压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

丁谦学，王梦琪，李文涛，周 岩，梅其良，叶国栋

(1.上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233；2.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300)

压水堆核电厂堆外核测仪表系统的探测器分为源量程探测器、中间量程探测器和功率量程探测器，该系统通过实时监测核电厂启停、运行及事故后的堆芯中子注量率水平，为电厂操纵员提供堆芯状态信息。

反应堆在启动过程中，中子注量率测量由源量程探测器承担。考虑到探测器存在的测量下限，且反应堆启动过程中中子注量率水平存在由低到高的变化过程，为保证反应堆处于监控范围内，需确保探测器有足够大的本底计数率，避免反应堆启动过程中的测量盲区，确保反应堆安全启动。根据美国核管会(NRC)在RG1.68[1]中的规定，装料完成后启动试验开始前，探测器的计数率不能低于0.5 s-1。

为避免上述情况发生，需在反应堆中加装中子源组件，或考虑利用其他的中子源。压水堆核电厂首循环和后续循环分别采用初级中子源(如252Cf)和次级中子源(如Sb-Be源)，或在后续循环中利用再入堆的受辐照燃料组件的中子源(自发裂变、(α，n)反应等)为堆外源量程探测器提供本底计数率，即无源启动[2]。

根据国内外核电厂运行经验，次级中子源使用寿命一般约为10～15 a，达到寿期后极易发生包壳破裂而无法使用；同时，采用Sb-Be芯块的次级中子源的中子源强半衰期一般为60.3 d，若大修工期过长则会导致次级中子源衰减过多而无法满足使用要求；再次，次级中子源在堆内燃耗期间会产生氚，也是核电厂氚排放源项的重要来源，会带来较重的环境负担。因此，核电厂逐步倾向于采用无源启动模式，除避免以上安全和环境风险外，也可带来较大的经济效益。

无源启动可行性论证的关键环节之一是论证受辐照燃料组件是否可为堆外源量程探测器提供足够的中子计数率。本文以秦山核电厂320 MWe机组为例，研究堆外源量程探测器中子计数率计算方法，为无源启动论证提供技术支持。

1 探测器中子计数率理论分析

源量程探测器中子计数率R可通过如下关系式计算得到：

R=φ×res

(1)

其中：φ为探测器灵敏区位置的中子注量率，cm-2·s-1；res为探测器的灵敏度系数，以传统的涂硼正比计数管探测器为例，其名义灵敏度系数一般为8 s-1/(cm-2·s-1)。

在探测器计数率分析过程中，可通过理论分析获得探测器位置处的中子注量率水平，即可通过式(1)获得相应的计数率。但考虑到核电厂堆外源量程探测器的详细结构很难精确模拟，一般情况下探测器灵敏度的实测值与名义值之间存在一定的偏差，探测器在实际测量过程中由于统计涨落等因素，测量数据可能会存在一定的漂移[3]，因此通过修正系数来模拟理论分析值与实测值之间的偏差，即：

Rm=φc×res×k

(2)

其中：Rm为探测器的实测计数率，s-1；φc为理论计算得到的探测器位置处的热中子(E≤0.625 eV)注量率，cm-2·s-1；k为理论分析值与实测值之间的修正系数。

为验证式(2)方法的正确性，本文以秦山核电厂320 MWe机组为例，基于其第17循环和第18循环堆外源量程探测器测量数据进行计算分析。

2 次级中子源组件源强分析

秦山核电厂堆芯布置两盒次级中子源组件，每盒组件包括4根次级中子源棒。次级中子源由天然Sb-Be粉末混合压制而成，本身不发射中子，其在堆芯内受到中子辐照后释放出中子，其原理为[4-5]：

(3)

生成的124Sb衰变产生的γ射线与9Be发生反应：

(4)

