CNP600機組替代二次中子源裝料及無源臨界

楊 嗣,沈亞杰,高永恒,劉 臻，王勇智

(中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300)

目前,國內核電廠運行的核裂變反應堆，除去秦山第三核電廠運行的CANDU重水堆和田灣核電等運行的VVER壓水堆外，其他大部分壓水堆在首循環裝料和啟動時使用外加一次源，在后續燃料循環中使用外加二次中子源，其主要作用是用來提高裝料和啟動過程中的中子通量水平，規避源量程探測盲區，使源量程能夠獲得有效的中子計數率，以滿足試驗以及監督要求[1]。但是在國內多年的機組實際運行中，由于各種原因也出現過數次未使用外加二次中子源的情況，包括秦山核電廠1號機第5循環、第11循以及大亞灣核電廠2號機第15循環等，均成功實現了無二次中子源裝料和臨界啟動。

秦山第二核電廠采用的二次級中子源為銻-鈹(124Sb-Be)源。124Sb是由天然銻(57.2%121Sb，42.8%123Sb)經中子輻照后產生的，半衰期為60.2 d。二次中子源相關組件設計使用壽命為15 a，但是長期的堆內輻照以及裝、卸料期間的插拔操作，使得二次中子源組件在設計壽命的末期存在破損和失效的風險，破損案例在國內外多個機組都曾出現。由于124Sb 60.2 d的半衰期，導致必須經過堆內輻照才能正常使用，因此如發生破損，機組下一循環將無二次中子源可用，影響裝料操作的正常進行。秦山第二核電廠1號機組為2002年開始商運，在第13循環結束時，其二次中子源組件已經到達使用壽命，有較大破損和失效的風險；此外二次中子源組件使用過程中會導致氚排放，秦山基地由于機組眾多，一直存在環境排放壓力；同時，在多臺機組的整個壽期內，會采購數量較多的二次中子源，采購成本較高。綜合考慮以上各種因素，秦山第二核電廠開展了具有一定燃耗深度的燃料組件替代二次中子源論證項目。論證結果表明，具有一定燃耗深度的燃料組件替代二次中子源是可行的。因此，根據機組實際情況在秦二廠1號機組第14循環(簡稱“U1C14”)實施了替代二次中子源項目。本文主要介紹替代二次中子源項目的論證和實施情況。

1 替代二次中子源的論證

1.1 相關規定

在反應堆裝料和臨界啟動過程中，需要嚴格監督堆芯有效增增殖系數(Keff)以及次臨界度，為此《核動力廠運行限制和條件及運行規程》(HAD 103/01—2004)、《核電廠堆芯和燃料管理》(HAD 103/03—1991)等都要求在裝料和臨界啟動中進行有效的中子注量率監測。核行業標準《壓水堆核電廠反應堆首次裝料試驗》(EJ T 1114—2000)進一步要求在8組燃料組件入堆后，探測器計數率應在0.5個/s(簡稱“cps”)以上。本次替代二次中子源項目考慮到秦二廠1/2號機源量程計數下限為1 cps的實際情況，經過與核安全監管部門溝通，最終確定裝料過程中中子計數率不小于1 cps的監督要求。

1.2 理論計算

在裝料和臨界中，通常采用在反應堆堆芯中裝入兩組二次中子源，使反應堆在次臨界狀態下的堆外源量程探測器處中子注量率提高到較高的初始水平，源量程探測器能以較好的統計特性監測堆芯內中子注量率變化，以此來獲得準確的源量程中子計數，確保反應堆裝料和啟動時中子注量率的增長過程都置于監督之下，以保證反應堆安全裝料和達臨界。

同時，已輻照燃料組件由于中子俘獲會產生新的同位素，其中242Cm、244Cm、246Cm、238Pu、240Pu 、242Pu等可以通過自發裂變釋放中子；242Cm、243Cm、244Cm、238Pu、239Pu、240Pu、241Am、243Am等可以產生α粒子，與燃料中的氧發生(α，n)反應從而發射中子[3]。那么從理論上講，如果該燃料組件產生中子強度足夠大，使源量程中子計數率能滿足相關監督要求，二次中子源就可以被其替代。

