項駿軍，楊 勇，葉國棟，潘澤飛，何子帥，汪聰梅

(1.中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300；

2.中國原子能科學研究院 反應堆工程研究設計所，北京 102413)

中子源在反應堆內的作用是提高次臨界狀態(tài)下的注量水平，克服源量程探測器的盲區(qū)，確保反應堆在次臨界狀態(tài)下有足夠的中子計數(shù)率進行臨界安全監(jiān)督和保證反應堆的安全啟動，特別是堆芯裝料過程中，中子源的作用尤為顯著。

秦山第二核電廠首次堆芯裝料采用252Cf自發(fā)裂變中子源，其中子發(fā)射強度為8×108s-1，252Cf源在首循環(huán)使用后即卸出堆芯不再使用。Sb-Be次級中子源也在首循環(huán)入堆，在堆內輻照活化后供后續(xù)循環(huán)使用。124Sb的半衰期較短(60.9 d)，為維持次級中子源的強度，必須在高功率下對其進行重復照射。停堆后由于124Sb的衰變，次級中子源強度將逐漸減弱。

由于次級中子源必須經(jīng)過堆內活化才能使用，因此一旦發(fā)生次級中子源破損，核電廠將面臨下一循環(huán)無外中子源可用的情況，給電廠帶來重大經(jīng)濟損失。國內外商用核電廠已發(fā)生多起次級中子源破損的事件。

自20世紀90年代開始，法國EDF所有900 MWe的M310壓水堆機組均取消了次級中子源。秦山第二核電廠為650 MWe的M310壓水堆機組，與EDF機組具有相似性。為此，本工作針對上述可能發(fā)生的突發(fā)狀況，對秦山第二核電廠已輻照燃料組件替代次級中子源的可能性進行分析。

1 次臨界中子計數(shù)率監(jiān)測

1.1 中子密度

點堆動力學方程為：

(1)

(2)

經(jīng)推導[1]可得：

(3)

即次臨界狀態(tài)下，堆內中子平均密度n與中子源強度S呈正比關系，與堆芯次臨界度1-keff呈反比。

核電廠技術規(guī)范對堆芯換料期間的次臨界度有嚴格規(guī)定，換料水池硼濃度必須≥2 100 ppm，因此，若要提高堆內中子平均密度，不能減小次臨界度，而只能依靠提高中子源強度S來實現(xiàn)。

1.2 源量程

反應堆源量程由兩個相同而獨立的通道組成，提供停堆及啟動期間的冗余中子注量率信號。探測器是帶有一體化電纜的硼襯基正比計數(shù)管(CPNB44，探測器靈敏度為8 s-1/(cm-2·s-1)，中子計數(shù)率量程為0.1～106s-1，對應的中子注量率為10-1～2×105cm-2·s-1)，兩套源量程探測器(SRC1和SRC2)在堆外的布置如圖1所示。

圖1 源量程探測器在堆外的位置

1.3 自發(fā)中子源

燃料組件經(jīng)堆內輻照，能產(chǎn)生很多超鈾元素，如242Cm、244Cm、240Pu等，具備較強的中子發(fā)射能力。根據(jù)中子發(fā)射原理的不同，自發(fā)中子源可分為兩類：(α，n)中子源和自發(fā)裂變中子源。(α，n)中子源主要包括238Pu、239Pu、240Pu、241Am、242Cm、244Cm，自發(fā)裂變中子源主要包括238Pu、240Pu、242Pu、242Cm、244Cm。其中，中子發(fā)射率貢獻最大的242Cm和244Cm的半衰期分別為162.9 d和18.1 a。

2 采用已輻照燃料組件替代次級中子源分析

采用已輻照燃料組件替代次級中子源，最重要的是已輻照組件自發(fā)產(chǎn)生的中子源能使源量程探測器獲得足夠的中子計數(shù)率，克服盲區(qū)，實現(xiàn)正常的堆芯裝料臨界安全監(jiān)督功能。根據(jù)要求，在秦山第二核電廠堆芯裝料過程中，從首組燃料組件入堆到完成堆芯裝載全過程的源量程中子計數(shù)率不得低于0.5 s-1。

2.1 運行數(shù)據(jù)

根據(jù)首次堆芯裝料帶一次中子源的燃料組件入堆后源量程計數(shù)率實測數(shù)據(jù)，分析已輻照燃料組件入堆后源量程所能達到的計數(shù)率。表1列出秦山第二核電廠4臺機組首次堆芯裝料期間中子源強度為8×108s-1的一次中子源入堆后源量程的計數(shù)率，以及堆芯滿裝載后源量程的計數(shù)率。

2.2 已輻照組件源強計算

堆芯共有121組235U富集度為3.70%的AFA-3G燃料組件，單個組件金屬鈾裝量為459.5 kg。根據(jù)電廠目前實行的燃料管理策略，結合堆芯功率分布和燃耗分布情況，計算得到不同燃耗下單個組件和平衡循環(huán)全堆芯的中子源強度，結果列于表2、3。

表1 首次堆芯裝料源量程計數(shù)率

由表3的計算結果可知，平衡循環(huán)堆芯由已輻照燃料組件產(chǎn)生的中子源強度較一次中子源高約1個數(shù)量級，因此僅使用已輻照燃料組件，滿裝載狀態(tài)下的源量程計數(shù)率能滿足要求。本文將重點分析首組燃料組件入堆后，源量程計數(shù)率是否能達到0.5 s-1的要求。

