CPR1000机组首循环堆芯二次中子源替代一次中子源启动的工程实践

何 洋，胡汝平，邓平赳，郭 建，罗良伟，张海州，曹云龙，曹 萌，刘晶晶

CPR1000机组首循环堆芯二次中子源替代一次中子源启动的工程实践

何 洋1，胡汝平1，邓平赳2，郭 建3，罗良伟1，张海州1，曹云龙1，曹 萌1，刘晶晶1

（1. 辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连，116001；2. 中广核苍南核电有限公司，浙江 苍南，325800；3. 中广核惠州核电有限公司，广东 惠州，516000）

受国际贸易形势影响，某核电厂原计划采购的一次中子源存在较大的供应风险。鉴于此，核电厂组织实施了首循环堆芯一次源替代项目，即：使用辐照激活的二次中子源用于机组首循环的装料和启动。本文对该工程实践中几个重要问题进行了分析，介绍了解决方案并给出了实践结果，最后对新建核电项目的启动提出了一些建议。

一次中子源；二次中子源；反应堆；启动

在反应堆装料和启动过程中，为了确保临界安全，整个过程应处于中子探测器的有效监督之下[1]。为了克服探测盲区，CPR1000系列核电机组一般在首次装料前采购两组一次中子源（以下简称“一次源”）组件（252Cf）和两组二次中子源（以下简称“二次源”）组件（Sb-Be）。其中一次源在机组首循环使用，二次源在机组首循环进行激活，供后续循环使用[2]。

核电厂首循环启动之所以采用252Cf，主要是因为和其他同位素中子源相比，252Cf具有体积小、强度大、中子连续裂变等优点[3]。此外，与后续循环使用的二次源相比，252Cf的一个显著优势是半衰期长（2.65年[4]），能够在相当长时间内应对首循环工程建设工期不确定性带来的风险，而后者半衰期只有60.2天[4]。

受国际贸易形势影响，某核电厂新建机组原计划采购的一次源存在较大供应风险。鉴于此，经充分调查和研究论证，该电厂实施了新建机组首循环一次源替代项目。即在运行机组（3、4号机组）提前辐照激活拟用于新建机组的四组二次源，加之1、2号机组中原有的四组二次源，根据在运四台机组大修规划以及新建机组项目进展，选择合适的二次源，用于新建机组首循环装料和启动，简称为“二次源替代一次源启动项目”。方案的变化可由图1表示。

