取消非首堆首次装料临时中子计数装置的探讨

胥俊勇 潘泽飞

（海南核电有限公司 海南昌江）

中子探测器是堆芯装料过程中进行临界安全监督的手段之一。对于新建成的反应堆来说，由于此时堆芯装载的核燃料组件都是新燃料组件，其燃料富集度均为低富集度，为加强对新建成的压水型核反应堆的首次堆芯装料过程中有效的临界安全监督，无论是首堆还是非首堆，电厂都在其首次堆芯装料中使用外加一次中子源和额外增加四套临时的中子计数装置，其中一套为备用设备，即使电厂已有常设的堆外核测仪表RPN系统源量程测量通道。

随着中国大陆核电机组装机容量的不断增长，目前绝大多数在建和即将开建的压水型核反应堆机组中，都将采用“翻版加改进”的建造策略。这些核电机组均不再属于首堆或原型堆。对于这些非首堆的压水型反应堆机组来说，首先其堆芯的装载布置和燃料富集度的使用均没有发生变化，与参考机组的装载情况相同，其次是通过参考机组的实践经验已经非常清楚并掌握了堆芯装料过程中反应性的变化趋势，最后是由于临时的中子计数装置仅在首次堆芯装料过程中使用，后续在机组的换料堆芯的装料监督中都不再使用，这样电厂为此需要产生近数百万的巨额费用，无形中造成了极大的浪费，不利于降低核电机组的工程造价。因此，建议取消非首堆首次装料临时中子计数装置。

一、装料临界安全监督

堆芯装料临界安全监督的目的是在核燃料组件装入堆芯的操作过程中，确保反应堆堆芯始终处于次临界状态。为了确保在整个堆芯装料操作过程中不发生意外临界事故，堆芯的临界安全监督通常是通过使用中子探测器、水化学取样分析和换料水池水温监测等手段进行临界安全监督。在这些临界安全监督手段中，采用中子探测器进行临界安全监督的方法是利用电厂常设和/或临设的中子探测器测量得到的中子计数，对整个堆芯及其每装入一组燃料组件后进行中子计数率的倒数（1/M倒计数率）与燃料组件的装载数的关系进行临界安全监督（图1），已确保反应堆在整个装料过程中都处于次临界状态。临界安全监督是从堆芯（中子）角度也是最直接监测反应堆处于次临界状态的方法。

图1 ICRR与装料组件数的关系曲线

二、中子计数装置

在首次堆芯装料临界安全监督中，用于监测堆芯中子计数的装置有源量程测量通道和临时中子计数装置。

1.临时中子计数装置

临时中子探测器由3He正比计数管的探测器和二次计数仪表组成。3He正比计数管的探测器工作原理是利用中子与原子核发生反应后放出带电粒子，而且反应能足够大，产生足够大的电脉冲而被记录，记录的电脉冲在二次计数仪表中以计数的形式体现。

2.源量程测量通道

源量程测量通道由硼正比计数管的探测器和计数装置组成。硼正比计数管的探测器工作原理是通过中子与10B发生俘获反应，反应生成的α粒子和7Li核进入计数管空间导致电离，产生的脉冲幅度与初始电离对总数成正比。

3.灵敏度对比

3He正比计数管的探测器的灵敏度比硼正比计数管的探测器的灵敏度高。灵敏度高说明在堆芯相同位置、相同源强的情况下，临时中子计数装置能更早探测到中子，临时中子计数装置也有更多的计数率，从而忽略或消除本底的影响。3He正比计数管的探测器中子灵敏度为35 n/cm2·s，而硼正比计数管的探测器的中子灵敏度只有8 n/cm2·s。图2所示，CNP600堆芯在两个一次中子源就位后，三个临时中子探测器A、B、C和两个源量程SRC1、SRC2 的计数率分别为 1867、0.08、0.07、25、24 cps。

