核電機組負荷調節(jié)制約因素分析

1、核電機組負荷調節(jié)制約因素分析 摘 要：核電機組參加電網負荷調節(jié)，會受到一些技術和安全因素的影響。這些因素歸納起來主要表現在增加廢水、影響設備可靠性、對核燃料以及人因等方面。該文主要結合國外核電機組參加調峰情況，從上述四個方面進行了分析。 關鍵詞：調峰 廢水 設備 核燃料 人因失誤 中圖分類號：tm623.7 文獻標識碼：a 文章編號：1674-098x（2012）12（a）-000-02 核電站核安全的總目標在于保護人員、社會和環(huán)境免受放射性危害。自從核電技術問世以來，核安全的問題一直受到的社會的普遍關注。在20世紀70年代的前蘇聯切爾諾貝利事故和80年代的美國三厘島事故發(fā)生以后，核電的發(fā)展陷

2、入長時間的停滯時期，直到本世紀初才有所緩和；2011年3月份發(fā)生的日本福島核事故對核電發(fā)展也造成了深遠的影響。核安全對人員、社會和環(huán)境的影響必須受到高度重視，因此，核電負荷調節(jié)應充分考慮對安全性的影響。該文從技術和安全性的角度對核電參與電網調節(jié)的制約因素進行了分析。 1 核電調峰增加廢水 核電站是通過功率補償棒、溫度控制棒、硼濃度配合使用來改變應堆功率的，改變反應堆功率時，功率補償棒下插到整定棒位時如果不能完全滿足功率變化的需求，則溫度控制棒就會動作加以補償。但溫度控制棒會受到棒位的限制，在正常功率運行期間，其棒位必須位于調節(jié)帶中部，因此，在負荷變化過程中，當溫度控制棒棒位接近調節(jié)帶上部或下部

3、時，需要通過調節(jié)硼濃度將溫度控制棒趕到調節(jié)帶中部。另外，在負荷變化過程中引發(fā)的氙濃度變化也需要調節(jié)硼濃度對其補償。所以，幾乎每次負荷變動都會涉及到硼濃度調節(jié)。下面的示意圖表明了硼濃度的調節(jié)過程。稀釋的時候，需要往一回路中注入清水，硼化的時候，需要往一回路中注入高濃度的硼酸溶液。由于一回路的水裝量是一定的，所以在改變硼濃度以調節(jié)r棒棒位時，不論是清水還是硼酸注入一回路時都必須有一部分水從一回中排出，以滿足一回路的水裝量要求。因此，調節(jié)硼濃度時，尤其是在稀釋過程中必然會從一回路釋放出一定量的放射性水等待處理，稀釋的越多，釋放的水量就越大。 圖1 硼調節(jié)過程 對于法國百萬千瓦機組來說，當機組在整個壽

4、期內基本負荷運行時，三廢系統需要處理的水量約為3700 m3；而在當前運行模式下，三廢系統需要處理的水量約為5200 m3，三廢系統需處理的水量明顯增加。如果三廢系統處理能力不夠，則必然有一定量的放射性物質排放到環(huán)境中。 2 核電調峰影響設備可靠性 在進行負荷跟蹤時，控制棒在控制棒驅動機構的驅動下在堆芯內上下移動，每移動一步兩者之間不可避免的會產生磨損，同時，控制棒與控制棒導向筒之間也存在著磨損。這種磨損使得控制棒的可靠性降低，最終可能導致的結果是控制棒落棒事故、彈棒事故和一回路破口。 edf認為頻繁的升降功率會導致一回路壓力邊界的疲勞，尤其是對穩(wěn)壓器波動管產生不利影響。反應堆一回路壓力邊界的

5、完整性是核電站核安全的重要保證，也是反應堆壽期控制的一項重要內容。溫度和壓力的反復變化產生循環(huán)交變應力引起的疲勞破壞對機組的某些設備可靠性會產生影響。對于國內的壓水堆機組來說，一回路壓力在功率運行時是恒定的，保持在恒定壓力下，不論是滿功率運行、低功率運行還是負荷跟蹤，這個壓力都不會改變，因此不必考慮壓力的循環(huán)交變問題。低功率下穩(wěn)壓器內冷卻劑溫度仍是一回路恒壓對應的飽和溫度，但是熱管段溫度會降低，使穩(wěn)壓器波動管與熱管段接口處的溫差增大。此時波動管內“熱”水注入熱端“冷”水中的熱分層現象更明顯，局部熱應力會有所增加。波動管內冷卻劑溫度分層引起管壁溫度分層，在波動管截面產生總體彎曲熱應力和局部熱應力

6、，并產生波動管非預期大的位移和支撐載荷。熱分層引起的熱應力增加可能對波動管的完整性構成威脅，也可能導致超出彈簧性支撐的位移形成。 機組在較低功率運行時，還會引起其他常規(guī)島部分重要設備運行方式改變，如：汽水分離再熱器、除氧器旁路、汽動主給水泵、汽機蒸汽和疏水系統的疏水閥動作，不利于機組安全穩(wěn)定運行。 3 核電機組負荷調節(jié)對核燃料的影響 美國exelon運營核電機組在20世紀80年代末90年代初參與過電網的負荷調節(jié)，進行過夜間和周末的負荷跟蹤運行。然而在當時的堆芯安全分析中，pcmi（燃料包殼相互作用）并未作為主要的考慮因素。后來被越來越多的事實證明pcmi在安全分析中的地位十分重要。所謂pcmi

