核電機組負(fù)荷調(diào)節(jié)制約因素分析

1、核電機組負(fù)荷調(diào)節(jié)制約因素分析 摘 要：核電機組參加電網(wǎng)負(fù)荷調(diào)節(jié)，會受到一些技術(shù)和安全因素的影響。這些因素歸納起來主要表現(xiàn)在增加廢水、影響設(shè)備可靠性、對核燃料以及人因等方面。該文主要結(jié)合國外核電機組參加調(diào)峰情況，從上述四個方面進(jìn)行了分析。 關(guān)鍵詞：調(diào)峰 廢水 設(shè)備 核燃料 人因失誤 中圖分類號：tm623.7 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：a 文章編號：1674-098x（2012）12（a）-000-02 核電站核安全的總目標(biāo)在于保護(hù)人員、社會和環(huán)境免受放射性危害。自從核電技術(shù)問世以來，核安全的問題一直受到的社會的普遍關(guān)注。在20世紀(jì)70年代的前蘇聯(lián)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(jì)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(yuǎn)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(fù)荷調(diào)節(jié)應(yīng)充分考慮對安全性的影響。該文從技術(shù)和安全性的角度對核電參與電網(wǎng)調(diào)節(jié)的制約因素進(jìn)行了分析。 1 核電調(diào)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(yīng)堆功率的，改變反應(yīng)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(diào)節(jié)帶中部，因此，在負(fù)荷變化過程中，當(dāng)溫度控制棒棒位接近調(diào)節(jié)帶上部或下部

3、時，需要通過調(diào)節(jié)硼濃度將溫度控制棒趕到調(diào)節(jié)帶中部。另外，在負(fù)荷變化過程中引發(fā)的氙濃度變化也需要調(diào)節(jié)硼濃度對其補償。所以，幾乎每次負(fù)荷變動都會涉及到硼濃度調(diào)節(jié)。下面的示意圖表明了硼濃度的調(diào)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(diào)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(diào)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(diào)節(jié)過程 對于法國百萬千瓦機組來說，當(dāng)機組在整個壽

4、期內(nèi)基本負(fù)荷運行時，三廢系統(tǒng)需要處理的水量約為3700 m3；而在當(dāng)前運行模式下，三廢系統(tǒng)需要處理的水量約為5200 m3，三廢系統(tǒng)需處理的水量明顯增加。如果三廢系統(tǒng)處理能力不夠，則必然有一定量的放射性物質(zhì)排放到環(huán)境中。 2 核電調(diào)峰影響設(shè)備可靠性 在進(jìn)行負(fù)荷跟蹤時，控制棒在控制棒驅(qū)動機構(gòu)的驅(qū)動下在堆芯內(nèi)上下移動，每移動一步兩者之間不可避免的會產(chǎn)生磨損，同時，控制棒與控制棒導(dǎo)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(dǎo)致的結(jié)果是控制棒落棒事故、彈棒事故和一回路破口。 edf認(rèn)為頻繁的升降功率會導(dǎo)致一回路壓力邊界的疲勞，尤其是對穩(wěn)壓器波動管產(chǎn)生不利影響。反應(yīng)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(yīng)堆壽期控制的一項重要內(nèi)容。溫度和壓力的反復(fù)變化產(chǎn)生循環(huán)交變應(yīng)力引起的疲勞破壞對機組的某些設(shè)備可靠性會產(chǎn)生影響。對于國內(nèi)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(fù)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(nèi)冷卻劑溫度仍是一回路恒壓對應(yīng)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(nèi)“熱”水注入熱端“冷”水中的熱分層現(xiàn)象更明顯，局部熱應(yīng)力會有所增加。波動管內(nèi)冷卻劑溫度分層引起管壁溫度分層，在波動管截面產(chǎn)生總體彎曲熱應(yīng)力和局部熱應(yīng)力

