呂 牛，李東朋，夏兆東，王 楊

(1.中國原子能科學研究院 反應堆工程技術研究所，北京 102413；2.江蘇核電有限公司，江蘇 連云港 222042)

田灣核電站3號機組采用俄羅斯VVER1000型反應堆。根據俄羅斯設計，堆外核測系統(tǒng)(NFME)包括源量程探測器(SR)、啟動與工作量程探測器(IR/WR)、換料監(jiān)測量程探測器(RMS)，其中RMS用于監(jiān)測換料期間反應堆的中子通量密度。RSM系統(tǒng)是臨時安裝設備，換料前，需將探測器、轉換單元及輔助單元連接后安裝到堆芯圍板中的測量通道內；換料結束后，需將探測器、轉換單元及輔助單元拆除。安裝、拆卸RMS系統(tǒng)既存在工業(yè)安全、輻射安全等風險，又占用大修主線時間，影響了機組的經濟效益。

基于上述原因，同時結合田灣核電站3號機組NFME各探測器的位置和靈敏度，擬取消RSM，改用SR監(jiān)測換料期間反應堆的中子通量密度，這樣既降低風險，又縮短大修時間。為此，本文論證利用SR監(jiān)測換料期間反應堆中子通量密度的可行性。

1 堆芯換料監(jiān)測概況

1.1 換料期間中子監(jiān)測要求

俄羅斯《核動力廠反應堆裝置核安全法規(guī)》中規(guī)定，在反應堆換料期間，應具備3套獨立的儀表監(jiān)測堆芯中子通量密度及其變化。

美國核管會(NRC)管理導則中要求[1]，反應堆在啟動階段堆外中子探測器的計數率不小于0.5 s-1，且信噪比大于2。

核安全導則HAD103/03《核電廠堆芯和燃料管理》中規(guī)定，對停堆換料的反應堆，當燃料裝入堆芯時必須在各個規(guī)定階段測量中子通量密度。必須估算中子通量密度的變化，以防止停堆裕量意外減小或出現意外臨界。

《三十萬千瓦壓水堆核電廠反應堆物理啟動試驗》[2]規(guī)定：在完成裝料以及臨界啟動前，堆外中子計數裝置的中子計數率應在滿足信噪比大于2的條件下不低于0.5 s-1，否則必須采取措施(如更換高效計數管)來滿足要求。

換料過程中堆芯中子通量密度水平較低，為了對換料過程進行有效監(jiān)測，避免出現監(jiān)測盲區(qū)，同時對堆芯中子通量密度異常情況進行有效監(jiān)測，各國從堆外核測系統(tǒng)設計冗余原則、探測器信號的真實有效性方面考慮，對換料期間探測器的數量、信噪比以及中子計數率進行了上述規(guī)定。

基于國內外法規(guī)和行業(yè)要求，提出田灣核電站3號機組換料期間SR應滿足以下3點要求，并進行相應的原因分析。

1) 具備3套獨立監(jiān)測系統(tǒng)。根據核電站堆外核測系統(tǒng)的設計冗余原則，核測系統(tǒng)應具備2套及以上獨立監(jiān)測系統(tǒng)。

2) 探測器信噪比大于2。通常情況下，信噪比大于2的情況下認為該信號是真實有效信號。

3) 換料期間，3套監(jiān)測系統(tǒng)中至少有兩套探測器中子計數率同時大于0.5 s-1。

田灣核電站3號機組SR的有效測量范圍下限為0.12 s-1，因此，計數率不小于0.5 s-1在SR有效測量范圍之內，同時也符合國內外法規(guī)和行業(yè)要求。

1.2 堆外探測器布置

田灣核電站3號機組堆外探測器布置如圖1所示[3]，其中：Ⅰ、Ⅱ、Ⅲ、Ⅳ、Ⅴ、Ⅵ通道為RSM通道，位于堆芯圍板中；3、6、10通道為SR通道，2、5、8、11通道為IR/WR主測量通道，1、4、7、9通道為IR/WR備用測量通道，1～11通道位于壓力容器外側的混凝土墻內。因此，無論采用RSM，還是采用SR監(jiān)測換料期間反應堆中子通量密度，均滿足3套獨立監(jiān)測系統(tǒng)的要求。

1.3 優(yōu)化策略

目前田灣核電站3號機組采用RMS監(jiān)測換料期間反應堆中子通量密度，但RMS是臨時安裝設備，在應用中存在以下問題：1) 裝卸RSM設備過程存在異物掉落風險，且給工作人員帶來輻照風險；2) 系統(tǒng)抗干擾能力差，臨時電纜易受電磁干擾產生誤報警，導致換料工作延誤[4]；3) 換料過程占用了大修時間，影響了機組的經濟效益。

