核电机组负荷调节制约因素分析

高宇 圣国龙 曹光辉

摘 要：核电机组参加电网负荷调节，会受到一些技术和安全因素的影响。这些因素归纳起来主要表现在增加废水、影响设备可靠性、对核燃料以及人因等方面。该文主要结合国外核电机组参加调峰情况，从上述四个方面进行了分析。

关键词：调峰 废水 设备 核燃料 人因失误

中图分类号：TM623.7 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2012）12（a）-000-02

核电站核安全的总目标在于保护人员、社会和环境免受放射性危害。自从核电技术问世以来，核安全的问题一直受到的社会的普遍关注。在20世纪70年代的前苏联切尔诺贝利事故和80年代的美国三厘岛事故发生以后，核电的发展陷入长时间的停滞时期，直到本世纪初才有所缓和；2011年3月份发生的日本福岛核事故对核电发展也造成了深远的影响。核安全对人员、社会和环境的影响必须受到高度重视，因此，核电负荷调节应充分考虑对安全性的影响。该文从技术和安全性的角度对核电参与电网调节的制约因素进行了分析。

1 核电调峰增加废水

核电站是通过功率补偿棒、温度控制棒、硼浓度配合使用来改变应堆功率的，改变反应堆功率时，功率补偿棒下插到整定棒位时如果不能完全满足功率变化的需求，则温度控制棒就会动作加以补偿。但温度控制棒会受到棒位的限制，在正常功率运行期间，其棒位必须位于调节带中部，因此，在负荷变化过程中，当温度控制棒棒位接近调节带上部或下部时，需要通过调节硼浓度将温度控制棒赶到调节带中部。另外，在负荷变化过程中引发的氙浓度变化也需要调节硼浓度对其补偿。所以，几乎每次负荷变动都会涉及到硼浓度调节。下面的示意图表明了硼浓度的调节过程。稀释的时候，需要往一回路中注入清水，硼化的时候，需要往一回路中注入高浓度的硼酸溶液。由于一回路的水装量是一定的，所以在改变硼浓度以调节R棒棒位时，不论是清水还是硼酸注入一回路时都必须有一部分水从一回中排出，以满足一回路的水装量要求。因此，调节硼浓度时，尤其是在稀释过程中必然会从一回路释放出一定量的放射性水等待处理，稀释的越多，释放的水量就越大。

图1 硼调节过程

对于法国百万千瓦机组来说，当机组在整个寿期内基本负荷运行时，三废系统需要处理的水量约为3700 m3；而在当前运行模式下，三废系统需要处理的水量约为5200 m3，三废系统需处理的水量明显增加。如果三废系统处理能力不够，则必然有一定量的放射性物质排放到环境中。

2 核电调峰影响设备可靠性

在进行负荷跟踪时，控制棒在控制棒驱动机构的驱动下在堆芯内上下移动，每移动一步两者之间不可避免的会产生磨损，同时，控制棒与控制棒导向筒之间也存在着磨损。这种磨损使得控制棒的可靠性降低，最终可能导致的结果是控制棒落棒事故、弹棒事故和一回路破口。

EDF认为频繁的升降功率会导致一回路压力边界的疲劳，尤其是对稳压器波动管产生不利影响。反应堆一回路压力边界的完整性是核电站核安全的重要保证，也是反应堆寿期控制的一项重要内容。温度和压力的反复变化产生循环交变应力引起的疲劳破坏对机组的某些设备可靠性会产生影响。对于国内的压水堆机组来说，一回路压力在功率运行时是恒定的，保持在恒定压力下，不论是满功率运行、低功率运行还是负荷跟踪，这个压力都不会改变，因此不必考虑压力的循环交变问题。低功率下稳压器内冷却剂温度仍是一回路恒压对应的饱和温度，但是热管段温度会降低，使稳压器波动管与热管段接口处的温差增大。此时波动管内“热”水注入热端“冷”水中的热分层现象更明显，局部热应力会有所增加。波动管内冷却剂温度分层引起管壁温度分层，在波动管截面产生总体弯曲热应力和局部热应力，并产生波动管非预期大的位移和支撑载荷。热分层引起的热应力增加可能对波动管的完整性构成威胁，也可能导致超出弹簧性支撑的位移形成。

机组在较低功率运行时，还会引起其他常规岛部分重要设备运行方式改变，如：汽水分离再热器、除氧器旁路、汽动主给水泵、汽机蒸汽和疏水系统的疏水阀动作，不利于机组安全稳定运行。

