Research on Flexible Fuel Management for Pressurized Water Reactor Incorporating 18-month and Annual Refueling
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摘要:
我国可再生能源发电有了突破性发展，核电厂参与电网调峰需求迫切，固定换料周期的年度或18个月燃料管理模式难以适应当前核电厂变化的发电需求。本文基于CPR1000机组核电厂，提出了一种灵活性燃料管理策略，包络了可长期独立运行且能根据需要切换的年度换料和18个月换料燃料管理模式，完成了关键中子学参数限值分析和事故安全评价。结果表明，燃料管理方案覆盖了309～549 EFPD范围，满足了年度和18个月换料的多样化能量需求，堆芯设计、安全分析关键参数计算结果与目前18个月换料相似，满足相关安全限值要求。灵活性燃料管理对核电厂系统和设备影响小，具备工程实施的可行性，并具有显著的经济性。
Abstract:China has achieved significant breakthroughs in both the newly installed capacity and power generation of renewable energy, thus urgently necessitating nuclear power plants to participate in grid peak regulation. However, the traditional fuel management models, which adhere to fixed annual or 18-month refueling cycles, lack flexibility and are unable to adapt to the changing power generation demands of modern nuclear power plants. Enhancing the flexible fuel management in nuclear power plants has emerged as a common concern within the industry. In this paper, a flexible fuel management strategy that encompasses both annual and 18-month refueling modes was introduced. Each mode was capable of operating independently for extended periods and could be seamlessly switched between based on the specific needs of the nuclear power plant. In the flexible fuel management strategy, the 18-month refueling mode incorporated a dual-enrichment core loading scheme, consisting of fuel assemblies with enrichment levels of 4.45% and 4.95%, to cater to the plant’s need for extended cycle lengths during periods of ample power generation demand. Conversely, the annual refueling mode employed a dual-enrichment core configuration of 4.0% and 4.45% enrichments, tailored to accommodate shorter cycle lengths in scenarios of insufficient power generation. The characteristic of the transitional cycle between these two modes was a substantial utilization of components with an intermediate enrichment of 4.45%, facilitating a rapid and seamless transition. Based on the designed fuel management schemes, comprehensive research was conducted, encompassing general fuel management practices, key neutronic parameters, and accident safety analysis and evaluation. The results demonstrate that the flexible fuel management scheme effectively spans the range of 309 EFPD to 549 EFPD, efficiently addressing the diverse energy requirements for both annual and 18-month refueling cycles, thereby significantly enhancing fuel management flexibility. Notably, the core design and safety analysis parameters closely align with those observed in the current 18-month refueling practice, ensuring compliance with pertinent safety thresholds. Remarkably, the successful utilization of a unified set of neutronic parameters to encapsulate both fuel management modes streamlines the safety evaluation process during both engineering design and refueling design stages. Furthermore, flexible fuel management exhibits minimal impact on nuclear power plant systems and equipment, rendering it a viable option for engineering implementation. Compared to the reference power plant, this scheme improves fuel management flexibility, reduces fuel loss caused by early shutdown, increases average discharge burnup, and introduces the cost of fuel management improvements required to meet changes in power generation demand. Therefore, the economic benefits are significant.
