取消昌江核电厂二次中子源的理论探究

费罗杰 勒 瑞

（海南核电有限公司 海南昌江）

一、前言

中子源在物理启动中有着十分重要的作用，一次中子源直接产生中子，在首次启动中起到加强本底的作用，二次中子源经过辐照之后产生中子，如果停堆时间过长，或者二次中子源长期辐照破损，面临无二次源启动的情况。经过长期实践，很多电厂已经取消了一次中子源或者二次中子源，针对我厂实际情况，可取消二次中子源，本文对取消二次中子源进行相应理论探究。

二、二次中子源组件

二次中子源组件的功能是在反应堆再次启动时提高堆芯中子通量至一定水平，使核测仪器能以较好的统计特性测出启动时中子通量的迅速变化，以保证反应堆的安全启动。海南昌江核电厂1、2号机组压水堆初始堆芯中含两组二次中子源组件，后续循环中也为两组。将锑-铍芯块装入不锈钢包壳充氦后用上、下端塞封焊构成二次中子源棒。只含有二次中子源棒和阻流塞棒的相关组件称为二次中子源组件。二次中子源组件中含有4根二次中子源棒和20根阻流塞棒。

（1）二次中子源组件主要技术数据（表1）。

表1 二次中子源组件主要技术数据

（2）二次中子源组件所用材料（表2）。

三、反应堆氚的产生及危害

1.氚的产生

在压水堆中，氚主要是由运行时燃料的裂变反应和冷却剂中的硼、锂、氘，以及二次中子源铍收到中子活化反应产生的。在压水堆堆芯内放置二次中子源（Sb-Be中子源），其中的Be受到活化后产生氚，这部分氚在二次源组中将积存，其中一部分通过包壳渗透到反应堆冷却剂中去。见表3、表4。

表2 二次中子源组件所用材料统计表

表3 大亚湾1、2号机组氚排放值的复核计算结果

从表3中可以看出，在氚的产生份额中，二次源的贡献部分大概为16.8%。表4中，二次中子源贡献部分大概为8.1%。

2.氚的危害

随着核电规模的增大，氚在环境中的产生和累积量也会大大增加，氚蒸汽可以渗透进入皮肤，一旦吸入很容易进入胸膜和颊膜。在辐射生物学中，“弱粒子”反而有更强的辐射生物效应，所谓“强”辐射体在生物组织中的射程很长，其大部分能量消耗在射程中。具有危害性的能量仅存在于射程末端，而低能β辐射体恰恰符合这一规律，因此其每次衰变的危害性比高能辐射体大，氚在很多方面的特性使其成为危害较大的一种放射性核素，这些特性包括：在生物圈中的移动性和循环性非常强，进入人体的途径多样，可以与所有物质中的氢原子快速交换，相对生物效应较大，可以与细胞结合分结合形成结合氚。氚可以通过皮肤吸收，吸入污染的水蒸气和摄入污染的食物或水等途径进入人体。一旦进入人体，氚会很快被人体吸收和利用。人体60%以上的原子是氢，其中每天有5%参与代谢反应和细胞生长。这些结合到蛋白质、脂类和碳水化合物，尤其是像DNA这样的核蛋白质上的氚被称为有机结合氚，其在体内呈现不均匀分布状态，体内滞留时间比氚水长，因此其所受剂量也相应地比氚水大。人体受氚水的辐射时间越长，体内有机氚水平越高，危害越大。因此，氚的辐射危害性值得关注。

表4 岭澳仪器氚排放值的复核计算结果

由于氚的危害性很大，通过取消二次中子源，可以减少核电厂产氚的份额，从而减少氚对人体的危害，取消二次中子源是减少氚产生的有效途径。

四、无源启动示例

1.秦山核电厂无源启动

在秦山核电厂第四次换料大修中，由于大修时间长达417 d，接近次级中子源的7个半衰期，造成次级中子源强度衰减过多，不能提供有效的中子强度，在第10次换料大修中，因次级中子源组件破损导致无法继续入堆试验，而新的刺激中子源未能及时入堆辐照活化，使得第11次燃料循环的装料和启动无外加中子源。

