奚伟纹，赵 剑，陶 建，任文星

（上海核工程研究设计院有限公司，上海 200233）

核电厂调试阶段划分为四个部分：准备阶段（0阶段）、预运行试验阶段（A阶段）、启动试验阶段（B阶段）和功率提升试验阶段（C阶段）。堆芯首次装料属于B阶段，其完成标志着反应堆正式进入带核运行状态。目前，核电厂反应堆在设计上可分为有外加中子源和无外加中子源两种。为便于装料和启动过程中对堆芯实施有效监测，大部分压水堆设计安装了外加中子源，为反应堆装料和启动提供一个初始中子水平。文章就某采用有源装料方式的核电厂的首次装料程序、装料核安全以及装料过程中的核监测进行阐述。

1 核电厂首次装料程序

首次装料目的是将燃料组件按照事先确定的堆芯装料顺序安全、准确地装入堆芯预定的位置，并符合规定的方向。某核电厂堆芯装载157个燃料组件，每个燃料组件按17×17方阵排列，包含264个的燃料棒；组件的中心位置设置1个空的导向管，用于放置堆内测量仪器，其余24个位置为控制棒导向管；首次装料堆芯燃料U-235富集度为0.74%～4.235%。该核电厂首次装料按下述步骤执行。

首先，验证中子探测器可运行，将3个临时堆芯装料探测器分别装入堆芯的指定位置，并记录临时堆芯装料探测器及反应堆外4个永久安装的源量程探测器的本底计数率。

然后，将包含初级中子源的第一组燃料组件装入反应堆，并依次靠近每个临时堆芯装料探测器和堆外布置的源量程探测器来进行中子响应检查，将第一组燃料组件安装在规定位置，在源量程探测器和临时堆芯装料探测器上获取中子通量基准读数。

接着，将剩下的156组燃料组件按照装料顺序表确定的顺序依次装入堆芯。每一组燃料组件从燃料厂房传送到安全壳厂房时，应严格检查传送燃料组件的编号、燃料类型，确认与装料顺序表编号一致。

最后，当燃料装入堆芯后，再次对照装料顺序表检查确认。在装入每一组燃料组件的过程中，使用源量程探测器和临时堆芯装料探测器进行中子计数率监测，并定期对RCS进行取样分析，保证装料过程中反应堆始终处于次临界。

2 装料期间核安全

为保证该核电厂在装料期间的核安全，需注意以下要求：

（1）反应堆冷却剂系统和换料水池的硼浓度应维持在2600～2900mg/L，以保证反应堆满装载期间有足够的安全裕度。

（2）装料期间定期进行硼浓度取样分析。假如反应堆冷却剂系统硼浓度少于2600mg/L或显示不明原因，这就可能导致硼稀释的水注入而使换料水池水位增加，应立即停止装料并开始紧急硼化直到分析确定反应堆冷却剂系统的硼浓度大于或等于2600mg/L。假如对反应堆冷却剂系统连续2次取样发现硼浓度减少量超过20mg/L，应立即停止装料操作，在硼浓度减少的原因得到解释后再继续装料操作。

（3）装料期间至少有2个监测中子注量率的源量程探测器正常运行，严密监视堆芯倍增因子的变化。

（4）临时堆芯装料探测器中子计数率在除去本底值的情况下应不小于0.5个/s计数。

（5）若所有中子探测器显示读数同时意外地增长了2倍，或者任一测量通道中子计数率意外地增长了5倍（移动中子源或堆芯装料探测器位置改变引起的计数率变化除外），应立即停止装料操作，并查清原因。

（6）装料期间反应堆冷却剂系统温度应低于48.9℃，若反应堆冷却剂系统温度发生非预期的增加，应立即停止装料操作，并查清原因。

（7）首次装料期间，正常余热排出系统（RNS）需投入运行，对堆芯的硼水进行循环搅拌，减小清水意外流入堆芯导致反应堆局部临界的可能性。

（8）化容系统的硼酸储存箱应为首次装料提供应急硼化水，以防意外临界事故，且装料期间应每隔12h验证至少有1条硼注入管道可运行，并验证非硼化水源流道已隔离。

3 装料期间核监测

在装料期间，为防止堆芯出现意外临界，必须监视堆内中子增殖的变化。某核电厂采用中子计数装置来对中子进行监测，并绘制计数率倒数曲线来核实下一个燃料组件入堆的安全性。其首次装料采用有源装料，装入初级中子源是为了在达到法规要求的情况下对堆芯进行有效监测。

