一种反应堆取消二次中子源的方法与流程

本发明涉及核反应堆设计技术领域，具体地，涉及一种反应堆取消二次中子源的方法。

背景技术：

压水堆核电厂反应堆在装料和启动期间，需要对堆芯裂变反应率及其变化进行监测，从而防止反应堆达到无法控制的瞬发临界状态。国内在役核电厂，反应堆启动监测使用的是堆外源量程探测器，距离堆芯较远，在堆芯引入二次中子源，可以在首循环后提高后续循环探测器处的中子注量率和计数率。目前，一个典型的核电厂压水堆堆芯，会在堆芯对称的引入2个二次中子源组件，当后续循环完成换料启堆时，源量程探测器源量程探测器的读数一般超过10cps，远大于监测最低需求。

二次中子源的使用有以下缺点：1)额外增加电厂氚的产生与排放量；2)具有增加一回路冷却剂中Sb-124比活度的风险；3)二次中子源有一定的寿命，在核电厂全寿期内多次更换，增加不必要的采购成本。

技术实现要素：

本发明所要解决的技术问题是提供一种反应堆取消二次中子源的方法，在首循环之后满足后续循环堆芯装料和启动临界安全监督要求的情况下，避免二次中子源组件带来的设备采购和辐射防护问题。

本发明解决上述问题所采用的技术方案是：

一种反应堆取消二次中子源的方法，堆芯不装载和不使用二次中子源组件，利用堆芯内装载的已辐照燃料组件释放的中子使探测器处的中子计数率满足要求。

进一步的，堆芯采用177个燃料组件。

进一步的，在装料阶段的早期，将深燃耗燃料组件置于堆芯外围，即最接近源量程探测器的位置；在装料阶段的晚期，在外围组件基本布置完毕后，将深燃耗燃料组件从堆芯外围移至装载图位置。在整个装料期间，探测器处计数率满足装料监测要求。本发明通过对装料顺序进行了优化，并对堆芯装载方案提出技术要求，确保每一步装料均可置于有效的源量程监测范围，最大限度的避免了监测盲区。

进一步的，将堆芯燃耗较深的已辐照燃料组件布置在堆芯外围，使得在反应堆启动期间，探测器处计数率和裂变中子所占份额能够满足物理启动要求。

综上，本发明的有益效果是：

1、本发明提出了反应堆取消二次中子源的方法，利用已辐照燃料释放的中子，满足后续循环反应堆装料和物理启动期间的临界安全监督要求。核电厂燃料组件在经过堆芯辐照后，产生了能够通过自裂变反应与(α，n)反应产生中子的核素，然而，相对于二次中子源，这些已辐照燃料组件的中子源源强偏低。本发明，通过理论分析(对新的装料方案和堆芯装载进行分析论证，以满足装料和启堆期间的探测器探测要求)，给出了一个新的装料次序设计和堆芯装载方案，通过这样的设计，在堆芯中不需要再引入二次中子源组件，后续循环即可实现反应堆启动过程的监测。

2、本发明取消了核电厂反应堆二次中子源组件，取消二次中子源后，减少核电厂氚的排放、降低反应堆一回路冷却剂剂中Sb-124比活度，减少了二次中子源的采购成本，克服了二次中子源组件的缺点。

附图说明

图1是应用本发明的177堆芯压水堆核电厂反应堆装料顺序示例；

图2是应用本发明所述177堆芯压水堆核电厂反应堆装载示例。

具体实施方式

下面结合实施例及附图，对本发明作进一步地的详细说明，但本发明的实施方式不限于此。

实施例：

本实施例以采用177个燃料组件的反应堆堆芯为例。

如图1所示，一种反应堆取消二次中子源的方法，取消了传统布置在反应堆堆芯中的二次中子源组件，在换料堆芯装料阶段的早期，将深燃耗燃料组件(前一循环卸下的，至少经历了2个循环)分别置于堆芯外围，即最接近源量程探测器(即图1中的SRC1、SRC2)的位置，单个探测器附近至少应保证布置一个；在装料阶段的后期，在外围组件基本布置完毕后，深燃耗燃料组件从堆芯外围移至装载图位置，或者移走放回乏燃料水池。装料阶段早期指少部分燃料已装入堆芯，装料阶段晚期指大部分燃料已装入堆芯。

应用本发明所述一种典型的装料次序如图1所示。装料开始时选择在A07、A08、A09及R07、R08、R09布置一些燃耗深度超过30000MWd/tU的燃耗较深的燃料组件(如布置在A08、N06位置)，待燃料组件接近装完后，将堆芯装载开始时A列和R列装载的燃耗较深的燃料组件移出移至装载图位置，在该位置装入堆芯装载图所规定的燃料组件。装载图，指燃料管理指定的下一循环堆芯燃料组件布置图；但本发明的堆芯并不局限于该种堆芯装料次序。深燃耗燃料组件具体是指：已规定为前一循环卸下的，至少经历了2个循环的燃料组件。A07、A08、A09及R07、R08、R09应该都可以作为深燃耗组件的布置位置，图1只是一种典型的情况。

所述的堆芯为合适的堆芯装载，将堆芯燃耗较深的已辐照燃料组件布置在堆芯外围，应用本发明所述堆芯装载如图2所示，A列与R列位置，可布置一些燃耗深度超过20000MWd/tU左右的燃料组件，C列和N列靠中心位置(如C06、C07、C08、C09、C10及N06、N07、N08、N09、N10)可布置一些燃耗深度超过30000MWd/tU左右的燃料组件。但本发明的堆芯并不局限于该种堆芯装载。

在上述装料次序实施前，应通过理论分析对装料次序和堆芯装载进行论证，具体方法和要求为：

使用堆芯燃料管理程序分析已辐照燃料组件燃耗，使用组件燃耗计算程序分析燃料组件易裂变核素装量和中子源强(必要时应对组件燃耗按轴向分段进行分析)，采用了三维粒子输运计算技术对于不同装料步源量程响应计数。论证结果应保证，在装料阶段每一步完成时，源量程探测器计数率满足要求，在启动后期堆芯接近临界期间，探测器计数中的裂变中子份额处于较高的水平。

本发明所述堆芯在后续循环中取消二次中子源，利用已辐照燃料释放的中子，满足反应堆装料和物理启动期间的临界安全监督要求。取消二次中子源后，减少反应堆氚的排放、降低一回路冷却剂中Sb-124比活度，减少了二次中子源的采购成本。

如上所述，可较好的实现本发明。