秦山核电厂主调节棒组替代方案的研究

《秦山核电厂主调节棒组替代方案的研究》由会员分享，可在线阅读，更多相关《秦山核电厂主调节棒组替代方案的研究（9页珍藏版）》请在金锄头文库上搜索。

1、第十一届反应堆数值计算_ 和粒子输运学术会议暨2 0 0 6 年反应堆物理会议 秦山核电厂主调节棒组替代方案的研究 王丽华1 沈六华1 孔德萍2 l 上海棱工程研究设计院上海2 0 0 2 3 3 ；2 泰山核电公司。浙江海盐，3 1 4 3 0 0 ) 要t 本文以秦山核电厂第九燃料循环为例从堆芯核设计的角度出发，探讨了利用其它调节棒组( 例如 T 3 或T 2 棒组) 替代T 棒组作为主调节棒组的可能性，并对可能的替代方寨进行了较为详细的计算分析分 析结果表明：对于秦山核电厂第九燃料循环，选用中心一束L 棒和四柬T 2 棒作为替代的主调节棒组也是可行 的从而，验证了秦山核电厂在控制棒控制反

2、应性方面的灵活性 关键词：秦山核电厂堆芯核设计主调节棒组替代方案 1 引言 秦山核电厂堆芯共有3 7 束棒束控制组件，按其控制功能可划分为调节棒组和停堆棒组两 大类调节棒组共有2 l 柬，分为四组：T l 棒组( 8 束) 、T 2 棒组( 4 柬) 、T 3 棒组( 4 柬) 、L 棒组 ( 5 束) 。其中，T 4 为主调节棒组，T 3 为次调节棒组。调节棒组主要用来补偿反应堆运行时的快 速反应性变化。停堆棒组共1 6 束，分为两组：A l 棒组( 8 柬) 、A 2 棒组( 8 束) 。停堆棒组主要用 于确保反应堆有足够的热停堆深度。各控制棒组在堆芯内的布置如图l 所示。 在秦山核电厂的

3、实际运行中，即使在满功率运行时，主调节棒组也应部分插入堆芯，以 确保控制棒有足够的快速反应性变化能力，而且，随着燃耗的增加或功率的变化，调节棒组 的棒位也在不断地发生变化，因而，调节棒组的合理布置对堆芯的安全运行显得尤为重要。 对秦山核电厂堆芯而言，T 4 作为主调节棒组的合理性已经过理论和实践的验证 从堆芯物理设计的角度来看，棒束控制组件的布置、数量、分组以及抽插的快慢程度综 合决定了反应堆快速反应性控制的能力。但是，堆芯燃料管理策略的改变，在一定程度上会 影响到反应堆快速反应性控制的能力。包括主调节棒组的选取。实际上，在国外的一些大型 反应堆堆芯核设计中，例如E P R ，就考虑了基于不同

4、的堆芯燃料布置方案而选用不同主调节 棒组的控制方式。这种控制上的灵活性对核电厂控制棒组件的布置和分组的合理性提出了更 高的要求。 本文以秦山核电厂第九燃料循环为例，从堆芯核设计的角度出发，综合考虑安全相关的 设计参数以及设计要求，进行可能的主调节棒组替代方案的研究，从而为实现秦山核电厂以 及3 0 0 M W e 类型压水堆核电厂在控制棒控制反应性能力方面的研究提供重要的参考依据。 2 替代方案的选取 秦山核电厂现在采用的主调节棒组L 由5 束棒束控制组件组成，包括位于堆芯中心位置 的l 柬( 文中简称T 4 1 ) 和位于对角线上的4 束( 文中统称T 4 2 ) 。从T 4 棒组在堆芯中的

5、位置可 以看出所有的主调节棒均位于具有较高功率因子的堆芯内区l j k 这种布置有利于堆芯功率分 布和反应性的控制。 第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议壁2 0 0 6 年反应堆物理会议 在秦山核电厂反应堆堆芯中，还有T ，、T 2 和T l 共三组调节棒组对T 3 和T 2 棒组而言， 它们均由4 柬棒束控制组件组成，且都位于具有较高功率因子的堆芯内区，因此，可以考虑 用T 3 或T 2 棒组替代位子对角线位置上的4 束T 4 2 ，与位于中心位置的l 束T 4 l 。一起作为主调节 棒组的替代方案。对T l 棒组而言，其棒束较多，价值过大，因此，可以排除T l 棒组作为主调 节棒组的

