核电厂18个月换料过渡循环灵活性论证及应用

李文海

（阳江核电有限公司技术部，广东 阳江 529500）

0 引言

某省每年1 月～2 月和9 月～10 月均为电网电力负荷低谷，在此期间核电厂将面临减载甚至长时间停备。核电厂需要根据电网特性制定相应的大修规划，将大修窗口落在电网负荷低谷，实现电厂经营效益最大化。某核电厂的燃料管理方案为首循环含钆棒的18个月换料方案，首循环设计的循环长度为332等效满功率天（EFPD），反应堆从第2循环（C02循环）开始快速向18个月换料过渡，第2、3循环（C02、C03循环）长度分别为450和505EFPD，均作为过渡循环。最终安全分析报告（FSAR）中对过渡循环的装载方案有严格的限定，导致过渡循环不具备灵活性。受工程建设进度和商运时间的影响，部分机组过渡循环大修窗口与电网负荷低谷不匹配，严重影响了经济效益。该文以该核电厂2号机组为例，介绍C03循环过渡循环灵活性论证、特定反应性事故补充安全分析、对执照文件影响及启动物理试验结果。

1 燃料管理方案

某核电厂2号机组C03循环原设计长度为505EFPD，导致第3次大修落在2019年3 月～4 月，无法利用当年的春节停备期。这样的大修安排，严重影响了电厂。如果提前停堆，也将造成一定的弃料损失。

C03循环长度的优化方案是从原505EFPD减少为435.9EFPD，新组件数量从72组减少为64组，从而实现了第3次大修安排在春节期间。后续循环在平衡循环及灵活性循环的框架下就可以实现大修落在春节或国庆期间的目的。原方案和优化方案的堆芯主要参数见表1。

通过表1可看出，C03循环新装载方案需要入堆64组新燃料组件，堆芯主要参数被FSAR包络。

为了评价C03循环换料方案优化后对后续循环的影响，需要计算并评价C04/C05的堆芯装载方案，这2个循环的堆芯主要参数汇总见表2。结果表明，这2个循环的装载方案仍然被FSAR包络。在C04/C05具体的换料设计当中，将进一步全面论证堆芯装载方案的安全性。

2 安全评价及分析

换料堆芯的安全分析评价的基本原理是采用“安全边界”的概念，一般即FSAR确定的边界限值。换料安全评价对于给定的事故，当换料堆芯的所有与事故相关的参数都保守的处于FSAR安全分析所用值的边界限值以内时，则FSAR的结论是适用的，从而保证了该换料堆芯对给定事故的安全性；反之，当换料堆芯的关键安全参数超出FSAR安全分析的边界限值时，就需要对换料堆芯的有关事故进行安全再分析，以确定该超限参数对堆芯安全性的影响[1]。尽管采用64组新燃料组件数量的新装载方案与FSAR规定的过渡循环装载方案不一致，但是经过计算证明，通用关键安全参数能够被FSAR安全边界限值包络。然而装载方案的不同导致了特定功率分布的差异，因此需要针对新方案进行补充安全分析论证，其范围限于与特定功率分布密切相关的反应性事故即次临界或低功率启动时控制棒组失控提出事故、功率运行时单束控制棒失控提出事故、弹棒事故、落棒事故、不可控硼稀释事故及主蒸汽管道破裂事故[2]。

表1 C03优化前后装载方案堆芯主要参数对照

表2 C04/C05装载方案堆芯主要参数汇总

2.1 次临界或低功率启动工况下控制棒组件失控提出事故

控制棒组（RCCA）提出事故定义为控制棒组件提出使堆芯反应性失控增加的事故。该瞬态是由反应堆控制系统或棒控系统的失效导致的。对于连续的反应性引入，中子通量快速上升，直到被多普勒负反应性反馈所终止。这一功率剧增的自我限制是至关重要的，因为它将保护动作延迟时间内的功率提升限制在可接受的水平。

该事故的分析目的是验证瞬态过程中满足以下3个限制准则，以保证燃料没有损坏的风险：1） 偏离泡核沸腾比（DNBR）须始终高于设计限值1.19。2） 燃料芯块中心最高温度始终低于燃料熔化温度2 590 ℃。3） 通过计算分析，新方案的燃料芯块中心最高温度为1 813 ℃，事故中最小DNBR为1.25，均满足设计限值的要求，说明在该事故过程中没有燃料元件的烧毁或损坏。