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Keywords:
- fuel management ,
- refueling cycle ,
- equilibrium cycle ,
- flexible fuel management ,
- double enrichment
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更长周期的换料模式能提高核电厂的能力因子，降低年均大修次数，提高核电厂经济性。自20世纪80年代初美国核电厂率先实施18个月换料以来，全球众多核电厂逐步转向18个月换料或更长周期换料。国内的压水堆核电厂如CPR1000[1]、VVER[2]、AP1000[3-4]、EPR[5]和华龙一号[6]等机组，均已实施18个月换料的燃料管理策略，这标志着18个月换料已是我国燃料管理的主流方案。而较短周期的换料模式有利于错峰安排大修，提高燃料经济性，尤其适合发电需求不足或电网需要调峰的核电厂。法国核电机组平均负荷因子约为75%，30台机组实施实际循环长度仅有400 EFPD左右的18个月换料，另外有28台CPY型号机组实施循环长度仅为280 EFPD左右的年度换料。
我国风电、水电和太阳能发电有了突破性增长，2024年上半年这3项累计占全国发电装机容量的52.3%，占新增发电装机容量的87.3%。在国家能源绿色低碳转型和风电、水电与太阳能优先发电的背景下，核电厂发电需求不断变化，传统的年度或18个月等固定周期换料策略逐渐暴露出灵活性不足的弊端。某核电厂在2016—2021年期间因燃料管理灵活性不足问题导致累计弃料超过200 d，燃料经济性损失超过两亿元。这不仅增加了核电厂运营成本，还导致燃料管理设计偏离工程论证范围，增加了换料设计难度，且使得多个循环的关键安全参数逼近或超过限值，严重影响了核电厂的运行能力。
如何提高压水堆核电厂燃料管理的灵活性已成为行业关注的共性问题。当前燃料管理灵活性研究[7]，主要集中在18个月换料基础上通过加减新组件数，获得一定的灵活性长度[3，8-9]或将燃料管理策略调整至负荷减载的春节、国庆期间交替大修的16～20个月换料[10]，但上述研究方案不足以根本解决燃料管理灵活性不足的共性问题。
本文提出一种全新的灵活性燃料管理设计理念，有机融合18个月换料和年度换料的燃料管理模式，从而大幅提升燃料管理的灵活性和经济性，以适应核电厂多样化的能量需求。本文研究灵活性燃料管理的实施策略和技术方案，并完成燃料管理、关键安全中子学参数和事故计算与分析，探讨新型燃料管理方案的可行性、安全性和经济性。
1. 设计目标与设计准则
1.1 设计目标
灵活性燃料管理策略研究以CPR1000机组为参考堆芯，研究满足机组能力因子60%～95%范围的更灵活燃料管理策略和方案。开展灵活性燃料管理，通过关键安全参数、反应性事故、非反应性事故、经济性等分析论证，研究其实施的可行性。
1.2 设计准则
为了简化改进论证阶段和换料实施阶段的安全评估，灵活性燃料管理研究拟保守采用同一套安全参数限值包络18个月换料和年度换料两种模式，同时保守采取CPR1000机组目前18个月换料的参数限值，方案遵循的设计原则列于表1。
表 1 方案遵循的设计原则Table 1. Loading pattern design criteria物理参数 限值要求 最大径向功率峰因子（FΔH，考虑不确定性） ≤1.65 慢化剂温度系数（MTC），pcm/℃ ＜0 停堆裕度，pcm ≥2 300 组件最大卸料燃耗，GW·d/tU ≤52 燃料棒最大卸料燃耗，GW·d/tU ≤57 1.3 计算方法
本文利用法国开发的SCIENCE V2程序包[11]进行模拟计算。SCIENCE程序采用CEA提供的JEF2.1核数据库。子程序APOLLO2-F采用碰撞概率方法进行组件输运计算，用于给子程序SMART提供两群均匀化的截面数据。利用该程序可对不同边界条件和不同几何对称性的堆芯组件进行计算。SMART是一个三维两群堆芯扩散-燃耗计算程序，采用先进节块技术，可对所有类型的压水堆进行稳态和瞬态工况的计算。
2. 技术路线
2.1 优化的18个月换料模式
