核电站功率控制的问题探讨

郭城

(大亚湾核电运营管理责任有限公司，深圳 518124)

核电站功率控制的问题探讨

郭城

(大亚湾核电运营管理责任有限公司，深圳 518124)

核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发，详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示，进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法，较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下，尽量提高热功率进而提高发电量的方法，对核电站的持续改进有所帮助。

核电站;功率;控制

1 前言

核电站的反应堆是可控的控制功率的反应堆装置，所以功率控制是核电站的重要方面。在基本负荷运行的核电站均追求在反应堆允许的情况下尽量多发电。这个允许的条件是：在反应堆功率设计的安全范围之内。什么因素制约了反应堆的功率?从设计角度在保证充足裕量的前提下，根据相关的事故分析，对反应堆的功率最大值有要求。在核电站的设计基础文件——最终安全分析报告中对核电站反应堆的最大输出功率有明确要求。例如：大亚湾及岭澳核电站的设计值的反应堆输出热功率为2895MW，这个功率通过适当的监控得以保证。而且在运行中，如何通过合理的监控，在保证安全的情况下尽量多发电，这是核电站急需解决的问题。

2 各种功率说法的说明

在各种文件中，经常看见各种各样称谓的功率，下面对各种功率的说法进行说明。

2.1 核功率

核功率指的是核裂变产生的能量。在反应堆压力容器内，核裂变产生的能量约97.4%存在于燃料芯块内，约2.6%的能量被堆芯的结构材料、慢化剂和反射层吸收。堆芯总核功率的计算公式为：

其中，Pn.c为堆芯总核功率;Ef为每次裂变能量;Nf为堆芯平均可裂变核子密度;σf为微观裂变截面;Ф为堆芯的平均热中子通量;Vc为堆芯体积。

在反应堆的实际运行过程中，Ef、σf和Vc基本不变，Nf变化很小，堆芯总核功率Pn.c基本上同堆芯的平均热中子通量Ф成线性关系。我们通过监测整个堆芯体积内的中子通量来监测反应堆的核功率，具体有两种手段：堆外中子测量和堆内中子测量。

堆外中子测量是通过堆外的泄露中子同全堆芯的中子成正比的原理，通过测量堆外的泄露中子，进而推算全堆芯的中子通量，表征堆芯的核功率。测量范围是10－1～5×10+10n/ cm2s，覆盖11个量级，采用3种量程的探测器：2个源量程探测器，2个中间量程探测器，4个功率量程探测器。

堆内中子测量是通过子套管将微裂变室从反应堆下部插入堆芯测量中子通量，分5组，全堆芯共有50个燃料组件具有测量通道。

随着反应堆燃耗的增加，可裂变核子的密度逐渐减小，为保持同样的功率，中子通量需要不断地增加。也就是说，对于同样的中子通量，由于燃耗的不同，发出的核功率是不同的。

因此，在反应堆的运行过程中，需要定期地对堆外中子测量通道进行标定，以使其相同的对数对应同样的核功率，这就是我们所说的GK参数调整。标定的标准是热平衡 (KME)测量的热功率。

2.2 一回路的热功率

一回路的热功率由堆芯的热功率 (堆芯核裂变传递给一回路冷却剂的能量)、三台主泵的热功率、稳压器内电加热器的热功率 (稳定运行时很小，可忽略)等三部分组成，上充下泄的运行对一回路热功率的计算也是一个扰动 (很小，可忽略)。

我们经常采用如下的计算方法计算堆芯热功率：

其中，Pth.c为堆芯热功率;Qp为一回路冷却剂流量;Cp为一回路定压比热容;Tout为堆芯出口温度;Tin为堆芯入口温度。

在稳态工况下，我们认为Qp和Cp是不变的，通过测量堆芯的进出口温度，可用来表征堆芯的热功率。对于堆芯的进出口温度，有三种测量方式：一是每条环路的进出口主管道上装有的宽量程温度计;二是每条环路测温旁路上的窄量程温度计;三是堆芯出口的40个热电偶温度计。