6、可能性。另外，对堆芯反应性控制而言，除确定主调节棒组外，还需确定次调节棒 组及各调节棒组的抽插顺序。结合上述的分析，对秦山核电厂反应堆堆芯而言，可能的主调 节棒组方案有： 1 )原方案：主调节棒组为T 4 棒组( 即T l 和1 “ 4 2 ) ，次调节棒组为T 3 棒组，插入顺序为 T 4 1 + T 4 2 ，T 3 1 “ 2 ，T I ； 2 ) 方案1 ：主调节棒组为T 4 1 棒束和T 3 棒组，次调节棒组为T 4 2 棒组，插入顺序为T 4 I + T 3 ， T 4 2 ，T 2 ，T l ； 3 )方案2 ：主调节棒组为T 4 l 棒柬和T 2 棒组，次调节棒组为T 3 棒组

7、，插入顺序为T 4 l + T 2 ， T 3 ，T 4 2 ，T l 。 3 分析内容及计算结果 为了论证替代方案l 和方案2 的可行性，本文将以秦山核电厂第九燃料循环为例，针对 核设计和安全分析中与调节棒组密切相关的一些问题进行详细研究，主要包括控制棒微积分 价值的计算分析、插入极限的验证以及控制棒提升极限的确定等。 在本文的计算分析中，主要使用了X S E C l 2 1 、D R A G O N l 3 】和S H A N G H I 等程序。其中，X S E C 程序用于能谱计算，D R A G O N 和S H A N 程序则分别用于一维和三维的堆芯计算。 3 1 控制棒微积分价值

8、 控制棒微积分价值是分析控制棒反应性控制能力的基本参数，也是堆芯核设计的重要内 容之一。对秦山核电厂第九燃料循环堆芯，三种控制棒方案在不同工况下的主调节棒积分价 值和插棒后的F 埘如表l 所示。由表中的数据可以看出，采用中心一束T 4 棒和四束T 2 棒为主 调节棒的方案2 ，其棒价值与原方案更为接近，且插棒后的F 胡最小 图2 给出了第九循环堆芯在寿期初、热态零功率、无氙工况下，各控制棒方案的主调节 棒组单独连续提出时的微积分价值曲线；图3 和图4 则分别给出了堆芯在寿期初和寿期末、 热态满功率、平衡氙工况下的微积分价值曲线。 图5 给出了三种控制棒方案按各自的提棒程序重叠( 各棒组的重叠步

9、数依次为9 0 步、9 0 步和7 0 步) 连续提出在寿期初、热态零功率、无氤工况下的微积分价值曲线：图6 和图7 则分别给出了堆芯在寿期初和寿期末、热态满功率、平衡氤工况下的重叠棒微积分价值曲线 需说明的是由于各控制棒方案中的T l 棒组的次序是相同的，因此，三个方案下的T l 棒组单 独提出部分( T l 从7 0 步到2 8 0 步) 的积分价值是相同的。为了更清晰地对图中各曲线进行比 较，在图5 至图7 中略去了这部分曲线。 由图2 至图7 中的曲线同样可以看到，无论是在主调节棒价值还是在微积分价值曲线的 变化规律上，替代方案2 较方案l 更接近子原方案。 5 7 8 第十一届反应堆

10、数值计算和粒子输运学术会议暨2 0 0 6 年反应堆物理会议 3 2 控制棒插入极限 控制棒插入极限是指反应堆在正常运行条件下，控制棒允许插入堆芯的最深限度，其制 定应当满足相关的安全设计限值。且对于反应堆的不同运行功率，需规定不同的控制棒插入 极限。 就秦山核电厂的原控制棒方案而言，在满功率时的插入极限为1 “ 4 = 1 2 6 5 步，T 3 = 2 8 0 步； 在零功率时的插入极限为T 2 0 步，T 3 = 1 9 0 步。对替代方案l 和方案2 ，同样需进行控制棒 插入极限的验证，包括停堆裕量和弹棒价值的计算分析，以及改变主调节棒后对失步事故的 影响。 3 2 1 停堆裕量的验证

11、 由于寿期末的慢化剂温度效应比寿期初的要大得多，相比较而言，控制棒价值的变化较 小因此，对堆芯的安全分析而言，寿期末的热停堆分析能包络寿期初的热停堆分析。 表2 给出了各控制棒方案下第九燃料循环堆芯寿期末热停堆深度的计算结果。其中，正 反应性引入量的不同是由于各控制棒方案的主调节棒价值的差异所导致的。从表中的数据可 以看出，两种控制棒替代方案下的寿期末停堆裕量均满足大于- 2 0 0 0 p c m ( 绝对值) 的设计要求， 且存在较大的裕量。 3 2 2 控制棒弹出事故 控制棒弹出事故属类事故工况，它是由于控制棒密封壳套的机械破裂导致控制棒和驱 动杆弹出堆芯引起的。该事故不仅向堆芯快速引入

