核電機(jī)組負(fù)荷調(diào)節(jié)制約因素分析

1、核電機(jī)組負(fù)荷調(diào)節(jié)制約因素分析 摘 要：核電機(jī)組參加電網(wǎng)負(fù)荷調(diào)節(jié)，會(huì)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(duì)核燃料以及人因等方面。該文主要結(jié)合國外核電機(jī)組參加調(diào)峰情況，從上述四個(gè)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(hào)：tm623.7 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：a 文章編號(hào)：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(huì)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(huì)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(zhǎng)時(shí)間的停滯時(shí)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(duì)核電發(fā)展也造成了深遠(yuǎn)的影響。核安全對(duì)人員、社會(huì)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(duì)安全性的影響。該文從技術(shù)和安全性的角度對(duì)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(bǔ)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(shí)，功率補(bǔ)償棒下插到整定棒位時(shí)如果不能完全滿足功率變化的需求，則溫度控制棒就會(huì)動(dòng)作加以補(bǔ)償。但溫度控制棒會(huì)受到棒位的限制，在正常功率運(yùn)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(shí)，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(duì)其補(bǔ)償。所以，幾乎每次負(fù)荷變動(dòng)都會(huì)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(shí)候，需要往一回路中注入清水，硼化的時(shí)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(shí)，不論是清水還是硼酸注入一回路時(shí)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(shí)，尤其是在稀釋過程中必然會(huì)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(duì)于法國百萬千瓦機(jī)組來說，當(dāng)機(jī)組在整個(gè)壽

4、期內(nèi)基本負(fù)荷運(yùn)行時(shí)，三廢系統(tǒng)需要處理的水量約為3700 m3；而在當(dāng)前運(yùn)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(shí)，控制棒在控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)的驅(qū)動(dòng)下在堆芯內(nèi)上下移動(dòng)，每移動(dòng)一步兩者之間不可避免的會(huì)產(chǎn)生磨損，同時(shí)，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(huì)導(dǎo)致一回路壓力邊界的疲勞，尤其是對(duì)穩(wěn)壓器波動(dòng)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(xiàng)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(duì)機(jī)組的某些設(shè)備可靠性會(huì)產(chǎn)生影響。對(duì)于國內(nèi)的壓水堆機(jī)組來說，一回路壓力在功率運(yùn)行時(shí)是恒定的，保持在恒定壓力下，不論是滿功率運(yùn)行、低功率運(yùn)行還是負(fù)荷跟蹤，這個(gè)壓力都不會(huì)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(duì)應(yīng)的飽和溫度，但是熱管段溫度會(huì)降低，使穩(wěn)壓器波動(dòng)管與熱管段接口處的溫差增大。此時(shí)波動(dòng)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(huì)有所增加。波動(dòng)管內(nèi)冷卻劑溫度分層引起管壁溫度分層，在波動(dòng)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(dòng)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(duì)波動(dòng)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(jī)組在較低功率運(yùn)行時(shí)，還會(huì)引起其他常規(guī)島部分重要設(shè)備運(yùn)行方式改變，如：汽水分離再熱器、除氧器旁路、汽動(dòng)主給水泵、汽機(jī)蒸汽和疏水系統(tǒng)的疏水閥動(dòng)作，不利于機(jī)組安全穩(wěn)定運(yùn)行。 3 核電機(jī)組負(fù)荷調(diào)節(jié)對(duì)核燃料的影響 美國exelon運(yùn)營核電機(jī)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(yùn)行。然而在當(dāng)時(shí)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(shí)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(yùn)行后，很快因熱應(yīng)力產(chǎn)生裂紋，繼而因輻照密實(shí)、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?yàn)樾緣K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(shí)，裂變產(chǎn)物碘可使包殼內(nèi)壁某些點(diǎn)萌生微裂紋，在過大的拉應(yīng)力下這種裂紋會(huì)擴(kuò)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(huì)出現(xiàn)，運(yùn)行一段時(shí)間之后間隙又閉合，這時(shí)快速提升功率且超過原負(fù)荷值時(shí)，包殼更易破裂，特別是在高燃耗下包殼延展性明顯降低時(shí)。長(zhǎng)期低功率運(yùn)行持續(xù)時(shí)間越長(zhǎng)，發(fā)生ii類工況時(shí)燃料包殼破損的概

8、率越大。 圖2 pci效應(yīng)示意圖 此外，對(duì)于頻繁的負(fù)荷變化來說，雖然不會(huì)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(duì)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(dòng)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(yùn)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(jī)組參加調(diào)峰還會(huì)造成

9、機(jī)組設(shè)備故障增多造成非計(jì)劃停堆。核電機(jī)組參加調(diào)峰使機(jī)組控制難度增加，引發(fā)人因故障。法國、美國和韓國三個(gè)國家2007-2009年因設(shè)備故障和人因問題導(dǎo)致機(jī)組停堆小時(shí)數(shù)2-4如表1所示。 對(duì)2007-2009年iaea（國際原子能機(jī)構(gòu)）對(duì)法、美、韓三國核電機(jī)組由于人因失誤導(dǎo)致的發(fā)電小時(shí)數(shù)損失進(jìn)行的統(tǒng)計(jì)見表2。 通過法國、美國、韓國2007-2009年運(yùn)行數(shù)據(jù)的對(duì)比，發(fā)現(xiàn)法國核電機(jī)組因設(shè)備故障和人因失誤導(dǎo)致機(jī)組停堆小時(shí)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(shí)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(yùn)行方式的不同可能會(huì)導(dǎo)致運(yùn)營水平的不

10、同。法國多數(shù)核電機(jī)組參與調(diào)峰，美國和韓國機(jī)組均不參與調(diào)峰，法國核電機(jī)組由于人因失誤導(dǎo)致的平均發(fā)電小時(shí)損失為162 h，美國為6 h，韓國為0 h。法國核電機(jī)組人因失誤導(dǎo)致的發(fā)電小時(shí)損失多很重要的一點(diǎn)就是由于實(shí)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(jī)組參與負(fù)荷調(diào)節(jié)主要有以下幾點(diǎn)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(gè)過程中會(huì)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(huì)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(huì)導(dǎo)致一回路壓力邊界的疲勞，尤其是對(duì)穩(wěn)壓器波動(dòng)管的完整性構(gòu)成了威脅。（3）長(zhǎng)期低功率運(yùn)行帶給機(jī)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(duì)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(duì)機(jī)組的控制變得非常困難，在負(fù)荷變化的過程中跳機(jī)、跳堆的風(fēng)險(xiǎn)比基本負(fù)荷運(yùn)行時(shí)大很多。核電負(fù)荷調(diào)節(jié)頻繁的法國比基荷運(yùn)行的美國和韓國人因失誤導(dǎo)致的停堆小時(shí)數(shù)要高很多?？傊?，若核電機(jī)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(jī)組出現(xiàn)運(yùn)行事件或事故的風(fēng)險(xiǎn)概率?？紤]到核電安全性問題非常敏感，社會(huì)公眾對(duì)核電運(yùn)行安全性問題非

12、常關(guān)注，一旦出現(xiàn)核電運(yùn)行安全性問題，社會(huì)影響將非常大，也有可能會(huì)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(jī)組長(zhǎng)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(jí)運(yùn)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