650 MW压水堆无源技术应用及对氚排放的影响分析

王帅彬，王勇智，詹勇杰，雷水雄，刘 臻，朱柏春

(中核核电运行管理有限公司,海盐314300)

国际上很多核电厂(如重水堆核电厂[1]和WWER压水堆核电厂[2])的大修装卸料和启堆过程都不再使用外加二次中子源，而采用无源装料和无源启堆的方式。 但国内大部分压水堆M310机组堆芯设计时，为满足监督要求，仍使用外加中子源为反应堆装料和启动提供起始中子。二次中子源的设计使用寿命为15 a，每次机组大修都需重新插拔，人为操作不当会造成二次中子源破损；同时在大修时间很长的情况下，中子源的源强变弱进而失效。因此二次中子源在使用过程中存在破损和失效的风险，国内外已经多次发生了类似案例，如秦山核电站一期曾发生二次中子源失效[3]，因此，有必要研发无源装料和无源启堆技术。无源技术能有效降低氚排放总量和节省二次中子源的采购费用，具有良好的环保效益和经济效益。

目前，我国只有大亚湾核电基地实施了无源技术改造[4]。对于1000 MW压水堆机组，无源技术改造相对容易；对于650 MW压水堆机组，虽然其堆芯的压力容器规格尺寸和1 000 MW压水堆机组相同，但650 MW堆芯比1 000 MW堆芯多一圈燃料组件，反射层更厚，中子泄漏更少，压力容器外的堆外探测器获得的中子计数率更低，因此，对650 MW压水堆机组堆芯实施无源技术改造难度更大。

秦山核电站二期自2015年开始立项实施无源技术改造，2016年完成了理论计算和实验验证，同年该技术获得了国家核安全局批准。目前，已经有3台机组完成了无源技术改造，积累了相关实测数据和实践经验。

本文首先给出了无源技术的基本原理和理论计算结果，并与实验结果进行了对比验证，其次评价了650 MW压水堆无源技术的应用效果，最后定性、定量地分析了无源技术对氚排放量的影响，计算了二次中子源对氚排放总量的影响。

1 无源技术基本原理和理论计算

1.1 中子密度与外加中子源源强

根据点堆动力学方程可以得到中子密度和外加中子源源强的关系为[5]

(1)

其中,n(t)为与时间相关的中子数密度；Yi，eff为第i组有效缓发中子份额；Yeff为有效缓发中子份额；λi为第i组产生缓发中子的碎片先驱核的衰变常数；ρi(t)为第i组先驱核的密度；t0为瞬发中子平均寿命；S为外加中子源强度；Yi，eff,Yeff,λi,l0都是已知常数，系统达到稳定态时，n(t),ρi(t)不随时间t变化，即

(3)

(4)

由式(1)和式(2)可以得到

(5)

由式(5)可知，堆内中子数密度n与外加中子源强度S呈正比关系，与1-keff呈反比关系，外加中子源强度越大，堆芯中子数密度越大。因此只要选择已辐照燃料组件释放的中子强度足够大，就可以替代二次中子源，实现无源装料和无源启堆。

1.2 计算验证

计算验证分析内容包括已辐照燃料组件释放的中子源强及装料过程中堆外探测器响应。本文采用新版核程序包SCIENCE V2[6]计算堆芯燃料组件的燃耗，采用ORIGEN-S程序[7]计算锕系核素自裂变反应及(α，n)反应产生的中子源强，采用MCNP程序计算堆外源量程探测器中子的响应。

计算结果表明，已辐照燃料组件释放的中子源强与燃耗、停堆冷却时间、燃料富集度有关。图1为中子注量率和计数率随燃耗的变化关系，图2为不同大修停堆时间条件下，中子计数率随燃耗的变化关系。

图1 中子注量率和计数率随燃耗的变化Fig.1 Neutron count rate and thermal neutron fluence rate vs. burnup

