主給水流量測量精度及核電站功率提升研究

郭 林，魏華彤，黃樹亮，尚雪蓮

(中國核電工程有限公司,北京 100840)

0 引言

我國及世界上大部分壓水堆核電站的現行設計是參考NRC 10 CFR附錄[1]或者RG1.76中的規定。核電站應急堆芯冷卻系統(emergency core cooling system,ECCS)安全分析最少要保留2%功率不確定度的分析裕量。因此，必須在大于等于102%的額定功率下執行有關的安全分析[2]。目前，國內核電運行機組的安全分析中，除AP1000機型以外(其使用了超聲波流量計設備后降低不確定度至1%)[3]，其他機組的功率不確定度均是按照2%設計考慮的。NRC 10 CFR附錄K在2000年10月進行了修訂。修訂內容中明確允許執照持有者可以在冷卻劑喪失事故(loss of coolant accident,LOCA)分析中使用的堆芯功率安全裕量小于2%的不確定度，且必須能確定此不確定度是以實際測量不確定度為依據得出的。故小幅功率提升是通過減少原先2%的功率不確定度裕量，使電廠達到目前額定功率之上的發電功率，從而發出更多的電量，但不影響電廠安全[4]。而附錄K的其他要求繼續維持了其保守性，因此在萬一發生LOCA時仍可確保ECCS的性能有足夠的裕量[5]。

1 小幅功率提升的基礎

在核電站運行期間，堆芯功率是十分重要的運行參數。若堆芯熱功率測量值低于實際值，反應堆將在超設計工況下運行，堆芯存在運行安全隱患；反之，如果堆芯熱功率測量值高于實際值，反應堆沒有達到其額定運行條件，反應堆釋放出的熱量以及由此導致的發電量均低于設計值，機組的經濟性將受到影響。

目前，世界上大部分壓水堆核電站的堆芯功率是由核儀表系統核功率測量中的功率量程量模塊測量的。其測量原理主要是通過對反應堆堆外中子通量密度的測量來計算反應堆堆芯的功率。隨著堆芯燃耗的加大、燃耗分布的變化，堆外中子通量密度及分布將會發生變化。每次換料后，堆外的中子通量密度與前一燃料循環期間的密度分布也不一樣。這會造成核儀表系統測得的反應堆堆芯功率的讀數與實際功率經常發生偏差[6]。大部分核電站是在二回路上測量蒸汽發生器給水流量和其他參數，利用試驗儀表系統完成整個熱平衡計算，從而計算反應堆堆芯功率。其測量結果的精度要比核儀表系統的測量結果高得多[7]。因此，可利用該計算結果對核儀表系統功率量程的參數進行校核，從而保證核儀表系統測量的反應堆堆芯功率數據的正確性。俄羅斯設計的水-水高能反應堆(vodo-vodyanoi Energetichasky reactor,VVER)核電站反應堆功率測量系統包括中子通量測量(neutron flux measurement,NFME)系統和堆內測量系統(incore instrumentation system,ICIS)。反應堆功率計算中使用了四種方法，分別為利用一回路參數計算的反應堆功率N1C、利用蒸汽發生器參數計算的反應堆功率NSG、根據自給能探測器計算的反應堆功率NSPND及根據NFME計算的反應堆功率NNFME。反應堆平均熱功率NCORE是利用上述的四種功率通過加權平均來確定的[8]。

主給水流量測量孔板節流裝置結構如圖1所示。

圖1 主給水流量測量孔板節流裝置結構示意圖 Fig.1 Schematic diagram of main feedwater measurement orifice plates

目前，通過蒸汽發生器熱平衡方法計算反應堆堆芯熱功率是工程上的常用方法[9]。國際上采用熱平衡法測量和計算反應堆熱功率的公司有法國電力公司(electricite de franceg，EDF)、美國西屋電氣公司(westinghouse electric corporation，WEC)等。我國的M310改進堆型[10]、三代核電華龍一號[11]也是利用試驗儀表系統完成整個熱平衡試驗計算從而獲取堆芯熱功率的。堆芯熱功率的確定是建立在每臺蒸汽發生器二次焓平衡的基礎上進行的。