3 核电机组负荷调节对核燃料的影响

美国Exelon运营核电机组在20世纪80年代末90年代初参与过电网的负荷调节，进行过夜间和周末的负荷跟踪运行。然而在当时的堆芯安全分析中，PCMI（燃料包壳相互作用）并未作为主要的考虑因素。后来被越来越多的事实证明PCMI在安全分析中的地位十分重要。所谓PCMI效应是指核燃料芯块与燃料包壳的相互作用[1]。如图2所示，燃料芯块在堆芯运行后，很快因热应力产生裂纹，继而因辐照密实、后又肿胀。当芯块与包壳接触以后，如果堆功率提升快且幅度大，包壳局部可能产生过应力和过应变。因为芯块与包壳的热膨胀不同，芯块膨胀得更大，包壳受到拉应力。同时，裂变产物碘可使包壳内壁某些点萌生微裂纹，在过大的拉应力下这种裂纹会扩展，可贯穿管壁形成破口。若堆功率大幅下降，则同样因热膨胀不同，芯块和包壳的间隙又会出现，运行一段时间之后间隙又闭合，这时快速提升功率且超过原负荷值时，包壳更易破裂，特别是在高燃耗下包壳延展性明显降低时。长期低功率运行持续时间越长，发生II类工况时燃料包壳破损的概率越大。

图2 PCI效应示意图

此外，对于频繁的负荷变化来说，虽然不会由于PCMI效应导致包壳直接损坏，但是燃料芯块由于不均匀的热膨胀形成沙漏状结构，包壳在对应的芯块肩部产生环脊，并导致环脊附近局部应力集中。在负荷频繁变动的情况下，局部应力总是集中随功率的变化而变化，有可能导致包壳局部疲劳破损。Exelon运营的Braidwood和Byron核电站均发生过燃料包壳破损事件，这些事件均是在反应堆功率提升过程中发生的。图3是美国Byron核电站在升功率过程中由于PCMI效应造成的燃料包壳出现裂纹以及部分缺失的示意图。

图3 燃料包壳出现裂纹以及部分缺失的示意图

4 其他

核电机组参加调峰还会造成机组设备故障增多造成非计划停堆。核电机组参加调峰使机组控制难度增加，引发人因故障。法国、美国和韩国三个国家2007-2009年因设备故障和人因问题导致机组停堆小时数[2-4]如表1所示。

对2007-2009年IAEA（国际原子能机构）对法、美、韩三国核电机组由于人因失误导致的发电小时数损失进行的统计见表2。

通过法国、美国、韩国2007-2009年运行数据的对比，发现法国核电机组因设备故障和人因失误导致机组停堆小时数远高于美国和韩国。由设备故障原因导致的停堆小时数的差异，可能是由于不同国家采用的核电技术不同，也有可能是管理水平不到导致的，但在一定程度上也反映了运行方式的不同可能会导致运营水平的不同。法国多数核电机组参与调峰，美国和韩国机组均不参与调峰，法国核电机组由于人因失误导致的平均发电小时损失为162 h，美国为6 h，韩国为0 h。法国核电机组人因失误导致的发电小时损失多很重要的一点就是由于实施负荷调节导致的操作增加，反应堆控制难度增大。

5 结语

核电机组参与负荷调节主要有以下几点技术性和安全性的限制：（1）频繁的升降功率必然伴随着频繁的稀释和硼化操作，在这个过程中会产生大量的废水，增加三废系统的负担，如果三废系统处理能力不够，则必然有一定量的放射性物质排放到环境中。（2）频繁的升降功率会增加设备的损耗，尤其是控制棒与控制棒导向管之间磨损容易引发控制棒落棒事故、弹棒事故和一回路破口；频繁的升降功率会导致一回路压力边界的疲劳，尤其是对稳压器波动管的完整性构成了威胁。（3）长期低功率运行带给机组的核安全威胁是PCMI效应导致的燃料包壳破损，频繁的负荷变化来，芯块对包壳的局部应力总是集中随功率的变化而变化，有可能导致包壳局部疲劳破损。（4）频繁的负荷变化使操纵员对机组的控制变得非常困难，在负荷变化的过程中跳机、跳堆的风险比基本负荷运行时大很多。核电负荷调节频繁的法国比基荷运行的美国和韩国人因失误导致的停堆小时数要高很多。总之，若核电机组频繁地参与电网调节，在一定程度上增加了核电机组出现运行事件或事故的风险概率。考虑到核电安全性问题非常敏感，社会公众对核电运行安全性问题非常关注，一旦出现核电运行安全性问题，社会影响将非常大，也有可能会影响到核电在我国的发展。因此，非电网安全迫不得已或者无其他调节手段可用的情况下，最好避免核电机组长期、快速、频繁、深度的参加电网负荷调节。

参考文献

[1] 濮继龙.大亚湾核电站高级运行[M].北京：原子能出版社，1999：65-69.

[2] Iaea.Operating Experience With Nuclear Power Stations In Member States In 2007[R].Interna Tional Atomic Enrgy Agency，Vienna，2008：France，Korea，Usa.

[3] Iaea.Operating Experience With Nuclear Power Stations In Member States In 2008[R].Interna Tional Atomic Enrgy Agency，Vienna，2009：France，Korea，Usa.

[4] Iaea.Operating Experience With Nuclear Power Stations In Member States In 2009[R].Interna Tional Atomic Enrgy Agency，Vienna，2010：France，Korea，Usa.