取消昌江核電廠二次中子源的理論探究

費羅杰 勒 瑞

（海南核電有限公司 海南昌江）

一、前言

中子源在物理啟動中有著十分重要的作用，一次中子源直接產(chǎn)生中子，在首次啟動中起到加強本底的作用，二次中子源經(jīng)過輻照之后產(chǎn)生中子，如果停堆時間過長，或者二次中子源長期輻照破損，面臨無二次源啟動的情況。經(jīng)過長期實踐，很多電廠已經(jīng)取消了一次中子源或者二次中子源，針對我廠實際情況，可取消二次中子源，本文對取消二次中子源進行相應(yīng)理論探究。

二、二次中子源組件

二次中子源組件的功能是在反應(yīng)堆再次啟動時提高堆芯中子通量至一定水平，使核測儀器能以較好的統(tǒng)計特性測出啟動時中子通量的迅速變化，以保證反應(yīng)堆的安全啟動。海南昌江核電廠1、2號機組壓水堆初始堆芯中含兩組二次中子源組件，后續(xù)循環(huán)中也為兩組。將銻-鈹芯塊裝入不銹鋼包殼充氦后用上、下端塞封焊構(gòu)成二次中子源棒。只含有二次中子源棒和阻流塞棒的相關(guān)組件稱為二次中子源組件。二次中子源組件中含有4根二次中子源棒和20根阻流塞棒。

（1）二次中子源組件主要技術(shù)數(shù)據(jù)（表1）。

表1 二次中子源組件主要技術(shù)數(shù)據(jù)

（2）二次中子源組件所用材料（表2）。

三、反應(yīng)堆氚的產(chǎn)生及危害

1.氚的產(chǎn)生

在壓水堆中，氚主要是由運行時燃料的裂變反應(yīng)和冷卻劑中的硼、鋰、氘，以及二次中子源鈹收到中子活化反應(yīng)產(chǎn)生的。在壓水堆堆芯內(nèi)放置二次中子源（Sb-Be中子源），其中的Be受到活化后產(chǎn)生氚，這部分氚在二次源組中將積存，其中一部分通過包殼滲透到反應(yīng)堆冷卻劑中去。見表3、表4。

表2 二次中子源組件所用材料統(tǒng)計表

表3 大亞灣1、2號機組氚排放值的復核計算結(jié)果

從表3中可以看出，在氚的產(chǎn)生份額中，二次源的貢獻部分大概為16.8%。表4中，二次中子源貢獻部分大概為8.1%。

2.氚的危害

隨著核電規(guī)模的增大，氚在環(huán)境中的產(chǎn)生和累積量也會大大增加，氚蒸汽可以滲透進入皮膚，一旦吸入很容易進入胸膜和頰膜。在輻射生物學中，“弱粒子”反而有更強的輻射生物效應(yīng)，所謂“強”輻射體在生物組織中的射程很長，其大部分能量消耗在射程中。具有危害性的能量僅存在于射程末端，而低能β輻射體恰恰符合這一規(guī)律，因此其每次衰變的危害性比高能輻射體大，氚在很多方面的特性使其成為危害較大的一種放射性核素，這些特性包括：在生物圈中的移動性和循環(huán)性非常強，進入人體的途徑多樣，可以與所有物質(zhì)中的氫原子快速交換，相對生物效應(yīng)較大，可以與細胞結(jié)合分結(jié)合形成結(jié)合氚。氚可以通過皮膚吸收，吸入污染的水蒸氣和攝入污染的食物或水等途徑進入人體。一旦進入人體，氚會很快被人體吸收和利用。人體60%以上的原子是氫，其中每天有5%參與代謝反應(yīng)和細胞生長。這些結(jié)合到蛋白質(zhì)、脂類和碳水化合物，尤其是像DNA這樣的核蛋白質(zhì)上的氚被稱為有機結(jié)合氚，其在體內(nèi)呈現(xiàn)不均勻分布狀態(tài)，體內(nèi)滯留時間比氚水長，因此其所受劑量也相應(yīng)地比氚水大。人體受氚水的輻射時間越長，體內(nèi)有機氚水平越高，危害越大。因此，氚的輻射危害性值得關(guān)注。

表4 嶺澳儀器氚排放值的復核計算結(jié)果

由于氚的危害性很大，通過取消二次中子源，可以減少核電廠產(chǎn)氚的份額，從而減少氚對人體的危害，取消二次中子源是減少氚產(chǎn)生的有效途徑。

四、無源啟動示例

1.秦山核電廠無源啟動

在秦山核電廠第四次換料大修中，由于大修時間長達417 d，接近次級中子源的7個半衰期，造成次級中子源強度衰減過多，不能提供有效的中子強度，在第10次換料大修中，因次級中子源組件破損導致無法繼續(xù)入堆試驗，而新的刺激中子源未能及時入堆輻照活化，使得第11次燃料循環(huán)的裝料和啟動無外加中子源。