7、效應是指核燃料芯塊與燃料包殼的相互作用1。如圖2所示，燃料芯塊在堆芯運行后，很快因熱應力產生裂紋，繼而因輻照密實、后又腫脹。當芯塊與包殼接觸以后，如果堆功率提升快且幅度大，包殼局部可能產生過應力和過應變。因為芯塊與包殼的熱膨脹不同，芯塊膨脹得更大，包殼受到拉應力。同時，裂變產物碘可使包殼內壁某些點萌生微裂紋，在過大的拉應力下這種裂紋會擴展，可貫穿管壁形成破口。若堆功率大幅下降，則同樣因熱膨脹不同，芯塊和包殼的間隙又會出現，運行一段時間之后間隙又閉合，這時快速提升功率且超過原負荷值時，包殼更易破裂，特別是在高燃耗下包殼延展性明顯降低時。長期低功率運行持續(xù)時間越長，發(fā)生ii類工況時燃料包殼破損的概

8、率越大。 圖2 pci效應示意圖 此外，對于頻繁的負荷變化來說，雖然不會由于pcmi效應導致包殼直接損壞，但是燃料芯塊由于不均勻的熱膨脹形成沙漏狀結構，包殼在對應的芯塊肩部產生環(huán)脊，并導致環(huán)脊附近局部應力集中。在負荷頻繁變動的情況下，局部應力總是集中隨功率的變化而變化，有可能導致包殼局部疲勞破損。exelon運營的braidwood和byron核電站均發(fā)生過燃料包殼破損事件，這些事件均是在反應堆功率提升過程中發(fā)生的。圖3是美國byron核電站在升功率過程中由于pcmi效應造成的燃料包殼出現裂紋以及部分缺失的示意圖。 圖3 燃料包殼出現裂紋以及部分缺失的示意圖 4 其他 核電機組參加調峰還會造成

9、機組設備故障增多造成非計劃停堆。核電機組參加調峰使機組控制難度增加，引發(fā)人因故障。法國、美國和韓國三個國家2007-2009年因設備故障和人因問題導致機組停堆小時數2-4如表1所示。 對2007-2009年iaea（國際原子能機構）對法、美、韓三國核電機組由于人因失誤導致的發(fā)電小時數損失進行的統計見表2。 通過法國、美國、韓國2007-2009年運行數據的對比，發(fā)現法國核電機組因設備故障和人因失誤導致機組停堆小時數遠高于美國和韓國。由設備故障原因導致的停堆小時數的差異，可能是由于不同國家采用的核電技術不同，也有可能是管理水平不到導致的，但在一定程度上也反映了運行方式的不同可能會導致運營水平的不

10、同。法國多數核電機組參與調峰，美國和韓國機組均不參與調峰，法國核電機組由于人因失誤導致的平均發(fā)電小時損失為162 h，美國為6 h，韓國為0 h。法國核電機組人因失誤導致的發(fā)電小時損失多很重要的一點就是由于實施負荷調節(jié)導致的操作增加，反應堆控制難度增大。 5 結語 核電機組參與負荷調節(jié)主要有以下幾點技術性和安全性的限制：（1）頻繁的升降功率必然伴隨著頻繁的稀釋和硼化操作，在這個過程中會產生大量的廢水，增加三廢系統的負擔，如果三廢系統處理能力不夠，則必然有一定量的放射性物質排放到環(huán)境中。（2）頻繁的升降功率會增加設備的損耗，尤其是控制棒與控制棒導向管之間磨損容易引發(fā)控制棒落棒事故、彈棒事故和一回

11、路破口；頻繁的升降功率會導致一回路壓力邊界的疲勞，尤其是對穩(wěn)壓器波動管的完整性構成了威脅。（3）長期低功率運行帶給機組的核安全威脅是pcmi效應導致的燃料包殼破損，頻繁的負荷變化來，芯塊對包殼的局部應力總是集中隨功率的變化而變化，有可能導致包殼局部疲勞破損。（4）頻繁的負荷變化使操縱員對機組的控制變得非常困難，在負荷變化的過程中跳機、跳堆的風險比基本負荷運行時大很多。核電負荷調節(jié)頻繁的法國比基荷運行的美國和韓國人因失誤導致的停堆小時數要高很多。總之，若核電機組頻繁地參與電網調節(jié)，在一定程度上增加了核電機組出現運行事件或事故的風險概率?？紤]到核電安全性問題非常敏感，社會公眾對核電運行安全性問題非

12、常關注，一旦出現核電運行安全性問題，社會影響將非常大，也有可能會影響到核電在我國的發(fā)展。因此，非電網安全迫不得已或者無其他調節(jié)手段可用的情況下，最好避免核電機組長期、快速、頻繁、深度的參加電網負荷調節(jié)。 參考文獻 1 濮繼龍.大亞灣核電站高級運行m.北京：原子能出版社，1999：65-69. 2 iaea.operating experience with nuclear power stations in member states in 2007r.interna tional atomic enrgy agency，vienna，2008：france，korea，usa. 3 iaea.operating experience with nuclear power stations in member states in 2008r.interna tional atomic enrgy