CNP650壓水堆不調硼負荷跟蹤可行性研究

劉同先，吳 磊，陳 長，李 慶

(中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川成都610041)

CNP650壓水堆不調硼負荷跟蹤可行性研究

劉同先，吳 磊，陳 長，李 慶

(中國核動力研究設計院核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川成都610041)

海南昌江核電廠等CNP650壓水堆采用Mode-A控制模式，該模式采用黑體控制棒，有很好的基負荷運行能力，但負荷跟蹤能力相對較差。而對一些具有小電網的國家或地區，負荷跟蹤運行能力具有一定的市場需求。不調硼負荷跟蹤通過棒控系統自動完成，大大減輕了操縱員負擔；負荷跟蹤過程基本不需要頻繁地調硼操作，允許簡化化學和容積控制系統設計，減少了廢液處理成本。為此，在CNP650壓水堆上進行了不調硼負荷跟蹤研究。負荷跟蹤過程主要有兩個控制任務：一是反應性補償；二是功率分布控制。根據不調硼負荷跟蹤的控制任務，重新進行了控制棒的設計、分組和布置，設置兩套獨立控制的控制棒組(功率補償棒組和軸向偏移控制棒組)，分別用于堆芯反應性控制和軸向功率分布控制，以實現不調硼負荷跟蹤。使用SCIENCE程序包進行典型的12h～3h～6h～3h、100%—50%—100%功率水平的日負荷循環計算來進行不調硼負荷跟蹤分析。計算步驟為：進行三維堆芯模型計算；根據三維堆芯模型建立一維堆芯模型；在一維模型基礎上，進行模擬計算。完成了海南昌江核電廠平衡循環壽期末典型的日負荷循環不調硼運行分析，模擬計算結果表明在CNP650壓水堆上不調硼負荷跟蹤運行模式是可行的。

CNP650；負荷跟蹤；不調硼；軸向偏移

核電站的運行模式是由核電站與電網之間的聯系方式決定的。如果核電機組的總容量占電網總容量的比例較高，核電機組不跟隨電網的需求來調節發電功率，會給電網運行帶來較大的困難。適當考慮電網對電能總需求的變化，要求核電機組在一定范圍內調節它的發電功率[1]，這種運行模式一般稱為負荷跟蹤運行模式。在負荷跟蹤時，反應堆功率隨負荷變化，需要一種合適的堆芯控制模式進行反應堆堆芯控制。

海南昌江核電廠等CNP650壓水堆采用Mode-A控制模式，該模式中控制棒均為黑體控制棒，其吸收中子能力較強。控制棒主要用于堆芯軸向偏移(AO)控制，同時補償功率變化引起的反應性變化；當兩者矛盾時，反應性變化差額由調硼系統承擔。Mode-A控制模式下，有很好的基負荷運行能力，但負荷跟蹤運行能力相對較差。該模式進行負荷跟蹤運行時，無法快速調節反應堆功率，且需要調硼系統參與反應性調節，對一次冷卻劑進行頻繁的稀釋和硼化，調硼帶來下述不足之處：產生大量放射性廢液，增加了運行成本；壽期末利用調硼來補償負荷跟蹤過程中的反應性變化，會產生比壽期初多數倍的廢液，使得核電廠的廢液處理系統無法承擔而喪失負荷跟蹤能力；調硼操作相對頻繁而且是手動實施的，增加了操縱員負擔。

不調硼負荷跟蹤運行通過棒控系統自動完成，大大減輕了操縱員負擔；負荷跟蹤過程基本不需要頻繁地調硼操作，允許簡化化容系統設計，減少了廢液處理成本。美國用戶要求文件URD[2]和歐洲用戶要求文件EUR[3]都要求新一代核電站具有不調硼負荷跟蹤能力。西屋公司在90年代初開發出了具有不調硼負荷跟蹤能力的機械補償控制模式(MSHIM)[4]，國內研究人員對采用Mode-G控制模式的M310壓水堆也開展了不調硼負荷跟蹤研究[5]，但尚未在CNP650壓水堆上開展不調硼負荷跟蹤研究。

基于負荷跟蹤的控制任務分析，重新進行控制模式設計，以使CNP650壓水堆上具有不調硼負荷跟蹤運行能力，這不僅對海南昌江核電廠的運行模式帶來重大改進，而且對在一些具有小電網的國家或地區，仍有一定的市場需求。