（1）第5燃料循环。秦山核电厂第四次换料大修中，针对次级中子源强度衰减过多的情况，采用了2个高效涂硼中子计数器，安装在反应堆功率量程备用孔道，其热中子灵敏度达到40/s·cm2，是反应堆源量程探测器的5倍，高效探测器在装料和升压过程中对堆芯进行了监督。

（2）第11燃料循环无源启动。在第10次换料大修中面临无源启动时，未采用高效中子探测器，而是通过采取一系列的技术和管理措施，保证了反应堆装料与启动处于有效的检测之中，尽管没有外加活化次级中子源，堆外核测系统源量程的响应还是明显的。由于预期源量程计数率可能偏小，所以增加了以设计计算的临界硼浓度作为停止稀释的控制点。

通过实践证明，在堆芯无有效的外加中子源的情况下，可以采用高效中子探测器、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检测与控制之下。因此，在成熟的反应堆上实施无外加中子源的启动是可行的。

2.大亚湾无源启动

二次中子源组件运行到一定年限后，二次中子源棒包壳有可能破裂，为了避免二次中子源棒在堆内运行过程中出现包壳破裂的风险，大亚湾核电站2号机组13次大修无二次源装料和启动。方案为利用一定燃耗的乏燃料组件替代二次中子源组件。经过实践，方案可行，圆满完成了无源启动。

五、可行性分析

1.采用辐照燃料组件代替二次中子源组件

（1）运行数据及理论计算分析（二期数据）。由于电厂缺乏运行数据，故采用二期数据考虑分析，根据首次堆芯装料带一次中子源的燃料组件入堆后源量程计数率实测数据，分析已辐照燃料组件入堆后源量程所能达到的计数率。表3给出了秦山第二核电厂4台机组首次堆芯装料期间中子源强度为8×108n/s的一次中子源组件入堆后源量程计数率，以及堆芯满装载后源量程的计数率。见表5～表10。

表5 首次堆芯装料源量程计数率

表6为国内同类型核电站相同类型燃料组件燃耗与自发中子源强度的数据，该数据在大修卸料操作完成后执行试验得到，从停堆时刻到卸料操作完成，需要5～7 d时间，所得的中子发射率较停堆时刻已经过一定的衰减。

（2）辐照组件源强计算。表7和表8是理论计算得到不同燃耗下单个组件和平衡循环全堆芯的中子源强度，对比表6可见二者数据符合度较好。

表6 组件燃耗与自发中子源强度

表7 组件燃耗与中子源强度计算值

表8 全堆中子源强度计算值

由表8的计算结果可知，平衡循环堆芯由已辐照燃料组件产生的中子源强度比一次中子源高约1个数量级，因此仅使用已辐照燃料组件，满装载状态下的源量程计数率能够满足要求。

表9为单个已辐照燃料组件中，贡献最大核素的中子发射率及份额，对于中子源，242Cm所占的份额最大；对于自发裂变中子源242Cm和244Cm所占份额较大。同时随着燃耗的增加，长寿命自发裂变核素244Cm的份额迅速升高，这对减缓中子发射率的衰减具有非常明显的作用，因此高燃耗组件的中子发射率半衰期是非常长的。

表9 主要核素中子发射率份额

2.源量程响应分析

为满足首个燃料组件入堆后源量程计数率达到0.5 cps，应选取燃耗足够大，中子发射率足够高的已辐照组件作为首个入堆组件，并首先放置于靠近源量程探测器的堆芯位置，如A-06或N-08。同时还应考虑从停堆卸料到装料的时间间隔造成 中子源和自发裂变中子源衰减的效应，正常情况下秦山第二核电厂从堆芯卸料到下一循环堆芯装料的时间间隔为25～30 d。

源量程探测器安装在反应堆压力容器外部，中子必须穿过反射层水隙、热屏和压力容器本体等结构材料才能到达探测器，从堆芯泄漏到探测器的中子数量较少。由于反射层水隙的存在，到达源量程探测器绝大部分为热中子，另外252Cf中子源的能谱与已辐照燃料组件自发中子源能谱比较接近，因此近似认为源量程探测器对一次中子源和已辐照燃料组件发射的中子具有相同的响应效率，引入响应系数K，源量程计数率N可表示为：N=K·S。其中S为源强，n/s。取4台机组首次堆芯装料期间中子源强度8×108n/s，和首组带源组件入堆时源量程实测计数率的平均值：26.8 cps，可得响应系数 K=3.35×10-8。

