宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析

白成斐，王 磊，付学峰，王 闯，张松文，李军德，张 洪

（1.中科华核电技术研究院有限公司，广东 深圳518026；2.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；3.中广核工程有限公司，广东 深圳518124）

宁德核电站一号机组首次在首循环使用钆作为可燃毒物，燃料管理方案采用18个月换料模式，因此在启动物理试验项目设置上按照“系列首堆”进行考虑，同时借鉴大亚湾核电站和岭澳核电站相关经验［1］，宁德核电站一号机组首次物理启动试验基本按原型堆的项目进行。在调试运行之前，根据相关调试大纲、试验导则和细则以及燃料组件出厂性能参数，计算了反应堆物理试验所涉及的各项测量参数的理论预计值（包括临界硼浓度、控制棒价值、反应性系数和堆芯功率分布等）。反应堆物理试验的理论分析一方面可以对试验实施进行指导，另一方面通过理论预计值与实测值的比较，可以达到验证堆芯核设计的正确性以及计算方法和程序的有效性的目的。

宁德核电站一号机组反应堆于2012年11月24日21时28分顺利达到首次临界，其后进行了一系列物理试验。

本文将介绍该电站一号机组反应堆首循环启动物理试验的理论分析结果及其与实测值的比较。

1 堆芯描述

宁德核电站一号机组反应堆热功率为2 895MW，堆芯由157个AFA 3G燃料组件构成；为了展平堆芯功率分布，首循环堆芯燃料组件按235U富集度分三区装载，富集度为1.8%，2.4%和3.1%的燃料组件数分别为53，52和52。较低富集度的两种燃料组件按不完全棋盘格式排列在堆芯内区，最高富集度的燃料组件装在堆芯外围。首循环采用Gd2O3作为可燃毒物吸收体材料，并均匀弥散在较低富集度的UO2芯块内。首循环预计的循环长度为332个等效满功率天（EFPD），反应堆从第二循环开始快速向18个月换料过渡。反应堆共布置61束控制棒，控制棒布置如图1所示。

2 计算程序和计算内容

宁德核电站一号机组首循环启动物理试验计算分析包括两大部分内容：① 物理试验所需参数的计算；② 反应堆物理试验的预计分析或模拟计算。为了完成上述计算分析内容，根据反应堆首循环堆芯装载、堆芯各区燃料组件235U富集度的实测值等参数，采用SCIENCE V2核程序包［2］，进行了三维堆芯计算。

图1 堆芯控制棒的布置Fig.1 Location of rod cluster control assemblies in core

SCIENCE V2核程序包主要包括：APOLLO2－F、SMART和ESPADON等程序。APOLLO2－F程序采用碰撞几率方法进行组件输运计算。对于一个燃料组件，该程序求解99群输运方程，并为SMART程序提供两群均匀化的中子截面参数。SMART是一个三维两群堆芯扩散—燃耗计算程序，采用先进节块法技术，可以进行稳态和瞬态工况的计算。ESPADON是一维二群稳态扩散燃耗程序。处理轴向几何，节点数可达100个。它能处理水温度、多普勒（Doppler）、氙和钐等非线性反馈效应和控制棒等效毒物截面。

SCIENCE V2核程序包已通过大量的基准例题和实验测量结果的检验，其计算精度满足工程设计要求。

3 计算值与测量值比较

3.1 首次临界

反应堆首次临界试验，在热态零功率（HZP）状态下，首先将停堆棒组和功率补偿棒组提出堆芯，将温度调节棒组R置于130步位置，然后进行硼稀释操作，最后通过提升R棒组使堆芯达到临界［3］。表1中给出了首次临界时对应的硼浓度及R棒组的棒位。

表1 首次临界点Table 1 Initial criticality

3.2 临界硼浓度

在启动物理试验分析中，零功率下的临界硼浓度测量包括所有控制棒全部提出堆芯状态（ARO）、R棒全部插入堆芯状态（R in）、R棒和G1棒全部插入堆芯状态（R＋G1in），所有试验结果都在设计允许范围之内，表2列出了HZP工况和不同棒位下堆芯临界硼浓度的理论计算值与实测值的比较［4］。从表2可以看出，计算结果与实测值符合得非常好（验收准则为±50ppm）。

表2 临界硼浓度计算值与实测值（ppm）Table 2 Calculated and measured values of critical boron concentration（ppm）

3.3 控制棒价值

表3给出了HZP状态下控制棒价值计算值与测量值的比较。控制棒价值验收准则要求范围为计算值的±10%。从表中可以看出，宁德核电站一号机组控制棒价值的最大计算偏差为3.50%，试验结果满足验收准则要求。

表3 控制棒价值计算值与测量值 （pcm）Table 3 Calculated and measured values of control rod worth（pcm）

3.4 反应性系数

堆芯慢化剂温度系数直接影响反应堆的自稳性能，而慢化剂温度系数的测量是通过等温温度系数的测量来获得，所以测得的等温温度系数包含了慢化剂温度系数和多普勒温度系数的综合效应。表4给出了HZP工况和不同插棒状态下的等温温度系数计算值与测量值的比较。从表中可看出最大计算偏差为0.7pcm／℃，远小于该试验的验收准则±3.6pcm／℃。

表4 等温温度系数（aiso）计算值与实测值 （pcm／℃）Table 4 Calculated and measured values of isothermal temperature coefficient（aiso）（pcm／℃）

