反應堆裝料

根據反應堆的大小和規模，在十或幾十工作年後需從上面卸料，其可能性在於利用了一個帶有呈正方形柵格狀排列的凹孔的底面板，通過此板可限定水平方向上的球間距離，使加在爐壁上的力的分佈變小，另外這壓力也可通過圓錐形的爐壁體而變小。特別是在大的反應堆中還在堆芯配置了用於吸收中心的石墨棒。例如，對煤球爐式反應堆裝燃料，根據反應堆的大小和規模，在十或幾十工作年後需從上面卸料，其可能性在於利用了一個帶有呈正方形柵格狀排列的凹孔的底面板，通過此板可限定水平方向上的球間距離，使加在爐壁上的力的分佈變小，另外這壓力也可通過圓錐形的爐壁體而變小。特別是在大的反應堆中還在堆芯配置了用於吸收中心的石墨棒。 ^[1] 

核電廠反應堆在設計上分為有外加中子源和無外加中子源2種。在CANDU重水堆和WWER壓水堆中，很多機組均不設置外加中子源，反應堆採用無源裝料和啓動的方式。

而在大部分的壓水堆（PWR）反應堆設計中均設置了外加中子源，為反應堆裝料和啓動提供起始中子水平，以滿足監督要求。然而由於各種原因，如堆芯沒有及時裝入外加活化的次級中子源，或者中子源因長時間停堆而使源強衰減過多時，就不能提供足夠的起始中子水平，需採用無源裝料和啓動的方式。介紹秦山核電廠第5燃料循環和第11燃料循環的無源啓動情況以及相應的應對措施。

（1）次級中子源

核反應堆堆芯加中子源組件的用途是提供一個起始中子水平，以保證堆外中子探測器有效工作以及探測器的響應與堆芯中子增殖相對應。在堆芯首次裝料時，同時裝入初級和次級中子源，換料堆芯則只裝入次級中子源。秦山核電廠次級中子源組件採用銻-鈹源（Sb-Be），其工作原理是：當反應堆在功率運行時，中子注量率達到一定水平會激活銻，銻將進行γ衰變，能量足夠高的γ射線可引起鈹釋放出一箇中子。根據設計，次級中子源需要在堆內輻照11d後才能達到設計的源強要求，發揮中子源的作用，並且為了維持源強，必須對之進行重複照射。

（2）法規要求

我國相關的核安全導則和標準中，對核電廠反應堆堆芯裝料及啓動階段的監督要求有如下內容的描述：

1）《核動力廠運行限制和條件及運行規程》（HAD103/01-2004） 附錄I.1.4反應堆堆芯中子注量率監測：為了在反應堆各種功率水平下（包括啓動和停堆工況）充分地監測中子注量率，應規定儀表監測要求。這些要求可包括為提供必要的最低注量率水平而使用的中子源和中子探測器的靈敏度。

2）《核電廠堆芯的安全設計》（HAD102/07-1989）第3.5節堆芯監測系統：在反應堆啓動時，特別是首次啓動時，中子注量率遠遠低於滿功率運行時的注量率，所以需要更為靈敏的、臨時的中子探測器來測量中子注量率。為使中子注量率水平提高到啓動中子注量率監測器的量程之內，可能需要使用中子源。

3）《核電廠堆芯和燃料管理》（HAD103/03-1989）第2.2.3節堆芯監測：在反應堆啓動、功率運行、停堆、試驗和裝料過程中，必須監測包括中子注量率和中子注量率的變化率在內的堆芯參數。

4）《三十萬千瓦壓水堆核電廠反應堆物理啓動試驗》 （EJ446-89）規定：在裝料完成以及臨界啓動前，堆外中子計數裝置上的中子計數率應在滿足信噪比大於2的條件下不低於0.5s^-1，否則必須採取措施（例如更換高效計數管）來滿足要求。