图2 CNP600的一次中子源装载图

4.临时中子计数装置使用现状

目前我国大陆已建成并投入商业运行的12个压水堆核电站有11个核电站在首次装料临界安全监督使用了临时中子计数装置（表1），在建的24台机组中在首次装料时都会使用临时中子计数装置，包括AP1000堆型。

三、取消非首堆首次装料临时中子计数装置可行性分析

1.非首堆特性

（1）堆芯设计。首先核电厂的堆芯设计根本就没有考虑临时中子计数装置，其次核电厂都通过在堆芯装入一次中子源来提高堆芯中子数量，最后国内核电厂的设计采用的都是“翻版加改进”策略，堆芯布置和燃料富集度与参考电厂一样，因此从堆芯设计方面考虑，取消非首堆首次装料临时中子计数装置是可行的。如下图3所示，岭澳CPR100与福清核电M310改进型的堆芯布置图一样，堆芯燃料组件的富集度都是1.8%（53组）、2.6%（52组）和3.1%（52组）。

表1 我国商运核电站使用中子计数装置表

图3 CPR1000与M310（改进型）堆型装载布置图

（2）经验反馈。非首堆可以从首堆获取堆芯设计验证结果以及在首次装料过程中的经验反馈。非首堆与首堆的差别在于核电厂人员对反应堆性能的掌握。首堆的设计的参数和控制系统的没有得到验证，而非首堆可通过首堆的反应堆实际相关参数与设计参数的比较，验证设计参数的准确性，从而提高核电厂人员对反应堆设计参数的信任以及对反应堆性能的掌握。从装料临界安全监督方面的经验反馈可知，RPN两个源量测量通道在装料过程中是否能有效的进行计数，是否满足相关法规的要求，也可获知反应堆首次装料方案是否可行以及在装料过程中出现的异常情况的处理方法等等。

2.堆芯装料安全监督要求

堆芯装料是向反应堆堆芯添加正反应性的操作，不论是核安全法规还是电厂运行技术规范，都规定堆芯装料操作必须实施有效地临界安全监督。

（1）核安全法规要求。关于堆芯装料过程中对中子通量密度进行监督的要求在《核动力厂运行限值和条件及运行规程》（HAD103/01）中的描述如下：为了使反应堆各种功率水平下（包括启动和停堆工况）充分地监测中子注量率，应规定仪表监测要求。这些要求可包括为提供必要的最低注量率而是用中子源和中子源探测器的灵敏度。在《核电厂调试程序》（HAD103/02）中的描述如下：当燃料正在插入和（或）进行堆芯反应性有影响的其他操作时，装料程序必须要求有适当的周期数据记录，有通量异常增长的音响讯号和中子计数率仪的监测，并在每步装料时，必须作次临界的校对，以便决定下一步的安全装料增量。为了估计次临界度，必须先得到堆芯反应性的预期特性。如果实测值偏离了预定值，程序要求推迟下一步装料，直到分析了详情并确定偏离原因以及采取合适的纠正措施为止。

从上述核安全法规对堆芯装料过程中的监督规定来看，也是均有对中子通量密度进行监督手段的要求，没有要求这些手段是在电厂常设堆外核测仪表RPN系统源量程测量通道以外，还必须增加临时中子计数装置的要求。

（2）电厂运行技术规范的要求。在CNP600的《电厂运行技术规范》规定：装卸料期间反应堆水池的硼浓度必须维持在2100～2300×10-6。为了监视堆芯次临界度，要求2个源量程探测器可运行，当一个故障时，则要求硼浓度计可运行，以便监测可能的稀释事故。在CPR1000的《电厂运行技术规范》规定，在装卸料期间，两个源量程通道必须可用，反应堆水池的硼浓度必须维持在 2100～2300×10-6。

从上述《电厂运行技术规范》对堆芯装料过程中的临界安全监督规定来看，没有要求在电厂常设堆外核测仪表RPN系统源量程测量通道以外，还必须增加临时中子计数装置的要求。

3.其他安全监督措施

取消临时中子计数装置后，确保源量程通道可用时能满足法规和FASR中对于首次装料过程中的临界安全监督要求。核电厂在装料临界安全监督的措施除了监测堆芯中子计数方法外，还有水化学和水温监测等手段来保证反应堆处于次临界状态。

