紅沿河核電廠2號機組首循環壽期中啟動物理試驗結果分析

鄧平赳, 張海州,王子興，郭 建,羅良偉

(遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧大連116000)

紅沿河核電廠2號機組首循環壽期中啟動物理試驗結果分析

鄧平赳, 張海州,王子興，郭 建,羅良偉

(遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧大連116000)

因電網調峰能力不足，紅沿河核電廠2號機組首循環運行過程中，于2014年1～3月進行了卸料不換料停機檢修，再啟動階段進行了臨界、零功率和升功率物理試驗，驗證了循環壽期中反應堆重要堆芯設計參數。該文敘述了紅沿河2號機組反應堆首循環壽期中卸料不換料后啟動物理試驗理論計算與現場試驗，驗證了壽期中啟動物理試驗理論計算值與實測結果的符合程度，分析了反應堆相關參數在壽期初與壽期中隨燃耗變化特性。試驗結果表明，理論預計值與實測結果符合良好，偏差滿足驗收準則。

首循環；壽期中；啟動；物理試驗；燃耗

紅沿河核電廠2號機組于2013年10月24日首次到達臨界狀態，2014年5月13日具備商業運行條件。冬季供暖期后,大量熱電聯產機組參與供暖，導致電網調峰困難。應電網要求，紅沿河2號機組于2014年12月4日至2015年3月16日停機，進行了卸料不換料檢修。

鑒于紅沿河2號機組本次卸料不換料檢修處于首循環壽期中，國內尚無核電廠壽期中進行卸料不換料長期檢修后啟動的經驗，為確保機組再裝料后堆芯裝載圖的正確性，同時充分驗證反應堆壽期中堆芯物理參數設計的準確性，檢查堆芯物理特性參數是否滿足核安全及設計標準要求，再啟動階段執行了完整的啟動物理試驗。

紅沿河2號機組首循環壽期中啟動物理試驗從2015年3月6日23時35分開始啟動物理試驗，于08日0時47分達到臨界狀態，隨后進行了零功率及升功率物理試驗，所有測量結果滿足試驗驗收準則。

本文將介紹該電廠2號機組首循環壽期中啟動物理試驗的理論分析結果及其與實測值的比較。

1 堆芯描述

紅沿河核電廠2號機組反應堆熱功率為2895MW，反應堆運行壓力為15.5MPa，反應堆冷卻劑總流量為71370m3/h，反應堆堆芯由157個全M5 AFA 3G燃料組件構成；首循環堆芯由1.8%，2.4%，3.1%三種富集度燃料組件組成，對應的組件數目分別為53，52和52，堆芯裝載采用out-in 裝載方式，高富集度組件裝在堆芯外圍，低富集度組件按照棋盤式布局裝載在堆芯內區。采用分立的硼硅酸鹽玻璃作為可燃毒物。首循環堆芯裝載與可燃毒物布置圖如圖1所示。

圖1 第一循環堆芯裝載和可燃毒物布置圖Fig.1 First cycle core loading pattern

反應堆共布置61束控制棒，其中第一循環裝入57束控制棒，第二循環后增加4束控制棒。首循環堆芯控制棒布置如圖2所示。

圖2 第一循環堆芯控制棒束的位置Fig.2 First cycle core RCCA locations

首循環設計的循環長度為12828MWd/tU(320EFPD)，首循環壽期中卸料時的停堆燃耗為8650MWD/TU(216EFPD)，剩余循環長度為4155MWD/TU(104EFPD)。堆芯卸料后再裝料堆芯布置方案與卸料前完全一致，可燃毒物棒位置及控制棒位置也與卸料前完全一致。

2 計算程序和計算內容

紅沿河核電廠2號機首循環壽期中啟動物理試驗計算分析包含建模及啟動物理試驗所需參數的計算。因本次2號機首次啟動后已經經歷較長時間，反應堆處于壽期中，原壽期初計算的啟動物理試驗參數已不適應當前機組狀態，需要進行重新建模和模擬計算。