3.1 中子源组件

核反应堆堆芯设置中子源组件的目的是提供一个基础中子水平，以保证探测器的运行状态和响应堆芯增殖中子的可靠性。该核电厂反应堆堆芯首次装载装有4组中子源组件，即2组初级中子源组件和2组次级中子源组件。其中，每组初级中子源组件包含1根初级中子源棒和一定数量的可燃毒物棒，次级中子源组件包含1组对称分布的二次中子源棒。

该核电厂次级中子源采用锑-铍源（Sb-Be）。其工作原理是反应堆在功率运行时，中子注量率达到一定水平会激活锑，锑进行γ衰变，能量足够高的γ射线可引起铍发生反应释放一个中子，化学反应式如下：

根据设计，124Sb的半衰期约为60d，故为了维持源强，须对之进行持续照射。

3.2 核监测仪表

装料期间用4个永久安装的源量程探测器和3个临时堆芯装料探测器进行监测。源量程中子探测器类型为BF3中子计数管，装料期间源量程探测器连接到电厂的数据处理与显示系统，自动监测装料期间中子计数率。临时装料探测器主要采用3He中子计数管或BF3中子计数管，在该核电厂首次装料过程中，从3台临时装料探测器读取中子计数，绘制计数率倒数曲线。

3.3 核监测原理

对于堆内有中子源的反应堆，根据反应堆动态方程，反应堆在次临界状态下，堆内中子密度有如下分布方程：

式中：N为堆内的中子注量率；S为中子源强度；keff为反应堆有效增值系数，(1-keff)为反应堆的次临界度。

将式（1）写成倒数形式，则有：

由式（2）可以看出，当1/N→0（即N→∞）时，keff→1，反应堆便达到临界。随着装载燃料组件数量增加，中子计数率也将增加，取中子计数率倒数对装载的燃料组件数作图，便可监督堆芯趋于临界的趋势。

定义中子计数率倒数为1/M：

式中：C0为装入中子源后各中子探测器的中子计数率基准读数；Ci为装入第i个燃料组件后中子探测器的中子计数率。首次装料过程中，在每次装入1个燃料组件后，取中子探测器的中子计数率倒数与装载燃料组件数作图，对堆芯进行临界监督。

（1）本底计数率确定。在首次装料前，需要验证临时堆芯装料探测器和源量程探测器可运行，确认临时堆芯装料探测器A、B和C已经分别装入堆芯指定位置，测量临时堆芯装料探测器及源量程探测器的本底计数（每台探测器进行3次60s计数），并分别计算每台探测器的本底计数率均值。

（2）基准计数率确定。装有初级中子源的第一组燃料组件安装在堆芯指定位置后，在源量程探测器和临时堆芯装料探测器上取3次60s计数，求其平均值减去之前测得的本底计数率即得到每个探测器的中子基准计数率C0。

（3）中子计数率倒数对装载燃料组件数绘图。对于每个临时堆芯装料探测器和源量程探测器，在插入每一组燃料组件后，应记录中子计数率Ci，并取中子计数率倒数1/M对装载的燃料组件数作图，始终对堆芯进行临界监测。中子计数率倒数曲线见图1（图中3条曲线是由于临时堆芯装料探测器在堆芯位置不同而得出的）。

图1 计数率倒数曲线

4 结束语

首次装料是按照事先设计的装料顺序把含有中子源、控制棒、可燃毒物棒及阻力塞的燃料组件从燃料厂房通过燃料运输通道运送到安全壳厂房，并准确安全地装入反应堆压力容器中。装料过程中通过临时堆芯装料探测器和源量程中子探测器监视反应堆中子通量变化，并定期对一回路进行硼浓度取样分析来监测堆芯反应性，防止堆芯意外临界，从而保证装料过程的核安全。首次装料是对核电厂设计安装的一次较为全面的检验，是调试过程中一项具有里程碑性质的综合性试验。