的燃料元件，在经济性与安全性上的显著优势已使其成为压水堆先进燃料组件的发展方向之一。为满足核电运行对高性能燃料元件的应用需求，中核北方在核燃料元件制造技术方面持续开展的技术提升与创新将引领核燃料制造技术的进一步发展。在现有研究基础上持续开展环形燃料研发，建立环形燃料组件制造技术研发体系，形成独立的自主知识产权，对于提升我国核燃料自主创新、核电自主化和核电产业发展能力具有重要意义。