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(xiàn)行設(shè)計是參考NRC 10 CFR附錄[1]或者RG1.76中的規(guī)定。核電站應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)(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(zhí)行有關(guān)的安全分析[2]。目前，國內(nèi)核電運(yùn)行機(jī)組的安全分析中，除AP1000機(jī)型以外(其使用了超聲波流量計設(shè)備后降低不確定度至1%)[3]，其他機(jī)組的功率不確定度均是按照2%設(shè)計考慮的。NRC 10 CFR附錄K在2000年10月進(jìn)行了修訂。修訂內(nèi)容中明確允許執(zhí)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(shí)際測量不確定度為依據(jù)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(dá)到目前額定功率之上的發(fā)電功率，從而發(fā)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(xù)維持了其保守性，因此在萬一發(fā)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(chǔ)

在核電站運(yùn)行期間，堆芯功率是十分重要的運(yùn)行參數(shù)。若堆芯熱功率測量值低于實(shí)際值，反應(yīng)堆將在超設(shè)計工況下運(yùn)行，堆芯存在運(yùn)行安全隱患；反之，如果堆芯熱功率測量值高于實(shí)際值，反應(yīng)堆沒有達(dá)到其額定運(yùn)行條件，反應(yīng)堆釋放出的熱量以及由此導(dǎo)致的發(fā)電量均低于設(shè)計值，機(jī)組的經(jīng)濟(jì)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(tǒng)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(yīng)堆堆外中子通量密度的測量來計算反應(yīng)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(fā)生變化。每次換料后，堆外的中子通量密度與前一燃料循環(huán)期間的密度分布也不一樣。這會造成核儀表系統(tǒng)測得的反應(yīng)堆堆芯功率的讀數(shù)與實(shí)際功率經(jīng)常發(fā)生偏差[6]。大部分核電站是在二回路上測量蒸汽發(fā)生器給水流量和其他參數(shù)，利用試驗(yàn)儀表系統(tǒng)完成整個熱平衡計算，從而計算反應(yīng)堆堆芯功率。其測量結(jié)果的精度要比核儀表系統(tǒng)的測量結(jié)果高得多[7]。因此，可利用該計算結(jié)果對核儀表系統(tǒng)功率量程的參數(shù)進(jìn)行校核，從而保證核儀表系統(tǒng)測量的反應(yīng)堆堆芯功率數(shù)據(jù)的正確性。俄羅斯設(shè)計的水-水高能反應(yīng)堆(vodo-vodyanoi Energetichasky reactor,VVER)核電站反應(yīng)堆功率測量系統(tǒng)包括中子通量測量(neutron flux measurement,NFME)系統(tǒng)和堆內(nèi)測量系統(tǒng)(incore instrumentation system,ICIS)。反應(yīng)堆功率計算中使用了四種方法，分別為利用一回路參數(shù)計算的反應(yīng)堆功率N1C、利用蒸汽發(fā)生器參數(shù)計算的反應(yīng)堆功率NSG、根據(jù)自給能探測器計算的反應(yīng)堆功率NSPND及根據(jù)NFME計算的反應(yīng)堆功率NNFME。反應(yīng)堆平均熱功率NCORE是利用上述的四種功率通過加權(quán)平均來確定的[8]。

主給水流量測量孔板節(jié)流裝置結(jié)構(gòu)如圖1所示。

圖1 主給水流量測量孔板節(jié)流裝置結(jié)構(gòu)示意圖 Fig.1 Schematic diagram of main feedwater measurement orifice plates

目前，通過蒸汽發(fā)生器熱平衡方法計算反應(yīng)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(yīng)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(jìn)堆型[10]、三代核電華龍一號[11]也是利用試驗(yàn)儀表系統(tǒng)完成整個熱平衡試驗(yàn)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(fā)生器二次焓平衡的基礎(chǔ)上進(jìn)行的。

以法國電力公司給出的計算分析結(jié)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(xiàn)。故采用更高精度、更高可靠性的主給水流量測量裝置進(jìn)行主給水流量測量，從而減小反應(yīng)堆功率的計算不確定度、降低與測量相關(guān)的不確定度，并在此基礎(chǔ)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(chǔ)和理論基礎(chǔ)。以往項(xiàng)目中使用的主給水測量孔板測量會產(chǎn)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(huán)境效應(yīng)的影響，其測量不確定度還會逐漸變差，且沒有有效手段進(jìn)行補(bǔ)償和修正[15]。

根據(jù)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(jié)流裝置測量主給水流量為例進(jìn)行分析。

主給水流量不確定度與對應(yīng)堆芯熱平衡不確定度之間的對應(yīng)關(guān)系如表1所示。

由表1可以得到以下結(jié)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(xiàn)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(shè)備選型的經(jīng)濟(jì)性。

