320MW壓水反應堆無外加中子源啟動分析

張衛前，方 旭

中核核電運行管理有限公司，浙江海鹽 314300

1 次級中子源的作用

中子源組件分為初級中子源和次級中子源兩種。中子源組件的主要作用是在反應堆初次啟動或停堆后重新啟動時將反應堆達到臨界前的中子通量提高到足夠的起始水平，使源量程核測儀器能有比較好的統計特性測出此中子水平，使反應堆啟動時的中子通量增長的全過程置于核儀表的監督之下，保證反應堆安全啟動。初級中子源組件用于反應堆首循環啟動，而次級中子源組件則用于后續循環的啟動。所以壓水堆核電廠的換料堆芯通常使用次級中子源，次級源棒含有一種穩定材料（Sb-Be），它在反應堆運行時因受中子轟擊被活化。在低中子通量期間，諸如堆芯換料和反應堆隨后啟動時，它就成為中子源了。啟動中子源在反應堆物理啟動過程中還將預測達到臨界的條件，例如對某種給定的棒位，預測達到臨界時的硼濃度。

隨著技術發展，國外許多核電站已取消了二次中子源，僅依靠堆內已輻照燃料組件自發產生的中子為堆外核測系統提供必要的中子計數率監測；一廠320MW機組核電機組的第十一燃料循環在無二次中子源的情況下成功實施堆芯裝料和反應堆啟動。

2 一廠320MW機組中子源介紹

對于壓水堆核電廠，在反應堆裝料和啟動過程中通常采用源量程探測器進行堆芯臨界安全監督。核安全導則HAD103/02 3.3.3.3對反應堆裝料、初始臨界過程的堆芯安全監督有明確的要求，即反應堆“在逼近臨界之前，必須校準用于反應堆啟動的中子監測儀器，并必須得到所要求的最小中子計數率，若有需要，可使用堆芯中子源”。一般來講，源量程探測器的靈敏度相對來說比較低（一廠320MW機組源量程靈敏度為8 （n/ s ）×cm2 ），對于首次裝料的堆芯次臨界度較深，尤其是堆芯裝料期間（反應堆冷停堆工況）次臨界度非常深，堆芯在沒有外加中子源的情況下，堆芯中子水平小于源量程的探測下限，這對于核電廠的臨界安全監督來說存在一定的盲區。因此核電站通常采用的做法是在堆芯裝入中子源以提高堆芯初始穩定的中子水平，使源量程處于正常監測范圍。

一廠320MW機組首循環堆芯裝載采用初級中子源釙-鈹源（Po-Be）和次級中子源銻-鈹源（Sb-Be）。第一次換料后，初級中子源從反應堆中取出，只留下次級中子源。在前九次換料后的反應堆啟動采用的次級中子源銻-鈹源（Sb-Be），其工作原理是：124Sb是由天然銻（57.2%121Sb，42.8%123Sb）經中子照射后產生，核反應式為123Sb（n，γ）124Sb。123Sb的熱中子俘獲截面為60.9×10-23m2，124Sb在衰變的過程中放射伽馬射線轟擊Be原子核產生中子。124Sb的半衰期為60.9天。因為124Sb的半衰期較短，為了維持中子源強度，必須對之進行重復照射，才能滿足換料后反應堆啟動過程中的臨界安全監督源量程計數要求。

3 一廠320MW機組源量程儀表

一廠320MW機組的源量程儀表由兩個獨立的通道組成，無論從實體上還是功能上，兩個通道完全相同。源量程中子通量水平的指示范圍為100至106cps（計數/秒），源區段啟動速率的指示范圍為-80s→∞→+20s（e倍周期）。

每個源量程通道把來自含硼計數管探測器的中子脈沖放大到可使用的水平，相關運行規程《核電廠啟動—從冷停堆至100%額定功率》中要求反應堆在啟動前確認至少有一個源量程通道的指示值大于0.5CPS，即至少源量程儀表指示為1CPS。

4 無次級中子源啟動

4.1 背景及風險

中核核電運行管理有限公司一廠320MW機組在第十燃料循環卸料后，對兩組次級中子源（銻-鈹源）檢查后發現存在破損現象，致使次級中子源在第十一燃料循環無法回堆進行使用。

反應堆的啟動是一種特別的動態過程。當反應堆的反應性大到一定程度時，堆功率會以很快的速率上升，在某種條件下，甚至達到不可控制的程度。因此，監測和控制反應性的增長是反應堆啟動過程中最為重要的環節。而反應堆無次級中子源啟動過程有一個超越臨界點的很大盲區，在此過程中，由于堆芯中子通量不能得到有效監督，引入不安全因素。沒有人能排除由于人員的誤操作，設備和儀表的故障，或預測情況不準確等原因引起的短周期事故的可能性。而且短周期事故一旦發生，也因為沒有檢測，沒有有效的手段防止事故的發展。

