壓水堆核電廠換料物理啟動試驗優化研究和應用實踐

楊慶湘，王麗華，姜 赫，鄒 森

(1.上海交通大學，上海200240；2.上海核工程研究設計院，上海200233；3.中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300)

壓水堆核電廠換料物理啟動試驗優化研究和應用實踐

楊慶湘1，2，王麗華2，姜 赫3，鄒 森3

(1.上海交通大學，上海200240；2.上海核工程研究設計院，上海200233；3.中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300)

核電廠設計和運行相關核安全法規、導則要求核電廠換料后必須進行物理啟動試驗。隨著堆芯換料設計日趨成熟，試驗程序和試驗方法得到充分檢驗。為提升運行經濟性，各核電廠設計和運行人員不同程度地開展了換料后物理啟動試驗優化的研究與實施。本文基于壓水堆核電廠監管要求和核電廠運行要求分析，針對物理啟動試驗優化提出了定性評價、物理分析和試驗驗證的系統性論證方法，并以秦山核電廠320MWe機組為例，進行了完善的研究與可行性論證。實施物理啟動試驗優化后，核電廠換料大修時間大幅縮短，相比以往可提前約2天進入滿功率運行，顯著提高了核電廠運行負荷因子，提升了運行經濟性。

物理啟動試驗；負荷因子；經濟性

物理啟動試驗是核電廠設計和運行相關核安全法規、核安全導則和行業標準要求的在調試啟動和換料啟動階段必須進行的驗證過程，目的是通過啟動過程中的物理試驗，驗證堆芯物理參數測量值與預計值的一致性，從而確保堆芯核設計的可靠性和安全分析假設的合理性。隨著換料設計日趨成熟，試驗程序和試驗方法得到了充分的檢驗，核電廠逐漸考慮對換料后物理啟動試驗的試驗項目、試驗程序和試驗方法實施優化，以縮短停堆大修時間，提高核電廠運行負荷因子，提升運行經濟性。

本文從核電廠設計和運行相關核安全法規、核安全導則和行業標準等層次的監管要求，以及核電廠運行要求等方面，全面研究物理啟動試驗應滿足的要求。在滿足相關監管要求、確保核電廠運行安全性的前提下，以縮短換料后物理啟動試驗時間為目標，對物理啟動試驗優化提出了包括定性評價、物理分析和試驗驗證在內的系統性論證分析方法，并以秦山核電廠320MWe機組為例，介紹了換料后物理啟動試驗優化的分析論證內容和結果，以及在第十六循環物理啟動中的應用實踐。應用情況表明，經過物理啟動試驗優化,縮短了核電廠換料大修時間，與優化前相比可提前約2天進入滿功率運行。本文提出的物理啟動試驗優化系統性論證分析方法對國內壓水堆核電廠具有較強的適用性和推廣潛力。

1 物理啟動試驗要求的研究

物理啟動試驗的試驗項目、試驗內容、試驗程序和試驗方法根據核電廠設計、運行相關的法規、導則、行業標準以及特定核電廠的運行技術規格書要求制定，因此，針對現有物理啟動試驗優化的可行性論證，必須針對法規、導則、標準和運行技術規格書等要求進行適應性評價。

1.1 核安全法規與導則要求

我國現行核安全法規和核安全導則中，與物理啟動試驗直接相關的要求主要包括：

(1) HAF 103，核動力運行安全規定，HAF103指出“在分批換料后，反應堆啟動前和啟動時都必須進行試驗以確認堆芯性能滿足設計要求”。

(2) HAF 103/01，核電廠換料、修改和事故停堆管理，HAF 103/01規定堆芯物理試驗是必須進行的換料活動重要內容，對換料后的臨界申請、開展物理試驗和提交相關報告等提出了明確要求；