1 控制任務分析

不調硼負荷跟蹤通過使用控制棒代替調節可溶硼進行堆芯反應性控制。負荷跟蹤過程中的反應性和功率分布通過棒控系統自動完成，大大減輕了操縱員負擔；負荷跟蹤過程基本不需要頻繁地調硼操作，允許簡化化容系統設計，減少了廢液處理成本，并有利于環境保護。負荷跟蹤過程主要有兩個控制任務：一是反應性補償；二是功率分布控制。

在模擬計算中選用標準的日負荷循環來驗證控制系統的不調硼負荷跟蹤能力。即要求核反應堆在12h滿功率運行后在3h內功率線性變化到50%(70%)滿功率，在50%(70%)滿功率下運行6h后又在3h內將功率線性增長到滿功率水平，以適應電網負荷變化的要求。如圖1所示。

圖1 典型的日負荷跟蹤Fig.1 Typical load follow transient

選用中國核動力研究設計院完成的長循環堆芯燃料管理方案進行負荷跟蹤的控制任務分析。完成了平衡循環的接近壽期末、100%—50%—100%形式負荷跟蹤的反應性變化計算。使用了SCIENCE程序包進行計算，計算步驟為：用SMART程序進行三維堆芯模型計算；根據三維堆芯模型建立一維堆芯模型；在一維模型基礎上，采用ESPADON程序進行模擬計算。假定負荷跟蹤過程中控制棒位置和硼濃度都保持不變時，圖2給出48h的反應性變化，圖3給出了48h堆芯AO的變化。

圖2 負荷跟蹤中的反應性變化Fig.2 Various reactivity during load follow

圖3 控制棒組固定時負荷跟蹤中的AO變化Fig.3 Axial offset during load follow with fixed control banks

由圖2可以看到，功率虧損對應的反應性約為1200pcm，而上述條件下的負荷跟蹤，功率變化引入的反應性虧損與瞬態氙變化引入的反應性大部分時間是互相抵消的，這在一定程度上減輕了反應性控制負擔。由圖3可以看到，如果不加任何調控措施，負荷跟蹤過程中，堆芯AO的變化范圍非常大(-35%～70%)，這在核電廠的實際運行中是絕對不允許的。不調硼負荷跟蹤設計的目的正是通過控制棒對上述兩個參數進行合理的控制。

2 控制模式設計

2.1 控制棒分組

負荷跟蹤開始時，汽輪機負荷降低，反應堆冷卻劑平均溫度升高；控制棒組插入堆芯、降低反應堆功率，以維持冷卻劑平均溫度在設定的運行帶內；功率降低將觸發氙瞬態，當達到低功率運行平臺后，氙的累積引入負反應性，導致控制棒組緩慢提出；經過氙峰后，控制棒組將再次緩慢插入。反之，當汽輪機負荷升高時，反應堆冷卻劑平均溫度降低；控制棒組提出、提高反應堆功率，以維持冷卻劑平均溫度在設定的運行帶內；當達到高功率運行平臺后，氙的消耗引入正反應性，導致控制棒組緩慢插入堆芯。一個控制棒組無法同時承擔兩項控制任務，整個瞬態過程中，還需要一個額外的控制棒組將堆芯AO維持在設定的運行帶內。通過階段性調節可溶性硼，將控制棒組恢復到運行范圍內。

從上述分析過程可以看出，要實現不調硼負荷跟蹤，需要設置兩套獨立控制的控制棒組：功率補償棒組(T棒組)和軸向偏移控制棒組(AO棒組)。T棒組用于堆芯反應性控制，為減小對堆芯功率分布的擾動，T棒組采用部分灰體控制棒，移動時滿足規定的重疊步數以及順序。進行負荷跟蹤時，T棒組插入堆芯的深度由堆芯各種反應性總量決定，用于維持堆芯反應性平衡或按一定規律維持反應堆的平均溫度與功率的關系。AO棒組主要用于軸向功率分布控制，控制堆芯AO值在目標值范圍內。AO棒組為黑體控制棒，一般插入堆芯較少，只在堆芯上部的一個運行帶內運行。

2.2 控制棒布置

根據第2節的控制任務分析，完成了功率補償棒組(包括T1～T4四組控制棒)的結構和分組設計。灰棒在提供反應性的同時對軸向功率分布的影響應當較小，同時還要顧及總停堆裕量的要求。控制棒分組及布置見圖4。功率控制棒組包括T棒組和AO棒組，停堆棒組為S棒組，用于確保反應堆在任何功率水平下都有足夠的停堆裕量。