表2 組件燃耗與中子源強度計算值的關系

表3 組件燃耗與全堆中子源強度計算值的關系

表4列出停堆30 d后，單個已輻照燃料組件中貢獻最大核素的中子發(fā)射率及份額。對于(α，n)中子源，242Cm所占中子發(fā)射率的份額最大；對于自發(fā)裂變中子源，242Cm和244Cm所占份額較大。隨著組件燃耗的增加，長壽命自發(fā)裂變核素244Cm所發(fā)射中子的份額迅速升高，這對減緩已輻照燃料組件中子發(fā)射率的衰減具有非常明顯的作用，因此，高燃耗組件的中子發(fā)射率半衰期較長。

表4 主要核素中子發(fā)射率份額

2.3 源量程響應分析

為滿足首個燃料組件入堆后源量程計數(shù)率達到0.5 s-1，應選取燃耗足夠大、中子發(fā)射率足夠高的已輻照組件作為首個入堆組件，并首先放置于靠近源量程探測器的堆芯位置，如A-06或N-08。同時還應考慮從停堆卸料到裝料的時間間隔造成(α，n)中子源和自發(fā)裂變中子源強度衰減的效應，正常情況下秦山第二核電廠從停堆卸料到下一循環(huán)堆芯裝料的時間間隔為25～30 d。

源量程探測器安裝在反應堆壓力容器外部，中子必須穿過反射層水隙、熱屏和壓力容器本體等結構材料才能到達探測器，從堆芯泄漏到探測器的中子數(shù)量較少。由于反射層水隙的存在，到達源量程探測器的中子絕大部分為熱中子，另外252Cf中子源的能譜與已輻照燃料組件自發(fā)中子源能譜較接近，因此近似認為源量程探測器對一次中子源和已輻照燃料組件發(fā)射的中子具有相同的響應效率。引入響應系數(shù)K，源量程計數(shù)率N可表示為：

N=KS

(4)

4臺機組首次堆芯裝料期間一次中子源的強度為8×108s-1，保守選取首組帶源組件入堆時源量程實測計數(shù)率的最小值22.5 s-1,可得響應系數(shù)K=2.81×10-8。

考慮到一次中子源是點源，已輻照組件是體積源，作為工程考慮取0.5倍的安全系數(shù)。根據(jù)上述參數(shù)，在正常停堆30 d后，不同燃耗的已輻照組件入堆時(初始入堆的組件先就位于靠近源量程探測器的A-06和N-08位置)計算得到的源量程計數(shù)率列于表5。

表5 由響應系數(shù)K計算的源量程計數(shù)率

核電廠要求在裝料過程中克服堆芯臨界安全監(jiān)督的盲區(qū)，從首組燃料組件入堆開始源量程計數(shù)率必須大于0.5 s-1。由表5計算結果可見，首組入堆的燃料組件燃耗在約為24 100 MW·d·tU-1時可滿足要求。

按照目前堆芯燃料管理策略，堆芯換料為“OUT-IN”年換料模式，換料組件235U富集度為3.70%，平衡循環(huán)長度約為11 700 MW·d·tU-1。平衡循環(huán)換料堆芯有4批組件，分別為：1) 36組零燃耗的新燃料組件；2) 36組經(jīng)歷1個燃料循環(huán)，平均燃耗約為10 650 MW·d·tU-1的燃料組件；3) 36組經(jīng)歷2個燃料循環(huán)，平均燃耗約為24 100 MW·d·tU-1的燃料組件；4) 13組經(jīng)歷3個燃料循環(huán)，平均燃耗約為34 550 MW·d·tU-1的燃料組件。

可見，平衡循環(huán)換料堆芯具備足夠數(shù)量的高燃耗組件，其自發(fā)中子源強度能克服源量程探測器的盲區(qū)，滿足正常的堆芯裝料臨界安全監(jiān)督的要求。

3 結論

1) 平衡循環(huán)全堆芯由已輻照燃料組件產(chǎn)生的中子源強度較一次中子源高約1個數(shù)量級，因此滿裝載狀態(tài)下的源量程計數(shù)率能滿足要求；

2) 正常情況下停堆后30 d開始裝料，首組入堆組件燃耗約為24 100 MW·d·tU-1并首先放置于堆芯A-06或N-08位置，可保證源量程計數(shù)率達到0.5 s-1以上，即經(jīng)歷2個循環(huán)的已輻照燃料組件可滿足此要求；

3) 首組入堆組件燃耗為34 550 MW·d·tU-1時，由于半衰期為18.1 a的長壽命自發(fā)裂變核素244Cm份額高達41.28%，中子發(fā)射率衰減較慢，因此即使停堆時間長達數(shù)年，也能滿足源量程計數(shù)率超過0.5 s-1的要求。

由以上結論可知，秦山第二核電廠可使用已輻照燃料組件替代中子源，堆內自發(fā)中子源能克服源量程探測器的盲區(qū)，保證次臨界狀態(tài)下的堆芯臨界安全監(jiān)督。

參考文獻：

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