图1　首循环二次源替代一次源启动方案

1 项目前期准备

1.1　技术路线选择

为应对一次源供应风险，电厂分析了国内外现状，认为在现有技术基础上可供选择的路线有两种：

（1）采用激活的二次源替代一次源启动技术[5]；

（2）采用类似VVER机组的“无源启动”技术[6]。经过详细对比，并结合电厂自身的情况，最终决定选择激活的二次源替代一次源启动的路线，并确定了项目总体目标如下：

根据新建机组工程进度，在实际装料前，使二次源达到激活状态并在新建机组的乏燃料水池就位，使用激活的二次源完成新建机组装料并达到临界状态。

1.2　工程实践亟须解决的问题

该活动为全球范围内首次实施，无经验可循，因此有诸多工程技术问题需解决，最为重要的有如下几个：

（1）新二次源置于反应堆内激活过程中对堆芯的影响有多大。

新增两组用于激活的二次源后，3/4号机组反应堆内的二次源由两组变为四组，无先例，需确认该变化对堆芯的影响。

（2）二次源的中子源强有多大，能否满足启堆监测要求。

（3）二次源与一次源的物理特性有所区别，需分析确认二次源替代一次源后对堆芯装料启动的影响及应对措施。

（4）激活的二次源如何转运。

（5）存在四组激活的二次源情况下的燃料装卸操作尚属首次，需分析确定对装卸料步序是否有影响。

（6）二次源半衰期短，新建机组工程进度不确定性大，如何准确匹配二者的窗口以确保不因无源可用导致工程进度拖期。

2 问题分析与解决

2.1　新二次源激活过程中对堆芯的影响

2.1.1实测统计数据分析

统计了CPR1000机组多个换料循环的满功率中子注量图数据（见图2）。图中横坐标为中子注量图测量时的堆芯燃耗，纵坐标为归一化的二次源组件及其对称组件的功率偏差，每个点表示一张中子注量图。统计结果显示二次源组件与其对称组件的功率偏差基本处于-0.015～0.0，表明二次源会略微降低所在组件功率水平，约为1%量级；同时可观察到二次源对所在组件功率的影响随燃耗加深而减小。总体而言，上述堆芯实测数据显示二次源对堆芯功率分布的影响比较小。

2.1.2理论计算分析

针对某特定循环，采用核设计软件SCIENCE建立了如下三种模型以计算换料堆芯中子学参数：

SSC0 模型：堆芯中无二次源；

SSC2 模型：堆芯中布置两组二次源；

SSC4 模型：堆芯中布置四组二次源。

图2　二次源组件与其对称组件的功率偏差

注：二次源组件功率：两个二次源位置（N08C08）组件功率的平均值；对称组件功率：二次源组件两个对称位置（H03H13）组件功率的平均值

SSC2和SSC4模型分别与SSC0模型比较，以分别评价两组二次源和四组二次源对堆芯的影响。其中：

（1）由于二次源中子源强与满功率时燃料组件裂变中子源强相比可忽略，因此仅考虑其中子吸收性；

（2）现有核设计程序的多群数据库中无Sb和Be同位素，因此采用实心不锈钢芯块替代（更保守）。分析结果表明：

1）相对于SSC0模型，SSC4模型中的堆芯宏观中子学参数的变化均非常小，主要参数的最大偏差如表1所示。且SSC4模型的影响不会明显大于SSC2模型，这表明四组二次源对堆芯状态的影响很小。

表1　SSC4与SSC0模型主要参数偏差

2）与SSC0模型相比，SSC4模型中二次源周围位置控制棒价值的偏差比SSC2模型中的偏差更小（最大为约4%），对其他堆芯主要关键中子学参数的影响基本可忽略。表2给出了C08位置组件相邻控制棒积分价值偏差（寿期初、热态零功率）。

表2　控制棒积分价值偏差

3）与SSC0模型相比，SSC4模型对堆芯最大组件功率偏差以及二次源组件内燃料棒功率分布的影响与SSC2模型相当，甚至更小。

上述实测统计数据和理论分析均表明，新增两组二次源在堆内辐照对堆芯的影响很小。

2.2　二次源源强是否满足启堆要求

2.2.1基准源强

二次源产生中子涉及的反应式[7]如下：

以上述反应式为基础，按照图3逻辑计算了饱和二次源源强。

图3　饱和二次源源强计算逻辑框图

进一步考虑了如下三个影响因素：

（1）芯块材料消耗对停堆时中子源强的影响。

（2）辐照循环内反应堆功率变化对停堆时中子源强的影响。

（3）单根二次源棒中Sb-Be芯块质量上下限（500 g/535 g）。

得到两个用于后续分析的基准中子源强：

低值：2.4×1010n/s（定义为源强L）

高值：3.3×1010n/s（定义为源强H）

2.2.2探测器计数率

对于二次源源强能否满足启堆要求，主要考虑两个方面：

（1）在装料和启堆过程中探测器计数率能否既保持有效监测，也不会出现提前饱和；

（2）是否对临界零功率物理试验有颠覆性影响。

在装料阶段，以上述基准源强为基础，针对二次源停止辐照后衰变10天、30天、60天、120天、180天、240天时的源强（L及H），分别计算了首次装料第1、2、3、8C、8D、9、39D、44、45A、45B、154及157B等几个关键步完成时探测器的计数率。

