燃料组件

反应堆衰变热在反应堆运行阶段和事故处置阶段应用广泛，是关乎机组安全和提升机组运行灵活性的关键参数。机组正常运行阶段，精准的燃料组件衰变热帮助改善机组运行策略，例如应用反应堆自身余热作为动能，停堆期间保持关键系统的正常运行，从而大幅度减少停堆关键路径。发生核安全事故时，对指导事故处置，监督事故进程，缓解事故后果有着至关重要的作用。在经历国内外调研后发现，海阳核电与传统电厂使用的燃料组件相比，存在燃料组件中包含不同富集度的铀元素等诸多差异，当前没有适用于三代核电机组的反应堆衰变热分析方法。

IAEA于2004年6月启动中小型反应堆的开发计划，成立“革新型核反应堆”协作项目，国际小型反应堆市场处于刚刚兴起阶段。为契合“核电走出去”国家战略以及大气污染防治新需求，形成具有自主知识产权的具备国际竞争力的小型反应堆产品，中国核工业集团公司于2012年4月发文《关于调整下达集团公司重点科技专项“模块式多用途小型压水堆技术”研究任务书的通知》(中核科发[2012]194 号)，布局模块式多用途小堆的研究。模块式多用途小堆采用了截短型的堆芯方案，需要对其燃料组件进行全新设计。燃料热工性能是核动力反应堆燃料的关键性能之一，燃料棒束结构内子通道之间的横向流动和湍流脉动等交混现象直接影响了燃料组件的热工性能。本项目针对棒束燃料组件内交混现象进行实验和理论研究，能够更深入地掌握交混机制和机理，并通过以热工机理实验为基础、计算流体力学为驱动、小堆燃料的热工性能为载体，开发了“实验-设计-优化”CFD平台工具，以提升小堆的热工性能，使燃料组件交混分析能力和流场测量能力达到国际先进水平。 本项目4项发明专利已受理，拥有2项计算机软件著作权，具有完全自主知识产权。本项目基于远心光学原理、折射率补偿技术和示踪粒子的跟踪特性，开发了高空间分辨的燃料组件流场可视化测量技术，燃料组件三维流场实验数据辨率达100微米量级，横向速度的测量不确定度小于0.5%,子通道间横向压差测量精度为1Pa量级，达到国际先进水平。本项目是中国核工业集团重点科技专项“模块式多用途小型压水堆技术”的重要组成部分，所研究的棒束燃料组件内流场和湍流脉动演化特性有力的支持了模块式小堆燃料组件设计方案定型和优化，提升了模块式小堆的热工与安全性能。目前国家能源局已对海南昌江5号机组作为小型堆科技示范工程进行复函批复。此外，本项目应用于先进三代压水堆华龙一号配套燃料组件CF系列燃料的研制和热工水力分析，CF系列已经配套华龙一号核电厂使用，还将用于二代压水堆的燃料更换，具有巨大的市场前景。本项目还将应用于超大型反应堆的燃料研发和热工水力设计，具有广阔的应用前景，具有显著的社会效益和经济效益。

控制棒导向组件是反应堆的关键部件之一，主要功能是为控制棒提供导向和保护，使其按指令能够在反应堆内顺畅地提升、下插和自由落棒，避免出现卡棒事故，它的性能和质量直接关系到反应堆的运行安全。 模块式小型堆控制棒导向组件结构简单、易生产制造，产品质量可控性强，适合批量生产。它的研制成功，填补了国内针对17×17型燃料组件的24根控制棒实施全包裹式连续导向结构设计的空白，达到了国际上同类产品的领先水平，可以推广应用到其他类型的小型核电站或浮动平台、船用反应堆等，具有非常好的社会和经济效益。

