压水堆核电厂换料物理启动试验优化研究和应用实践

杨庆湘，王丽华，姜 赫，邹 森

(1.上海交通大学，上海200240；2.上海核工程研究设计院，上海200233；3.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300)

压水堆核电厂换料物理启动试验优化研究和应用实践

杨庆湘1，2，王丽华2，姜 赫3，邹 森3

(1.上海交通大学，上海200240；2.上海核工程研究设计院，上海200233；3.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300)

核电厂设计和运行相关核安全法规、导则要求核电厂换料后必须进行物理启动试验。随着堆芯换料设计日趋成熟，试验程序和试验方法得到充分检验。为提升运行经济性，各核电厂设计和运行人员不同程度地开展了换料后物理启动试验优化的研究与实施。本文基于压水堆核电厂监管要求和核电厂运行要求分析，针对物理启动试验优化提出了定性评价、物理分析和试验验证的系统性论证方法，并以秦山核电厂320MWe机组为例，进行了完善的研究与可行性论证。实施物理启动试验优化后，核电厂换料大修时间大幅缩短，相比以往可提前约2天进入满功率运行，显著提高了核电厂运行负荷因子，提升了运行经济性。

物理启动试验；负荷因子；经济性

物理启动试验是核电厂设计和运行相关核安全法规、核安全导则和行业标准要求的在调试启动和换料启动阶段必须进行的验证过程，目的是通过启动过程中的物理试验，验证堆芯物理参数测量值与预计值的一致性，从而确保堆芯核设计的可靠性和安全分析假设的合理性。随着换料设计日趋成熟，试验程序和试验方法得到了充分的检验，核电厂逐渐考虑对换料后物理启动试验的试验项目、试验程序和试验方法实施优化，以缩短停堆大修时间，提高核电厂运行负荷因子，提升运行经济性。

本文从核电厂设计和运行相关核安全法规、核安全导则和行业标准等层次的监管要求，以及核电厂运行要求等方面，全面研究物理启动试验应满足的要求。在满足相关监管要求、确保核电厂运行安全性的前提下，以缩短换料后物理启动试验时间为目标，对物理启动试验优化提出了包括定性评价、物理分析和试验验证在内的系统性论证分析方法，并以秦山核电厂320MWe机组为例，介绍了换料后物理启动试验优化的分析论证内容和结果，以及在第十六循环物理启动中的应用实践。应用情况表明，经过物理启动试验优化,缩短了核电厂换料大修时间，与优化前相比可提前约2天进入满功率运行。本文提出的物理启动试验优化系统性论证分析方法对国内压水堆核电厂具有较强的适用性和推广潜力。

1 物理启动试验要求的研究

物理启动试验的试验项目、试验内容、试验程序和试验方法根据核电厂设计、运行相关的法规、导则、行业标准以及特定核电厂的运行技术规格书要求制定，因此，针对现有物理启动试验优化的可行性论证，必须针对法规、导则、标准和运行技术规格书等要求进行适应性评价。

1.1 核安全法规与导则要求

我国现行核安全法规和核安全导则中，与物理启动试验直接相关的要求主要包括：

(1) HAF 103，核动力运行安全规定，HAF103指出“在分批换料后，反应堆启动前和启动时都必须进行试验以确认堆芯性能满足设计要求”。

(2) HAF 103/01，核电厂换料、修改和事故停堆管理，HAF 103/01规定堆芯物理试验是必须进行的换料活动重要内容，对换料后的临界申请、开展物理试验和提交相关报告等提出了明确要求；

(3) HAD 103/03，核电厂堆芯和燃料管理，HAD 103/03指出换料后必须进行检查和试验，以验证堆芯的正确装载和堆芯特性，“对于压水堆，推荐的试验包括：慢化剂温度系数；临界硼浓度；棒组价值；堆芯通量分布；利用对称控制棒或堆芯测量仪表进行的堆芯对称性校核”。

1.2 行业标准要求

为了规范换料后物理启动试验内容和试验方法，核能行业制定了“EJ/T 563—1999，压水堆重新装料后的物理启动试验”行业标准，该标准“规定商用压水堆核电厂停堆换料后或堆芯有明显变动后所进行的反应堆物理启动试验的最低要求；并为验证堆芯的运行特性是否满足设计要求提供了切实可行的试验方法”。2012年左右，能源行业在近年来国内核电工程设计和运行经验积累的基础上，对该标准进行了升版，并于2013年发布了新版行业标准“NB/T 20240—2013，压水堆核电厂重新装料后的物理启动试验”，用于替代EJ/T 563—1999。从物理启动试验内容和方法的角度而言，新标准的主要变化包括以下几点：

