譚興春

（海南核電有限公司 海南昌江）

根據(jù)國(guó)內(nèi)外核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，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(zhǎng)導(dǎo)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(jì)損失。因此，有必要對(duì)無二次中子源裝料和啟動(dòng)的可行性進(jìn)行分析，用于制定相應(yīng)的應(yīng)急預(yù)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(dòng)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(dòng)”已在法國(guó)EDF90WMe的M310壓水堆及美國(guó)三環(huán)路壓水堆普遍實(shí)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(jì)收益（減少裝料步序和時(shí)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(jí)中子源）和二次中子源（次級(jí)中子源）。中子源組件的主要作用是在反應(yīng)堆裝料和啟動(dòng)時(shí)將中子通量水平提升到足夠高，使源量程測(cè)量通道能有比較好的統(tǒng)計(jì)特性和信噪比，以準(zhǔn)確測(cè)出此中子水平，使反應(yīng)堆裝料和啟動(dòng)時(shí)中子通量增長(zhǎng)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(yù)測(cè)達(dá)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(dòng)，二次中子源組件則用于后續(xù)循環(huán)的裝料和啟動(dòng)。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(yùn)行時(shí)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(duì)較短，為了維持中子源強(qiáng)度，必須對(duì)之進(jìn)行重復(fù)照射，同時(shí)，換料時(shí)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(dòng)過程中的臨界安全監(jiān)督源量程計(jì)數(shù)要求。

二、源量程測(cè)量通道

昌江核電廠源量程測(cè)量通道由兩個(gè)結(jié)構(gòu)和功能完全相同的獨(dú)立通道構(gòu)成，每個(gè)源量程測(cè)量通道都與一個(gè)中間量程測(cè)量通道一起放置在一個(gè)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(cè)量通道中子靈敏度為 8 cps/n（ cm2·s）-1，測(cè)量范圍 0.1～1×105n/cm2·s，最高線性計(jì)數(shù)率可達(dá) 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(shí)，中子水平將低于源量程的探測(cè)下限，本地噪聲將會(huì)掩蓋真實(shí)的信號(hào)，這對(duì)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(cè)的范圍。

核安全導(dǎo)則《核電廠調(diào)試程序》（HAD103/02，1987年4月17日國(guó)家核安全局批準(zhǔn)發(fā)布）中，第3.3.3.3條對(duì)反應(yīng)堆裝料、啟動(dòng)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(zhǔn)用于啟動(dòng)的中子監(jiān)測(cè)儀器，并必須得到所要求的最小中子計(jì)數(shù)率，若有需要，可使用堆芯中子源”，也就是說，核安全導(dǎo)則中只對(duì)監(jiān)測(cè)儀器有具體要求，即只要監(jiān)測(cè)儀器能得到所要求的最小中子計(jì)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(dòng)”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(yàn)》（EJ/J 1114-2000.2001年2月18日國(guó)防科學(xué)技術(shù)工業(yè)委員會(huì)發(fā)布）第7.4.2.3條規(guī)定，“在八盒燃料組件入堆后，五個(gè)中子計(jì)數(shù)通道至少有兩個(gè)通道的計(jì)數(shù)率在0.5 cps（信噪比＞2）以上”。這里的五個(gè)中子計(jì)數(shù)通道是指常設(shè)的堆外核儀表系統(tǒng)的兩個(gè)源量程測(cè)量通道和三套堆內(nèi)臨時(shí)性中子計(jì)數(shù)裝置，臨時(shí)性中子計(jì)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(cè)效率通常是源量程測(cè)量通道的2個(gè)數(shù)量級(jí)以上。