圖4 控制棒布置圖Fig.4 Control rods layout

海南昌江核電廠等CNP650壓水堆堆芯共布置33束黑體控制棒，參考秦山第二核電廠長循環燃料管理論證的計算結果，停堆裕量雖然滿足事故分析要求，但相應的安全裕量較小；又鑒于T棒組需要使用部分灰體控制棒，因此必須增加堆芯的控制棒束數量。值得說明的是，上述控制棒布置共使用了41束控制棒，其中33束為黑體控制棒，8束為灰體控制棒，預計停堆裕量滿足要求。

基于功率水平和瞬態氙引入的反應性隨時間的變化規律，為了實現不調硼負荷跟蹤，控制棒必須在需要的時候能夠提供足夠大的正/負反應性以維持反應堆處在臨界狀態。表1給出了上述控制棒布置下、平衡循環的控制棒組的積分價值。從表中數據可以看出：對于低功率平臺為50%Pn的負荷跟蹤運行，T棒組足以補償負荷跟蹤過程中的反應性變化；AO棒組價值足夠大，稍微移動就能實質上影響軸向功率分布。

2.3 棒控系統設計

在自動控制方式運行時，控制棒的速度和方向信號是由三個參數決定的。根據反應堆冷卻劑平均溫度與參考溫度的偏差，以及中子注量率與汽輪機功率的失配信號的組合，組成一個溫度誤差信號。由此溫度誤差信號產生一個模擬信號和兩個邏輯信號，它們分別是：控制棒運動速度信號和它的提升或插入的方向信號，用于驅動T棒組。根據反應堆AO與參考AO的偏差，確定一個堆芯軸向偏移誤差信號。由此誤差信號產生一個模擬信號和兩個邏輯信號，它們分別是：控制棒運動速度信號和它的提升或插入的方向信號，用于驅動AO棒組。實現了負荷過程中控制棒組自動動作，大大減輕了人員操作負擔。

表1 平衡循環控制棒積分價值計算結果Table 1 Integral worth of control banks

3 計算實例

為降低T棒組在移動過程中對堆芯AO的影響，并減輕AO棒組的負擔，需要考慮T棒組的重疊步數。堆芯出口慢化劑溫度隨著功率降低而降低，堆芯AO變正；而降低反應堆功率，需要控制棒組插入堆芯以補償相應的功率虧損，控制棒初期插入導致堆芯AO變負；設置合理的重疊步，在堆芯功率變化過程中，T棒組就能夠把堆芯AO維持一個較小的范圍內，減少AO棒組移動。

采用第2節描述的一維計算模型，圖5給出了一個優化重疊步下、T棒組補償功率虧損時的堆芯AO隨時間的變化，變化范圍和圖3相比大大減小(-1%～13%)；圖5還給出負荷跟蹤過程中的氙反應性變化(-400～400pcm)，和圖2相比更接近現實情況。比如負荷跟蹤的第27～30h，反應堆降到低功率平臺運行，氙毒累積引入負反應性；而圖2中該時間段的反應性變化趨勢“異常”，正是因為控制棒組固定不動時，AO表征的堆芯軸向功率分布波動過大，導致氙反應性的軸向積分值偏離現實工況較遠。

圖5 T棒組補償功率虧損時堆芯AO變化Fig.5 Axial offset during load follow when using T banks to control power defect

采用優化的T棒組重疊步數和第2節中描述的一維堆芯模型，進行不調硼負荷跟蹤模擬計算。模擬計算仍采用一維ESPADON程序，程序中內置的“Mode A”和“Mode G”計算模式，對于采用Mode-A和Mode-G控制模式的反應堆，可以方便地進行負荷跟蹤模擬計算，但無法直接應用于不調硼負荷跟蹤運行。本文采用ESPADON程序中的“Mode U”計算模式，通過自行定義負荷過程中搜索策略，實現了不調硼負荷跟蹤模擬計算。計算結果詳見圖6，從圖上數據可以看出，對于平衡循環接近壽期末的燃耗步，負荷跟蹤過程中，僅通過T棒組的前三個棒組(T1-T3)就能完成反應性控制任務，實現硼濃度保持不變；AO棒組插入堆芯的深度小于40步，將堆芯軸向功率偏差(ΔI=AO×P)維持在目標值±5%的運行帶內；軸向功率分布得到了良好的控制，相應的軸向功率峰因子Fz的計算值均小于1.30。

