秦山第二核电厂辐照燃料组件替代中子源的可行性分析

项骏军，杨 勇，叶国栋，潘泽飞，何子帅，汪聪梅

(1.中核核电运行管理有限公司，浙江 海盐 314300；

2.中国原子能科学研究院 反应堆工程研究设计所，北京 102413)

中子源在反应堆内的作用是提高次临界状态下的注量水平，克服源量程探测器的盲区，确保反应堆在次临界状态下有足够的中子计数率进行临界安全监督和保证反应堆的安全启动，特别是堆芯装料过程中，中子源的作用尤为显著。

秦山第二核电厂首次堆芯装料采用252Cf自发裂变中子源，其中子发射强度为8×108s-1，252Cf源在首循环使用后即卸出堆芯不再使用。Sb-Be次级中子源也在首循环入堆，在堆内辐照活化后供后续循环使用。124Sb的半衰期较短(60.9 d)，为维持次级中子源的强度，必须在高功率下对其进行重复照射。停堆后由于124Sb的衰变，次级中子源强度将逐渐减弱。

由于次级中子源必须经过堆内活化才能使用，因此一旦发生次级中子源破损，核电厂将面临下一循环无外中子源可用的情况，给电厂带来重大经济损失。国内外商用核电厂已发生多起次级中子源破损的事件。

自20世纪90年代开始，法国EDF所有900 MWe的M310压水堆机组均取消了次级中子源。秦山第二核电厂为650 MWe的M310压水堆机组，与EDF机组具有相似性。为此，本工作针对上述可能发生的突发状况，对秦山第二核电厂已辐照燃料组件替代次级中子源的可能性进行分析。

1 次临界中子计数率监测

1.1 中子密度

点堆动力学方程为：

(1)

(2)

经推导[1]可得：

(3)

即次临界状态下，堆内中子平均密度n与中子源强度S呈正比关系，与堆芯次临界度1-keff呈反比。

核电厂技术规范对堆芯换料期间的次临界度有严格规定，换料水池硼浓度必须≥2 100 ppm，因此，若要提高堆内中子平均密度，不能减小次临界度，而只能依靠提高中子源强度S来实现。

1.2 源量程

反应堆源量程由两个相同而独立的通道组成，提供停堆及启动期间的冗余中子注量率信号。探测器是带有一体化电缆的硼衬基正比计数管(CPNB44，探测器灵敏度为8 s-1/(cm-2·s-1)，中子计数率量程为0.1～106s-1，对应的中子注量率为10-1～2×105cm-2·s-1)，两套源量程探测器(SRC1和SRC2)在堆外的布置如图1所示。

图1 源量程探测器在堆外的位置

1.3 自发中子源

燃料组件经堆内辐照，能产生很多超铀元素，如242Cm、244Cm、240Pu等，具备较强的中子发射能力。根据中子发射原理的不同，自发中子源可分为两类：(α，n)中子源和自发裂变中子源。(α，n)中子源主要包括238Pu、239Pu、240Pu、241Am、242Cm、244Cm，自发裂变中子源主要包括238Pu、240Pu、242Pu、242Cm、244Cm。其中，中子发射率贡献最大的242Cm和244Cm的半衰期分别为162.9 d和18.1 a。

2 采用已辐照燃料组件替代次级中子源分析

采用已辐照燃料组件替代次级中子源，最重要的是已辐照组件自发产生的中子源能使源量程探测器获得足够的中子计数率，克服盲区，实现正常的堆芯装料临界安全监督功能。根据要求，在秦山第二核电厂堆芯装料过程中，从首组燃料组件入堆到完成堆芯装载全过程的源量程中子计数率不得低于0.5 s-1。

2.1 运行数据

根据首次堆芯装料带一次中子源的燃料组件入堆后源量程计数率实测数据，分析已辐照燃料组件入堆后源量程所能达到的计数率。表1列出秦山第二核电厂4台机组首次堆芯装料期间中子源强度为8×108s-1的一次中子源入堆后源量程的计数率，以及堆芯满装载后源量程的计数率。

2.2 已辐照组件源强计算

堆芯共有121组235U富集度为3.70%的AFA-3G燃料组件，单个组件金属铀装量为459.5 kg。根据电厂目前实行的燃料管理策略，结合堆芯功率分布和燃耗分布情况，计算得到不同燃耗下单个组件和平衡循环全堆芯的中子源强度，结果列于表2、3。

表1 首次堆芯装料源量程计数率

由表3的计算结果可知，平衡循环堆芯由已辐照燃料组件产生的中子源强度较一次中子源高约1个数量级，因此仅使用已辐照燃料组件，满装载状态下的源量程计数率能满足要求。本文将重点分析首组燃料组件入堆后，源量程计数率是否能达到0.5 s-1的要求。