计算结果显示，二次源经过一个循环满功率辐照后，若在停止辐照后4个半衰期（即240天）内完成装料，则源量程探测器既能保持有效监测（计数率≥2次/s，且有一定裕量），也不会出现提前饱和。

在达临界阶段，采用蒙卡程序分析计算了硼稀释初期及硼稀释末期源量程探测器的计数率。由于蒙卡程序无法模拟最后的提棒达临界过程，因此在提棒达临界阶段，结合同类机组首循环启动过程的经验数据对探测器计数率进行了保守推算。对比多个同类型机组首循环启动过程数据发现，从硼稀释结束到临界，源量程探测器计数率约增大10～20倍。因此在上述稀释末期理论数据的基础上，进一步推算达到临界时源量程探测器的计数率范围约为4×103次/s（对应源强L，且衰变270天）～2×105次/s（对应源强H，且衰变40天）。

在寻找核加热点阶段，通过对三种不同类型中子源启堆过程中的实测数据进行对比发现，在达到临界时，与使用乏燃料中子源和一次源的情况相比，使用二次源情况下的源量程和中间量程探测器电流要高一个量级；但是当出现核加热点时，三种情况的中间量程和功率量程探测器电流信号已很接近。这表明随着堆芯中子通量的提高，各类型中子源的贡献已被燃料组件裂变中子所淹没，各量程探测器的测量水平将由堆芯燃料组件装载方案决定。

通过上述理论计算和经验数据相结合的方式对达临界过程进行分析表明：二次源满功率辐照一个循环，在衰变4个半衰期内完成装料并且可进入预临界试验阶段（无较大工期延误），则达临界过程中源量程探测器既能保持有效监测，也不会出现提前饱和；达到多普勒点时中间量程探测器的电流水平与一次源启堆时一致。

2.3　二次源替代一次源后对堆芯装料启动的影响

2.3.1对装料过程的影响

将3.2节得到的装料、达临界过程的计数率与既有的探测器报警及保护定值设定方案对比发现：

（1）在装料阶段，源量程探测器的定值无需调整，在二次源衰变时间较短时需提高临时探测器初始报警值。

（2）使用二次源替代一次源启动，不需要对原有装料顺序做调整，仅将原一次源的装料步序替换为二次源。

此外，由于二次源还有g放射性，堆内临时探测器采用的是3He正比计数管，其对g射线的抗干扰能力较弱。因此电厂组织对临时探测器进行了换型改造，由3He正比计数管换型为涂硼正比计数管，并使用实际二次源进行了测试，测试期间二次源的g剂量率约20 Gy/h。测试结果表明，3He正比计数管换型为涂硼正比计数管后，抗g干扰能力有较大提升，在二次源衰变4个半衰期内可以满足装料需要。

2.3.2对达临界过程的影响

分析表明，二次源源强较大时，在达临界阶段，源量程探测器计数和中间量程探测器电流可能突破既定的保护定值。因此做出如下“分段式”定值调整措施：若二次源衰变时间小于3个半衰期，则参照换料启动过程中的保护定值设定方案，即在临界前将源量程探测器停堆保护定值由1×105次/s调整为1×106次/s，并将中间量程探测器停堆保护定值及ATWT定值均由1×10-8A调整为2.5×10-5A；若二次源衰变时间大于等于3个半衰期，则保护定值设定方案维持首循环调试启动期间的方案不进行调整。

2.3.3其他影响

针对探测器定值的调整，需考虑对事故分析的影响。经分析，Ⅱ类硼稀释事故中用到的保护信号为源量程高中子注量率停堆保护信号及停堆工况中子注量率高报警信号，对应的工况分别为：停堆工况下的硼稀释事故和换料停堆工况下的硼稀释事故。

