CN111312419B - 一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法 - Google Patents

一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法 Download PDF

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Abstract

本发明属于反应堆工程设计及运行技术领域，具体涉及一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，包括：步骤一：安装中子探测器监测装置；步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器、源量程中子探测器和堆内三套临时中子计数装置有效性；步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；步骤四：确定源量程中子探测器保护功能有效性；步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离管控，对影响堆芯次临界度参数进行监督；步骤七：优化堆芯装载方式和步序。

Description

一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法
技术领域
本发明属于反应堆工程设计及运行技术领域，具体涉及一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法。
背景技术
纵观当今世界范围内，占绝大多数的使用方形燃料组件的加压轻水反应堆，在其新建成时的反应堆首炉堆芯装载的均为低235U富集度的新燃料组件，因此在堆芯寿期初(Beginning Of Life，缩写：BOL)、冷停堆(Cold Zero Power，缩写：CZP)、控制棒全部插入(All Rod Clusters In，缩写：ARI)，堆芯充满2300ppm含硼冷却剂的状态下，堆芯满装载时的keff(即：有限大小反应堆的有效增殖系数)远低于0.85。为满足反应堆首炉堆芯在这种深度次临界状态下，通过堆外中子探测器对堆内的中子注量率水平变化进行有效的监测，因此在使用方形燃料组件的加压轻水反应堆首炉堆芯的首次堆芯装料时，都无一例外地使用外加一次中子源的堆芯装料方法。
使用外加一次中子源的首次堆芯装料方法的主要目的，是为了在新建成的反应堆首次堆芯装料过程中，通过提高反应堆首炉堆芯在深度次临界状态下的堆芯中子注量率水平，实现能够利用堆外中子探测器对燃料的自发裂变中子，并经堆内次临界增殖形成的堆内中子注量率水平的变化进行有效的监督(即“临界安全监督”)。通常百万级核电机组首炉堆芯的一次中子源源强大约为2～4×108(n/cm2·s)。
但是，在反应堆堆内使用外加一次中子源也存在以下几点缺点：
1.通常核电机组反应堆使用的外加一次中子源均被设计具有很强的源强，其相应的放射性水平是很高的。这对一次中子源的运输、一次中子源组件的装配及贮存等都提出了较高的要求，增加了人力、物力、辐射防护的成本，以及人员受照的风险；
2.一次中子源组件在堆内使用过程中存在一次中子源棒包壳破损的现象，这样可导致反应堆含硼冷却剂系统的放射性水平升高，增加工作人员和设备受照的剂量；
3.一次中子源组件仅使用于第一燃料循环，反应堆堆芯换料后一次中子源组件就不再使用。对于不再回堆使用的一次中子源组件将被作为高放射性废物进行贮存与处置，增加了核电站放射性固体废物的产生量；
4.一次中子源的采购费用高昂，增加核电工程的建造成本。
另外，带外加中子源的堆芯(以下简称：有源堆芯)通常是将外加中子源组件布置在靠近堆芯外围的燃料组件中，这样可提高堆芯外围和堆外中子探测器位置处的中子注量率水平，而由燃料自发裂变释放并形成的中子注量率水平在整个堆芯内基本上是均匀分布的，这就导致无外加中子源的堆芯(以下简称：无源堆芯)在其堆外中子探测器位置处的中子注量率水平与有源堆芯相比进一步降低。如果采用和有源堆芯相同性能的堆外中子探测器(即堆外核测系统的源量程探测器监测装置)，则在反应堆首次堆芯装料过程中堆外中子探测器将无法获得有效的中子计数率信号，从而出现中子注量率监测的“盲区”。为此，需要设计一种可用于方形燃料组件的加压轻水反应堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，确保无源堆芯装料时的反应堆临界安全。
发明内容
本发明专利的目的是在不降低首炉堆芯在堆芯装料时的临界安全监督要求的前提下，设计一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，用于解决：反应堆堆内不使用外加一次中子源的条件下，易出现中子注量率监测即临界安全监督的测量的“盲区”、一次中子源放射性强且易增加核电站放射性固体废物的产生量和采购费用高昂的技术问题。