2.2 弹棒事故

弹棒事故是由于控制棒驱动机构压力外壳机械损坏，从而导致棒束控制组件及驱动杆弹出堆芯的事故。该事故后果为快速引入正反应性，从而导致堆芯功率的快速增长，再加上不利的堆芯功率分布，可能导致局部燃料棒破损和燃料熔化。

弹棒事故计算分析结果表明所有的限制准则都能满足5点：1） 热点处燃料芯块平均焓值547 J/g，低于837 J/g的限值。2） 燃料芯块熔化份额为0，小于10%限值。3） 热点处的包壳内壁温度1 010 ℃，低于防止脆化安全限值1 482 ℃。4） 发生偏离泡核沸腾（DNB）的燃料棒占堆芯全部份额4%，在10%限值内。5） 冷却剂压力峰值为15.94 MPa，低于使应力超过事故工况应力的限值18.95 MPa。

2.3 功率下单棒失控提出事故

单个RCCA提出首先将导致反应性的引入，使堆芯平均功率增加，其次将导致RCCA提出位置的燃料组件中产生局部功率峰。1个RCCA持续提出引起堆功率、温度和热通道因子增加。在RCCA提出位置附近的峰值因子将会上升，引起较小的DNBR。根据RCCA的初始插入状态、提出RCCA的位置及发生事故时反应堆所处寿期等因素影响，DNBR可能会低于限值，在局部燃料棒表面发生DNB。

该事故分析计算结果有以下2个：1） 发生DNB的燃料棒份额为1.5%，在5.0%的验收准则内。2） 包壳峰值温度为1 112 ℃，低于1 482 ℃的验收准则。

2.4 落棒事故

落棒事故是指由单一的电气或机械故障引起的某一控制棒组中任意数目的控制棒落入堆芯的事故。控制棒落入堆芯会引入负反应性，从而导致堆芯功率和反应性降低。如果没有触发停堆保护动作，堆芯功率下降及一二回路功率之间的不平衡导致堆芯入口温度下降，在反应性反馈和调节棒组动作下，核功率回升达到一个新的平衡。如果调节棒组有足够的反应性，堆芯功率将返回初始水平，并可能出现短时间的超调。如果棒控系统处于手动模式，堆芯功率经历单调变化返回1个新的平衡状态，冷却剂温度最终在低于初始值处稳定。如果堆芯保护不充分，由落棒引起的功率分布畸变和较高的堆芯功率水平将会导致在某些工况下发生DNB。

落棒事故的分析分为2个阶段：1）包括确定不引起停堆的落棒组合方式。2）对前一阶段遴选出的探测不到停堆的落棒组合方式的热工水力瞬态分析和DNB计算。落棒事故分析结果表明：1） 对于可探测的负中子注量率变化率保护系统触发反应堆停堆的落棒组合方式已检验。2） 对于不可探测的落棒组合方式，瞬态中的最小DNBR为1.46（EOL）大于DNBR限值1.35。3） 最恶劣的落棒工况发生在EOL，DNBR裕量为8.15%。

2.5 不可控硼稀释事故

硼稀释事故的起因包括3个：1） 操纵员操作错误。2）水补给系统（REA）或化学和容积控制系统（RCV）故障。3） 二回路清水通过破损的蒸汽发生器传热管进入一回路或设备冷却水系统（RRI）中的清水通过余热排出系统（RRA）的热交换器破损传热管进入一回路。该事故是清水注入反应堆冷却剂系统导致的堆芯反应性增加事故。如果发生在停堆期间，堆芯可能重返临界；如果发生在功率运行期间，就可能导致DNB风险。对于换料和蒸汽发生器维修工况来说，须保证操纵员有足够的时间进行干预，以防止堆芯重返临界。对于功率运行工况来说，须保证操纵员有足够的时间进行干预，以防止堆芯在停堆后重返临界。对于停堆工况，须保证在换料水箱的较高浓度硼水进入堆芯前，堆芯具有一定的次临界度。

分析结果表明，对换料和蒸汽发生器维修工况及功率运行工况，考虑保护系统动作，操纵员有足够的干预时间，最保守工况发生在功率运行工况的自动控制模式，此时留给操纵员的干预时间为18 min；对停堆工况，考虑自动防硼稀释系统的动作，最终堆芯具有一定的次临界度，最小堆芯次临界度为775×10-5，发生在热停堆向冷停堆过渡工况。