以法國電力公司給出的計算分析結果為例，熱功率的不確定度有83.18%是由于給水流量測量的不確定度造成的[12]。由此可見，主給水流量測量的不確定度對于熱功率計算的重要貢獻。故采用更高精度、更高可靠性的主給水流量測量裝置進行主給水流量測量，從而減小反應堆功率的計算不確定度、降低與測量相關的不確定度，并在此基礎上減少不必要的安全裕度，是核電站功率小幅提升的重要方法，也是小幅功率提升的硬件基礎和理論基礎。以往項目中使用的主給水測量孔板測量會產生過大的永久壓力損失[13-14]。測量裝置在長期使用的過程中，隨著磨損和環境效應的影響，其測量不確定度還會逐漸變差，且沒有有效手段進行補償和修正[15]。

根據目前華龍一號示范工程中堆芯熱平衡計算中不確定度的計算公式，以孔板節流裝置測量主給水流量為例進行分析。

主給水流量不確定度與對應堆芯熱平衡不確定度之間的對應關系如表1所示。

由表1可以得到以下結論。

①主給水流量測量不確定度的無限提升對降低堆芯熱平衡不確定度的貢獻越來越小，故無需無限制提升主給水流量測量不確定度；同時，要兼顧設備選型的經濟性。

②目前，主給水文丘里管或者特殊標定的孔板的不確定度也能達到0.5%，但是在運行過程中對不確定度的變化無有效監測手段。文丘里管或者特殊標定的孔板，長期運行后由于磨損等問題不確定度將會降低。由于其無自診斷功能，無法實現不確定度變化顯示和超差的及時提醒。故選用不確定度低的設備，同時還需要考慮其設備在運行期間的可靠性。

③根據核蒸汽供應系統熱平衡試驗導則[16]中的附錄B不確定計算要求，假設堆芯功率是n個獨立變量的函數，功率不確定度可以用標準表示法計算如下:

(1)

式中:W對應Qcore為堆芯功率，其不確定度分解為其中各項獨立變量的不確定度平方和后再開方根的可能極限誤差的計算。

在本文中，僅僅是把主給水流量測量設備從節流裝置孔板更換為超聲波流量計，其不確定度計算的差異主要體現在給水流量測量不確定度的計算中。但是由于每個電站的堆型不同，其不確定度涉及到的各項獨立變量的不確定度不同，比如蒸汽發生器排污、主泵帶來熱量、不確定度計算時的功率水平基礎等，故最終的堆芯功率測量不確定度也不同。

2 小幅功率提升的實施原則

2.1 給水流量測量技術和功率量測的不準度

詳細描述給水流量測量技術針對本電廠的實施細節以及由此帶來的功率提升的報告。報告描述應包括以下項目。

①經批準的專題報告，即采用給水流量測量技術的報告。

②應有一個安全監管機構批準過的、采用同樣給水測量技術的應用作為參考。

③報告需對專題報告和安全評估(安全評估批準了給水流量測量技術的專題報告)中的內容實施于本電廠的情況進行討論。

④在實施給水流量測量技術時，安全監管人員指出的標準應加以強調(如安全監管人員對該技術的批準所包含的標準)。

⑤電廠功率測量不確定度的計算報告。報告需明確確定所有相關的參數以及它們各自對功率測量不確定度的影響情況或者貢獻。

⑥專門闡述維護標定、控制軟件和硬件的配置、執行校正操作、向制造商報告缺陷的程序、接收和解釋制造商缺陷報告的程序方面的信息。這些信息是與所有影響熱功率計算的儀表有關的標定和維護程序。

