田灣核電站換料期間中子通量密度監(jiān)測方式優(yōu)化研究

呂 牛，李東朋，夏兆東，王 楊

(1.中國原子能科學(xué)研究院 反應(yīng)堆工程技術(shù)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(hào)機(jī)組采用俄羅斯VVER1000型反應(yīng)堆。根據(jù)俄羅斯設(shè)計(jì)，堆外核測系統(tǒng)(NFME)包括源量程探測器(SR)、啟動(dòng)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(yīng)堆的中子通量密度。RSM系統(tǒng)是臨時(shí)安裝設(shè)備，換料前，需將探測器、轉(zhuǎn)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(nèi)；換料結(jié)束后，需將探測器、轉(zhuǎn)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(fēng)險(xiǎn)，又占用大修主線時(shí)間，影響了機(jī)組的經(jīng)濟(jì)效益。

基于上述原因，同時(shí)結(jié)合田灣核電站3號(hào)機(jī)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(yīng)堆的中子通量密度，這樣既降低風(fēng)險(xiǎn)，又縮短大修時(shí)間。為此，本文論證利用SR監(jiān)測換料期間反應(yīng)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(dòng)力廠反應(yīng)堆裝置核安全法規(guī)》中規(guī)定，在反應(yīng)堆換料期間，應(yīng)具備3套獨(dú)立的儀表監(jiān)測堆芯中子通量密度及其變化。

美國核管會(huì)(NRC)管理導(dǎo)則中要求[1]，反應(yīng)堆在啟動(dòng)階段堆外中子探測器的計(jì)數(shù)率不小于0.5 s-1，且信噪比大于2。

核安全導(dǎo)則HAD103/03《核電廠堆芯和燃料管理》中規(guī)定，對(duì)停堆換料的反應(yīng)堆，當(dāng)燃料裝入堆芯時(shí)必須在各個(gè)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(xiàn)意外臨界。

《三十萬千瓦壓水堆核電廠反應(yīng)堆物理啟動(dòng)試驗(yàn)》[2]規(guī)定：在完成裝料以及臨界啟動(dòng)前，堆外中子計(jì)數(shù)裝置的中子計(jì)數(shù)率應(yīng)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(jì)數(shù)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(duì)換料過程進(jìn)行有效監(jiān)測，避免出現(xiàn)監(jiān)測盲區(qū)，同時(shí)對(duì)堆芯中子通量密度異常情況進(jìn)行有效監(jiān)測，各國從堆外核測系統(tǒng)設(shè)計(jì)冗余原則、探測器信號(hào)的真實(shí)有效性方面考慮，對(duì)換料期間探測器的數(shù)量、信噪比以及中子計(jì)數(shù)率進(jìn)行了上述規(guī)定。

基于國內(nèi)外法規(guī)和行業(yè)要求，提出田灣核電站3號(hào)機(jī)組換料期間SR應(yīng)滿足以下3點(diǎn)要求，并進(jìn)行相應(yīng)的原因分析。

1) 具備3套獨(dú)立監(jiān)測系統(tǒng)。根據(jù)核電站堆外核測系統(tǒng)的設(shè)計(jì)冗余原則，核測系統(tǒng)應(yīng)具備2套及以上獨(dú)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(rèn)為該信號(hào)是真實(shí)有效信號(hào)。

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(jì)數(shù)率同時(shí)大于0.5 s-1。

田灣核電站3號(hào)機(jī)組SR的有效測量范圍下限為0.12 s-1，因此，計(jì)數(shù)率不小于0.5 s-1在SR有效測量范圍之內(nèi)，同時(shí)也符合國內(nèi)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(hào)機(jī)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(cè)的混凝土墻內(nèi)。因此，無論采用RSM，還是采用SR監(jiān)測換料期間反應(yīng)堆中子通量密度，均滿足3套獨(dú)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(hào)機(jī)組采用RMS監(jiān)測換料期間反應(yīng)堆中子通量密度，但RMS是臨時(shí)安裝設(shè)備，在應(yīng)用中存在以下問題：1) 裝卸RSM設(shè)備過程存在異物掉落風(fēng)險(xiǎn)，且給工作人員帶來輻照風(fēng)險(xiǎn)；2) 系統(tǒng)抗干擾能力差，臨時(shí)電纜易受電磁干擾產(chǎn)生誤報(bào)警，導(dǎo)致?lián)Q料工作延誤[4]；3) 換料過程占用了大修時(shí)間，影響了機(jī)組的經(jīng)濟(jì)效益。