本发明设计的无外加中子源(无论是一次中子源，还是二次中子源)的反应堆堆芯装料原理是：在无外加中子源的条件下，可以利用核燃料自发裂变释放的中子作为核反应堆的初始中子源。首炉堆芯中装载的均是新燃料组件，燃料自发裂变释放的中子主要来源于238U的自发裂变(除此之外还有少部分来自234U等核素的(α，n)反应)。但由燃料自发裂变释放出来的中子源强(每秒释放的中子个数)要比一次中子源释放出来的中子源强大约低2个数量级。这样在相同的堆芯次临界度下，由燃料自发裂变释放出来的中子源强经堆内次临界增殖后形成的堆内中子注量率水平，明显的低于由外加中子源释放出来的中子源强经堆内次临界增殖后形成的堆内中子注量率水平。
本发明的技术方案：
一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，包括如下步骤：
步骤一：安装中子探测器监测装置；中子探测器监测装置包括：堆外核测仪表系统、堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置；所述堆外核测仪表系统包括：两套源量程探测器监测装置、两套中间量程探测器监测装置和四套功率量程探测器监测装置；
步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器监测装置、源量程探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置在临界安全监督上的有效性；
步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；
步骤四：确定堆外核测仪表系统的源量程探测器监测装置保护功能的有效性；
步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；
步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离和管控，并对影响堆芯次临界度的参数进行监督；
步骤七：优化堆芯装载方式和步序。
所述堆芯装料方法用于使用方形燃料组件的加压轻水反应堆在无外加一次中子源的情况下的堆芯装料；所述堆芯装料方法用于所述反应堆的首炉堆芯。
所述步骤一，还包括：在反应堆堆外圆周方向上设置了八个用于安装堆外核测系统内各中子探测器的测量通道；堆外核测仪表系统用于监测堆内中子注量率；堆外核测仪表系统内的各测量量程的中子探测器被分别安装在这八个测量通道中的六个测量通道内；其中，每套中间量程探测器监测装置和每套源量程探测器监测装置共用同一测量通道，所述每套中间量程探测器监测装置设置在测量通道的中部；所述每套源量程探测器监测装置设置在测量通道的下部；
所述的堆外高灵敏度中子探测器监测装置和堆内临时中子计数装置内均设置有二次仪表监测设备。
所述步骤一，还包括：所述两套源量程探测器监测装置分别设置在反应堆堆外圆周方向上八个测量通道中的85°和275°方向的测量通道中，所述两套高灵敏度中子探测器监测装置分别设置在反应堆堆外圆周方向上八个测量通道中的0°和180°方向的测量通道中。
所述步骤一中还包括：所述的高灵敏度中子探测器监测装置的热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm2·s)；堆内临时中子计数装置的中子探测器的热中子灵敏度≥30cps/(n/cm2·s)；源量程探测器监测装置的热中子灵敏度≥8cps/(n/cm2·s)。
所述步骤二，还包括：
步骤2.1：堆芯装料开始前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂的状态下，将若干组新燃料组件依次对堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置和两套源量程探测器监测装置进行通道中子计数响应有效性的检测；
步骤2.2：在堆芯装料开始时，第一组入堆的燃料组件分别对三套堆内临时中子计数装置内的中子探测器进行通道中子计数响应有效性的检测。
所述步骤2.1中的若干组新燃料组件数量为3组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
所述步骤2.2中的第一组入堆燃料组件的燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
所述步骤三，还包括：
步骤3.1：在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表监测设备上进行反应堆倍增周期、次临界度、反应性和启动率等监督参数的计算；
步骤3.2：在堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表上，增加反应堆倍增周期、次临界度和启动率监督参数计算功能，并进行上述参数计算；