⑦建議的儀表允許停用時間(指在不確定度超標時到電廠必須要采取后續措施的時間)，以及選擇該時間的技術基礎。

⑧如果超出允許的停用時間，建議采取降低功率等級的措施，并對建議運行在較低功率等級的技術基礎的討論。

2.2 運行事故和瞬態分析

對電廠更新的最終安全分析報告(final safety analysis report,FSAR)中(針對華龍一號為第15 章節)包含的瞬態和事故分析加以闡述；此外，還要闡述為促進電廠獲得許可而要求申請者提交的其他分析報告(即放射性影響、自然循環冷卻、安全殼性能、未能緊急停堆的預期瞬態、全廠失電、確定環境參數所需的分析、安全停堆火災分析、乏燃料池冷卻、水淹等)。

①確定瞬態或事故狀態分析。

②確認并明確描述申請提升的功率等級仍然在該電廠已有的分析范圍內；分析是根據安全監管批準，或是采用安全監管已經批準的方法或步驟得出的。

③確認邊界事件的確定仍然有效，功率提升未導致超出之前界定的邊界事件。

④提供上述第②項提及的安全監管批準過的文件參考。

2.3 功率提升補充運行事故和瞬態分析

這部分涵蓋了電廠 FSAR 中(針對華龍一號是第15 章節)包含的瞬態和事故分析，以及為促進電廠獲得許可而要求申請者提交的其他分析報告(即放射性影響、自然循環冷卻、安全殼性能、未能緊急停堆的預期瞬態、全廠失電、確定環境資質參數所需的分析、安全停堆火災分析、乏燃料池冷卻、水淹等)。

安全監管批準的該電廠換料方法中包括的分析，對執照申請者有以下要求。

①明確該分析包含的瞬態/事故。

②在執行功率提升之前，提供一個明確的重新分析瞬態/事故的保證，且必須與換料方法保持一致。

③在提升的功率等級運行前，如果按照10CFR50.59標準規定，認為有必要經過安全監管審核的話，需明確保證，提交分析報告供安全監管審核。

④提供一個安全監管批準過的電廠換料方法的參考。

對于電廠換料方法中沒有涵蓋的相關分析，申照者應為每個分析提供一份詳細的討論。討論項目如下。

①明確該分析包含的瞬態/事故。

②明確重要的分析輸入項和假設項(包括它們的值)，并明確標出由于功率提升導致改變的值。

③確認事件界限的確定對受分析的瞬態或事故仍然有效。

④確定用于進行分析的方法，并對這些方法中的任何改變加以描述。

⑤提供第④條中安全監管批準的方法的參考。

⑥確認采用的分析遵照了安全監管批準的所有限制和約束。

⑦描述事件的次序，并確定那些可能因為功率提升而發生改變的次序。

⑧描述和證明所選的單一故障的假設。

⑨提供重要參數的數據表，并明確確定由于實施功率提升可能造成改變的參數。

⑩對支持功率提升分析所需的設備能力的任何改變加以討論。例如：水供應容量、閥門泄放能力、水泵的泵出流速、最大壓頭、要求的和可用的凈正吸上壓頭/汽蝕余量(net positive suction head,NPSH)，以及閥門密封能力等。

2.4 機械/結構/材料部件的完整性和設計

本節分析功率提升對電廠主要部件結構完整性的影響。對于現有分析范圍內的部件，討論應包括2.2節中的信息。分析應闡明部件:反應堆壓力容器、噴嘴和支撐件；堆芯支撐結構和壓力容器內部構件；控制棒驅動機構；核蒸汽供應系統(nuclear steam supply system,NSSS)管路、管路支撐件、分支噴管；NSSS 支持系統、安全相關冷卻水系統及安全殼系統；蒸汽發生器接管、二次側內部支撐結構、外殼和噴管；堆芯冷卻泵；穩壓器外殼、噴管和脈動管線；安全相關的閥門在應力；累計使用系數；流體產生的振動；溫度的變化(功率提升前后)；壓力的變化(功率提升前后)；流速的變化(功率提升前后)；高能管線破裂的位置；噴射沖擊和推力等方面在功率提升下造成任何變化的評估。

