李文海

（陽江核電有限公司技術(shù)部，廣東 陽江 529500）

0 引言

某省每年1 月～2 月和9 月～10 月均為電網(wǎng)電力負荷低谷，在此期間核電廠將面臨減載甚至長時間停備。核電廠需要根據(jù)電網(wǎng)特性制定相應(yīng)的大修規(guī)劃，將大修窗口落在電網(wǎng)負荷低谷，實現(xiàn)電廠經(jīng)營效益最大化。某核電廠的燃料管理方案為首循環(huán)含釓棒的18個月?lián)Q料方案，首循環(huán)設(shè)計的循環(huán)長度為332等效滿功率天（EFPD），反應(yīng)堆從第2循環(huán)（C02循環(huán)）開始快速向18個月?lián)Q料過渡，第2、3循環(huán)（C02、C03循環(huán)）長度分別為450和505EFPD，均作為過渡循環(huán)。最終安全分析報告（FSAR）中對過渡循環(huán)的裝載方案有嚴格的限定，導(dǎo)致過渡循環(huán)不具備靈活性。受工程建設(shè)進度和商運時間的影響，部分機組過渡循環(huán)大修窗口與電網(wǎng)負荷低谷不匹配，嚴重影響了經(jīng)濟效益。該文以該核電廠2號機組為例，介紹C03循環(huán)過渡循環(huán)靈活性論證、特定反應(yīng)性事故補充安全分析、對執(zhí)照文件影響及啟動物理試驗結(jié)果。

1 燃料管理方案

某核電廠2號機組C03循環(huán)原設(shè)計長度為505EFPD，導(dǎo)致第3次大修落在2019年3 月～4 月，無法利用當年的春節(jié)停備期。這樣的大修安排，嚴重影響了電廠。如果提前停堆，也將造成一定的棄料損失。

C03循環(huán)長度的優(yōu)化方案是從原505EFPD減少為435.9EFPD，新組件數(shù)量從72組減少為64組，從而實現(xiàn)了第3次大修安排在春節(jié)期間。后續(xù)循環(huán)在平衡循環(huán)及靈活性循環(huán)的框架下就可以實現(xiàn)大修落在春節(jié)或國慶期間的目的。原方案和優(yōu)化方案的堆芯主要參數(shù)見表1。

通過表1可看出，C03循環(huán)新裝載方案需要入堆64組新燃料組件，堆芯主要參數(shù)被FSAR包絡(luò)。

為了評價C03循環(huán)換料方案優(yōu)化后對后續(xù)循環(huán)的影響，需要計算并評價C04/C05的堆芯裝載方案，這2個循環(huán)的堆芯主要參數(shù)匯總見表2。結(jié)果表明，這2個循環(huán)的裝載方案仍然被FSAR包絡(luò)。在C04/C05具體的換料設(shè)計當中，將進一步全面論證堆芯裝載方案的安全性。

2 安全評價及分析

換料堆芯的安全分析評價的基本原理是采用“安全邊界”的概念，一般即FSAR確定的邊界限值。換料安全評價對于給定的事故，當換料堆芯的所有與事故相關(guān)的參數(shù)都保守的處于FSAR安全分析所用值的邊界限值以內(nèi)時，則FSAR的結(jié)論是適用的，從而保證了該換料堆芯對給定事故的安全性；反之，當換料堆芯的關(guān)鍵安全參數(shù)超出FSAR安全分析的邊界限值時，就需要對換料堆芯的有關(guān)事故進行安全再分析，以確定該超限參數(shù)對堆芯安全性的影響[1]。盡管采用64組新燃料組件數(shù)量的新裝載方案與FSAR規(guī)定的過渡循環(huán)裝載方案不一致，但是經(jīng)過計算證明，通用關(guān)鍵安全參數(shù)能夠被FSAR安全邊界限值包絡(luò)。然而裝載方案的不同導(dǎo)致了特定功率分布的差異，因此需要針對新方案進行補充安全分析論證，其范圍限于與特定功率分布密切相關(guān)的反應(yīng)性事故即次臨界或低功率啟動時控制棒組失控提出事故、功率運行時單束控制棒失控提出事故、彈棒事故、落棒事故、不可控硼稀釋事故及主蒸汽管道破裂事故[2]。

