壓水堆核電機組負荷跟蹤

反應堆負荷跟蹤系統是指通過實施調節核反應堆輸出功率，使核電機組實時的電力生產與電力消耗相平衡，實現調峰運行。壓水堆核電廠負荷跟蹤模式能夠有效協調機組產能與電網需求，延長燃料的循環壽期，提高機組運行的經濟性能，具有高度複雜、非線性、時變等特點。典型壓水堆核電廠負荷跟蹤控制系統由兩部分組成：冷卻劑平均溫度調節系統和汽輪機負荷信號控制的功率控制系統。

基本介紹

• 中文名：壓水堆核電機組負荷跟蹤
• 外文名：Load tracing of PWRnuclear power unit
• 學科：電氣工程
• 領域：能源利用
• 功能：平衡機組電力輸出與電網需求平衡
• 特點：高複雜性、非線性、時變形

背景

核電機組由於其技術和經濟特性要求，適於承擔系統基本負荷，國內已投產的核電機組也基本運行在負荷曲線的基荷部分，不參與電網調峰。未來10年，中國積極推進核電建設，預計2020年核電裝機規模將達到7000萬-8000萬kW，廣東、浙江、福建、海南4省的核電裝機比例將分別達到19%,22%，21%和29%。隨著裝機比例的提高，核電機組的負荷跟蹤能力，日益成為影響系統安全經濟運行、電網及電源結構發展，乃至核電自身發展的重要因素。根據國家核電發展規劃，壓水堆核電技術是未來發展的主流。在廣泛調查研究的基礎上，對壓水堆核電機組功率調節方式、負荷跟蹤技術的演進以及主要堆型的負荷跟蹤能力進行了綜述，並介紹了國外核電機組參與負荷跟蹤的實際經驗。

壓水堆核電機組功率調節的主要手段

核電機組的負荷跟蹤能力，是通過調節核反應堆輸出功率來實現的。壓水堆核電機組調節功率主要有調節硼濃度和調節控制棒位置兩種手段。調低硼濃度或提升控制棒在堆芯的位置，均可使反應堆功率上升；反之，則降低反應堆功率。硼濃度的變化速度較慢，因而調節反應堆功率的速度也較慢。另外，堆功率要進行頻繁的升降時，如果單獨以調節硼濃度的方式來跟蹤這種升降，則要對一次冷卻劑進行頻繁的稀釋和硼化，這樣會產生大量待回收的硼溶液，使硼回收系統難以應付。因此，調節硼濃度這一方式，不能滿足快速功率調節的要求，只能進行較緩慢的堆功率調節。控制棒調節功率的速度比較快，但在運行中，當功率控制棒從堆芯底部開始向上抽出，特別是當功率棒長期插入堆芯時，會導致堆芯軸向功率分布不平衡，由此還會引起堆芯軸向核燃料消耗程度不平衡等問題。因此使用該手段也有一系列的約束。壓水堆核電機組負荷跟蹤能力的演進，主要是基於對第2種調節手段的改進實現的。

壓水堆核電機組負荷跟蹤技術的演進

從“機跟堆”到“堆跟機”

電力系統生產和消費實時平衡的特點，要求併網的所有發電機組協調發電功率，實時跟蹤負荷變化。在這種協調中，會對核電站的發電功率產生一定的約束。對於這種約束，可以有兩種處理方式，即核電站有以下兩種運行模式。

（1）“機跟堆”模式

“機跟堆”模式不要求核電機組參與負荷調節。這種模式下，反應堆能輸出多少功率的能量，發電機就向電網輸出相應的電量。它優先考慮核電站，有利於核電站安全、經濟地運行，而不要求反應堆功率做頻繁調節。但這種模式對併網的其他發電機組不利，特別是缺乏合理的調峰輔助服務補償機制的情況下，難以調動其他機組參與負荷調節的積極性。

（2）“堆跟機”模式

“堆跟機”模式要求核電機組在一定範圍內調節發電功率，以跟蹤電力系統負荷變化。它對核電站的反應堆功率調節系統提出了更高的要求，要求反應堆功率能夠跟隨核電站發電機功率的變化。反應堆這種頻繁的功率變化對於其運行會產生一定的不利影響，需要採用相應的技術措施來解決。

