核电厂调峰反应堆堆芯主要特性研究
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作者:李向阳 李玮玮 陈亮 王诗倩 卢迪 廖鸿宽 樊兴 姚磊 刘勇
摘 要：核电厂参与电网调峰运行多数情况是独立于常规设计之外的工况。在参与调峰运行期间，由于堆芯的负反馈特性，堆芯的后备反应性以及功率分布都有较大的变化。为保证核电厂的安全运行，需要对调峰运行方式下的堆芯性能进行研究，从而确定电厂的调峰能力。本文对于核电厂参与电网调峰情况下堆芯的主要性能进行了研究，得出了重要的结论，为核电厂参与调峰堆芯性能的分析及反应堆运行提供了有意义的指导。
关键词：调峰 降功率运行 燃料管理 功率分布
中图分类号：TL329.2 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2019）10（a）-0011-03
按《电力发展“十三五规划”》提出，“十三五”期间全国核电投产约3000万kW，开工3000万kW以上，2020年装机达到5800万kW。核电的快速增长一方面提供了更多清洁能源，有利于能源结构优化;另一方面由于电力总量的不断提高，对于电网的运行提出了更高的要求。特别是在某些“大机小网”的背景下，为保证电网的稳定运行，对于核电参与调峰的要求更加迫切。
一般来说，核电厂常规设计中考虑了某些基本的调峰需求。但在大多数情况下，调峰运行是独立于电厂常规设计以外的一种运行方式，比如季节负荷需求变化等。在调峰运行方式下，相较于基荷运行，堆芯部分性能会产生显著变化。为保证核电厂的安全运行，需要对调峰运行方式下的堆芯性能进行研究，从而确定电厂的调峰能力，并为指导电厂参与调峰运行提供必要的技术参数。
本文旨在对于核电厂参与调峰后的反应堆堆芯主要性能进行研究，以期为核电厂调峰运行的研究及运行提供必要的指导。
1 研究内容
1.1 调峰运行方案
核电厂参与电网调峰意味着电厂负荷根据电网需求进行即时调节，可能在某一个时刻降低到一个低功率水平，可能在另一个时刻提升到较高甚至是满功率水平。因此理论上来讲，核电厂参与电网调峰的负荷变化方式多种多样。
当反应堆处于低功率运行时，由于反应堆负的温度反馈效应，一方面堆芯会引入较大正反应性，从而会显著影响堆芯的循环长度;另一方面由于慢化剂的负反馈特性，堆芯的上半部分较下半部分会引入较多的正反应性，从而会造成较大的堆芯轴向功率倾斜，这样的功率分布有可能会超出原来堆芯事故安全和燃料组件安全论证的范围。另外，反应堆运行在较低功率水平下，造成堆芯能谱较正常运行时更“软”，会造成同位素产量有所变化，該种变化反过来也会影响堆芯反应性;反应堆长期低功率运行，机组功率史将异于常规燃料管理设计，对于燃料组件的影响可能会超出原有评价范围。
分析研究表明，相较于常规设计，参与调峰后堆芯性能的变化与调峰后运行的功率水平及运行时间关系密切。一般来讲，运行的功率水平越低及运行的时间越长，堆芯的性能变化越大。为具有代表性，假设该核电厂第一循环全寿期参与调峰，堆芯功率水平一直处于75%FP运行，后续各循环又恢复到满功率水平运行。需要特别注意的是核电厂反应堆采用批换料策略，燃料组件需要经历多个循环。某一循环经历调峰后的燃料组件还可能影响后续循环。因此本研究以国内某核电厂为研究对象，统筹考虑电厂参与调峰后对多循环的影响。
1.2 调峰对于反应堆循环长度的影响
考虑到该核电厂采用近三批换料策略方式，部分燃料要在堆芯停留四个循环，为系统研究调峰运行对于反应堆燃料管理的影响，从第一循环开始一共考虑了五个燃料循。并与原有常规设计结果进行了对比分析，得到了核电厂在进行调峰模式运行下循环长度的变化。
核电厂利用核能来产生电力，因此其能量总输出量是一个关键因素。核电厂一般用循环长度来表征其能量总输出量。
反应堆循环长度计算时，一般将全提棒时堆芯临界硼浓度为10ppm作为寿期末。表1给出了各循环在首循环参与电网调峰以后的循环长度变化。由表1所示，不参与调峰第一循环的循环长度为13430MWd/tU，实施调峰后，堆芯循环长度为14080MWd/tU。从运行天数来说，实施调峰前堆芯在满功率可以运行387d，实施调峰运行以后（按75%FP运行），堆芯可以运行541d。首循环调峰运行以后，后续循环的循环长度也有一定的影响，但到了第四循环以后循环长度与原设计已经非常接近，这主要是因为该堆采用了接近三批换料模式，部分组件在堆内停留了四个循环。
以上分析表明，由于反应堆的负反馈特性，当反应堆参与调峰降低功率运行时，将会向堆芯引入可观的正反应性，反应堆会获得额外的运行长度。参与调峰运行的核电厂在生产安排时需要特别关注该特性。
