Vol  55 ,No. 1
Jan  2021
第55卷第1期
2021年1月
原子能科学技术
AtomicEnergyScienceandTechnology
Mode-C 运行与控制模式设计技术研究
刘同先，李庆，王晨琳，李天涯，肖鹏，蒋朱敏，刘晓黎，甯忠豪
（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041）
摘要：本文基于运行与控制模式设计，结合核电厂的运行需求，针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方
式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点，首次开展了与之适应的Mode-C 运行与控制模式设计。通过控
制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等设计步骤，研究Mode-C 运
行与控制模式的设计技术$结果表明：采用Mode-C 模式的压水堆核电厂能根据负荷变化需求选择执 行单变量自动控制模式或双变量自动控制模式，实现了设定的控制策略,Mode-C 运行与控制模式的设
计技术在反应堆物理专业方面是可行的$
关键词：压水堆；运行与控制模式;Mode-C %负荷跟踪
中图分类号:TL323
文献标志码:A  文章编号：10006931（2021）01012107
doi ：10. 7538/yzH  2020. youxian. 0085
Study  on  Design  Technology  of  Mode-C  Operation  and  Control  Strategy
LIU  Tongxian , LI  Qing , WANG  Chenln , LI  Tianya , XIAO  Peng ,
JIANG  Zhumin , LIU  Xiaol , NING  Zhonghao
(Science  and  Technolo'y  on  Reactor  Design  Technolo'y  La2oratory  ,
Nuclear  Power  Institute  of  China  , Chengdu  610041, China )
Abstract : Operation  and  control  strategy  should  be  designed  in  accordance  with  the
operational  requirements  of  nuclear  power  plant. According  to  the  characteristics  of  the  domestic  PWR  nuclear  power  plant  which  is  mainly  based  on  base  load  operation  and  less  demands  on  load  fo l  ow  operations !thestudy  on  designtechnology  of  Mode-C  operationandcontrolstrategy  wascarriedoutforthefirsttime.Throughthedesign
stepsofcontrolstrategydesign !controlrodse t ingdesign !nuclearpowerplantopera- tion  modedesign !and  nuclear  power  plant  operation  range  design !etc.!the  design
technologyof  Mode-C  operationandcontrolstrategy  wasstudied.Thedesignresults
