320MW压水反应堆无外加中子源启动分析

张卫前，方 旭

中核核电运行管理有限公司，浙江海盐 314300

1 次级中子源的作用

中子源组件分为初级中子源和次级中子源两种。中子源组件的主要作用是在反应堆初次启动或停堆后重新启动时将反应堆达到临界前的中子通量提高到足够的起始水平，使源量程核测仪器能有比较好的统计特性测出此中子水平，使反应堆启动时的中子通量增长的全过程置于核仪表的监督之下，保证反应堆安全启动。初级中子源组件用于反应堆首循环启动，而次级中子源组件则用于后续循环的启动。所以压水堆核电厂的换料堆芯通常使用次级中子源，次级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。在低中子通量期间，诸如堆芯换料和反应堆随后启动时，它就成为中子源了。启动中子源在反应堆物理启动过程中还将预测达到临界的条件，例如对某种给定的棒位，预测达到临界时的硼浓度。

随着技术发展，国外许多核电站已取消了二次中子源，仅依靠堆内已辐照燃料组件自发产生的中子为堆外核测系统提供必要的中子计数率监测；一厂320MW机组核电机组的第十一燃料循环在无二次中子源的情况下成功实施堆芯装料和反应堆启动。

2 一厂320MW机组中子源介绍

对于压水堆核电厂，在反应堆装料和启动过程中通常采用源量程探测器进行堆芯临界安全监督。核安全导则HAD103/02 3.3.3.3对反应堆装料、初始临界过程的堆芯安全监督有明确的要求，即反应堆“在逼近临界之前，必须校准用于反应堆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”。一般来讲，源量程探测器的灵敏度相对来说比较低（一厂320MW机组源量程灵敏度为8 （n/ s ）×cm2 ），对于首次装料的堆芯次临界度较深，尤其是堆芯装料期间（反应堆冷停堆工况）次临界度非常深，堆芯在没有外加中子源的情况下，堆芯中子水平小于源量程的探测下限，这对于核电厂的临界安全监督来说存在一定的盲区。因此核电站通常采用的做法是在堆芯装入中子源以提高堆芯初始稳定的中子水平，使源量程处于正常监测范围。

一厂320MW机组首循环堆芯装载采用初级中子源钋-铍源（Po-Be）和次级中子源锑-铍源（Sb-Be）。第一次换料后，初级中子源从反应堆中取出，只留下次级中子源。在前九次换料后的反应堆启动采用的次级中子源锑-铍源（Sb-Be），其工作原理是：124Sb是由天然锑（57.2%121Sb，42.8%123Sb）经中子照射后产生，核反应式为123Sb（n，γ）124Sb。123Sb的热中子俘获截面为60.9×10-23m2，124Sb在衰变的过程中放射伽马射线轰击Be原子核产生中子。124Sb的半衰期为60.9天。因为124Sb的半衰期较短，为了维持中子源强度，必须对之进行重复照射，才能满足换料后反应堆启动过程中的临界安全监督源量程计数要求。

3 一厂320MW机组源量程仪表

一厂320MW机组的源量程仪表由两个独立的通道组成，无论从实体上还是功能上，两个通道完全相同。源量程中子通量水平的指示范围为100至106cps（计数/秒），源区段启动速率的指示范围为-80s→∞→+20s（e倍周期）。

每个源量程通道把来自含硼计数管探测器的中子脉冲放大到可使用的水平，相关运行规程《核电厂启动—从冷停堆至100%额定功率》中要求反应堆在启动前确认至少有一个源量程通道的指示值大于0.5CPS，即至少源量程仪表指示为1CPS。

4 无次级中子源启动

4.1 背景及风险

中核核电运行管理有限公司一厂320MW机组在第十燃料循环卸料后，对两组次级中子源（锑-铍源）检查后发现存在破损现象，致使次级中子源在第十一燃料循环无法回堆进行使用。

反应堆的启动是一种特别的动态过程。当反应堆的反应性大到一定程度时，堆功率会以很快的速率上升，在某种条件下，甚至达到不可控制的程度。因此，监测和控制反应性的增长是反应堆启动过程中最为重要的环节。而反应堆无次级中子源启动过程有一个超越临界点的很大盲区，在此过程中，由于堆芯中子通量不能得到有效监督，引入不安全因素。没有人能排除由于人员的误操作，设备和仪表的故障，或预测情况不准确等原因引起的短周期事故的可能性。而且短周期事故一旦发生，也因为没有检测，没有有效的手段防止事故的发展。