(3) HAD 103/03，核電廠堆芯和燃料管理，HAD 103/03指出換料后必須進行檢查和試驗，以驗證堆芯的正確裝載和堆芯特性，“對于壓水堆，推薦的試驗包括：慢化劑溫度系數；臨界硼濃度；棒組價值；堆芯通量分布；利用對稱控制棒或堆芯測量儀表進行的堆芯對稱性校核”。

1.2 行業標準要求

為了規范換料后物理啟動試驗內容和試驗方法，核能行業制定了“EJ/T 563—1999，壓水堆重新裝料后的物理啟動試驗”行業標準，該標準“規定商用壓水堆核電廠停堆換料后或堆芯有明顯變動后所進行的反應堆物理啟動試驗的最低要求；并為驗證堆芯的運行特性是否滿足設計要求提供了切實可行的試驗方法”。2012年左右，能源行業在近年來國內核電工程設計和運行經驗積累的基礎上，對該標準進行了升版，并于2013年發布了新版行業標準“NB/T 20240—2013，壓水堆核電廠重新裝料后的物理啟動試驗”，用于替代EJ/T 563—1999。從物理啟動試驗內容和方法的角度而言，新標準的主要變化包括以下幾點：

(1) 取消控制棒插入時的臨界硼濃度和硼微分價值的測量要求。

行業標準NB/T 20240—2013僅保留了控制棒全部提出(ARO)的臨界硼濃度測量試驗。國內、外核電廠大量的物理啟動試驗經驗已經表明，ARO臨界硼濃度測量試驗和控制棒價值測量試驗可完整地反映堆芯反應性特性，這為簡化控制棒插入時物理啟動試驗(包括臨界硼濃度測量、硼價值測量和等溫溫度系數測量試驗)提供了可靠依據。

(2) 等溫溫度系數測量試驗要求修改為“所有控制棒基本上處于全部提出的狀態”。

與臨界硼濃度測量類似，等溫溫度系數測量試驗需要在相應的控制棒插入狀態建立穩定的堆芯臨界狀態，新的行業標準僅保留了控制棒全部提出的等溫溫度系數測量試驗。

(3) 增加動態刻棒法和落棒法作為控制棒價值測量的推薦方法。

行業標準的上述變化體現了核電工程設計和運行經驗積累與核電廠運行技術發展之間的積極反饋作用，這些優化已經在國內在役運行核電廠中不同程度地實施[1-3]。

此外，在提升功率階段，EJ/T 563—1999和NB/T 20240—2013要求進行功率分布測量試驗，針對試驗初始條件，均要求堆芯處于氙平衡狀態，具體指標為：對于采用固定式探測器的試驗，氙濃度在平衡值的90%以上，對于采用可移動式探測器的試驗，氙濃度在平衡值得95%以上。由于氙濃度不是可以直接測量的物理量，工程實踐中一般采用維持堆芯條件穩定運行48h的方式滿足該要求。因此，提升功率階段功率分布測量試驗的初始條件要求延長了核電廠的低功率運行時間。

1.3 運行技術規格書要求

運行技術規格書是指導特定核電廠運行的重要技術文件，對換料后堆芯物理啟動試驗提出了直接或間接的技術要求。各核電廠技術規格書要求不盡相同，但一般都包括以下方面的要求：

(1) 堆芯運行限值要求

技術規格書針對核電廠各種運行模式提出了具體的運行限值要求，包括溫度、壓力和停堆運行模式的次臨界度等。物理啟動試驗需要嚴格遵守技術規格書針對相應運行模式的運行要求(包括物理啟動試驗例外)。

(2) 功率分布監測要求

為了保證堆芯運行安全，運行技術規格書通常要求在低功率和提升功率階段開展堆芯功率分布測量，以充分驗證堆芯燃料裝載的正確性，確保堆芯功率分布與設計相符，并符合功率分布限值要求。

(3) 堆外核測儀表校正

壓水堆核電廠普遍采用功率量程堆外核測儀表作為堆芯運行控制和保護的輸入，并通過堆內功率分布測量定期校準堆外探測器的指示，因此堆外探測器校正試驗的核心內容是堆芯功率分布測量。