18个月换料模式应对发电需求比较高的情况，可有效减少大修次数，核电厂多发电，经济性好。以典型的大亚湾核电厂18个月换料[1]为例，平衡循环采用长短循环交替的方式，平衡循环机组能力因子约为0.87，灵活性循环覆盖范围为430～520 EFPD，平均卸料燃耗约为44 GW·d/tU。但该18个月换料模式灵活性较差，且平均卸料燃耗较低，尤其是在发电需求充足的情况下。
灵活性燃料管理研究拟对当前的18个月换料模式进行优化，尤其在机组发电需求充足场景。机组能力因子以0.93计，18个月运行周期对应的循环长度约为510 EFPD。在平衡循环基础上，设计多个灵活性循环以拓展灵活性。
堆芯同时装载两种或两种以上富集度组件已在国内广泛应用，经济效益显著[9，12-13]。为了节省批换料新组件数目和提高燃料经济性，堆芯选择最高富集度4.95%的组件。考虑功率展平和灵活性拓展，另外选择4.45%富集度组件，形成双富集度堆芯装载方案。
2.2 优化的年度换料模式
低泄漏装载[14]的年度换料[15]，具有燃料经济性好和错峰安排大修的优点。在发电需求充足的情况下，年度换料模式因大修多、发电量少，核电厂经济性处于劣势。但在机组发电需求不足或局部电网容量有限情况下，核电机组有可能长期调峰或减载运行，未能一直满功率运行，因此实际所需循环长度较短。如采用18个月换料的循环长度，这种情况下受限于机组每次运行最长周期的限制，将长期提前停堆弃料；而年度换料模式的循环长度可以实际运行18个月换料周期，具有更好的适用性。
按照当前设备周期性论证结果，机组最长可运行20个月。按机组能力因子0.65计，此时20个月运行时间对应的实际循环长度为396 EFPD，高于岭澳核电机组曾论证的1/4年度换料模式[15]。本文灵活性燃料管理对该年度换料模式进行优化，从4.2%的单富集度燃料方案优化为4.45%和4.0%双富集度燃料装载方案。在平衡循环基础上，设计多个灵活性循环以拓展灵活性。
2.3 不同模式间快速过渡
机组发电需求受电网、经济发展等多种因素影响，很难准确预计未来5年甚至10年的需求。而单一的18个月换料模式或年度换料模式仅能应对一定范围的发电需求变化，无法满足核电厂多样化能量需求。灵活性燃料管理允许核电厂长期运行在18个月换料或年度换料模式，如果核电厂发电需求剧烈变化，核电厂需要从一种燃料管理模式向另一种模式过渡，因此需要设置两种模式间双向过渡方式。
本文提出包括中间富集度的双向过渡方案，18个月换料模式向年度换料模式过渡采用富集度较低的4.0%和4.45%组件，反之采用富集度较高的4.95%和4.45%组件，从而实现多个模式之间双向切换，即时满足核电厂能量需求。双向过渡方案中包含了大量中间富集度4.45%组件，保证切换平稳进行。
2.4 整体策略
综合前述优化的18个月换料模式和年度换料模式设计，灵活性燃料管理示意图示于图1，有机融合两种燃料管理设计模式的优点，核电厂发电需求高时，采用循环长度较长的18个月换料模式，减少大修次数，提高机组发电量；核电厂发电需求较低时，采用循环长度较短的年度换料模式，燃料多次循环，提高核燃料的利用率和经济性。核电厂长期运行18个月或年度换料模式。在必要的情况下，核电厂可根据实际需求选择合适的燃料管理设计模式，从而拓展燃料管理灵活性适用范围。
3. 方案评价
3.1 燃料管理
1） 优化的18个月换料模式
优化的18个换料模式采用4.45%和4.95%双富集度的全M5 AFA3G组件，两种富集度钆棒（Gd2O3）中UO2芯块富集度均为2.5%。为展平堆芯径向功率分布，每种富集度燃料有多种不同钆棒数的组件类型，钆棒在组件内的布置如图2所示（以含20根钆棒的组件为例）。
优化的18个月换料模式平衡循环EQ1堆芯装载方案如图3所示，所需组件数和计算结果列于表2、3。图3中，数字4.95、4.45表示该位置燃料组件的富集度。表2、3中：Tr1_a、Tr2_a表示18个月换料模式向年度换料模式过渡的第1和第2个循环；Tr1_b、Tr2_b表示年度换料模式向18个月换料模式过渡的第1和第2个循环。由表2、3可见，EQ1循环长度为512 EFPD，满足设计能量需求，各项参数满足安全限值要求。与单富集度18个月换料相比，本项目灵活性循环除了在平衡循环新组件基础上增加或减少4和8组新组件外，还通过调整灵活性循环高低富集度组件比例，实现更大的灵活性。受限于篇幅，不再单独列出灵活性循环结果数据，下文计算结果最值中均已考虑灵活性循环，其各项参数均满足限值要求。平衡循环及灵活性循环的批换料新组件数覆盖了60～76组，循环长度覆盖了415～549 EFPD范围，满足机组能力因子70%～95%的需求。
