反应堆装料

核反应学科术语

反应堆装料是指开始以裂变材料含量高的燃料作部分装填，使其达到临界状态如预定功率，然后以渐增的用过燃料补充渐减的新燃料。

概念

根据反应堆的大小和规模，在十或几十工作年后需从上面卸料，其可能性在于利用了一个带有呈正方形栅格状排列的凹孔的底面板，通过此板可限定水平方向上的球间距离，使加在炉壁上的力的分布变小，另外这压力也可通过圆锥形的炉壁体而变小。特别是在大的反应堆中还在堆芯配置了用于吸收中心的石墨棒。例如，对煤球炉式反应堆装燃料，根据反应堆的大小和规模，在十或几十工作年后需从上面卸料，其可能性在于利用了一个带有呈正方形栅格状排列的凹孔的底面板，通过此板可限定水平方向上的球间距离，使加在炉壁上的力的分布变小，另外这压力也可通过圆锥形的炉壁体而变小。特别是在大的反应堆中还在堆芯配置了用于吸收中心的石墨棒。

秦山核电厂反应堆装料及启动

研究背景

核电厂反应堆在设计上分为有外加中子源和无外加中子源2种。在CANDU重水堆和WWER压水堆中，很多机组均不设置外加中子源，反应堆采用无源装料和启动的方式。

而在大部分的压水堆（PWR）反应堆设计中均设置了外加中子源，为反应堆装料和启动提供起始中子水平，以满足监督要求。然而由于各种原因，如堆芯没有及时装入外加活化的次级中子源，或者中子源因长时间停堆而使源强衰减过多时，就不能提供足够的起始中子水平，需采用无源装料和启动的方式。介绍秦山核电厂第5燃料循环和第11燃料循环的无源启动情况以及相应的应对措施。

核反应堆中子源组件

（1）次级中子源

核反应堆堆芯加中子源组件的用途是提供一个起始中子水平，以保证堆外中子探测器有效工作以及探测器的响应与堆芯中子增殖相对应。在堆芯首次装料时，同时装入初级和次级中子源，换料堆芯则只装入次级中子源。秦山核电厂次级中子源组件采用锑-铍源（Sb-Be），其工作原理是：当反应堆在功率运行时，中子注量率达到一定水平会激活锑，锑将进行γ衰变，能量足够高的γ射线可引起铍释放出一个中子。根据设计，次级中子源需要在堆内辐照11d后才能达到设计的源强要求，发挥中子源的作用，并且为了维持源强，必须对之进行重复照射。

（2）法规要求

我国相关的核安全导则和标准中，对核电厂反应堆堆芯装料及启动阶段的监督要求有如下内容的描述：

1）《核动力厂运行限制和条件及运行规程》（HAD103/01-2004）附录I.1.4反应堆堆芯中子注量率监测：为了在反应堆各种功率水平下（包括启动和停堆工况）充分地监测中子注量率，应规定仪表监测要求。这些要求可包括为提供必要的最低注量率水平而使用的中子源和中子探测器的灵敏度。

2）《核电厂堆芯的安全设计》（HAD102/07-1989）第3.5节堆芯监测系统：在反应堆启动时，特别是首次启动时，中子注量率远远低于满功率运行时的注量率，所以需要更为灵敏的、临时的中子探测器来测量中子注量率。为使中子注量率水平提高到启动中子注量率监测器的量程之内，可能需要使用中子源。

3）《核电厂堆芯和燃料管理》（HAD103/03-1989）第2.2.3节堆芯监测：在反应堆启动、功率运行、停堆、试验和装料过程中，必须监测包括中子注量率和中子注量率的变化率在内的堆芯参数。

4）《三十万千瓦压水堆核电厂反应堆物理启动试验》（EJ446-89）规定：在装料完成以及临界启动前，堆外中子计数装置上的中子计数率应在满足信噪比大于2的条件下不低于0.5s-1，否则必须采取措施（例如更换高效计数管）来满足要求。

