CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

杨 嗣,沈亚杰,高永恒,刘 臻，王勇智

(中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300)

目前,国内核电厂运行的核裂变反应堆，除去秦山第三核电厂运行的CANDU重水堆和田湾核电等运行的VVER压水堆外，其他大部分压水堆在首循环装料和启动时使用外加一次源，在后续燃料循环中使用外加二次中子源，其主要作用是用来提高装料和启动过程中的中子通量水平，规避源量程探测盲区，使源量程能够获得有效的中子计数率，以满足试验以及监督要求[1]。但是在国内多年的机组实际运行中，由于各种原因也出现过数次未使用外加二次中子源的情况，包括秦山核电厂1号机第5循环、第11循以及大亚湾核电厂2号机第15循环等，均成功实现了无二次中子源装料和临界启动。

秦山第二核电厂采用的二次级中子源为锑-铍(124Sb-Be)源。124Sb是由天然锑(57.2%121Sb，42.8%123Sb)经中子辐照后产生的，半衰期为60.2 d。二次中子源相关组件设计使用寿命为15 a，但是长期的堆内辐照以及装、卸料期间的插拔操作，使得二次中子源组件在设计寿命的末期存在破损和失效的风险，破损案例在国内外多个机组都曾出现。由于124Sb 60.2 d的半衰期，导致必须经过堆内辐照才能正常使用，因此如发生破损，机组下一循环将无二次中子源可用，影响装料操作的正常进行。秦山第二核电厂1号机组为2002年开始商运，在第13循环结束时，其二次中子源组件已经到达使用寿命，有较大破损和失效的风险；此外二次中子源组件使用过程中会导致氚排放，秦山基地由于机组众多，一直存在环境排放压力；同时，在多台机组的整个寿期内，会采购数量较多的二次中子源，采购成本较高。综合考虑以上各种因素，秦山第二核电厂开展了具有一定燃耗深度的燃料组件替代二次中子源论证项目。论证结果表明，具有一定燃耗深度的燃料组件替代二次中子源是可行的。因此，根据机组实际情况在秦二厂1号机组第14循环(简称“U1C14”)实施了替代二次中子源项目。本文主要介绍替代二次中子源项目的论证和实施情况。

1 替代二次中子源的论证

1.1 相关规定

在反应堆装料和临界启动过程中，需要严格监督堆芯有效增增殖系数(Keff)以及次临界度，为此《核动力厂运行限制和条件及运行规程》(HAD 103/01—2004)、《核电厂堆芯和燃料管理》(HAD 103/03—1991)等都要求在装料和临界启动中进行有效的中子注量率监测。核行业标准《压水堆核电厂反应堆首次装料试验》(EJ T 1114—2000)进一步要求在8组燃料组件入堆后，探测器计数率应在0.5个/s(简称“cps”)以上。本次替代二次中子源项目考虑到秦二厂1/2号机源量程计数下限为1 cps的实际情况，经过与核安全监管部门沟通，最终确定装料过程中中子计数率不小于1 cps的监督要求。

1.2 理论计算

在装料和临界中，通常采用在反应堆堆芯中装入两组二次中子源，使反应堆在次临界状态下的堆外源量程探测器处中子注量率提高到较高的初始水平，源量程探测器能以较好的统计特性监测堆芯内中子注量率变化，以此来获得准确的源量程中子计数，确保反应堆装料和启动时中子注量率的增长过程都置于监督之下，以保证反应堆安全装料和达临界。

同时，已辐照燃料组件由于中子俘获会产生新的同位素，其中242Cm、244Cm、246Cm、238Pu、240Pu 、242Pu等可以通过自发裂变释放中子；242Cm、243Cm、244Cm、238Pu、239Pu、240Pu、241Am、243Am等可以产生α粒子，与燃料中的氧发生(α，n)反应从而发射中子[3]。那么从理论上讲，如果该燃料组件产生中子强度足够大，使源量程中子计数率能满足相关监督要求，二次中子源就可以被其替代。

为了验证不同燃耗的燃料组件能否达到监督要求，使用SCIENCE程序包进行了计算。计算中采用两组含有4个钆棒的富集度为4.45%并且衰变70 d的AFA3 G燃料组件的就位堆芯A08和N06且硼浓度为2400×10-6的情况。通过分析秦二厂3号机组首次调试启动期间的历史实测数据，表明理论计算值大约是实测值的1.22倍，故计算结果考虑了1.22的修正因子，结果见图1。可以得知，当燃耗大于等于36 000 MW·d/t时，中子计数率能达到1 cps以上。

图1 单个燃料组件不同燃耗的源量程计数率(部分)Fig.1 Counting rate of source range with different burnup for a single fuel assembly

此外还对不同富集度以及钆棒数的燃料组件中子源强进行了计算，结果见图2(例：AFA3 GAA 4.45-4 GD即表示含有4个钆棒的富集度为4.45%的AFA3 GAA组件)。计算结果表明，已辐照燃料组件的中子源强大小主要取决于燃料的燃耗深度，但不同燃料富集度对已辐照燃料组件的中子源强也有一定影响，可以看出，富集度为3.7%的组件在相同燃耗下其中子源强是最强的。