圖1 昌江核電廠源量程測(cè)量通道示意圖

在換料堆芯中，由于沒有臨時(shí)性中子計(jì)數(shù)裝置，則對(duì)源強(qiáng)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(cè)量通道（SRC）的計(jì)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(qiáng)的中子發(fā)射能力，尤其是242Cm、244Cm的發(fā)射率貢獻(xiàn)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(qiáng)的條件下，源量程能夠探測(cè)到區(qū)別于本地噪聲的有效計(jì)數(shù)。秦山第二核電廠在這方面經(jīng)過計(jì)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(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 cps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。同時(shí)，由于244Cm是半衰期為18.1 a的長(zhǎng)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(jìn)行裝料也能滿足源量程的計(jì)數(shù)率要求。

在進(jìn)行換料堆芯燃料組件裝載時(shí)，即使發(fā)生輻照燃料組件無法滿足源量程的計(jì)數(shù)率要求，還可以通過在備用井中增加兩套高效臨時(shí)性中子計(jì)數(shù)裝置來替代源量程進(jìn)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(jì)數(shù)率也達(dá)到0.5 cps，只要這兩套臨時(shí)性中子計(jì)數(shù)裝置計(jì)數(shù)率能達(dá)到0.5 cps也是可行的，但滿裝載時(shí)源量程計(jì)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(shí)，由于吊蘭改造，停堆換料時(shí)間長(zhǎng)達(dá)417 d，二次中子源強(qiáng)度衰減了近7個(gè)半衰期，強(qiáng)度不到原來的1%，就采用了增加兩套高效臨時(shí)性中子計(jì)數(shù)裝置來進(jìn)行裝料臨界安全監(jiān)督（當(dāng)時(shí)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(shí)源量程計(jì)數(shù)率也達(dá)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(hào)機(jī)組第十四次換料大修時(shí)，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(shí)源量程測(cè)量通道的計(jì)數(shù)率已能滿足最低計(jì)數(shù)率要求，所以連高效臨時(shí)性中子探測(cè)器都未使用。

圖2 昌江核電廠RPN核測(cè)儀表和備用井位置

四、無二次中子源的啟動(dòng)

在調(diào)試程序《反應(yīng)堆首次臨界試驗(yàn)》中，第3.2條規(guī)定“兩個(gè)源量程測(cè)量通道的中子有效計(jì)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(biāo)準(zhǔn)。秦山核電廠1998年第四次換料大修時(shí)進(jìn)行無二次中子源的裝料后，反應(yīng)堆達(dá)到熱停堆工況時(shí)的源量程計(jì)數(shù)率是4.4 cps和4.8 cps，足夠滿足啟動(dòng)要求，在達(dá)臨界過程中，進(jìn)行ICRR外推時(shí)，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(dòng)，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(hào)機(jī)組第十四次換料大修也都順利實(shí)施了在無二次中子源啟動(dòng)。

相對(duì)于裝料來說，啟動(dòng)對(duì)臨界安全監(jiān)督的要求要嚴(yán)格得多，安全分析中要對(duì)冷停堆值熱停堆期間硼稀釋、啟動(dòng)過程中的過稀釋、在次臨界和低功率啟動(dòng)條件下控制棒組的失控進(jìn)行評(píng)價(jià)，并制定相應(yīng)的對(duì)策，尤其在無二次中子源的情況下進(jìn)行啟動(dòng)時(shí)，應(yīng)該做更細(xì)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(cè)、硼濃度取樣分析的頻度等。

五、總結(jié)

根據(jù)多個(gè)核電廠的實(shí)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(shí)性中子探測(cè)器、安全分析以及加強(qiáng)技術(shù)與行政管理等措施，使反應(yīng)堆處于有效的監(jiān)測(cè)與控制之下，安全完成裝料和啟動(dòng)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(yàn)和結(jié)論對(duì)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(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，因此，為了確保整個(gè)過程是安全可控的，還要針對(duì)可能發(fā)生的各種預(yù)計(jì)運(yùn)行事件及設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故進(jìn)行分析和評(píng)價(jià)，制定細(xì)致、完善的對(duì)策，同時(shí)還要編寫臨時(shí)性的運(yùn)行和操作文件，以及修改裝料和啟動(dòng)試驗(yàn)規(guī)程。