1.4 物理啟動試驗要求研究結論

針對換料后物理啟動試驗相關核安全法規、核安全導則和行業標準等監管要求和運行技術規格書要求的研究表明，核安全法規和核安全導則對換料后物理啟動試驗提出了總的原則和要求，但不涉及具體的試驗方法和試驗條件；核行業標準或能源行業標準針對各項試驗提出了明確的試驗內容和試驗方法，行業標準的更新為換料后物理啟動試驗優化提供了依據；運行技術規格書從核電廠運行安全的角度，對物理啟動試驗的內容和試驗條件提出了直接或間接的要求。因此，物理啟動試驗優化的論證分析可從定性評價和物理分析兩方面進行。根據定性分析行業標準的發展變化情況，可通過刪減行業標準不再要求的部分試驗項目和內容、應用先進試驗技術達到縮短試驗時間的目的；針對物理啟動試驗方法、流程和初始條件與行業標準規定的偏離，可通過物理分析論證，評價該偏離對物理啟動試驗結果的影響，并通過驗證試驗來考察其可靠性。

2 換料物理啟動試驗優化

近年來，隨著核電工程技術的發展，在確保核安全的前提下，核電廠運行經濟性的要求日益得到重視，國內在役運行核電廠對換料后物理啟動試驗進行了不同程度的優化。本節在全面梳理物理啟動試驗所涉及的監管要求和核電廠運行安全要求基礎上，從定性評價、物理分析和試驗驗證等方面，以秦山核電廠320MWe機組為例，對換料后物理啟動試驗優化進行完善的研究和分析。

2.1 定性評價

對于低功率階段的物理啟動試驗優化，主要有優化試驗流程、刪減試驗項目、應用先進試驗技術等途徑。對換料后物理啟動試驗相關監管要求和運行規格書要求的研究表明，低功率階段僅保留ARO末端的臨界硼濃度測量、等溫溫度系數測量、控制棒價值測量和功率分布測量試驗是可行的。對于使用動態棒價值測量技術的核電廠，低功率物理啟動試驗時間可進一步縮短。此外，歷次循環物理啟動試驗過程中，按照核電廠試驗規程，等待核安全監管部門授權臨界釋放點的過程中，冷卻劑系統保持為堆芯換料模式期間的硼濃度(約2400ppm)，因此，換料后首次臨界試驗期間的硼稀釋時間較長。對于換料首次臨界試驗的初始工況，技術規格書要求相應運行模式下堆芯keff<0.98，因此在等待核安全監管部門授權臨界釋放點的過程中，可預先稀釋冷卻劑系統硼濃度，縮短從臨界釋放點到堆芯臨界的時間。為確保堆芯的次臨界安全性，該硼濃度值應綜合考慮預期的臨界硼濃度、運行技術規格書的次臨界度要求、核設計程序的計算不確定性，以及硼濃度的測量不確定性等因素。

在提升功率階段，物理啟動試驗主要包括不同功率臺階下的功率分布測量、滿功率下功率分布測量和滿功率臨界硼濃度測量，由于滿功率條件下的試驗不影響核電廠運行經濟性，因此不必要進行優化；對于部分功率下的功率分布測量試驗，行業標準針對其試驗條件規定了平衡氙的要求，這就要求核電廠保持在部分功率水平上運行較長時間，一些核電廠實施的物理啟動試驗優化實踐表明，這一穩定時間是可以縮短的，因此存在較大的優化空間。本文第2.2節著重對此進行詳細的物理分析。