表5给出了在满功率状态下等温温度系数与功率系数之比（aiso／ap）的计算值与实测值。此试验的目的是为了验证反应堆的自稳特性。在100%功率平台完成，在30分钟内，维持所有控制棒不动，堆芯硼浓度不变的条件下，降低40MW电功率，反应堆功率变化引入的正反应性完全用堆芯平均温度升高引入的负反应性补偿。该试验的评价标准是等温温度系数与功率系数比值的测量值与理论值的相对偏差小于20%，由表可知，试验结果满足验收准则的要求。

表5 aiso／aP计算值与测量值Table 5 aiso／aPcalculated and measured values

3.5 落棒试验

落棒试验是验证堆芯中子通量密度快速降低能够正确引发反应堆停堆保护。该试验在50%功率平台进行。宁德核电站一号机组采用D12和M12位置的控制棒束突然落下的方法引发堆芯中子通量密度的快速降低，试验中采用记录仪和数字化仪控系统（DCS）共同记录的方法，验证测量通道能正确引发反应堆停堆保护。该试验的验收准则是四个功率量程通道中至少有三个通道触发阈值保护。

表6给出了落棒试验的试验结果，通过表中数据可以看出，四个功率量程通道都触发了阈值，满足安全准则要求。

表6 落棒试验结果Table 6 Results of rod drop test

3.6 模拟弹棒试验

选取功率补偿棒组G1中D08位置的棒束作为HZP工况下模拟弹棒的棒束，模拟弹棒试验后核焓升因子F△H和热点因子FQ实测结果及堆芯功率分布测量结果见表7。其中，弹棒后热点因子FQ需满足弹棒事故的安全准则，即FQ（测量值）×1.114＜15.5（安全分析值）。

表7 模拟弹棒试验结果Table 7 Results of pseudo rod ejection test

从表中可以看出，模拟弹棒后，对于相对功率P≥0.9的组件，功率测量值与理论计算值最大偏差为5.6%；对于相对功率P＜0.9的组件，测量值与理论计算值最大偏差为4.7%，均在验收准则范围之内（验收准则分别为±10%和±15%）；弹棒后，堆芯FQ＝3.40，满足弹棒事故的安全准则。

3.7 模拟落棒试验

模拟落棒试验的目的是检验单束控制棒组件由于机械或电器故障落入堆芯而引发堆芯焓升因子F△H或径向功率峰值因子FXY的改变，以作为安全分析或设计改进的试验数据。模拟落棒试验是在50%满功率下，全部功率控制棒提至顶部，选取安全停堆棒组（SB）中一束棒（G13位置）下插到堆芯底部，在下插过程中利用稀释法维持反应堆临界。当这束棒下插到堆底后用堆芯仪表系统（RIC）测量堆芯的功率分布，将其结果与参考堆芯功率分布测量结果（下插前）进行比较。

表8给出了理论预计值与实测值的比较。从表中可以看出，模拟落棒后，对于相对功率P≥0.9的组件，功率测量值与理论计算值最大偏差为3.1%；对于相对功率P＜0.9的组件，测量值与理论计算值最大偏差为5.7%，均在验收准则范围之内（验收准则分别为±5%和±8%），同时，堆芯F△H变化计算值与实测值也符合良好。

表8 模拟落棒试验结果Table 8 Result of Pseudo rod drop test

3.8 堆芯功率分布

在反应堆启动调试阶段，将进行零功率和各功率平台下的功率分布测量试验，这些试验结果可以检验堆芯燃料组件装载的正确性；并检验堆芯核设计的正确性，确保反应堆的安全运行。本文计算了各种堆芯状态下的三维堆芯功率分布，并将理论计算结果与各个功率平台下利用堆芯仪表系统测量的堆芯功率分布情况进行比较，从而验证堆芯在相应的功率水平运行时各项安全指标和设计指标满足验收准则的要求。验证结果表明：热态零功率状态下，最大计算偏差为6.4%（相对功率P≥0.9的边缘组件），满足验收准则（±10%）；而在反应堆功率运行状态下，最大计算偏差为4.0%，出现在10%满功率功率平台（相对功率P＜0.9的边缘组件），满足验收准则（±15%）。当反应堆运行在满功率状态下，反应堆功率分布的最大计算偏差仅为2.7%，也满足验收准则（±8%）。由此可见，反应堆功率分布理论预计值与实测值符合得非常好。

4 结论

作为世界上首例在首循环采用钆可燃毒物的大型商用压水堆核电站，进行了一系列的反应堆物理试验，测得了大量的表征反应堆堆芯设计性能的参数，如堆芯临界硼浓度、控制棒价值、反应性系数和堆芯功率分布，同时还进行了模拟落棒试验、模拟弹棒试验以及落棒试验等。

试验结果表明：所有理论预计值与实测值符合良好，满足有关验收准则，由此证明宁德核电站一号机组首循环含钆堆芯设计满足各项设计准则和安全准则，反应堆堆芯核设计是安全、可靠的。

［1］ 廉志坤，芮旻 .大亚湾核电站18个月换料启动物理试验改进［J］.核动力工程，2003，24（1）：12－14.

［2］ S.Rauck，B.Barbier.SCIENCE V2Nuclear Code Package －Qualification Report ［S］.FRAMATOME ANP，2004.

［3］ 何涛，史永谦，朱庆福，等 .在临界实验中本底计数对倒数外推临界的影响［J］.核动力工程，2003，24（6）.

［4］ 章宗耀 .大亚湾核电站堆芯换料设计［J］.核动力工程，2000，21（1）.