图2 不同燃料组件的中子源强(部分)Fig.2 Neutron source strength of different fuel assemblies

再结合秦二厂大修工期通常为30～70 d的实际情况，替代二次中子源组件的选择原则定为：燃耗深度大于36 000 MW·d/t、富集度为3.7%、停堆衰变时间小于70 d的已辐照燃料组件。

1.3 试验验证

为了验证理论计算的正确性，在U1C13卸料后对两组替代二次源的辐照燃料组件进行堆外核测系统(RPN)源量程响应测试。具体实施方案为，在堆芯所有组件全部从堆芯卸至乏燃料水池之后，将富集度为3.7%、燃耗约为46 000 MW·d/t的两组组件分别放至于堆芯A08和N06位置，分别记录源量程计数率，以测试已辐照燃料组件装入堆芯后RPN源量程计数率是否大于1 cps。本次测试试验测量结果如图3所示。测试结果表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件替代二次中子源能保证装料过程中计数率大于1 cps的要求。

图3 源量程响应测试结果Fig.3 Response test result of source range

1.4 论证结论

经过理论计算和试验验证，均表明在使用一定燃耗深度的燃料组件替代二次中子源组件后，源量程计数能够满足相关安全规定的要求，替代二次中子源项目是可行的。

2 替代二次中子源装料的实施

2.1 装料前准备

根据替代二次中子源的论证结果，结合秦二厂1号机组已辐照燃料的实际情况，最终选定燃耗深度约为46 000 MW·d/t的两组组件为本次替代二次源组件。

为了保障装料的顺利实施，装料前编写了《二次源替代装料安全监督规程》，与正常的《装料安全监督规程》相比，主要是对装料步序进行了变更；同时，为了加强监督，在本次装料过程前6组组件，增加一回路硼浓度取样频率，取样频率由原来的1次/d，加密到1次/h；此外，编制《秦二厂1号机组替代二次中子源项目现场实施方案》，对装料期间各种可能出现的风险进行了分析并对其制定了相应的监督和处理措施，同时还制定了替代二次源装料失败后的常规装料方案作为应急替代方案，以确保装料的顺利实施。

2.2 装料情况

装料前两组件就位堆芯A08和N06位置后，分别读取了10次源量程计数如图4，可以看出计数均大于1 cps，满足监督要求，可以按照《二次源替代装料安全监督规程》进行后续的装料。

图4 第2步后源量程计数率Fig.4 Counting rate of source range after the 2nd step

持续装料至堆芯满装载后，进行卸除替代二次源组件并更换为普通组件的操作。之后进行了最终源量程计数，如图5所示。

图5 最终源量程计数率Fig.5 Final counting rate of source range

整个装料过程中，每一组装料完成后均均读取了5组源量程计数，取平均值作为该次计数，结果如图6、图7所示。

同时，为了监督整个装料过程中堆芯的次临界状态，每一步装料完成后，还利用获取的平均计数作倒计数率1/M(后称ICRR)的计算。倒计数率1/M的定义如下：

1/M=N0/Ni

(1)

式中，N0——系统的基准计数率；

Ni——不同棒位或不同硼浓度或不同稀释水量和水体积或不同时间下的计数率。

本次装料两个源量程的基准计数率为将两组替代二次源分别就位于堆芯A08、N06位置后的源量程计数，即分别为图4中SRC1与SRC2计数平均值。

由定义可知，ICRR是衡量堆芯偏离基准状态的一个指标，ICRR越小，表示堆芯越偏离基准状态而趋于临界状态。装料过程两个源量程通道ICRR分别如图6、图7所示。

图6 1号源量程计数率Fig.6 No.1 counting rate of source range

图7 2号源量程计数率Fig.7 No.2 counting rate of source range

从图6、图7可以看出，即使不采用外加的二次中子源，在装入两组替代组件后，两个源量程计数就能达到监督要求。随着靠近1号源量程探测器和靠近2号源量程探测器的燃料组件的装入(第17、18步和第92、93步)，两个源量程的计数有了进一步的提高，更能充分的满足监督要求。整个装料过程中的1号源量程计数最低点出现在第122步把替代组件卸除后，2号源量程计数最低点出现在第124步把替代组件卸除后，此时两个通道的计数均为1 cps。同时，源量程计数全程保持在合理有效的范围内，且除上述步序外，均较为稳定。此外ICRR也始终保持在0.5以上，再综合在线硼表、堆芯环路温度、换料水池水位等其他各项监督数据的结果，可以得出结论：本次装料是在各个参数得到了有效安全监督、次临界度得到了充分保证的情况下进行的。

2.3 对装料的影响

U1C14由于实施了替代二次中子源装料，对装料临界安全监督也产生了一定影响，其主要体现在源量程中子计数率的变化上。选取U1C13与U1C14进行对比，结果如图8所示。

图8 U1C13和U1C14装料源量程计数率对比Fig.8 Comparison of counting rate of source range of U1C13 and U1C14