show  that  the  PWR  nuclear  power  plant  with  Mode-C  modecanchoosesinglevariable
automaticcontrolmodeordualvariableautomaticcontrolmodeaccordingtothedemand  of  load  change.The  expected  control  strategy  is  achieved.The  design  technology  of
Mode-Coperationandcontrolstrategyinreactorphysicsisfeasible.
Key  words : PWR ； operation  and  control  strategy  % Mode-C ； load  follow
收稿日期2020-0216；修回日期：2020-05-09
作者简介：刘同先（1982—），男，江苏灌云人，高级工程师，硕士，核能科学与工程专业
122原子能科学技术第55卷
运行与控制模式是指反应堆在各种允许工况运行时，通过控制棒、可溶硼等的使用，对功率水平、轴向偏移、堆芯冷却剂平均温度等参数变化范围的规定和控制方式⑴。运行与控制模式设计技术在国外属于成熟的设计技术，如广泛应用的Mode-A模式、Mod-G模式和MSHIM 模式等$国内压水堆核电厂均沿用国外成熟的运行与控制模式，如华龙一号也采用了Mode-G 模式$尚未见到国内其他单位关于运行与控制模式设计技术的介绍$
运行与控制模式设计作为堆芯设计和核电厂运行之间的重要联系枢纽，不同的运行与控制模式对核电厂的经济性、安全性、灵活性和操纵便利性有重要影响$开展运行与控制模式设计技术的自主化研究，有利于促进运行与控制模式设计技术在国内的发展，进而促进国内核电厂运行优化$
本文结合国内压水堆核电厂的运行需求，尝试开展与之适应的Mode-C运行与控制模式设计，以探索运行与控制模式的设计方法$运行与控制模式涉及多专业配合，本文探索反应堆物理专业设计内容，主要包括控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等$
1国内外研究情况
1.1Mode-A模式
Mode-A模式2仅设置1组调节棒组（D、C、B、A），控制棒均为黑体控制棒，自动控制反应堆冷却剂平均温度（T aj%通过操纵员手动操作控制堆芯轴向功率偏差（△!），具体的操作步骤为调硼改变T”g"控制棒组自动动作"改变@反应堆功率调节主要是靠调节可溶硼浓度实现，此外，通过调节堆内可溶硼浓度补偿由于燃耗、氙浓度变化等引起的较慢的反应性变化。
Mode-A模式要求反应堆在满功率或接近满功率水平下稳定运行一般不需人为干预，操纵员每天仅需几次的调硼操作补偿堆芯燃耗$而对于较大的负荷变化,Mode-A模式无法快速调节反应堆功率（由于慢化剂中硼浓度的变化受系统硼化或稀释能力的限制），且对一次冷却剂进行频繁的稀释和硼化；调硼产生大量放射性废液，增加了运行成本、操纵员负担等，因而Mode-A模式有良好的基负荷运行能力，但负荷跟踪运行能力相对较差$
1.2Mode-G模式
Mode-G模式囚设置两组调节棒组：功率补偿控制棒组（G1、G2、N1、N2）和温度调节棒组（R），功率补偿控制棒组采用部分灰体控制棒，棒组间设置重叠步以减少对径向和轴向功率分布的影响，可以较高的速度调节反应堆功率；温度调节棒组均为黑体控制棒，自动控制T ag，通过操纵员手动操作控制堆芯调节堆内可溶硼浓度补偿由于燃耗、氙浓度变化等引起的较慢的反应性变化$
Mode-G模式保留了Mode-A模式良好的基负荷运行能力，在此基础上，设置专门的控制棒组用于反应堆功率调节控制棒组位置和功率水平一一对应，从根本上解决了调节硼浓度改变功率水平导致的速率过慢问题$Mode-G 模式允许根据电网负荷的变化，快速降低或提高反应堆功率水平但负荷变化过程中仍需调硼操作$因而Mode-G模式有良好的基负荷运行能力负荷跟踪运行能力相对增强$
1.3MSHIM模式
