211116246_核电机组系统性延伸运行的堆芯安全评价及经济性分析

科学研究创
DOI：10.16660/ki.1674-098X.2206-5640-5251
核电机组系统性延伸运行的堆芯安全评价
及经济性分析
炊晓东谭杰*朱东来尹浪
（核动力运行研究所湖北武汉430074）
摘　要：本文提出了系统性延伸运行的概念，分析了系统性延伸运行对换料堆芯安全评价和燃料经济性的影响。

本文基于CPR1000机组现行18个月换料长短循环交替的燃料管理模式，考虑正常运行和系统性延伸运行两种工况，设计两组平衡循环燃料管理方案。

通过数值计算，得到两种工况下堆芯核设计参数、通用关键中子动力学参数、特定事故中子动力学参数，对比两者之间的变化趋势，并与安全分析限值进行比较；同时，从燃料组件成本和发电损失等两方面着手，建立了延伸运行经济性评价模型。

研究结果表明，系统性延伸运行对堆芯换料安全产生轻微的影响，但依然能够被18个月换料安全限值包络，系统性延伸运行可以显著增加燃料循环的经济性。

关键词：系统性延伸运行堆芯安全燃料管理燃料经济性
中图分类号：T L38+4文献标识码：A文章编号：1674-098X(2022)10(b)-0033-06
Core Safety Evaluation and Economic Analysis of Systematic
Stretch-out Operation of Nuclear Power Units
CHUI Xiaodong TAN Jie*ZHU Donglai YIN Lang
( Research Institute of Nuclear Power Operation, Wuhan, Hubei Province, 430074 China ) Abstract: The concept of systematic stretch-out operation is proposed, and the influence of systematic stretch-out operation on on the safety assessment of refueling core and fuel economy is analyzed. This study is based on the current 18 month refueling long and short cycle alternating fuel management mode of CPR1000 unit, considering two working conditions of normal operation and systematic stretch-out operation, design two groups of balanced cycle fuel management patterns. Through numerical calculation, the core nuclear design parameters, general key neutron dynamics parameters and specific accident neutron dynamics parameters under two working conditions are obtained. The variation trends between them are compared and compared with the safety analysis limits. At the same time, the economic evaluation model of stretch-out operation is established from the two aspects of fuel assembly cost and power generation loss. The results show that the systematic stretch-out operation has a slight impact on the core refueling safety, but it can still be enveloped by the 18 month refueling safety limit; systematic stretch-out operation can significantly increase the economy of fuel cycle.
Key Words: Systematic stretch-out operation; Core safety; Fuel management; Fuel economy
作者简介：炊晓东（1979—），男，硕士，高级工程师，主要从事堆芯物理及热工水力方面的研究工作。

通信作者简介：谭杰（1989—），男，本科，工程师，主要从事堆芯物理及热工水力方面的研究工作。

E-mail：tanjie@cnnp.。

学研究创新
延伸运行（SO）是核电机组在寿期末无法通过稀释或提棒，仅能依靠降温和降功率的负反馈效应来引入正反应性，从而延长反应堆循环长度的灵活性运行方式。

延伸运行的主要目的是合理地安排大修，即通过延伸运行，将大修窗口落在如春节、国庆等负荷低谷，错开电网用电高峰。

相关资料［1］显示，目前，国内18个月换料的核电机组仅论证了偶发性延伸运行的能力，而对系统性延伸运行的相关研究尚处于空白。

偶发性延伸运行表现为两次进行过延伸运行的循环之间间隔了一个或者多个未进行过延伸运行的循环。

而系统性延伸运行表现为各个循环均连续延伸运行。

经调研，国内对延伸运行的影响研究仅针对该单独的循环进行了拓展性分析，而未对延伸运行对接下来几个循环的影响进行迭代和耦合分析。

对于偶发性延伸运行，某次延伸运行导致的组件燃耗加深、功率分布变化等影响在接下来的一个或多个正常循环运行期间逐渐减弱，没有累积，是可以忽略的；而对于系统性延伸运行工况，连续延伸运行导致的组件燃耗加深、功率分布变化等会在多个循环间进行累积和迭代，其对中子动力学参数、功率分布、反应性事故分析等的影响是需要重点关注的。

因此，从换料堆芯安全分析方法论的严密性和包络性角度，笔者认为当前各核电机组对延伸运行的安全分析结论仅适用于偶发性延伸运行工况，对系统性延伸运行则需要进一步开展全面的专项补充安全分析。