本次采用SCIENCE V2軟件包，進行三維堆芯計算。SCIENCE V2是成熟的核計算程序，主要包括組件運輸計算程序APOLLO2-F，堆芯擴散-燃耗計算程序SMART和穩態擴散燃耗程序ESPADON。

SCIENCE V2在CPR1000機組中有大量成功應用，計算精度滿足工程設計要求。

3 現場實施和測量結果比較

3.1 臨界

再裝料后首次臨界是在熱態零功率狀態下，通過提棒-稀釋-提棒操作，使反應堆安全穩定的到達臨界狀態。具體來講是先將停堆棒提升至堆頂，將R棒提升至170步，通過大流量系數，小流量系數到臨界附近后停止稀釋，待硼濃度均勻后，通過提R棒使反應堆臨界。為避免過快和意外的反應性引入，導致反應堆非預期臨界，在稀釋和提棒過程中，通過記錄中子計數率，繪制中子計數率倒推曲線來控制稀釋和提棒速率。

與正常換料后啟動臨界不同，本次紅沿河2號機組屬于壽期中卸料不換料再啟動，R棒170步狀態下臨界硼濃度理論計算值為717ppm，而反應堆初始硼濃度一般為2200ppm。臨界操作期間需稀釋水量大約為220t，遠高于壽期初啟動達臨界130t稀釋水量，大約多了近90t。因稀釋量較大，如稀釋過程開始確定倒推參考點，稀釋過程仍按照中子計數率倒推到0.1停止稀釋，稀釋停止后次臨界度仍將超過1000pcm，R棒提至堆頂也無法使反應堆臨界，無法一次臨界成功，將導致二次稀釋和提棒，增加反應堆臨界操作時間。為避免反應堆無法一次臨界成功，試驗人員通過設置多點參考的辦法，在稀釋過程中改變倒推參考點，控制中子倒推計數率到0.1，逐步使反應堆逼近臨界，避免了稀釋不足現象的發生。本次多點參考逐步逼近臨界的過程如圖3所示,可以看出，采用多點倒推后，大大提高了臨界硼濃度預測的精度。

圖3 硼濃度CB和計數率倒數之間的關系曲線圖Fig.3 The relationship between boron concentration and the reciprocal of the counting rate

3.2 臨界硼濃度

臨界硼濃度是標準反應性平衡的一個重要參數，本次卸料不換料再啟動過程對所有控制棒全提狀態(ARO)下的臨界硼濃度進行了測量，試驗結果在設計偏差范圍內。表1給出了臨界硼濃度計算值與實測值對比情況。可以看出與壽期初相比，壽期中ARO狀態下臨界硼濃度較低。

表1 ARO狀態臨界硼濃度設計值與測量值(PPM)

3.3 慢化劑溫度系數

反應堆堆芯慢化劑溫度系數(MTC)是表征反應堆固有安全性的重要參數，負慢化劑溫度系數可維持反應堆自穩特性。因堆芯慢化劑溫度系數無法直接測量獲得，一般通過測量堆芯等溫溫度系數間接獲得慢化劑溫度系數。反應堆等溫溫度系數包含了慢化劑溫度系數和燃料溫度系數(多普勒溫度系數)兩種效應，燃料溫度系數通過理論計算得出。

反應堆慢化劑中子慢化能力隨硼濃度降低而逐漸增強，因本次啟動是壽期中卸料不換料再啟動臨界硼濃度較低，導致慢化劑溫度系數較負，這是難得的通過試驗驗證反應堆慢化劑溫度系數隨燃耗變化特性的機會，本次試驗首次驗證了CPR1000機組等溫溫度系數在壽期中再啟動情況下與理論計算和實測結果的比較情況，結果表明理論計算與實測值吻合較好。證明了反應堆堆芯設計燃耗計算模型是可靠的。表2給出了等溫溫度系數計算值與實測值對比情況。可以看出等溫溫度系數隨燃耗加深逐漸變負，壽期中測量等溫溫度系數的測量偏差隨燃耗加深逐漸加大。因此如選擇在壽期中后期進行慢化劑溫度系數測量試驗，可能無法滿足3.6 PCM/℃的精度要求。