世界上早期建造的核電站，基本上都採用“機跟堆”模式，即核電站不參與電網的功率調節。但隨著核電的發展，核電機組單機容量越來越大，核電裝機比例逐步提高，如果核電機組不跟隨電網的需求來調節發電功率，會給電網運行帶來較大的困難，核電機組不得不逐步改用“堆跟機”模式。例如，韓國近些年自主研發的APR1400型核電機組，採用了“堆跟機”模式的設計理念，具備一定的負荷跟蹤能力。可見，核電裝機比例的提高，客觀上要求對核電調峰技術進行改進，從“機跟堆”到“堆跟機”的模式演變有其客觀必然性。

從A模式到U模式

早期建造的壓水堆核電站，其各組功率控制棒都由同一種材料製造，其吸收中子的能力較強，稱為R型控制棒。所有控制棒組的移動基本上是同步的、同幅的，這種控制模式稱為A模式。在這種模式下，為避免控制棒快速移動而引起堆芯軸向功率分布不平衡，反應堆功率的變化速度不能太快，而且堆功率的調整會引起對一次冷卻劑硼濃度的調節，產生大量待處理的硼溶液。因此，在A控制模式下，核電機組難以進行快速的功率調節，難以適應“堆跟機”的模式。

為了使壓水堆核電站能夠跟蹤電網負荷的變化，快速改變反應堆功率，後期的壓水堆核電站以G型控制棒替代了部分原有的R型控制棒組。G型控制棒組的特點是:它吸收中子的能力比R型棒組較弱，而且各組G型控制棒組的移動不完全同步。這些特點使G型控制棒組在移動時，不會造成堆芯功率在軸向分布的嚴重畸變，不需要調節一次冷卻劑的硼濃度來配合功率調節。因而，通過G型控制棒調節反應堆功率，即G模式，可以達到較高的速度，滿足“堆跟機”的要求。

從G模式到不調硼調峰

在G模式中，硼濃度調節只用於補償負荷跟隨引起的氛毒反應性慢變化，對調節棒組插入只起微調作用。但在壽期末由於硼濃度低，調硼時廢水產生量急劇上升使調硼系統無法承受，使負荷跟蹤成為不可能。這一缺點使得G模式的負荷跟隨能力只在80%的循環壽期內有效，即採用G模式的核電站循環壽期末尾的20%沒有負荷跟蹤能力。

為了克服這個困難，美國用戶要求檔案URD和歐洲用戶要求檔案EUR都要求新一代核電站具有不調硼負荷跟蹤的能力。西屋公司在20世紀90年代初開發了具有不調硼負荷跟隨能力的MSHIM(Mechanical Shim)運行模式。MSHIM控制系統由兩組獨立的控制棒組成，分別為軸向偏移(AO)棒組和M棒組。MSHIM負荷跟蹤運行時，兩組控制棒可提供足夠的反應性價值以補償瞬態反應性效應，而無需調節可溶硼。

現在已經知道的滿足不調硼負荷跟隨的堆型有：AP600， AP1000和Svstem80+。根據相關研究成果，M310型壓水堆可以通過技術改造，實現不調硼負荷跟蹤。

壓水堆核電機組負荷跟蹤能力

目前，中國在運的壓水堆核電廠有秦山一期、秦山二期、田灣、大亞灣、嶺澳等電廠。其中秦山一期屬於原型堆，負荷跟蹤能力較差，主要通過長期低功率運行的方式參與調峰；田灣核電採用的是俄羅斯WWER-1000/428(即AES一91)堆型，堆芯設計上具備實現靈活的負荷跟蹤模式的條件；秦山二期採用A模式，大亞灣和嶺澳採用G模式。未來10年國內建設的壓水堆核電站主要採用以CPR1000為代表的“二代加”核電技術和以AP1000, EPR為代表的三代核電技術，其中CPR1000按G模式設計，AP1000可以實現不調硼調峰，EPR的負荷跟蹤能力較G模式有所改進，但仍需要調硼。下而分A模式、G模式、EPR和AP1000 4種類型，介紹壓水堆核電機組的負荷跟蹤能力。

A模式壓水堆機組的負荷跟蹤能力

該模式要求反應堆在滿功率或接近滿功率水平下穩定運行，反應堆功率調節主要靠調節可溶硼濃度來實現。但考慮到反應堆可能出現快速升降功率運行，僅靠調節硼濃度來改變功率水平不夠，因此，該模式又具有一定的控制棒調節功率的能力。設計要求在80%循環長度內能進行功率變化形式為12-3-6-3(低功率為50% FP(滿功率))的日負荷跟蹤，即在負荷高峰時帶12h滿出力，晚間負荷下降時用3h線性減負荷，在低功率平台上(一般為50% FP)上運行6h，最後在早間用3h線性加負荷至滿出力。此外，還具有5%FP/min的線J哇功率變化及10% FP階躍功率變化的調節能力。