圖6 不調硼負荷跟蹤的計算結果Fig.6 Calculation results of load follow with fixed boron

4 小結

綜上，可以得到如下結論：

(1) 海南昌江核電廠等CNP650壓水堆采用Mode-A控制模式，該模式采用黑體控制棒，控制棒組沒有分組，負荷跟蹤能力相對較差。

(2) 根據不調硼負荷跟蹤的控制任務，重新進行了控制棒的設計、分組和布置；為了滿足停堆裕量的要求，需要增加堆芯的控制棒束數量。新的控制模式使CNP650壓水堆實現了控制棒進行反應性補償和功率分布控制的目的；負荷過程中控制棒組自動動作，減輕了人員操作負擔。

(3) 完成了新的控制模式下特定燃耗步、12 h～3 h～6 h～3 h、100%—50%—100%功率水平的日負荷循環負荷跟蹤計算，模擬計算結果表明負荷跟蹤過程中堆芯硼濃度可以保持不變，證明CNP650壓水堆上不調硼負荷跟蹤運行模式是可行的。

(4) 不調硼負荷跟蹤中軸向功率分布能夠得到良好的控制，但灰體控制棒設計、現場軟硬件修改、反應堆的操作運行方式還需要進一步開展工作、反應堆堆芯的安全性還需要詳細的安全分析進一步論證。

[1] 陳濟東.大亞灣核電站系統及運行[M].北京：原子能出版社, 1994.

[2] ADVANCED LIGHT WATER REACTOR UTILITY REQUIEMENTS DOCUMENT, Prepared For Electric Power Research Institute, Palo Alto, California, Revision 6, Issued 12/93.

[3] EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR LWR NUCLEAR POWER PLANTS, Revision B, Nov. 1995.[4] T. Morita, B. W. Carlsen, J. P. Kutz, “Load Follow Operation with the MSHIM Control System”, ANS Topical Meeting Transaction, No.2, Vol.56, P.73, April, 1988.

[5] 馬茲容, 姚增華. M310壓水堆的改進——不調硼負荷跟隨研究[J].核科學與工程, 2004, 4:294-300.

Investigations in Feasibility of load Follow withConstant Boron in CNP650 PWR

LIU Tong-xian,WU Lei, CHEN Zhang, LI Qing

(Science and Technology on Reactor Design Technology Laboratory，Nuclear Power Institute of China，Chengdu, 610041，China)

The CNP650 PWR such as HNCJ NPP implements Mode-A strategy, which uses black control rods. The Mode-A strategy has fine capability of base load operation and bad capability of load follow operation. The capability of load follow operation is needed in some countries or regions with small grid. The automation of control is accomplished through manipulating control rod bank positions as opposed to frequently changing the core boron concentration of load follow in Mode-A, which eases operator burden. An additional purpose is to minimize and in many cases completely eliminate the need for soluble boron changes during load change transients, thus allowing a simplified Chemical and Volume Control System and minimizing waste water processing. A study of the load follow without boron adjustment was performed for CNP650 PWR. Two unique reactor control requirements that are reactivity control and power distribution control are needed to settle during load follow. On the base of control requirements, the control rods worth, sets and layout were redesigned. Two separate sets of control rods which are power compensation banks and axial offset control bank are dedicated to coolant temperature (reactivity) control and to control of axial offset to target value respectively in order to perform load follow with constant boron. The SCIENCE package is used to perform the analysis of load follow with constant boron referred to as 12h～3h～6h～3h (100%—50%—100%) load cycle. Three calculation steps which are setting the three-dimension core model, collapsing three-dimension core model into one-dimension core model, performing simulation on the base of one-dimension core model are carried out in sequence. At the burnup near the end of the 18-month refueling equilibrium cycle, the analysis of load follow with constant boron referred to typical daily load cycle are performed successfully. The calculation results confirm that load follow with constant boron in CNP650 PWR is feasible.

CNP650; Load follow; Constant boron; Axial offset

2016-05-29

劉同先(1982—)，男，高級工程師。2007年畢業于哈爾濱工程大學核能科學與工程專業，獲碩士學位。現從事反應堆物理方向的工作

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0258-0918(2016)05-0595-06