压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验

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1、压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验朱元武（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314300）在核燃料组件装入堆芯的过程中，对堆芯必须进行有效地临界安全监督，以确保装料操作过程中，反应堆始终处于次临界状态，确保燃料组件在堆芯的位置和方向与经批准的设计堆芯装载图保持一致，同时避免燃料组件发生机械损伤。1　装料前的准备（１）所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态，装卸料机正常可用；（２）堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过；（３）一回路硼浓度CB≥2100ppm；（４）压力容器水位>19.5m，水温为10℃～60℃，且水质良好；（５）RPN核仪表系统的两

2、个源量程和音响装置都正常可用；（６）硼表、温度表可用；（７）源量程保护整定值按要求完成设定；（８）装料所需的临界安全监督控制台与RX反应堆厂房、KX燃料厂房之间的通讯已经建立，并保证装料过程中可以实时联络；（９）堆芯装料模拟板准备完毕并处于可用状态；（１０）堆内临时增设的水下照明设备、取样装置和水温测量装置正常、可靠；（１１）对于首次堆芯的装料，为了在整个装料过程中始终保证堆芯有可靠可信的临界安全监督，在堆芯可增加了3套临时计数装置。这3套装置的工作特性已检验校正完毕，可投入使用。2　临界安全监督的原理装料期间，堆芯应始终处于次临界状态。此时如果堆内没有外中子源，则次临界堆内的

3、中子密度将衰减至零。如果堆内有一个外中子源，则中子密度将在一个与次临界度相关的通量水平上稳定。假设外中子源发射的中子数是恒定的，即：中子源每θ秒（θ＝中子代时间）发出一批中子，每批中子数为s个。这样中子从第一代开始反应堆内中子数为s个，在第二代开始就有（s+skeff）个中子，第三代开始就有(s+skeff+skeff2)个中子，依此类推，到第n代时反应堆内的中子总数应为：（1）因为次临界堆芯的keff值小于1，当n很大时，此等比级数之和为一有限值：N=s/(1-keff)（2）事实上，式（2）也可以从点堆动力学方程推导得到。由此可以看出，随着燃料组件装载数的增加，keff逐渐

4、增大，中子计数率也在增加。下图为有外中子源时次临界堆芯反应堆中子相对水平的变化，不同的曲线与不同的keff相对应。可以看到平衡值与keff值有关，keff值大，平衡值大，并且达到平衡值较慢。所以，在反应堆装料监督过程中，利用中子源来增高堆内的中子数，以使反应堆始终保持在次临界状态上。3　临界安全监督的方法为了确保在整个装料过程中不发生意外临界事故，在燃料组件按装料顺序装入堆芯的过程中，实施临界安全监督。监督方法是在堆芯每装入一组燃料组件后，用中子探测器所探测的中子计数率的倒数与燃料组件的装载数作图进行次临界的监督。通常采用堆外核测量系统中的源量程测量通道的计数率（首循环堆芯还在

5、堆芯临时增设的中子探测器的中子计数），进行1/M倒计数率外推来实施临界安全监督。其监督过程主要如下：（１）探测器本底计数率监测在核燃料开始入堆之前，首先进行本底计数率的测量。通常是所有中子计数通道设置计数时间间隔为100秒，并对每个通道要获得每100秒的积分计数值，对于每个通道计算平均本底计数值和平均计数率。但在秦山第二核电厂，由于从电站计算机系统KIT中，采集到的是中子计数率值而不是积分计数，故一般取10个计数率的平均值作为平均本底计数率或是平均计数率。一般来说，典型的本底计数率应小于0.1CPS(即n/s)。如果测量结果比0.1CPS明显偏大，要寻找超本底的原因。如果本底计

6、数比测量总计数的10%还大，则认为此套测量系统是不可靠的。电站由以下方法判断中子计数装置工作状态是否正常：①幅度比>2(即在用示波器检测时，有用讯号幅度与噪声讯号幅度之比大于2)；②计数率比(通道中子计数率比本底计数率至少大一个数量级)。（２）基准计数率测定按装料顺序表的规定，在装料前或带中子源组件在堆芯移动后，均需重新测量各通道的基准计数率。基准计数率的测量与本底计数率测量方法一样，在秦山二期也是取10次计数率测量的平均值。严格的说，基准计数率应扣除本底计数率，计算修正后的各个通道基准计数NR。每移动一次带中子源的组件后，需要重新进行基准计数的测定。（３）倒计数率的测定

7、（1/M测定）每当一组燃料组件完全插入，计数达到稳定，对每个测量通道进行至少5次计数率测量，计算其平均值Navg，再对该通道进行本底修正（Navg－n），倒计数率比：1/M=NR/(Navg-n)（3）其中n是每个通道的本底计数率，NR是每个通道的基准计数值。在秦山二期中，本底计数率很小、可以忽略。故有1/M＝NR/Navg（4）根据（2）式可得1/M＝(1-Keff)/(1-Keff0)（5）其中，Keff0、Keff分别为初始状态和组件入堆后的有效增殖系数。在平面坐标上以1/M作为纵坐标