（1）第5燃料循環(huán)。秦山核電廠第四次換料大修中，針對次級中子源強度衰減過多的情況，采用了2個高效涂硼中子計數(shù)器，安裝在反應(yīng)堆功率量程備用孔道，其熱中子靈敏度達到40/s·cm2，是反應(yīng)堆源量程探測器的5倍，高效探測器在裝料和升壓過程中對堆芯進行了監(jiān)督。

（2）第11燃料循環(huán)無源啟動。在第10次換料大修中面臨無源啟動時，未采用高效中子探測器，而是通過采取一系列的技術(shù)和管理措施，保證了反應(yīng)堆裝料與啟動處于有效的檢測之中，盡管沒有外加活化次級中子源，堆外核測系統(tǒng)源量程的響應(yīng)還是明顯的。由于預期源量程計數(shù)率可能偏小，所以增加了以設(shè)計計算的臨界硼濃度作為停止稀釋的控制點。

通過實踐證明，在堆芯無有效的外加中子源的情況下，可以采用高效中子探測器、安全分析以及加強技術(shù)與行政管理等措施，使反應(yīng)堆處于有效的檢測與控制之下。因此，在成熟的反應(yīng)堆上實施無外加中子源的啟動是可行的。

2.大亞灣無源啟動

二次中子源組件運行到一定年限后，二次中子源棒包殼有可能破裂，為了避免二次中子源棒在堆內(nèi)運行過程中出現(xiàn)包殼破裂的風險，大亞灣核電站2號機組13次大修無二次源裝料和啟動。方案為利用一定燃耗的乏燃料組件替代二次中子源組件。經(jīng)過實踐，方案可行，圓滿完成了無源啟動。

五、可行性分析

1.采用輻照燃料組件代替二次中子源組件

（1）運行數(shù)據(jù)及理論計算分析（二期數(shù)據(jù)）。由于電廠缺乏運行數(shù)據(jù)，故采用二期數(shù)據(jù)考慮分析，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數(shù)率實測數(shù)據(jù)，分析已輻照燃料組件入堆后源量程所能達到的計數(shù)率。表3給出了秦山第二核電廠4臺機組首次堆芯裝料期間中子源強度為8×108n/s的一次中子源組件入堆后源量程計數(shù)率，以及堆芯滿裝載后源量程的計數(shù)率。見表5～表10。

表5 首次堆芯裝料源量程計數(shù)率

表6為國內(nèi)同類型核電站相同類型燃料組件燃耗與自發(fā)中子源強度的數(shù)據(jù)，該數(shù)據(jù)在大修卸料操作完成后執(zhí)行試驗得到，從停堆時刻到卸料操作完成，需要5～7 d時間，所得的中子發(fā)射率較停堆時刻已經(jīng)過一定的衰減。

（2）輻照組件源強計算。表7和表8是理論計算得到不同燃耗下單個組件和平衡循環(huán)全堆芯的中子源強度，對比表6可見二者數(shù)據(jù)符合度較好。

表6 組件燃耗與自發(fā)中子源強度

表7 組件燃耗與中子源強度計算值

表8 全堆中子源強度計算值

由表8的計算結(jié)果可知，平衡循環(huán)堆芯由已輻照燃料組件產(chǎn)生的中子源強度比一次中子源高約1個數(shù)量級，因此僅使用已輻照燃料組件，滿裝載狀態(tài)下的源量程計數(shù)率能夠滿足要求。

表9為單個已輻照燃料組件中，貢獻最大核素的中子發(fā)射率及份額，對于中子源，242Cm所占的份額最大；對于自發(fā)裂變中子源242Cm和244Cm所占份額較大。同時隨著燃耗的增加，長壽命自發(fā)裂變核素244Cm的份額迅速升高，這對減緩中子發(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)射率半衰期是非常長的。

表9 主要核素中子發(fā)射率份額

2.源量程響應(yīng)分析

為滿足首個燃料組件入堆后源量程計數(shù)率達到0.5 cps，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入堆組件，并首先放置于靠近源量程探測器的堆芯位置，如A-06或N-08。同時還應(yīng)考慮從停堆卸料到裝料的時間間隔造成 中子源和自發(fā)裂變中子源衰減的效應(yīng)，正常情況下秦山第二核電廠從堆芯卸料到下一循環(huán)堆芯裝料的時間間隔為25～30 d。

源量程探測器安裝在反應(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)材料才能到達探測器，從堆芯泄漏到探測器的中子數(shù)量較少。由于反射層水隙的存在，到達源量程探測器絕大部分為熱中子，另外252Cf中子源的能譜與已輻照燃料組件自發(fā)中子源能譜比較接近，因此近似認為源量程探測器對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，源量程計數(shù)率N可表示為：N=K·S。其中S為源強，n/s。取4臺機組首次堆芯裝料期間中子源強度8×108n/s，和首組帶源組件入堆時源量程實測計數(shù)率的平均值：26.8 cps，可得響應(yīng)系數(shù) K=3.35×10-8。

