高溫氣冷堆核材料衡算方法研究

張 敏，張 亮，洪 哲，楊曉偉，何 瑋，闕 驥

(生態環境部 核與輻射安全中心，北京 100082)

圖1 HTR燃料球循環球路示意圖[11]Fig.1 Fuel ball cycle diagram of HTR[11]

高溫氣冷堆(HTR)核電站采用先進的球床式HTR堆芯設計，具有高度的固有安全性，是第4代核能系統中的代表堆型。球床式HTR采用球形包覆顆粒燃料元件，采用不停堆換料運行方式，使用的燃料球數量巨大，每個燃料球中含的可裂變物質較少[1-4]。因此，反應堆的運行方式、燃料元件的形式、換料方式等與壓水堆核電站差別很大。

HTR的特點決定了其核材料監管方式不同于傳統壓水堆。球床堆采用球形石墨燃料元件，燃料球在堆芯中依靠重力向下流動，其在堆芯內部的分布具有一定隨機性，無法準確定位；燃料球的數量又非常多(HTR一個堆芯中有約420 000個燃料球)，堆芯內不能布置探測裝置，無法對燃料球進行逐個識別、跟蹤[5-8]。因此，單個燃料元件無法作為核材料監管和衡算的基本單元。雖然HTR使用的燃料球數量多，但要維持堆芯臨界和穩定功率運行，燃料球的類型、堆芯的燃料球數量、燃料球的循環次數、堆芯功率、卸料燃耗等數據是確定和相互制約的，即對于HTR核材料的監督，知道裝入堆芯的燃料球數，統計卸出的乏燃料球數，再知道反應堆的積分功率，所有核材料的數據就是完整自洽的。因此，HTR的核材料監督，可通過監督新燃料的燃料球數量和乏燃料庫中的數量，監測積分功率及計算乏燃料球燃耗與核材料成分來實現。

1 HTR燃料循環主要工藝流程

HTR燃料球循環球路示于圖1。

1.1 新燃料供應系統

新燃料供應系統包含2個反應堆共用的1個貯存子系統和1個裝料子系統。貯存子系統的設備主要為新燃料球貯存容器(貯存罐)和貯存罐架，以及貯存容器轉運、吊裝工具。貯存容器用于新燃料球從加工廠到核電站的廠外運輸以及裝入堆芯前的廠內貯存。貯存罐架是存放貯存容器的專用鋼架結構。裝料間的主要設備是單一化裝料設備，利用單一器將暫存在其中的燃料球依靠重力逐個送入燃料裝卸系統球流管道。

1.2 燃料裝卸系統

燃料裝卸系統是堆內燃料循環的基本系統，采用氣力輸送的方式實現燃料球的提升，下降段則完全依靠重力并采取減速措施。其上游連接新燃料供應系統，下游連接乏燃料貯存系統。包含堆芯卸料子系統、燃料提升子系統、堆芯裝料子系統、新燃料裝料子系統和乏燃料卸料子系統，以及為燃料球氣力輸送服務的氣體輔助子系統。燃料在系統內的基本運行順序為：堆芯內燃料經過堆芯卸料子系統(在其中首先進行碎球分離，分離的碎球進入碎球罐貯存)，到達燃耗測量定位裝置，由燃耗測量系統判定燃料球是否返回堆芯；返回堆芯的燃料球與經過新燃料裝料子系統的新燃料共同匯集到燃料提升子系統，提升到堆芯裝料子系統，最終進入堆芯頂部；不返回堆芯的燃料球則通過乏燃料卸料子系統進入乏燃料貯存系統[9-10]。在燃料裝卸系統的每一個過球管段上都至少有2個燃料球計數器，以確保冗余。

1.3 乏燃料貯存系統

乏燃料貯存系統從燃料裝卸系統接收乏燃料，通過乏燃料裝料裝置將乏燃料裝入不銹鋼材料的乏燃料貯罐中，利用地車和吊裝設備將裝滿乏燃料的貯罐轉運到乏燃料暫存庫的豎井內。乏燃料暫存庫可暫存整個電站壽期內的全部乏燃料。乏燃料元件從燃料裝卸系統卸出后，輸送至乏燃料貯存系統的乏燃料裝料間，通過乏燃料裝料裝置將乏燃料元件裝入乏燃料貯罐中；乏燃料貯罐裝入4萬個乏燃料元件后，由地車將貯罐運至罐口焊接位置進行焊接密封；焊接完成后，控制室操作人員通過攝像屏幕檢查罐口的密封質量；然后由地車將貯罐運至豎井上方，打開井蓋，通過吊罐起升機構和貯罐吊具將乏燃料貯罐吊入豎井內貯存。乏燃料裝料裝置的上下游管路均設有燃料球計數器，可對進入貯罐的乏燃料球數進行精確測量。可確保每一罐的乏燃料球數為確切的4萬個。