4.风险分析及预防措施

（1）一次中子源强不足。为了满足（源量程）探测系统的最低计数要求，在首次装料必须装入一次中子源，国内核电站使用的一次中子源都是从国外进口，一次中子源的半衰期只有2.64年。如果一次中子源采购或者工程建设拖期，都将导致一次中子源强度不足，而这时采用的方法就是通过在RPN备用通道放入两个高灵敏度的探测器（一般是放入3He正比计数管的探测器）或者通过调整装料步序来满足装料要求。

（2）源量程故障。在核电厂运行技术规范中均有首次装料过程出现一个源量程或两个源量程故障预防措施的描述。CNP600规定：一个源量程通道故障，则要求硼浓度计可运行，以便监测可能的稀释事故；两个源量程通道故障，停止装料操作。CPR1000规定：一个源量程通道故障，1 h内停止燃料操作，3天内完成检修；两个源量程通道故障，1 h内停止燃料操作，通过手动取样，每8 h确认硼表可用性，24 h内完成检修。

（3）硼表故障。在核电厂运行技术规范中均有首次装料过程出现硼表故障预防措施的描述。CNP600规定：硼表故障，每4 h进行一回路硼浓度手动取样分析。CPR1000规定：硼表故障，停止所有水传输操作，1 h内停止燃料操作，每8 h手动进行一次取样分析，如果每4 h能进行手动取样分析硼浓度，可以恢复装料操作。

（4）其他故障。其他设备及系统在首次装料过程中出现故障，均按照FSAR中的规定执行相关操作。

四、取消中子探测器后的临界安全监督策略

（1）源量程通道有效性。在取消临时中子计数装置后，堆芯只有源量程通道能进行堆芯中子计数的监测，因此，应采取有效的措施确保在堆芯装料整个过程中源量程通道的有效性，满足堆芯装料临界安全监督的要求。

（2）中子源强满足要求。确保中子源的强度，使中子源强度能满足源量程测量通道在整个装料过程中都有中子计数率，在满装载的情况下，计数率≥2 cps的要求。

（3）装料步序变更。通过调整装料步序，使一次中子源装在靠近源量程测量通道的堆芯位置，以提高源量程中子计数率。

（4）硼浓度监督。根据FSAR规定，设计硼浓度值能保证反应堆在装料过程中满足次临界度的要求。因此，加强硼浓度监督（取样分析），确保在装料过程中，堆芯硼浓度在设计值范围内并不发生变化，特别是在源量程测量通道不能工作时，提高硼取样分析频率，可保证堆芯在要求的次临界深度内。

（5）温度监测。堆芯温度作为反应性变化的一项指标。在装料过程中，加强堆芯温度监测，使堆芯温度在10～60℃内，且保证温度变化不超过6℃。

（6）系统控制。严格控制向反应堆引入正反应性的系统操作，严格管理和隔离与反应堆相连接的所有低于换料冷停堆硼浓度的管线，保证在紧急情况下应急硼化系统和安全壳喷淋系统等相关应急系统可用。例如：RIS系统（安全注射系统）充满硼水；RCV（化学和容积控制系统）上充泵可用；RRA系统（余热排除系统）一台泵连续运行，且有一台热交换器可用等等。

五、结束语

对于非首堆的堆芯装料，由于堆芯装载设计没有变化，堆外核测仪表RPN系统的源量程测量通道、水化学和温度监测等都足以满足堆芯装料临界安全监督的要求，因此临时中子计数装置不是必需的，是完全可以取消的。取消临时中子计数装置同样能保证反应堆在首次装料过程的安全，为电厂节省100多万的设备费用，而且还可以减少堆芯装料过程中的临时中子探测器的放置和抽取带来的安全风险的同时减少装料操作和缩短装料时间，因此，取消首次堆芯装料临时计数装置是可行的，也是经济的。