基于上述原因，同時結合NFME中各探測器的位置和靈敏度，擬取消RSM，改用SR來監(jiān)測換料期間反應堆的中子通量密度。由于SR距離堆芯活性區(qū)較遠，存在測量信號較小的風險。為此，本文利用ORIGENS程序[5]計算乏燃料中子源強，然后利用蒙特卡羅程序MCNP[6]模擬計算堆外SR處的中子通量密度，進而計算出SR中子計數率，論證SR取代RSM監(jiān)測換料期間反應堆中子通量密度的可行性。

2 探測器中子計數率計算方法

2.1 乏燃料中子發(fā)射率

田灣核電站3號機組換料、啟動過程無外中子源，堆外探測器響應完全依賴于乏燃料中子源，其中子源項主要包括自發(fā)裂變中子和(α，n)中子。首先，易裂變核素235U和可裂變核素238U經過(n，f)、(n，γ)等反應后，再經(n，2n)、α和β衰變等反應，該過程產生的大部分超鈾和超钚核素(主要包括242Cm、244Cm、246Cm、238Pu、240Pu、242Pu等)能夠自發(fā)裂變發(fā)射中子，這構成了乏燃料中子的重要來源；其次，乏燃料中大部分超钚核素(主要包括242Cm、243Cm、244Cm、238Pu、239Pu、240Pu、241Am、243Am等)具有α衰變特性，對采用UO2燃料的壓水堆核電站來說，16O通過輻射俘獲產生18O，α與18O發(fā)生(α，n)反應，這是乏燃料中子的另一重要來源。

通過對乏燃料中子源項的分析，采用ORIGENS程序計算乏燃料中子發(fā)射率。ORIGENS程序是美國橡樹嶺國家實驗室研發(fā)的放射性同位素生成及衰變計算程序，該程序考慮了燃料循環(huán)中大部分的同位素鏈，包含核素1 700多種，囊括了上述所有中子源項核素。

乏燃料中子發(fā)射率隨燃耗的變化如圖2所示，其中子發(fā)射率隨乏燃料燃耗增加而增加，與組件燃耗呈冪函數關系。由圖2可看出，相同燃耗深度下，乏燃料組件的中子發(fā)射率隨組件初始235U富集度的增加而減小，這是因為低富集度組件的宏觀裂變截面較小，達到相同的燃耗需要接受更強的中子場輻照，從而引起238U的輻射俘獲增加，而與乏燃料中子有關的超鈾和超钚核素大部分是由238U輻射俘獲后歷經復雜反應鏈產生的。

2.2 中子輸運計算模型

根據田灣核電站實際堆芯、堆外結構以及SR的位置建立MCNP中子輸運模型，如圖3所示。幾何結構方面，構建堆芯活性區(qū)精細結構模型，逐棒描述燃料組件內部結構，堆芯圍板按均勻含硼水建模；中子源位置方面，所有乏燃料組件按圖4所示沿軸向燃耗分布分成5段，根據各段中子發(fā)射率相對值進行中子位置抽樣；中子能譜方面，對ORIGENS程序計算得到的乏燃料中子發(fā)射能譜進行抽樣，如圖5所示。

圖4 乏燃料燃耗隨組件軸向高度的變化Fig.4 Spent fuel burnup vs assembly axial height

圖5 乏燃料中子發(fā)射能譜Fig.5 Spent fuel neutron emission energy spectrum

構建MCNP輸運模型后，利用MCNP程序的F4計數卡模擬計算SR位置處的中子通量密度Φ。

2.3 探測器中子計數率計算方法

探測器中子計數率的理論計算值SRC可由式(1)得出。

SRC=Φ·res·K·B

(1)

其中：res為SR靈敏度；B為保守因子，因MCNP統(tǒng)計誤差在7%以內，為保守考慮，該因子取0.93；K為理論計算修正因子[7]，K=0.147。SR中子計數率實際監(jiān)測值與理論計算值之間存在系統(tǒng)偏差K，該系統(tǒng)偏差主要由探測器靈敏度偏差和MCNP輸運模型偏差組成，靈敏度存在偏差的原因是刻度探測器靈敏度時所使用的中子源與乏燃料中子源存在差異，MCNP輸運模型偏差是堆芯圍板采用均勻化模型引起的。探測器的參數列于表1。

表1 探測器的參數Table 1 Detector parameter

3 計算結果

3.1 優(yōu)化論證情況

田灣核電站3號機組SR的噪聲只有0.008 6 s-1，只要探測器計數率達到0.5 s-1，其信噪比遠大于2，因此本文只需論證SR中子計數率大于0.5 s-1即可。因堆外3個SR是對稱布置的，針對6孔道SR信號進行計算論證。