上述公式只是针对稳态工况而言的，对于瞬态工况，还需考虑主泵转速对冷却剂流量的影响。对于稳态工况，产热和传热达到动态平衡，堆芯的热功率和核功率相等，因此在很多文件中，对两者不做特别区分。

一回路总热功率可认为是堆芯热功率和主泵功率之和。

其中，Pth为总热功率;Pth.c为堆芯热功率;Ppunp为主泵功率。

2.3 二回路的功率

二回路的功率指的是SG从一回路带走的热量，在稳定工况下，一、二回路热功率是相互平衡的。一回路传递给二回路的功率可由下式计算：

其中，P2为二回路的热功率;h为SG的传热系数;S为SG的传热面积;Tav为一回路的平均温度;Ts为SG出口的蒸汽温度。

上式只是计算一二回路传递功率的理论算式，实际中，一般通过KME方法测量二回路的热功率。一回路传递给二回路的功率转化为二回路给水的焓升，在稳态工况下，通过测量SG的蒸汽流量、蒸汽压力、SG排污流量和温度、SG的给水流量和温度，通过运算计算出二回路吸收的热量，即二回路的热功率，这也就是KME测量热功率的方法。在测量参数准确度足够的情况下，本方法具有相当的准确性，并且可操作性强，因此，其成为校准其他测量方法的基础方法。

2.4 汽机功率和电功率

汽机功率指汽机输出的轴功率。二回路输出的热功率与汽机理论热效率、相对内效率和机械效率之积即为汽机功率。而汽机功率与发电机效率的乘积就是发电机的电功率。发电机的电功率减去厂用电功率即为上网功率。

在机组的实际运行过程中，核电站汽轮机一般采取喷嘴调节。将调节级的喷嘴分为几组，每组各由一只调节阀控制，通过依次启闭这些调节阀来调节进汽量。蒸汽流量与调节阀门蒸汽流量整定值的关系如下：

喷嘴调节的工作曲线。压力线p1表示调节级后蒸汽压力随汽轮机流量 (即功率)而变化的情况。pΙ、pⅡ、pⅢ和p IV各曲线表示各调节阀由关闭到开足时各组喷嘴前的压力随进汽量而变化的情况。

所以高压缸体调节级的喷嘴后的压力与汽机功率之间有很好的线性关系，因此，我们通过测量汽机高压缸体调节级的喷嘴后的压力GRE(汽机调节系统)023MP和 GRE024MP来表征汽机功率。

图1 蒸汽流量需求高压调节阀方式

图2 喷嘴调节的工作曲线

而发电机的电功率通过直接测量获得。

2.5 综合说明

在主控室中，通过液晶数字表和功率量程的指示可以读出核功率，通过液晶数字表和KIT(集中数据处理系统)中的指示可以读出一回路的热功率，通过读取 GRE023MP和GRE024MP的指示器指示可获得汽机功率，而电功率可通过主控室的液晶数字表和记录仪指示获得，而二回路的热功率通过KME(热平衡实验)获得。

从数据测量到数据显示，一般有仪表测量误差、数据的传递误差、数据的计算误差(包括计算的方法误差和计算过程的误差)和仪表的显示误差，这就给最终的结果带来很大的不确定性。如：对于RPN(核仪表系统)的核功率指示，按设计要求，上述所有误差应小于9%，而我们的超功率停堆保护限制为118%，考虑上述误差，保护定值设为109%。

上述各种功率的测量，方法不同，精度各异，有些测量指示需在机组实际运行的过程中不断调整，因此，为了尽量减小不确定性，我们有必要选取基本的测量方法来作为测量基准，来调整和校核其他方法。

由于KME方法测量的功率比较准确可靠，可操作性强，而在稳态工况下，一、二回路的产热和输热互相平衡，因此将KME方法作为基准方法，用其可校准一回路的核功率和热功率。即根据KME的测量结果，通过调整GK参数来调整RPN的核功率指示，通过调整KIT的流量系数来调整KIT中的一回路热功率指示。

电功率可直接测量，准确易得，结合KME测量的二回路功率，可作为衡量汽机效率的主要指标。

GRE023MP和GRE024MP用来表征汽机功率，同时又是反应堆控制系统获取一回路平均温度参考值Tref的依据，其重要性不言而语。如标定不准，将会影响一回路的平均温度调节。

