核电厂运行物理参数分析

核电厂运行物理参数分析

陈佳蓥,熊致远

海南核电有限公司 南省昌江黎族自治县 572733

摘要：本文选取物理监督中较为常用的参数，对其使用场景、监督手段和涉及到的仪表进行了分析，核电厂运行物理参数对稳定运行有重要意义，保持对运行物理参数的持续跟踪、深入研究，才能不断满足核电厂生产发展要求，达到预期目标。

关键词：反应堆运行物理参数；燃料可靠性；堆芯跟踪；负荷跟踪

前言：

加强对核电厂反应堆运行燃料物理参数管理的研究和持续落实优化举措，一方面可以降低核电厂运行过程中的风险，规避多种因素对核电厂运行的干扰，让核电厂的生产和发展能够得到可靠的支持力量。另一方面则能够促进核电厂反应堆运行技术的优化升级，让核电厂能够更好的处理异常状态、避免严重事故的发生，让核电厂在新时期的经营和发展能够得到更多的认可。由此可见，对核电厂反应堆运行物理参数进行探究是十分必要的，具体策略综述如下。

一、燃料可靠性跟踪

反应堆堆芯的高密度能量与辐射性将其区别于其他的电厂，核燃料更是其动力心脏。电厂核燃料完整与否关系着电厂的核安全、经济效益及社会效益。因此电厂在运行期间应对燃料的完整性进行连续监测，及时了解燃料组件在堆内的运行情况，确保核燃料完整，燃料可靠性指标达国际先进水平，一旦发生燃料破损，严格按技术规格书要求，采取相关的措施，确保反应堆安全。为有效预测燃料棒的堆内辐照行为，需将很多复杂物理现象的形成机理与实验观测相结合，建立合理的模型，且应该有一种简约的判定标准。世界核电运营者协会（WANO）在核电运行指标手册中规定了燃料可靠性指标FRI。FRI是经过对残留铀贡献和功率水平进行修正，并按通用净化率和标称功率下平均功率密度进行归一化处理得到的冷却剂中I-131的稳态平均活度值，通过该值，能够对堆芯燃料破损情况做出判断。FRI的计算需要I-131、I-134的实测稳态平均活度、反应堆平均功率水平、燃料棒线功率密度等物理参数，这些数值由在线监测和放化分析获得。

电厂运行期间燃料完整性监督有两种手段，一是通过在线仪表对反应堆一回路冷却剂γ剂量率进行连续监测，二是监督反应堆冷却剂裂变产物的放化分析结果。在线监测通过电厂辐射监测系统的反应堆冷却剂γ剂量率监测通道对下泄流管道进行监测，可以及时地发现燃料破损迹象，对破损做出响应，事故发生时能对元件包壳总破损率进行估算；放化结果通过化学定期取样完成，它主要监测三组裂变核素——碘组、气体组、铯组——以此对破损组件进行泄露趋势分析，对泄露起因、数量、大小和所在区位的初步估计。

二、堆芯跟踪

根据电厂技术规范要求，在反应堆运行稳定状态下，相关信息设备会自动记录反应堆运行功率数据、硼浓度数据、冷却剂温度数据。加之由人员在堆芯测量系统上实施周期性试验，获得堆芯中子注量率分布、燃料组件出口及压力容器上封头腔室内冷却剂温度和压力容器水位的数据。以这些数据信息为基础能够有效地进行堆芯跟踪，经过物理计算还能验证反应堆运行程序和有关方法的应用成果，以此获得反应堆的外推燃耗、硼浓度偏差等，通过持续跟踪识别异常情况，使核电厂能够及时做出反应。

针对堆芯测量系统的功能设计和设置应用策略，对其参数进行研究：其一，温度测量的处理过程在堆芯冷却监测机柜中实现，它采集堆芯热电偶信号，接收环路热段温度、反应堆冷却剂压力等信号，根据校验后的一次侧压力计算饱和温度，并得出基于实际温度输入的过冷裕度。其二，中子注量率数据与其他从DCS接收到的数据相结合，由数据处理软件确定测得三维功率分布。它能够在启堆期间验证寿期初的功率分布是否符合设计要求，在运行期间监测各燃料组件燃耗，并校准堆外核仪表系数。其三，堆芯测量系统的温度测量与压力容器水位测量不直接承担安全功能，但在事故工况下该系统可以连续进行温度和过冷裕度计算，指示堆芯的未覆盖率，提供足够的信息以保证事故和事故后工况下运行人员了解堆芯温度、堆芯淹没情况和堆芯过冷裕度的变化趋势。这对于核电厂反应堆运行安全有着极大的帮助，因此应充分的发挥堆跟踪的作用，促进核电厂的稳定生产和发展。