②目前，主給水文丘里管或者特殊標(biāo)定的孔板的不確定度也能達(dá)到0.5%，但是在運(yùn)行過程中對不確定度的變化無有效監(jiān)測手段。文丘里管或者特殊標(biāo)定的孔板，長期運(yùn)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(shí)現(xiàn)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(shè)備，同時還需要考慮其設(shè)備在運(yùn)行期間的可靠性。

③根據(jù)核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)熱平衡試驗(yàn)導(dǎo)則[16]中的附錄B不確定計算要求，假設(shè)堆芯功率是n個獨(dú)立變量的函數(shù)，功率不確定度可以用標(biāo)準(zhǔn)表示法計算如下:

(1)

式中:W對應(yīng)Qcore為堆芯功率，其不確定度分解為其中各項(xiàng)獨(dú)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(shè)備從節(jié)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(xiàn)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(xiàng)獨(dú)立變量的不確定度不同，比如蒸汽發(fā)生器排污、主泵帶來熱量、不確定度計算時的功率水平基礎(chǔ)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(shí)施原則

2.1 給水流量測量技術(shù)和功率量測的不準(zhǔn)度

詳細(xì)描述給水流量測量技術(shù)針對本電廠的實(shí)施細(xì)節(jié)以及由此帶來的功率提升的報告。報告描述應(yīng)包括以下項(xiàng)目。

①經(jīng)批準(zhǔn)的專題報告，即采用給水流量測量技術(shù)的報告。

②應(yīng)有一個安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)批準(zhǔn)過的、采用同樣給水測量技術(shù)的應(yīng)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(zhǔn)了給水流量測量技術(shù)的專題報告)中的內(nèi)容實(shí)施于本電廠的情況進(jìn)行討論。

④在實(shí)施給水流量測量技術(shù)時，安全監(jiān)管人員指出的標(biāo)準(zhǔn)應(yīng)加以強(qiáng)調(diào)(如安全監(jiān)管人員對該技術(shù)的批準(zhǔn)所包含的標(biāo)準(zhǔn))。

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(guān)的參數(shù)以及它們各自對功率測量不確定度的影響情況或者貢獻(xiàn)。

⑥專門闡述維護(hù)標(biāo)定、控制軟件和硬件的配置、執(zhí)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(guān)的標(biāo)定和維護(hù)程序。

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

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(yùn)行在較低功率等級的技術(shù)基礎(chǔ)的討論。

2.2 運(yùn)行事故和瞬態(tài)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(jié))包含的瞬態(tài)和事故分析加以闡述；此外，還要闡述為促進(jìn)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(huán)冷卻、安全殼性能、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)、全廠失電、確定環(huán)境參數(shù)所需的分析、安全停堆火災(zāi)分析、乏燃料池冷卻、水淹等)。

①確定瞬態(tài)或事故狀態(tài)分析。

②確認(rèn)并明確描述申請?zhí)嵘墓β实燃壢匀辉谠撾姀S已有的分析范圍內(nèi)；分析是根據(jù)安全監(jiān)管批準(zhǔn)，或是采用安全監(jiān)管已經(jīng)批準(zhǔn)的方法或步驟得出的。

③確認(rèn)邊界事件的確定仍然有效，功率提升未導(dǎo)致超出之前界定的邊界事件。

④提供上述第②項(xiàng)提及的安全監(jiān)管批準(zhǔn)過的文件參考。

2.3 功率提升補(bǔ)充運(yùn)行事故和瞬態(tài)分析

這部分涵蓋了電廠 FSAR 中(針對華龍一號是第15 章節(jié))包含的瞬態(tài)和事故分析，以及為促進(jìn)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(huán)冷卻、安全殼性能、未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)、全廠失電、確定環(huán)境資質(zhì)參數(shù)所需的分析、安全停堆火災(zāi)分析、乏燃料池冷卻、水淹等)。

安全監(jiān)管批準(zhǔn)的該電廠換料方法中包括的分析，對執(zhí)照申請者有以下要求。

①明確該分析包含的瞬態(tài)/事故。

②在執(zhí)行功率提升之前，提供一個明確的重新分析瞬態(tài)/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(yùn)行前，如果按照10CFR50.59標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定，認(rèn)為有必要經(jīng)過安全監(jiān)管審核的話，需明確保證，提交分析報告供安全監(jiān)管審核。

④提供一個安全監(jiān)管批準(zhǔn)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(guān)分析，申照者應(yīng)為每個分析提供一份詳細(xì)的討論。討論項(xiàng)目如下。

①明確該分析包含的瞬態(tài)/事故。

②明確重要的分析輸入項(xiàng)和假設(shè)項(xiàng)(包括它們的值)，并明確標(biāo)出由于功率提升導(dǎo)致改變的值。

③確認(rèn)事件界限的確定對受分析的瞬態(tài)或事故仍然有效。

④確定用于進(jìn)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(jiān)管批準(zhǔn)的方法的參考。

