本发明属反应堆工程设计运行领域，一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法，包括：步骤一：安装中子探测器监测装置；步骤二：确认源量程探测器监测装置及高灵敏度中子探测器监测装置通道中子计数响应性能；步骤三：堆外高灵敏度中子探测器监测装置内二次仪表上，进行临界安全监督参数计算及报警功能设置；步骤四：源量程探测器监测装置保护功能有效性确认；步骤五：电站数字式分布控制系统增设临界安全监督关键参数监测及报警功能；步骤六：反应堆升温升压；步骤七：增设小流量稀释控制转换点及稀释区间控制；步骤八：对影响反应堆次临界度设备隔离管控；步骤九：引导无外加一次中子源堆芯由深次临界状态过渡到临界状态。
1.一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法，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：堆外核测仪表系统和堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置；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：对步骤一中的源量程探测器监测装置和高灵敏度中子探测器监测装置的通道中子计数响应性能有效性进行确认；
步骤三：在堆外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的计算及报警功能的设置；
步骤四：在反应堆开始逼近临界操作前，对步骤一中的源量程探测器监测装置的保护功能有效性进行确认；
步骤五：在核电站数字式分布控制系统上增设临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；所述临界安全监督关键参数包括硼浓度；
步骤七：在逼近临界的硼稀释操作过程中，增设小流量稀释控制的转换点，及稀释区间的控制；
步骤八：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；
步骤九：引导无外加一次中子源的反应堆堆芯安全、顺利地由深次临界状态过渡到临界状态。
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逼近临界方法，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设置在测量通道的下部；所述高灵敏度中子探测器被安装在这八个测量通道中的剩下两个测量通道内；
所述的堆外高灵敏度中子探测器监测装置内设置有二次仪表监测设备；
所述两套源量程中子探测器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。
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逼近临界方法，其特2
征在于：所述的高灵敏度中子探测器的热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm·s)；源量程中子2
探测器的热中子灵敏度≥8cps/(n/cm·s)。
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逼近临界方法，其特征在于：所述步骤二，还包括：
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和两套源量程中子探测器进行通道中子计数响应有效性的检测；并持续不间断地保持至反应堆堆芯逼近临界的全过程。
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逼近临界方法，其特征在于：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监督参数的计算；所述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。
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逼近临界方法，其特征在于，所述步骤四中，确定源量程探测器监测装置在有源堆芯设置的保护功能，在无源堆芯的逼近临界过程中持续保持其有效性。
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逼近临界方法，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，对反应堆冷却剂系统中的含硼冷却剂的硼浓度进行持续有效监督；
步骤5.3：对反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力进行持续有效的监督。
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逼近临界方法，其特征在于：所述步骤六，还包括：
步骤6.1：在反应堆在升温与升压过程中，确定反应堆所处运行模式下的控制棒组提出状态，并确定所提出的控制棒组及其组数；
步骤6.2：继续进行反应堆的升温与升压至热停堆工况，高灵敏度中子探测器就可探测到有效的中子计数；此时高灵敏度中子探测器可在无外加一次中子源的反应堆仍处于深度次临界的状态下，承担起堆芯逼近临界过程中的临界安全监督作用。
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逼近临界方法，其特征在于：所述步骤七，还包括：
步骤7.1：在反应堆逼近临界的硼稀释操作过程中，增设控制硼稀释操作速率由快速稀释转为慢速稀释的转换点；硼稀释转换点设置为预计临界硼浓度+200ppm；硼稀释速率转换点既为硼浓度小流量稀释区间的最大值；硼浓度小流量稀释区间的最小值为预计临界硼浓度；
步骤7.2：步骤7.1所述的硼浓度小流量稀释区间内，以最小正反应性引入速率确定慢速硼稀释的小流量稀释速率。
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逼近临界方法，其特征在于：所述步骤八，还包括：
步骤8.1：在反应堆进行硼稀释操作前，包括反应堆升温升压过程中，反应堆冷却剂系统的硼浓度必须维持在电厂运行技术规范规定的范围内；在此期间将所有与反应堆冷却剂系统相连通的、可能引入低于规定硼浓度的硼水管线进行隔离和管控；所述规定硼浓度最低值为用于安全分析的硼浓度；所述硼稀释是采用除盐除离子水对反应堆冷却剂系统中的硼浓度进行稀释；