表2 等溫溫度系數設計值與測量值(PCM/℃)

3.4 硼微分價值

反應堆正常運行過程中，通過調整一回路硼濃度來補充反應堆燃料消耗帶來的后備反應性變化，測量硼微分價值可以更準確的計算硼化和系數引入的反應性變化。本次啟動測量的硼微分價值如表3。

表3 硼微分價值設計值與測量值(PCM/PPM)

3.5 控制棒積分價值

對各組控制棒積分價值的測量目的在于驗證控制棒反應性控制功能和停堆裕量等。表4給出了熱態零功率(HZP)狀態下控制棒積分價值計算值與實測值的比較。從表中可以看出，壽期中啟動物理試驗測量控制棒價值的最大計算偏差為-7.7%，仍滿足±10%的驗收標準。

表4 控制棒積分價值測量結果(PCM)

3.6 堆芯功率分布

反應堆臨界及零功率物理試驗結束后，進行沖轉并網及升功率平臺物理試驗，本次升功率階段驗證了30%FP，75%FP和100%FP三個功率平臺中子通量圖測量結果，與理論計算值進行比較，結果表明反應堆熱點因子QT(z)，熱管因子FΔH等安全參數，組件功率偏差(MAP)，徑向功率峰因子(FXY)，堆內堆外軸向功率偏差DA等設計參數滿足驗收準則。其中最大組件功率偏差為3.1%，出現在100%功率平臺，相對功率P<0.9 的邊緣組件中，遠小于15%的驗收標準。證明堆芯功率分布計算值與理論值吻合較好。

表5 升功率中子通量圖測量結果

4 結論

作為CPR1000機組首例在壽期中卸料不換料后進行的啟動物理試驗，紅沿河2號機組首循環壽期中啟動后進行了一系列反應堆物理試驗，測量了大量與反應堆堆芯設計性能相關的設計參數和安全參數，如堆芯臨界硼濃度、慢化劑溫度系數、硼微分價值、控制棒積分價值和反應堆功率分布等，驗證了壽期中反應堆實測參數與理論計算的符合情況，驗證了反應堆相關參數隨燃耗變化的特性。

試驗結果表明：所有反應堆堆芯設計理論參數與實測值符合良好，滿足物理試驗驗收準則。證明了反應堆壽期中長期臨停和卸料不換料后再啟動是安全、可靠的，同時也證明了現在的堆芯核設計對所有燃耗步的計算驗證都是安全、可靠的。

[1] 白成斐.寧德核電站一號機組首循環啟動物理試驗結果分析[J].核科學與工程,2014, 9(3):34.

AnalysisforStartupPhysicsTestofFirstCycleMOLforUnit2ofHongyanheNuclearPowerPlant

DENGPing-jiu,ZHANGHai-zhou,WANGZi-xing,GUOJian,LUOLiang-wei

(Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co., Ltd. Dalian, 116000, China)

Due to insufficient peak regulation capacity of the first cycle of operation, Hongyanhe nuclear power plant Unit Ⅱ were unloading downtime without refueling January to March 2014, and then start the critical phase, and zero power physical tests to verify the circulation lifetime of the reactor core design parameters important. This paper describes the Hongyanhe Unit Ⅱ First Cycle MOL no refueling start physical test theory and experiments, the lifetime starts validated physical test theoretical calculations and experimental results of the degree of compliance, analysis of the reactor the relevant parameters in the beginning of life and the lifetime characteristics change with burnup. The test results show that the theoretical expected value and the measured results are in good agreement, deviation meet the acceptance criteria.

First cycle;Middle of life; Start up; Physics test; Burnup

2017-04-11

鄧平赳(1983—), 男，湖南長沙人，工程師，碩士，主要從事反應堆物理試驗及燃料管理工作

TL375.1

：A

：0258-0918(2017)04-0651-05