MSHIM模式通过高、低价值控制棒的组合对反应性进行机械控制。设计低价值控制棒（灰棒，机械补偿控制棒组，MA、MB、MC、MD）取代部分可溶硼对反应性的均匀控制，并使其对功率分布的影响最小；设计高价值控制棒（黑棒，轴向偏移控制棒组，A0）控制堆芯的轴向功率分布。由于灰棒组的引入，不再需对堆芯可溶硼浓度进行频繁调整以补偿反应性改变。
MSHIM模式大部分时间内依靠控制棒进行燃耗补偿、快速反应性变化和功率的调节，并阶段性调节硼浓度，用于保持控制棒在运行区间内$MSHIM模式能在很大程度上实现自动控制实现了不调硼负荷跟踪提
高了反应堆的经济性和运行灵活性$与传统压水堆核电厂相比，可溶硼调整频率大幅降低$
1.4模式比较
Mode-A模式、Mode-G模式有良好的基负荷运行能力，仅需将少量的控制棒（D/R）插入堆芯即可满足正常的运行需求。相比Mode-A模式Mode-G模式负荷跟踪运行能力相对增强但两个模式负荷跟踪过程中均需频繁地调硼操作，reactor technology
第1期刘同先等:Mode-C运行与控制模式设计技术研究123
带来下述不足之处：产生大量放射性废液，寿期末利用调硼操作会产生较寿期初多倍的废液；调硼操作相对频繁而且是手动实施的，增加了操纵员负担。MSHIM模式实现了不调硼负荷跟踪运行，有良好的负荷跟踪运行能力，但基负荷运行时，仍有大量控制棒（MA、MB、MC、MD中的数组控制棒和AO棒组）插入堆芯，减少了部分安全裕量，并带来一定的隐性经济损失（控制棒燃耗损失、寿期末提棒操作难度大等）$
2Mode-C模式设计技术研究
2.1Mode-C模式控制策略
压水堆核电厂运行与控制模式设计主要解决核电厂两个关键参数的控制任务：T”g和
反应堆冷却剂参考温度（T ef）是汽轮机功率水平的函数，通过将T"g控制在T ef附近，实现反应堆功率跟随核电厂发电机功率变化在实现反应堆功率跟随核电厂发电机功率变化的过程中，为维持一定的安全裕量，还需将堆芯的功率分布形状控制在规定的运行范围内通常它包含径向和轴向功率分布。径向功率分布很大程度上由堆芯燃料管理确定；轴向功率分布很大程度上由操纵员控制的参数决定，包括轴向燃耗、功率水平、氙分布、控制棒位置，总的轴向功率分布通过'I监测，通常有手动控制和自动控制两种模式$
运行与控制模式设计应结合核电厂的运行需求，美国用户要求文件URD9和欧洲用户要求文件EUR）10*均要求新一代核电厂具有不调硼负荷跟踪能力$同时，针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行[1115]需求较少的特点，本文尝试将Mode-A模式、Mode-G模式和MSHIM模式的优点集中到1个运行与控制模式（Mode-C模式）中$
对于基负荷及其他不要求反应堆功率作频繁调节的运行，参考Mode-A模式,Mode-G模式，仅将1组控制棒插入堆芯以完成核电厂控制任务，有成熟的运行和实践经验可供参考，有利于核电厂安全、经济地运行$对于负荷跟踪及其他要求反应堆功率作频繁调节的运行，参考MSHIM模式，使用控制棒代替调节可溶硼进行堆芯反应性控制，负荷跟踪过程中的反应性和功率分布通过棒控系统自动完成，大幅减轻操纵员负担$
为实现Mode-C模式上述设想，需设置两套独立控制的调节棒组：T棒组和AO棒组，使用可溶硼补偿较长时期的燃料和可燃毒物燃耗效应，并使控制棒组在期望的运行区间内。设计两种控制模式供操纵员选择：单变量自动控制模式下，仅AO棒组插入堆芯，自动控制T”g；操纵员关注'I是否位于规定的运行范围（运行图/运行带）内，通过手动操作控制'（调硼改变T ag" AO棒组自动动作"改变'I）$双变量自动控制模式下：T棒组和AO棒组均插入堆芯；T棒组自动控制T gg；A0棒组自动控制'$
由于单变量自动控制模式运行时，A0棒组由温度偏差信号驱动；双变量自动控制模式运行时,A0棒组由堆芯轴向偏移的偏差信号驱动，T棒组由温度偏差信号驱动；在双变量自动控制模式和单变量自动控制模式进行相互转换时，需对AO控制棒组的驱动信号设计合适的切换操作$Mode-C模式）1617*具有手动、自动一体的控制模式，允许操纵员根据运行方式需求，选择'I手动控制或自动控制$