田灣核電站3號機組采用堆芯倒料或全進全出兩種堆芯換料方式，第1循環(huán)末堆芯換料(記作T301)采用全進全出方式，換料過程中SR中子計數率如圖6a所示，第2循環(huán)末堆芯換料(記作T302)采用堆芯倒料方式，換料過程中SR中子計數率如圖6b所示。由圖6可看出：1) (15，24)位置的乏燃料組件對6孔道SR中子計數率的貢獻最大；2) 6孔道SR中子計數率未能達到0.5 s-1，原因是T301、T302換料過程中的乏燃料只經歷1個或2個循環(huán)，乏燃料的燃耗比較低，乏燃料中子源強較小。

圖6 SR中子計數率Fig.6 Source range detector neutron counting rate

通過對上述現象分析可知，6孔道SR中子計數率主要由(15，24)位置處的乏燃料中子源強決定。分別計算了堆芯倒料和全進全出兩種堆芯換料方式下6孔道SR中子計數率與(15，24)位置處乏燃料中子源強的對應關系，如圖7所示。結果顯示：堆芯倒料方式下，(15，24)位置處乏燃料中子發(fā)射率達到1.96×108s-1時，6孔道SR中子計數率達到0.5 s-1；全進全出方式下，(15，24)位置處乏燃料中子發(fā)射率達到2.99×108s-1時，6孔道SR中子計數率達到0.5 s-1。

圖7 探測器中子計數率隨乏燃料中子發(fā)射率的變化Fig.7 Detector neutron countint rate vs spent fuel neutron emission rate

根據2.1節(jié)乏燃料中子發(fā)射率隨乏燃料燃耗的變化可以得出，欲使6孔道SR的中子計數率達到0.5 s-1，(15，24)位置處放置不同類型的組件時燃耗應達到表2中的要求。

表2 乏燃料燃耗要求Table 2 Spent fuel burnnp demand

3.2 論證結果驗證情況

第3循環(huán)末堆芯換料(記作T303)采用堆芯倒料方式，堆芯倒料前后，(15，24)位置處的乏燃料組件類型為富集度3.6%的U36G7，燃耗分別為34 240 MW·d/tU、35 820 MW·d/tU，滿足表2的要求(使得SR的中子計數率達到0.5 s-1以上)。

2021年10月7日─10月10日期間進行3號機組T303堆芯換料工作，期間SR的中子計數率實際測量值如圖8所示。由圖8可看出，大部分時間段內探測器中子計數率大于0.5 s-1，但3孔道與6孔道SR中子計數率在換料過程中存在同時低于0.5 s-1的情況，這是因為在該時間段內靠近3孔道位置(09，42)處乏燃料組件與靠近6孔道位置(15，24)處乏燃料組件同時參與了倒料。為避免這一狀況發(fā)生，可適當調整換料步序，使得靠近3套SR的乏燃料不在同一時間段內參與倒料，便可滿足至少有兩套探測器中子計數率同時不小于0.5 s-1的要求。

圖8 SR中子計數率Fig.8 Source range detector neutron counting rate

針對6孔道SR的監(jiān)測數據，選擇第0步(堆芯倒料前)、第89步((15，24)位置組件倒料)、第228步(堆芯倒料后)3個狀態(tài)點進行了模擬計算，理論計算值與實際測量值的相對偏差列于表3。由表3可見，3個狀態(tài)點的相對偏差均在8%以內。

表3 探測器中子計數率實際測量值與理論計算值的對比Table 3 Comparison of measured and theoretical values of detector neutron counting rate

4 結論

對田灣核電站3號機組T301、T302換料過程中6孔道SR的中子計數率進行了分析，在此基礎上，分別針對堆芯倒料和全進全出兩種換料方式進行了計算論證，(15，24)位置處的乏燃料組件燃耗滿足表2的要求時，6孔道SR的中子計數率能夠達到0.5 s-1以上，且信噪比大于2。

T303換料采用堆芯倒料方式，堆芯倒料前后堆芯(15，24)位置處乏燃料組件燃耗滿足表2中的要求，6孔道SR的中子計數率達到了0.5 s-1以上(除個別狀態(tài)點外)，且SR實際測量值與理論計算值吻合良好，相對偏差在8%以內。

根據田灣核電站3號機組的燃料管理策略，從T304之后，靠近3套SR的乏燃料在換料前后將布置富集度4.9%的U49G6型組件，燃耗達到44 000 MW·d/tU，滿足表2的要求。無論是采用堆芯倒料，還是全進全出方式進行換料，通過合理規(guī)劃換料步序，能滿足至少兩套SR的中子計數率同時大于0.5 s-1，且信噪比大于2。利用SR取代RSM監(jiān)測換料期間反應堆中子通量密度是切實可行的。