胥俊勇 潘澤飛

（海南核電有限公司 海南昌江）

中子探測器是堆芯裝料過程中進(jìn)行臨界安全監(jiān)督的手段之一。對(duì)于新建成的反應(yīng)堆來說，由于此時(shí)堆芯裝載的核燃料組件都是新燃料組件，其燃料富集度均為低富集度，為加強(qiáng)對(duì)新建成的壓水型核反應(yīng)堆的首次堆芯裝料過程中有效的臨界安全監(jiān)督，無論是首堆還是非首堆，電廠都在其首次堆芯裝料中使用外加一次中子源和額外增加四套臨時(shí)的中子計(jì)數(shù)裝置，其中一套為備用設(shè)備，即使電廠已有常設(shè)的堆外核測儀表RPN系統(tǒng)源量程測量通道。

隨著中國大陸核電機(jī)組裝機(jī)容量的不斷增長，目前絕大多數(shù)在建和即將開建的壓水型核反應(yīng)堆機(jī)組中，都將采用“翻版加改進(jìn)”的建造策略。這些核電機(jī)組均不再屬于首堆或原型堆。對(duì)于這些非首堆的壓水型反應(yīng)堆機(jī)組來說，首先其堆芯的裝載布置和燃料富集度的使用均沒有發(fā)生變化，與參考機(jī)組的裝載情況相同，其次是通過參考機(jī)組的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)已經(jīng)非常清楚并掌握了堆芯裝料過程中反應(yīng)性的變化趨勢(shì)，最后是由于臨時(shí)的中子計(jì)數(shù)裝置僅在首次堆芯裝料過程中使用，后續(xù)在機(jī)組的換料堆芯的裝料監(jiān)督中都不再使用，這樣電廠為此需要產(chǎn)生近數(shù)百萬的巨額費(fèi)用，無形中造成了極大的浪費(fèi)，不利于降低核電機(jī)組的工程造價(jià)。因此，建議取消非首堆首次裝料臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置。

一、裝料臨界安全監(jiān)督

堆芯裝料臨界安全監(jiān)督的目的是在核燃料組件裝入堆芯的操作過程中，確保反應(yīng)堆堆芯始終處于次臨界狀態(tài)。為了確保在整個(gè)堆芯裝料操作過程中不發(fā)生意外臨界事故，堆芯的臨界安全監(jiān)督通常是通過使用中子探測器、水化學(xué)取樣分析和換料水池水溫監(jiān)測等手段進(jìn)行臨界安全監(jiān)督。在這些臨界安全監(jiān)督手段中，采用中子探測器進(jìn)行臨界安全監(jiān)督的方法是利用電廠常設(shè)和/或臨設(shè)的中子探測器測量得到的中子計(jì)數(shù)，對(duì)整個(gè)堆芯及其每裝入一組燃料組件后進(jìn)行中子計(jì)數(shù)率的倒數(shù)（1/M倒計(jì)數(shù)率）與燃料組件的裝載數(shù)的關(guān)系進(jìn)行臨界安全監(jiān)督（圖1），已確保反應(yīng)堆在整個(gè)裝料過程中都處于次臨界狀態(tài)。臨界安全監(jiān)督是從堆芯（中子）角度也是最直接監(jiān)測反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)的方法。

圖1 ICRR與裝料組件數(shù)的關(guān)系曲線

二、中子計(jì)數(shù)裝置

在首次堆芯裝料臨界安全監(jiān)督中，用于監(jiān)測堆芯中子計(jì)數(shù)的裝置有源量程測量通道和臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置。

1.臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置

臨時(shí)中子探測器由3He正比計(jì)數(shù)管的探測器和二次計(jì)數(shù)儀表組成。3He正比計(jì)數(shù)管的探測器工作原理是利用中子與原子核發(fā)生反應(yīng)后放出帶電粒子，而且反應(yīng)能足夠大，產(chǎn)生足夠大的電脈沖而被記錄，記錄的電脈沖在二次計(jì)數(shù)儀表中以計(jì)數(shù)的形式體現(xiàn)。