(1) 取消控制棒插入时的临界硼浓度和硼微分价值的测量要求。

行业标准NB/T 20240—2013仅保留了控制棒全部提出(ARO)的临界硼浓度测量试验。国内、外核电厂大量的物理启动试验经验已经表明，ARO临界硼浓度测量试验和控制棒价值测量试验可完整地反映堆芯反应性特性，这为简化控制棒插入时物理启动试验(包括临界硼浓度测量、硼价值测量和等温温度系数测量试验)提供了可靠依据。

(2) 等温温度系数测量试验要求修改为“所有控制棒基本上处于全部提出的状态”。

与临界硼浓度测量类似，等温温度系数测量试验需要在相应的控制棒插入状态建立稳定的堆芯临界状态，新的行业标准仅保留了控制棒全部提出的等温温度系数测量试验。

(3) 增加动态刻棒法和落棒法作为控制棒价值测量的推荐方法。

行业标准的上述变化体现了核电工程设计和运行经验积累与核电厂运行技术发展之间的积极反馈作用，这些优化已经在国内在役运行核电厂中不同程度地实施[1-3]。

此外，在提升功率阶段，EJ/T 563—1999和NB/T 20240—2013要求进行功率分布测量试验，针对试验初始条件，均要求堆芯处于氙平衡状态，具体指标为：对于采用固定式探测器的试验，氙浓度在平衡值的90%以上，对于采用可移动式探测器的试验，氙浓度在平衡值得95%以上。由于氙浓度不是可以直接测量的物理量，工程实践中一般采用维持堆芯条件稳定运行48h的方式满足该要求。因此，提升功率阶段功率分布测量试验的初始条件要求延长了核电厂的低功率运行时间。

1.3 运行技术规格书要求

运行技术规格书是指导特定核电厂运行的重要技术文件，对换料后堆芯物理启动试验提出了直接或间接的技术要求。各核电厂技术规格书要求不尽相同，但一般都包括以下方面的要求：

(1) 堆芯运行限值要求

技术规格书针对核电厂各种运行模式提出了具体的运行限值要求，包括温度、压力和停堆运行模式的次临界度等。物理启动试验需要严格遵守技术规格书针对相应运行模式的运行要求(包括物理启动试验例外)。

(2) 功率分布监测要求

为了保证堆芯运行安全，运行技术规格书通常要求在低功率和提升功率阶段开展堆芯功率分布测量，以充分验证堆芯燃料装载的正确性，确保堆芯功率分布与设计相符，并符合功率分布限值要求。

(3) 堆外核测仪表校正

压水堆核电厂普遍采用功率量程堆外核测仪表作为堆芯运行控制和保护的输入，并通过堆内功率分布测量定期校准堆外探测器的指示，因此堆外探测器校正试验的核心内容是堆芯功率分布测量。

1.4 物理启动试验要求研究结论

针对换料后物理启动试验相关核安全法规、核安全导则和行业标准等监管要求和运行技术规格书要求的研究表明，核安全法规和核安全导则对换料后物理启动试验提出了总的原则和要求，但不涉及具体的试验方法和试验条件；核行业标准或能源行业标准针对各项试验提出了明确的试验内容和试验方法，行业标准的更新为换料后物理启动试验优化提供了依据；运行技术规格书从核电厂运行安全的角度，对物理启动试验的内容和试验条件提出了直接或间接的要求。因此，物理启动试验优化的论证分析可从定性评价和物理分析两方面进行。根据定性分析行业标准的发展变化情况，可通过删减行业标准不再要求的部分试验项目和内容、应用先进试验技术达到缩短试验时间的目的；针对物理启动试验方法、流程和初始条件与行业标准规定的偏离，可通过物理分析论证，评价该偏离对物理启动试验结果的影响，并通过验证试验来考察其可靠性。

2 换料物理启动试验优化

近年来，随着核电工程技术的发展，在确保核安全的前提下，核电厂运行经济性的要求日益得到重视，国内在役运行核电厂对换料后物理启动试验进行了不同程度的优化。本节在全面梳理物理启动试验所涉及的监管要求和核电厂运行安全要求基础上，从定性评价、物理分析和试验验证等方面，以秦山核电厂320MWe机组为例，对换料后物理启动试验优化进行完善的研究和分析。

