一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法
阅读说明：本技术 一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法 (Unloading method for replacing secondary neutron source component with central fuel component ) 是由 叶国栋 王勇智 詹勇杰 邓志新 李文涛 代前进 王澄瀚 杨嗣 沈亚杰 刘臻 高永 于 2020-09-07 设计创作，主要内容包括：本发明公开一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法,包括如下步骤：在大修卸料前,卸料开始之前核实堆芯中心燃料组件的燃耗深度、换料水池硼浓度、温度和水位高度,卸料前进行基准计数率测量和报警整定值设定,卸料开始后按照斜对角式进行卸料操作,卸料到第58a步时将中心燃料组件移动到堆芯N06位置,并重新进行基准计数率计算和报警整定值的设定,再重复按照斜对角的卸料方式完成堆芯卸料,相比传统的卸料方法,本发明卸料方法不再使用二次中子源组件,不再需要采购新的二次中子源组件,可以节省采购费用,减少氚产生量、降低操作人员的辐照风险,具有很好的经济性、环保性、安全性。(The invention discloses a discharging method for replacing a secondary neutron source component with a central fuel component, which comprises the following steps: before overhaul and unloading, before unloading, verifying the burnup depth of a core center fuel assembly, the boron concentration of a refueling water pool, the temperature and the water level height, before unloading, carrying out reference counting rate measurement and alarm setting value setting, after unloading, carrying out unloading operation according to an oblique diagonal mode, moving the center fuel assembly to the position of N06 of the core when unloading to the step 58a, carrying out reference counting rate calculation and alarm setting value setting again, and then repeatedly finishing core unloading according to the oblique diagonal unloading mode.)
技术领域
本发明涉及反应堆技术领域，具体涉及一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法。
背景技术
650MWe压水堆核电站是一种大型商用核电站，堆芯总共有121个燃料组件，所用燃料组件的U235富集度不超过4.5％，用轻水作为慢化剂、冷却剂和反射层，强迫对流传热，目前国内650MWe压水堆核电站主要分布在浙江、海南等沿海经济发达地区。
卸料是核电厂换料大修的重要工作，如图1所示，传统的压水堆卸料方法是在堆芯特定位置布置二次中子源燃料组件，图1中S1/S2分别表示650MWe压水堆堆芯的两个二次中子源组件，用于加强装卸料和临界启动期间的堆芯监测，保证核安全。但是传统卸料方法存在以下几方面问题：
1、二次中子源组件的设计寿期约15年，因此必须每15年重新从国外采购新的二次中子源，目前国际贸易紧张局势加剧，二次中子源组件是核电站里的重要设备，从国外采购的难度越来越大；
2、二次中子源的采购价格较贵，按照目前的市场价，核电站设计寿命按照60年计算，每台机组需要花费约300万的采购费用，国内目前现有的650MWe压水堆核电站总共有6台，累计需1800万的采购费用；