2.2 物理分析

為了縮短部分功率條件下功率測量試驗前堆芯穩定時間，本節以秦山核電廠320MWe機組第十五燃料循環為例，針對氙濃度對功率分布測量試驗的影響開展定量的分析評價。

現役壓水堆核電廠中，功率分布測量采用實際測量堆芯裂變反應率分布數據與理論預測的功率分布數據庫相結合的方法。因此，功率分布測量試驗的準確性主要由堆內中子注量率測量系統測量精度和功率分布數據庫的精度決定。功率分布數據庫一般針對堆芯穩定工況進行計算，在堆芯偏離平衡氙條件下進行功率分布測量時，則會引入額外的堆芯功率分布偏差。因此，如果縮短功率分布測量試驗前的穩定運行時間而確保功率分布測量可靠性，需針對氙分布對堆芯功率分布的影響進行定量的物理分析。

在核電廠的實際運行中，換料后堆芯功率水平提升速率是比較緩慢的。從燃料組件運行限制角度，為避免未輻照燃料在功率提升期間因燃料芯塊膨脹與燃料包殼接觸而造成包殼破損，需對換料啟動后的功率提升速率加以限制，工程實踐中一般采用5%RTP/h的限值；為確保滿足該運行限制要求，核電廠運行要求一般限制功率提升速率不超過3%RTP/h，實際的功率提升平均速率約為2% RTP/h。按照5% RTP/h～2% RTP/h的功率提升速率，反應堆功率從HZP提升至75%RTP(核電廠換料啟動后功率提升階段功率分布測量試驗的典型條件)需要15～38h，完成功率提升后，堆內氙毒逐步積累并已經形成了一定的氙濃度水平和氙分布。為定量評價非平衡氙狀態對功率分布的影響，采用三維節塊擴散方法堆芯計算程序SHANG，針對秦山核電廠320MWe機組進行詳細的分析計算。

模擬Cycle-15堆芯換料啟動后分別按5%RTP/h和2%RTP/h速率從HZP提升至75%RTP，并在75%RTP下穩定運行48h。這一過程運行期間的反應性和功率分布核特性參數計算結果分別見圖1和圖2。

圖1 提升功率后關鍵參數變化(5%RTP/h)Fig.1 Key parameters variation after power ascension(5%RTP/h)

圖2 提升功率后關鍵參數變化(2%RTP/h)Fig.2 Key parameters variation after power ascension(2%RTP/h)

圖中FQ(t)/FQ(48h)和FΔH(t)/FΔH(48h)分別指穩定運行t小時后堆芯FQ和FΔH與穩定運行48h后(平衡氙)相應值的比值，這兩項參數可用于反映按運行技術規格書要求進行監督的堆芯功率分布峰值因子隨穩定時間的變化。在堆芯功率水平維持不變、控制棒位置固定的前提條件下，堆芯硼濃度的持續降低反映的是堆芯氙濃度的逐漸積累。從圖中結果可以看出：

(1) 穩定運行48h后，堆芯硼濃度基本穩定，表明堆芯進入平衡氙狀態。分別以5%RTP/h和2%RTP/h速率從HZP提升至75%RTP后，堆芯硼濃度與平衡氙狀態的硼濃度分別相差約175ppm和75ppm，此時堆芯的氙濃度分別為平衡氙水平的大約20%和65%，堆芯尚未進入平衡氙狀態。

(2) 堆芯功率分布峰值因子(FQ和FΔH)與平衡氙條件下的功率分布峰值因子相比，僅分別偏高1.6%和0.5%。

(3) NB/T 20240—2013要求，應采用組件徑向平均功率分布偏差標準差來衡量堆芯功率分布的一致性。計算結果表明，分別以5%RTP/h和2%RTP/h速率從HZP提升至75%RTP后，與平衡氙條件功率分布偏差的標準差分別為0.6%和0.4%，表明三種氙濃度條件下堆芯徑向功率分布偏差不大。組件平均功率分布的相對偏差標準差定義見式。