為了驗證不同燃耗的燃料組件能否達到監督要求，使用SCIENCE程序包進行了計算。計算中采用兩組含有4個釓棒的富集度為4.45%并且衰變70 d的AFA3 G燃料組件的就位堆芯A08和N06且硼濃度為2400×10-6的情況。通過分析秦二廠3號機組首次調試啟動期間的歷史實測數據，表明理論計算值大約是實測值的1.22倍，故計算結果考慮了1.22的修正因子，結果見圖1。可以得知，當燃耗大于等于36 000 MW·d/t時，中子計數率能達到1 cps以上。

圖1 單個燃料組件不同燃耗的源量程計數率(部分)Fig.1 Counting rate of source range with different burnup for a single fuel assembly

此外還對不同富集度以及釓棒數的燃料組件中子源強進行了計算，結果見圖2(例：AFA3 GAA 4.45-4 GD即表示含有4個釓棒的富集度為4.45%的AFA3 GAA組件)。計算結果表明，已輻照燃料組件的中子源強大小主要取決于燃料的燃耗深度，但不同燃料富集度對已輻照燃料組件的中子源強也有一定影響，可以看出，富集度為3.7%的組件在相同燃耗下其中子源強是最強的。

圖2 不同燃料組件的中子源強(部分)Fig.2 Neutron source strength of different fuel assemblies

再結合秦二廠大修工期通常為30～70 d的實際情況，替代二次中子源組件的選擇原則定為：燃耗深度大于36 000 MW·d/t、富集度為3.7%、停堆衰變時間小于70 d的已輻照燃料組件。

1.3 試驗驗證

為了驗證理論計算的正確性，在U1C13卸料后對兩組替代二次源的輻照燃料組件進行堆外核測系統(RPN)源量程響應測試。具體實施方案為，在堆芯所有組件全部從堆芯卸至乏燃料水池之后，將富集度為3.7%、燃耗約為46 000 MW·d/t的兩組組件分別放至于堆芯A08和N06位置，分別記錄源量程計數率，以測試已輻照燃料組件裝入堆芯后RPN源量程計數率是否大于1 cps。本次測試試驗測量結果如圖3所示。測試結果表明使用具有一定燃耗深度的燃料組件替代二次中子源能保證裝料過程中計數率大于1 cps的要求。

圖3 源量程響應測試結果Fig.3 Response test result of source range

1.4 論證結論

經過理論計算和試驗驗證，均表明在使用一定燃耗深度的燃料組件替代二次中子源組件后，源量程計數能夠滿足相關安全規定的要求，替代二次中子源項目是可行的。

2 替代二次中子源裝料的實施

2.1 裝料前準備

根據替代二次中子源的論證結果，結合秦二廠1號機組已輻照燃料的實際情況，最終選定燃耗深度約為46 000 MW·d/t的兩組組件為本次替代二次源組件。

為了保障裝料的順利實施，裝料前編寫了《二次源替代裝料安全監督規程》，與正常的《裝料安全監督規程》相比，主要是對裝料步序進行了變更；同時，為了加強監督，在本次裝料過程前6組組件，增加一回路硼濃度取樣頻率，取樣頻率由原來的1次/d，加密到1次/h；此外，編制《秦二廠1號機組替代二次中子源項目現場實施方案》，對裝料期間各種可能出現的風險進行了分析并對其制定了相應的監督和處理措施，同時還制定了替代二次源裝料失敗后的常規裝料方案作為應急替代方案，以確保裝料的順利實施。

2.2 裝料情況

裝料前兩組件就位堆芯A08和N06位置后，分別讀取了10次源量程計數如圖4，可以看出計數均大于1 cps，滿足監督要求，可以按照《二次源替代裝料安全監督規程》進行后續的裝料。