2.6 主蒸汽管道破裂事故

主蒸汽管道断裂引起的蒸汽排放，最初将使蒸汽流量增加，然后由于压力下降，蒸汽流量减小。蒸汽发生器二次侧排热的增加导致反应堆冷却剂温度和压力下降。由于负的慢化剂温度系数，冷却剂的降温导致停堆裕量减小。如果假设在紧急停堆后具有最大负反应性的1组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，堆芯也可能重返临界且功率上升。在事故中RCCA本该插入却卡在堆外的燃料组件中会产生较大的热通道因子，燃料元件表面有可能发生DNB。该事故的限制准则是DNBR须始终高于限值1.18。

经过分析，即使假设1组具有最大负反应性的RCCA卡在完全抽出的位置时，优化方案最小DNBR为1.63，说明对于任何破口都不会出现DNB。

3 对执照文件的影响

3.1 FSAR

C03循环变更后的堆芯装载方案超出原FSAR的论证范围，需要补充安全分析论证。经过对受影响的反应性事故进行补充安全分析，结果表明堆芯反应性事故分析能够满足安全准则，证明FSAR的结论仍然有效，不涉及FSAR的修改。

3.2 运行技术规范

运行技术规范是FSAR的直接延伸，运行技术规范依然适用于该循环，该文件不需要升版。

3.3 安全相关系统和设备定期试验监督要求

C03循环长度变更为435.9EFPD，小于18个月换料燃料管理策略最长循环长度530EFPD。该核电厂18个月换料周期性论证考虑的设备试验周期最长为20个月。C03循环长度变更后的燃料管理策略不影响定期试验的开展，该文件不需要升版。

3.4 核电厂换料大纲

C03循环长度变更仅仅针对该循环本身，并未改变该核电厂18个月换料整体的燃料管理策略，且C03循环后续的堆芯装载方案都在该核电厂换料大纲规定的堆内燃料管理政策的范围内。因此，该文件不需要升版。

4 现场应用及结果

C03循环进行达临界及零功率物理试验、升功率平台物理试验。经过试验验证，堆芯临界硼浓度、零功率控制棒价值和等温温度系数、各功率平台堆芯安全参数均满足设计评价准则，证明了该论证结果是可行的[3]。

4.1 控制棒积分价值

控制棒积分价值的测量可以验证控制棒反应性控制功能和停堆裕量等。在C03循环启动物理试验中，HZP状态下控制棒积分价值测量值与计算值的相对偏差如图1所示，验收准则为±10%。全部控制棒中功率控制棒（G2）的积分价值测量值与计算值相对偏差最大（4.4%），但是仍在验收准则要求以内。

图1 控制棒积分价值测量值与计算值的相对偏差

4.2 临界硼浓度

启动物理试验需要验证ARO的临界硼质量分数，本次试验得到的实测值为1 907 mg/kg，理论值为1 922 mg/kg，偏差为-15 mg/kg，远小于±50 mg/kg的验收准则。

4.3 等温温度系数

慢化剂温度系数表征慢化剂温度变化1 ℃引起的堆芯反应性变化量，直接影响了反应堆的自稳特性。慢化剂温度系数的测量可以通过等温温度系数测量来获得。该次试验得到ARO状态下等温温度系数实测值为-6.411×10-5℃-1，与理论值-6.29×10-5℃-1的偏差为-0.121×10-5℃-1，满足验收准则±3.6×10-5℃-1。

4.4 堆芯功率分布

为了检验堆芯燃料组件装载以及堆芯核设计的正确性，在启动物理试验期间，需要通过全堆芯通量图测量得到各种堆芯状态下的三维堆芯功率分布，包括30%、75%和满功率平台。验证结果表明：在反应堆功率运行状态下，最大计算偏差为4.4%，出现在75%功率平台（相对功率P＜0.9的边缘组件），满足验收准则（15%）。由此可见，反应堆功率分布理论计算值与实测值相符。

5 结语

通过对C03循环特定反应性事故进行补充安全分析，论证结果满足安全验收准则且通过了堆芯启动物理试验验证，结果表明，18个月换料过渡循环依然具备灵活性运行能力。过渡循环灵活性论证及现场的成功实施有利于电厂根据实际电力需求决定合理的燃料管理方案，将大修窗口调整到电网负荷低估期间，减少了燃料组件的费用，增加了燃料组件的卸料燃耗，提高了燃料循环的经济性。