基于上述原因，同時(shí)結(jié)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(yīng)堆的中子通量密度。由于SR距離堆芯活性區(qū)較遠(yuǎn)，存在測量信號(hào)較小的風(fēng)險(xiǎn)。為此，本文利用ORIGENS程序[5]計(jì)算乏燃料中子源強(qiáng)，然后利用蒙特卡羅程序MCNP[6]模擬計(jì)算堆外SR處的中子通量密度，進(jìn)而計(jì)算出SR中子計(jì)數(shù)率，論證SR取代RSM監(jiān)測換料期間反應(yīng)堆中子通量密度的可行性。

2 探測器中子計(jì)數(shù)率計(jì)算方法

2.1 乏燃料中子發(fā)射率

田灣核電站3號(hào)機(jī)組換料、啟動(dòng)過程無外中子源，堆外探測器響應(yīng)完全依賴于乏燃料中子源，其中子源項(xiàng)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(jīng)過(n，f)、(n，γ)等反應(yīng)后，再經(jīng)(n，2n)、α和β衰變等反應(yīng)，該過程產(chǎn)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(gòu)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(duì)采用UO2燃料的壓水堆核電站來說，16O通過輻射俘獲產(chǎn)生18O，α與18O發(fā)生(α，n)反應(yīng)，這是乏燃料中子的另一重要來源。

通過對(duì)乏燃料中子源項(xiàng)的分析，采用ORIGENS程序計(jì)算乏燃料中子發(fā)射率。ORIGENS程序是美國橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室研發(fā)的放射性同位素生成及衰變計(jì)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(xiàng)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(shù)關(guān)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?yàn)榈透患冉M件的宏觀裂變截面較小，達(dá)到相同的燃耗需要接受更強(qiáng)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(guān)的超鈾和超钚核素大部分是由238U輻射俘獲后歷經(jīng)復(fù)雜反應(yīng)鏈產(chǎn)生的。

2.2 中子輸運(yùn)計(jì)算模型

根據(jù)田灣核電站實(shí)際堆芯、堆外結(jié)構(gòu)以及SR的位置建立MCNP中子輸運(yùn)模型，如圖3所示。幾何結(jié)構(gòu)方面，構(gòu)建堆芯活性區(qū)精細(xì)結(jié)構(gòu)模型，逐棒描述燃料組件內(nèi)部結(jié)構(gòu)，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(jù)各段中子發(fā)射率相對(duì)值進(jìn)行中子位置抽樣；中子能譜方面，對(duì)ORIGENS程序計(jì)算得到的乏燃料中子發(fā)射能譜進(jìn)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(gòu)建MCNP輸運(yùn)模型后，利用MCNP程序的F4計(jì)數(shù)卡模擬計(jì)算SR位置處的中子通量密度Φ。

2.3 探測器中子計(jì)數(shù)率計(jì)算方法

探測器中子計(jì)數(shù)率的理論計(jì)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(jì)誤差在7%以內(nèi)，為保守考慮，該因子取0.93；K為理論計(jì)算修正因子[7]，K=0.147。SR中子計(jì)數(shù)率實(shí)際監(jiān)測值與理論計(jì)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(yùn)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(shí)所使用的中子源與乏燃料中子源存在差異，MCNP輸運(yùn)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(shù)列于表1。

表1 探測器的參數(shù)Table 1 Detector parameter

3 計(jì)算結(jié)果

3.1 優(yōu)化論證情況

田灣核電站3號(hào)機(jī)組SR的噪聲只有0.008 6 s-1，只要探測器計(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1，其信噪比遠(yuǎn)大于2，因此本文只需論證SR中子計(jì)數(shù)率大于0.5 s-1即可。因堆外3個(gè)SR是對(duì)稱布置的，針對(duì)6孔道SR信號(hào)進(jìn)行計(jì)算論證。