4.2 核安全法規規定

在國家核安全局頒布的安全法規和導則中，我們沒有發現在反應堆啟動中必須采用中子源的硬性規定。但在HAF（核安全法規）文件中，不乏看到有關中子源的條文。例如：HAF0303的3.4.17條：反應堆堆芯中子通量監測：“應對為對反應堆包括啟動和停堆工況在內的所有功率水平進行充分監測的儀表要求做出規定。這些可能包括，關于為提供必要的最小功率水平而采用的中子源和關于中子探測器靈敏度的規定。”顯然，不采用中子源，就不能對整個啟動過程的功率水平進行充分的監測。

4.3 可借鑒的經驗

1）國際上經驗

在WWER俄式壓水堆和CANDU重水堆上，很多機組均不設置外加中子源。對于不采用外加中子源的情況，核電廠在裝料與啟動過程中會形成的啟動盲區，如果在裝料與啟動過程中采用高效的中子探測器，通過必要的安全分析，加強技術和行政管理措施，同樣可以把反應堆安全的啟動起來。

2）國內經驗

秦山核電廠在1998年第四次換料大修時，由于吊蘭改造，停堆換料時間長達417天，由于次級中子源銻-鈹源（Sb-Be）的半衰期為60.9天，接近7個半衰期，所以在裝料時的次級中子源強度僅為原來的1%左右，對反應堆裝料及啟動帶來一定的影響。后電廠采用增加兩套高效臨時中子計數裝置在裝料期間對堆芯安全進行監督，實際上在裝料過程中雖然兩套高效臨時中子計數裝置替代了兩套源量程作為臨界安全監測手段，但堆芯在完成裝料后兩套源量程計數已經有一定的計數響應，并在反應堆達到熱停堆工況時中子計數率分別達到1.141和1.628，滿足HAD103/02 3.3.3.3最小中子計數率的要求。在其后的反應堆啟動過程中，臨時中子計數裝置撤出，是依靠源量程探測器安全順利地將反應堆引入臨界狀態。這種采用高效中子探測器的方法在工程上比較容易實現，能夠滿足法規對堆芯中子通量監測的最小值要求，但是這種做法要求反應堆有備用的堆外探測器安裝孔道和電纜貫穿件孔道。表1為第五燃料循環反應堆裝料和臨界試驗前源量程的響應。

由于第五燃料循環與后續燃料循環的裝料模式沒有本質性的差別都采用了部分低泄漏的布料方案，唯有不同的是第五燃料循環的次級中子源的強度衰減成只有原強度的1%左右，可以這樣認為第五燃料循環基本上是無外加中子源的啟動，源量程計數主要來源于輻照后燃料組件的貢獻，。

表1 第五燃料循環反應堆裝料和臨界試驗前源量程的響應

4.4 第十一燃料循環無外加中子源采取的措施

由于兩組次級中子源（銻-鈹源）的破損致使次級中子源在第十一燃料循環無法回堆進行使用，一廠320MW機組在取消次級中子源進行換料后反應堆啟動中，為保證整個過程中堆芯的安全，采取了多種措施。

細致的安全分析：對在反應堆無源狀況下的堆芯裝料和反應堆啟動過程中可能發生的各種預計事件和設計基準事故，進行了細致的安全分析并采取了相應的對策。包括可能發生的換料期間的硼誤稀釋事故，啟動過程中的過稀釋，反應堆臨界和低功率下控制棒組的失控提升都進行了評價，結果表明，這些事故的后果可通過技術的、行政的手段來避免。

反應堆裝料控制及加強監督：在反應堆裝料過程中，取消原來的裝料程序中先裝入帶中子源組件的步驟，事實證明即使沒有外加中資源，源流程探測器也會有一定響應。同時在裝料過程中提高了硼濃度取樣的分析頻度，在每一組燃料裝入后，增加了在線硼濃度計、堆芯溫度、換料水池水位的監督要求，結合各種監督結果，輔以源量程探測器數據，確保了整個裝料過程是安全可控的。

周密的運行操作控制及應急預案：為確保安全，運行一處編寫了《冷停到熱停期間的反應性管理（無外加中子源）》臨時運行規程，將采取下列措施與手段控制堆芯臨界的安全風險，并說明了出現異常時的處理方法。

4.4.1 關注重點

1）主控室增設兩套臨時堆芯源量程計數檢測裝置，并確保計數檢測裝置已經檢驗合格，可正常工作；

2）停堆工況下，主控室定時抄表，認真監視源量程計數率、停冷系統壓力、流量和溫度、安全殼堆腔坑、污水坑水位等參數。一旦發現源量程計數率異常上升，應立即停止其它引入正反應性的操作，查明原因；