表1 C03優(yōu)化前后裝載方案堆芯主要參數(shù)對照

表2 C04/C05裝載方案堆芯主要參數(shù)匯總

2.1 次臨界或低功率啟動工況下控制棒組件失控提出事故

控制棒組（RCCA）提出事故定義為控制棒組件提出使堆芯反應(yīng)性失控增加的事故。該瞬態(tài)是由反應(yīng)堆控制系統(tǒng)或棒控系統(tǒng)的失效導(dǎo)致的。對于連續(xù)的反應(yīng)性引入，中子通量快速上升，直到被多普勒負反應(yīng)性反饋所終止。這一功率劇增的自我限制是至關(guān)重要的，因為它將保護動作延遲時間內(nèi)的功率提升限制在可接受的水平。

該事故的分析目的是驗證瞬態(tài)過程中滿足以下3個限制準則，以保證燃料沒有損壞的風險：1） 偏離泡核沸騰比（DNBR）須始終高于設(shè)計限值1.19。2） 燃料芯塊中心最高溫度始終低于燃料熔化溫度2 590 ℃。3） 通過計算分析，新方案的燃料芯塊中心最高溫度為1 813 ℃，事故中最小DNBR為1.25，均滿足設(shè)計限值的要求，說明在該事故過程中沒有燃料元件的燒毀或損壞。

2.2 彈棒事故

彈棒事故是由于控制棒驅(qū)動機構(gòu)壓力外殼機械損壞，從而導(dǎo)致棒束控制組件及驅(qū)動桿彈出堆芯的事故。該事故后果為快速引入正反應(yīng)性，從而導(dǎo)致堆芯功率的快速增長，再加上不利的堆芯功率分布，可能導(dǎo)致局部燃料棒破損和燃料熔化。

彈棒事故計算分析結(jié)果表明所有的限制準則都能滿足5點：1） 熱點處燃料芯塊平均焓值547 J/g，低于837 J/g的限值。2） 燃料芯塊熔化份額為0，小于10%限值。3） 熱點處的包殼內(nèi)壁溫度1 010 ℃，低于防止脆化安全限值1 482 ℃。4） 發(fā)生偏離泡核沸騰（DNB）的燃料棒占堆芯全部份額4%，在10%限值內(nèi)。5） 冷卻劑壓力峰值為15.94 MPa，低于使應(yīng)力超過事故工況應(yīng)力的限值18.95 MPa。

2.3 功率下單棒失控提出事故

單個RCCA提出首先將導(dǎo)致反應(yīng)性的引入，使堆芯平均功率增加，其次將導(dǎo)致RCCA提出位置的燃料組件中產(chǎn)生局部功率峰。1個RCCA持續(xù)提出引起堆功率、溫度和熱通道因子增加。在RCCA提出位置附近的峰值因子將會上升，引起較小的DNBR。根據(jù)RCCA的初始插入狀態(tài)、提出RCCA的位置及發(fā)生事故時反應(yīng)堆所處壽期等因素影響，DNBR可能會低于限值，在局部燃料棒表面發(fā)生DNB。

該事故分析計算結(jié)果有以下2個：1） 發(fā)生DNB的燃料棒份額為1.5%，在5.0%的驗收準則內(nèi)。2） 包殼峰值溫度為1 112 ℃，低于1 482 ℃的驗收準則。

2.4 落棒事故

落棒事故是指由單一的電氣或機械故障引起的某一控制棒組中任意數(shù)目的控制棒落入堆芯的事故?？刂瓢袈淙攵研緯胴摲磻?yīng)性，從而導(dǎo)致堆芯功率和反應(yīng)性降低。如果沒有觸發(fā)停堆保護動作，堆芯功率下降及一二回路功率之間的不平衡導(dǎo)致堆芯入口溫度下降，在反應(yīng)性反饋和調(diào)節(jié)棒組動作下，核功率回升達到一個新的平衡。如果調(diào)節(jié)棒組有足夠的反應(yīng)性，堆芯功率將返回初始水平，并可能出現(xiàn)短時間的超調(diào)。如果棒控系統(tǒng)處于手動模式，堆芯功率經(jīng)歷單調(diào)變化返回1個新的平衡狀態(tài)，冷卻劑溫度最終在低于初始值處穩(wěn)定。如果堆芯保護不充分，由落棒引起的功率分布畸變和較高的堆芯功率水平將會導(dǎo)致在某些工況下發(fā)生DNB。