表 2 燃料管理的不同富集度组件数Table 2. Number of different enrichment components for fuel management关键参数 18个月换料模式向年度换料模式的过渡循环 EQ2 年度换料模式向18个月换料模式的过渡循环 EQ1 Tr1_a Tr2_a Tr1_b Tr2_b 循环长度，EFPD 434 399 393 510 506 512 新组件的数量 64 56 56 72 68 68 富集度4.00%的组件数 40 32 32 富集度4.45%的组件数 24 24 24 56 28 28 富集度4.95%的组件数 16 40 40 表 3 燃料管理主要计算结果Table 3. Main calculation result for fuel management关键参数 18个月换料模式
向年度换料模式的过渡循环EQ2 年度换料模式
向18个月换料模式的过渡循环EQ1 限值 Tr1_a Tr2_a Tr1_b Tr2_b 最大FΔH（HFP、ARO）（考虑不确定性） 1.62 1.59 1.63 1.62 1.63 1.63 1.65 MTC（BOL、HZP、ARO），pcm/℃ −4.4 −3.4 −3.7 −1.4 −3.1 −2.1 0 停堆裕度，pcm 3148 3120 2917 3419 2883 2856 2300 延伸运行末组件最大卸料燃耗，GW·d/tU 51.8 51.9 51.7 45.3 50.3 51.6 52 延伸运行末燃料棒最大卸料燃耗，GW·d/tU 56.4 56.6 55.8 50.9 53.1 55.7 57 组件平均卸料燃耗，GW·d/tU 44.4 47.7 EQ1寿期末的4.95%富集度组件批卸料燃耗为47.3 GW·d/tU，4.45%富集度组件批卸料燃耗为48.3 GW·d/tU，两种组件总平均卸料燃耗为47.7 GW·d/tU。与参考核电厂（大亚湾核电厂）18个月换料[1]组件批卸料燃耗44 GW·d/tU相比，在组件燃耗限值不突破情况下，显著提高了燃料的批卸料燃耗和燃料经济性。
2） 优化的年度换料模式
优化的年度换料模式采用4.00%和4.45%双富集度的全M5 AFA3G组件，两种富集度钆棒中UO2芯块富集度分别为2.0%和2.5%。为展平堆芯径向功率分布，每种富集度燃料有多种不同钆棒数的组件类型，钆棒在组件内的布置和图2类似。
年度换料模式平衡循环EQ2堆芯装载方案如图4所示，所需组件数和计算结果列于表2、3。EQ2设计循环长度为393 EFPD，满足设计能量需求；各项参数满足安全限值要求。年度换料模式灵活性循环除了在平衡循环新组件基础上增加或减少4和8组新组件外，还通过调整灵活性循环高低富集度组件比例，实现更大的灵活性。受限于篇幅，不再单独列出灵活性循环结果数据，但下文计算结果最值中已考虑灵活性循环，其各项参数满足限值要求。平衡循环及灵活性循环的批换料新组件数覆盖了48～60组，循环长度覆盖了305～436 EFPD，满足机组能力因子60%～80%的需求。
EQ2寿期末的4.45%富集度组件批卸料燃耗为47.3 GW·d/tU，4.00%富集度组件批卸料燃耗为42.2 GW·d/tU，两种组件的总平均卸料燃耗为44.4 GW·d/tU。在富集度降低的情况下，平均卸料燃耗仍能保持与参考电厂18个月换料相当。
3） 不同模式间过渡
不同模式间设置双向过渡循环，18个月换料模式向年度换料模式过渡的是Tr1_a和Tr2_a循环，其堆芯装载方案示于图5。年度换料模式向18个月换料模式过渡的是Tr1_b和Tr2_b循环，其堆芯装载方案示于6。不同模式间过渡的计算结果列于表2、3。