圖4 第2步后源量程計數率Fig.4 Counting rate of source range after the 2nd step

持續裝料至堆芯滿裝載后，進行卸除替代二次源組件并更換為普通組件的操作。之后進行了最終源量程計數，如圖5所示。

圖5 最終源量程計數率Fig.5 Final counting rate of source range

整個裝料過程中，每一組裝料完成后均均讀取了5組源量程計數，取平均值作為該次計數，結果如圖6、圖7所示。

同時，為了監督整個裝料過程中堆芯的次臨界狀態，每一步裝料完成后，還利用獲取的平均計數作倒計數率1/M(后稱ICRR)的計算。倒計數率1/M的定義如下：

1/M=N0/Ni

(1)

式中，N0——系統的基準計數率；

Ni——不同棒位或不同硼濃度或不同稀釋水量和水體積或不同時間下的計數率。

本次裝料兩個源量程的基準計數率為將兩組替代二次源分別就位于堆芯A08、N06位置后的源量程計數，即分別為圖4中SRC1與SRC2計數平均值。

由定義可知，ICRR是衡量堆芯偏離基準狀態的一個指標，ICRR越小，表示堆芯越偏離基準狀態而趨于臨界狀態。裝料過程兩個源量程通道ICRR分別如圖6、圖7所示。

圖6 1號源量程計數率Fig.6 No.1 counting rate of source range

圖7 2號源量程計數率Fig.7 No.2 counting rate of source range

從圖6、圖7可以看出，即使不采用外加的二次中子源，在裝入兩組替代組件后，兩個源量程計數就能達到監督要求。隨著靠近1號源量程探測器和靠近2號源量程探測器的燃料組件的裝入(第17、18步和第92、93步)，兩個源量程的計數有了進一步的提高，更能充分的滿足監督要求。整個裝料過程中的1號源量程計數最低點出現在第122步把替代組件卸除后，2號源量程計數最低點出現在第124步把替代組件卸除后，此時兩個通道的計數均為1 cps。同時，源量程計數全程保持在合理有效的范圍內，且除上述步序外，均較為穩定。此外ICRR也始終保持在0.5以上，再綜合在線硼表、堆芯環路溫度、換料水池水位等其他各項監督數據的結果，可以得出結論：本次裝料是在各個參數得到了有效安全監督、次臨界度得到了充分保證的情況下進行的。

2.3 對裝料的影響

U1C14由于實施了替代二次中子源裝料，對裝料臨界安全監督也產生了一定影響，其主要體現在源量程中子計數率的變化上。選取U1C13與U1C14進行對比，結果如圖8所示。

圖8 U1C13和U1C14裝料源量程計數率對比Fig.8 Comparison of counting rate of source range of U1C13 and U1C14

可以看出，U1C14實行替代二次中子源裝料后主要有兩方面的區別：1)U1C14的源量程計數雖然符合監督要求，但是也遠遠低于U1C13的計數，在源量程計數存在波動的現實情況下，較小的計數會放大波動的誤差，這對人員讀數的嚴密性、設備的可靠性有著更高的要求；2)U1C13在裝料過程中有兩次二次中子源的移動，移源后源量程計數有著較大變化，因此需要對源量程報警整定值即3φ進行調整，而U1C14的讀數整體在1～9 cps，無需調整3φ，這對簡化裝料流程、縮短裝料時間也有一定貢獻。

3 無源臨界啟動

3.1 臨界基本原理和方法

核反應堆臨界是指在反應堆系統內，中子的產生率和消失率之間保持嚴格的平衡的狀態。即增殖系數Keff=1。

由點堆中子動力學方程：

(2)

(3)

式中，N——中子密度,n/cm3；

dN(t)/dt——中子密度隨時間的變化率，n/(cm3·s)；

βeff——緩發中子的有效份額;

βi，eff——第i組緩發中子的有效份額;

l——瞬發中子平均壽命，s；

Ci(t)——第i組緩發中子的先驅核密度，n/cm3;

S(t)——外中子源強度，Bq；

λi——第i組緩發中子衰變常數;