步骤3.3：在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表监测设备上，设置反应堆倍增周期的报警功能；
步骤3.4：在堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备上，增加反应堆倍增周期的报警功能。
所述步骤四，还包括：确定堆外核测仪表系统的源量程探测器监测装置的保护功能，在堆芯装料过程中继续保持原有功能的有效性。
所述步骤五，还包括：
步骤5.1：在所述核电站数字式分布控制系统上利用对一回路硼浓度的监测，增设使用“停堆硼浓度低报警”信号，作为针对于硼误稀释事故分析中需要的“中子注量率高报警”信号的替代；所述的中子注量率高报警为三倍的当前基准中子注量率；
步骤5.2：通过在线硼表和定期人工取样分析相结合的方式，对反应堆换料水池中的含硼冷却剂的硼浓度进行持续有效监督；
步骤5.3：对反应堆换料水池中含硼冷却剂的温度和液位进行持续有效的监督。
所述步骤六，还包括：
步骤6.1：将化学和容积控制系统、安全注射系统等影响反应堆次临界度的系统进行有效隔离；
步骤6.2：对乏燃料水池与转运仓之间的门、乏燃料水池与运输容器隔间之间的门、反应堆换料水池的闸门等影响反应堆次临界度的设备开合进行管控；
步骤6.3：按照电厂运行技术规范要求，对反应堆换料水池中含硼冷却剂的硼浓度、温度、液位等影响堆芯次临界度的参数进行持续有效的监督。
如上所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，所述步骤七，还包括：
步骤7.1：堆芯装料开始前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂状态下，使用若干组新燃料组件，依次对堆外的两套高灵敏度中子探测器监测装置和两套源量程探测器监测装置的有效性进行检查；
所述步骤7.1中使用的若干组新燃料组件数量为3组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度；
步骤7.2：堆芯装料开始时，第一组入堆燃料组件分别对已设置于堆芯的堆内三套临时中子计数装置的有效性进行检查；
所述步骤7.2中堆芯装料开始时，第一组入堆燃料组件的燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
步骤7.3：分别沿着堆内三套临时中子计数装置和堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置的周边堆芯坐标处，依次装入若干组新燃料组件，为整个堆芯装料操作建立临界安全监督的基础；
所述步骤7.3中的依次装入若干组新燃料组件的数量为12组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
步骤7.4：在满足堆芯装料临界安全监督的要求下，按照“蛇形”装料步序完成堆芯全部燃料组件的装载。
本发明的有益效果：
本发明设计的一种压水应堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，结合了反应堆的设计特点，对使用方形燃料组件的加压轻水反应堆首炉堆芯在采用无外加一次中子源的条件下，仍能实现堆芯装料过程中的有效的临界安全监督。
目前高性能的中子探测器已能够监测到的热中子灵敏度达到≥1000cps/(n/cm2·s)，这种高灵敏度中子探测器监测装置在反应堆采用无外加一次中子源的堆芯装料过程中，能够大大地缩小临界安全监督的测量“盲区”，且采用本发明设计的无外加一次中子源的堆芯装料方法不会降低反应堆的固有安全裕度。
本发明还能够产生如下的有益效果有：
①节省一次中子源的采购费用约2900万元/堆(源强为2×108n/s)，降低了核电工程的建设成本；
②消除了一次中子源组件在运输和贮存过程中的放射性风险，节约了相应的人力和物力，以及与辐射防护相关的成本；
③消除一次中子源组件在使用过程中由于棒包壳破损导致的反应堆含硼冷却剂系统的高放射性风险，减少了核电站工作人员和设备的受辐照剂量；
④减少核电站放射性固体废物的产生；
⑤堆外高灵敏度中子探测器监测装置和堆内临时中子计数装置等多种监测手段的使用，提高了反应堆在首次堆芯装料过程中中子监测的精度和灵敏度；
⑥采用优化的堆芯装载步序，提高了首次堆芯装料的效率，确保了堆芯装料的安全；
⑦彻底解决了使用方形燃料组件的加压轻水反应堆在堆芯装料技术上依赖于使用外加一次中子源的瓶颈，消除国外对我国采购一次中子源封锁的风险；
⑧使我国成为世界上第一个完全掌握使用方形燃料组件加压轻水反应堆首炉堆芯无外加一次中子源在反应堆首次堆芯装料过程中的临界安全监督核心技术的国家；
⑨为我国自主研发的华龙一号和CAP1400等使用方形燃料组件的三代核电机组“走出去”奠定坚实的基础，同时本专利技术还可用于AP1000和EPR等国际上的三代核电机组。