根據(jù)上述參數(shù)，計算正常停堆30 d后，不同燃耗的燃料組件入堆時可得到的源量程計數(shù)率。如表10。

秦山第二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數(shù)率需＞0.5 cps，由表8計算結(jié)果可見，首組入堆組件燃耗在21522 MWd/tU左右可滿足要求。

表10 由響應(yīng)系數(shù)K計算源量程計數(shù)率

按照昌江核電廠后續(xù)換料策略，達到平衡循環(huán)后，換料235U富集度為3.7%，平衡循環(huán)長度約為11700 MWd/tU。平衡循環(huán)換料堆芯有4批組件，分別為：①36組零燃耗的新燃料組件。②36組經(jīng)歷1個燃料循環(huán)，燃耗在10000 MWd/tU左右的燃料組件。③36組經(jīng)歷2個燃料循環(huán)，燃耗在20000～26000 MWd/tU左右的燃料組件。④13組經(jīng)歷3個燃料循環(huán)，燃耗30000～34000 MWd/tU左右的燃料組件。

因此平衡循環(huán)換料堆芯完全具備足夠數(shù)量的高燃耗組件，其自發(fā)中子源強度能夠克服源量程探測器的盲區(qū)，滿足正常的堆芯裝料臨界安全監(jiān)督的要求。

正常情況下停堆后30 d開始裝料，通過二期數(shù)據(jù)可得，首組入堆組件燃耗在21522 MWd/tU,并首先放置于堆離源量程較近位置，可保證源量程計數(shù)率達到0.5 cps以上，滿足啟動要求。

后續(xù)電廠將采用長循環(huán)換料策略，最高燃耗接近50000 MWd/tU，采用相應(yīng)燃耗組件首先入堆，亦可滿足無源啟動。

3.采用高效能探測器

（1）工程可行性。可在S.W位置預留功率量程備用通道，在功率量程故障時可插入外接探測器進行備用測量，當人們進行無源啟動時，可在備用通道插入高效能探測器，對反應(yīng)堆進行監(jiān)督。

（2）利用探測器。秦山核電廠第4次大修時，采用了2個高效涂硼中子計數(shù)管探測器，安裝在備用孔道，其熱中子靈敏度為40/s·cm2，在裝料過程中，高效能探測器的計數(shù)率始終達到0.5/s，都能進行有效的響應(yīng)，當堆芯滿裝載后，高效能探測器的計數(shù)率為1.85/s，實現(xiàn)了對堆芯的監(jiān)督。

（3）探測器靈敏度。可根據(jù)各種探測器型號與靈敏度統(tǒng)計情況，再針對電廠具體情況可酌情選擇，即可滿足監(jiān)督要求。也可選擇高效能探測器進行無源啟動，只要選擇合適靈敏度即可。隨著生產(chǎn)工藝的進步，目前靈敏度高的探測器生產(chǎn)已不是難事，完全能滿足取消二次源后堆芯的安全監(jiān)督，而且電廠已采購零時中子探測器，對其進行改造就可滿足要求。

六、總結(jié)

（1）隨著社會用電量的增加與環(huán)保訴求的提高，對于核電的需求越來越迫切，在核電站環(huán)境評估中，氚是非常重要的考慮因素之一，大亞灣二期工程停止上馬的一部分環(huán)境因素就是氚超標，而通過取消二次中子源，可以減少核電站氚的排放，有利于單個核電基地多機組同時上馬，提高廠址利用率。氚排放的減少，對環(huán)境公眾也有積極的作用，可減少對他們的傷害。

（2）次級中子源經(jīng)過10多年的輻照之后，很容易破損，在國內(nèi)外電廠都有類似經(jīng)驗，破損之后，需要更換，更換之后便增加了放射性廢物的產(chǎn)生，即使正常使用壽命完結(jié)，每隔15年便需要更換，以昌江電廠40年壽命計算，未來還需要每個機組要更換2次，產(chǎn)生的放射性廢物也是不可忽視的問題，取消次級中子源，可減少這部分放射性廢物。

（3）經(jīng)濟效益，二次中子源的價格大概為100萬元一組，每次更換需要200萬元，在兩次更換后共需花費400萬元，而采用高效能探測器，只需花費40萬元即可，且探測器使用壽命很長，可滿足兩次更換時間要求，采用輻照燃料組件代替二次中子源組件，只需出具相應(yīng)設(shè)計報告，可行性分析即可，況且有二期經(jīng)驗，電廠進行類似工作應(yīng)更加容易。

（4）未來展望，取消二次中子源成功實施后，可轉(zhuǎn)入取消一次中子源工作實施，一次中子源價格昂貴(1000多萬元)，取消之后可節(jié)省大量資金，未來核電大發(fā)展，建造堆數(shù)量會越來越多，取消二次中子源，乃至一次中子源，其意義重大。