2.5 電氣設備設計

對于在已有分析范圍內的設備，分析原則應覆蓋第2.2節中的信息。對于不在已有分析范圍內的設備，需要進行詳細的討論，明確其與功率提升相關的變化及相應的評估。具體地，該討論應說明:①應急柴油發電機；②全廠失電設備；③電氣設備的鑒定；④電網穩定性等方面。

2.6 系統設計

功率提升對電廠主系統影響分析原則，對于已有分析范圍內的系統，討論應覆蓋第2.2節中的信息。對于不在已有分析范圍內的系統，需要進行詳細的討論，明確其與功率提升有關的變化及相應的評估。具體地，該討論應說明:①核電站的 NSSS 接口系統(例如，主蒸汽、蒸汽排放、凝結、給水、輔助/應急給水)，如適用；②安全殼系統；③安全相關的冷卻水系統；④乏燃料池存儲和冷卻系統；⑤放射性廢水系統；⑥專設安全設施(engineered safety feature,ESF)加熱、通風以及空調系統。

2.7 技術規范、保護系統設置及應急系統設置的改變

功率提升針對的電廠的技術規范、保護系統的設置和/或應急系統設置的改變的分析原則:①改變的描述；②受這些改變的影響和/或證實改變的有關分析的確認；③這些改變的驗證，包括第2.3節討論的信息，任何證實改變或受其影響的有關分析的驗證。

2.8 其他

其他小幅功率提升的實施原則如下。明確并評估操縱員與功率提升密切相關的行為動作，包括功率提升對操縱員可用操作時間的任何影響的聲明。確認在電廠運行的以下幾個方面，執照申請者已經明確了與所申請的功率提升相關的所有修改，對于保證操縱員行為動作的改變不會對縱深防御或安全裕度產生負面影響:①緊急和異常規程；②控制室的控制、顯示(包括安全參數顯示系統)和報警；③模擬機；④操縱員培訓大綱。

3 經濟效益

以表1中華龍一號項目的計算為例，具體闡述本文研究帶來的經濟性。由于各個核電站的最終功率提升需要以實際計算不確定度為準，且影響的因素較多，為使得計算結果具有一定參考性，保守估計提升的熱功率轉換成對應的電功率為1.0個百分點。根據華龍項目單臺機組1 000 MW的功率計算，按照7 000 h的年利用小時數，可以得出單臺機組年增加發電量為1.0%×1 000 WM×7 000 h=70 000 MWh。上網電價按照0.4元/kWh計算，即400元/MWh。由此可以得出單臺機組年增收益額為:70 000 MWh×400元/MWh=2 800萬元。

4 結論

發展核電是我國能源戰略的重要組成部分。開展核電站功率提升的相關研究，掌握功率提升方法，增加核電機組出力，可以為核電機組的設計優化和核電技術自主創新奠定基礎，從而充分發展核電優勢，提高核電的競爭力。當前，我國主要仍處于核電建設大國的情況下，但在在役核電改造或者擬建設核電站中的小幅功率提升實施方面，還存在一些現實困難和推動力問題。因此，做好相關的技術研究和技術儲備是非常必要的。國外一些核電站發電能力提升的成功經驗，為我國核電站的改造或者優化提供了很好的借鑒。對此，應該充分借鑒國際成功經驗并吸取失敗教訓，自主掌握核電站功率提升技術，使得我國從“核電大國”變成“核電強國”。

本文闡述了小幅功率提升的原因背景、理論基礎、堆芯功率提升實施原則等內容，充分說明在我國在役核電站的小幅功率提升改造或者新建電站直接運用都是理論可行的。在對核電經濟性要求逐步提高的社會背景下，建議在后續新建核電站設計中直接實施小幅功率提升，以提高核電的發電經濟性，同時在役電站的延壽中考慮功率提升技術的應用。