落棒事故的分析分為2個階段：1）包括確定不引起停堆的落棒組合方式。2）對前一階段遴選出的探測不到停堆的落棒組合方式的熱工水力瞬態(tài)分析和DNB計算。落棒事故分析結(jié)果表明：1） 對于可探測的負中子注量率變化率保護系統(tǒng)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆的落棒組合方式已檢驗。2） 對于不可探測的落棒組合方式，瞬態(tài)中的最小DNBR為1.46（EOL）大于DNBR限值1.35。3） 最惡劣的落棒工況發(fā)生在EOL，DNBR裕量為8.15%。

2.5 不可控硼稀釋事故

硼稀釋事故的起因包括3個：1） 操縱員操作錯誤。2）水補給系統(tǒng)（REA）或化學和容積控制系統(tǒng)（RCV）故障。3） 二回路清水通過破損的蒸汽發(fā)生器傳熱管進入一回路或設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（RRI）中的清水通過余熱排出系統(tǒng)（RRA）的熱交換器破損傳熱管進入一回路。該事故是清水注入反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)導(dǎo)致的堆芯反應(yīng)性增加事故。如果發(fā)生在停堆期間，堆芯可能重返臨界；如果發(fā)生在功率運行期間，就可能導(dǎo)致DNB風險。對于換料和蒸汽發(fā)生器維修工況來說，須保證操縱員有足夠的時間進行干預(yù)，以防止堆芯重返臨界。對于功率運行工況來說，須保證操縱員有足夠的時間進行干預(yù)，以防止堆芯在停堆后重返臨界。對于停堆工況，須保證在換料水箱的較高濃度硼水進入堆芯前，堆芯具有一定的次臨界度。

分析結(jié)果表明，對換料和蒸汽發(fā)生器維修工況及功率運行工況，考慮保護系統(tǒng)動作，操縱員有足夠的干預(yù)時間，最保守工況發(fā)生在功率運行工況的自動控制模式，此時留給操縱員的干預(yù)時間為18 min；對停堆工況，考慮自動防硼稀釋系統(tǒng)的動作，最終堆芯具有一定的次臨界度，最小堆芯次臨界度為775×10-5，發(fā)生在熱停堆向冷停堆過渡工況。

2.6 主蒸汽管道破裂事故

主蒸汽管道斷裂引起的蒸汽排放，最初將使蒸汽流量增加，然后由于壓力下降，蒸汽流量減小。蒸汽發(fā)生器二次側(cè)排熱的增加導(dǎo)致反應(yīng)堆冷卻劑溫度和壓力下降。由于負的慢化劑溫度系數(shù)，冷卻劑的降溫導(dǎo)致停堆裕量減小。如果假設(shè)在緊急停堆后具有最大負反應(yīng)性的1組RCCA卡在完全抽出的位置，那么即使其他所有控制和停堆棒全部插入，堆芯也可能重返臨界且功率上升。在事故中RCCA本該插入?yún)s卡在堆外的燃料組件中會產(chǎn)生較大的熱通道因子，燃料元件表面有可能發(fā)生DNB。該事故的限制準則是DNBR須始終高于限值1.18。

經(jīng)過分析，即使假設(shè)1組具有最大負反應(yīng)性的RCCA卡在完全抽出的位置時，優(yōu)化方案最小DNBR為1.63，說明對于任何破口都不會出現(xiàn)DNB。

3 對執(zhí)照文件的影響

3.1 FSAR

C03循環(huán)變更后的堆芯裝載方案超出原FSAR的論證范圍，需要補充安全分析論證。經(jīng)過對受影響的反應(yīng)性事故進行補充安全分析，結(jié)果表明堆芯反應(yīng)性事故分析能夠滿足安全準則，證明FSAR的結(jié)論仍然有效，不涉及FSAR的修改。