对于停堆工况下的硼稀释事故，一次源启动方案情况下，安全分析中考虑包络5%FP的功率反馈下的堆芯eff（堆芯反应性为正300×10-5）；而源量程计数率105～106次/s对应堆芯功率约在10-5%FP～10-3%FP范围，因此二次源启动方案中，源量程停堆保护定值调整为106次/s后，实际停堆定值触发时的堆芯状态距离安全分析假设的堆芯状态仍有较大裕量，因此采用二次源替代一次源方案不会影响停堆工况下的硼稀释事故分析假设。

对于换料停堆工况下的硼稀释事故分析而言，由于二次源替代一次源后，源量程报警定值不变，仅更改了临时探测器的定值，因此不会影响硼稀释事故分析假设。

综上分析，二次源替代一次源启动不影响硼稀释事故分析的假设及结论。

2.4　激活二次源转运

二次源组件有其特殊结构，激活后的二次源组件具有中子和γ放射性，普通的放射性物品运输容器无法满足二次源结构支撑、辐射屏蔽等要求，而短时间内研发专用容器并完成取证的难度很大，因此需研究解决激活的二次源转运问题。

在项目初步可行性研究阶段，电厂提出了使用乏燃料运输容器+适配器的转运方式，其中适配器采用模拟燃料组件。为此进行了一系列准备工作：

（1）对二次源转运过程中的热工、辐射屏蔽、二次源组件完整性等内容进行了理论分析；

（2）对现场的水电气等条件进行了全面梳理；

（3）对清洗井工作平台进行了适应性改造；

（4）提前完成了二次源转运演练，验证了设备接口，锻炼了人员技能。

最终成功实施了两次激活的二次源转运。有以下经验值得关注：

（1）辐射屏蔽分析的保守性较大而准确性较差，为确保转运过程中容器外的辐射剂量满足要求[8]，按照理论分析给出的剂量数据，需等待二次源衰变较长时间，这在二次源源强有效时间本就不长的情况下，进一步压缩了其实际可用于装料启动的时间。在有了第一次转运经验后，第二次转运的时间由二次源衰变50天提前至衰变30天。

（2）由于新建电厂对乏燃料外运相关内容关注较少，因此可能存在与当前主流乏燃料运输容器及工艺流程不匹配的情况，例如道路承载能力、水电气接口、吊车吊钩尺寸、清洗井工作平台结构等，需逐一进行仔细梳理，并提前进行演练。

2.5　四组激活的二次源情况下装卸料

新增二次源在堆芯内辐照位置如图4所示，其中两个源量程探测器分别位于270°和90°方向。两组新二次源在4号机组内共辐照两个循环，首次装入堆芯过程中，由于无放射性，因此对装料过程无影响。在后续的卸料及装料过程中，可能对源量程探测器计数产生影响，进而可能需要闭锁源量程探测器。

图4　辐照二次源位置

为此进行了理论分析，在如下两个模型中（见图5和图6），模型一为装料第2步后的状态，探测器计算值为83.7次/s；模型二中，将二次源置于新增二次源的位置，探测器计算值为0.03次/s，变化幅度近3 000倍。这表明探测器计数率主要由原二次源决定，新增二次源所在位置对探测器信号的贡献可忽略不计。

图5　模型一

图6 模型二

注：黑框表示二次源所在位置

实际装料数据与预期一致，其与之前一步的计数率几乎无变化。

2.6　二次源半衰期与工程进度窗口匹配

为了在最大范围内应对工程进度的不确定性，电厂从两方面采取了应对措施。

（1）尽可能多地储备多套二次源。利用群堆优势，在运行机组内准备了多套二次源。其中1/2号机实施了取消二次源进行换料启动，其原有的二次源作为新建机组启动备用二次源；3/4号机新增2组二次源入堆进行辐照激活。因此共有4套二次源备用。

（2）制定多套二次源使用方案。详细分析大修规划并密切跟踪工程建设进展，研究制定了多套二次源使用方案并随工程进展动态调整，使二次源源强可用区间覆盖范围达到约1.5年。其中一个方案示例如图7所示。