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图 5 18个月换料模式向年度换料模式过渡的循环Tr1_a和Tr2_a堆芯装载方案堆芯装载方案：a——过渡循环Tr1_a；b——过渡循环Tr2_aFigure 5. Cycle Tr1_a and Tr2_a loading pattern for transitioning from 18-month refueling mode to annual refueling mode由表2可看出，与目标循环EQ2、EQ1相比，过渡的第2个循环Tr2_a、Tr2_b新组件数目和类型保持一致；由图3和图6b及图4和图5b对比可知，堆芯装载方案中新组件布局一致；另外旧组件反应性及布局类似，循环长度等各项参数接近，因此第2个循环已近似为平衡循环。另外，第1个循环长度和目标平衡循环参数间差距也较小，且各项参数均具有充足的裕量，从而实现不同燃料管理模式间的快速切换。
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图 6 年度换料模式向18个月换料模式过渡的循环Tr1_b和Tr2_b堆芯装载方案堆芯装载方案：a——过渡循环Tr1_b；b——过渡循环Tr2_bFigure 6. Cycle Tr1_b and Tr2_b loading pattern for transitioning from annual refueling mode to 18-month refueling mode传统高泄漏年度换料模式切换至18个月换料模式，新燃料组件富集度从3.1%提高至4.45%，富集度绝对值变化1.35%且所有燃料都需要提升富集度。灵活性燃料管理方案两种模式平衡循环均含有相同的24组4.45%富集度燃料组件，只需要部分组件调整富集度且富集度绝对值仅变化0.95%。因此，灵活性燃料管理切换方案对堆芯中子学参数影响很小，解决了传统切换方案事故安全裕量低和难以快速切换的难题。
4） 整体策略
综合两种模式和过渡循环，整体燃料管理策略图示于图7。在所有循环考虑延伸运行的情况下，组件最大卸料燃耗和燃料棒卸料燃耗分别为51.9 GW·d/tU和56.6 GW·d/tU，满足组件燃耗限值要求。所有循环计算最大FΔH为1.46，慢化剂温度系数绝对值最小为−1.4 pcm/℃，寿期末停堆裕度最小值为2 883 pcm，所有主要参数结果均满足安全分析限值要求且具有充足的裕量。
灵活性燃料管理的循环长度范围覆盖了305～549 EFPD，覆盖了核电厂18个月换料和年度换料循环长度的需求，最大程度上满足电网发电需求。
18个月换料[1]平衡循环的长短交替方式，是将18个月换料大修时间进行适当提前或延后，以避开发电高峰期间停堆大修，通常是17～19个月或16～20个月交替，因此两个平衡循环长度一般差40 EFPD或80 EFPD，机组长期以长、短交替方式运行。灵活性燃料管理每种模式本身已具备较大的灵活性，且机组发电需求大幅度变化具有较长的时间周期，因此代表18个月换料的较长的平衡循环和代表年度换料较短的平衡循环之间不会频繁切换，机组长期以18个月换料模式或年度换料模式运行，这与同一个18个月换料模式中长、短循环交替存在本质区别，本文中两个平衡循环长度相差接近120 EFPD。
3.2 通用关键安全参数
计算了灵活性燃料管理的通用关键中子学参数，结果和安全分析限值列于表4，同时给出了某18个月换料项目所有循环计算的最值和安全分析限值。由表4可知，包络两种燃料管理模式的灵活性燃料管理通用核数据和关键中子学参数计算的最值和与18个月换料项目基本一致，因此包络的安全分析限值完全一致，这也为用同一套安全参数包络两种燃料管理模式的事故分析和换料设计验证的方法提供了基础。
表 4 通用核数据和关键参数Table 4. General nuclear data and key parameter参数 所有循环计算值的最值 安全分析
限值灵活性
燃料管理某18个月
换料FΔH（考虑不确定性） 1.63 1.63 1.65 慢化剂密度系数最大值，(∆k/k)/(g/cm3) 0.544 0.542 0.58 多普勒温度系数
绝对值最小，pcm/℃−1.99 −1.98 −1.88 多普勒温度系数
绝对值最大，pcm/℃−4.12 −4.12 −4.65 有效缓发中子
份额最大值，pcm655 659 750 有效缓发中子