3.2 運行技術(shù)規(guī)范

運行技術(shù)規(guī)范是FSAR的直接延伸，運行技術(shù)規(guī)范依然適用于該循環(huán)，該文件不需要升版。

3.3 安全相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備定期試驗監(jiān)督要求

C03循環(huán)長度變更為435.9EFPD，小于18個月?lián)Q料燃料管理策略最長循環(huán)長度530EFPD。該核電廠18個月?lián)Q料周期性論證考慮的設(shè)備試驗周期最長為20個月。C03循環(huán)長度變更后的燃料管理策略不影響定期試驗的開展，該文件不需要升版。

3.4 核電廠換料大綱

C03循環(huán)長度變更僅僅針對該循環(huán)本身，并未改變該核電廠18個月?lián)Q料整體的燃料管理策略，且C03循環(huán)后續(xù)的堆芯裝載方案都在該核電廠換料大綱規(guī)定的堆內(nèi)燃料管理政策的范圍內(nèi)。因此，該文件不需要升版。

4 現(xiàn)場應(yīng)用及結(jié)果

C03循環(huán)進行達臨界及零功率物理試驗、升功率平臺物理試驗。經(jīng)過試驗驗證，堆芯臨界硼濃度、零功率控制棒價值和等溫溫度系數(shù)、各功率平臺堆芯安全參數(shù)均滿足設(shè)計評價準則，證明了該論證結(jié)果是可行的[3]。

4.1 控制棒積分價值

控制棒積分價值的測量可以驗證控制棒反應(yīng)性控制功能和停堆裕量等。在C03循環(huán)啟動物理試驗中，HZP狀態(tài)下控制棒積分價值測量值與計算值的相對偏差如圖1所示，驗收準則為±10%。全部控制棒中功率控制棒（G2）的積分價值測量值與計算值相對偏差最大（4.4%），但是仍在驗收準則要求以內(nèi)。

圖1 控制棒積分價值測量值與計算值的相對偏差

4.2 臨界硼濃度

啟動物理試驗需要驗證ARO的臨界硼質(zhì)量分數(shù)，本次試驗得到的實測值為1 907 mg/kg，理論值為1 922 mg/kg，偏差為-15 mg/kg，遠小于±50 mg/kg的驗收準則。

4.3 等溫溫度系數(shù)

慢化劑溫度系數(shù)表征慢化劑溫度變化1 ℃引起的堆芯反應(yīng)性變化量，直接影響了反應(yīng)堆的自穩(wěn)特性。慢化劑溫度系數(shù)的測量可以通過等溫溫度系數(shù)測量來獲得。該次試驗得到ARO狀態(tài)下等溫溫度系數(shù)實測值為-6.411×10-5℃-1，與理論值-6.29×10-5℃-1的偏差為-0.121×10-5℃-1，滿足驗收準則±3.6×10-5℃-1。

4.4 堆芯功率分布

為了檢驗堆芯燃料組件裝載以及堆芯核設(shè)計的正確性，在啟動物理試驗期間，需要通過全堆芯通量圖測量得到各種堆芯狀態(tài)下的三維堆芯功率分布，包括30%、75%和滿功率平臺。驗證結(jié)果表明：在反應(yīng)堆功率運行狀態(tài)下，最大計算偏差為4.4%，出現(xiàn)在75%功率平臺（相對功率P＜0.9的邊緣組件），滿足驗收準則（15%）。由此可見，反應(yīng)堆功率分布理論計算值與實測值相符。

5 結(jié)語

通過對C03循環(huán)特定反應(yīng)性事故進行補充安全分析，論證結(jié)果滿足安全驗收準則且通過了堆芯啟動物理試驗驗證，結(jié)果表明，18個月?lián)Q料過渡循環(huán)依然具備靈活性運行能力。過渡循環(huán)靈活性論證及現(xiàn)場的成功實施有利于電廠根據(jù)實際電力需求決定合理的燃料管理方案，將大修窗口調(diào)整到電網(wǎng)負荷低估期間，減少了燃料組件的費用，增加了燃料組件的卸料燃耗，提高了燃料循環(huán)的經(jīng)濟性。