CPR1000型核电机组控制棒组件落棒时间的验收准则初步优化
时间：2023-06-22 08:05:03 来源：雅意学习网 本文已影响 人 
张恒凯，柳继坤，赵云涛，刘吉光，刘 洋
CPR1000型核电机组控制棒组件落棒时间的验收准则初步优化
张恒凯，柳继坤，赵云涛，刘吉光，刘洋
（中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室，广东 深圳 518172）
根据CPR1000型核电机组中控制棒在落棒过程中的动作特点、受力分析以及在9台机组中的试验结果，分析发现了在机组调试启动和正常运行期间，一回路液态冷却剂压力变化对控制棒落棒时间无影响，但落棒时间随冷却剂温度升高而减小，且试验结果与理论分析结果相符，同时根据冷却剂温度对落棒时间的影响规律，优化了不同工况下控制棒落棒时间的验收准则。不仅可作为同类型机组在调试启动阶段和正常运行期间控制棒落棒时间验收准则的参考，而且可作为控制棒落棒过程理论受力模型分析时的参考。
控制棒；
落棒时间；
影响因素；
验收准则优化
核电厂反应堆控制棒组件的落棒时间是核电厂安全分析的关键参数之一，实现反应堆快速安全停堆，同时也是控制棒驱动机构（CRDM）和控制棒组件设计考核的关键指标参数之一，直接影响反应堆的安全运行。当前CPR1000型核电机组中控制棒组件在热态试验工况下落棒时间的验收准则完整明确，但缺失在冷态试验工况下的验收准则。某PL核电厂1、2号机组（CPR1000型）曾先后在热态工况下发生落棒时间超出运行和安全准则的问题[1,2]，尽管上述机组在热态工况落棒试验开始前已完成了冷态工况落棒试验，但由于冷态试验工况下的验收准则缺失（一般直接使用热态工况的验收准则进行评价），导致无法提前有效预判控制棒的落棒动作是否存在异常，增大了在热态工况下才发现并处理落棒动作缺陷时的核安全风险和经济成本。
目前关于落棒时间的研究主要集中在动力学分析和运动仿真，于建华、孙磊和张吉斌分别基于计算流体力学（CFD）和边界层理论等完成了落棒过程中的流体阻力分析和下落参数随时间的变化规律[3-5]，杨方亮通过动力学仿真方法证明了流体阻力是影响落棒时间的核心因素[6]，但对于一回路液体流体压力和温度对落棒时间的影响规律分析较少，且缺少真实的机组落棒试验验证。
因此本文结合控制棒在落棒过程中的动作特点、受力分析以及在9台机组中的试验结果，针对一回路液态流体的压力和温度对落棒时间的影响进行了分析。
1.1 落棒过程及受力分析
控制棒组件在反应堆中相对位置见图1，在机组正常运行期间，落棒过程中的受力主要包括控制棒组件整体的重力、摩擦力、浮力和水阻力等，如图 2 所示，建立落棒过程中的动力学方程[4,6]：
——控制棒下落速度，m·s-1；
g——重力加速度，m·s-2；
图1 控制棒组件在反应堆中相对位置的示意图
图2 控制棒组件下落过程中的受力分析图
1.2 落棒时间测量方法
控制棒组件的落棒过程可分为3个阶段：第1阶段，从CRDM断电（CRDM中夹持线圈电流下降至33%额定电流）到控制棒组件开始下落的机电延迟时间（4）；
第2阶段，从控制棒组件开始下落到控制棒组件进入缓冲区入口的时间（5）；
第3阶段，从控制棒组件进入缓冲区到控制棒组件接触缓冲区底部的时间（6）。
CPR1000机组中控制棒组件落棒时间是通过采集CRDM夹持线圈中实时的电流信号和与其对应棒位探测器中初级线圈的感应电压信号，并对记录的试验曲线进行分析计算来实现的，典型试验曲线如图3所示。
图3 落棒时间测量试验曲线
机组调试启动阶段，需要分别在以下 2 种工况下（见表 1）进行控制棒组件落棒时间测量试验：
表1 落棒时间测量试验工况说明
注：① 1 bar=105Pa；
② abs表示绝对压力。
1.3 落棒时间验收准则
CPR1000机组中控制棒组件落棒时间有4条验收准则，且均只适用于热态工况（见表2）。
表2 落棒时间验收准则（适用于热态工况）
2.1 试验结果分析
选择某AA、PY、BL和AB核电厂共9台机组在调试启动期间的落棒时间测量试验数据进行分析，热态工况下落棒时间较冷态工况下落棒时间的变化量如图4所示。
图4 核电厂调试期间不同工况下落棒时间变化规律
根据图 4，以冷态工况下的试验数据为参考，可计算出热态试验工况较冷态试验工况落棒时间的减小比例，如表3所示。
表3 热态工况较冷态工况落棒时间的减小比例
2.2 压力影响分析
——各部件的体积，m3。
由于CPR1000机组中控制棒组件、驱动杆部件、星形架部件和控制棒导向管材料均为固态金属（见表4）[7-9]，而固态金属的机械性能对压力变化不敏感，因此各金属部件的质量和体积基本不变。另一方面，一回路液态流体密度对压力不敏感，仅对温度敏感，而固定钩爪打开过程中的水阻力与一回路液态流体的黏性系数呈正相关关系，而液态流体的黏性系数也随压力的变化不大，反而随温度升高而变小[10]。综上，结合式（1）和式（3），热态工况相较冷态工况中压力的变化对落棒时间的影响可忽略不计，即可近似认为冷、热态工况下落棒时间的差异全部由温度变化所致。
表4 控制棒组件相关部件材料选用
2.3 温度影响分析
另一方面，由于落棒过程的第一阶段属于CRDM中固定钩爪打开连续动作的一部分，因此4时间随一回路液态流体温度的升高而降低[11]。同时，由式（5）可知，控制棒组件在热态工况较冷态工况到达缓冲段入口时的速度将明显增大，而缓冲段长度变化不大，因此6时间将随温度减小。
根据表3，从冷态至热态工况，不同机组的落棒时间4、5和6均不同程度下降，与前述分析结论相符，而且不同机组的落棒时间的变化规律基本一致，表明温度对于落棒时间的影响相对固定，平均下降比例分别为27%、14%和27%。
3.1 落棒时间验收准则优化
