田湾核电站换料期间中子通量密度监测方式优化研究

吕 牛，李东朋，夏兆东，王 杨

(1.中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究所，北京 102413；2.江苏核电有限公司，江苏 连云港 222042)

田湾核电站3号机组采用俄罗斯VVER1000型反应堆。根据俄罗斯设计，堆外核测系统(NFME)包括源量程探测器(SR)、启动与工作量程探测器(IR/WR)、换料监测量程探测器(RMS)，其中RMS用于监测换料期间反应堆的中子通量密度。RSM系统是临时安装设备，换料前，需将探测器、转换单元及辅助单元连接后安装到堆芯围板中的测量通道内；换料结束后，需将探测器、转换单元及辅助单元拆除。安装、拆卸RMS系统既存在工业安全、辐射安全等风险，又占用大修主线时间，影响了机组的经济效益。

基于上述原因，同时结合田湾核电站3号机组NFME各探测器的位置和灵敏度，拟取消RSM，改用SR监测换料期间反应堆的中子通量密度，这样既降低风险，又缩短大修时间。为此，本文论证利用SR监测换料期间反应堆中子通量密度的可行性。

1 堆芯换料监测概况

1.1 换料期间中子监测要求

俄罗斯《核动力厂反应堆装置核安全法规》中规定，在反应堆换料期间，应具备3套独立的仪表监测堆芯中子通量密度及其变化。

美国核管会(NRC)管理导则中要求[1]，反应堆在启动阶段堆外中子探测器的计数率不小于0.5 s-1，且信噪比大于2。

核安全导则HAD103/03《核电厂堆芯和燃料管理》中规定，对停堆换料的反应堆，当燃料装入堆芯时必须在各个规定阶段测量中子通量密度。必须估算中子通量密度的变化，以防止停堆裕量意外减小或出现意外临界。

《三十万千瓦压水堆核电厂反应堆物理启动试验》[2]规定：在完成装料以及临界启动前，堆外中子计数装置的中子计数率应在满足信噪比大于2的条件下不低于0.5 s-1，否则必须采取措施(如更换高效计数管)来满足要求。

换料过程中堆芯中子通量密度水平较低，为了对换料过程进行有效监测，避免出现监测盲区，同时对堆芯中子通量密度异常情况进行有效监测，各国从堆外核测系统设计冗余原则、探测器信号的真实有效性方面考虑，对换料期间探测器的数量、信噪比以及中子计数率进行了上述规定。

基于国内外法规和行业要求，提出田湾核电站3号机组换料期间SR应满足以下3点要求，并进行相应的原因分析。

1) 具备3套独立监测系统。根据核电站堆外核测系统的设计冗余原则，核测系统应具备2套及以上独立监测系统。

2) 探测器信噪比大于2。通常情况下，信噪比大于2的情况下认为该信号是真实有效信号。

3) 换料期间，3套监测系统中至少有两套探测器中子计数率同时大于0.5 s-1。

田湾核电站3号机组SR的有效测量范围下限为0.12 s-1，因此，计数率不小于0.5 s-1在SR有效测量范围之内，同时也符合国内外法规和行业要求。

1.2 堆外探测器布置

田湾核电站3号机组堆外探测器布置如图1所示[3]，其中：Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ、Ⅵ通道为RSM通道，位于堆芯围板中；3、6、10通道为SR通道，2、5、8、11通道为IR/WR主测量通道，1、4、7、9通道为IR/WR备用测量通道，1～11通道位于压力容器外侧的混凝土墙内。因此，无论采用RSM，还是采用SR监测换料期间反应堆中子通量密度，均满足3套独立监测系统的要求。

1.3 优化策略

目前田湾核电站3号机组采用RMS监测换料期间反应堆中子通量密度，但RMS是临时安装设备，在应用中存在以下问题：1) 装卸RSM设备过程存在异物掉落风险，且给工作人员带来辐照风险；2) 系统抗干扰能力差，临时电缆易受电磁干扰产生误报警，导致换料工作延误[4]；3) 换料过程占用了大修时间，影响了机组的经济效益。

