昌江核電廠無二次中子源裝料和啟動分析

譚興春

（海南核電有限公司 海南昌江）

根據(jù)國內(nèi)外核電廠的運行經(jīng)驗，二次中子源使用到一定年限后，發(fā)生過包殼破裂而無法繼續(xù)使用，或大修工期過長導致二次中子源衰減多以致于失去效用，給核電廠帶來重大經(jīng)濟損失。因此，有必要對無二次中子源裝料和啟動的可行性進行分析，用于制定相應(yīng)的應(yīng)急預案。

田灣核電廠的WWER俄式壓水堆和秦山第三核電廠的CANDU重水堆，均未設(shè)置外加中子源，裝料和啟動都是“無源”（無一次中子源和二次中子源）模式?！盁o二次中子源裝料和啟動”已在法國EDF90WMe的M310壓水堆及美國三環(huán)路壓水堆普遍實施，并給電廠帶來了可觀的環(huán)境收益（氚排放量減少）及經(jīng)濟收益（減少裝料步序和時間）。

一、二次中子源

昌江核電廠中子源組件分為一次中子源（初級中子源）和二次中子源（次級中子源）。中子源組件的主要作用是在反應(yīng)堆裝料和啟動時將中子通量水平提升到足夠高，使源量程測量通道能有比較好的統(tǒng)計特性和信噪比，以準確測出此中子水平，使反應(yīng)堆裝料和啟動時中子通量增長的全過程置于核儀表的監(jiān)督下，并可以利用次臨界公式來預測達臨界條件（臨界棒位、臨界稀釋水量等信息），保證反應(yīng)堆的安全。

一次中子源組件用于反應(yīng)堆首循環(huán)裝料和啟動，二次中子源組件則用于后續(xù)循環(huán)的裝料和啟動。壓水堆核電廠的換料堆芯通常使用二次中子源組件的二次中子源棒含有一種穩(wěn)定材料（Sb-Be），它在反應(yīng)堆運行時因受中子轟擊被活化，其基本原理：124Sb是由天然銻（57.2%121Sb，42.8%123Sb）經(jīng)中子照射后產(chǎn)生，123Sb的熱中子俘獲截面為60.9×10-23m2，124Sb在衰變的過程中放射γ射線轟擊Be原子核產(chǎn)生中子，核反應(yīng)式見式1、式2。

124Sb的半衰期為60.9 d，半衰期相對較短，為了維持中子源強度，必須對之進行重復照射，同時，換料時從堆芯卸出后不能放置過久，才能滿足換料后反應(yīng)堆裝料和啟動過程中的臨界安全監(jiān)督源量程計數(shù)要求。

二、源量程測量通道

昌江核電廠源量程測量通道由兩個結(jié)構(gòu)和功能完全相同的獨立通道構(gòu)成，每個源量程測量通道都與一個中間量程測量通道一起放置在一個金屬套筒內(nèi)，如圖1所示。昌江核電廠使用的CPNB-44 型源量程測量通道中子靈敏度為 8 cps/n（ cm2·s）-1，測量范圍 0.1～1×105n/cm2·s，最高線性計數(shù)率可達 1×106cps。 由于靈敏度較低，在裝料期間或次臨界度比較深的熱停堆狀態(tài)下，堆芯在沒有外加中子源時，中子水平將低于源量程的探測下限，本地噪聲將會掩蓋真實的信號，這對核電廠的臨界安全監(jiān)督來說存在一定的盲區(qū)。因此，需要在堆芯裝入中子源以提高初始穩(wěn)定的中子水平，使源量程處于可正常監(jiān)測的范圍。

核安全導則《核電廠調(diào)試程序》（HAD103/02，1987年4月17日國家核安全局批準發(fā)布）中，第3.3.3.3條對反應(yīng)堆裝料、啟動過程的堆芯安全監(jiān)督有明確的要求，“在逼近臨界之前，必須校準用于啟動的中子監(jiān)測儀器，并必須得到所要求的最小中子計數(shù)率，若有需要，可使用堆芯中子源”，也就是說，核安全導則中只對監(jiān)測儀器有具體要求，即只要監(jiān)測儀器能得到所要求的最小中子計數(shù)率就可以不使用中子源，這是“無二次中子源裝料和啟動”的主要依據(jù)。

三、無二次中子源的裝料

根據(jù)《壓水堆核電廠反應(yīng)堆首次裝料試驗》（EJ/J 1114-2000.2001年2月18日國防科學技術(shù)工業(yè)委員會發(fā)布）第7.4.2.3條規(guī)定，“在八盒燃料組件入堆后，五個中子計數(shù)通道至少有兩個通道的計數(shù)率在0.5 cps（信噪比＞2）以上”。這里的五個中子計數(shù)通道是指常設(shè)的堆外核儀表系統(tǒng)的兩個源量程測量通道和三套堆內(nèi)臨時性中子計數(shù)裝置，臨時性中子計數(shù)裝置只能在首次裝料堆芯中使用，其位置在堆內(nèi)，不僅離中子源很近，還少了許多的屏蔽層，并且其靈敏度很高（大約40 cps/n（cm2·s）-1），因此其最終的探測效率通常是源量程測量通道的2個數(shù)量級以上。