4.2 核安全法规规定

在国家核安全局颁布的安全法规和导则中，我们没有发现在反应堆启动中必须采用中子源的硬性规定。但在HAF（核安全法规）文件中，不乏看到有关中子源的条文。例如：HAF0303的3.4.17条：反应堆堆芯中子通量监测：“应对为对反应堆包括启动和停堆工况在内的所有功率水平进行充分监测的仪表要求做出规定。这些可能包括，关于为提供必要的最小功率水平而采用的中子源和关于中子探测器灵敏度的规定。”显然，不采用中子源，就不能对整个启动过程的功率水平进行充分的监测。

4.3 可借鉴的经验

1）国际上经验

在WWER俄式压水堆和CANDU重水堆上，很多机组均不设置外加中子源。对于不采用外加中子源的情况，核电厂在装料与启动过程中会形成的启动盲区，如果在装料与启动过程中采用高效的中子探测器，通过必要的安全分析，加强技术和行政管理措施，同样可以把反应堆安全的启动起来。

2）国内经验

秦山核电厂在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天，由于次级中子源锑-铍源（Sb-Be）的半衰期为60.9天，接近7个半衰期，所以在装料时的次级中子源强度仅为原来的1%左右，对反应堆装料及启动带来一定的影响。后电厂采用增加两套高效临时中子计数装置在装料期间对堆芯安全进行监督，实际上在装料过程中虽然两套高效临时中子计数装置替代了两套源量程作为临界安全监测手段，但堆芯在完成装料后两套源量程计数已经有一定的计数响应，并在反应堆达到热停堆工况时中子计数率分别达到1.141和1.628，满足HAD103/02 3.3.3.3最小中子计数率的要求。在其后的反应堆启动过程中，临时中子计数装置撤出，是依靠源量程探测器安全顺利地将反应堆引入临界状态。这种采用高效中子探测器的方法在工程上比较容易实现，能够满足法规对堆芯中子通量监测的最小值要求，但是这种做法要求反应堆有备用的堆外探测器安装孔道和电缆贯穿件孔道。表1为第五燃料循环反应堆装料和临界试验前源量程的响应。

由于第五燃料循环与后续燃料循环的装料模式没有本质性的差别都采用了部分低泄漏的布料方案，唯有不同的是第五燃料循环的次级中子源的强度衰减成只有原强度的1%左右，可以这样认为第五燃料循环基本上是无外加中子源的启动，源量程计数主要来源于辐照后燃料组件的贡献，。

表1 第五燃料循环反应堆装料和临界试验前源量程的响应

4.4 第十一燃料循环无外加中子源采取的措施

由于两组次级中子源（锑-铍源）的破损致使次级中子源在第十一燃料循环无法回堆进行使用，一厂320MW机组在取消次级中子源进行换料后反应堆启动中，为保证整个过程中堆芯的安全，采取了多种措施。

细致的安全分析：对在反应堆无源状况下的堆芯装料和反应堆启动过程中可能发生的各种预计事件和设计基准事故，进行了细致的安全分析并采取了相应的对策。包括可能发生的换料期间的硼误稀释事故，启动过程中的过稀释，反应堆临界和低功率下控制棒组的失控提升都进行了评价，结果表明，这些事故的后果可通过技术的、行政的手段来避免。

反应堆装料控制及加强监督：在反应堆装料过程中，取消原来的装料程序中先装入带中子源组件的步骤，事实证明即使没有外加中资源，源流程探测器也会有一定响应。同时在装料过程中提高了硼浓度取样的分析频度，在每一组燃料装入后，增加了在线硼浓度计、堆芯温度、换料水池水位的监督要求，结合各种监督结果，辅以源量程探测器数据，确保了整个装料过程是安全可控的。

周密的运行操作控制及应急预案：为确保安全，运行一处编写了《冷停到热停期间的反应性管理（无外加中子源）》临时运行规程，将采取下列措施与手段控制堆芯临界的安全风险，并说明了出现异常时的处理方法。

4.4.1 关注重点

1）主控室增设两套临时堆芯源量程计数检测装置，并确保计数检测装置已经检验合格，可正常工作；

2）停堆工况下，主控室定时抄表，认真监视源量程计数率、停冷系统压力、流量和温度、安全壳堆腔坑、污水坑水位等参数。一旦发现源量程计数率异常上升，应立即停止其它引入正反应性的操作，查明原因；