其次，对具体实施策略展开几点研究：首先，为了保证核电厂反应堆运行分析的有效性，在使用三维节块程序进行物理计算跟踪时，还应当加强对核电厂反应堆运行史、测量数据等进行针对性的分析与处理，在这一过程中核电厂还需遵循基本原则，对反应堆运行功率水平、燃耗等进行针对性的计算，依据物理计算成果进行等效处理，反映出核电厂反应堆运行的真实状态。其次，通过定期试验与日常跟踪，观察仪表偏差，在偏差较大时及时进行刻度系数的修改，保证仪表的精度，并且满足电厂技术规范的要求。

三、负荷跟踪研究

负荷跟踪运行是核电厂反应堆运行物理跟踪控制和动力运行中十分重要的一个部分，对核电厂反应堆运行的稳定性和可靠性有着极大的影响。从简单的角度上来讲，负荷跟踪就是对昼夜变化循环下核电厂反应堆负荷变化的一种补偿机制，在一天二十四小时之内，负荷运行满功率达到十二个小时或以上，以及三小时之内线性降功率达到了30%或以上额定功率的任何一个功率水平线上，保持时间在六个小时以上，最后三小时之内重新回归到满功率上。核电厂反应堆运行的负荷标准以反应堆反应性、测试手段、反应堆功率等为基础，也就是说反应堆负荷标准是根据一回路温度平均值以及压力限值等多种条件综合化定义的运行工况表现。为了保证负荷跟踪运行下核电厂动力系统的稳定运行，还需积极的落实相关措施，满足负荷跟踪要求。在负荷跟踪的工况下，需要堆芯操纵员和汽轮机操纵员的手动配合，核电厂应当调配专业性和经验都较强的工作人员参与其中，以此保证手动调节的有效性和精准性，满足电网的发电要求，达到核电厂反应堆运行生产下的目标，更好的进行能源的产出，满足供给需求。其次，核电厂应当加强对蒸汽供给透平机组的应用，对核电厂反应堆进行进一步的负荷跟踪，及时的进行堆芯控制调整，更好的吸收体量来改变核电厂反应堆功率，同时保证在这一过程中核电厂反应堆负荷跟踪运行的安全性和可靠性。

四、延伸运行

为了适应电网负荷调配，适应大修日期安排，提高停机窗口安排的灵活性，适当提高燃料使用的经济型，核电厂可以采用在反应堆自然循环的末期进行进一步燃耗延长的做法，以下将对延长循环期的具体实施措施展开研究：第一，为了向堆芯引入反应性，可以通过降低冷却剂温度长期低功率运行来实施。第二，延伸运行不得突破燃料燃耗上限，并且需要对相关运行限制、堆芯核设计、事故分析等进行论证，还需对因平均温度参考值的变化而受影响的控制或保护系统参数进行相应调整。第三，以降低功率的方式来延长循环期对堆芯功率分布和堆外核测量系统影响较为显著。延伸运行时功率分布向堆芯上部倾斜，轴向功率偏差（ΔI）偏正，因此在延伸运行期间应根据参考温度修改轴向功率偏移（AO）。延伸运行时堆芯平均温度降低，硼浓度升高，逃逸出堆外的中子数降低，堆外核测系统的敏感度降低，因此需要在延伸后对堆外核测系统的测量系数进行校核，且定时校验系统精度，保证功率跟踪的正确。

延伸运行的过程中核电厂不需要采取较为特殊的手段对堆芯进行进一步的控制调整，不过核电厂还需明确在这一措施实施下的反应性有限，也就是循环期的延长时间有限，在达到一定限度后核电厂需要及时的停止，以保证核电厂能够始终保持稳定的反应堆运行状态，保证核电厂运行发展的稳定性和安全性，得到电网所需的生产产量。

结束语：

综上所述，核电厂反应堆运行物理参数研究，对于核电厂在新时期的经营和生产有着较大的有效，核电厂必须对此重视起来，从多方面着手进行核电厂反应堆运行物理参数的深度研究，从堆芯跟踪等各个方面着手进行技术升级和理论丰富，让核电厂可以在未来的长期运行和生产中得到更为可靠的助力，创造出更多的优质成果。

参考文献：

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