秦山第二核電廠輻照燃料組件替代中子源的可行性分析

項(xiàng)駿軍，楊 勇，葉國棟，潘澤飛，何子帥，汪聰梅

(1.中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 314300；

2.中國原子能科學(xué)研究院 反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所，北京 102413)

中子源在反應(yīng)堆內(nèi)的作用是提高次臨界狀態(tài)下的注量水平，克服源量程探測(cè)器的盲區(qū)，確保反應(yīng)堆在次臨界狀態(tài)下有足夠的中子計(jì)數(shù)率進(jìn)行臨界安全監(jiān)督和保證反應(yīng)堆的安全啟動(dòng)，特別是堆芯裝料過程中，中子源的作用尤為顯著。

秦山第二核電廠首次堆芯裝料采用252Cf自發(fā)裂變中子源，其中子發(fā)射強(qiáng)度為8×108s-1，252Cf源在首循環(huán)使用后即卸出堆芯不再使用。Sb-Be次級(jí)中子源也在首循環(huán)入堆，在堆內(nèi)輻照活化后供后續(xù)循環(huán)使用。124Sb的半衰期較短(60.9 d)，為維持次級(jí)中子源的強(qiáng)度，必須在高功率下對(duì)其進(jìn)行重復(fù)照射。停堆后由于124Sb的衰變，次級(jí)中子源強(qiáng)度將逐漸減弱。

由于次級(jí)中子源必須經(jīng)過堆內(nèi)活化才能使用，因此一旦發(fā)生次級(jí)中子源破損，核電廠將面臨下一循環(huán)無外中子源可用的情況，給電廠帶來重大經(jīng)濟(jì)損失。國內(nèi)外商用核電廠已發(fā)生多起次級(jí)中子源破損的事件。

自20世紀(jì)90年代開始，法國EDF所有900 MWe的M310壓水堆機(jī)組均取消了次級(jí)中子源。秦山第二核電廠為650 MWe的M310壓水堆機(jī)組，與EDF機(jī)組具有相似性。為此，本工作針對(duì)上述可能發(fā)生的突發(fā)狀況，對(duì)秦山第二核電廠已輻照燃料組件替代次級(jí)中子源的可能性進(jìn)行分析。

1 次臨界中子計(jì)數(shù)率監(jiān)測(cè)

1.1 中子密度

點(diǎn)堆動(dòng)力學(xué)方程為：

(1)

(2)

經(jīng)推導(dǎo)[1]可得：

(3)

即次臨界狀態(tài)下，堆內(nèi)中子平均密度n與中子源強(qiáng)度S呈正比關(guān)系，與堆芯次臨界度1-keff呈反比。

核電廠技術(shù)規(guī)范對(duì)堆芯換料期間的次臨界度有嚴(yán)格規(guī)定，換料水池硼濃度必須≥2 100 ppm，因此，若要提高堆內(nèi)中子平均密度，不能減小次臨界度，而只能依靠提高中子源強(qiáng)度S來實(shí)現(xiàn)。

1.2 源量程

反應(yīng)堆源量程由兩個(gè)相同而獨(dú)立的通道組成，提供停堆及啟動(dòng)期間的冗余中子注量率信號(hào)。探測(cè)器是帶有一體化電纜的硼襯基正比計(jì)數(shù)管(CPNB44，探測(cè)器靈敏度為8 s-1/(cm-2·s-1)，中子計(jì)數(shù)率量程為0.1～106s-1，對(duì)應(yīng)的中子注量率為10-1～2×105cm-2·s-1)，兩套源量程探測(cè)器(SRC1和SRC2)在堆外的布置如圖1所示。

圖1 源量程探測(cè)器在堆外的位置

1.3 自發(fā)中子源

燃料組件經(jīng)堆內(nèi)輻照，能產(chǎn)生很多超鈾元素，如242Cm、244Cm、240Pu等，具備較強(qiáng)的中子發(fā)射能力。根據(jù)中子發(fā)射原理的不同，自發(fā)中子源可分為兩類：(α，n)中子源和自發(fā)裂變中子源。(α，n)中子源主要包括238Pu、239Pu、240Pu、241Am、242Cm、244Cm，自發(fā)裂變中子源主要包括238Pu、240Pu、242Pu、242Cm、244Cm。其中，中子發(fā)射率貢獻(xiàn)最大的242Cm和244Cm的半衰期分別為162.9 d和18.1 a。