3、每次换料大修都要重新拔插二次中子源组件，存在机械破损或失效风险，造成无二次中子源组件可用，甚至大修被迫中止，无法启堆的严重后果；
4、传统卸料方法过程中，需要堆内移动二次中子源组件，并需要重新测量中子计数率基准值和重新设定报警整定值，这两次堆内移源和报警整定值调整需要花费大约1小时，存在改进优化的空间；
5、二次中子源组件在插拔过程中，会增加操作人员受辐照风险；
6、二次中子源使用过程中会产生大量的氚，约占总氚产生量的15％，这会增加了环境排放压力；
7、由于650MW和1000MWe压水堆的压力容器尺寸相同，650MW压水堆堆芯外圈比1000MW压水堆堆芯少了36根燃料组件，因此650MW压水堆的堆芯外围反射层更厚，逃脱反射层的中子更少，研发无源卸料的难度较高，挑战较大。
发明内容
为了解决上述技术问题中的至少一个方面，本发明提供一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法，该方法能够满足整个卸料过程的源量程中子计数率始终大于1cps的技术要求，这种方法不仅简化了原有的卸料操作流程，缩短了工作时间，节省设备采购和维护费用，降低氚产生量，降低人员辐照风险。
本发明的技术方案如下：一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法，包括如下步骤：
步骤1：在大修停堆前，卸料开始之前核实堆芯中心燃料组件的燃耗深度、换料水池硼浓度、温度、水位高度；
步骤2：卸料前进行基准计数率测量和报警整定值设定；
步骤3：卸料开始后按照斜对角式进行卸料操作；
步骤4：中心燃料组件在堆芯N06位置就位以后，重新进行基准计数率测量和报警整定值设定。
所述的步骤1中燃耗深度必须满足大于36000MWd/tU。
所述的步骤1中换料水池硼浓度介于2300-2500ppm。
所述的步骤1中换料水池温度介于10-60℃。
所述的步骤1中换料水池水位≥19.3m。
所述的步骤2规定了卸料开始前两个源量程平均计数率的基准值的测量方法，并用基准值设定源量程计数率报警整定值。
所述的步骤3卸料开始后按照斜对角式进行卸料操作，卸料到第58a步时将中心燃料组件移动到堆芯N06位置。
所述的步骤4规定了中心燃料组件在堆芯N06位置就位后需重新进行两个源量程平均计数率的基准值的测量，并用基准值设定源量程计数率报警整定值。
本发明的有益效果在于：
(1)本发明卸料方法无需使用二次中子源组件，因此取消了二次中子源的采购和维护，为核电站节省二次中子源的可观的采购费用和维护费用，经济效益较好，也解决了二次中子源国际采购困难的问题；
(2)本发明卸料方法可以显著减少核电站氚产量，和传统卸料方法相比，减少氚产生量约15％，可以消除氚排放带来的环境压力；
(3)本发明卸料方法由于取消了二次中子源的使用，卸料过程不再进行二次中子源堆内移动和操作，优化了操作步序，缩短了卸料时间，有利于提高电厂经济性。
(4)本发明卸料方法由于取消了二次中子源的使用，大修期间无需再对二次中子源组件进行倒换插拔，消除了二次中子源组件破损和失效的风险，也降低了操作人员的辐射安全风险。
附图说明
图1是根据650MWe压水堆堆芯结构和二次中子源布置示意图；
图2是根据本发明实施例利用中心燃料组件替代二次中子源的卸料方法示意图。
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。
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例的附图，对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述。显然，所描述的实施例是本发明的一个实施例，而不是全部的实施例。基于所描述的本发明的实施例，本领域普通技术人员在无需创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
除非另外定义，本发明使用的技术术语或者科学术语应当为本发明所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。
根据本发明实施例提供的替代二次中子源的选择方法：大修卸料前，先确认当前燃料循环堆芯中心燃料组件的燃耗深度，必须满足大于36000MWd/tU，由于中心燃料组件在换料设计中会选择剩余反应性相对较小的已辐照燃料组件，一般是经历了3个燃料循环的辐照，再加上国内650MWe核电站都已实施长燃料循环改造，因此正常情况下，中心燃料组件的燃耗深度大于36000MWd/tU是肯定能满足的。确认燃耗深度满足要求后，在第58a步将这组中心燃料组件从堆芯中心位置移到N06位置，作为替代二次中子源组件使用；否则在卸料步序第1到第58步之间重新选择满足燃耗深度大于36000MWd/tU的燃料组件作为替代二次中子源组件，并将这组选定替代二次中子源组件就位到N06位置，由于第1到第58步之间有许多燃料组件经历了3个循环辐照，选择燃耗深度36000MWd/tU的燃料组件的余地是非常大的。