2.1 定性评价

对于低功率阶段的物理启动试验优化，主要有优化试验流程、删减试验项目、应用先进试验技术等途径。对换料后物理启动试验相关监管要求和运行规格书要求的研究表明，低功率阶段仅保留ARO末端的临界硼浓度测量、等温温度系数测量、控制棒价值测量和功率分布测量试验是可行的。对于使用动态棒价值测量技术的核电厂，低功率物理启动试验时间可进一步缩短。此外，历次循环物理启动试验过程中，按照核电厂试验规程，等待核安全监管部门授权临界释放点的过程中，冷却剂系统保持为堆芯换料模式期间的硼浓度(约2400ppm)，因此，换料后首次临界试验期间的硼稀释时间较长。对于换料首次临界试验的初始工况，技术规格书要求相应运行模式下堆芯keff<0.98，因此在等待核安全监管部门授权临界释放点的过程中，可预先稀释冷却剂系统硼浓度，缩短从临界释放点到堆芯临界的时间。为确保堆芯的次临界安全性，该硼浓度值应综合考虑预期的临界硼浓度、运行技术规格书的次临界度要求、核设计程序的计算不确定性，以及硼浓度的测量不确定性等因素。

在提升功率阶段，物理启动试验主要包括不同功率台阶下的功率分布测量、满功率下功率分布测量和满功率临界硼浓度测量，由于满功率条件下的试验不影响核电厂运行经济性，因此不必要进行优化；对于部分功率下的功率分布测量试验，行业标准针对其试验条件规定了平衡氙的要求，这就要求核电厂保持在部分功率水平上运行较长时间，一些核电厂实施的物理启动试验优化实践表明，这一稳定时间是可以缩短的，因此存在较大的优化空间。本文第2.2节着重对此进行详细的物理分析。

2.2 物理分析

为了缩短部分功率条件下功率测量试验前堆芯稳定时间，本节以秦山核电厂320MWe机组第十五燃料循环为例，针对氙浓度对功率分布测量试验的影响开展定量的分析评价。

现役压水堆核电厂中，功率分布测量采用实际测量堆芯裂变反应率分布数据与理论预测的功率分布数据库相结合的方法。因此，功率分布测量试验的准确性主要由堆内中子注量率测量系统测量精度和功率分布数据库的精度决定。功率分布数据库一般针对堆芯稳定工况进行计算，在堆芯偏离平衡氙条件下进行功率分布测量时，则会引入额外的堆芯功率分布偏差。因此，如果缩短功率分布测量试验前的稳定运行时间而确保功率分布测量可靠性，需针对氙分布对堆芯功率分布的影响进行定量的物理分析。

在核电厂的实际运行中，换料后堆芯功率水平提升速率是比较缓慢的。从燃料组件运行限制角度，为避免未辐照燃料在功率提升期间因燃料芯块膨胀与燃料包壳接触而造成包壳破损，需对换料启动后的功率提升速率加以限制，工程实践中一般采用5%RTP/h的限值；为确保满足该运行限制要求，核电厂运行要求一般限制功率提升速率不超过3%RTP/h，实际的功率提升平均速率约为2% RTP/h。按照5% RTP/h～2% RTP/h的功率提升速率，反应堆功率从HZP提升至75%RTP(核电厂换料启动后功率提升阶段功率分布测量试验的典型条件)需要15～38h，完成功率提升后，堆内氙毒逐步积累并已经形成了一定的氙浓度水平和氙分布。为定量评价非平衡氙状态对功率分布的影响，采用三维节块扩散方法堆芯计算程序SHANG，针对秦山核电厂320MWe机组进行详细的分析计算。

模拟Cycle-15堆芯换料启动后分别按5%RTP/h和2%RTP/h速率从HZP提升至75%RTP，并在75%RTP下稳定运行48h。这一过程运行期间的反应性和功率分布核特性参数计算结果分别见图1和图2。

图1 提升功率后关键参数变化(5%RTP/h)Fig.1 Key parameters variation after power ascension(5%RTP/h)

图2 提升功率后关键参数变化(2%RTP/h)Fig.2 Key parameters variation after power ascension(2%RTP/h)

图中FQ(t)/FQ(48h)和FΔH(t)/FΔH(48h)分别指稳定运行t小时后堆芯FQ和FΔH与稳定运行48h后(平衡氙)相应值的比值，这两项参数可用于反映按运行技术规格书要求进行监督的堆芯功率分布峰值因子随稳定时间的变化。在堆芯功率水平维持不变、控制棒位置固定的前提条件下，堆芯硼浓度的持续降低反映的是堆芯氙浓度的逐渐积累。从图中结果可以看出：

(1) 稳定运行48h后，堆芯硼浓度基本稳定，表明堆芯进入平衡氙状态。分别以5%RTP/h和2%RTP/h速率从HZP提升至75%RTP后，堆芯硼浓度与平衡氙状态的硼浓度分别相差约175ppm和75ppm，此时堆芯的氙浓度分别为平衡氙水平的大约20%和65%，堆芯尚未进入平衡氙状态。