2 核材料衡算原則

由于HTR燃料循環方式的特殊性，HTR的核材料衡算無法采用傳統核材料衡算中的件料和散料的方式。這主要是因為：1) HTR的燃料元件為直徑6 cm的石墨球形元件，全堆共需裝載42萬個燃料元件，單個燃料元件無法標識；2) 單個燃料元件在堆內的運動具有一定隨機性，很難對單個燃料球精確定位和精確跟蹤，也很難精確分析單個燃料元件的輻照歷史；3) 燃料元件數量大，單個元件所含核燃料量很低；4) 燃料元件的石墨/包覆顆粒結構堅固，破壞性檢測的技術難度很大。

但同時，HTR的一些特性又保證了HTR的核材料衡算不僅是可實現的，而且可達到不低于傳統壓水堆的精度。這些特性包括：1) 球床堆的單個燃料元件運動雖具有隨機性，但一定空間區域范圍內燃料球的整體運動則具有非常好的規律性；2) 運行過程中，每個從堆芯底部卸出的燃料球(包括乏燃料和再循環燃料)都需要經過燃耗測量，燃耗測量的相對精度很高，而燃耗測量的絕對偏差可用基于功率測量和功率歷史記錄的堆芯燃耗計算進行校正；3) 雖無法對每個燃料元件進行標識，但對燃料循環過程中各類燃料元件(包括新燃料、再循環燃料、乏燃料等)的計數可達到非常高的精度，計數相對誤差不超過萬分之一；4) 可實現完全的在線不停堆換料，特定時間內的全堆積分功率與平均卸料燃耗之間存在嚴格的對應關系；5) 物理設計與分析所使用的VSOP程序系統已經過幾十年的使用與驗證，具備很高的分析計算精度。因此，對于HTR的核材料衡算，必須采取與傳統壓水堆不同的原則。

基于以上考慮，提出了針對HTR的核材料衡算原則，即采用燃料元件計數與燃耗測量相結合的核材料衡算方法，以堆芯物理計算作為校核手段，以堆芯功率歷史與燃料裝卸歷史數據作為總體約束參數，劃分核材料平衡區和關鍵測量點，通過燃料元件計數對各關鍵測量點的燃料球數進行統計，通過燃耗測量并輔以燃耗與核素含量依賴關系的理論模型，對乏燃料中關鍵核素的含量進行評估，實現對HTR核材料平衡的監督與控制。在本方法中，核心技術內容是核材料平衡區內燃料元件的計數以及乏燃料中所含核素含量的評估。

3 核材料平衡區劃分及關鍵測量點設置

HTR的1#堆芯和2#堆芯獨立運行，共用1套新燃料貯存和1套乏燃料貯存系統。新燃料球經過現場接收檢查后放入新燃料庫和新燃料裝料間貯存。在新燃料裝料間內，通過搬運車將新燃料轉運至裝料設備對堆芯進行人工裝料。新燃料球經過球路管道、裝料暫存裝置等進入1#和2#堆芯，經過卸料裝置、碎球分選裝置、燃耗測量裝置、卸料暫存裝置等卸出堆芯。循環結束后，通過卸料管道將卸出的乏燃料卸至乏燃料貯罐，通過地車操作經焊接密封后轉移至乏燃料貯存豎井貯存。豎井滿足堆芯40 a壽期乏燃料貯存量不外運。同時，為滿足后續乏燃料研究需要，需對乏燃料進行少量取樣，暫存在取樣罐內運出廠外進行研究。

根據HTR工藝特點，結合傳統壓水堆的件料核材料管理模式和散料設施的散料核材料管理模式，將HTR劃分為3個核材料平衡區：新燃料貯存為1個平衡區(MBA-1)，包含新燃料庫和新燃料裝料間貯存格架；裝卸料區、堆芯和取樣罐為1個平衡區(MBA-2)，包含新燃料罐、裝料暫存裝置、1#堆芯、2#堆芯、取樣罐、卸料暫存裝置、未滿裝載乏燃料罐及其連接管道；乏燃料貯存為1個平衡區(MBA-3)，包含乏燃料貯存豎井。根據平衡區劃分，MBA-1和MBA-3采用件料管理模式，采取封隔與監視的衡算方法；MBA-2采用散料管理模式，采取不明損失量(MUF)評價的衡算方法。

平衡區劃分及關鍵測量點設置示于圖2，核材料關鍵測量點說明列于表1。

圖2 平衡區劃分及關鍵測量點設置示意圖[12-13]Fig.2 Diagram of balance zone division and key measurement point setting[12-13]