根据表3，从冷态至热态工况，不同机组落棒时间（5+6）的变化规律也基本一致，且平均下降比例为18%。那么根据热态工况落棒时间的验收准则，同时结合上述温度对落棒时间的影响规律，可以优化得出不同试验工况下固定钩爪打开时间的验收准则，如表5所示（其中冷态工况下的准则仅作为预警值，对落棒动作进行预判，不作为严格的验收标准）。当落棒时间未超出不同工况下的验收准则时，可基本判定落棒动作正常；
当某一控制棒组件在冷态工况下的落棒时间大于对应的验收准则时，建议对其进行10次重复落棒试验，计算平均落棒时间，并在热态工况下加强监视；
当热态工况下的落棒时间大于对应的验收准则时，控制棒组件存在卡棒的风险较高，需要特别关注，并查明原因。
表5 优化后的落棒时间验收准则
注：根据表3，9台机组中5的最大和最小下降比例分别为15%和13%，平均减小比例为14%，考虑到不同机组间的状态差异和试验误差等，基于不确定度和保守分析，此处5hot较5cold的下降比例验收准则确定为在［10%，20%］的范围内，以提高该项验收准则在相对定量分析时的有效性和普适性，供参考。
3.2 适用性分析
根据图4，某AA、PY、BL和AB核电厂共9台机组在调试启动期间，不同工况下落棒时间的变化规律基本一致，而该9台机组同属于CPR1000型机组，控制棒组件、星形架部件和驱动杆部件本体结构设计、电气参数和一回路液态流体等参数亦基本一致，表明在控制棒组件、星形架部件和驱动杆部件和一回路液态流体等性能参数基本一致的情况下，不同机组中落棒时间的变化规律也将保持一致。则上述分析结论亦同样适用于其他同类型的CPR1000机组。
（1）通过对控制棒在落棒过程中的动作特点、受力分析以及在9台机组中的试验结果，分析得出了在机组调试启动和正常运行期间，一回路液态冷却剂温度和压力分别对控制棒落棒时间的影响规律，并据此初步优化了不同工况下控制棒落棒时间的验收准则，以便在不同工况下均可对落棒动作进行相对定量的分析判断。
（2）上述结论不仅可以作为同类型CPR1000型机组在调试启动和正常运行期间控制棒落棒时间验收准则的参考，也可作为控制棒落棒过程理论受力模型分析时的参考。另一方面，可将每次的试验结果按组件分别进行比较观察，不仅可以判断当次试验结果是否满足要求，而且可以根据历次试验结果的变化趋势预判棒束落棒时间是否存在异常突变或卡棒风险。
（3）目前全球范围内的第二代和第三代压水堆核电机组中CRDM、控制棒组件、行星架部件、驱动杆部件和一回路液态流体等参数均接近，因此本文中关于控制棒落棒时间影响因素的分析方法亦可作为EPR、AP1000、CAP1400、HPR1000以及VVER等堆型核电机组在调试启动阶段和正常运行期间的参考。
致谢
感谢中广核工程有限公司调试中心郑军伟在百忙之中对该论文在选题和撰写方面的细心指导和建议。
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Criterion Optimization of the Rod Drop Time of the Control Rod Assembly in CPR1000 Nuclear Power Plant
ZHANG Hengkai，LIU Jikun，ZHAO Yuntao，LIU Jiguang，LIU Yang
（State Key Laboratory of Nuclear Power Safety Monitoring Technology and Equipment，China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.Shenzhen of Guangdong Prov. 518172，China）
According to the motion and force characteristics of the control rod bank during rod dropping, and the test results in nine nuclear power plants, the power of fluid inside the primary loop has no impact on the rod drop time, which decreases with the increase of the temperature of the fluid inside the primary loop. The new criterion of the rod drop time is calculated in different test conditions. The conclusion cannot be only applied to the other nuclear power plants of similar type during commissioning and normal operation, but also as reference when analyzing the dynamic force model during rod dropping.
Control rod assembly; Rod drop time; Influence factors; Criterion optimization
TL48
A
0258-0918（2022）06-1291-05
2021-09-26
张恒凯（1990—），男，陕西西安人，工程师，学士，现从事核电厂控制棒控制和堆芯中子测量方面研究
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