CN102226950A - 反应堆启动中子源 - Google Patents

Abstract

本发公开了一种新型反应堆启动中子源，是用中子管中子源替代同位素中子源作为反应堆初级启动中子源或/和次级启动中子源。与普通同位素中子源相比，其中子产额高，能谱单色性好，无γ本底，且可以产生脉冲中子，不用时可以关断，因而防护容易，存储管理和运输都很方便。

Description

反应堆启动中子源

技术领域

本发明属于反应堆中子监测技术领域，具体涉及一种新型反应堆启动中子源。

背景技术

反应堆建成或换料后，为了监督和实施反应堆达到临界，除了俄罗斯外，绝大多数国家的核安全法规都规定，需要有可提供足够高中子注量的中子源进行安全启动。目前，所用的启动中子源都是同位素中子源。研究堆物理启动对启动中子源要求并不高，如果在启动时，监测不到中子信息，可以通过调整中子源或探测器的位置而获得监测信息，但对核电站而言，由于堆芯结构复杂，无法调整中子源或探测器的位置，解决启动中子源问题就比较困难。

在反应堆堆芯首次装料时，就要装入启动中子源组件，启动中子源组件分为初级中子源(一次源)和次级中子源(二次源)两种中子源组件。其中，初级中子源是指在反应堆装料期间和物理启动时用来进行了核安全监督的中子源。过去一般用两个²¹⁰Po-Be中子源，单个²¹⁰Po-Be中子源的源强为6-8×10⁷n/sec。由于²¹⁰Po的半衰期很短，反应堆停堆后再启动不可能再用作启动中子源。目前广泛采用的初级中子源是²⁵²Cf中子源，因为²⁵²Cf中子源的中子能谱近似于裂变中子谱，源强可为～8×10⁸n/sec，因此，就不需要两个中子源，且大大提高了监督的灵敏度。

另一种启动中子源是次级中子源，用于停堆后再启动和换料时的核安全监督，常用的是Sb-Be源。¹²³Sb放在堆内，经中子照射后生成的¹²⁴Sb，在衰变过程放出γ射线，γ射线与⁹Be产生(γ，n)反应而得到中子，因此，它们开始放在堆内时并不发射中子，只有在反应堆投入运行后才具有发射中子的能力。

在压水反应堆核电站，如果次级中子源的包壳发生破损，会导致¹²²Sb和¹²⁴Sb污染，增加停堆大修人员所受照射的剂量。另外，核反应Sb+Be+n→³H+X会产生氚，对多数核电站场址来讲，氚排放量压力很大，经验显示，若取消次级中子源，一回路氚产量能降低25％。因此，取消启动中子源是目前核电站关心的重要问题之一。

发明内容

(一)发明目的

针对目前反应堆所用的同位素启动中子源的问题，本发明旨在提供一种既满足核安全法规，又克服现有同位素启动中子源缺陷的一种新型启动中子源。

(二)技术方案

为实现上述目的，本发明提供如下技术方案：

一种反应堆启动中子源，是用中子管中子源替代同位素中子源作为反应堆初级启动中子源或/和次级启动中子源。

本发明对中子管的类型没有要求，既可以是D-D中子管、D-T中子管，还可以是DTT混合中子管。

根据反应堆堆芯运行的环境，中子管中子源的强度为1×10⁷n/sec-1×10⁹n/sec。

由于反应堆物理启动或换料启动时，均处在零功率或低功率阶段，所以中子管中子源既可以放置在堆芯内适合的孔道内，也可以在放置在堆芯外适合的位置。

当中子管中子源放置在堆芯内时，中子管的外管直径越小越好，最好能直接利用现成的堆芯孔道，因此建议其外径小于或等于50mm；当中子管中子源放置在堆芯外时，中子管的外管直径就没有限制。