除KMP A、KMP A2外，HTR各盤存關鍵測量點的主要測量手段是燃料球計數。HTR在其燃料裝卸系統的各管路上都設有燃料球計數器，其基本原理是利用包圍在管壁外側的渦流傳感器給出的渦流信號監測燃料球的通過。計數器的設計相對計數誤差為10-6。在每一段設置燃料球計數器的管路上，都采取冗余設計，即至少有2個計數器。在HTR衡算過程中，對于KMP A、KMP A2以外的各盤存關鍵測量點，選取相關出入口管路上的1個計數器的計數作為賬面盤存的源數據，另1個冗余計數器的計數作為物理盤存的源數據，2組計數器同時記錄，作為盤存時賬面盤存和物理盤存的依據。對于KMP A、KMP A2，燃料制造商提供的入廠數據和現場實物清點作為賬面盤存和物理盤存的源數據。

4 核材料量測量

HTR的核材料量計算以燃耗測量以及相應的燃耗-核素含量對應關系理論模型為基本技術手段。其中，在線燃耗測量是球床式HTR的一大技術特色，因此在核材料量及其產生和消耗的計算上，與壓水堆有本質區別。壓水堆沒有也不需要常規的燃耗測量過程，燃料組件在堆內循環期間的核產生與核消耗完全是由堆芯物理分析程序計算得出。而HTR則對每個從卸料裝置排出的燃料球都進行燃耗測量，因此可獲得每個燃料球的直接燃耗數據。這是乏燃料內核材料含量計算的基礎數據。

統計每個經過測量、校正的乏燃料燃耗數據，并根據燃耗與核素含量的依賴關系對每個乏燃料的重金屬含量進行評估，建立完整的記錄系統，即可對乏燃料庫所包含的關鍵核素含量進行準確可信的衡算。

5 MUF評價方法

5.1 MUF評價

HTR平衡區MBA-1和平衡區MBA-3以件料模式進行衡算，因此MUF為零。平衡區MBA-2的核材料衡算采用散料管理的方式，其閉合衡算針對的對象為球形燃料元件的數目。對于燃料元件清點和計數，HTR只有各燃料裝卸管路上的計數器這一種技術手段。對于稱重、破壞性分析在內的其他手段，由于燃料元件自身的制造工藝特點，都不具備現實的可行性。因此，HTR的核材料平衡評價在技術上幾乎完全依賴于燃料球計數器。

核材料衡算評價是核材料衡算的重要環節。在核材料衡算中，核材料平衡通常是指在衡算過程中，衡算所得到的盤存量與經過實際測量得到的盤存量之間的差異，而這一概念通常又用MUF表示。MUF可定義為物理盤存與賬面盤存之間的差值。對于HTR，除KMP A和KMP A2以供貨商提供的數據為準外，其他盤存關鍵測量點的核材料賬面盤存和物理盤存都必須通過燃料球計數器提供的計數來進行。因此，除新燃料接收環節盤存都采用相同的燃料進廠數據外，各關鍵測量點的盤存分別采用同一球流管段的兩個不同計數器提供的計數，以上游計數器作為賬面盤存的源數據，下游計數器作為物理盤存的源數據。

HTR核材料衡算涉及的重要數據包括燃料元件接收量、新燃料庫內的燃料球數、進出裝料暫存裝置的新燃料球數、裝入反應堆的新燃料球數、反應堆內的燃料球數、進出卸料暫存裝置的乏燃料球數、卸出反應堆的乏燃料球數、乏燃料庫的燃料球數、外運的用于燃料性能研究的燃料球數以及外運的乏燃料球數等。通過這些關鍵數據，可對各盤存關鍵測量點進行平衡結算。

5.2 MUF相對標準偏差

《中華人民共和國核材料管制條例》[14]及其實施細則[15]對各類設施的閉合平衡MUF的相對標準偏差進行了規定，其中沒有對HTR進行規定。因此，為進行HTR評價，需制定有關HTR閉合平衡MUF的相對標準偏差要求。

MUF相對標準偏差是在大量運行經驗基礎上歸納得出的值。因此，本文僅對HTR閉合平衡MUF的相對標準偏差確定的可行性進行分析。HTR平衡區MBA-2主要通過各燃料裝卸管路上的計數器對燃料元件進行計數衡算，并且計數器的誤計相對計數誤差(系統誤差)是已知的，同時，HTR裝料系統的人為隨機誤差也可通過長期運行統計得到。因此，在系統誤差和隨機誤差已知的情況下，HTR閉合平衡MUF的相對標準偏差是可確定的，同時考慮到HTR的主要衡算手段為計數器讀取燃料球個數，故MUF的相對標準偏差可通過燃料球數或相對百分數表示。

6 結論

通過對HTR的燃料特性和工藝進行分析，得出其核材料衡算方式易采用件料+散料兩種模式相結合的方式進行管理。依據HTR核材料衡算方式，對其核材料衡算原則、平衡區劃分及關鍵測量點設置、核材料測量、MUF評價等方面提出了可供參考的方法。目前，此衡算方法已應用于國內HTR。