份额最小值，pcm478 478 440 瞬发中子寿命最大值，μs 21.6 21.8 27.9 R棒微分价值最大值
（循环寿期初，平衡氙），pcm/步11.4 11.2 15.0 R棒微分价值最大值
（寿期末），pcm/步20.0 19.9 21.0 硼微分价值最大值，
pcm/ppm−13.3 −13.8 −16.0 停堆裕度最小值，pcm 2 806 2 873 2 300 和目前18个月换料项目相比，多普勒功率系数随功率的变化计算结果基本相同，因此其安全分析限值也保持一致。另外包络各循环控制棒插入归一化的负反应性引入曲线也和18个月换料一样，采用全行程包络。
3.3 非反应性事故分析
非反应性事故在其发生前后，堆芯功率分布一般不发生大幅变化，如给水流量丧失和卡轴等事故。对于这类非反应性事故采用保守的方式，选择合适的通用参数包络值进行计算分析。如3.2节所述，灵活性燃料管理项目的通用核数据和关键中子学参数计算值与当前18个月换料项目相同或相近，对应参数的安全分析限值也相同或相近。
对所有非反应性事故进行完整分析，计算结果显示和18个月换料项目基本相同。例如，反应堆冷却剂强迫流量全部丧失事故，灵活性燃料管理项目和18个月换料项目的最小偏离泡核沸腾比（DNBR）分别为1.54和1.57，二者相当，满足DNBR验收准则1.37要求，事故瞬态过程中不会发生偏离泡核沸腾（DNB）；中小破口事故，燃料包壳峰值温度、最大包壳氧化率和包壳最大产氢量均满足验收准则，和18个月换料项目基本相当，都具有充足的裕量。
3.4 反应性事故分析
控制棒移动或弹出、硼浓度变化以及反应堆冷却剂系统中加入冷水而使反应性上升，同时由于控制棒移动或弹出等导致堆芯功率分布发生变化，典型事故包括次临界或低功率条件下控制棒组失控抽出、落棒等。这类事故后果和功率分布密切相关，一般称为反应性和功率分布异常类事故，该类事故瞬态分析采用事故特定中子学参数计算。
以次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故为例，寿期末事故关键安全参数列于表5，事故中燃料芯块中心最高温度为1 921 ℃（限值为2 590 ℃）、包壳内表面最大温度为495 ℃（限值为1 492 ℃）、最小DNBR为1.22（限值为1.20），满足燃料温度及DNBR设计限值的要求。与此对应，某18个月换料项目次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故，事故中燃料芯块中心最高温度为1 956 ℃、包壳内表面最大温度为480 ℃、最小DNBR为1.28。针对该事故，灵活性燃料管理和18个月换料关键参数类似，事故裕量基本相当。
表 5 寿期末次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故关键安全参数Table 5. Key safety parameter for uncontrolled rod cluster control assembly (RCCA) bank withdrawal at a subcritical or low power startup condition at end of life关键参数 参数值 灵活性燃料管理 18个月换料 反应性引入速率，pcm/s 141 140 最大热点因子FQ 21.0 20.0 最大FΔH 3.61 3.36 有效缓发中子份额最大值 0.007 50 0.007 50 瞬发中子寿命最大值，μs 27.9 27.9 再比如硼稀释事故，灵活性燃料管理在预留更多换料设计裕量情况下，机组所有工况下不干预时间最短为16 min，与18个月换料项目不干预时间最短18 min相当，都能满足操纵员时间要求；停堆工况下换料水箱中较高硼水进入堆芯前的最小次临界度为579 pcm，也与18个月换料项目最小次临界度为570 pcm相当。
所有反应性事故分析显示，灵活性燃料管理项目反应性事故计算结果和18个月换料项目基本类似或略微恶劣，但均能满足事故分析安全限值要求。部分裕量偏低的事故可以通过优化事故分析方法满足安全分析限值要求。
4. 经济性分析