2 采用已輻照燃料組件替代次級(jí)中子源分析

采用已輻照燃料組件替代次級(jí)中子源，最重要的是已輻照組件自發(fā)產(chǎn)生的中子源能使源量程探測(cè)器獲得足夠的中子計(jì)數(shù)率，克服盲區(qū)，實(shí)現(xiàn)正常的堆芯裝料臨界安全監(jiān)督功能。根據(jù)要求，在秦山第二核電廠堆芯裝料過程中，從首組燃料組件入堆到完成堆芯裝載全過程的源量程中子計(jì)數(shù)率不得低于0.5 s-1。

2.1 運(yùn)行數(shù)據(jù)

根據(jù)首次堆芯裝料帶一次中子源的燃料組件入堆后源量程計(jì)數(shù)率實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)，分析已輻照燃料組件入堆后源量程所能達(dá)到的計(jì)數(shù)率。表1列出秦山第二核電廠4臺(tái)機(jī)組首次堆芯裝料期間中子源強(qiáng)度為8×108s-1的一次中子源入堆后源量程的計(jì)數(shù)率，以及堆芯滿裝載后源量程的計(jì)數(shù)率。

2.2 已輻照組件源強(qiáng)計(jì)算

堆芯共有121組235U富集度為3.70%的AFA-3G燃料組件，單個(gè)組件金屬鈾裝量為459.5 kg。根據(jù)電廠目前實(shí)行的燃料管理策略，結(jié)合堆芯功率分布和燃耗分布情況，計(jì)算得到不同燃耗下單個(gè)組件和平衡循環(huán)全堆芯的中子源強(qiáng)度，結(jié)果列于表2、3。

表1 首次堆芯裝料源量程計(jì)數(shù)率

由表3的計(jì)算結(jié)果可知，平衡循環(huán)堆芯由已輻照燃料組件產(chǎn)生的中子源強(qiáng)度較一次中子源高約1個(gè)數(shù)量級(jí)，因此僅使用已輻照燃料組件，滿裝載狀態(tài)下的源量程計(jì)數(shù)率能滿足要求。本文將重點(diǎn)分析首組燃料組件入堆后，源量程計(jì)數(shù)率是否能達(dá)到0.5 s-1的要求。

表2 組件燃耗與中子源強(qiáng)度計(jì)算值的關(guān)系

表3 組件燃耗與全堆中子源強(qiáng)度計(jì)算值的關(guān)系

表4列出停堆30 d后，單個(gè)已輻照燃料組件中貢獻(xiàn)最大核素的中子發(fā)射率及份額。對(duì)于(α，n)中子源，242Cm所占中子發(fā)射率的份額最大；對(duì)于自發(fā)裂變中子源，242Cm和244Cm所占份額較大。隨著組件燃耗的增加，長壽命自發(fā)裂變核素244Cm所發(fā)射中子的份額迅速升高，這對(duì)減緩已輻照燃料組件中子發(fā)射率的衰減具有非常明顯的作用，因此，高燃耗組件的中子發(fā)射率半衰期較長。

表4 主要核素中子發(fā)射率份額

2.3 源量程響應(yīng)分析

為滿足首個(gè)燃料組件入堆后源量程計(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1，應(yīng)選取燃耗足夠大、中子發(fā)射率足夠高的已輻照組件作為首個(gè)入堆組件，并首先放置于靠近源量程探測(cè)器的堆芯位置，如A-06或N-08。同時(shí)還應(yīng)考慮從停堆卸料到裝料的時(shí)間間隔造成(α，n)中子源和自發(fā)裂變中子源強(qiáng)度衰減的效應(yīng)，正常情況下秦山第二核電廠從停堆卸料到下一循環(huán)堆芯裝料的時(shí)間間隔為25～30 d。