本成果工作内容来源于重大专项“CAP1400 反应堆结构水力模拟试验研究”(ZB06)课题，是重大专项示范电站核岛关键设备的设计改进与创新的重要组成部分。本课题主要研究了大型先进压水堆核电厂反应堆水力性能关键技术研究及创新设计。CAP1400 反应堆为我国自主开发的第三代非能动核反应堆，是国内首次开发“四进两出”的 AP/CAP 系列反应堆。对于该类堆型，其反应堆的水力学特性在国内尚无研究经验，本项目为国内首次针对该类型反应堆开展水力学研究。 由于 CAP1400 反应堆在 AP1000 基础上大大提高，其需提供的系统流量大幅提高，同时造成系统阻力，尤其是反应堆阻力大幅提高，这使得主泵的扬程和流量参数也大大提高，从国内目前主泵设计和制造能力来看几乎无法满足如此大流量高扬程的设计要求，这是 CAP1400 项目开展之初的重大技术难点之一。同时，由于 CAP1400 反应堆的功率提高，燃料组件数量和堆芯布置也发生重大变化，这导致堆芯入口流量分配特性也发生显著变化，该水力学特性是确保堆芯安全的关键因素之一。 为了解决这两大影响 CAP1400 反应堆开发的重大技术难题，本成果从反应堆整体水力模拟试验和理论分析两个角度详细研究了 CAP1400 反应堆本体的水力学特性，并开发了 CAP1400 反应堆创新结构，使得 CAP1400 反应堆在水力学性能方法达到国内领先水平，并在堆芯入口流量分配特性方面达到国际领先水平。

中国广核集团在各大在建或在运工程项目中一直采用 AREVA 技转的控制棒下落缓冲分析软件进行燃料组件水力学计算。“核电走出去”战略需求，集团研发自主 STEP-12 系列燃料组件，对燃料组件的结构进行自主设计研发，原水力学软件已经不适用，需根据自主燃料组件结构设计开发相应的热工水力自主化设计分析软件。新的结构设计需要重新建立软件模型，同时开展软件代码开发测试以及试验验证，模型建立及实验验证均需建立完全自主的模型及实验验证方法论。在 GDA 项目中，AREVA 技转软件因知识产权问题并不能保证“核电走出去”战略的顺利推进。中广核研究院历经 7 年时间开发了自主化燃料组件水力学分析软件包，该软件包具有完全自主知识产权TULIP 控制棒下落缓冲分析软件是首个能够分析一体化端塞“管中管”导向管设计的落棒分析软件。TULIP 软件相比于 AREVA 技转的同类软件，将物性参数由手动计算输入转换为软件自动计算，在计算模型中增加了“管中管”模型，即增加了分析软件的计算效率和适用范围。LOTUS软件从动量守恒定理等经典理论出发，结合堆芯燃料组件结构，采取必要合理的假设及简化后，建立物理模型；LOTUS 软件整合了子通道分析程序 LINDEN，只需输入待分析的堆芯工况的物理、热工等运行参数，燃料组件水力提升力分析软件 LOTUS 可以计算出相应工况的水力提升力与不确定度，计算高效准确；TULIP 软件的计算结果利用了 STEP-12 燃料组件落棒试验数据进行验证，LOTUS 软件的计算结果利用 STEP-12 燃料组件水力提升力试验数据对进行验证，最终确认燃料组件水力学分析软件包的计算结果的合理性与保守性，满足工程应用的需求。燃料组件水力学分析软件包完全自主开发与验证，具有自主知识产权。热工水力软件包适用于自主燃料组件 STEP-12 系列的设计验证及工程计算，同时已经成功应用于防城港二期、GDA、EUR 项目中。同时推广至小型堆燃料组件、14 英尺燃料组件等不同类型燃料组件的研发设计及工程计算。

日前，国核运行运用自主研发的检查技术和装置，历经两个月奋战圆满完成了海阳核电站国产化锆包壳燃料组件第一阶段池边检查，为集团国产化和自主化燃料组件研发和后续性能验证提供了宝贵的经验，为海阳核电站的安全可靠运行提供了有力保障，有效落实了生态环境部关于严格核安全责任，确保核安全万无一失、绝无一失的要求。