灵活性燃料管理带来的经济性主要有3部分：燃料成本节省、减少提前停堆弃料损失和节省发电需求大幅变化时再次论证的费用。经济性分析需要考虑燃料组件费用、发电收益、大修费用和乏燃料处理费用等因素，简化分析，在相同循环长度下只需要对比燃料组件费用。批换料76组和72组4.45%富集度组件对应平衡循环方案的循环长度分别为518 EFPD和508 EFPD[9]，以此估算优化的18个月换料模式平衡循环（512 EFPD）对应的4.45%富集度等效方案的新组件数为74.8组。假定4.45%和4.95%富集度的组件采购费用分别为1 000万元和1 100万元，相对于等效方案，优化的18个月换料模式每个循环节省燃料成本为74.8×1 000−(28×1 000+40×1 100)=2 800万元，具有较好的经济性。
某核电厂因燃料管理灵活性不足而导致提前停堆弃料在30 EFPD以上的有3次，每次燃料经济性损失3 000万元以上。拓展灵活性燃料管理后，可以最大程度上根据核电厂需求设计循环长度，减少因灵活性不足而导致的提前停堆弃料损失。
传统燃料管理模式灵活性低且高度依赖假设的发电需求，某核电厂刚实施1/4年度换料项目不久，因发电需求增加从而再次论证18个月换料方案。灵活性燃料管理项目一次论证多种燃料管理模式的技术方案大幅降低对未来发电需求的预测，消除了当前设计与未来形势不匹配的潜在风险，核电厂发电需求变化时无需重复论证和执照申请，每次可节省2～3年的论证执照申请时间和5 000万元左右的设计论证费用。
5. 结论
针对核电厂发电需求变化导致燃料管理灵活性不足的共性问题，本文提出了包络两种燃料管理模式的灵活性燃料管理设计理念，并设计了可行的实施方案。结果显示，通过设置两个独立且切换的优化18个月换料模式和年度换料模式，燃料管理灵活性范围拓展至309～549 EFPD，覆盖年度换料和18个月换料的能量需求。提出了包含中间富集度的切换方案，实现了两种燃料管理模式快速双向切换，及时满足核电厂需求。
关键中子学参数和完整事故分析结果显示，灵活性燃料管理项目通用核数据和关键参数计算结果和安全分析限值与18个月换料项目基本一致，事故安全分析裕量相当，均能满足安全分析限值要求。实现了同一套包络的关键中子学、安全参数覆盖两种燃料管理设计模式，避免了不同模式执照申请文件和现场执行文件频繁切换可能引发的质量问题，简化了不同模式下换料设计装载评价和安全分析流程。
相对于目前18个月换料，灵活性燃料管理方案不影响核电厂实体设备和保护系统设计，仅需调整换料水箱、反应堆硼和水补给系统硼浓度等定值参数，对现场影响较小，具备工程实施条件。
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图 5 18个月换料模式向年度换料模式过渡的循环Tr1_a和Tr2_a堆芯装载方案
堆芯装载方案：a——过渡循环Tr1_a；b——过渡循环Tr2_a
Figure 5. Cycle Tr1_a and Tr2_a loading pattern for transitioning from 18-month refueling mode to annual refueling mode
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图 6 年度换料模式向18个月换料模式过渡的循环Tr1_b和Tr2_b堆芯装载方案
堆芯装载方案：a——过渡循环Tr1_b；b——过渡循环Tr2_b
Figure 6. Cycle Tr1_b and Tr2_b loading pattern for transitioning from annual refueling mode to 18-month refueling mode
表 1 方案遵循的设计原则
Table 1 Loading pattern design criteria
物理参数 限值要求 最大径向功率峰因子（FΔH，考虑不确定性） ≤1.65 慢化剂温度系数（MTC），pcm/℃ ＜0 停堆裕度，pcm ≥2 300 组件最大卸料燃耗，GW·d/tU ≤52 燃料棒最大卸料燃耗，GW·d/tU ≤57 
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表 2 燃料管理的不同富集度组件数