3）反應堆的中子通量在源量程范圍內時，不能同時使用兩種以上的方法（升溫、提棒、稀釋）來改變反應性；

4）為防止意外硼稀釋事件，在上充運行的運行環路必須運行，否則及時切換上充管線運行環路；

5）在啟動不工作環路的主泵前30分鐘以內，必須查定不工作環路中的硼濃度大于或等于工作環路中的濃度;啟動不工作環路的主泵前30分鐘以內，必須查定反應堆次臨界度至少為1%△K／K ；

6）當兩臺主泵停止運轉后，而反應堆冷卻劑又被停冷系統所冷卻，這樣在反應堆冷卻劑系統中就會形成溫度分布的不均勻。同樣，在穩壓器形成汽腔前，如溫差較大，不能啟動主泵；

7）在啟動不工作環路的主泵前30分鐘以內，必須查定不工作環路冷段溫度不低于工作環路冷段溫度11℃。在啟動不工作環路的主泵前30分鐘以內，必須查定反應堆次臨界度至少為1%△K/K。

4.4.2 監視

1）對源量程通道功能進行檢查，冷停到熱停過程中每24小時進行一次檢查。以保證至少有兩個源量程中子通量測量通道在工作，且每個探測器有連續可見的指示信號及音響信號；

2）確認R18硼濃度計標定工作已結束，儀表投入使用；

3）至少每2小時一次，由下列參數確定停堆深度：

（1）反應堆冷卻劑系統硼濃度；

（2）控制棒位置；

（3）反應堆冷卻劑系統平均溫度。

4）至少每天驗證一次從硼酸箱流道的溫度是≥18℃，并驗證一次流道中每只閥門（手動的、動力操作的或自動的）都各自處在它們正確的位置上；

5）至少每3天一次證實上面要求的硼酸駁運泵是可運行的：

（1）由控制室進行泵的啟動（除非泵已經處于運轉狀態）；

（2）校驗在小流量再循環流動情況下，泵出口壓力可達～O.78MPa；

（3）使泵至少運轉15分鐘以檢驗運行情況。

6）至少每24小時一次取樣分析主系統，換料水箱，硼酸儲存箱的硼濃度，并報告主控室值長。

4.4.3 異常處理

1）中間量程啟動率大于零或源量程啟動率大于零，手動安注進入EOP 直至F.R-S2，但B入口條件不適用；

2）功率量程＞5%核功率，手動安注進入EOP 直至F.R-S1，但B入口條件不適用；

3）若核測系統故障則進入QYG.04.07《核測系統故障》。

4.5 裝料過程源量程顯示

由裝料期間源量程響應趨勢圖可以看出，在初始裝料期間只有源量程儀表A通道SR-A有指示，源量程儀表B通道SR-B沒有指示。在裝料40步后由于電纜通道信號干擾，SRB計數異常，停止裝料，處理后繼續裝料。在裝料110步左右，SRB出現正常顯示約1.5CPS。

圖1 裝料過程中源量程計數

表2 裝料過程中源量程計數

由上述圖表中數據可知，在堆芯滿裝載后兩個源量程通道的計數均已經滿足核安全導則HAD103/02 3.3.3.3最小中子計數率的要求，反應堆無外加中子源的啟動只要在過程中加強堆芯參數并按照《冷停到熱停期間的反應性管理（無外加中子源）》及《第十一燃料循環首次臨界試驗》進行即可保證安全啟動。

圖2 無外加中子源提棒達臨界過程中的外推圖

4.6 提棒臨界過程中的外推圖

由于堆芯滿裝載時兩個源量程計數已經滿足最小計數要求，且反應堆在升溫升壓至熱態零功率時，SR-A和SR-B計數率分別達到了4.4/4.8CPS。從外推臨界過程圖可以看出無次級中子源和有次級中子源的臨界過程并無太大的不同，反應堆在全程可監視的狀態下啟動，安全、可靠。

5 結論

通過實踐證明，一廠320MW機組在取消用于堆芯裝料和啟動的次級中子源后，針對中子通量水平低于源量程探測下限這一情況，可以通過采用高效中子探測器，通過細致的風險分析、加強其他安全參數檢測、嚴格控制反應性引入量及其他行政手段，來彌補堆芯裝料過程中源量程探測器監測盲區的問題，在核電廠的裝料和啟動過程中可以確保堆芯安全。此舉還可為減少放射性廢物產生，降低中子源破損引起的輻射劑量風險做出貢獻。