采用TVS-2M组件的堆芯燃料管理及其经济性分析

2014-08-07 09:54王红霞李友谊
原子能科学技术 2014年5期
关键词:田湾燃耗换料

徐 敏,王红霞,李友谊

(1.中国核电工程有限公司,北京 100840;2.江苏核电有限公司,江苏 连云港 222042)

田湾核电站1、2号机组将于2014年开始逐步向长周期燃料循环过渡,以提高年均能力因子和电站经济效益。实施长周期换料需采用TVS-2M高性能燃料组件。在正式转入过渡循环前,田湾核电站已在1号机组第5循环装入6组TVS-2M燃料组件,目前已运行至第6循环的寿期末,从堆内运行在线测量及换料大修的组件检查结果看,TVS-2M组件的性能得到了充分的验证[1-2]。

TVS-2M组件与AFA组件相比有重大改进,提高了燃料组件的结构稳定性,并增加了燃料装载量,使设计最大运行时间延长到40 000 h,燃耗限值提高到60 MW·d/kgU[1-2]。因此,对田湾核电站从首循环开始使用TVS-2M组件进行研究具有重要意义,本文拟从经济性角度来比较两种燃料管理方案的优劣。

1 计算程序简介

田湾核电站采用从俄罗斯引进的VVER堆型,也随带引进了堆芯计算程序包KASKAD。KASKAD程序包由俄罗斯库尔恰多夫研究院开发,包括三维粗网堆芯计算程序BIPR-7A、多层二维细网计算程序PERMAK-A、堆芯装载优化程序PROROK、组件计算程序TVS-M、堆芯功率恢复程序PIR-A及附加图表程序ALBUM和热工耦合程序TEPRO等[3]。

2 燃料管理

2.1 设计准则和目标

为保证核电站的安全性,堆芯设计必须满足下列设计准则和目标:1) AFA组件的焓升因子Kr≤1.5,TVS-2M组件的Kr≤1.6;2) 燃料棒线功率密度(考虑不确定性)≤448 W/cm;3) 含Gd燃料棒线功率密度(考虑不确定性)≤360 W/cm;4) 寿期初、热态零功率、零氙、控制棒全部提出堆芯时的慢化剂温度系数≤0 pcm/℃;5) 1束最大价值棒被卡情况下,堆芯重返临界温度不大于120 ℃;6) AFA组件的最大燃耗≤49 MW·d/kgU,TVS-2M组件的最大燃耗≤60 MW·d/kgU;7) 平衡循环实现部分低泄漏堆芯装载[4]。

2.2 堆芯描述

本文给出的燃料管理方案应用在VVER-1000反应堆中,堆芯共装载了163个燃料组件,堆芯活性段高度为354 cm(AFA组件)/372.6 cm(TVS-2M组件)。堆芯的总体参数列于表1。

TVS-2M燃料组件包括312根燃料棒,18个控制棒导向管,1个中子温度测量管,共331个栅元。燃料组件的布置形状为六边形,组件中心距为23.6 cm,对边距为23.51 cm[4]。

表1 堆芯总体参数

2.3 燃料管理方案

田湾核电站3、4号机组工程项目初步安全分析报告[5]中给出了首循环的堆芯装载和平衡循环的堆芯装载。本文参照该报告中的初始装载,自行完成了组件计算和过渡循环的堆芯装载设计,最后达到平衡循环,得到了一个满足年换料寿期目标的燃料管理方案。为便于说明,将使用AFA组件的燃料管理方案称为AFA方案,TVS-2M组件的燃料管理方案称为2M方案。

图1 首循环堆芯装载示意图(1/6区域)

使用TVS-2M组件后,堆芯高度由AFA组件时的354 cm变为372.6 cm,多个堆芯总体参数发生了变化,堆芯安全参数计算结果也发生了变化,有些安全参数的裕量变得很小,因而需针对首循环堆芯装载及后续循环的换料方案进行改进。改进后的2M方案首循环堆芯装载示意图示于图1。平衡循环的堆芯装载示意图示于图2,平衡循环的中心组件每3个循环换1组新料36G7(平均富集度为3.6%,含有7根Gd棒的燃料组件)。

图2 年换料平衡循环装载示意图(1/6区域)

2.4 计算结果及分析

各循环的燃耗计算在堆芯满功率(HFP)、工作棒处于90%、其他控制棒全提的状态下进行,通过调整堆芯硼浓度维持堆芯临界状态,循环寿期末临界硼浓度定为零。计算慢化剂温度系数的堆芯状态是堆芯零功率(HZP)、控制棒全提(ARO)、寿期初(BOL)[6]。VVER核电站的堆芯停堆裕量用重返临界温度来描述:除最大反应性价值的1束控制棒完全卡死在堆芯外,其余控制棒插入堆芯,堆芯硼、氙和钐浓度保持不变,堆芯平均温度下降至堆芯重新达到临界时的温度。采用KASKAD程序包对AFA方案和2M方案进行计算,结果分别列于表2和表3。