根据本发明实施例提供的在卸料步序前58步，确认堆芯A06/A07/A08以及N06/N07/N08位置的已辐照燃料组件分别至少有一组满足燃耗深度大于20000MWd/tU，这样能保证源量程中子计数率满足技术要求。
参考图2，根据本发明实施例提供的一种利用中心燃料组件替代二次中子源组件的卸料方法，包括如下步骤：
步骤1：在卸料前确认中心燃料组件的燃耗深度，燃耗深度必须满足大于36000MWd/tU，确认换料水池硼浓度介于2300-2500ppm，换料水池温度介于10-60℃，换料水池水位≥19.3m。
步骤2：卸料开始前，连续记录10组源量程中子计数率的数据，并取平均值作为基准计数率，再利用基准计数率乘以2-3倍作为源量程探测器的报警保护整定值。
步骤3：参考图2，按照斜对角式依次完成第1步到第58步的燃料组件卸料操作，通过监督与出堆燃料组件数对应的1/M曲线(中子倒计数率曲线)，以及对换料水池硼浓度、水温等状态参数的监测，确认反应堆堆芯在卸料过程中始终处于次临界状态，整个换料堆芯卸料操作始终是处于受控状态，第58a步将中心燃料组件移到堆芯N06位置，并脱扣就位。
步骤4：在中心燃料组件移到堆芯N06位置并脱扣就位后，重新进行基准计数率测量和报警整定值的设定，连续记录10组源量程中子计数率的数据，并取平均值作为基准计数率，再利用基准计数率乘以2-3倍作为源量程探测器的报警保护整定值。
完成第4步骤以后，继续按照斜对角式依次完成第59步到第121步的燃料组件卸料操作，通过监督与出堆燃料组件数对应的1/M曲线(中子倒计数率曲线)，以及对换料水池硼浓度、水温等状态参数的监测，确认反应堆堆芯在卸料过程中始终处于次临界状态，整个换料堆芯卸料操作始终是处于受控状态，直到全部燃料组件完成卸出操作。
根据本发明实施例的利用中心燃料组件替代二次中子源的卸料方法，还考虑了出现如下几种异常情况下的问题决策和处理：
卸料过程期间，如果发生以下任何一种情况，都将立即停止卸料操作，将问题汇报大修卸料领导小组，在找到根本原因和实施纠正行动以后，再由卸料领导小组决策是否重新开始卸料。在恢复换料堆芯卸料操作前必须做如下工作：
如果卸料操作暂停超过4个小时，在恢复卸料前必须对中子计数率和堆芯状态进行检查，必要时重新计算基准计数率；
任何一套源量程测量通道的中子计数率异常突增5倍以上；
两套源量程测量通道的中子计数率异常突增2倍以上；
任意一套源量程测量通道异常发出“停堆时中子通量高”报警信号；
源量程测量通道的中子计数率(或者ICRR)存在明显不正常时；
一回路冷却剂的硼浓度发生意外变化，偏离初始硼浓度±20ppm以上；
一回路冷却剂的温度发生意外变化，其变化量超过±7℃；
一套源量程探测器不可用，且在线硼表不可运行时；
主控制室与反应堆厂房的换料堆芯卸料主控制台的通讯系统中断时；
应急硼化系统不能运行时。
在换料堆芯卸料过程中发生在线硼表不可使用情况时，应加强硼浓度取样分析的频度，每12个小时对换料水池进行一次取样分析。
当两个源量程测量通道中只有一个中子计数率测量通道处于正常工作状态时，在1小时内停止反应堆厂房的燃料操作，并且对源量程的检修必须在3天内完成。如果两个源量程通道都不可运行时，在1小时内停止反应堆厂房内的燃料操作，并通过手动取样每8小时确认硼表的可用性。同时对源量程的检修必须在24小时内完成。
本发明卸料方法，相比传统的卸料方法，减少了堆内燃料组件移动和报警整定值的设定次数，节省了卸料时间。
本发明卸料方法，相比传统的卸料方法，不再需要插拔二次中子源组件，避免二次中子源反复插拔导致破损和失效的风险，能够降低操作人员受辐射风险，提高操作安全性。
本发明卸料方法不再使用二次中子源组件，相比传统的卸料方法，节省了可观的二次中子源的采购费用和维护费用，可提高核电厂的经济性。
本发明卸料方法不再使用二次中子源组件，相比传统的卸料方法，大幅减少氚产生量，可缓解核电厂的氚排放压力。
本发明卸料方法不再使用二次中子源组件，无需重新采购二次中子源，解决了进口限制的问题。
对于本发明的实施例，还需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。
以上，仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，本发明的保护范围应以权利要求的保护范围为准。