(2) 堆芯功率分布峰值因子(FQ和FΔH)与平衡氙条件下的功率分布峰值因子相比，仅分别偏高1.6%和0.5%。

(3) NB/T 20240—2013要求，应采用组件径向平均功率分布偏差标准差来衡量堆芯功率分布的一致性。计算结果表明，分别以5%RTP/h和2%RTP/h速率从HZP提升至75%RTP后，与平衡氙条件功率分布偏差的标准差分别为0.6%和0.4%，表明三种氙浓度条件下堆芯径向功率分布偏差不大。组件平均功率分布的相对偏差标准差定义见式。

式中：

Pi，t——第th的功率分布测量试验结果中，第i个组件的相对功率；

Pi，48h——第48h的功率分布测量试验结果中，第i个组件的相对功率；

N——堆芯燃料组件数目。

(4) 分别以5%RTP/h和2%RTP/h速率从HZP提升至75%RTP后，堆芯继续稳定运行48h的过程中，堆芯ΔI的变化范围在平衡氙条件相应值的±0.5%以内。

(5) 随着稳定运行时间的增加，功率分布关键参数与平台下条件相应值值的偏差总体呈下降的趋势。

上述分析结果表明，按典型的换料后功率提升速率提升至部分功率水平平台后，立即进行功率分布测量试验，其三维功率分布与平衡氙条件下堆芯三维功率分布偏差很小，并且对于运行技术规格书要求的功率分布峰值因子FQ和FΔH的监督而言略偏保守。因此在以较小提升速率(不超过5%RTP/h)提升功率的前提下，功率分布测量试验可在完成功率提升后立即进行，不需要等待平衡氙条件的建立。

2.3 试验验证

为了考察缩短部分功率平台物理试验前稳定时间对功率分布测量试验的影响，2013年4月28日—5月2日期间，秦山核电厂320MWe机组在Cycle-15换料后提升功率阶段开展了验证试验。该验证试验通过测量电功率提升至75%RTP并稳定运行1h、4h、8h、16h、24h和48h后堆芯三维功率分布，记录试验期间的堆芯运行参数，分析各时间点的功率分布特性参数变化，以确定缩短稳定时间对试验结果的影响。

图3和图4给出了试验期间电站计算机系统连续记录的堆芯功率水平、主调节棒T4棒位和轴向通量偏差ΔI(功率量程堆外核测仪表系统指示值)，以及稳定运行1h、4h、8h、16h、24h和48h后功率分布测量试验的ΔI测量结果。根据验证试验期间堆芯功率水平和T4棒位随时间的变化，采用SHANG程序跟踪计算的轴向通量偏差ΔI也在图3和图4中给出。图5给出了SHANG程序跟踪计算的临界硼浓度变化曲线，以及各试验节点的临界硼浓度实测值。试验过程的堆芯关键参数记录和跟踪计算结果表明，在完成提升功率后的0～10h左右，T4棒有较大幅度的移动(205～240提出步，但在测量堆芯三维中子注量率分布期间避免了T4棒的移动)以补偿堆芯反应性变化；采用堆芯中子注量率测量系统测量非平衡氙状态下堆芯三维中子注量率分布，并基于核设计提供的功率分布数据库恢复的堆芯三维功率分布，能够准确反映不同时刻堆芯轴向通量偏差的变化。

图3 验证试验期间功率水平和ΔI变化Fig.3 Power level and ΔI variation during verification test

图4 验证试验期间T4棒位和ΔI变化Fig.4 T4 bank position and ΔI variation during verification test

图5 验证试验期间临界硼浓度变化Fig.5 Critical boron concentration variation during verification test

图6给出了验证试验期间堆芯FQ和FΔH的程序跟踪计算结果，以及各测量点的功率分布测量试验结果。该结果表明，随着稳定运行时间的增加，堆芯功率分布峰因子逐渐降低，其主要原因为完成提升功率后的初期(0～10h)内，T4棒插入较多导致的功率分布畸变，且随着稳定时间的增加，氙浓度的增加和氙分布的建立给功率分布畸变带来了负的反馈效应。完成提升功率后并稳定运行1h时的堆芯FQ比平衡状态值偏高约4%，堆芯FΔH比平衡状态值偏高约1.5%，在稳定运行10h以后，FQ和FΔH的试验结果与平衡状态偏差很小。图7给出了提升功率后稳定运行过程中功率分布验证试验所测量组件相对功率标准差随时间的变化，并给出了跟踪计算结果的组件功率标准差和组件FQ标准差随时间的变化。该对比结果表明，非平衡氙状态下的功率分布测量结果能够真实地反映堆芯功率分布特性。

