某核電站硼稀釋達臨界模擬分析

摘 要：核電站反應堆達臨界通常采用提棒達臨界或硼稀釋達臨界兩種方案，其工作原理是相近的。本文以某核電站為例，在全范圍模擬機上實施了硼稀釋達臨界的全過程，并對該過程中的反應性變化進行分析。結果表明，硼稀釋達臨界的過程更為緩和，更適用于新建反應堆，對保證核安全是有益的。

關鍵詞：核電站；硼稀釋；達臨界；反應性；模擬分析

DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.23.060

0 引言

核電站反應堆達臨界通常采用提棒法或硼稀釋法，無論是哪種方法，最終的臨界棒位以及臨界硼濃度都是相近的，其區別在于反應堆逼近臨界時的控制策略，也就是兩者操作的先后順序。但是就反應性引入速率而言，前者往往明顯的高于后者。對于新建成的核電站，首次達臨界一般選用硼稀釋法，以保證反應性控制的平穩性。

在硼稀釋前，一般要求反應堆控制棒位先要提到預估的臨界棒位，然后采用硼稀釋的方法逐漸提高反應性，直至反應堆達臨界。本文介紹了在全范圍模擬機上進行的某核電站首次達臨界的操作，并對此過程中反應性變化進行分析。

1 反應堆中子源組件

核電站反應堆的中子通量探測器布置在壓力容器之外，分為源量程探測器、中間量程探測器以及功率量程探測器三種，分別覆蓋了啟動以及運行過程中的中子通量測量范圍。在反應堆啟動階段，要求中子探測器的計數率足夠大，以便運行和試驗人員能夠通過源量程探測器計數率的變化來判斷反應堆與臨界點間的距離，確定堆芯當前的狀態。

為了提供初始的顯著的中子水平，保證源量程中子通量探測器有效工作，以及探測器的響應能夠與堆芯中子增殖相對應，某核電站反應堆專門設置了外加锎-Cf中子源。1mg Cf-252每秒約放出2.34×109個中子，極少量的Cf-252便可達到實際需要的數百CPS（Counts Per Second）量級的中子通量。

2 反應堆臨界參數

在實際測量中，所記錄的并不是真正的中子通量，而是從堆芯中泄漏到對外的一部分中子被堆外核儀表所記錄的中子計數率n（單位CPS），但是它與堆內的中子通量是成正比的。在某核電站啟動階段，中子計數率被源量程或中間量程探測器獲得，表示為n=SR/IR Counts。

2.1 反應堆周期

所謂反應堆達臨界，即反應堆從次臨界狀態過渡到超臨界的狀態，一旦反應堆超臨界，其中子計數率都將發生指數增長。為了保證超臨界的可控性，引入反應堆周期T以表征中子通量增長的速率，即反應堆內中子通量上漲e倍所需要的時間，單位是s。當反應堆周期T足夠大時，反應堆就進入了可控的超臨界狀態。

n（t）=n0et/T

2.2 反應堆啟動率

為方便理解和應用，某核電站引入了啟動率（Startup Rate， SUR）進行說明，即反應堆中子通量每分鐘增長的指數倍，單位是dpm，Decades Per Minute。

n（t）=n010SUR*t/60

可以導出，啟動率和反應堆周期之間的關系為：SUR=26/T。在該核電站中，規定啟動過程中SUR穩定在0.15以上且小于0.5時，即反應堆周期52s

2.3 中子計數率倒數

在有外中子源S0的情況下，當反應堆趨于臨界狀態過程中，其次臨界程度（-ρ）與穩定的中子計數率n成反比關系。

n= S0/（1-k）≈S0/（-ρ）

當有效增至因數k趨近于1，反應性趨近于0時，中子計數率n趨近于無窮大。在實際的達臨界操作中，就是通過這種方式推算臨界硼濃度或臨界棒位的。

3 反應堆達臨界反應性分析

核電站裝料后，反應堆處于較深次臨界的狀態，所有的控制棒均處于完全下插位置，一回路冷卻劑初始硼濃度約為1365ppm。某核電站提供了一套用于反應性估算的軟件，通過該軟件的計算，可以獲得臨界棒位下粗略的臨界硼濃度。

3.1 反應堆提至臨界棒位

某核電站控制棒組件按照棒束材料不同，分為黑體控制棒和灰體控制棒，每束控制棒均為24根；不同的是，前者24根棒均為銀-銦-鎘材質，后者12根棒為銀-銦-鎘材質，12根棒為304不銹鋼。按照功能不同，又可分為停堆控制棒、溫度控制棒、軸向功率控制棒以及負荷跟蹤控制棒；其中除負荷跟蹤需要用灰棒外，其余三種均為黑棒。

開始硼稀釋達臨界前，溫度控制棒、停堆控制棒全部提出堆芯，軸向功率控制棒以及負荷跟蹤控制棒部分提出堆芯，達到臨界棒位。在此過程中反應堆反應性逐漸增加，中子通量逐漸升高，如圖1所示。

控制棒每提出一步，反應堆啟動率SUR就會出現瞬時階躍，在這極短的階躍時間內中子通量實現了小幅增長。當控制棒連續且穩定地提出時，中子通量實現了均勻的增長，直至提到臨界棒位。同時規定SUR的瞬時值不得超過0.5，以避免中子通量增長失控，以保證核安全。當棒位到達臨界棒位時，停止提棒操作，中子通量將穩定在某一較高的值。

3.2 硼稀釋達臨界

反應堆控制棒提升完成后，就具備了進行一回路冷卻劑系統（RCS）硼稀釋的條件。為了實現一回路冷卻劑硼濃度的平穩下降，一方面需要將除鹽水預熱后注入RCS，一方面將等量的RCS含硼水冷卻后泄出。在此過程中，反應性隨之逐漸升高，中子通量成指數增長，如圖2所示。

某核電站要求以初始硼濃度下中子計量率的倒數（1/n0）為基準，記錄該值每次減半時對應的冷卻劑硼濃度，如圖3所示。

按照2.3章節所述的方法，將記錄的點連接成平滑的直線，該直線與橫軸相交的位置極為推算得到的臨界硼濃度，這一推算值為硼稀釋目標提供了重要參考。如圖2曲線后半段所示，當反應堆啟動率SUR穩定在0.15以上后，確認反應堆達到臨界狀態。一般情況下，此時的臨界硼濃度與推算值非常接近。

4 結論

反應堆達臨界過程中，關注的最重要的參數即反應堆周期，目的在于監測中子通量實現穩定而可控的增長。某核電站引入的啟動率的概念，更直觀地反映了中子增長的速率，極大地方便了操縱員進行達臨界操作。相較于反應堆控制棒外提引入的階躍性較大的正反應性而言，硼稀釋引入正反應性的過程更加緩和。對于新建成的核電站，由于反應堆特性與設計值可能存在的偏差，為避免引入過大的階躍反應性并出于保守決策，采用硼稀釋達臨界將是更穩妥的方法。

參考文獻：

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