3）反应堆的中子通量在源量程范围内时，不能同时使用两种以上的方法（升温、提棒、稀释）来改变反应性；

4）为防止意外硼稀释事件，在上充运行的运行环路必须运行，否则及时切换上充管线运行环路；

5）在启动不工作环路的主泵前30分钟以内，必须查定不工作环路中的硼浓度大于或等于工作环路中的浓度;启动不工作环路的主泵前30分钟以内，必须查定反应堆次临界度至少为1%△K／K ；

6）当两台主泵停止运转后，而反应堆冷却剂又被停冷系统所冷却，这样在反应堆冷却剂系统中就会形成温度分布的不均匀。同样，在稳压器形成汽腔前，如温差较大，不能启动主泵；

7）在启动不工作环路的主泵前30分钟以内，必须查定不工作环路冷段温度不低于工作环路冷段温度11℃。在启动不工作环路的主泵前30分钟以内，必须查定反应堆次临界度至少为1%△K/K。

4.4.2 监视

1）对源量程通道功能进行检查，冷停到热停过程中每24小时进行一次检查。以保证至少有两个源量程中子通量测量通道在工作，且每个探测器有连续可见的指示信号及音响信号；

2）确认R18硼浓度计标定工作已结束，仪表投入使用；

3）至少每2小时一次，由下列参数确定停堆深度：

（1）反应堆冷却剂系统硼浓度；

（2）控制棒位置；

（3）反应堆冷却剂系统平均温度。

4）至少每天验证一次从硼酸箱流道的温度是≥18℃，并验证一次流道中每只阀门（手动的、动力操作的或自动的）都各自处在它们正确的位置上；

5）至少每3天一次证实上面要求的硼酸驳运泵是可运行的：

（1）由控制室进行泵的启动（除非泵已经处于运转状态）；

（2）校验在小流量再循环流动情况下，泵出口压力可达～O.78MPa；

（3）使泵至少运转15分钟以检验运行情况。

6）至少每24小时一次取样分析主系统，换料水箱，硼酸储存箱的硼浓度，并报告主控室值长。

4.4.3 异常处理

1）中间量程启动率大于零或源量程启动率大于零，手动安注进入EOP 直至F.R-S2，但B入口条件不适用；

2）功率量程＞5%核功率，手动安注进入EOP 直至F.R-S1，但B入口条件不适用；

3）若核测系统故障则进入QYG.04.07《核测系统故障》。

4.5 装料过程源量程显示

由装料期间源量程响应趋势图可以看出，在初始装料期间只有源量程仪表A通道SR-A有指示，源量程仪表B通道SR-B没有指示。在装料40步后由于电缆通道信号干扰，SRB计数异常，停止装料，处理后继续装料。在装料110步左右，SRB出现正常显示约1.5CPS。

图1 装料过程中源量程计数

表2 装料过程中源量程计数

由上述图表中数据可知，在堆芯满装载后两个源量程通道的计数均已经满足核安全导则HAD103/02 3.3.3.3最小中子计数率的要求，反应堆无外加中子源的启动只要在过程中加强堆芯参数并按照《冷停到热停期间的反应性管理（无外加中子源）》及《第十一燃料循环首次临界试验》进行即可保证安全启动。

图2 无外加中子源提棒达临界过程中的外推图

4.6 提棒临界过程中的外推图

由于堆芯满装载时两个源量程计数已经满足最小计数要求，且反应堆在升温升压至热态零功率时，SR-A和SR-B计数率分别达到了4.4/4.8CPS。从外推临界过程图可以看出无次级中子源和有次级中子源的临界过程并无太大的不同，反应堆在全程可监视的状态下启动，安全、可靠。

5 结论

通过实践证明，一厂320MW机组在取消用于堆芯装料和启动的次级中子源后，针对中子通量水平低于源量程探测下限这一情况，可以通过采用高效中子探测器，通过细致的风险分析、加强其他安全参数检测、严格控制反应性引入量及其他行政手段，来弥补堆芯装料过程中源量程探测器监测盲区的问题，在核电厂的装料和启动过程中可以确保堆芯安全。此举还可为减少放射性废物产生，降低中子源破损引起的辐射剂量风险做出贡献。