本文基于CPR1000机组典型的18个月换料燃料管理策略［2-4］，分别构建正常运行和系统性延伸运行两种工况，在不改变新组件类型和布局的前提下，适度调整旧组件的布置，设计相应的燃料管理方案，对堆芯核设计参数、通用核数据和关键中子学参数、特定事故中子学参数等进行脱耦分析和影响评价，并测算系统性延伸运行的经济性。

1 燃料管理方案
1.1 方案设计
燃料管理方案基于国内核电机组典型的18个月换料燃料管理策略，长、短循环交替，其中，长循环（L）方案包括24组含8根钆棒的新组件、48组含20根钆棒
的新组件；短循环（S）包括24组含8根钆棒的新组件、40组含16根钆棒的新组件。

工况1是长循环和短循环的新、旧组件布置，均参考典型的18个月换料堆芯装载方案，且未进行延伸运行；工况2是长循环和短循环的新组件布置，与工况1保持完全一致，旧组件仅作适当的位置调整以展平功率分布，且长循环和短循环均进行15个等效满功率天（EFPD）的系统性延伸运行（L+SO15和S+SO15）。

通过上述方式，尽可能保证工况2相对于工况1仅有15 EFPD系统性延伸运行这个单一变量的影响。

工况1的长循环和短循环的堆芯装载方案分别见图1和图2。

1.2 计算结果
堆芯核设计结果依然需要满足当前18个月换料的设计准则［5］。

经计算，工况
1和工况2
的堆芯设计主图1　工况1长循环堆芯装载方案
图2　工况1短循环堆芯装载方案
科
学研究创要参数结果见表1，可以看出，系统性延伸运行前后，堆芯设计参数依然能够满足设计准则的要求。

循环长
度方面，长、短循环系统性延伸运行合计30EFPD ，实际
有效增加循环长度为19.1 EFPD ，这是由于系统性延伸
运行导致当前装载方案的循环燃耗整体加深，再入堆
组件的剩余反应性降低，从而使下一循环的自然循环
长度缩短。

径向功率峰因子方面，工况2的堆芯装载
方案略微增加，表明功率分布有所恶化，这是因为工况2的再入堆组件燃耗加深，新旧组件间的剩余反应性差异更大导致的，但是，根据设计经验，该差异是可以通过合理布置旧组件位置来弥补或优化的。

2 堆芯安全评价的影响分析2.1 通用关键中子动力学参数
表2给出了两种工况下长、短循环通用核数据和
关键中子学参数的比较。

受自然循环长度缩短、堆芯
初始临界硼浓度略微降低的影响，慢化剂密度系数呈
负向趋势；受堆芯旧组件燃耗整体加深的影响，堆芯积
累的239Pu 的含量增加，有效缓发中子份额略微减小；
其他参数未呈现明显的趋势性变化规律。

总体而言，所有的通用关键中子学参数均能满足18个月换料安全分析限值的要求，受系统性延伸运行影响较小。

表3　硼稀释事故分析所需的中子学参数
主要参数
工况1工况2
FSAR 限值
L S
L+SO15S+SO15换料停堆和蒸汽发生器检修
硼浓度2300ppm 时堆芯最大有效增值因子0.920.92
0.9160.9170.935
硼微分价值绝对值最大值/(pcm/ppm)
-9.1-9.1-9.1-9.1
-10.3功率运行
最大初始硼浓度/ppm
手动控制19611906195618982100
自动控制19871935198019322050
硼微分价值绝对值最大值/(pcm/ppm)
-6.8-6.9-6.8-6.9-7.9
表1　堆芯核设计主要参数
参数
工况1工况2
FSAR 限值
L S
L+SO15S+SO15循环长
度/(MWd/tU)
20280186522065718993/慢化剂温度系数 /
(pcm/℃)-1.54-2.25-1.67-2.13<0功率峰因子1.44831.45381.45361.4556
<1.481最大组件燃耗 /
(MWd/tU)45800467414645846873<52000最大燃料棒燃耗/
(MWd/tU)47937489044899850126<57000临界硼浓度/ppm 2090195420761938
<2200停堆裕量/pcm
2935275630122743>2300表2　通用关键中子动力学参数结果
主要参数
工况1工况2
FSAR 限值
L S
L+SO15S+SO15慢化剂密度系数
/(pcm/(g·cm 3))最小值0.0080.0010.005
-0.0010最大值
0.5330.5330.5320.5310.58
多普勒温度系数/(pcm/℃)最小负值
-2.01-2.05-2.01-2.04-1.80最大负值
-4.12-4.10-4.13-4.10-4.65有效缓发中子份额最大值0.006520.006420.006510.006420.0075
最小值0.004800.004810.004820.004790.0044
瞬发中子寿命/μS 最大值20.820.521.120.331
R 棒微分价值/(pcm/步)
最小值10.289.5210.259.51
15.00最大值19.3219.2719.3119.2421.00
停堆裕量/pcm
最小值29352756301227432300
学研究创新
2.2 硼稀释事故
表3给出了硼稀释事故分析所需的中子学参数。

