红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

邓平赳, 张海州,王子兴，郭 建,罗良伟

(辽宁红沿河核电有限公司，辽宁大连116000)

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

邓平赳, 张海州,王子兴，郭 建,罗良伟

(辽宁红沿河核电有限公司，辽宁大连116000)

因电网调峰能力不足，红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中，于2014年1～3月进行了卸料不换料停机检修，再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验，验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验，验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度，分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明，理论预计值与实测结果符合良好，偏差满足验收准则。

首循环；寿期中；启动；物理试验；燃耗

红沿河核电厂2号机组于2013年10月24日首次到达临界状态，2014年5月13日具备商业运行条件。冬季供暖期后,大量热电联产机组参与供暖，导致电网调峰困难。应电网要求，红沿河2号机组于2014年12月4日至2015年3月16日停机，进行了卸料不换料检修。

鉴于红沿河2号机组本次卸料不换料检修处于首循环寿期中，国内尚无核电厂寿期中进行卸料不换料长期检修后启动的经验，为确保机组再装料后堆芯装载图的正确性，同时充分验证反应堆寿期中堆芯物理参数设计的准确性，检查堆芯物理特性参数是否满足核安全及设计标准要求，再启动阶段执行了完整的启动物理试验。

红沿河2号机组首循环寿期中启动物理试验从2015年3月6日23时35分开始启动物理试验，于08日0时47分达到临界状态，随后进行了零功率及升功率物理试验，所有测量结果满足试验验收准则。

本文将介绍该电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验的理论分析结果及其与实测值的比较。

1 堆芯描述

红沿河核电厂2号机组反应堆热功率为2895MW，反应堆运行压力为15.5MPa，反应堆冷却剂总流量为71370m3/h，反应堆堆芯由157个全M5 AFA 3G燃料组件构成；首循环堆芯由1.8%，2.4%，3.1%三种富集度燃料组件组成，对应的组件数目分别为53，52和52，堆芯装载采用out-in 装载方式，高富集度组件装在堆芯外围，低富集度组件按照棋盘式布局装载在堆芯内区。采用分立的硼硅酸盐玻璃作为可燃毒物。首循环堆芯装载与可燃毒物布置图如图1所示。

图1 第一循环堆芯装载和可燃毒物布置图Fig.1 First cycle core loading pattern

反应堆共布置61束控制棒，其中第一循环装入57束控制棒，第二循环后增加4束控制棒。首循环堆芯控制棒布置如图2所示。

图2 第一循环堆芯控制棒束的位置Fig.2 First cycle core RCCA locations

首循环设计的循环长度为12828MWd/tU(320EFPD)，首循环寿期中卸料时的停堆燃耗为8650MWD/TU(216EFPD)，剩余循环长度为4155MWD/TU(104EFPD)。堆芯卸料后再装料堆芯布置方案与卸料前完全一致，可燃毒物棒位置及控制棒位置也与卸料前完全一致。

2 计算程序和计算内容

红沿河核电厂2号机首循环寿期中启动物理试验计算分析包含建模及启动物理试验所需参数的计算。因本次2号机首次启动后已经经历较长时间，反应堆处于寿期中，原寿期初计算的启动物理试验参数已不适应当前机组状态，需要进行重新建模和模拟计算。

本次采用SCIENCE V2软件包，进行三维堆芯计算。SCIENCE V2是成熟的核计算程序，主要包括组件运输计算程序APOLLO2-F，堆芯扩散-燃耗计算程序SMART和稳态扩散燃耗程序ESPADON。

SCIENCE V2在CPR1000机组中有大量成功应用，计算精度满足工程设计要求。

3 现场实施和测量结果比较

3.1 临界

再装料后首次临界是在热态零功率状态下，通过提棒-稀释-提棒操作，使反应堆安全稳定的到达临界状态。具体来讲是先将停堆棒提升至堆顶，将R棒提升至170步，通过大流量系数，小流量系数到临界附近后停止稀释，待硼浓度均匀后，通过提R棒使反应堆临界。为避免过快和意外的反应性引入，导致反应堆非预期临界，在稀释和提棒过程中，通过记录中子计数率，绘制中子计数率倒推曲线来控制稀释和提棒速率。

与正常换料后启动临界不同，本次红沿河2号机组属于寿期中卸料不换料再启动，R棒170步状态下临界硼浓度理论计算值为717ppm，而反应堆初始硼浓度一般为2200ppm。临界操作期间需稀释水量大约为220t，远高于寿期初启动达临界130t稀释水量，大约多了近90t。因稀释量较大，如稀释过程开始确定倒推参考点，稀释过程仍按照中子计数率倒推到0.1停止稀释，稀释停止后次临界度仍将超过1000pcm，R棒提至堆顶也无法使反应堆临界，无法一次临界成功，将导致二次稀释和提棒，增加反应堆临界操作时间。为避免反应堆无法一次临界成功，试验人员通过设置多点参考的办法，在稀释过程中改变倒推参考点，控制中子倒推计数率到0.1，逐步使反应堆逼近临界，避免了稀释不足现象的发生。本次多点参考逐步逼近临界的过程如图3所示,可以看出，采用多点倒推后，大大提高了临界硼浓度预测的精度。

图3 硼浓度CB和计数率倒数之间的关系曲线图Fig.3 The relationship between boron concentration and the reciprocal of the counting rate