12、正反应性，而且造成坏的功率分布，从而 可能造成局部燃料棒的损坏。因此，在核设计中，选择控制棒的布置和分组，确定控制捧的 插入极限，应考虑降低弹棒事故的严重性。 计算表明，原方案的弹棒事故分析参数能包络这两种替代方案下的参数值。而且，在 秦 山核电厂第九燃料循环安全评价报告1 5 1 中已对原控制棒方案下的堆芯进行了弹棒事故分析， 且事故后果能满足相关安全设计准则的要求。因此，对秦山核电厂第九循环堆芯而言，在这 两种控制棒替代方案下的弹棒事故后果也应能满足相关安全设计准则的要求。 3 2 3 控制棒失步事故 控制棒失步事故本质上就是反应堆在堆芯功率分布畸变严重、功率峰较大的不利情况下 进行功率运

13、行。事故的后果也就与功率水平、功率畸变和功率峰大小有关。经初步的计算分 析表明：对秦山核电厂第九燃料循环堆芯而言，寿期初、满功率、主调节棒组中位于对角线 上的一束完全提出堆外，其余四束向下失1 4 步的情况为极限工况。 关于控制棒失步事故的核设计参数，比对原方案与方案1 和方案2 ，可以得到与“控制棒 弹出事故”相类似的结论。 3 3 控制棒提升极限 堆芯核设计准则规定：“在各种功率水平( 包括热态零功率) 下运行时，慢化剂温度系数不 出现正值”。由于第九燃料循环寿期初、热态零功率、无氙、无棒、临界硼浓度为1 4 8 6 2 p p m 时的慢化剂温度系数为+ 3 6 0 p c m C 1

14、6 1 ，为了使慢化剂温度系数不出现正值，必须部分插入控 5 7 9 第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2 0 0 6 年反应堆物理会议 制棒以降低临界硼浓度，这就必须规定控制棒的提升极限。 表3 给出了各控制棒方案下的控制棒提升极限，对于原方案，控制棒的提升极限为： k l = I T 4 2 = 9 9 步，T 3 - - 2 9 0 步；对于方案l ，控制棒的提升极限为：T 4 l = T 3 = 7 9 步，T 4 2 = 2 6 9 步： 对于方案2 ，控制棒的提升极限为：T 4 l = T 2 = 6 0 步，T 3 = 2 5 0 步。由表中的数据可知，在这两种 控制棒替

15、代方案下，通过限定不同的控制棒提升极限，并在不违反控制棒运行条件的情况下， 可以保证慢化剂温度系数不出现正值。 4 结论 通过上述各章节的计算分析，特别是对两种替代方案所进行的微积分价值、插入极限和 提升极限的分析、比较可知，在本文提出的两种控制棒替代方案下，秦山核电厂第九燃料循 环堆芯的相关设计参数均能满足相应的设计要求和安全准则。而且，相比较而言，以T 4 1 和 T 2 为主调节棒组的方案2 较以T 4 l 和T 3 为主调节棒组的方案l 更接近原方案，特别是从控制 棒价值来看，方案2 具有更适当的反应性控制能力。也就是说，对秦山核电厂第九燃料循环 而言。选用中心一束T 4 棒和四束T

16、2 棒作为替代的主调节棒组也是可行的。从而，验证了秦山 核电厂在控制棒控制反应性方面的灵活性。 尽管本文仅对第九循环堆芯进行了相关的计算分析，但就秦山核电厂当前采用的燃料管 理策略而言，第九循环已基本达到平衡循环。因此，本文的研究结论同样适用于当前策略下 的后续燃料循环，从而为秦山核电厂后续循环的实际运行以及3 0 0 M W r e 类型压水堆核电站的 堆芯物理设计提供了参考。另外，此次的研究对秦山核电厂而言尚属首次，且仅从堆芯物理 方面进行了论证，如在核电厂的实际运行中采用该方案，还需与后续循环的换料设计、控制 棒运行条件及反应性控制等方面相结合，进行进一步的可行性论证。 参考文献 I l 】崔士刚等，秦山核电厂第九燃料循环核设计报告，上海核工程研究设计院。2 0 0 4 1 0 。 【2 】钱元春“X S E C 程序使用说明”，上海核工程研究设计院，1 9 9 3 1 2 【3 】司胜义，轴向一维程序D R A G O N 用户手册，上海核工程研究设计院，1 9 9 9 1 2 。