所述的中子管中子源如采用金属钛作为吸附材料时，耐温大于等于120℃；如采用金属钪作为吸附材料时，耐温大于等于450℃。

另外，所述中子管中子源的寿命大于或等于1000小时。

(三)发明效果

中子管是将离子源、加速器系统、靶子以及气压调节系统密封在一个陶瓷或玻璃管内，形成一个小型的特种电真空器件。它实质是一种最小型的加速器，在外接电路的控制下，由离子源产生氘离子，经加速后轰击氚靶、氘靶或氘氚混合靶，与靶中的氚产生核反应，产生14MeV的快中子。与普通同位素中子源相比，其中子产额高，能谱单色性好，无γ本底，且可以产生脉冲中子，不用时可以关断，因而防护容易，存储管理和运输都很方便。

由于中子管中子源克服了现有的初级中子源、次级中子源(即同位素中子源)所存在的问题，在应用时，将中子管中子源送入堆内或放置在堆旁，加上电压即可产生中子，供反应堆启动使用，不仅降低了造价，更为重要的是不存在¹²²Sb和¹²⁴Sb污染和氚产量增加的问题。

例如，目前通常使用的次级中子源¹²⁴Sb-Be中子源是由做成细棒的天然锑(57％的¹²¹Sb和43％的¹²³Sb)，外包一层金属铍管制成。中子源结构如附图1所示。

¹²⁴Sb在单位体积内的γ放射性活度为：

$A=\mathrm{\λN}={\mathrm{\Σ}}_a\mathrm{\φ}(1-e^{-{\mathrm{\λt}}_1})---\left(1\right)$

式中，A为放射性活度，单位为个/cm³·s；λ为¹²⁴Sb的衰变常数，λ＝1.332×10^-7s^-1；N为¹²⁴Sb的核密度，单位为个/cm²∑a为¹²³Sb的热中子平均宏反应截面，单位为cm^-1；φ为中子注量率，单位为n/cm²·s；t₁为¹²³Sb在堆内的照射时间，单位为s。

由锑的γ能谱、棒具体尺寸、Be的参数和所在位置中子注量率φ可计算出中子源强度。

而锑的γ能谱有54％的能量在⁹Be(γ，n)反应阈能以上，设锑棒的半径为r₁，铍管的外径为r₂，若忽略锑棒对γ的自吸收，设⁹Be(γ，n)反应截面为∑_γ，n，则单位Be管内的中子发射率(即比强度)为：

$S\left(t_1\right)={\mathrm{\Σ}}_{\mathrm{\γ},n}\stackrel{\‾}{\mathrm{\φ}\left(\mathrm{\γ}\right)}\×\mathrm{\π}(r_2^2-r_1^2)=0.54{\mathrm{\Σ}}_a{\mathrm{\Σ}}_{\mathrm{\γ},n}\mathrm{\φ\π}(r_2-r_1)r_1^2(1-e^{-\mathrm{\λ}\×t_1})---\left(2\right)$

其中，t₂为停堆时间，单位为s。

可计算出单位长度的最大强度为：

$S_{\max }(t_1,t_2)=3.61\×{10}^{-9}{\mathrm{\φr}}_2^3(1-e^{-\mathrm{\λ}\×t_1})e^{-\mathrm{\λ}\×t_2}---\left(3\right)$

上式为比强度，再乘以源的长度得到¹²⁴Sb-Be中子源源强。一般情况，为了提高源强，往往在堆芯内装几个¹²⁴Sb-Be中子源，因此，总源强等于每个源强之和。

这里以压水堆为例，在额定功率运行时的平均热中子通量密度为φ_H，若它的值取φ_H＝4.45×10¹³/cm²·s，则

φ＝xφ_H                         (4)

其中x表示反应堆运行功率为额定功率的百分数。若堆芯内装有4个¹²⁴Sb-Be中子源，其外径r₂＝2cm，长度为30～50cm。根据压水堆核电站运行一般为12个月到18个月，以12个月为例，则反应堆的运行时间t₁＝12×30×24×60×60≈3.11×10⁷秒；停堆时间(包括大修和换料)t₂一般30天到40天，以30天为例，则t₂＝30×24×60×60≈2.6×10⁶秒，x取0.8，由λ＝1.332×10^-7/秒，将以上参数带入(3)式计算出源强为