本文所选两个循环的堆芯装料顺序如图1所示，次级中子源组件先放置于A-08和N-06位置，后移到C-06和L-08位置直至堆芯满载。

图1 装料顺序图Fig.1 Loading sequence diagram

考虑到次级中子源棒对称布置且堆内各组件功率分布对称，理论上认为两盒组件内8根次级中子源棒中子源强相同，跟踪次级中子源棒在堆内的辐照过程，截至第17循环和第18循环装料，单根次级中子源棒的中子源强分别为3.264×109s-1和3.329×109s-1。其中子能谱如图2[6]所示。

图2 Sb-Be中子源出射的中子能谱Fig.2 Energy spectrum of Sb-Be neutron source

3 辐照燃料组件源强分析

针对第17、18循环装料组件的功率历史，采用ORIGEN程序跟踪计算其中子源强。根据分析，辐照燃料组件自发裂变和(α，n)反应产生的中子主要来自于242Cm和244Cm核素，新燃料组件的自发裂变和(α，n)反应产生的中子主要来自于235U和238U核素。

以第17循环为例，考虑到堆芯对称装载，其1/4堆芯燃料装载如图3所示。其中， FFF表示新入堆组件，燃耗为0，与其他组件相比，对探测器计数率贡献极低。

图3 第17循环1/4堆芯燃料装载示意图Fig.3 Sketch of 1/4 reactor core assembly loading for cycle 17

图3所示燃料组件中子源强列于表1。辐照燃料组件自发裂变中子能谱和新燃料组件中子能谱如图4所示。由图4可见，与Sb-Be中子源出射中子能谱相比，燃料组件的中子能谱更硬。

表1 第17循环装料组件中子源强Table 1 Loading assembly neutron source for cycle 17

4 程序建模及分析

考虑到本文分析的问题为较典型的复杂几何带外源的次临界系统粒子输运计算问题，本文采用MCNP程序[7]计算了秦山核电厂320 MWe机组不同装料步序下堆外源量程探测器位置处的热中子注量率。

本文建立的反应堆模型真实精细化模拟，计算模型示意图如图5所示，装料过程中第1步的计算模型如图6所示。

图4 辐照燃料组件自发裂变中子能谱(a)和新燃料组件中子能谱(b)Fig.4 Spontaneous fission neutron spectrum of irradiated fuel assembly (a) and neutron spectrum of new fuel assembly (b)

图5 计算模型立面(a)和平面(b)示意图Fig.5 Vertical view (a) and plane view (b) sketch of calculation model

图6 装料第1步计算模型平面示意图Fig.6 Plane view sketch of calculation model at the first loading step

经分析第17、18循环所有装料步下堆外源量程探测器的热中子注量率，结合式(2)拟合得到A、B两个通道探测器理论计算计数率与实测计数率之间的修正系数分别为kA=0.40、kB=0.43。基于此修正系数进一步分析探测器计数率的理论拟合值与实测值之间的偏差。

图7示出第17循环探测器计数率理论拟合值与实测值的对比，图8示出第18循环探测器计数率理论拟合值与实测值的对比。

由图7、8可见，对于两个循环，探测器计数率理论拟合值与实测值整体趋势符合很好，但由于探测器测量过程中存在统计涨落等因素，两者之间存在一定偏差。对第17循环而言，A、B两个通道探测器计数率在所有装料步序的平均相对偏差在0.5%左右，对第18循环而言，A、B两个通道探测器计数率的平均相对偏差在1.2%左右。本文结果可作为后续无源启动或探测器计数率论证的参考。

5 结论

本文以秦山核电厂320 MWe机组为例，针对第17、18循环各装料步序下的探测器计数率进行了理论分析和拟合，并与实测值进行对比，二者吻合良好。本文计算结果验证了中子源强分析及式(2)对探测器计数率进行理论拟合的正确性，为探测器计数率相关的计算分析工作提供了参考和理论支持。

a——A序列探测器；b——B序列探测器图7 第17循环探测器计数率实测值与理论拟合值的对比Fig.7 Comparison of measured and theoretical fitting values of detector count rate in cycle 17

a——A序列探测器；b——B序列探测器图8 第18循环探测器计数率实测值与理论拟合值的对比Fig.8 Comparison of measured and theoretical fitting values of detector count rate in cycle 18