⑥確認(rèn)采用的分析遵照了安全監(jiān)管批準(zhǔn)的所有限制和約束。

⑦描述事件的次序，并確定那些可能因?yàn)楣β侍嵘l(fā)生改變的次序。

⑧描述和證明所選的單一故障的假設(shè)。

⑨提供重要參數(shù)的數(shù)據(jù)表，并明確確定由于實(shí)施功率提升可能造成改變的參數(shù)。

⑩對支持功率提升分析所需的設(shè)備能力的任何改變加以討論。例如：水供應(yīng)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(jī)械/結(jié)構(gòu)/材料部件的完整性和設(shè)計

本節(jié)分析功率提升對電廠主要部件結(jié)構(gòu)完整性的影響。對于現(xiàn)有分析范圍內(nèi)的部件，討論應(yīng)包括2.2節(jié)中的信息。分析應(yīng)闡明部件:反應(yīng)堆壓力容器、噴嘴和支撐件；堆芯支撐結(jié)構(gòu)和壓力容器內(nèi)部構(gòu)件；控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)；核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)(nuclear steam supply system,NSSS)管路、管路支撐件、分支噴管；NSSS 支持系統(tǒng)、安全相關(guān)冷卻水系統(tǒng)及安全殼系統(tǒng)；蒸汽發(fā)生器接管、二次側(cè)內(nèi)部支撐結(jié)構(gòu)、外殼和噴管；堆芯冷卻泵；穩(wěn)壓器外殼、噴管和脈動管線；安全相關(guān)的閥門在應(yīng)力；累計使用系數(shù)；流體產(chǎn)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(shè)備設(shè)計

對于在已有分析范圍內(nèi)的設(shè)備，分析原則應(yīng)覆蓋第2.2節(jié)中的信息。對于不在已有分析范圍內(nèi)的設(shè)備，需要進(jìn)行詳細(xì)的討論，明確其與功率提升相關(guān)的變化及相應(yīng)的評估。具體地，該討論應(yīng)說明:①應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)；②全廠失電設(shè)備；③電氣設(shè)備的鑒定；④電網(wǎng)穩(wěn)定性等方面。

2.6 系統(tǒng)設(shè)計

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

2.7 技術(shù)規(guī)范、保護(hù)系統(tǒng)設(shè)置及應(yīng)急系統(tǒng)設(shè)置的改變

功率提升針對的電廠的技術(shù)規(guī)范、保護(hù)系統(tǒng)的設(shè)置和/或應(yīng)急系統(tǒng)設(shè)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(shí)改變的有關(guān)分析的確認(rèn)；③這些改變的驗(yàn)證，包括第2.3節(jié)討論的信息，任何證實(shí)改變或受其影響的有關(guān)分析的驗(yàn)證。

2.8 其他

其他小幅功率提升的實(shí)施原則如下。明確并評估操縱員與功率提升密切相關(guān)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(rèn)在電廠運(yùn)行的以下幾個方面，執(zhí)照申請者已經(jīng)明確了與所申請的功率提升相關(guān)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(chǎn)生負(fù)面影響:①緊急和異常規(guī)程；②控制室的控制、顯示(包括安全參數(shù)顯示系統(tǒng))和報警；③模擬機(jī)；④操縱員培訓(xùn)大綱。

3 經(jīng)濟(jì)效益

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

4 結(jié)論

發(fā)展核電是我國能源戰(zhàn)略的重要組成部分。開展核電站功率提升的相關(guān)研究，掌握功率提升方法，增加核電機(jī)組出力，可以為核電機(jī)組的設(shè)計優(yōu)化和核電技術(shù)自主創(chuàng)新奠定基礎(chǔ)，從而充分發(fā)展核電優(yōu)勢，提高核電的競爭力。當(dāng)前，我國主要仍處于核電建設(shè)大國的情況下，但在在役核電改造或者擬建設(shè)核電站中的小幅功率提升實(shí)施方面，還存在一些現(xiàn)實(shí)困難和推動力問題。因此，做好相關(guān)的技術(shù)研究和技術(shù)儲備是非常必要的。國外一些核電站發(fā)電能力提升的成功經(jīng)驗(yàn)，為我國核電站的改造或者優(yōu)化提供了很好的借鑒。對此，應(yīng)該充分借鑒國際成功經(jīng)驗(yàn)并吸取失敗教訓(xùn)，自主掌握核電站功率提升技術(shù)，使得我國從“核電大國”變成“核電強(qiáng)國”。

本文闡述了小幅功率提升的原因背景、理論基礎(chǔ)、堆芯功率提升實(shí)施原則等內(nèi)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(yùn)用都是理論可行的。在對核電經(jīng)濟(jì)性要求逐步提高的社會背景下，建議在后續(xù)新建核電站設(shè)計中直接實(shí)施小幅功率提升，以提高核電的發(fā)電經(jīng)濟(jì)性，同時在役電站的延壽中考慮功率提升技術(shù)的應(yīng)用。