圖1 昌江核電廠源量程測量通道示意圖

在換料堆芯中，由于沒有臨時性中子計數(shù)裝置，則對源強的要求更高，在核電廠技術(shù)程序中規(guī)定“在換料堆芯燃料組件裝載過程中和滿裝載情況下，堆外核儀表系統(tǒng)（RPN）中的兩套源量程測量通道（SRC）的計數(shù)率必須滿足＞0.5 cps”。

由于燃料組件經(jīng)堆內(nèi)輻照后，能產(chǎn)生很多超鈾元素，如241Am、242Cm、244Cm、238Pu、240Pu、242Pu 等，都具備較強的中子發(fā)射能力，尤其是242Cm、244Cm的發(fā)射率貢獻最大。取消二次中子源，利用乏燃料組件取代二次中子源組件，在燃耗足夠深、中子源組頭強的條件下，源量程能夠探測到區(qū)別于本地噪聲的有效計數(shù)。秦山第二核電廠在這方面經(jīng)過計算得知：正常情況下停堆后30 d開始裝料，第一組入堆組件燃耗約為24 100 MW·d·t U-1并首先放置于堆芯A06或N08位置，可保證源量程計數(shù)率達到0.5 cps以上，即經(jīng)歷2個循環(huán)的已輻照燃料組件可滿足此要求。同時，由于244Cm是半衰期為18.1 a的長壽命自發(fā)裂變核素，242Cm的半衰期為162.9 d，因此停堆數(shù)年后再進行裝料也能滿足源量程的計數(shù)率要求。

在進行換料堆芯燃料組件裝載時，即使發(fā)生輻照燃料組件無法滿足源量程的計數(shù)率要求，還可以通過在備用井中增加兩套高效臨時性中子計數(shù)裝置來替代源量程進行裝料臨界安全監(jiān)督，不必如技術(shù)規(guī)程要求的那樣一定要讓源量程計數(shù)率也達到0.5 cps，只要這兩套臨時性中子計數(shù)裝置計數(shù)率能達到0.5 cps也是可行的，但滿裝載時源量程計數(shù)率仍要求必須要＞0.5 cps，備用井的位置如圖2所示。

秦山核電廠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 d，二次中子源強度衰減了近7個半衰期，強度不到原來的1%，就采用了增加兩套高效臨時性中子計數(shù)裝置來進行裝料臨界安全監(jiān)督（當時并未考慮第一組放入的輻照燃料組件的燃耗和中子發(fā)生率問題），并取得了良好的效果，滿裝載時源量程計數(shù)率也達到了1.141 cps和1.628 cps，滿足法規(guī)和規(guī)程要求。

秦山核電廠第十次換料大修和大亞灣核電廠2號機組第十四次換料大修時，也都順利完成了換料堆芯無二次中子源裝料的操作，由于裝料時源量程測量通道的計數(shù)率已能滿足最低計數(shù)率要求，所以連高效臨時性中子探測器都未使用。

圖2 昌江核電廠RPN核測儀表和備用井位置

四、無二次中子源的啟動

在調(diào)試程序《反應(yīng)堆首次臨界試驗》中，第3.2條規(guī)定“兩個源量程測量通道的中子有效計數(shù)不低于0.5 cps”，在換料堆芯裝料中，也是繼續(xù)使用此標準。秦山核電廠1998年第四次換料大修時進行無二次中子源的裝料后，反應(yīng)堆達到熱停堆工況時的源量程計數(shù)率是4.4 cps和4.8 cps，足夠滿足啟動要求，在達臨界過程中，進行ICRR外推時，其與有二次中子源的臨界外推并無不同，反應(yīng)堆在全程可監(jiān)視的狀態(tài)下啟動，安全、可靠。此外，秦山核電廠第十次換料大修和大亞灣核電廠2號機組第十四次換料大修也都順利實施了在無二次中子源啟動。

相對于裝料來說，啟動對臨界安全監(jiān)督的要求要嚴格得多，安全分析中要對冷停堆值熱停堆期間硼稀釋、啟動過程中的過稀釋、在次臨界和低功率啟動條件下控制棒組的失控進行評價，并制定相應(yīng)的對策，尤其在無二次中子源的情況下進行啟動時，應(yīng)該做更細致的分析，并輔以更多的監(jiān)督手段和提高監(jiān)督的頻率，比如提高堆芯溫度檢測、硼濃度取樣分析的頻度等。

五、總結(jié)

根據(jù)多個核電廠的實踐證明，在堆芯沒有有效的外加中子源的情況下，可以采用一定燃耗的乏燃料組件替代二次中子源、高效臨時性中子探測器、安全分析以及加強技術(shù)與行政管理等措施，使反應(yīng)堆處于有效的監(jiān)測與控制之下，安全完成裝料和啟動工作。

昌江核電廠的堆型、燃料組件類型及二次中子源類型都與大亞灣核電廠、秦山核電廠、秦山第二核電廠的相近，因此上述經(jīng)驗和結(jié)論對昌江核電廠也都基本適用，但這些方法目前在二環(huán)路的壓水堆上的仍缺乏實踐經(jīng)驗，因此，為了確保整個過程是安全可控的，還要針對可能發(fā)生的各種預計運行事件及設(shè)計基準事故進行分析和評價，制定細致、完善的對策，同時還要編寫臨時性的運行和操作文件，以及修改裝料和啟動試驗規(guī)程。