2.2控制棒设置设计
Mode-C模式控制策略主要通过控制棒完成,T棒组和AO棒组设置设计至关重要。为实 现核电厂正常运行过程中，堆芯功率峰因子和功率偏移在设计限值之内，控制棒设置设计过程中重点考虑如下原则：T棒组的价值和重叠步须经过优化设计，以确保棒组在进行变负荷调节时对轴向功率偏移的影响尽可能小;A0棒组应具有相对较大的价值，在轴向移动较小的情况下，即可较明显地影响堆芯的轴向功率分布；为保证AO棒组对'I的有效控制，须确保在任何功率水平下，以及T棒组在任何棒位下，A0棒组的棒位与轴向偏移均是单调函数关系$
以目前海南昌江核电厂1、号机组长燃料循环的燃料管理方案为基础，使用SCIENCE 程序包）18*进行计算分析（后续所有计算均基于该计算条件进行）$根据停堆裕量要求及负荷跟踪过程中的反应性变化初步确定各棒组数目；生成可能的棒组布置方案，对所有方案逐一计算，综合考虑停堆裕量、T棒组价值、A0棒组价值、功率分布，对各布置方案进行排序和筛选$图1和图2分别示出满足要求的控制棒束
124原子能科学技术 第55卷
组件布置和堆芯控制棒布置。T 棒组包括灰棒 和黑棒两种控制棒组件。灰棒共12束，分为
3组（T1、T2和T3） ,3个灰棒组全部插入堆芯
时可提供相当于900〜1 200 pcm 的反应性。 黑棒组共8束，分为两组（T4和T5）。
□燃料栅元 驢仪表管栅元
区I 不锈钢棒
■ Ag-In-CdS
图1控制棒束组件布置
Fig.1 Controlrodclusterassemblylayout
图 ( 堆芯控制棒布置
Fig. Corecontrolrodlayout
如2. 1节描述,T 棒组仅在双变量自动控制
模式运行时插入堆芯，代替调节可溶硼进行堆芯 反应性控制。T 棒组间的重叠步基于如下因素
确定：在控制棒插入或提出时提供平滑的负反应 性或正反应性引入、尽量降低对堆芯轴向功率分 布扰动、尽量扩大灰棒组运行范围。基于图2确 定的控制棒布置方案，分别计算典型燃耗步、典 型功率水平以及升降功率过程中△/随T 棒组
位置的变化量（暂不考虑氙瞬变对轴向功率分布 影响）$图3示出了平衡循环BOL 燃耗步的分
析结果，横坐标为插入堆芯的T 棒组价值，纵坐 标为T 棒组插入导致的△/变化量$
500
1 000
1 500
2 000
2 500
引入的反应性/pcm 图3 T 棒组不同重叠步对堆芯△/的影响
Fig. 3 Core  △ vs. overlap  of  T  bank
从图3可看出，灰棒组间的重叠步范围为
70〜110时，对△/的影响幅度较小；一旦黑棒
组（T4）进入堆芯即会对△/产生较为明显的影
响（幅度约为20%），因此应尽量避免黑棒组在 负荷跟踪过程中插入堆芯，灰棒组与黑棒组、黑 棒组与黑棒组间应采用尽量小的重叠步，如参
考MSHIM 模式重叠步取12。最终考虑所有 燃耗步的计算结果后，推荐T1、T2与T2、T3
间的重叠步范围为70〜110,T3、T4与T4、T5 间的重叠步为12。由于未考虑堆芯轴向氙分 布瞬态变化对△/的影响，在后续的核电厂运 行方式设计中需进行适当敏感性分析，以确定
最优重叠步。
2.3核电厂运行方式设计
核电厂可能出现的主要运行方式包括核电
厂启动、升功率、停堆、甩负荷、基负荷运行、调 频运行和负荷跟踪运行等。核电厂运行方式设
计通过理论计算方式模拟核电厂各种运行方式
的操作过程，一方面证明2. 1节中的Mode-C
模式控制策略的可行性，另一方面可作为核电
厂运行规程的导则。对于Mode-C 模式，无论 哪种运行方式，均可根据负荷变化需求，选择
Mode-C 模式下相应自动控制模式。在负荷变
化需求较小时，执行单变量自动控制模式；在负
荷变化需求较大时，执行双变量自动控制模式o
1）单变量自动控制模式下的操作方式
以下将以基负荷运行为例进行介绍。基负 荷运行指电厂长期保持稳定的功率水平T ag
的小幅变化通过自动的AO 棒组动作补偿，并
第1期刘同先等:Mode-C运行与控制模式设计技术研究125