附图说明
图1为本发明所述的首燃料循环的堆芯装载图；
图2为本发明所述的堆外源量程探测器监测装置和高灵敏度探测器布置示意图；
图3为本发明专利所述的使用燃料组件对堆外各中子探测器进行中子计数响应检测的示意图；
图4为本发明专利所述的三套临时中子计数装置在堆内布置的示意图；
图5为本发明专利所述的使用燃料组件对三套临时中子计数装置进行中子计数响应检测的示意图；
图6为本发明专利所述的无外加一次中子源的首次堆芯装料建立临界安全监督平台的示意图；
图7为本发明专利所述的使用“蛇形”装料模式装入142组燃料组件示意图；
图8为本发明专利所述的堆芯装料步序的示意图；
图9为本发明专利所述的堆芯装料过程中堆内临时中子计数装置理论计算得到的中子计数率变化曲线示意图；
图10为本发明专利所述的堆芯装料过程中堆外高灵敏度中子探测器监测装置理论计算得到的中子计数率变化曲线示意图。
具体实施方式
下面结合附图与本发明专利的实施例，对一种可用于方形燃料组件加压轻水反应堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法的发明做进一步的介绍：
一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，包括如下步骤：
步骤一：安装中子探测器监测装置；中子探测器监测装置包括：堆外核测仪表系统、堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置；所述堆外核测仪表系统包括：两套源量程探测器监测装置、两套中间量程探测器监测装置和四套功率量程探测器监测装置；
步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器监测装置、源量程探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置在临界安全监督上的有效性；
步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；
步骤四：确定堆外核测仪表系统的源量程探测器监测装置保护功能的有效性；
步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；
步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离和管控，并对影响堆芯次临界度的参数进行监督；
步骤七：优化堆芯装载方式和步序。
所述堆芯装料方法用于使用方形燃料组件的加压轻水反应堆在无外加一次中子源的情况下的堆芯装料；所述堆芯装料方法用于所述反应堆的首炉堆芯。
所述步骤一，还包括：在反应堆堆外圆周方向上设置了八个用于安装堆外核测系统内各中子探测器的测量通道；堆外核测仪表系统用于监测堆内中子注量率；堆外核测仪表系统内的各测量量程的中子探测器被分别安装在这八个测量通道中的六个测量通道内；其中，每套中间量程探测器监测装置和每套源量程探测器监测装置共用同一测量通道，所述每套中间量程探测器监测装置设置在测量通道的中部；所述每套源量程探测器监测装置设置在测量通道的下部；
所述的堆外高灵敏度中子探测器监测装置和堆内临时中子计数装置内均设置有二次仪表监测设备。
所述步骤一，还包括：所述两套源量程探测器监测装置分别设置在反应堆堆外圆周方向上八个测量通道中的85°和275°方向的测量通道中，所述两套高灵敏度中子探测器监测装置分别设置在反应堆堆外圆周方向上八个测量通道中的0°和180°方向的测量通道中。所述的高灵敏度中子探测器监测装置的热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm2·s)；堆内临时中子计数装置的中子探测器的热中子灵敏度≥30cps/(n/cm2·s)；源量程探测器监测装置的热中子灵敏度≥8cps/(n/cm2·s)。
所述步骤二，还包括：
步骤2.1：堆芯装料开始前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂的状态下，将若干组新燃料组件依次对堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置和两套源量程探测器监测装置进行通道中子计数响应有效性的检测；
步骤2.2：在堆芯装料开始时，第一组入堆的燃料组件分别对三套堆内临时中子计数装置内的中子探测器进行通道中子计数响应有效性的检测。
由于本发明专利是针对无源堆芯装料方法，因此堆内装载的燃料组件全部都不带一次中子源组件。但是为确保堆芯装料的临界安全，因此必须在堆芯装料开始前，对用于监测堆芯装料临界安全的各种中子探测器的有效性进行检测，这是确保堆芯装料安全的重要步骤。由于无源堆芯装料是没有使用一次中子源组件，因此只能使用燃料组件，利用燃料组件自发裂变释放出来的中子对各种中子探测器的有效性进行检测。