由图1和图2可见，卸料燃耗越大，则已辐照燃料组件的中子源强越大，停堆冷却时间越久，已辐照燃料组件的中子源强越小，但燃耗对源强的影响最明显。

秦山核电站二期4台650 MW压水堆机组已全部实施了长燃料循环改造，燃料235U富集度从3.7%过渡到4.5%。计算结果表明，在燃料235U富集度为4.5%，停堆冷却时间不大于70 d的条件下，将燃耗大于36 GW·d·t-1的已辐照燃料组件置于堆芯靠近堆外源量程探测器位置，可克服厚反射层的屏蔽对中子计数率的影响，保证堆外源量程探测器的中子计数率大于1 s-1，满足技术要求。

为了验证理论计算的正确性，在1号机组“113大修”和2号机组“209大修”卸料后，专门进行了堆外源量程探测器中子响应验证测试。“113大修”选择燃耗为46 GW·d·t-1的已辐照燃料组件，“209大修”选择燃耗为37 GW·d·t-1的已辐照燃料组件，将它们分别放置于堆芯A08、N06位置。“113、209大修”卸料后源量程探测器中子响应计数的实测结果与理论计算结果的对比，如表1所列。

表1 “113、209大修”卸料后源量程探测器中子响应计数实测数据与理论计算结果的对比Tab.1Comparison of measured data and theoreticalcalculation results of neutron response count ofsource range detector after 113 and 209 overhauls

由表1可见，理论计算结果与实测结果相符合，验证了理论计算的正确性，说明650 MW压水堆机组实施无源技术改造是可行的。

再一个与祭祀相关的节日是端午。 南朝吴均《续齐谐记》记载，楚国人哀悼爱国爱民的屈原，每年这一天都用竹筒贮米，投入水中祭祀他。 为防蛟龙窃食，“以楝叶塞其上，彩丝缠之”，遂为粽。[17]5 屈原家乡秭归，在粽子里面放上一枚红枣，谓其“有棱有角，有心有肝，一身洁白，半世煎熬”[18]28，以寄托对屈原的崇敬和怀念。 这是端午来源传说中影响最大的一种。

1.3 应用效果

在实施方案优化过程中提出了利用不回堆复用的深燃耗组件替代二次中子源的装料方案，以及利用中心燃料组件替代二次中子源的卸料方案。目前秦山核电基地已累计完成3台650 MW机组的无源技术改造，经历了6次无源装料，4次无源卸料，6次无源启堆。技术方案已经固化和标准化，成熟可靠，650 MW压水堆无源装料过程中中子计数率始终大于1 s-1，比0.5 s-1的行业标准更严格，满足国家核安全局的技术要求，可以为国内同类核电厂提供技术参考。

2 对氚排放量的影响分析

2.1 定性分析

在压水堆堆芯内放置的二次中子源中的9Be受到中子活化后产生氚，其中一部分氚通过包壳渗透到反应堆冷却剂中。取消二次中子源后，堆芯内氚产生量呈现下降趋势。

图3为秦山核电站二期1、2号机组实施长燃料循环改造前后主系统内氚比活度的对比。对比了2台机组8个循环的历史数据，1号机组编号为U1C8-U1C15，其中，U1C14和U1C15是长燃料循环，年换料；2号机组编号为U2C6-U2C13，其中，U2C12和U2C13是长燃料循环，年换料。

图3 1、2号机长燃料循环前后RCP氚比活度均值比较Fig.3 Comparison of the mean specific activity of RCP tritiumbefore and after the long fule cycle for unit 1 and unit 2

由图3可见，曲线最右边2个数据点是2台机组实施长燃料循环改造后的实测值。1号机组的氚比活度没有明显增加。虽然，长燃料循环后主系统的硼浓度会显著增加，导致氚产量的增加，但是U1C14和U1C15循环实施了无源技术，减少了二次中子源的产氚，这2个作用相互抵消，导致1号机组的氚产量并没有明显增加。2号机组对U2C14实施无源技术改造，因此，在U2C12和U2C13长燃料循环实施期间，主系统的氚比活度平均值明显增加。