基于上述原因，同时结合NFME中各探测器的位置和灵敏度，拟取消RSM，改用SR来监测换料期间反应堆的中子通量密度。由于SR距离堆芯活性区较远，存在测量信号较小的风险。为此，本文利用ORIGENS程序[5]计算乏燃料中子源强，然后利用蒙特卡罗程序MCNP[6]模拟计算堆外SR处的中子通量密度，进而计算出SR中子计数率，论证SR取代RSM监测换料期间反应堆中子通量密度的可行性。

2 探测器中子计数率计算方法

2.1 乏燃料中子发射率

田湾核电站3号机组换料、启动过程无外中子源，堆外探测器响应完全依赖于乏燃料中子源，其中子源项主要包括自发裂变中子和(α，n)中子。首先，易裂变核素235U和可裂变核素238U经过(n，f)、(n，γ)等反应后，再经(n，2n)、α和β衰变等反应，该过程产生的大部分超铀和超钚核素(主要包括242Cm、244Cm、246Cm、238Pu、240Pu、242Pu等)能够自发裂变发射中子，这构成了乏燃料中子的重要来源；其次，乏燃料中大部分超钚核素(主要包括242Cm、243Cm、244Cm、238Pu、239Pu、240Pu、241Am、243Am等)具有α衰变特性，对采用UO2燃料的压水堆核电站来说，16O通过辐射俘获产生18O，α与18O发生(α，n)反应，这是乏燃料中子的另一重要来源。

通过对乏燃料中子源项的分析，采用ORIGENS程序计算乏燃料中子发射率。ORIGENS程序是美国橡树岭国家实验室研发的放射性同位素生成及衰变计算程序，该程序考虑了燃料循环中大部分的同位素链，包含核素1 700多种，囊括了上述所有中子源项核素。

乏燃料中子发射率随燃耗的变化如图2所示，其中子发射率随乏燃料燃耗增加而增加，与组件燃耗呈幂函数关系。由图2可看出，相同燃耗深度下，乏燃料组件的中子发射率随组件初始235U富集度的增加而减小，这是因为低富集度组件的宏观裂变截面较小，达到相同的燃耗需要接受更强的中子场辐照，从而引起238U的辐射俘获增加，而与乏燃料中子有关的超铀和超钚核素大部分是由238U辐射俘获后历经复杂反应链产生的。

2.2 中子输运计算模型

根据田湾核电站实际堆芯、堆外结构以及SR的位置建立MCNP中子输运模型，如图3所示。几何结构方面，构建堆芯活性区精细结构模型，逐棒描述燃料组件内部结构，堆芯围板按均匀含硼水建模；中子源位置方面，所有乏燃料组件按图4所示沿轴向燃耗分布分成5段，根据各段中子发射率相对值进行中子位置抽样；中子能谱方面，对ORIGENS程序计算得到的乏燃料中子发射能谱进行抽样，如图5所示。

图4 乏燃料燃耗随组件轴向高度的变化Fig.4 Spent fuel burnup vs assembly axial height

图5 乏燃料中子发射能谱Fig.5 Spent fuel neutron emission energy spectrum

构建MCNP输运模型后，利用MCNP程序的F4计数卡模拟计算SR位置处的中子通量密度Φ。

2.3 探测器中子计数率计算方法

探测器中子计数率的理论计算值SRC可由式(1)得出。

SRC=Φ·res·K·B

(1)

其中：res为SR灵敏度；B为保守因子，因MCNP统计误差在7%以内，为保守考虑，该因子取0.93；K为理论计算修正因子[7]，K=0.147。SR中子计数率实际监测值与理论计算值之间存在系统偏差K，该系统偏差主要由探测器灵敏度偏差和MCNP输运模型偏差组成，灵敏度存在偏差的原因是刻度探测器灵敏度时所使用的中子源与乏燃料中子源存在差异，MCNP输运模型偏差是堆芯围板采用均匀化模型引起的。探测器的参数列于表1。

表1 探测器的参数Table 1 Detector parameter

3 计算结果

3.1 优化论证情况

田湾核电站3号机组SR的噪声只有0.008 6 s-1，只要探测器计数率达到0.5 s-1，其信噪比远大于2，因此本文只需论证SR中子计数率大于0.5 s-1即可。因堆外3个SR是对称布置的，针对6孔道SR信号进行计算论证。