2.源量程測量通道

源量程測量通道由硼正比計(jì)數(shù)管的探測器和計(jì)數(shù)裝置組成。硼正比計(jì)數(shù)管的探測器工作原理是通過中子與10B發(fā)生俘獲反應(yīng)，反應(yīng)生成的α粒子和7Li核進(jìn)入計(jì)數(shù)管空間導(dǎo)致電離，產(chǎn)生的脈沖幅度與初始電離對(duì)總數(shù)成正比。

3.靈敏度對(duì)比

3He正比計(jì)數(shù)管的探測器的靈敏度比硼正比計(jì)數(shù)管的探測器的靈敏度高。靈敏度高說明在堆芯相同位置、相同源強(qiáng)的情況下，臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置能更早探測到中子，臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置也有更多的計(jì)數(shù)率，從而忽略或消除本底的影響。3He正比計(jì)數(shù)管的探測器中子靈敏度為35 n/cm2·s，而硼正比計(jì)數(shù)管的探測器的中子靈敏度只有8 n/cm2·s。圖2所示，CNP600堆芯在兩個(gè)一次中子源就位后，三個(gè)臨時(shí)中子探測器A、B、C和兩個(gè)源量程SRC1、SRC2 的計(jì)數(shù)率分別為 1867、0.08、0.07、25、24 cps。

圖2 CNP600的一次中子源裝載圖

4.臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置使用現(xiàn)狀

目前我國大陸已建成并投入商業(yè)運(yùn)行的12個(gè)壓水堆核電站有11個(gè)核電站在首次裝料臨界安全監(jiān)督使用了臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置（表1），在建的24臺(tái)機(jī)組中在首次裝料時(shí)都會(huì)使用臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置，包括AP1000堆型。

三、取消非首堆首次裝料臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置可行性分析

1.非首堆特性

（1）堆芯設(shè)計(jì)。首先核電廠的堆芯設(shè)計(jì)根本就沒有考慮臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置，其次核電廠都通過在堆芯裝入一次中子源來提高堆芯中子數(shù)量，最后國內(nèi)核電廠的設(shè)計(jì)采用的都是“翻版加改進(jìn)”策略，堆芯布置和燃料富集度與參考電廠一樣，因此從堆芯設(shè)計(jì)方面考慮，取消非首堆首次裝料臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置是可行的。如下圖3所示，嶺澳CPR100與福清核電M310改進(jìn)型的堆芯布置圖一樣，堆芯燃料組件的富集度都是1.8%（53組）、2.6%（52組）和3.1%（52組）。

表1 我國商運(yùn)核電站使用中子計(jì)數(shù)裝置表

圖3 CPR1000與M310（改進(jìn)型）堆型裝載布置圖

（2）經(jīng)驗(yàn)反饋。非首堆可以從首堆獲取堆芯設(shè)計(jì)驗(yàn)證結(jié)果以及在首次裝料過程中的經(jīng)驗(yàn)反饋。非首堆與首堆的差別在于核電廠人員對(duì)反應(yīng)堆性能的掌握。首堆的設(shè)計(jì)的參數(shù)和控制系統(tǒng)的沒有得到驗(yàn)證，而非首堆可通過首堆的反應(yīng)堆實(shí)際相關(guān)參數(shù)與設(shè)計(jì)參數(shù)的比較，驗(yàn)證設(shè)計(jì)參數(shù)的準(zhǔn)確性，從而提高核電廠人員對(duì)反應(yīng)堆設(shè)計(jì)參數(shù)的信任以及對(duì)反應(yīng)堆性能的掌握。從裝料臨界安全監(jiān)督方面的經(jīng)驗(yàn)反饋可知，RPN兩個(gè)源量測量通道在裝料過程中是否能有效的進(jìn)行計(jì)數(shù)，是否滿足相關(guān)法規(guī)的要求，也可獲知反應(yīng)堆首次裝料方案是否可行以及在裝料過程中出現(xiàn)的異常情況的處理方法等等。

2.堆芯裝料安全監(jiān)督要求

堆芯裝料是向反應(yīng)堆堆芯添加正反應(yīng)性的操作，不論是核安全法規(guī)還是電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范，都規(guī)定堆芯裝料操作必須實(shí)施有效地臨界安全監(jiān)督。