3.2 临界硼浓度

临界硼浓度是标准反应性平衡的一个重要参数，本次卸料不换料再启动过程对所有控制棒全提状态(ARO)下的临界硼浓度进行了测量，试验结果在设计偏差范围内。表1给出了临界硼浓度计算值与实测值对比情况。可以看出与寿期初相比，寿期中ARO状态下临界硼浓度较低。

表1 ARO状态临界硼浓度设计值与测量值(PPM)

3.3 慢化剂温度系数

反应堆堆芯慢化剂温度系数(MTC)是表征反应堆固有安全性的重要参数，负慢化剂温度系数可维持反应堆自稳特性。因堆芯慢化剂温度系数无法直接测量获得，一般通过测量堆芯等温温度系数间接获得慢化剂温度系数。反应堆等温温度系数包含了慢化剂温度系数和燃料温度系数(多普勒温度系数)两种效应，燃料温度系数通过理论计算得出。

反应堆慢化剂中子慢化能力随硼浓度降低而逐渐增强，因本次启动是寿期中卸料不换料再启动临界硼浓度较低，导致慢化剂温度系数较负，这是难得的通过试验验证反应堆慢化剂温度系数随燃耗变化特性的机会，本次试验首次验证了CPR1000机组等温温度系数在寿期中再启动情况下与理论计算和实测结果的比较情况，结果表明理论计算与实测值吻合较好。证明了反应堆堆芯设计燃耗计算模型是可靠的。表2给出了等温温度系数计算值与实测值对比情况。可以看出等温温度系数随燃耗加深逐渐变负，寿期中测量等温温度系数的测量偏差随燃耗加深逐渐加大。因此如选择在寿期中后期进行慢化剂温度系数测量试验，可能无法满足3.6 PCM/℃的精度要求。

表2 等温温度系数设计值与测量值(PCM/℃)

3.4 硼微分价值

反应堆正常运行过程中，通过调整一回路硼浓度来补充反应堆燃料消耗带来的后备反应性变化，测量硼微分价值可以更准确的计算硼化和系数引入的反应性变化。本次启动测量的硼微分价值如表3。

表3 硼微分价值设计值与测量值(PCM/PPM)

3.5 控制棒积分价值

对各组控制棒积分价值的测量目的在于验证控制棒反应性控制功能和停堆裕量等。表4给出了热态零功率(HZP)状态下控制棒积分价值计算值与实测值的比较。从表中可以看出，寿期中启动物理试验测量控制棒价值的最大计算偏差为-7.7%，仍满足±10%的验收标准。

表4 控制棒积分价值测量结果(PCM)

3.6 堆芯功率分布

反应堆临界及零功率物理试验结束后，进行冲转并网及升功率平台物理试验，本次升功率阶段验证了30%FP，75%FP和100%FP三个功率平台中子通量图测量结果，与理论计算值进行比较，结果表明反应堆热点因子QT(z)，热管因子FΔH等安全参数，组件功率偏差(MAP)，径向功率峰因子(FXY)，堆内堆外轴向功率偏差DA等设计参数满足验收准则。其中最大组件功率偏差为3.1%，出现在100%功率平台，相对功率P<0.9 的边缘组件中，远小于15%的验收标准。证明堆芯功率分布计算值与理论值吻合较好。

表5 升功率中子通量图测量结果

4 结论

作为CPR1000机组首例在寿期中卸料不换料后进行的启动物理试验，红沿河2号机组首循环寿期中启动后进行了一系列反应堆物理试验，测量了大量与反应堆堆芯设计性能相关的设计参数和安全参数，如堆芯临界硼浓度、慢化剂温度系数、硼微分价值、控制棒积分价值和反应堆功率分布等，验证了寿期中反应堆实测参数与理论计算的符合情况，验证了反应堆相关参数随燃耗变化的特性。

试验结果表明：所有反应堆堆芯设计理论参数与实测值符合良好，满足物理试验验收准则。证明了反应堆寿期中长期临停和卸料不换料后再启动是安全、可靠的，同时也证明了现在的堆芯核设计对所有燃耗步的计算验证都是安全、可靠的。

[1] 白成斐.宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析[J].核科学与工程,2014, 9(3):34.

AnalysisforStartupPhysicsTestofFirstCycleMOLforUnit2ofHongyanheNuclearPowerPlant

DENGPing-jiu,ZHANGHai-zhou,WANGZi-xing,GUOJian,LUOLiang-wei

(Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Co., Ltd. Dalian, 116000, China)

Due to insufficient peak regulation capacity of the first cycle of operation, Hongyanhe nuclear power plant Unit Ⅱ were unloading downtime without refueling January to March 2014, and then start the critical phase, and zero power physical tests to verify the circulation lifetime of the reactor core design parameters important. This paper describes the Hongyanhe Unit Ⅱ First Cycle MOL no refueling start physical test theory and experiments, the lifetime starts validated physical test theoretical calculations and experimental results of the degree of compliance, analysis of the reactor the relevant parameters in the beginning of life and the lifetime characteristics change with burnup. The test results show that the theoretical expected value and the measured results are in good agreement, deviation meet the acceptance criteria.

First cycle;Middle of life; Start up; Physics test; Burnup

2017-04-11

邓平赳(1983—), 男，湖南长沙人，工程师，硕士，主要从事反应堆物理试验及燃料管理工作

TL375.1

：A

：0258-0918(2017)04-0651-05