由于本步骤的临时中子探测器是设置在堆内的，这样燃料组件可以靠近中子探测器进行有效性检测。因此，利用一组燃料组件自发裂变释放出来的中子强度，就能够满足中子探测器有效性检测的需要。如附图5，图示中1a～1d是表示仅使用一组燃料组件，分别在a～d四个位置依次对三个堆内临时中子探测器(以下简称TNC)的有效性进行检测。
所述步骤2.1中的若干组新燃料组件数量为3组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
所述步骤2.2中的第一组入堆燃料组件的燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
所述步骤三，还包括：
步骤3.1：在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表监测设备上进行反应堆倍增周期、次临界度、反应性和启动率等监督参数的计算；
步骤3.2：在堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表上，增加反应堆倍增周期、次临界度和启动率监督参数计算功能，并进行上述参数计算；
步骤3.3：在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表监测设备上，设置反应堆倍增周期的报警功能；
步骤3.4：在堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备上，增加反应堆倍增周期的报警功能。
所述步骤四，还包括：确定堆外核测仪表系统的源量程探测器监测装置的保护功能，在堆芯装料过程中继续保持原有功能的有效性。
所述步骤五，还包括：
步骤5.1：在所述核电站数字式分布控制系统上利用对一回路硼浓度的监测，增设使用“停堆硼浓度低报警”信号，作为针对于硼误稀释事故分析中需要的“中子注量率高报警”信号的替代；所述的中子注量率高报警为三倍的当前基准中子注量率；
步骤5.2：通过在线硼表和定期人工取样分析相结合的方式，对反应堆换料水池中的含硼冷却剂的硼浓度进行持续有效监督；
步骤5.3：对反应堆换料水池中含硼冷却剂的温度和液位进行持续有效的监督。
所述步骤六，还包括：
步骤6.1：将化学和容积控制系统、安全注射系统等影响反应堆次临界度的系统进行有效隔离；
步骤6.2：对乏燃料水池与转运仓之间的门、乏燃料水池与运输容器隔间之间的门、反应堆换料水池的闸门等影响反应堆次临界度的设备开合进行管控；
步骤6.3：按照电厂运行技术规范要求，对反应堆换料水池中含硼冷却剂的硼浓度、温度、液位等影响堆芯次临界度的参数进行持续有效的监督。
如上所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，所述步骤七，还包括：
步骤7.1：堆芯装料开始前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂状态下，使用若干组新燃料组件，依次对堆外的两套高灵敏度中子探测器监测装置和两套源量程探测器监测装置的有效性进行检查；
所述步骤7.1中使用的若干组新燃料组件数量为3组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。本步骤是对设置在堆外的高灵敏度中子探测器监测装置和源量程探测器监测装置进行有效性检测。由于燃料组件自发释放出来的中子的源强比一次中子源组件释放出来的中子的源强大约低2个数量级，再加上这些由燃料组件自发裂变释放出来的中子要想到达设置在堆外测量通道中的高灵敏中子探测器和源量程探测器监测装置，仅使用一组燃料组件的自发裂变释放出来的中子是不够的，因此为了满足对堆芯装料前高灵敏中子探测器和源量程探测器监测装置的有效性检测的需要，至少需使用一组燃料组件。至于需要使用多少组燃料组件，需要结合反应堆结构设计和堆芯设计，并使用蒙特卡洛计算程序进行分析，最后确定满足中子探测器有效性检测需要的使用燃料组件数目。需使用的燃料组件数目的另一个考虑因素，是燃料组件在检测过程中在堆内就位的安全性。后续实施例中使用了3组燃料组件。如附图3中的1～3表示使用了3组燃料组件，图3中所示的a和b表示这3组燃料组件分别在这两个位置进行检测。
步骤7.2：堆芯装料开始时，第一组入堆燃料组件分别对已设置于堆芯的堆内三套临时中子计数装置的有效性进行检查；
所述步骤7.2中堆芯装料开始时，第一组入堆燃料组件的燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
步骤7.3：分别沿着堆内三套临时中子计数装置和堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置的周边堆芯坐标处，依次装入若干组新燃料组件，为整个堆芯装料操作建立临界安全监督的基础；