（1）核安全法規(guī)要求。關(guān)于堆芯裝料過程中對(duì)中子通量密度進(jìn)行監(jiān)督的要求在《核動(dòng)力廠運(yùn)行限值和條件及運(yùn)行規(guī)程》（HAD103/01）中的描述如下：為了使反應(yīng)堆各種功率水平下（包括啟動(dòng)和停堆工況）充分地監(jiān)測中子注量率，應(yīng)規(guī)定儀表監(jiān)測要求。這些要求可包括為提供必要的最低注量率而是用中子源和中子源探測器的靈敏度。在《核電廠調(diào)試程序》（HAD103/02）中的描述如下：當(dāng)燃料正在插入和（或）進(jìn)行堆芯反應(yīng)性有影響的其他操作時(shí)，裝料程序必須要求有適當(dāng)?shù)闹芷跀?shù)據(jù)記錄，有通量異常增長的音響訊號(hào)和中子計(jì)數(shù)率儀的監(jiān)測，并在每步裝料時(shí)，必須作次臨界的校對(duì)，以便決定下一步的安全裝料增量。為了估計(jì)次臨界度，必須先得到堆芯反應(yīng)性的預(yù)期特性。如果實(shí)測值偏離了預(yù)定值，程序要求推遲下一步裝料，直到分析了詳情并確定偏離原因以及采取合適的糾正措施為止。

從上述核安全法規(guī)對(duì)堆芯裝料過程中的監(jiān)督規(guī)定來看，也是均有對(duì)中子通量密度進(jìn)行監(jiān)督手段的要求，沒有要求這些手段是在電廠常設(shè)堆外核測儀表RPN系統(tǒng)源量程測量通道以外，還必須增加臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置的要求。

（2）電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范的要求。在CNP600的《電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范》規(guī)定：裝卸料期間反應(yīng)堆水池的硼濃度必須維持在2100～2300×10-6。為了監(jiān)視堆芯次臨界度，要求2個(gè)源量程探測器可運(yùn)行，當(dāng)一個(gè)故障時(shí)，則要求硼濃度計(jì)可運(yùn)行，以便監(jiān)測可能的稀釋事故。在CPR1000的《電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范》規(guī)定，在裝卸料期間，兩個(gè)源量程通道必須可用，反應(yīng)堆水池的硼濃度必須維持在 2100～2300×10-6。

從上述《電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范》對(duì)堆芯裝料過程中的臨界安全監(jiān)督規(guī)定來看，沒有要求在電廠常設(shè)堆外核測儀表RPN系統(tǒng)源量程測量通道以外，還必須增加臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置的要求。

3.其他安全監(jiān)督措施

取消臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置后，確保源量程通道可用時(shí)能滿足法規(guī)和FASR中對(duì)于首次裝料過程中的臨界安全監(jiān)督要求。核電廠在裝料臨界安全監(jiān)督的措施除了監(jiān)測堆芯中子計(jì)數(shù)方法外，還有水化學(xué)和水溫監(jiān)測等手段來保證反應(yīng)堆處于次臨界狀態(tài)。

4.風(fēng)險(xiǎn)分析及預(yù)防措施

（1）一次中子源強(qiáng)不足。為了滿足（源量程）探測系統(tǒng)的最低計(jì)數(shù)要求，在首次裝料必須裝入一次中子源，國內(nèi)核電站使用的一次中子源都是從國外進(jìn)口，一次中子源的半衰期只有2.64年。如果一次中子源采購或者工程建設(shè)拖期，都將導(dǎo)致一次中子源強(qiáng)度不足，而這時(shí)采用的方法就是通過在RPN備用通道放入兩個(gè)高靈敏度的探測器（一般是放入3He正比計(jì)數(shù)管的探測器）或者通過調(diào)整裝料步序來滿足裝料要求。

（2）源量程故障。在核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范中均有首次裝料過程出現(xiàn)一個(gè)源量程或兩個(gè)源量程故障預(yù)防措施的描述。CNP600規(guī)定：一個(gè)源量程通道故障，則要求硼濃度計(jì)可運(yùn)行，以便監(jiān)測可能的稀釋事故；兩個(gè)源量程通道故障，停止裝料操作。CPR1000規(guī)定：一個(gè)源量程通道故障，1 h內(nèi)停止燃料操作，3天內(nèi)完成檢修；兩個(gè)源量程通道故障，1 h內(nèi)停止燃料操作，通過手動(dòng)取樣，每8 h確認(rèn)硼表可用性，24 h內(nèi)完成檢修。