可以看出，U1C14实行替代二次中子源装料后主要有两方面的区别：1)U1C14的源量程计数虽然符合监督要求，但是也远远低于U1C13的计数，在源量程计数存在波动的现实情况下，较小的计数会放大波动的误差，这对人员读数的严密性、设备的可靠性有着更高的要求；2)U1C13在装料过程中有两次二次中子源的移动，移源后源量程计数有着较大变化，因此需要对源量程报警整定值即3φ进行调整，而U1C14的读数整体在1～9 cps，无需调整3φ，这对简化装料流程、缩短装料时间也有一定贡献。

3 无源临界启动

3.1 临界基本原理和方法

核反应堆临界是指在反应堆系统内，中子的产生率和消失率之间保持严格的平衡的状态。即增殖系数Keff=1。

由点堆中子动力学方程：

(2)

(3)

式中，N——中子密度,n/cm3；

dN(t)/dt——中子密度随时间的变化率，n/(cm3·s)；

βeff——缓发中子的有效份额;

βi，eff——第i组缓发中子的有效份额;

l——瞬发中子平均寿命，s；

Ci(t)——第i组缓发中子的先驱核密度，n/cm3;

S(t)——外中子源强度，Bq；

λi——第i组缓发中子衰变常数;

Keff——有效增殖系数。

在反应堆达临界过程中，由于堆内存在外中子源，使处于次临界状态的反应堆也可形成稳定的中子分布，即：

这样，解(2)式和(3)式，得：

N=S/(1-keff)

(4)

公式(4)称做次临界公式。它表示了一个次临界堆，在外中子源存在的情况下，系统内的中子数趋近于一个稳定值[4]。在本次无源启动中，虽然没有外加的二次中子源，但是燃料组件自发放出的中子也能起到相应的作用，所以式(4)仍然适用。由(4)式可知，堆芯临界时，keff=1，则N→∞，再结合式(1)得出堆芯临界时，倒中子计数率1/M=0。

在实际达临界的操作中，秦二厂一般采用提重叠棒—稀释—提棒达临界方式，整个过程中用倒计数率ICRR对控制棒棒位、一回路硼浓度和稀释水量进行外推，即通过2～3个不同状态点的ICRR做线性拟合外推至1/M=0，得到临界硼浓度、临界棒位，并据此合理调整稀释水量和提棒，以达到反应堆临界[5]。

3.2 临界启动情况

鉴于本次临界的特殊性，在可以预见的源量程读数会偏小的情况下，本次临界试验采取了更为保守的操作方式。具体为保守控制稀释速率、限制每次提升的棒位，整体降低了反应性添加的速率，同时增加稀释外推频度，以防止由于源量程计数较小影响对ICRR的监督控制，造成过量引入正反应性导致的中子通量过快增加。

在本次实际达临界过程中，源量程计数和预测一致，较U1C13有着较大的下降，整个过程中源量程计数范围的对比见表1。

表1 达临界过程源量程计数范围Table 1 Counting rate range of source range in critical process

为了直观的体现本次达临界过程中对棒位以及硼浓度的外推情况，把达临界3个过程中的ICRR与棒位、硼浓度的外推曲线绘制于图9～图11，在图中，做任意两点延长线与ICRR=0的横坐标相交，即可得当前硼浓度(或棒位)下的临界棒位(或临界硼浓度)。

图9 重叠棒外推曲线Fig.9 Extrapolation curve of overlapping rods

图10 硼浓度外推曲线Fig.10 Extrapolation curve of boron concentration

图11 提棒达临界外推曲线Fig.11 Extrapolation curve of lifting rods to criticality

在图9和图10的前半段，虽然整体ICRR是下降趋势，但是其斜率并不一致。这是因为此时次临界度比较深，每次改变的反应性表现在ICRR上并不明显，这是各机组循环达临界时的共同现象。从临界试验的角度来看，此阶段对源量程的计数和ICRR的计算更主要是为了临界安全监督的需要，通过外推临界棒位、临界硼浓度调整稀释水量和提棒主要是在稀释和提棒达临界阶段。

在图10后半段和图11中，外推曲线的线性度就非常好，可以据此作出准确的临界外推。表明此阶段源量程计数的响应能够满足临界试验的需要。所以可以得出结论：在不使用二次中子源的临界启动中，源量程计数率有较大下降，但源量程响应能够满足临界启动试验和安全监督的需要。

4 结论

从理论分析再到实际实施的情况来看，秦二厂CNP600机组在取消二次中子源组件后，虽然源量程中子计数率有所降低，但是仍然能够满足装料安全监督的相关要求，同时在这较低的计数率下源量程响应能够满足临界试验的需求。所以实施替代二次中子源装料和无源临界启动是可行的。同时再辅以制定应急方案、加强安全分析、保守进行试验等措施，就能够在充分保障安全的前提下完成装料和临界启动。实施替代二次中子源项目后，能够规避二次中子源组件破损带来的各种风险、节省其采购成本、简化装料流程，同还能降低氚排放缓解秦山地区本就比较大的环境排放压力，具有可观的经济效益以及环境效益。