源量程探測(cè)器安裝在反應(yīng)堆壓力容器外部，中子必須穿過反射層水隙、熱屏和壓力容器本體等結(jié)構(gòu)材料才能到達(dá)探測(cè)器，從堆芯泄漏到探測(cè)器的中子數(shù)量較少。由于反射層水隙的存在，到達(dá)源量程探測(cè)器的中子絕大部分為熱中子，另外252Cf中子源的能譜與已輻照燃料組件自發(fā)中子源能譜較接近，因此近似認(rèn)為源量程探測(cè)器對(duì)一次中子源和已輻照燃料組件發(fā)射的中子具有相同的響應(yīng)效率。引入響應(yīng)系數(shù)K，源量程計(jì)數(shù)率N可表示為：

N=KS

(4)

4臺(tái)機(jī)組首次堆芯裝料期間一次中子源的強(qiáng)度為8×108s-1，保守選取首組帶源組件入堆時(shí)源量程實(shí)測(cè)計(jì)數(shù)率的最小值22.5 s-1,可得響應(yīng)系數(shù)K=2.81×10-8。

考慮到一次中子源是點(diǎn)源，已輻照組件是體積源，作為工程考慮取0.5倍的安全系數(shù)。根據(jù)上述參數(shù)，在正常停堆30 d后，不同燃耗的已輻照組件入堆時(shí)(初始入堆的組件先就位于靠近源量程探測(cè)器的A-06和N-08位置)計(jì)算得到的源量程計(jì)數(shù)率列于表5。

表5 由響應(yīng)系數(shù)K計(jì)算的源量程計(jì)數(shù)率

核電廠要求在裝料過程中克服堆芯臨界安全監(jiān)督的盲區(qū)，從首組燃料組件入堆開始源量程計(jì)數(shù)率必須大于0.5 s-1。由表5計(jì)算結(jié)果可見，首組入堆的燃料組件燃耗在約為24 100 MW·d·tU-1時(shí)可滿足要求。

按照目前堆芯燃料管理策略，堆芯換料為“OUT-IN”年換料模式，換料組件235U富集度為3.70%，平衡循環(huán)長度約為11 700 MW·d·tU-1。平衡循環(huán)換料堆芯有4批組件，分別為：1) 36組零燃耗的新燃料組件；2) 36組經(jīng)歷1個(gè)燃料循環(huán)，平均燃耗約為10 650 MW·d·tU-1的燃料組件；3) 36組經(jīng)歷2個(gè)燃料循環(huán)，平均燃耗約為24 100 MW·d·tU-1的燃料組件；4) 13組經(jīng)歷3個(gè)燃料循環(huán)，平均燃耗約為34 550 MW·d·tU-1的燃料組件。

可見，平衡循環(huán)換料堆芯具備足夠數(shù)量的高燃耗組件，其自發(fā)中子源強(qiáng)度能克服源量程探測(cè)器的盲區(qū)，滿足正常的堆芯裝料臨界安全監(jiān)督的要求。

3 結(jié)論

1) 平衡循環(huán)全堆芯由已輻照燃料組件產(chǎn)生的中子源強(qiáng)度較一次中子源高約1個(gè)數(shù)量級(jí)，因此滿裝載狀態(tài)下的源量程計(jì)數(shù)率能滿足要求；

2) 正常情況下停堆后30 d開始裝料，首組入堆組件燃耗約為24 100 MW·d·tU-1并首先放置于堆芯A-06或N-08位置，可保證源量程計(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1以上，即經(jīng)歷2個(gè)循環(huán)的已輻照燃料組件可滿足此要求；

3) 首組入堆組件燃耗為34 550 MW·d·tU-1時(shí)，由于半衰期為18.1 a的長壽命自發(fā)裂變核素244Cm份額高達(dá)41.28%，中子發(fā)射率衰減較慢，因此即使停堆時(shí)間長達(dá)數(shù)年，也能滿足源量程計(jì)數(shù)率超過0.5 s-1的要求。

由以上結(jié)論可知，秦山第二核電廠可使用已輻照燃料組件替代中子源，堆內(nèi)自發(fā)中子源能克服源量程探測(cè)器的盲區(qū)，保證次臨界狀態(tài)下的堆芯臨界安全監(jiān)督。

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