昌江核电厂无二次中子源装料和启动分析

谭兴春

（海南核电有限公司 海南昌江）

根据国内外核电厂的运行经验，二次中子源使用到一定年限后，发生过包壳破裂而无法继续使用，或大修工期过长导致二次中子源衰减多以致于失去效用，给核电厂带来重大经济损失。因此，有必要对无二次中子源装料和启动的可行性进行分析，用于制定相应的应急预案。

田湾核电厂的WWER俄式压水堆和秦山第三核电厂的CANDU重水堆，均未设置外加中子源，装料和启动都是“无源”（无一次中子源和二次中子源）模式。“无二次中子源装料和启动”已在法国EDF90WMe的M310压水堆及美国三环路压水堆普遍实施，并给电厂带来了可观的环境收益（氚排放量减少）及经济收益（减少装料步序和时间）。

一、二次中子源

昌江核电厂中子源组件分为一次中子源（初级中子源）和二次中子源（次级中子源）。中子源组件的主要作用是在反应堆装料和启动时将中子通量水平提升到足够高，使源量程测量通道能有比较好的统计特性和信噪比，以准确测出此中子水平，使反应堆装料和启动时中子通量增长的全过程置于核仪表的监督下，并可以利用次临界公式来预测达临界条件（临界棒位、临界稀释水量等信息），保证反应堆的安全。

一次中子源组件用于反应堆首循环装料和启动，二次中子源组件则用于后续循环的装料和启动。压水堆核电厂的换料堆芯通常使用二次中子源组件的二次中子源棒含有一种稳定材料（Sb-Be），它在反应堆运行时因受中子轰击被活化，其基本原理：124Sb是由天然锑（57.2%121Sb，42.8%123Sb）经中子照射后产生，123Sb的热中子俘获截面为60.9×10-23m2，124Sb在衰变的过程中放射γ射线轰击Be原子核产生中子，核反应式见式1、式2。

124Sb的半衰期为60.9 d，半衰期相对较短，为了维持中子源强度，必须对之进行重复照射，同时，换料时从堆芯卸出后不能放置过久，才能满足换料后反应堆装料和启动过程中的临界安全监督源量程计数要求。

二、源量程测量通道

昌江核电厂源量程测量通道由两个结构和功能完全相同的独立通道构成，每个源量程测量通道都与一个中间量程测量通道一起放置在一个金属套筒内，如图1所示。昌江核电厂使用的CPNB-44 型源量程测量通道中子灵敏度为 8 cps/n（ cm2·s）-1，测量范围 0.1～1×105n/cm2·s，最高线性计数率可达 1×106cps。 由于灵敏度较低，在装料期间或次临界度比较深的热停堆状态下，堆芯在没有外加中子源时，中子水平将低于源量程的探测下限，本地噪声将会掩盖真实的信号，这对核电厂的临界安全监督来说存在一定的盲区。因此，需要在堆芯装入中子源以提高初始稳定的中子水平，使源量程处于可正常监测的范围。

核安全导则《核电厂调试程序》（HAD103/02，1987年4月17日国家核安全局批准发布）中，第3.3.3.3条对反应堆装料、启动过程的堆芯安全监督有明确的要求，“在逼近临界之前，必须校准用于启动的中子监测仪器，并必须得到所要求的最小中子计数率，若有需要，可使用堆芯中子源”，也就是说，核安全导则中只对监测仪器有具体要求，即只要监测仪器能得到所要求的最小中子计数率就可以不使用中子源，这是“无二次中子源装料和启动”的主要依据。

三、无二次中子源的装料

根据《压水堆核电厂反应堆首次装料试验》（EJ/J 1114-2000.2001年2月18日国防科学技术工业委员会发布）第7.4.2.3条规定，“在八盒燃料组件入堆后，五个中子计数通道至少有两个通道的计数率在0.5 cps（信噪比＞2）以上”。这里的五个中子计数通道是指常设的堆外核仪表系统的两个源量程测量通道和三套堆内临时性中子计数装置，临时性中子计数装置只能在首次装料堆芯中使用，其位置在堆内，不仅离中子源很近，还少了许多的屏蔽层，并且其灵敏度很高（大约40 cps/n（cm2·s）-1），因此其最终的探测效率通常是源量程测量通道的2个数量级以上。