導則與標準中對於中子源組件的描述是為了在達到法規要求下對堆芯進行有效監測。在堆芯沒有中子源組件的情況下，需要採取相應的補償措施，使反應堆處於有效的監督與控制之下。

由於秦山核電廠第10次換料大修時間較長，反應堆內已輻照燃料所產生的自發裂變中子將會更多，無外加中子源時探測器將能夠獲得更強的信號。

秦山核電廠通過實踐證明，在堆芯沒有有效的外加中子源的情況下，可以採用高效中子探測器、安全分析以及加強技術與行政管理等措施，使反應堆處於有效的監測與控制之下。在沒有外加中子源的情況下，壓水堆核電廠的換料啓動能夠利用堆內的自發裂變中子進行有效的監督。

因此，在成熟反應堆上實施無外加中子源的啓動時，安全能夠得到保證。換料堆芯取消次級中子源是可行的，同時有利於減少放射性廢物產生、降低中子源破損引起的輻射劑量風險、降低氚的排放並減少電廠針對次級中子源的管理措施與工作量。 ^[2] 

2002年11月，在功率調試中進行電站屏蔽調查中發現反應堆廠房反應堆端面(R1-110)人工換料處(見圖1)的劑量率比較大，遠大於電站最終安全分析報告(FSAR12)中所規定的0.025mSv/h。R1-110為反應堆廠房可出入區域，佈置的主要設備為6個液體毒物注射系統(LISS)注入嘴及6個液體毒物罐。注射嘴的正下方為反應堆換料中人工裝載新燃料的工作地點。為此，中國加拿大聯合調試隊對劑量率來源進行諸多調查和分析，通過現場實際劑量率測量和射線能譜的分析，當時得到的結論是R1-110區域γ放射性來自反應堆端面的6個LISS(液體毒物注射系統)注入嘴，劑量率主要是由活化腐蝕產物和發射能量為 511keV 的γ射線(簡稱“511keV γ射線”)的核素所貢獻。在減少該區域劑量率的努力中，聯合調試隊曾經改善主慢化劑系統(MOD)的水質，例如MOD系統投入雙樹脂牀運行，以減少腐蝕產物的濃度，但是R1-110區域的劑量率幾乎沒有下降，後來又在R1-110區域安裝永久鋼屏蔽，R1-110裝新燃料處的劑量率有所下降，但下降幅度較小，平均劑量率仍在0.05mSv/h 左右，問題沒有得到徹底的解決。安裝的永久鋼屏蔽只是對其上部的3個LISS 注入口進行有效的屏蔽，而下部的3個LISS注入口卻無法屏蔽，這是屏蔽效果不佳的原因。由於現場實施屏蔽措施的困難，要進一步降低場所劑量率，必須尋求其它方法，必須深入進行γ射線來源分析。

（1）由於511keV γ射線來源複雜，及¹⁷F短半衰期，導致用常規方法對反應堆廠房R1-110區域劑量率貢獻的主要核素(511 keV γ射線核素)來源分析比較困難。

（2）通過衰變測定，可以確定R1-110區域的劑量率貢獻中¹⁷F佔絕大部分(其活度約佔80%)，由於其半衰期僅為66s，通過增加延遲箱的延遲時間來衰變¹⁷F的方法可以大大降低R1-110區域的劑量率，若延遲時間增加240s，則場所劑量率可降低至原來的約1/5，新燃料裝載點劑量率可從滿功率運行時的0.05mSv/h降低為約0.01mSv/h，以滿足最終安全分析報告的要求。

（3）如果工藝上許可，也可以通過減少經過閥門(3271-V24)的重水流量或關閉3271-V24來大幅度減少場所劑量率。

（4）從電站集體劑量來考慮，在現今的運行狀況下，在該區域裝新燃料的年度集體劑量約為83.2mSv。如果R1-110區域的劑量率降低為原來的約1/5，則該項工作的集體劑量每年可減少66.56mSv。 ^[3]