导则与标准中对于中子源组件的描述是为了在达到法规要求下对堆芯进行有效监测。在堆芯没有中子源组件的情况下，需要采取相应的补偿措施，使反应堆处于有效的监督与控制之下。

研究结果

由于秦山核电厂第10次换料大修时间较长，反应堆内已辐照燃料所产生的自发裂变中子将会更多，无外加中子源时探测器将能够获得更强的信号。

秦山核电厂通过实践证明，在堆芯没有有效的外加中子源的情况下，可以采用高效中子探测器、安全分析以及加强技术与行政管理等措施，使反应堆处于有效的监测与控制之下。在没有外加中子源的情况下，压水堆核电厂的换料启动能够利用堆内的自发裂变中子进行有效的监督。

因此，在成熟反应堆上实施无外加中子源的启动时，安全能够得到保证。换料堆芯取消次级中子源是可行的，同时有利于减少放射性废物产生、降低中子源破损引起的辐射剂量风险、降低氚的排放并减少电厂针对次级中子源的管理措施与工作量。

CANDU6型重水反应堆装料γ辐射源来源

研究背景

2002年11月，在功率调试中进行电站屏蔽调查中发现反应堆厂房反应堆端面(R1-110)人工换料处(见图1)的剂量率比较大，远大于电站最终安全分析报告(FSAR12)中所规定的0.025mSv/h。R1-110为反应堆厂房可出入区域，布置的主要设备为6个液体毒物注射系统(LISS)注入嘴及6个液体毒物罐。注射嘴的正下方为反应堆换料中人工装载新燃料的工作地点。为此，中国加拿大联合调试队对剂量率来源进行诸多调查和分析，通过现场实际剂量率测量和射线能谱的分析，当时得到的结论是R1-110区域γ放射性来自反应堆端面的6个LISS(液体毒物注射系统)注入嘴，剂量率主要是由活化腐蚀产物和发射能量为 511keV 的γ射线(简称“511keV γ射线”)的核素所贡献。在减少该区域剂量率的努力中，联合调试队曾经改善主慢化剂系统(MOD)的水质，例如MOD系统投入双树脂床运行，以减少腐蚀产物的浓度，但是R1-110区域的剂量率几乎没有下降，后来又在R1-110区域安装永久钢屏蔽，R1-110装新燃料处的剂量率有所下降，但下降幅度较小，平均剂量率仍在0.05mSv/h 左右，问题没有得到彻底的解决。安装的永久钢屏蔽只是对其上部的3个LISS 注入口进行有效的屏蔽，而下部的3个LISS注入口却无法屏蔽，这是屏蔽效果不佳的原因。由于现场实施屏蔽措施的困难，要进一步降低场所剂量率，必须寻求其它方法，必须深入进行γ射线来源分析。

结论及建议

（1）由于511keV γ射线来源复杂，及17F短半衰期，导致用常规方法对反应堆厂房R1-110区域剂量率贡献的主要核素(511 keV γ射线核素)来源分析比较困难。

（2）通过衰变测定，可以确定R1-110区域的剂量率贡献中17F占绝大部分(其活度约占80%)，由于其半衰期仅为66s，通过增加延迟箱的延迟时间来衰变17F的方法可以大大降低R1-110区域的剂量率，若延迟时间增加240s，则场所剂量率可降低至原来的约1/5，新燃料装载点剂量率可从满功率运行时的0.05mSv/h降低为约0.01mSv/h，以满足最终安全分析报告的要求。

（3）如果工艺上许可，也可以通过减少经过阀门(3271-V24)的重水流量或关闭3271-V24来大幅度减少场所剂量率。

（4）从电站集体剂量来考虑，在现今的运行状况下，在该区域装新燃料的年度集体剂量约为83.2mSv。如果R1-110区域的剂量率降低为原来的约1/5，则该项工作的集体剂量每年可减少66.56mSv。

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