在机组的实际运行过程中，引入正反应性，将提高核功率;核功率增加后，表征堆芯热功率的进出口温差将增大，堆芯热功率增加;在控制调节的情况下，一回路的平均温度增加，一回路向二回路传热能力增加，传递的热量增加，二回路的热功率增加;蒸汽流量增加，做功能力增加，电功率增加。

3 机组满发问题分析

在讨论机组满发前，首先分析以下机组满发的限制条件：

(1)反应堆不能超过额定热功率(2905MW);

(2)汽轮机不能超速，由于裕度较大，基本可不考虑此问题。

根据上述的分析，就运行控制而言，机组满发的首要限制条件是反应堆的额定热功率，而热功率的测量基准是热平衡 (KIT和RPN的指示根据热平衡的结果进行调整)。在给定一回路热功率的情况下，我们再来讨论二回路的发电能力问题。影响汽轮发电机发电能力的因素有：汽机的理论热效率、汽机的相对内效率、汽机的机械效率和发电机的效率。

在额定热功率下，提高电功率的方法就是尽量提高上述效率。对于给定的电站，上述效率基本以设计给定，变化的范围很小。循环水温度的变化、冷凝器真空的变化和汽水回路配置的改变 (如隔离一列加热器)将会影响到理论热效率，而常规岛的跑、冒、滴、漏等现象将会影响汽机的相对内效率，汽轮机组的润滑、摩擦及平衡情况将影响汽机的机械效率。尽量提高汽轮发电机效率，就是寻找最佳配置，将上述效率提高到能达到的最佳水平。

在大亚湾核电站的技术规范书中对机组的热功率的控制有明确的规定：在连续运行期间，堆芯热功率，包括测量误差在内，必须低于102%Pn。

考虑到前述的热功率测量的问题，为明确相关的要求，后修改为：“连续运行期间，堆芯稳态热功率不超过100%FP(一回路稳态热功率不超过2905MW，堆芯稳态热功率不超过2895MW)，热功率测量误差不超过2%。为满足上述要求，反应堆热功率控制必须遵守以下规定：

(1)禁止堆芯热功率超过102%FP。

(2)任何一个运行值班的8h内，堆芯热功率平均值不超过100%FP。

(3)任何一个运行值班的8h内，堆芯热功率在102%FP水平累计不超过15min;超过101%FP的累计运行时间不超过30min，超过100.5%FP的累计运行时间不超过60min。”如何提高发电量，又不使热功率超过设计值呢?设置102%的原因是由于热功率测量设备的流量测量的不确定性有2%的误差，从而保证任何情况下均不会超过设计值。如果一味地提高热功率的控制值，可能的结果会超出相应的设计限制。如图3所示。

图3 热功率提高的风险

图4 采用超声波流量测量后提高热工率的措施

是否有其他解决方案?在美国的部分核电站提高了其相应的功率限值。采取的措施为：采用精度更高的超声波流量测量装置，从而减少了测量的不准确性。这样就可以在维持热功率限值的前提下，提高机组处理及发电量。如图4所示。

4 结束语

本文从清晰几个功率的说法开始，较全面地分析了核电站如何在核安全保证的情况下，尽量提高热功率进而提高发电量的方法。对核电站的持续改进有所帮助。

［1］郑福裕.压水堆核电厂运行.原子能出版社，1998

［2］翦天聪.汽轮机原理.中国电力出版社，1986

［3］大亚湾核电站.运行技术规范.大亚湾核电站，2004

The Discussion on Power Control of Nuclear Power Plant

GUO Cheng
(DAYA Bay Nuclear Power Operations and Managem ent Co.LTD，Nuclear Training Center，Shenzhen 518124，China)

Power control is an important part of nuclear power plant control.This article analyses the definition，expression，related display of nuclear power power aswellas the accuracy of these definition in detail.Ultimately，the author gives us a method of how to improve power generating capacity of nuclear power plant on the premise of ensuring nuclear safety，which helps continuous improvement of nuclear power plant.

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