$S_{\max }(t_1,t_2)=4\×3.61\×{10}^{-3}{\mathrm{\φr}}_2^3(1-e^{-\mathrm{\λ}\×t_1})e^{-\mathrm{\λ}\×t_2}\≈0.7\×{10}^5/s$

长度按50cm，则一个源强为3.5×10⁶，如果用5个源，则总源强为1.75×10⁷/s秒。所以，中子管的源强是符合要求的，只要一个中子管就可代替5个Sb源，而且启动后即可从堆中卸出。由于反应堆启动是在零功率阶段进行，所以温度120摄氏度可满足要求；寿命大于1000小时完全满足在首次启动和二次启动的时间要求。

附图说明

图1中子源结构示意图；

图2核电站堆芯布置示意图。

具体实施方式

下面结合附图，对本发明所提供的技术方案作进一步阐述。

实施例1

以秦山第二核电厂为例，核电站堆芯布置如图2所示，原设计需要两个初级启动中子源和两个次级启动中子源。按照本发明所提供的技术方案，可以用一个D-T中子管中子源，中子管中子源的强度为1×10⁷n/sec-1×10⁹n/sec，外管直径为30-20mm，中子管采用金属钛作为吸附材料时，耐温大于等于120℃；寿命大于等于1000小时。

具体操作可用类似中子通量测量的裂变室驱动机构进行，即由一台机械-电气驱动机构来驱动。放置的位置可以是原初级启动中子源或次级启动中子源的位置。应用时，驱动机构将中子管从起点沿着置于导管内的指形套管，以高速(18m/min)插向堆芯底部，然后以低速(3m/min)使中子管均匀上升进入所要求的位置。当启动结束后，不用中子管，使中子管以低速(3m/min)降到堆芯底部，然后由驱动机构以18m/min的高速将中子管抽回起点。这时，中子管中子源的强度可以稍微小些，为1×10⁷n/sec-1×10⁸n/sec。

如果中子管中子源放置在堆芯外，其强度可以稍微大些，为1×10⁸n/sec-1×10⁹n/sec。

实施例2

又如田湾电站是无源启动，它的压力容器围板上有几个直径60mm的孔道，用于放置高灵敏中子探测器，若用中子管启动，则可减少一个探测器，而用该孔道作为放置中子管的孔道。这时可用一个D-D中子管或DTT混合中子管，中子管中子源的强度为5×10⁸n/sec-1×10⁹n/sec，外管直径为50-40mm，中子管采用金属钪作为吸附材料时，耐温大于等于450℃；寿命大于1000小时。

显然本领域的技术人员可以对本发明进行各种修改和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，假若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求其等同技术的范围内，则本发明也意图包含这些修改和变型。

Claims (7)

1.一种反应堆启动中子源，其特征在于：用中子管中子源替代同位素中子源作为反应堆初级启动中子源或/和次级启动中子源。

2.根据权利要求1所述的反应堆启动中子源，其特征在于：所述的中子管中子源是D-D中子管、D-T中子管或DTT混合中子管。

3.根据权利要求1或2所述的反应堆启动中子源，其特征在于：所述的中子管中子源的强度为1×10⁷n/sec-1×10⁹n/sec。

4.根据权利要求1所述的反应堆启动中子源，其特征在于：所述的中子管中子源既可以放置在堆芯内适合的孔道内，也可以在放置在堆芯外适合的位置。

5.根据权利要求4所述的反应堆启动中子源，其特征在于：所述的中子管中子源放置在堆芯内时，中子管的外管直径小于或等于50mm。

6.根据权利要求1所述的反应堆启动中子源，其特征在于：所述的中子管中子源如采用金属钛作为吸附材料时，耐温大于等于120℃；如采用金属钪作为吸附材料时，耐温大于等于450℃。

7.根据权利要求1所述的反应堆启动中子源，其特征在于：所述的中子管中子源的寿命大于或等于1000小时。

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