田灣核電站3號(hào)機(jī)組采用堆芯倒料或全進(jìn)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(jìn)全出方式，換料過程中SR中子計(jì)數(shù)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(jì)數(shù)率如圖6b所示。由圖6可看出：1) (15，24)位置的乏燃料組件對(duì)6孔道SR中子計(jì)數(shù)率的貢獻(xiàn)最大；2) 6孔道SR中子計(jì)數(shù)率未能達(dá)到0.5 s-1，原因是T301、T302換料過程中的乏燃料只經(jīng)歷1個(gè)或2個(gè)循環(huán)，乏燃料的燃耗比較低，乏燃料中子源強(qiáng)較小。

圖6 SR中子計(jì)數(shù)率Fig.6 Source range detector neutron counting rate

通過對(duì)上述現(xiàn)象分析可知，6孔道SR中子計(jì)數(shù)率主要由(15，24)位置處的乏燃料中子源強(qiáng)決定。分別計(jì)算了堆芯倒料和全進(jìn)全出兩種堆芯換料方式下6孔道SR中子計(jì)數(shù)率與(15，24)位置處乏燃料中子源強(qiáng)的對(duì)應(yīng)關(guān)系，如圖7所示。結(jié)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(dá)到1.96×108s-1時(shí)，6孔道SR中子計(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1；全進(jìn)全出方式下，(15，24)位置處乏燃料中子發(fā)射率達(dá)到2.99×108s-1時(shí)，6孔道SR中子計(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1。

圖7 探測器中子計(jì)數(shù)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(jù)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(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1，(15，24)位置處放置不同類型的組件時(shí)燃耗應(yīng)達(dá)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(jié)果驗(yàn)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(jì)數(shù)率達(dá)到0.5 s-1以上)。

2021年10月7日─10月10日期間進(jìn)行3號(hào)機(jī)組T303堆芯換料工作，期間SR的中子計(jì)數(shù)率實(shí)際測量值如圖8所示。由圖8可看出，大部分時(shí)間段內(nèi)探測器中子計(jì)數(shù)率大于0.5 s-1，但3孔道與6孔道SR中子計(jì)數(shù)率在換料過程中存在同時(shí)低于0.5 s-1的情況，這是因?yàn)樵谠摃r(shí)間段內(nèi)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(shí)參與了倒料。為避免這一狀況發(fā)生，可適當(dāng)調(diào)整換料步序，使得靠近3套SR的乏燃料不在同一時(shí)間段內(nèi)參與倒料，便可滿足至少有兩套探測器中子計(jì)數(shù)率同時(shí)不小于0.5 s-1的要求。

圖8 SR中子計(jì)數(shù)率Fig.8 Source range detector neutron counting rate

針對(duì)6孔道SR的監(jiān)測數(shù)據(jù)，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(gè)狀態(tài)點(diǎn)進(jìn)行了模擬計(jì)算，理論計(jì)算值與實(shí)際測量值的相對(duì)偏差列于表3。由表3可見，3個(gè)狀態(tài)點(diǎn)的相對(duì)偏差均在8%以內(nèi)。

表3 探測器中子計(jì)數(shù)率實(shí)際測量值與理論計(jì)算值的對(duì)比Table 3 Comparison of measured and theoretical values of detector neutron counting rate

4 結(jié)論

對(duì)田灣核電站3號(hào)機(jī)組T301、T302換料過程中6孔道SR的中子計(jì)數(shù)率進(jìn)行了分析，在此基礎(chǔ)上，分別針對(duì)堆芯倒料和全進(jìn)全出兩種換料方式進(jìn)行了計(jì)算論證，(15，24)位置處的乏燃料組件燃耗滿足表2的要求時(shí)，6孔道SR的中子計(jì)數(shù)率能夠達(dá)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(jì)數(shù)率達(dá)到了0.5 s-1以上(除個(gè)別狀態(tài)點(diǎn)外)，且SR實(shí)際測量值與理論計(jì)算值吻合良好，相對(duì)偏差在8%以內(nèi)。

根據(jù)田灣核電站3號(hào)機(jī)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(dá)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(jìn)全出方式進(jìn)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(jì)數(shù)率同時(shí)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(yīng)堆中子通量密度是切實(shí)可行的。