从表2、3可看出,所有方案的堆芯慢化剂温度系数均为负值。AFA方案中卸料组件最大燃耗小于限值49 MW·d/kgU,2M方案中卸料组件最大燃耗小于限值60 MW·d/kgU;考虑到计算的不确定性,两种方案的燃料棒线功率密度小于限值448 W/cm,含Gd棒的线功率密度小于限值360 W/cm;两种方案的重返临界温度均小于限值120 ℃。以上结果表明,所有安全参数均满足设计准则,平衡循环的寿期长度也达到了设计要求。

表2 AFA方案燃料管理主要计算结果

3 经济性分析

3.1 方案比较

两种燃料管理换料方案主要参数比较列于表4。田湾核电站机组大修时间约为40 d,且大修时间的长短并不明显受循环长度的影响[7]。由表4可见,AFA方案平衡循环寿期平均长度(考虑中心组件)为302.7 EFPD,年均能力因子为302.7/(302.7+40)=88.3%,2M方案平衡循环寿期平均长度(考虑中心组件)为323.4 EFPD,年均能力因子为323.4/(323.4+40)=89.0%。2M方案年均能力因子有所增大,因而可增加电站的经济效益。

表3 2M方案燃料管理主要计算结果

表4 两种燃料管理换料方案主要参数比较

3.2 经济性分析

两种燃料管理方案的差异会导致燃料组件购买费、后处理费、大修费、发电销售收入等存在差异,本文假设电站的其他费用不变,仅燃料组件购买费有变化。燃料组件购买费考虑了燃料组件制造费、运输费、相关费用和铀采购费;而铀采购费则根据燃料组件富集度的不同,按分离功进行估算。本文中两种燃料管理方案的组件富集度相同,仅堆芯高度增大,使得燃料总量增加,后处理费也会随燃料总量增大而增加。单次大修的费用和循环长度无明显关系,认为保持不变。

根据表4中的数据以及电站相关的费用数据,可计算出2M方案相比AFA方案年均燃料组件购买费用减少了735万元,年均燃料组件后处理费用减少了326万元,年均大修费用减少了667万元,年均发电销售收入增加了2 729万元,因此年均利润增加了4 457万元。分析表明,2M方案可减少年均换料组件数,从而减少燃料的购买费用和后处理费用。

4 结论

本文使用KASKAD程序包,对田湾核电站采用AFA组件的过渡循环和从首循环起使用TVS-2M组件进行研究设计,给出了改进型的燃料管理方案,并进行了两种方案的经济性分析,得出TVS-2M组件可显著提高电站经济性的结论。燃料管理方案从首循环就开始使用TVS-2M组件,采用了部分低泄漏的装置方式,堆芯安全特性参数均满足设计准则和目标,可提高电厂的年均能力因子,减少燃料的相关年均费用和年均大修费用,增加机组年均利润显著,从而极大地提高了电站的经济效益。

参考文献:

[1] 李友谊,杨晓强,李文双,等. 田湾核电站堆芯燃料管理简介[C]∥第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议暨2010年反应堆物理会议论文集. 西安:西安交通大学,2010.

[2] 李友谊,杨晓强,李文双,等. 田湾核电站1号机组第6循环堆芯装载策略及验证[J]. 原子能科学技术,2013,47(增刊):160-163.

LI Youyi, YANG Xiaoqiang, LI Wenshuang, et al. Loading scheme and verification of TNPS unit 1 cycle 6[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(Suppl.): 160-163(in Chinese).

[3] KASKAD application framework user manual code description[R]. Moscow: Kurchatov Institue, 2006.

[4] Calculation of neutron physics characteristics of transient fuel cycles, beginning from the 8th fuel cycle, with reaching the equilibrium fuel cycle of TNPS, units 1&2 (Version B)[R]. Russia: National Research Center “Kurchatov Institue”, 2011.

[5] Tianwan NPS units 3 & 4 preliminary safety analysis report: Version A[R]. Russia: Joint Stock Company Saint-petersburg Research and Design Institute, 2011.

[6] 谢仲生. 核反应堆物理分析[M]. 西安:西安交通大学出版社;北京:原子能出版社,2005.

[7] 蔡光明. 秦山第二核电厂燃料管理策略改进的经济性分析[J]. 核科学与工程,2006,26(4):380-384.

CAI Guangming. Economic analysis of fuel management philosophy amendment in the Second Qinshan Nuclear Power Plant[J]. Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering, 2006, 26(4): 380-384(in Chinese).

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