所述步骤7.3中的依次装入若干组新燃料组件数量为12组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
步骤7.4：在满足堆芯装料临界安全监督的要求下，按照“蛇形”装料步序完成堆芯全部燃料组件的装载。
具体实施例：
本发明专利的实施例是基于由157组方形燃料组件组成的加压轻水反应堆堆芯。该反应堆堆芯装载的每组燃料组件含有呈17×17型方形排列的264根燃料棒、24个可放置控制棒、可燃毒物棒或中子源棒的导向管，和1个仪表管。为展平堆芯功率分布，首燃料循环的堆芯燃料组件按照235U富集度1.8％、2.4％、3.1％分三区装载，附图1给出了首燃料循环堆芯装载图。
一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，具体实施方式：1.探测器的布置
本发明专利将使用三类用于测量反应堆堆内中子注量率的中子探测器：
(1)放置在反应堆压力容器外面的、核电厂设计上用于监测堆内中子注量率的RPN系统的SRC探测器，详见附图2中的位置标识；
(2)方形燃料组件加压轻水反应堆首次堆芯装料通常使用的TNC，详见附图3中的位置标识；
(3)本发明专利增设的堆外高灵敏度中子探测器监测装置，详见附图2中的位置标识，。
通常，方形燃料组件加压轻水反应堆的RPN系统包括两套源量程探测器(以下简称：SRC)监测装置、两套中间量程探测器(以下简称：IRC)监测装置和四套功率量程探测器(以下简称：PRC)监测装置。它们被分别设置在反应堆堆外圆周方向上的八个用于安装堆外核测系统探测器的测量通道中的六个测量通道之中。其中，两个SRC探测器被分别设置在反应堆堆外圆周的85°和275°方向上的测量通道之中，详见附图2中的位置标识。
在采用无外加一次中子源的堆芯装料方法时，为尽可能的提高堆外中子探测器对堆内中子注量率水平的有效监测，在反应堆堆外圆周的0°和180°方向上的两个RPN系统备用测量孔道内增设两个高灵敏度中子探测器监测装置(详见附图2中的位置标识)。本发明专利增设的高灵敏度中子探测器监测装置(其热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm2·s))，以弥补SRC探测器(其热中子灵敏度≥8cps/(n/cm2·s))在反应堆堆芯处于深次临界状态下对中子注量率水平进行有效的临界安全监督。同时，为提高反应堆首炉堆芯在无外加一次中子源的堆芯装料过程中的临界安全监督水平，在堆芯装料开始时还在反应堆堆内设置了三套TNC(其热中子灵敏度≥30cps/(n/cm2·s))，附图4给出了三套TNC在堆内的布置示意图。
2.有效的临界安全监督措施
(1)将使用包括RPN系统的两套SRC、在RPN系统两个备用测量通道增加的两套高灵敏度中子探测器监测装置，以及堆内三套TNC共计七套中子探测器，对堆芯装料过程的临界安全实施有效的监督；
(2)确保七套中子探测器的性能是有效的；
(3)在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表上增设置反应堆倍增周期的报警功能，并具备反应堆倍增周期(包括周期)、反应性等参数的计算与监测功能；
(4)在堆内三套TNC监测装置内的二次仪表上增设置反应堆倍增周期的计算与报警功能，并实施监测；
(5)确定RPN系统的SRC探测器的保护功能在堆芯装料过程中的有效性；
(6)在DCS上利用对一回路硼浓度的监测，增设使用“停堆硼浓度低报警”信号，作为针对于硼误稀释事故分析中需要的“中子注量率高报警”信号(即：3Φ0信号，即三倍的当前基准中子注量率)的替代；
(7)确定堆内三套TNC在堆芯装料过程中，满足至少0.5cps的有效中子计数率的监督；
(8)按照电厂运行技术规范的要求，加强对换料水池中含硼冷却剂的硼浓度、液位、温度等影响堆芯次临界度的参数监督要求；
(9)在首次堆芯装料过程中，将化学和容积控制系统、安全注射系统等影响反应堆次临界度的系统进行有效隔离；并对乏燃料水池与转运仓之间的门、乏燃料水池与运输容器隔间之间的门、反应堆换料水池的闸门等影响反应堆次临界度的设备开合进行管控。
3.优化堆芯装载方式与步序
(1)第一步，堆芯装料前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂状态下，使用若干组(如本发明专利实施例仅使用3组)燃料富集度最高(如本发明专利实施例采用的燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度)的新燃料组件，依次就位于堆芯270°、90°两个方位上(详见附图3所示)，可完成对RPN系统的两套SRC探测器和两套高灵度中子探测器进行通道中子计数响应有效性的检测，以满足临界安全监督对RPN系统的SRC探测器和高灵敏度中子探测器监测装置有效性的规定；
(2)第二步，将第一步使用的若干组(如本发明专利实施例仅使用3组)燃料组件运回燃料厂房(以下简称：KX厂房)；