根据上述参数，计算正常停堆30 d后，不同燃耗的燃料组件入堆时可得到的源量程计数率。如表10。

秦山第二核电厂要求在装料过程中克服堆芯临界安全监督的盲区，从首组燃料组件入堆开始源量程计数率需＞0.5 cps，由表8计算结果可见，首组入堆组件燃耗在21522 MWd/tU左右可满足要求。

表10 由响应系数K计算源量程计数率

按照昌江核电厂后续换料策略，达到平衡循环后，换料235U富集度为3.7%，平衡循环长度约为11700 MWd/tU。平衡循环换料堆芯有4批组件，分别为：①36组零燃耗的新燃料组件。②36组经历1个燃料循环，燃耗在10000 MWd/tU左右的燃料组件。③36组经历2个燃料循环，燃耗在20000～26000 MWd/tU左右的燃料组件。④13组经历3个燃料循环，燃耗30000～34000 MWd/tU左右的燃料组件。

因此平衡循环换料堆芯完全具备足够数量的高燃耗组件，其自发中子源强度能够克服源量程探测器的盲区，满足正常的堆芯装料临界安全监督的要求。

正常情况下停堆后30 d开始装料，通过二期数据可得，首组入堆组件燃耗在21522 MWd/tU,并首先放置于堆离源量程较近位置，可保证源量程计数率达到0.5 cps以上，满足启动要求。

后续电厂将采用长循环换料策略，最高燃耗接近50000 MWd/tU，采用相应燃耗组件首先入堆，亦可满足无源启动。

3.采用高效能探测器

（1）工程可行性。可在S.W位置预留功率量程备用通道，在功率量程故障时可插入外接探测器进行备用测量，当人们进行无源启动时，可在备用通道插入高效能探测器，对反应堆进行监督。

（2）利用探测器。秦山核电厂第4次大修时，采用了2个高效涂硼中子计数管探测器，安装在备用孔道，其热中子灵敏度为40/s·cm2，在装料过程中，高效能探测器的计数率始终达到0.5/s，都能进行有效的响应，当堆芯满装载后，高效能探测器的计数率为1.85/s，实现了对堆芯的监督。

（3）探测器灵敏度。可根据各种探测器型号与灵敏度统计情况，再针对电厂具体情况可酌情选择，即可满足监督要求。也可选择高效能探测器进行无源启动，只要选择合适灵敏度即可。随着生产工艺的进步，目前灵敏度高的探测器生产已不是难事，完全能满足取消二次源后堆芯的安全监督，而且电厂已采购零时中子探测器，对其进行改造就可满足要求。

六、总结

（1）随着社会用电量的增加与环保诉求的提高，对于核电的需求越来越迫切，在核电站环境评估中，氚是非常重要的考虑因素之一，大亚湾二期工程停止上马的一部分环境因素就是氚超标，而通过取消二次中子源，可以减少核电站氚的排放，有利于单个核电基地多机组同时上马，提高厂址利用率。氚排放的减少，对环境公众也有积极的作用，可减少对他们的伤害。

（2）次级中子源经过10多年的辐照之后，很容易破损，在国内外电厂都有类似经验，破损之后，需要更换，更换之后便增加了放射性废物的产生，即使正常使用寿命完结，每隔15年便需要更换，以昌江电厂40年寿命计算，未来还需要每个机组要更换2次，产生的放射性废物也是不可忽视的问题，取消次级中子源，可减少这部分放射性废物。

（3）经济效益，二次中子源的价格大概为100万元一组，每次更换需要200万元，在两次更换后共需花费400万元，而采用高效能探测器，只需花费40万元即可，且探测器使用寿命很长，可满足两次更换时间要求，采用辐照燃料组件代替二次中子源组件，只需出具相应设计报告，可行性分析即可，况且有二期经验，电厂进行类似工作应更加容易。

（4）未来展望，取消二次中子源成功实施后，可转入取消一次中子源工作实施，一次中子源价格昂贵(1000多万元)，取消之后可节省大量资金，未来核电大发展，建造堆数量会越来越多，取消二次中子源，乃至一次中子源，其意义重大。