G模式壓水堆機組的負荷跟蹤能力

採用“G模式”的核電站，設計要求在前80%的循環壽期內具有日負荷跟蹤能力，可以按照"12一3一6一3”模式參與調峰，最低運行功率為30% FP（滿功率）。相比A模式，G模式機組還可以進行"16-8”的快速日負荷跟蹤。此外，大亞灣和嶺澳等機組可在50% FP（滿功率），75% FP（滿功率）兩種功率平台上進行長期低功率運行(Extended Low PowerOperation，ELPO)。

EPR機組的負荷跟蹤能力

EPR機組具有較強的日負荷跟蹤能力。在前90%循環壽期內，核電機組能按如下方式進行日負荷跟蹤:從滿功率開始，在2h內功率降至50%，在低功率平台上運行2-10 h，然後在2h內升至滿功率;在80%循環壽期內，還可以按上述模式將功率降至25%運行。

此外，EPR還具有長期低功率運行的能力，機組出力在25%額定功率及以上時，可以長期低功率運行，不受功率水平及運行周期限制。

AP1000機組的負荷跟蹤能力

AP1000機組基本通過灰棒來控制反應性，調節功率，以適應電網負荷變化，代替過去用改變冷卻水的硼濃度來跟蹤負荷的方法，減少了廢水量。在前90%循環壽期內，核電機組能按如下方式進行日負荷跟蹤:在滿功率運行10-18 h，然後2h內線性變化至50% FP，在50%功率平台上運行2-10 h，然後在2h內線性升至滿功率。在長期低功率運行方而，AP1000與EPR相當。

壓水堆核電機組負荷跟蹤運行實績

目前，國內的秦山一期、大亞灣、嶺澳一期核電機組在近兩年春節、國慶等特殊負荷日均降負荷運行以參與調峰，其中秦山一期機組一般降功率至200 MW運行，大亞灣、嶺澳一期機組一般降至760 MW，也有降至500 MW的運行實例。在上述長假期間，負荷水平降低，核電機組降功率運行，可以減少核電機組在基荷中的比重，緩解電網的調峰壓力。據調查，目前國核心電機組尚未有以類似“12-3-6-3”模式參與日負荷跟蹤的運行經驗。

在核電比重較大的法國、美國和日本等國家，核電機組均有進行日負荷跟蹤的實例。法國EDF共有58台壓水堆核電機組，大部分需要參與調峰運行，有些機組甚至通過周末停機的方式參與調峰。在美國西屋公司建造的多座壓水堆核電機組，已具有很多日負荷跟蹤運行的實際成績，其中一個已在連續4個換料周期內進行了600次以上的日負荷跟蹤運行。日本四國電力公司伊方核電站的#2機組於1987年10月-1988年2月間按“12一3一6一3”模式進行調峰，確認了運行性能完全沒有問題。

主要結論與建議

(1)隨著裝機比例的提高，核電機組的負荷跟蹤能力，日益成為影響系統安全經濟運行、電網及電源結構發展，乃至核電自身發展的重要因素。

(2)隨著核電的發展，壓水堆核電機組的負荷跟蹤能力也不斷進步，經歷了從A模式到G模式、從G模式到不調硼調峰的技術演進，“二代加”和“三代”壓水堆核電機組具備一定的負荷跟蹤能力。法國、美國、日本等國核電機組負荷跟蹤運行的實際經驗，也驗證了核電機組參與負荷跟蹤的技術可行性。

(3)在規模化發展核電的背景下，有必要基於核電機組負荷跟蹤能力和負荷跟蹤成本，進一步研究合理的調峰電源配置方案和調峰輔助服務補償機制。

(4)隨著核電規模化發展，核電在一個系統中的比重加大，傳統的年度運行方式安排，應結合核燃料的換料周期，延長運行方安排，合理制定機組檢修計畫。

(5)新建核電機組，特別是三代技術壓水堆核電機組，應具備負荷跟蹤能力，這不僅是對核電站本身運行安全，也是適應電力市場發展趨勢，峰谷差加大的負荷特性需要，尤其在長假期和典型日系統調峰突出的時段。