图1 昌江核电厂源量程测量通道示意图

在换料堆芯中，由于没有临时性中子计数装置，则对源强的要求更高，在核电厂技术程序中规定“在换料堆芯燃料组件装载过程中和满装载情况下，堆外核仪表系统（RPN）中的两套源量程测量通道（SRC）的计数率必须满足＞0.5 cps”。

由于燃料组件经堆内辐照后，能产生很多超铀元素，如241Am、242Cm、244Cm、238Pu、240Pu、242Pu 等，都具备较强的中子发射能力，尤其是242Cm、244Cm的发射率贡献最大。取消二次中子源，利用乏燃料组件取代二次中子源组件，在燃耗足够深、中子源组头强的条件下，源量程能够探测到区别于本地噪声的有效计数。秦山第二核电厂在这方面经过计算得知：正常情况下停堆后30 d开始装料，第一组入堆组件燃耗约为24 100 MW·d·t U-1并首先放置于堆芯A06或N08位置，可保证源量程计数率达到0.5 cps以上，即经历2个循环的已辐照燃料组件可满足此要求。同时，由于244Cm是半衰期为18.1 a的长寿命自发裂变核素，242Cm的半衰期为162.9 d，因此停堆数年后再进行装料也能满足源量程的计数率要求。

在进行换料堆芯燃料组件装载时，即使发生辐照燃料组件无法满足源量程的计数率要求，还可以通过在备用井中增加两套高效临时性中子计数装置来替代源量程进行装料临界安全监督，不必如技术规程要求的那样一定要让源量程计数率也达到0.5 cps，只要这两套临时性中子计数装置计数率能达到0.5 cps也是可行的，但满装载时源量程计数率仍要求必须要＞0.5 cps，备用井的位置如图2所示。

秦山核电厂1998年第四次换料大修时，由于吊兰改造，停堆换料时间长达417 d，二次中子源强度衰减了近7个半衰期，强度不到原来的1%，就采用了增加两套高效临时性中子计数装置来进行装料临界安全监督（当时并未考虑第一组放入的辐照燃料组件的燃耗和中子发生率问题），并取得了良好的效果，满装载时源量程计数率也达到了1.141 cps和1.628 cps，满足法规和规程要求。

秦山核电厂第十次换料大修和大亚湾核电厂2号机组第十四次换料大修时，也都顺利完成了换料堆芯无二次中子源装料的操作，由于装料时源量程测量通道的计数率已能满足最低计数率要求，所以连高效临时性中子探测器都未使用。

图2 昌江核电厂RPN核测仪表和备用井位置

四、无二次中子源的启动

在调试程序《反应堆首次临界试验》中，第3.2条规定“两个源量程测量通道的中子有效计数不低于0.5 cps”，在换料堆芯装料中，也是继续使用此标准。秦山核电厂1998年第四次换料大修时进行无二次中子源的装料后，反应堆达到热停堆工况时的源量程计数率是4.4 cps和4.8 cps，足够满足启动要求，在达临界过程中，进行ICRR外推时，其与有二次中子源的临界外推并无不同，反应堆在全程可监视的状态下启动，安全、可靠。此外，秦山核电厂第十次换料大修和大亚湾核电厂2号机组第十四次换料大修也都顺利实施了在无二次中子源启动。

相对于装料来说，启动对临界安全监督的要求要严格得多，安全分析中要对冷停堆值热停堆期间硼稀释、启动过程中的过稀释、在次临界和低功率启动条件下控制棒组的失控进行评价，并制定相应的对策，尤其在无二次中子源的情况下进行启动时，应该做更细致的分析，并辅以更多的监督手段和提高监督的频率，比如提高堆芯温度检测、硼浓度取样分析的频度等。

五、总结

根据多个核电厂的实践证明，在堆芯没有有效的外加中子源的情况下，可以采用一定燃耗的乏燃料组件替代二次中子源、高效临时性中子探测器、安全分析以及加强技术与行政管理等措施，使反应堆处于有效的监测与控制之下，安全完成装料和启动工作。

昌江核电厂的堆型、燃料组件类型及二次中子源类型都与大亚湾核电厂、秦山核电厂、秦山第二核电厂的相近，因此上述经验和结论对昌江核电厂也都基本适用，但这些方法目前在二环路的压水堆上的仍缺乏实践经验，因此，为了确保整个过程是安全可控的，还要针对可能发生的各种预计运行事件及设计基准事故进行分析和评价，制定细致、完善的对策，同时还要编写临时性的运行和操作文件，以及修改装料和启动试验规程。