2.2 定量分析

定量分析采取2次氚普查，统计普查期间氚排放总量，进而算出双机组氚的年产生量，同时对3、4号机组进行氚普查，获取了长循环状态下，无二次中子源双机组的氚产生量。

2.2.11、2号机组氚的年产生量

根据2018年8月至2019年8月实验期间统计的氚排放量数据，1、2号机组排放到环境中的液态氚为39.40 TBq，气态氚为1.02 TBq，累计排放总量为40.42 TBq；2次普查1、2机组系统中氚的分布分别如图4和图5所示。由图4和图5可见，1、2机组中氚的总量分别为25.22 TBq和24.32 TBq，1、2号机组在此期间氚的产生量为39.52 TBq。

图4 2018年8月1、2号机组氚分布图Fig.4 Tritium distribution of unit 1 and unit 2 in August 2018

图5 2019年8月1、2号机组氚分布图Fig.5 Tritium distribution of unit 1 and unit 2 in August 2019

在2018年8月27日至2019年8月27日期间，1号机组为无二次中子源的运行方式，2号机组在2019年3月12日至2019年8月27日期间为无二次中子源的运行方式。

2.2.23、4号机组氚的年产生量

根据2018年8月至2019年8月实验期间统计的氚排放数据，3、4号机组排放到环境中的液态氚为45.78 TBq，气态氚为1.07 TBq，累计排放总量为46.85 TBq；2次普查3、4号机组系统中氚的分布分别如图6和图7所示。

图6 2018年8月3、4号机组氚分布图Fig.6 Tritium distribution of unit 3 and unit 4 in August 2018

图7 2019年8月3、4号机组氚分布图Fig.7 Tritium distribution of unit 3 and unit 4 in August 2019

由图6和图7可见，3、4号机组中氚的总量分别为27.55 TBq和23.84 TBq，3、4号机组在此期间氚的产生量为43.14 TBq。

2.2.3无源技术对氚产生量的影响

依据1、2号机组和3、4号机组氚的年产生量，可以估算出无二次中子源时，单机组氚的年产生量减少为

(43.14-39.52)/17×12=2.55 TBq

其中，43.14 TBq为双机组有二次中子源时氚的年产生量；39.52 TBq为双机组17 月无二次中子源时氚的年产生量。

若以双机组统计，无二次中子源时，每年的氚产生量会减少5.1 TBq，由此可见取消二次中子源会减少氚的产生量约12%。

2.3 取消二次中子源对氚排放量影响分析

表2为2016-2019年双机组氚排放量数据。由表2可见，由于1、2号机组比3、4号机组提前进入长循环，累积氚排放量应大于3、4号机组，实际却是比3、4号机组小，说明取消二次中子源后可有效减少氚排放量。

表2 2016-2019年双机组氚的排放总量

目前核电厂的“三废”工艺系统没有去氚功能，核电厂所产生的氚最终将排到环境中去，不同年份机组的氚排放量的大小具有随机性，取消二次中子源后，随着氚的产生量和排放量逐渐进入动态平衡状态，机组氚排放总量也较未取消前减少12%左右。秦山核电站二期氚排放量已占限值的70%～80%，排放压力巨大，取消二次中子源将减少氚的排放总量，极大地缓解排放压力，具有良好的环境效益和现实意义。

3 结论

经过多年对650 MW压水堆无源技术的研究和相关实践经验积累结果表明，利用不回堆复用的深燃耗组件可以有效提高堆外探测器中子响应计数，满足无源装卸料和无源启堆的技术要求，帮助核电厂解决长期困扰的技术问题，可有效降低核电厂的氚排放量，规避二次中子源破损或失效带来的安全风险，并节省二次中子源采购费用，具有良好经济和环境效益。