式中：

Pi，t——第th的功率分布測量試驗結果中，第i個組件的相對功率；

Pi，48h——第48h的功率分布測量試驗結果中，第i個組件的相對功率；

N——堆芯燃料組件數目。

(4) 分別以5%RTP/h和2%RTP/h速率從HZP提升至75%RTP后，堆芯繼續穩定運行48h的過程中，堆芯ΔI的變化范圍在平衡氙條件相應值的±0.5%以內。

(5) 隨著穩定運行時間的增加，功率分布關鍵參數與平臺下條件相應值值的偏差總體呈下降的趨勢。

上述分析結果表明，按典型的換料后功率提升速率提升至部分功率水平平臺后，立即進行功率分布測量試驗，其三維功率分布與平衡氙條件下堆芯三維功率分布偏差很小，并且對于運行技術規格書要求的功率分布峰值因子FQ和FΔH的監督而言略偏保守。因此在以較小提升速率(不超過5%RTP/h)提升功率的前提下，功率分布測量試驗可在完成功率提升后立即進行，不需要等待平衡氙條件的建立。

2.3 試驗驗證

為了考察縮短部分功率平臺物理試驗前穩定時間對功率分布測量試驗的影響，2013年4月28日—5月2日期間，秦山核電廠320MWe機組在Cycle-15換料后提升功率階段開展了驗證試驗。該驗證試驗通過測量電功率提升至75%RTP并穩定運行1h、4h、8h、16h、24h和48h后堆芯三維功率分布，記錄試驗期間的堆芯運行參數，分析各時間點的功率分布特性參數變化，以確定縮短穩定時間對試驗結果的影響。

圖3和圖4給出了試驗期間電站計算機系統連續記錄的堆芯功率水平、主調節棒T4棒位和軸向通量偏差ΔI(功率量程堆外核測儀表系統指示值)，以及穩定運行1h、4h、8h、16h、24h和48h后功率分布測量試驗的ΔI測量結果。根據驗證試驗期間堆芯功率水平和T4棒位隨時間的變化，采用SHANG程序跟蹤計算的軸向通量偏差ΔI也在圖3和圖4中給出。圖5給出了SHANG程序跟蹤計算的臨界硼濃度變化曲線，以及各試驗節點的臨界硼濃度實測值。試驗過程的堆芯關鍵參數記錄和跟蹤計算結果表明，在完成提升功率后的0～10h左右，T4棒有較大幅度的移動(205～240提出步，但在測量堆芯三維中子注量率分布期間避免了T4棒的移動)以補償堆芯反應性變化；采用堆芯中子注量率測量系統測量非平衡氙狀態下堆芯三維中子注量率分布，并基于核設計提供的功率分布數據庫恢復的堆芯三維功率分布，能夠準確反映不同時刻堆芯軸向通量偏差的變化。

圖3 驗證試驗期間功率水平和ΔI變化Fig.3 Power level and ΔI variation during verification test

圖4 驗證試驗期間T4棒位和ΔI變化Fig.4 T4 bank position and ΔI variation during verification test

圖5 驗證試驗期間臨界硼濃度變化Fig.5 Critical boron concentration variation during verification test

圖6給出了驗證試驗期間堆芯FQ和FΔH的程序跟蹤計算結果，以及各測量點的功率分布測量試驗結果。該結果表明，隨著穩定運行時間的增加，堆芯功率分布峰因子逐漸降低，其主要原因為完成提升功率后的初期(0～10h)內，T4棒插入較多導致的功率分布畸變，且隨著穩定時間的增加，氙濃度的增加和氙分布的建立給功率分布畸變帶來了負的反饋效應。完成提升功率后并穩定運行1h時的堆芯FQ比平衡狀態值偏高約4%，堆芯FΔH比平衡狀態值偏高約1.5%，在穩定運行10h以后，FQ和FΔH的試驗結果與平衡狀態偏差很小。圖7給出了提升功率后穩定運行過程中功率分布驗證試驗所測量組件相對功率標準差隨時間的變化，并給出了跟蹤計算結果的組件功率標準差和組件FQ標準差隨時間的變化。該對比結果表明，非平衡氙狀態下的功率分布測量結果能夠真實地反映堆芯功率分布特性。