表2 组件燃耗与中子源强度计算值的关系

表3 组件燃耗与全堆中子源强度计算值的关系

表4列出停堆30 d后，单个已辐照燃料组件中贡献最大核素的中子发射率及份额。对于(α，n)中子源，242Cm所占中子发射率的份额最大；对于自发裂变中子源，242Cm和244Cm所占份额较大。随着组件燃耗的增加，长寿命自发裂变核素244Cm所发射中子的份额迅速升高，这对减缓已辐照燃料组件中子发射率的衰减具有非常明显的作用，因此，高燃耗组件的中子发射率半衰期较长。

表4 主要核素中子发射率份额

2.3 源量程响应分析

为满足首个燃料组件入堆后源量程计数率达到0.5 s-1，应选取燃耗足够大、中子发射率足够高的已辐照组件作为首个入堆组件，并首先放置于靠近源量程探测器的堆芯位置，如A-06或N-08。同时还应考虑从停堆卸料到装料的时间间隔造成(α，n)中子源和自发裂变中子源强度衰减的效应，正常情况下秦山第二核电厂从停堆卸料到下一循环堆芯装料的时间间隔为25～30 d。

源量程探测器安装在反应堆压力容器外部，中子必须穿过反射层水隙、热屏和压力容器本体等结构材料才能到达探测器，从堆芯泄漏到探测器的中子数量较少。由于反射层水隙的存在，到达源量程探测器的中子绝大部分为热中子，另外252Cf中子源的能谱与已辐照燃料组件自发中子源能谱较接近，因此近似认为源量程探测器对一次中子源和已辐照燃料组件发射的中子具有相同的响应效率。引入响应系数K，源量程计数率N可表示为：

N=KS

(4)

4台机组首次堆芯装料期间一次中子源的强度为8×108s-1，保守选取首组带源组件入堆时源量程实测计数率的最小值22.5 s-1,可得响应系数K=2.81×10-8。

考虑到一次中子源是点源，已辐照组件是体积源，作为工程考虑取0.5倍的安全系数。根据上述参数，在正常停堆30 d后，不同燃耗的已辐照组件入堆时(初始入堆的组件先就位于靠近源量程探测器的A-06和N-08位置)计算得到的源量程计数率列于表5。

表5 由响应系数K计算的源量程计数率

核电厂要求在装料过程中克服堆芯临界安全监督的盲区，从首组燃料组件入堆开始源量程计数率必须大于0.5 s-1。由表5计算结果可见，首组入堆的燃料组件燃耗在约为24 100 MW·d·tU-1时可满足要求。

按照目前堆芯燃料管理策略，堆芯换料为“OUT-IN”年换料模式，换料组件235U富集度为3.70%，平衡循环长度约为11 700 MW·d·tU-1。平衡循环换料堆芯有4批组件，分别为：1) 36组零燃耗的新燃料组件；2) 36组经历1个燃料循环，平均燃耗约为10 650 MW·d·tU-1的燃料组件；3) 36组经历2个燃料循环，平均燃耗约为24 100 MW·d·tU-1的燃料组件；4) 13组经历3个燃料循环，平均燃耗约为34 550 MW·d·tU-1的燃料组件。

可见，平衡循环换料堆芯具备足够数量的高燃耗组件，其自发中子源强度能克服源量程探测器的盲区，满足正常的堆芯装料临界安全监督的要求。

3 结论

1) 平衡循环全堆芯由已辐照燃料组件产生的中子源强度较一次中子源高约1个数量级，因此满装载状态下的源量程计数率能满足要求；

2) 正常情况下停堆后30 d开始装料，首组入堆组件燃耗约为24 100 MW·d·tU-1并首先放置于堆芯A-06或N-08位置，可保证源量程计数率达到0.5 s-1以上，即经历2个循环的已辐照燃料组件可满足此要求；

3) 首组入堆组件燃耗为34 550 MW·d·tU-1时，由于半衰期为18.1 a的长寿命自发裂变核素244Cm份额高达41.28%，中子发射率衰减较慢，因此即使停堆时间长达数年，也能满足源量程计数率超过0.5 s-1的要求。

由以上结论可知，秦山第二核电厂可使用已辐照燃料组件替代中子源，堆内自发中子源能克服源量程探测器的盲区，保证次临界状态下的堆芯临界安全监督。

参考文献：

[1] 李同林，周连帮，韩伟实. 压水堆中子脉冲计数率计算与弱源启动分析方法[J]. 核动力工程，2009，30(3)：35-37.

LI Tonglin, ZHOU Lianbang, HAN Weishi. Calculation of PWR neutron pulse count rate and analysis method for weak source area[J]. Nuclear Power Engineering, 2009, 30(3): 35-37(in Chinese).

[2] CROFF A G. A user’s manual for the ORIGEN2 code, ORNL/TM-7175[R]. USA: Oak Ridge National Laboratory, 1980.

[3] 赵志祥，黄小龙，葛智刚，等. 核素数据手册[M]. 3版. 北京：原子能出版社，2004.