（3）硼表故障。在核電廠運(yùn)行技術(shù)規(guī)范中均有首次裝料過程出現(xiàn)硼表故障預(yù)防措施的描述。CNP600規(guī)定：硼表故障，每4 h進(jìn)行一回路硼濃度手動(dòng)取樣分析。CPR1000規(guī)定：硼表故障，停止所有水傳輸操作，1 h內(nèi)停止燃料操作，每8 h手動(dòng)進(jìn)行一次取樣分析，如果每4 h能進(jìn)行手動(dòng)取樣分析硼濃度，可以恢復(fù)裝料操作。

（4）其他故障。其他設(shè)備及系統(tǒng)在首次裝料過程中出現(xiàn)故障，均按照FSAR中的規(guī)定執(zhí)行相關(guān)操作。

四、取消中子探測器后的臨界安全監(jiān)督策略

（1）源量程通道有效性。在取消臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置后，堆芯只有源量程通道能進(jìn)行堆芯中子計(jì)數(shù)的監(jiān)測，因此，應(yīng)采取有效的措施確保在堆芯裝料整個(gè)過程中源量程通道的有效性，滿足堆芯裝料臨界安全監(jiān)督的要求。

（2）中子源強(qiáng)滿足要求。確保中子源的強(qiáng)度，使中子源強(qiáng)度能滿足源量程測量通道在整個(gè)裝料過程中都有中子計(jì)數(shù)率，在滿裝載的情況下，計(jì)數(shù)率≥2 cps的要求。

（3）裝料步序變更。通過調(diào)整裝料步序，使一次中子源裝在靠近源量程測量通道的堆芯位置，以提高源量程中子計(jì)數(shù)率。

（4）硼濃度監(jiān)督。根據(jù)FSAR規(guī)定，設(shè)計(jì)硼濃度值能保證反應(yīng)堆在裝料過程中滿足次臨界度的要求。因此，加強(qiáng)硼濃度監(jiān)督（取樣分析），確保在裝料過程中，堆芯硼濃度在設(shè)計(jì)值范圍內(nèi)并不發(fā)生變化，特別是在源量程測量通道不能工作時(shí)，提高硼取樣分析頻率，可保證堆芯在要求的次臨界深度內(nèi)。

（5）溫度監(jiān)測。堆芯溫度作為反應(yīng)性變化的一項(xiàng)指標(biāo)。在裝料過程中，加強(qiáng)堆芯溫度監(jiān)測，使堆芯溫度在10～60℃內(nèi)，且保證溫度變化不超過6℃。

（6）系統(tǒng)控制。嚴(yán)格控制向反應(yīng)堆引入正反應(yīng)性的系統(tǒng)操作，嚴(yán)格管理和隔離與反應(yīng)堆相連接的所有低于換料冷停堆硼濃度的管線，保證在緊急情況下應(yīng)急硼化系統(tǒng)和安全殼噴淋系統(tǒng)等相關(guān)應(yīng)急系統(tǒng)可用。例如：RIS系統(tǒng)（安全注射系統(tǒng)）充滿硼水；RCV（化學(xué)和容積控制系統(tǒng)）上充泵可用；RRA系統(tǒng)（余熱排除系統(tǒng)）一臺(tái)泵連續(xù)運(yùn)行，且有一臺(tái)熱交換器可用等等。

五、結(jié)束語

對(duì)于非首堆的堆芯裝料，由于堆芯裝載設(shè)計(jì)沒有變化，堆外核測儀表RPN系統(tǒng)的源量程測量通道、水化學(xué)和溫度監(jiān)測等都足以滿足堆芯裝料臨界安全監(jiān)督的要求，因此臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置不是必需的，是完全可以取消的。取消臨時(shí)中子計(jì)數(shù)裝置同樣能保證反應(yīng)堆在首次裝料過程的安全，為電廠節(jié)省100多萬的設(shè)備費(fèi)用，而且還可以減少堆芯裝料過程中的臨時(shí)中子探測器的放置和抽取帶來的安全風(fēng)險(xiǎn)的同時(shí)減少裝料操作和縮短裝料時(shí)間，因此，取消首次堆芯裝料臨時(shí)計(jì)數(shù)裝置是可行的，也是經(jīng)濟(jì)的。