(3)第三步，向反应堆换料水池中注入2300ppm的含硼冷却剂水至水池标高为19.3m以上；
(4)第四步，分别在堆芯规定的坐标(如本发明专利实施例规定的堆芯坐标D-3、C-12、N-4)处依次装入三套TNC，详见附图4所示；
(5)第五步，使用若干组(如本发明专利实施例仅使用一组，且为计划的第一组)入堆新燃料组件，依次对堆内的三套TNC的中子计数响应有效性进行检测，以满足临界安全监督对TNC有效性的规定，详见附图5所示；
(6)第六步，分别沿着堆内三套TNC和堆外两套高灵敏度探测器的周边堆芯坐标处，依次装入若干组(如本发明专利实施例采用的共计12组)燃料富集度最高(如本发明专利实施例采用的燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度)的新燃料组件，为整个堆芯装料操作过程建立临界安全监督的基础，详见附图6所示；
(7)第七步，按照批准的优化堆芯装料方式与步序(如本发明专利实施例采用的“蛇形”装料步序)完成堆芯142组燃料组件的装载，详见附图7所示；
(8)第八步，分别将堆芯规定的坐标，如本发明实施例规定的堆芯坐标D-3、C-12、N-4处的三套TNC取出，并依次装入相应的剩余3组燃料组件的装载，详见附图8所示。至此，完成首炉堆芯全部堆芯共计157组燃料组件的首次堆芯装载工作。
附图9和附图10给出了按照上述的操作步骤，本发明专利实施例的三套堆内TNC和两套堆外高灵敏度中子探测器监测装置在整个首次堆芯装料过程中的理论模拟计算得到的中子计数率变化曲线。
至此，在无外加一次中子源的前提下，可安全、顺利地完成使用方形燃料组件加压轻水反应堆首炉堆芯的堆芯装载工作。

Claims (12)

1.一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于，包括如下步骤：
步骤一：安装中子探测器监测装置；中子探测器监测装置包括：堆外核测仪表系统、堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置；所述堆外核测仪表系统包括：两套源量程探测器监测装置、两套中间量程探测器监测装置和四套功率量程探测器监测装置；
步骤二：确定堆外高灵敏度中子探测器监测装置、源量程探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置在临界安全监督上的有效性；
步骤三：在高灵敏度中子探测器监测装置和堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备进行临界安全监督参数计算及报警功能；
步骤四：确定堆外核测仪表系统的源量程探测器监测装置保护功能的有效性；
步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设硼浓度临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；
步骤六：对影响反应堆次临界度的系统和设备进行隔离和管控，并对影响堆芯次临界度的参数进行监督；
步骤七：优化堆芯装载方式和步序；
所述步骤七，还包括：步骤7.1：堆芯装料开始前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂状态下，使用若干组新燃料组件，依次对堆外的两套高灵敏度中子探测器监测装置和两套源量程探测器监测装置的有效性进行检查；
步骤7.2：堆芯装料开始时，第一组入堆燃料组件分别对已设置于堆芯的堆内三套临时中子计数装置的有效性进行检查；
步骤7.3：分别沿着堆内三套临时中子计数装置和堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置的周边堆芯坐标处，依次装入若干组新燃料组件，为整个堆芯装料操作建立临界安全监督的基础；
步骤7.4：在满足堆芯装料临界安全监督的要求下，按照“蛇形”装料步序完成堆芯全部燃料组件的装载。
2.如权利要求1所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述堆芯装料方法用于使用方形燃料组件的加压轻水反应堆在无外加一次中子源的情况下的堆芯装料；所述堆芯装料方法用于所述反应堆的首炉堆芯。
3.如权利要求2所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤一还包括：在反应堆堆外圆周方向上设置了八个用于安装堆外核测系统内各中子探测器的测量通道；堆外核测仪表系统用于监测堆内中子注量率；堆外核测仪表系统内的各测量量程的中子探测器被分别安装在这八个测量通道中的六个测量通道内；其中，每套中间量程探测器监测装置和每套源量程探测器监测装置共用同一测量通道，所述每套中间量程探测器监测装置设置在测量通道的中部；所述每套源量程探测器监测装置设置在测量通道的下部；
所述的堆外高灵敏度中子探测器监测装置和堆内临时中子计数装置内均设置有二次仪表监测设备。