6、，并產(chǎn)生波動管非預(yù)期大的位移和支撐載荷。熱分層引起的熱應(yīng)力增加可能對波動管的完整性構(gòu)成威脅，也可能導(dǎo)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(shè)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(tǒng)的疏水閥動作，不利于機組安全穩(wěn)定運行。 3 核電機組負(fù)荷調(diào)節(jié)對核燃料的影響 美國exelon運營核電機組在20世紀(jì)80年代末90年代初參與過電網(wǎng)的負(fù)荷調(diào)節(jié)，進(jìn)行過夜間和周末的負(fù)荷跟蹤運行。然而在當(dāng)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(yīng)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(yīng)力產(chǎn)生裂紋，繼而因輻照密實、后又腫脹。當(dāng)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(chǎn)生過應(yīng)力和過應(yīng)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(yīng)力。同時，裂變產(chǎn)物碘可使包殼內(nèi)壁某些點萌生微裂紋，在過大的拉應(yīng)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(xiàn)，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(fù)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(yīng)示意圖 此外，對于頻繁的負(fù)荷變化來說，雖然不會由于pcmi效應(yīng)導(dǎo)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(jié)構(gòu)，包殼在對應(yīng)的芯塊肩部產(chǎn)生環(huán)脊，并導(dǎo)致環(huán)脊附近局部應(yīng)力集中。在負(fù)荷頻繁變動的情況下，局部應(yīng)力總是集中隨功率的變化而變化，有可能導(dǎo)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(yīng)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(yīng)造成的燃料包殼出現(xiàn)裂紋以及部分缺失的示意圖。 圖3 燃料包殼出現(xiàn)裂紋以及部分缺失的示意圖 4 其他 核電機組參加調(diào)峰還會造成

9、機組設(shè)備故障增多造成非計劃停堆。核電機組參加調(diào)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(shè)備故障和人因問題導(dǎo)致機組停堆小時數(shù)2-4如表1所示。 對2007-2009年iaea（國際原子能機構(gòu)）對法、美、韓三國核電機組由于人因失誤導(dǎo)致的發(fā)電小時數(shù)損失進(jìn)行的統(tǒng)計見表2。 通過法國、美國、韓國2007-2009年運行數(shù)據(jù)的對比，發(fā)現(xiàn)法國核電機組因設(shè)備故障和人因失誤導(dǎo)致機組停堆小時數(shù)遠(yuǎn)高于美國和韓國。由設(shè)備故障原因?qū)е碌耐６研r數(shù)的差異，可能是由于不同國家采用的核電技術(shù)不同，也有可能是管理水平不到導(dǎo)致的，但在一定程度上也反映了運行方式的不同可能會導(dǎo)致運營水平的不

10、同。法國多數(shù)核電機組參與調(diào)峰，美國和韓國機組均不參與調(diào)峰，法國核電機組由于人因失誤導(dǎo)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(dǎo)致的發(fā)電小時損失多很重要的一點就是由于實施負(fù)荷調(diào)節(jié)導(dǎo)致的操作增加，反應(yīng)堆控制難度增大。 5 結(jié)語 核電機組參與負(fù)荷調(diào)節(jié)主要有以下幾點技術(shù)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(chǎn)生大量的廢水，增加三廢系統(tǒng)的負(fù)擔(dān)，如果三廢系統(tǒng)處理能力不夠，則必然有一定量的放射性物質(zhì)排放到環(huán)境中。（2）頻繁的升降功率會增加設(shè)備的損耗，尤其是控制棒與控制棒導(dǎo)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(dǎo)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(gòu)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(yīng)導(dǎo)致的燃料包殼破損，頻繁的負(fù)荷變化來，芯塊對包殼的局部應(yīng)力總是集中隨功率的變化而變化，有可能導(dǎo)致包殼局部疲勞破損。（4）頻繁的負(fù)荷變化使操縱員對機組的控制變得非常困難，在負(fù)荷變化的過程中跳機、跳堆的風(fēng)險比基本負(fù)荷運行時大很多。核電負(fù)荷調(diào)節(jié)頻繁的法國比基荷運行的美國和韓國人因失誤導(dǎo)致的停堆小時數(shù)要高很多?？傊艉穗姍C組頻繁地參與電網(wǎng)調(diào)節(jié)，在一定程度上增加了核電機組出現(xiàn)運行事件或事故的風(fēng)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(guān)注，一旦出現(xiàn)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(wǎng)安全迫不得已或者無其他調(diào)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(wǎng)負(fù)荷調(diào)節(jié)。 參考文獻(xiàn) 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