核电厂反应堆换料安全评价原理与应用

1996年7月5日收到初稿,1996年8月20日收到修改稿。

核动力工程Nuclear Pow er Engineering 第6期年12月第18卷

1997Vol.18.No.6Dec.1997

核电厂反应堆换料安全评价原理与应用

章宗耀咸春宇张虹刘旭东刘昌文李冬生

(中国核动力研究设计院,成都,610041)

介绍了压水堆核电厂换料设计安全评价的原理和方法,重点讨论了换料设计安全评价中的界

分析方法和关键安全参数概念以及应用该方法对大亚湾核电站二号堆第三循环堆芯(U 2C 3)换料设

计的安全评价。

关键词换料设计安全评价堆芯燃料管理界分析方法关键安全参数

1引言

压水堆核电厂换料设计的目的是针对给定的反应堆机械和热工水力设计,根据前一循环的燃料燃耗和该循环用户要求,确定装入堆芯新燃料的富集度、燃料组件数目、新燃料及已部份燃耗燃料组件在堆芯的布置方式,完成换料堆芯性能参数的计算和安全评价,以满足核电厂用户的能量需求、燃耗循环期要求以及反应堆功率分布等预期的安全要求。

换料设计的经济性要求是在满足用户要求的基础上通过对主要设计参数的优化来实现。这些参数是:每次换料的新组件数、燃料富集度、组件装载方式、循环长度以及可能需要的可燃毒物组件数目和性能等。上述换料优化设计必须满足一系列反应堆安全和燃料组件方面的限制。

堆芯换料将影响堆芯动力学参数、控制棒价值和堆芯功率分布,从而影响堆芯热工性能和有关事故分析结论。一般换料燃料组件与前一循环的燃料组件相同,原最佳估算流量和机械设计流量分别用于计算堆芯压降和燃料组件水力学载荷。如果换料组件的结构有某些改变,必须进行换料组件相容性分析。

换料堆芯的安全性通过换料安全评价来确认。安全评价的结论可导致:堆芯装载的再设计;部分或较大装载计划的改变;也可能导致技术规格书的修改;甚至对运行规程作某些必要的适应性修订。

2安全评价原理

换料安全评价的目的是证实现有安全分析文件的适用性。现有安全分析定义为参考安全分析,它包括最终安全分析报告(FSAR)和已提交国家核安全当局、并经其认可的其它有关安全分析资料。参考安全分析报告适用于该电厂反应堆所有循环,因为参考安全分析报告的输入参数包络了所有后续循环的期望值并形成了所谓的/界0。/界分析0的概念是换料安

核动力工程Vol.18.No.6.1997482最小值最大值最小绝对值最大绝对值最小绝对值最大绝对值最小值最大值寿期初(BOL )寿期末(EOL )有效缓发中子份额B ef f 多卜勒温度系数多卜勒功率系数最大微分棒价值最大瞬发中子寿命L p 沿轴向归一化的最小停堆反应性引入

表1关键堆芯动力学参数慢化剂密度系数全评价的基础,它认为对于给定事故,当所有换料安全有关参数(关键安全参数)在界内时,则参考安全分析是适用的,从而确认了该换料堆芯的安全性;相反,当换料关键安全参数超界(超限)时,则需要进行安全再分析,以确认该超界参数对堆芯安全性的影响。所以换料安全评价由以下两部份构成:¹对换料堆芯进行系统的安全评价以确认关键安全参数是否被参考安全分析值所包络;º当关键安全参数超界时,通过安全再分析或评价,确定其对参考安全分析的影响,是否满足特定的设计基准。

2.1界分析概念

界分析概念假设:对于所研究的换料堆芯,如果其关键安全参数保守地处于参考安全分析使用值的界限内,参考安全分析是适用的。界分析方法是一种扰动方法,用对参考堆芯扰动影响的评价替代对每一个换料堆芯新的、完全的安全分析。如果所有的关键安全参数都保守地处在界内,则参考安全分析的假设和结论是适用的,不需要做进一步的安全分析;当换料安全参数超界时,则需要安全再分析或再评价。对于关键安全参数相对于参考分析值小的扰动,界分析方法假设(关键安全参数的单调性和解耦性)是一种合理有效近似,敏感性分析方式的再评价足以确认事故的安全性;对于关键安全参数相对于参考分析值大的非保守性扰动,界分析方法的假设一般是失效的,这就需要进行事故的再分析,确认该扰动仍然可以满足安全准则和设计基准,或者为了确保反应堆的运行安全,需要修改换料设计、技术规格书和运行规程。