4.如权利要求3所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤一，还包括：所述两套源量程探测器监测装置分别设置在反应堆堆外圆周方向上八个测量通道中的85°和275°方向的测量通道中，所述两套高灵敏度中子探测器监测装置分别设置在反应堆堆外圆周方向上八个测量通道中的0°和180°方向的测量通道中。
5.如权利要求4所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤一中还包括：所述的高灵敏度中子探测器监测装置的热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm2·s)；堆内临时中子计数装置的中子探测器的热中子灵敏度≥30cps/(n/cm2·s)；源量程探测器监测装置的热中子灵敏度≥8cps/(n/cm2·s)。
6.如权利要求5所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤二，还包括：
步骤2.1：堆芯装料开始前，在反应堆压力容器内不充注含硼冷却剂的状态下，将若干组新燃料组件依次对堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置和两套源量程探测器监测装置进行通道中子计数响应有效性的检测；
步骤2.2：在堆芯装料开始时，第一组入堆的燃料组件分别对三套堆内临时中子计数装置内的中子探测器进行通道中子计数响应有效性的检测。
7.如权利要求6所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤2.1中的若干组新燃料组件数量为3组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
8.如权利要求7所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤三，还包括：
步骤3.1：在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表监测设备上进行临界安全监督参数计算；所述临界安全监督参数，包括：反应堆倍增周期、次临界度、反应性和启动率；
步骤3.2：在堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表上，增加所述临界安全监督参数的计算功能，并进行临界安全监督参数计算；
步骤3.3：在高灵敏度中子探测器监测装置内的二次仪表监测设备上，设置反应堆倍增周期的报警功能；
步骤3.4：在堆内三套临时中子计数装置内的二次仪表监测设备上，增加反应堆倍增周期的报警功能。
9.如权利要求8所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤四还包括：确定堆外核测仪表系统的源量程探测器监测装置的保护功能，在堆芯装料过程中继续保持原有功能的有效性。
10.如权利要求9所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤五，还包括：
步骤5.1：在所述核电站数字式分布控制系统上利用对一回路硼浓度的监测，增设使用“停堆硼浓度低报警”信号，作为针对于硼误稀释事故分析中需要的“中子注量率高报警”信号的替代；所述的中子注量率高报警为三倍的当前基准中子注量率；
步骤5.2：通过在线硼表和定期人工取样分析相结合的方式，对反应堆换料水池中的含硼冷却剂的硼浓度进行持续有效监督；
步骤5.3：对反应堆换料水池中含硼冷却剂的温度和液位进行持续有效的监督。
11.如权利要求10所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：所述步骤六，还包括：
步骤6.1：将影响反应堆次临界度的化学和容积控制系统、安全注射系统进行有效隔离；
步骤6.2：对影响反应堆次临界度的乏燃料水池与转运仓之间的门、乏燃料水池与运输容器隔间之间的门、反应堆换料水池的闸门开合进行管控；
步骤6.3：按照电厂运行技术规范要求，对影响堆芯次临界度的反应堆换料水池中含硼冷却剂的硼浓度、温度、液位参数进行持续监督。
12.如权利要求1所述的一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的堆芯装料方法，其特征在于：
所述步骤7.1中使用的若干组新燃料组件数量为3组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度；
所述步骤7.3中依次装入若干组新燃料组件的组件数量为12组，燃料富集度为3.1％，即为首炉堆芯装载的最高燃料富集度。
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