换料停堆时，硼浓度为2300ppm 时，堆芯最大有效增殖因子和硼微分价值满足要求。

功率运行时，硼稀释所需的最大初始硼浓度和最大硼微分价值均能满足安全限值的要求，受系统性延伸运行影响较小。

2.3 不可控提棒事故
表4给出了不可控提棒事故分析所需的中子学参数。

次临界或启动时，控制棒组提出和功率运行时单束控制棒组提出的情况下，不同堆芯燃耗深度下的反应性引入速率和最大径向功率峰因子的计算结果均在安全限值内，受系统性延伸运行影响较小。

2.4 落棒事故
表5给出了落棒事故分析所需的中子学参数。

不同堆芯燃耗深度下的最大有效缓发中子份额和反应性引入限值受系统性延伸运行影响较小，且离安全限值还有较大的裕量。

2.5 弹棒事故
表6给出了弹棒事故分析所需的中子学参数。

在寿期末各功率台阶下的最小有效缓发中子份额、最小多普勒负温度系数、最大弹棒价值和弹棒后最大热点因子受系统性延伸运行影响较小，满足安全限值要求。

3 系统性延伸运行的经济性分析
核电经济性分析中，受延伸运行影响的年度成本
表4　不可控提棒事故分析所需的中子学参数
主要参数
工况1工况2
FSAR 限值
L S
L+SO15S+SO15次临界或启动时控制棒组提出
反应性引入速率/(pcm/步)寿期初7557735790
钆峰80788078
100寿期末115114115115140
最大径向功率峰因子寿期初2.832.342.832.343.03
钆峰2.342.562.352.583.50
寿期末2.522.732.522.543.30
功率运行单束控制棒组提出最大径向功率峰因子寿期初
1.681.691.681.681.76
钆峰1.681.691.691.691.76
寿期末1.611.631.611.641.76
表5　落棒事故分析所需的中子学参数
主要参数工况1工况2
FSAR 限值
L S
L+SO15S+SO15最大有效缓发中子份额
寿期初
0.006520.006420.006510.006420.00750钆峰
0.005670.005630.005670.005630.00750寿期末
0.005360.005360.005360.005360.00600反应性引入/pcm
寿期初330345332344428
钆峰406385406385475
寿期末420426421425520
表6　弹棒事故分析所需的中子学参数
主要参数
工况1工况2
FSAR 限值L S
L+SO15S+SO15最小有效
缓发中子份额
0.004780.004800.004780.004800.00440
最小多普勒负温度系数/
(pcm/℃)-2.01-2.05-2.02-2.06-1.80最大弹棒价值/pcm 寿期末、0%FP 425397426398556
寿期末、20%FP 432377435379548寿期末、100%FP 97989698
121弹棒后最大热点因子寿期末、0%FP 22.2320.4322.7620.8730.64
寿期末、20%FP 18.5417.8618.5717.6726.77
寿期末、
100%FP 3.623.363.723.384.19
科
学研究创收益项包括年均发电收益、年均燃料费用和年均大修
费用［6］。

大修周期不变，都是3年2次大修，大修费用
假设相同。

在此，延伸运行经济性分析仅考虑了燃料组件成本和年均发电收益。

3.1 燃料费用的节省
延伸运行导致当前装载方案的循环燃耗整体加深，提高了燃料利用率，节省了成本；同时，延伸运行也导致再入堆组件的剩余反应性降低，从而使下一循环的自然循环长度缩短。

大量工程运行数据表明，对于18个月换料循环，上一循环延伸运行的长度（L ）会使下一循环的自然循环长度缩短约1/3L ~1/2L ，即增加的有效燃耗为1/2L ~2/3L 。