圖6 驗證試驗期間功率分布峰因子變化Fig.6 Power distribution peaking factors variation during verification test

圖7 驗證試驗期間功率分布關鍵參數變化Fig.7 Power distribution key parameters variation during verification test

圖8進一步給出了本次驗證試驗以及最近三個循環定期功率分布測量試驗時堆芯中子注量率測量系統測量的三維裂變反應率分布(歸一化處理)與INCORE-3D根據功率數據庫處理得到的三維裂變反應率分布期望值(歸一化處理)之間的標準差。結果表明，功率分布驗證測量試驗與最近三個循環在平衡氙狀態下進行定期功率分布測量試驗的堆芯三維裂變反應率分布偏差相當，未見明顯上升。因此，認為基于平衡氙狀態提供的功率分布數據庫對于穩定運行期間的功率分布測量試驗是適用的。

圖8 裂變反應率分布標準差Fig.8 Standard Deviation of fission reaction rate

上述結果表明，驗證試驗測量的非平衡狀態與平衡狀態功率分布之間的偏差符合物理分析給出的變化規律，非平衡氙條件對功率分布偏差的貢獻是小的。總的來說，在完成功率提升后已經具備了開展功率分布測量試驗的條件，其試驗結果是準確可靠的。

2.4 應用實踐

通過充分的可行性分析和評價，秦山核電廠320MWe機組在Cycle-16循環物理啟動試驗期間，實施了物理啟動試驗優化。物理啟動試驗的優化情況包括：

(1) 在確保堆芯次臨界安全的前提下，等待臨界釋放點期間，冷卻劑系統硼濃度提前稀釋至經過評價的硼濃度值；

(2) 簡化等溫溫度系數測量試驗流程；

(3) 簡化等溫溫度系數測量試驗流程，刪減了控制棒插入條件下的等溫溫度系數測量試驗內容；

(4) 功率提升至75%RTP以后，等待16h(原需等待48h)后開始功率分布測量和堆外探測器校正試驗。

(5) 與歷次換料啟動相比，Cycle-16低功率試驗時間縮短約0.5d，提升功率階段縮短約1.5d。在后續的換料循環中，將進一步縮短75%RTP平臺試驗前的穩定時間。

3 結論

本文針對壓水堆核電廠換料后堆芯物理啟動試驗優化，深入研究了相關核安全法規、核安全導則和行業標準等監管要求以及技術規格書要求，并基于此，系統性地提出了一套包括定性評價、物理分析和試驗驗證在內的換料后堆芯物理啟動試驗優化分析論證方法。采用本論文提供的物理啟動試驗優化研究成果后，與原行業標準要求的常規試驗流程相比，核電廠可提前至少2d進入滿負荷運行。本文的論證分析基于壓水堆核電廠通行的監管要求、技術規格書要求和分析方法，結論可適用于國內大部分壓水堆核電廠，對提高核電廠運行經濟性的性能指標有較高的指導意義。

[1] 李文雙. 田灣核電站2號機組調試期間物理試驗優化[C]. // 第十二屆反應堆數值計算和粒子輸運學術會議暨2008年反應堆物理會議論文集, 合肥: 中國核學會, 2008: 281-285.

[2] 廉志坤. 大亞灣核電站18個月換料啟動物理試驗改進[J]. 核動力工程, 2003, 24(1): 12-27.

[3] 王紅霞. 田灣核電站物理試驗縮短低功率臺階運行時間可行性論證[C]. //中國核學會2009年學術年會論文集, 北京: 中國核學會, 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

楊慶湘(1983—)，男，湖南永州人，工程師，本科，現主要從事反應堆物理設計工作

TL375.5

A

0258-0918(2016)05-0617-07