田湾核电站3号机组采用堆芯倒料或全进全出两种堆芯换料方式，第1循环末堆芯换料(记作T301)采用全进全出方式，换料过程中SR中子计数率如图6a所示，第2循环末堆芯换料(记作T302)采用堆芯倒料方式，换料过程中SR中子计数率如图6b所示。由图6可看出：1) (15，24)位置的乏燃料组件对6孔道SR中子计数率的贡献最大；2) 6孔道SR中子计数率未能达到0.5 s-1，原因是T301、T302换料过程中的乏燃料只经历1个或2个循环，乏燃料的燃耗比较低，乏燃料中子源强较小。

图6 SR中子计数率Fig.6 Source range detector neutron counting rate

通过对上述现象分析可知，6孔道SR中子计数率主要由(15，24)位置处的乏燃料中子源强决定。分别计算了堆芯倒料和全进全出两种堆芯换料方式下6孔道SR中子计数率与(15，24)位置处乏燃料中子源强的对应关系，如图7所示。结果显示：堆芯倒料方式下，(15，24)位置处乏燃料中子发射率达到1.96×108s-1时，6孔道SR中子计数率达到0.5 s-1；全进全出方式下，(15，24)位置处乏燃料中子发射率达到2.99×108s-1时，6孔道SR中子计数率达到0.5 s-1。

图7 探测器中子计数率随乏燃料中子发射率的变化Fig.7 Detector neutron countint rate vs spent fuel neutron emission rate

根据2.1节乏燃料中子发射率随乏燃料燃耗的变化可以得出，欲使6孔道SR的中子计数率达到0.5 s-1，(15，24)位置处放置不同类型的组件时燃耗应达到表2中的要求。

表2 乏燃料燃耗要求Table 2 Spent fuel burnnp demand

3.2 论证结果验证情况

第3循环末堆芯换料(记作T303)采用堆芯倒料方式，堆芯倒料前后，(15，24)位置处的乏燃料组件类型为富集度3.6%的U36G7，燃耗分别为34 240 MW·d/tU、35 820 MW·d/tU，满足表2的要求(使得SR的中子计数率达到0.5 s-1以上)。

2021年10月7日─10月10日期间进行3号机组T303堆芯换料工作，期间SR的中子计数率实际测量值如图8所示。由图8可看出，大部分时间段内探测器中子计数率大于0.5 s-1，但3孔道与6孔道SR中子计数率在换料过程中存在同时低于0.5 s-1的情况，这是因为在该时间段内靠近3孔道位置(09，42)处乏燃料组件与靠近6孔道位置(15，24)处乏燃料组件同时参与了倒料。为避免这一状况发生，可适当调整换料步序，使得靠近3套SR的乏燃料不在同一时间段内参与倒料，便可满足至少有两套探测器中子计数率同时不小于0.5 s-1的要求。

图8 SR中子计数率Fig.8 Source range detector neutron counting rate

针对6孔道SR的监测数据，选择第0步(堆芯倒料前)、第89步((15，24)位置组件倒料)、第228步(堆芯倒料后)3个状态点进行了模拟计算，理论计算值与实际测量值的相对偏差列于表3。由表3可见，3个状态点的相对偏差均在8%以内。

表3 探测器中子计数率实际测量值与理论计算值的对比Table 3 Comparison of measured and theoretical values of detector neutron counting rate

4 结论

对田湾核电站3号机组T301、T302换料过程中6孔道SR的中子计数率进行了分析，在此基础上，分别针对堆芯倒料和全进全出两种换料方式进行了计算论证，(15，24)位置处的乏燃料组件燃耗满足表2的要求时，6孔道SR的中子计数率能够达到0.5 s-1以上，且信噪比大于2。

T303换料采用堆芯倒料方式，堆芯倒料前后堆芯(15，24)位置处乏燃料组件燃耗满足表2中的要求，6孔道SR的中子计数率达到了0.5 s-1以上(除个别状态点外)，且SR实际测量值与理论计算值吻合良好，相对偏差在8%以内。

根据田湾核电站3号机组的燃料管理策略，从T304之后，靠近3套SR的乏燃料在换料前后将布置富集度4.9%的U49G6型组件，燃耗达到44 000 MW·d/tU，满足表2的要求。无论是采用堆芯倒料，还是全进全出方式进行换料，通过合理规划换料步序，能满足至少两套SR的中子计数率同时大于0.5 s-1，且信噪比大于2。利用SR取代RSM监测换料期间反应堆中子通量密度是切实可行的。