Table 2 Number of different enrichment components for fuel management
关键参数 18个月换料模式向年度换料模式的过渡循环 EQ2 年度换料模式向18个月换料模式的过渡循环 EQ1 Tr1_a Tr2_a Tr1_b Tr2_b 循环长度，EFPD 434 399 393 510 506 512 新组件的数量 64 56 56 72 68 68 富集度4.00%的组件数 40 32 32 富集度4.45%的组件数 24 24 24 56 28 28 富集度4.95%的组件数 16 40 40
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表 3 燃料管理主要计算结果
Table 3 Main calculation result for fuel management
关键参数 18个月换料模式
向年度换料模式的过渡循环EQ2 年度换料模式
向18个月换料模式的过渡循环EQ1 限值 Tr1_a Tr2_a Tr1_b Tr2_b 最大FΔH（HFP、ARO）（考虑不确定性） 1.62 1.59 1.63 1.62 1.63 1.63 1.65 MTC（BOL、HZP、ARO），pcm/℃ −4.4 −3.4 −3.7 −1.4 −3.1 −2.1 0 停堆裕度，pcm 3148 3120 2917 3419 2883 2856 2300 延伸运行末组件最大卸料燃耗，GW·d/tU 51.8 51.9 51.7 45.3 50.3 51.6 52 延伸运行末燃料棒最大卸料燃耗，GW·d/tU 56.4 56.6 55.8 50.9 53.1 55.7 57 组件平均卸料燃耗，GW·d/tU 44.4 47.7
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表 4 通用核数据和关键参数
Table 4 General nuclear data and key parameter
参数 所有循环计算值的最值 安全分析
限值灵活性
燃料管理某18个月
换料FΔH（考虑不确定性） 1.63 1.63 1.65 慢化剂密度系数最大值，(∆k/k)/(g/cm3) 0.544 0.542 0.58 多普勒温度系数
绝对值最小，pcm/℃−1.99 −1.98 −1.88 多普勒温度系数
绝对值最大，pcm/℃−4.12 −4.12 −4.65 有效缓发中子
份额最大值，pcm655 659 750 有效缓发中子
份额最小值，pcm478 478 440 瞬发中子寿命最大值，μs 21.6 21.8 27.9 R棒微分价值最大值
（循环寿期初，平衡氙），pcm/步11.4 11.2 15.0 R棒微分价值最大值
（寿期末），pcm/步20.0 19.9 21.0 硼微分价值最大值，
pcm/ppm−13.3 −13.8 −16.0 停堆裕度最小值，pcm 2 806 2 873 2 300
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表 5 寿期末次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故关键安全参数
Table 5 Key safety parameter for uncontrolled rod cluster control assembly (RCCA) bank withdrawal at a subcritical or low power startup condition at end of life
关键参数 参数值 灵活性燃料管理 18个月换料 反应性引入速率，pcm/s 141 140 最大热点因子FQ 21.0 20.0 最大FΔH 3.61 3.36 有效缓发中子份额最大值 0.007 50 0.007 50 瞬发中子寿命最大值，μs 27.9 27.9
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