周期性改变硼浓度以将AO棒组赶回目标范围$为确保AO棒组具有足够的反应性引入能力，以满足补偿堆芯反应性扰动的要求（5%FP/min线性变化及10%FP阶跃变化的机动性要求），并尽可能使轴向功率分布平坦，需确定A0棒组的最小插入深度$在这个最小的插入深度基础上，考虑A0棒组一定的活动范围，即A0棒组的调节带$
操纵员手动操作控制'I位于规定的运行带内，运行带通过与堆芯燃耗对应的参考轴向功率偏差（'J）和运行带宽（如士5%）确定$通过在调节带内选择合适的位置（满足反应性控制任务的前提下避免燃料产生不必要的较大轴向燃耗梯度）作为A0棒组参考棒位，满功率、平衡氙、参考棒位下的'I即为I f基负荷运行过程中丁吨超出控制死区将触发A0棒组自动移动，操纵员要关注A0棒组是否位于调节带内和'I是否位于设定的运行带内，当上述任何1项不满足控制要求时，操纵员需手动进行硼化/稀释操作，调整硼浓度便可自动改变A0棒组的位置，从而保证A0棒组在规定的调节带内运行，且轴向功率分布在规定的运行区内。
A0棒组调节带和'I运行带的设定方法均是国内核电厂广泛应用的成熟方法，本文不再详细介绍$通过上述步骤，A0棒组自动将T”g控制在设定的温度范围内，实现了核电厂T ag的自动控制和'I的手动控制，满足了Mode-C模式单变量自动控制模式下的控制策略要求$
2）双变量自动控制模式下的操作方式
以下将以负荷跟踪运行为例进行介绍$负荷跟踪是以24h为周期的机组功率降低和恢复满功率的功率改变运行方式，特定的负荷跟踪形式如下：在3h内从100%FP降至50%FP，维持低功率6h，在3h内恢复满功率并持续至24h$负荷跟踪运行过程中，T棒组和A0棒组均插入堆芯，T棒组自动控制T ag，A0棒组自动控制'I$为实现T棒组自动控制T ag A0棒组自动控制'I的控制任务，需确定负荷跟踪前T棒组的初始位置、AO棒组的初始位置和'I o的初始值$
如2.1节控制策略所述，基负荷运行时T 棒组不插入堆芯，在从基负荷运行转换为负荷跟踪运行时，为补偿负荷跟踪过程中氙引入的负反应性，需根据核电厂运行情况，预先将T 棒组插入堆芯较深的位置$优化设定T棒组初始位置的依据为：使T棒组在负荷跟踪期间不会超出提出限和插入限、AO棒组不会完全提出$优化设定AO棒组初始位置和'人“初始值的依据为：堆芯在负荷跟踪过程中不会出现不可接受的轴向功率分布。
T棒组初始位置与负荷跟踪类型和堆芯物理参数相关，包括控制棒价值、功率亏损和氙价值等。对于各
种瞬态和堆芯条件，并不存在一个广泛适用的单一初始棒位。根据成功执行负荷跟踪操作且负荷跟踪过程中废水产生量最小的原则，确定T棒组初始棒位。如果T棒组移动范围仍超出了允许区间，或出现了不可接受的'I，应考虑在瞬态期间调硼以减少T棒组移动需求。因此负荷跟踪运行前，通过预先的理论模拟计算是确定上述参数最优值的推荐措施。
图4示出了平衡循环95%寿期末的负荷跟踪理论模拟计算示例$通过少量的调硼（67ppm稀释至62ppm）插T棒组操作，并将'人f设为_1%，则在后续共持续4d的负荷跟踪运行中，硼浓度不需变化的情况下，T棒组自动将＞吨控制在设定的温度范围内、A0棒组自动将'I维持在设定的运行带内，实现了核电厂T”g和'I的自动控制，满足了Mode-C模式双变量自动控制模式下的控制策略要求。如果进行长期负荷跟踪运行，则需调硼补偿堆芯燃耗引起的反应性变化，但调硼频率不会超过每天1次。
2.4核电厂运行范围设计
核电厂是否满足安全要求可通过堆芯功率能力分析、事故分析等相关安全分析全面论证$如2.3节所述，通过对核电厂主要运行方式的模拟计算，即可初步确定满足运行需求的控制棒组插入范围、'I变化范围（运行图）$它即是核电厂运行方式设计的结果汇总，又是后续安全分析的设计输入$图5示出的核电厂运行范围流程图中，运行与控制模式设计作为堆芯燃料管理和堆芯功率能力分析、事故分析等相关安全分析间的衔接，确定了功率能力分析和事故分析的初始输入条件$核电厂的最终运行范围是通过迭代确定的，安全分析确定最终的控制棒组范围、运行图，而核电厂必须在确定的运

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