1.3 调峰对于反应堆功率分布的影响
反应堆堆芯功率分布包括径向功率分布和轴向功率分布。对堆芯径向的影响主要是通过对比长期低功率运行和正常运行的焓升因子FΔH值来分析。对堆芯轴向的影响主要是通过对比长期低功率运行和正常运行在各个燃耗下的轴向功率偏差ΔI来分析。
表2给出前三个循环在首循环实施75%FP功率运行以后在各个燃耗步的FΔH，同时给出了正常运行时的FΔH。从表中数据可知，实施低功率运行后，各循环FΔH略有变化。表3给出前三个循环在首循环实施75%FP功率运行以后的轴向功率偏差ΔI，同时对比给出了正常运行时的ΔI值。从表中数据可知，实行低功率运行后，第一循环的轴向功率ΔI偏正，这主要是由于慢化剂的负反馈效应以及堆芯上部温度变化较大造成的，后续循环轴向功率偏差ΔI逐渐收敛到原施工设计值。 总体来说，调峰运行对于堆芯径向功率分布影响有限，但对于堆芯轴向功率分布影响较为显著。
1.4 调峰对于反应堆运行方式的影响
为了确保主调节棒组具有足够的反应性引入能力，以满足运行技术规范定义的机动性要求，并尽可能使轴向功率分布平坦，核设计会给出功率调节棒的建议运行棒位。该运行棒位一般会位于“咬量”位置再加12步。核电厂参与调峰运行后，堆芯的轴向功率分布会产生较显著的变化。而这种变化反过来会影响到堆芯的“咬量”位置，因此也会影响到功率调节棒的运行位置。
本节分两种情况来进行研究，一种是核电厂参与调峰后长时间降低功率运行;另一种是长期低功率运行后再返回到满功率水平运行。对于降低功率长期运行，由表3可见，由于轴向功率分布变化较大，需要重新进行运行棒位的计算;对于长期低功率运行以后再返回到满功率水平运行的情况，特别是在寿期末，由于大的负慢化剂反馈系数，堆芯的轴向功率分布将有很大的变化。具体数据见表4，为尽量减少轴向扰动以及避免燃耗阴影，建议较长时间的低功率运行采用调硼方式进行。由表4可见，长期低功率运行后返回满功率运行，堆芯轴向功率分布将向堆芯底部偏移，偏移幅度与低功率运行时间相关，某些情况下因为要控制轴向功率分布可能会无法返回到满功率运行状态。为保证反应堆安全，反应堆调峰运行时一定要充分论证轴向功率分布变化对于运行的影响。
1.5 调峰对于安全相关中子学参数的影响
反应堆的各种反应性系数基本上确定了堆芯的动力学特性。堆芯动力学特性则决定了电厂因运行条件变化时堆芯响应能力、正常运行条件下因操纵员作调整时的堆芯响应能力及非正常或事故工况下的堆芯响应能力。因此，反应堆的反应性系数与反应堆的安全运行是紧密相关的。
核电厂参与调峰后，堆芯的同位素含量及功率分布异于常规设计，这种后果可能会影响堆芯的动力学特性从而会影响到事故分析后果。
本文基于1.1节描述的调峰运行方案，统筹考虑多个燃料循环，针对各种主要的反應性系数及堆芯动力学参数进行了计算研究。其反应性系数主要结果见表5，动力学参数见表6。由表5和表6可见，核电厂参与调峰后，与原有设计相比较反应性系数略有变化，但这种变化量非常小，被原有安全分析使用值所包络。
对于特定事故分析所需的中子学参数，对于由运行图控制边界的初始状态，在论证运行图不发生变化的情况下，中子学参数也不会发生大的改变。但对于不由运行图来构造事故初始点的事故后果可能会有较大变化。
2 结语
核电厂参与电网调峰运行影响到多个核电厂系统，涉及一回路及二回系统等，需要进行综合论证。
本文对于核电厂参与调峰以后堆芯主要性能进行了研究分析，得到了一些有意义的结论：
（1）核电厂参与调峰运行后，堆芯的循环长度可能会产生显著变化，可能会影响到电厂的生产安排;
（2）核电厂参与调峰运行后，堆芯径向功率影响较小，但轴向功率影响很大，电厂运行中需特别关注;
（3）核电厂参与调峰运行，若堆芯装载方案不改变，堆芯反应性系数及动力学系数变化很小，某些特定事故可能会有较大变化;
（4）某一循环参与调峰后的影响并非独立，考虑到燃料组件使用的连续性可能会影响到后续循环，需要统筹考虑。
本文虽然基于1.1节所述的调峰方式进行分析，但分析结论可以推广到多种调峰运行方式。需要注意的是堆芯长期低功率运行后，需要特别关注燃料棒和包壳的相互作用。
参考文献
[1] RAUCK S. Science V2 Nuclear Code Package： Qualification report： technical report， NFPSD DC 89[R]. Garching， France ： Framatome ANP，2004.
[2] 徐冰.探讨核电机组参与电网调峰的运行方式[J].大科技，2019（3）：52.
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