一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法

技术领域

本发明属于核技术应用领域，具体涉及一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法。

背景技术

次级中子源是一种燃料组件的相关组件，正常情况下在堆芯内共有两组，在机组启动过程中为堆芯临界安全监督提供中子源通量，当因外部因素，新建机组无法采购初级中子源组件，导致无法正常起堆，或在役机组中一组或两组次级中子源组件发生意外损伤或损坏，导致次级中子源组件无法复用时，将直接导致机组装料过程中无法按要求执行堆芯临界安全监督，极大影响机组启动和大修进度，造成极大的经济损失。

发明内容

本发明的目的是提供一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法，能够实现新建机组在无法采购初级中子源，或在役机组次级中子源发生意外损伤后，及时利用其它同类型机组已辐照次级中子源替代目标机组中子源组件，实现启动过程中为堆芯临界安全监督。

本发明的技术方案如下：一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法，包括如下步骤：

步骤1：明确目标机组堆芯中子源组件的要求；

步骤2：根据步骤1中的要求，选取同类型机组不回堆的次级中子源组件，分别从中子源强度和结构进行计算和评估。

所述的步骤1包括电厂机组技术规格书所要求的中子源强度，源量程测量通道对装换料过程中的临界监督要求。

所述的步骤1包括要求“停堆状态下要有计数，计数率至少达到每秒2个计数”，对目标反应堆，核实该反应堆所在核电厂技术规格书要求，明确装换料过程中必须同时保证两个中子源组件，且满足两列源量程中子探测器每秒2个CPS的要求。

所述的步骤2包括二次中子源强度，当二次中子源卸出堆芯以后，二次中子源源强将随时间的推移逐渐减弱，通过反应堆二次中子源参数计算方法计算，得到卸出堆芯的二次中子源组件源强。

所述的步骤2包括通过已公布的能谱数据，得到二次中子源辐照后参数，通过ORIGEN计算复用组件各燃耗区的核子密度和衰变光子参数，建立建立堆芯装料后满载状态的全堆模型，基于建立堆芯装料后满载状态下的全堆模型，计算二次源棒内的光中子源和复用组件内的中子源，引起的堆外探测器响应计算结果，得到结果显示堆芯装料后，源量程计数率是满足2cps的要求。

所述的步骤2包括根据计算中子源组件能谱和源项结果，选择合适的屏蔽容器，即可实现机组间次级中子源的转移。

所述的步骤2包括替代中子源在目标机组中配插入对应燃料组件，在堆芯装料过程中，监督堆芯两列源量程中子探测通道，确认替代的次级中子源计数率大于2CPS，满足堆芯装料中临界监督要求，完成装料。

本发明的有益效果在于：实现新建机组在无初级中子源组件的情况下，首循环装料起堆的堆芯临界监督或在役机组中一组或两组次级中子源组件不可用时，实现转换料过程中的堆芯临界安全监督，保障机组正常起堆，具有极大的经济效益。

附图说明

图1为一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法流程图。

具体实施方式

下面结合附图及具体实施例对本发明作进一步详细说明。

一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法，包括如下步骤：

步骤1：明确目标机组堆芯中子源组件的要求，包括电厂机组技术规格书所要求的中子源强度，源量程测量通道对装换料过程中的临界监督要求；

根据国标《核反应堆仪表准则第一部分：一般原则》(GB127889.1-91)要求“停堆状态下要有计数，计数率至少达到每秒2个计数”，其次，对目标反应堆，核实该反应堆所在核电厂技术规格书要求，例如方家山核电厂技术规格书要求：“燃料的装卸料操作只能在两列源量程中子探测通道可用的情况下进行，次临界中子通量必须至少能由一列源量程测量通道连续监测，以能在主控显示”。

按照上述通过国标和核电厂技术规格书所述要求，明确装换料过程中必须同时保证两个中子源组件，且满足两列源量程中子探测器每秒2个CPS的要求。

步骤2：根据步骤1中的要求，选取同类型机组不回堆的次级中子源组件，分别从中子源强度和结构进行计算和评估：

二次中子源强度：当二次中子源卸出堆芯以后，二次中子源源强将随时间的推移逐渐减弱，通过《反应堆二次中子源参数计算方法》计算，得到卸出堆芯的二次中子源组件源强，以M310机组为例，计算得到出堆二次中子源组件源强如下表所示：

查询二次中子源中子能谱如下表所示：

查询二次中子源γ射线能谱

通过以上已公布的能谱数据，得到二次中子源辐照后参数，通过ORIGEN计算复用组件各燃耗区的核子密度和衰变光子参数，建立堆芯装料后满载状态的全堆模型，基于堆芯装料后满载状态下的全堆模型，计算二次源棒内的光中子源和复用组件内的中子源，引起的堆外探测器响应计算结果，得到结果显示堆芯装料后，源量程计数率是满足2cps的要求。

二次中子源结构可用性评估：

二次中子源在堆内以固定式相关组件的形式随燃料组件进入堆芯，相同机组类型的燃料组件，其结构尺寸是一致的，因此对应的二次中子源的结构也是一致的，因此机组间替代的二次中子源在机械结构、几何结构和堆内相容性上不存在不可行性。

根据计算中子源组件能谱和源项结果，选择合适的屏蔽容器，即可实现机组间次级中子源的转移。

替代中子源在目标机组中配插入对应燃料组件，在堆芯装料过程中，监督堆芯两列源量程中子探测通道，确认替代的次级中子源计数率大于2CPS，满足堆芯装料中临界监督要求，完成装料。

实施例

一种大型商用压水堆次级中子源机组间替代方法，包括以下步骤：

步骤1：

明确目标机组堆芯所需中子源强度及监督要求，根据核电厂技术规格书要求：“燃料的装卸料操作只能在两列源量程中子探测通道可用的情况下进行，次临界中子通量必须至少能由一列源量程测量通道连续监测，以能在主控显示”，根据国标《核反应堆仪表准则第一部分：一般原则》(GB127889.1-91)要求“停堆状态下要有计数，计数率至少达到每秒2个计数”。

即按照要求，装换料过程中必须同时保证两个中子源组件，且满足两列源量程中子探测器每秒2个CPS的要求；

步骤2：

计算替代的机组次级中子源强度，选取替代的二次源组件需能够满足上述的核电机组堆芯装料过程中临界监督计数率监测要求，因此对已辐照的次级中子源组件计算源强，通过对替代中子源上个循环等效满功率天数和出堆暂存期间衰变时间，计算替代中子源的中子源强，根据中子源强，计算评估其装入目标机组燃料组件后在装料过程中源量程中子探测器所得到的计数率值是否满足目标机组堆芯装料临界监督的要求。

步骤3：

对替代的中子源组件与燃料组件结构适配性进行评估，堆芯设计中子源整体作为一个点源实现堆芯临界监督，因此，中子源棒在中子源组件中的布置不影响堆芯临界监督，同类型机组间中子源组件与燃料组件是匹配的，如17*17型燃料组件对应的中子源组件，均以相关组件形式配插在燃料组件中。

步骤4：

通过屏蔽容器，将次级中子源组件转运至目标机组，并配插至中子源对应燃料组件中，屏蔽容器需要具有较好的中子和伽马屏蔽效果，根据中子源强度和能谱，选择有效的屏蔽容器实现在机组间转运并配插至燃料组件中；

步骤5：

装料启动过程通过堆芯源量程中子探测通道，实现装料过程的临界安全监督。