注：实线线条长度为8个月，表示二次源停止辐照后源强可用时间；虚线横向线条长度为5.5个月，表示在建两台机组工期间隔按5.5个月考虑。虚线竖向线条与实线线条有交叉表示在建机组该时间点有对应二次源可用。

2.7　装料临界实施

在所有准备工作就绪后，5号机组使用激活的二次源完成了首循环堆芯的装料及达临界。整个装料及达临界过程安全可控。装料过程源量程探测器的实测数据如表3所示，与理论值一致性较好。

表3　装料过程源量程探测器数据

达临界数据如表4所示。实际达临界时的计数率水平以及多普勒点时的电流水平与预测基本一致。

表4　达临界过程数据

3 结束语

本次CPR1000机组首循环“二次源替代一次源启动项目”是在持续紧张的国际形势背景下完成的创新实践，也是在国内外同类型核电机组中的首次实施，解决了机组首循环启动过程中的关键技术问题，在项目实施过程中积累了大量经验。该项目的成功实施证明了首循环使用激活的二次源启动是可行的。

对于后续新建核电机组，尤其是华龙机组的启动，采用一次源252Cf启动仍是优选方案，但激活的二次源启动方案为其提供了重要范本和保底方案。特殊情况下，VVER机组的“无源启动”也是一个参考方案，但需要更长时间准备，更大范围地改造，以及各相关专业人员更充分地培训以掌握“无源启动”技术及经验。

［1］ 刘嘉嘉，肖锋，吕焕文. 反应堆启堆中子源设计研究［J］. 核动力工程，2013，34（S1）：87.

［2］ 苏耿华，包鹏飞，韩嵩. 反应堆二次中子源源强计算及验证［J］. 强激光与粒子束. 2017，29（03）：036023-1.

［3］ 侯燕妮. 锎-252中子源世界供应市场分析. 中国核工业［J］，2015（05）：24.

［4］ 汲长松. 中子探测［M］. 北京：中国原子能出版社. 2014，20-22.

［5］ 苏耿华，石夏青. 压水堆二次中子源替代一次中子源的初步可行性分析［J］. 核动力工程，2020，8（04）：25.

［6］ 杨晓强，叶刘锁，李载鹏，等. 田湾核电站3号机组反应堆首次无源启动［J］. 核安全. 2018，17（05）：7.

［7］ 广东核电培训中心. 900 MW压水堆核电站系统与设备（上册）［M］. 北京：原子能出版社，2005：58.

［8］ 国务院. 放射性物品运输安全管理条例［Z］. 2009.

Engineering Practice in the Start up of the Secondary Neutron Source in the First Cycle of CPR1000 Nuclear Power Plant in Place of the Primary Neutron Source

HE Yang1，HU Ruping1，DENG Pingjiu2，GUO Jian3，LUO Liangwei1，ZHANG Haizhou1，CAO Yunlong1，CAO Meng1，LIU Jingjing1

（1. Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Company，Ltd，Dalian of Liaoning Prov. 116001，China 2. CGN Cangnan Nuclear Power Company，Ltd，Cangnan of Zhejiang Prov. 325800，China 3. Huizhou Nuclear Power Company，Ltd，Huizhou of Guangdong Prov. 516000，China）

Affected by the international trade situation, the there is a large supply risk for the primary neutron source (PS) planned to be purchased by certain nuclear power plant. Given this context, the plant implemented a project which used the irradiated secondary neutron source (SS) for fuel loading and start-up in the first cycle in place of the primary neutron source. This paper analyzes several important problems in the engineering practice, introduces the solutions and gives the practical results, and finally puts forward some suggestions for the start-up of the new nuclear power projects.

Primary neutron source; Secondary neutron source; Reactor; Start-up

TL375.5

A

0258-0918（2023）03-0553-08

2022-08-22

何 洋（1987—），男，河北衡水人，学士，工程师，现从事反应堆堆芯物理研究