图6 验证试验期间功率分布峰因子变化Fig.6 Power distribution peaking factors variation during verification test

图7 验证试验期间功率分布关键参数变化Fig.7 Power distribution key parameters variation during verification test

图8进一步给出了本次验证试验以及最近三个循环定期功率分布测量试验时堆芯中子注量率测量系统测量的三维裂变反应率分布(归一化处理)与INCORE-3D根据功率数据库处理得到的三维裂变反应率分布期望值(归一化处理)之间的标准差。结果表明，功率分布验证测量试验与最近三个循环在平衡氙状态下进行定期功率分布测量试验的堆芯三维裂变反应率分布偏差相当，未见明显上升。因此，认为基于平衡氙状态提供的功率分布数据库对于稳定运行期间的功率分布测量试验是适用的。

图8 裂变反应率分布标准差Fig.8 Standard Deviation of fission reaction rate

上述结果表明，验证试验测量的非平衡状态与平衡状态功率分布之间的偏差符合物理分析给出的变化规律，非平衡氙条件对功率分布偏差的贡献是小的。总的来说，在完成功率提升后已经具备了开展功率分布测量试验的条件，其试验结果是准确可靠的。

2.4 应用实践

通过充分的可行性分析和评价，秦山核电厂320MWe机组在Cycle-16循环物理启动试验期间，实施了物理启动试验优化。物理启动试验的优化情况包括：

(1) 在确保堆芯次临界安全的前提下，等待临界释放点期间，冷却剂系统硼浓度提前稀释至经过评价的硼浓度值；

(2) 简化等温温度系数测量试验流程；

(3) 简化等温温度系数测量试验流程，删减了控制棒插入条件下的等温温度系数测量试验内容；

(4) 功率提升至75%RTP以后，等待16h(原需等待48h)后开始功率分布测量和堆外探测器校正试验。

(5) 与历次换料启动相比，Cycle-16低功率试验时间缩短约0.5d，提升功率阶段缩短约1.5d。在后续的换料循环中，将进一步缩短75%RTP平台试验前的稳定时间。

3 结论

本文针对压水堆核电厂换料后堆芯物理启动试验优化，深入研究了相关核安全法规、核安全导则和行业标准等监管要求以及技术规格书要求，并基于此，系统性地提出了一套包括定性评价、物理分析和试验验证在内的换料后堆芯物理启动试验优化分析论证方法。采用本论文提供的物理启动试验优化研究成果后，与原行业标准要求的常规试验流程相比，核电厂可提前至少2d进入满负荷运行。本文的论证分析基于压水堆核电厂通行的监管要求、技术规格书要求和分析方法，结论可适用于国内大部分压水堆核电厂，对提高核电厂运行经济性的性能指标有较高的指导意义。

[1] 李文双. 田湾核电站2号机组调试期间物理试验优化[C]. // 第十二届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2008年反应堆物理会议论文集, 合肥: 中国核学会, 2008: 281-285.

[2] 廉志坤. 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): 12-27.

[3] 王红霞. 田湾核电站物理试验缩短低功率台阶运行时间可行性论证[C]. //中国核学会2009年学术年会论文集, 北京: 中国核学会, 2009: 62-66.

Refuel Startup Physical test Optimization Research andApplication Practice in PWR

YANG Qing-xiang1,2，WANG Li-hua1，JIANG He3，ZOU Sen3

(1.Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China；2. CNPP Nuclear Power Operations Management Co., Ltd, Haiyan of Zhejiang Prov. 314300, China；3. Shanghai Jiao Tong University, Shanghai 200240, China)

Nuclear safety regulations and guides relative to nuclear power plant design and operation require that plants shall complete startup physical tests after refuel. Along with the maturation of refuel design, test program and method have been efficiently proven. In order to advance plant operation economy, core designers and utilities conducted research and application of refuel startup physical test optimization. Base on the analysis of regulatory and plant operation requirements with refuel startup physical tests in PWR, this paper provides a systematic demonstration method including qualitative evaluation, physics analysis and test verification, and performs integrated research on optimization evaluation and feasibility demonstration with Qinshan 320MWe Nuclear Power Plant. After application of the demonstrated optimization, plant refuel outage is reduced, and the plant entered full power operation about 2 days earlier than before. The plant capacity factor and operation economy are significantly increased.

Startup Physical Test；Capacity Factor；Economy

2016-07-21

杨庆湘(1983—)，男，湖南永州人，工程师，本科，现主要从事反应堆物理设计工作

TL375.5

A

0258-0918(2016)05-0617-07