事故再分析的分析方法、初始条件和计算机程序应遵循标准规程,采用已经认可的方法和程序,再分析的事故必须继续满足在参考安全分析中所规定的该事故的安全限值和验收准则。

2.2关键安全参数及其检验

关键安全参数即为那些与堆芯有关的参数,该参数的变化是堆芯再布置的结果。如果这些参数有改变,可能影响正常运行和事故工况的后果。界分析概念的有效性与关键安全参数的定义和选择准则密切相关,即表现在:¹对于一个给定事故选择的关键安全参数的完整性;º某一给定关键安全参数对该事故后果影响的单调性(即关键安全参数的/限制方向0);»两个或几个关键安全参数影响的可解耦性。所有有关关键安全参数的定义、选择准则和范围决定了界分析方法的有效性。

关键安全参数可根据其影响范围,分成以下两

类:¹通用关键安全参数(可能影响许多瞬态和事

故);º特定关键安全参数(仅影响某一特定事故)。

2.2.1通用关键安全参数

2.2.1.1关键堆芯动力学参数应检验的堆芯动

力学参数如表1所示。由于堆芯动力学参数限制方

向的不同,某些事故要求保守地使用最大反应性系

数,而另一些事故则要求采用最小的反应性系数。

为了确保界分析方法的合理性,每一个关键安全

参数被假定处于每一个事故分析的最不利限制值

处,该边界值由核设计考虑寿期初或寿期末,满功

率或零功率,插棒或无棒等条件下,选取对该事故

产生最不利工况的组合来确定;为了覆盖整个堆芯

超温$T 保护超功率$T 保护工况Ñ

运行图(堆芯控制图)

主调节棒最大插入限

用于蝇迹图计算的径向功率峰因子F x y

F $H 不确定性

F $H 关系式

DNBR 裕量

L OCA 限值工况Ò

最小DNBR 检验所用F x y 堆芯保护限检验(功率裕量)最大线功率密度检验所用F x y 堆芯保护限值检验(最大线功率QT (Z)和保护图)表2

工况Ñ和工况Ò的关键安全参数检验循环期的影响,有时将BOL 和EOL 两种互不相容的堆芯动力学参数用于同样的分析计算中。例如在提棒事故分析中,保守地采用寿期末的最小多卜勒功率亏损和寿期初最小慢化剂温度系数(绝对值)。再如多卜勒功率系数,它有上界和下界,这是因为该系数对不同事故的限制方向不同,也可能同时影响某一事故的后果,因此对于多卜勒功率系数的检验,应确认换料堆芯的多卜勒功率系数是否在该上下界范围之内。

2.2.1.2工况Ñ(正常运行工况)包络功率分布检验的关键安全参数工况Ñ包络功率分布是检验正常运行图、堆芯热工偏离泡核沸腾比(DNBR)裕量以及冷却剂丧失事故(LOCA)裕量的重要参数。工况Ñ包络功率分布的检验所需的关键安全参数如表2所示。

换料堆芯工况Ñ的堆芯功率分布中包括堆芯各燃耗时刻,不同功率水平以及各种插棒状态下堆芯的径向功率峰因子、轴向功率分布等的改变,可能对运行图边界、堆芯热工限值、堆芯DNBR 及LOCA 堆芯线功率密度限值等产生影响。为了检验反应堆在工况Ñ下功率分布是否被参考分析的包络功率分布所包容,应对关键安全参数(见表2)进行检验。

焓升热通道因子F $H 与功率水平的关系,一般电站参考分析的关系式为

F $H =1.55[1+0.3(1-P r )],1[P r [0

换料堆芯的F $H 计算应考虑采用与参考分析相同的不确定性,并与上述关系式进行比较。

对于DNBR 裕量的检验,应计算工况Ñ所有瞬态下的DNBR 并与参考功率分布(轴向功率偏移A.O=9%,轴向最大相对功率F Z =1.30)的参考值作比较,得出DNBR 裕量蝇迹图。

LOCA 裕量的检验是通过计算工况Ñ下堆芯最大线功率密度的轴向包络分布,并与LOCA 限值进行比较完成的。

2.2.1.3工况Ò(中等频率事故工况)堆芯保护定值关键安全参数

工况Ò堆芯保护定值关键安全参数如表2所示,这些安全参数用于超温$T 和超功率$T 保护定值的检验。

最小DNBR 限值和最大超功率一般取与参考分析同样的值。

径向功率峰因子F x y 在各种棒态下二维计算的结果F x y (2D)用于超温$T 检验,三维计算的F x y (Z)则用于超功率$T 保护。超温$T 堆芯保护限值的检验用功率裕量蝇迹图表示,并与保护图边界值进行比较;超功率保护限值的检验则由计算的最大超功率线功率密度分布QT (Z)与限值进行比较,该限值由118%FP 确定。

2.2.2特定事故关键安全参数有一部分事故分析中所作的与堆芯有关的假设中所涉及到的堆芯参数并不能被上述的关键安全参数所包容,所以还必须讨论这些特定的关键安全参数及其检验,具体特定事故关键安全参数因电厂而异,对大亚湾核电站而言,这些事故是硼稀章宗耀等:核电厂反应堆换料安全评价原理与应用483