Keff——有效增殖系數。

在反應堆達臨界過程中，由于堆內存在外中子源，使處于次臨界狀態的反應堆也可形成穩定的中子分布，即：

這樣，解(2)式和(3)式，得：

N=S/(1-keff)

(4)

公式(4)稱做次臨界公式。它表示了一個次臨界堆，在外中子源存在的情況下，系統內的中子數趨近于一個穩定值[4]。在本次無源啟動中，雖然沒有外加的二次中子源，但是燃料組件自發放出的中子也能起到相應的作用，所以式(4)仍然適用。由(4)式可知，堆芯臨界時，keff=1，則N→∞，再結合式(1)得出堆芯臨界時，倒中子計數率1/M=0。

在實際達臨界的操作中，秦二廠一般采用提重疊棒—稀釋—提棒達臨界方式，整個過程中用倒計數率ICRR對控制棒棒位、一回路硼濃度和稀釋水量進行外推，即通過2～3個不同狀態點的ICRR做線性擬合外推至1/M=0，得到臨界硼濃度、臨界棒位，并據此合理調整稀釋水量和提棒，以達到反應堆臨界[5]。

3.2 臨界啟動情況

鑒于本次臨界的特殊性，在可以預見的源量程讀數會偏小的情況下，本次臨界試驗采取了更為保守的操作方式。具體為保守控制稀釋速率、限制每次提升的棒位，整體降低了反應性添加的速率，同時增加稀釋外推頻度，以防止由于源量程計數較小影響對ICRR的監督控制，造成過量引入正反應性導致的中子通量過快增加。

在本次實際達臨界過程中，源量程計數和預測一致，較U1C13有著較大的下降，整個過程中源量程計數范圍的對比見表1。

表1 達臨界過程源量程計數范圍Table 1 Counting rate range of source range in critical process

為了直觀的體現本次達臨界過程中對棒位以及硼濃度的外推情況，把達臨界3個過程中的ICRR與棒位、硼濃度的外推曲線繪制于圖9～圖11，在圖中，做任意兩點延長線與ICRR=0的橫坐標相交，即可得當前硼濃度(或棒位)下的臨界棒位(或臨界硼濃度)。

圖9 重疊棒外推曲線Fig.9 Extrapolation curve of overlapping rods

圖10 硼濃度外推曲線Fig.10 Extrapolation curve of boron concentration

圖11 提棒達臨界外推曲線Fig.11 Extrapolation curve of lifting rods to criticality

在圖9和圖10的前半段，雖然整體ICRR是下降趨勢，但是其斜率并不一致。這是因為此時次臨界度比較深，每次改變的反應性表現在ICRR上并不明顯，這是各機組循環達臨界時的共同現象。從臨界試驗的角度來看，此階段對源量程的計數和ICRR的計算更主要是為了臨界安全監督的需要，通過外推臨界棒位、臨界硼濃度調整稀釋水量和提棒主要是在稀釋和提棒達臨界階段。

在圖10后半段和圖11中，外推曲線的線性度就非常好，可以據此作出準確的臨界外推。表明此階段源量程計數的響應能夠滿足臨界試驗的需要。所以可以得出結論：在不使用二次中子源的臨界啟動中，源量程計數率有較大下降，但源量程響應能夠滿足臨界啟動試驗和安全監督的需要。

4 結論

從理論分析再到實際實施的情況來看，秦二廠CNP600機組在取消二次中子源組件后，雖然源量程中子計數率有所降低，但是仍然能夠滿足裝料安全監督的相關要求，同時在這較低的計數率下源量程響應能夠滿足臨界試驗的需求。所以實施替代二次中子源裝料和無源臨界啟動是可行的。同時再輔以制定應急方案、加強安全分析、保守進行試驗等措施，就能夠在充分保障安全的前提下完成裝料和臨界啟動。實施替代二次中子源項目后，能夠規避二次中子源組件破損帶來的各種風險、節省其采購成本、簡化裝料流程，同還能降低氚排放緩解秦山地區本就比較大的環境排放壓力，具有可觀的經濟效益以及環境效益。