具体的影响程度主要取决于再入堆旧组件中来自上一循环的数量，并与堆芯装载布置相关。

假设堆芯燃料组件总数量为157组，典型18个月换料组件的平均卸料燃耗44300MWd/tU ，延伸运行增加的有效燃耗比例取平均值为7/12，则燃耗收
益可以用如下关系式估算：
15744300
40127
´´´´=F L C in （1）
式中：L 为延伸运行天数，EFPD ；F 为新燃料组件的单价，万元/组。

3.2 发电收益的损失
延伸运行是通过降温和降功率的方式来维持反应性平衡的，降功率必然导致发电量减少，降低发电收
益。

根据延伸运行论证结果［7］
，延伸运行的0-3EFPD ，无须降功率；延伸运行的3-27EFPD ，合计降功率8%FP ，即延伸运行期间降功率速率约为0.2963%FP/EFPD 。

假设乏燃料处置费用为0.026元/（kW·h ），则发
电损失可以用如下关系式估算：
（2）
式中：L 为延伸运行天数，EFPD ；P 为机组额定功率，kW·h ；E 为上网电价，元/（kW·h ）。

综合式（1）、式（2），可得单个循环延伸运行的成本：
C so =C in -C out
（3）
以某电厂为例，取F 为1000万元/组，E 为0.43元/
（kW·h ）［8］
，则延伸运行收益与延伸运行天数的关系
如下：
C SO =
{
82.69L ，0≤L ≤3
-1.56L 2+92.05L -14.04，3<L ≤30
（4）
现对延伸运行的经济性作敏感性分析，分别对燃料组件单价或上网电价上浮20%，延伸运行收益情况见图3。

由图3可知，在目前的上网电价、燃料组件单价和
延伸运行最大可信天数范围内，运行经济性随延伸运行时间的增长而增加，约在30EFPD 达到经济性最大值；当上网电价升高时，延伸运行的经济性效益下降，经济性极值点左移；当燃料组件单价升高时，延伸运行的经济性效益升高，经济性极值点右移，此时，论证更长的延伸运行天数（如国外的60EFPD 延伸运行）显得
尤为必要。

系统性延伸运行的成本为前后两个长、短平衡循
环的延伸运行的成本之和。

在目前的上网电价、燃料组件单价和延伸运行最大可信天数范围内，系统性延伸运行可以显著增加燃料循环的综合经济性。

4 结语
基于CPR1000机组现行典型的18个月换料长短
交替的燃料管理策略，考虑正常运行和系统性延伸运行两种工况，从堆芯设计、
通用核数据和关键中子动力学参数、特定事故中子数参数等方面研究，分析了系统性延伸运行的影响；从燃料组件成本和发电损失等两
方面，建立了延伸运行经济性评价模型，并对燃料组件
图3　延伸运行收益曲线
学研究创新
单价和上网电价两个变量作了敏感性分析。

研究结果表明，在保持新组件布置完全一致、旧组件仅作适当的位置调整的情况下，系统性延伸运行对堆芯装载方案的核数据及中子动力学参数会产生一定的影响，但依然能够被18个月换料安全限值包络；系统性延伸运行可以显著增加燃料循环的经济性，其收益随延伸运行时间、燃料组件单价的增加而增加，随上网电价的增加而降低，且对燃料组件单价更为敏感。

从换料堆芯安全分析方法论的严密性和包络性角度，当前，各核电机组对延伸运行的论证仅适用于偶发性延伸运行工况，电厂在进行系统性延伸运行时，应当开展全面完整的专项安全分析。

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（2）矿井1-2煤四、五盘区、2-2煤三盘区采空区低洼处有一定量的积水，主要对2-2煤回采有一定影响，2-2煤层回采前均采取提前疏放水措施。

周边煤矿采掘范围离井田边界较远，老空水的位置、积水范围及积水量基本清楚，不影响矿井正常生产。

（3）煤矿主要受地表水、基岩孔隙、裂隙水和老空水水害威胁，是影响矿井安全生产的主要隐患。

煤层上覆基岩厚度在百米以上，岩性主要为砂质泥岩，大气降水和地表水体难以直接补给含水层，较大的地表水体在工作面掘进、回采前进行疏放，因此，大气降水和地表水对矿井造成的威胁较小。

（4）煤矿开采过程中，受到采空区水、顶板水威胁，矿井防治水工作主要是采取水文地质补勘、地表导流、井下疏放水、采空区储水管控、疏放水等措施，防治水工作较简单，技术成熟，易于进行。

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