步骤8.2：对具有改变堆芯次临界度的堆芯状态参数进行监督和控制；若在此过程中引入正反应性导致异常偏离，及时采取纠正措施，确保反应堆回到电厂技术规范规定的安全状态；所述纠正措施包括：将提出堆外的控制棒组全部插入堆芯、启动安全注入系统将浓硼酸溶液注入反应堆堆芯；所述堆芯状态参数包括反应堆冷却剂系统的压力、温度，以及控制棒棒位。
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逼近临界方法，其特征在于：所述步骤九，还包括：步骤9.1：除主调节棒组提升至指定的棒位外，其余所有控制棒组，包括停堆棒组和功率补偿棒组均提出堆芯；所述指定的棒位为主调节棒组用于最后向超临界过渡、在其控制棒行程范围内的某一规定棒位；
步骤9.2：采用硼浓度大流量进行快速稀释，直至达到硼浓度小流量稀释区间规定的硼浓度上限为止；
步骤9.3：当步骤9.2中硼浓度达到硼浓度小流量稀释区间规定的硼浓度上限时，转为硼浓度小流量进行慢速稀释，直至倒中子数计数率达到0.1，或外推预计临界硼浓度与理论计算的临界硼浓度的差值小于特征值时，停止一切硼稀释操作，并对停止硼稀释操作后的反应堆冷却剂系统中的硼酸浓度进行搅混，并等待反应堆冷却剂系统中的硼酸浓度均匀；
步骤9.4：反应堆首次临界可能在硼浓度搅混均匀的过程中达到；因此在硼浓度搅混均匀过程中，需要通过调整主调节棒组的棒位来稳定堆芯的中子注量率水平；所述稳定堆芯的中子注量率水平的主调节控制棒组操作包括：小幅度插入或者提升控制棒组的棒位；
步骤9.5：如果反应堆在硼浓度搅混均匀后未能达到临界，则通过逐步提出主调节控制棒组使堆芯趋近临界，直至反应堆堆芯达到首次临界状态。
一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法
技术领域
[0001] 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逼近临界方法。
背景技术
[0002] 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235
新建成时的反应堆首炉堆芯装载的均为低 U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启动过程中，都无一例外地使用了在
堆内存在有带外加一次中子源组件的情况下实现堆芯逼近临界的方法。
[0003] 使用外加一次中子源的堆芯逼近临界方法的主要目的，是为了在新建成的反应堆首次堆芯启动的逼近临界过程中(即“达临界”)，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”)。
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通常百万级核电机组首炉堆芯的一次中子源源强大约为2～4×10(n/cm·s)。
[0004] 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：
[0005] 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；
[0006] 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；
[0007] 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；
[0008] 4.一次中子源的采购费用高昂，增加核电工程的建造成本。
[0009] 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)，则在反应堆堆芯首次达临界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”。
[0010] 目前，高灵敏度中子探测器在反应堆采用无外加一次中子源的堆芯装料过程中，已能够大大地缩小临界安全监督的测量“盲区”，因此，在已有技术手段的基础上需要开展
对无外加一次中子源条件下的堆芯能否实现逼近临界方法的进一步验证研究，以进一步提
升无外加一次中子源的条件下更有效的临界安全监督，确保无源堆芯逼近临界过程中的反
应堆临界安全。
发明内容
[0011] 本发明专利的目的是在不降低首炉堆芯在逼近临界过程中的临界安全监督要求的前提下，设计了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
的堆芯逼近临界方法，对现有的方形燃料组件的加压轻水反应堆的堆芯逼近临界方法的提
升和发展，使反应堆首炉堆芯在逼近临界过程中，在无外加一次中子源的条件下仍能够实
现有效的临界安全监督，并可安全、顺利地引导反应堆堆芯达到首次临界状态。
[0012] 本发明的技术方案：
[0013] 一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法，包括如下步骤：
[0014] 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：堆外核测仪表系统和堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置；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；
[0015] 步骤二：对步骤一中的源量程探测器监测装置和高灵敏度中子探测器监测装置的通道中子计数响应性能有效性进行确认；
[0016] 步骤三：在堆外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的计算及报警功能的设置；
[0017] 步骤四：在反应堆开始逼近临界操作前，对步骤一中的源量程探测器监测装置的保护功能有效性进行确认；
[0018] 步骤五：在电站数字式分布控制系统上增设包括硼浓度等临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；
[0019] 步骤六：进行反应堆的升温、升压操作；
[0020] 步骤七：在逼近临界的硼稀释操作过程中，增设小流量稀释控制的转换点，及稀释区间的控制；
[0021] 步骤八：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；
[0022] 步骤九：引导无外加一次中子源的反应堆堆芯安全、顺利地由深次临界状态过渡到临界状态。
[0023] 所述步骤一，还包括：
[0024] 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设置在测量通道的下部；所述高灵敏度
中子探测器被安装在这八个测量通道中的剩下两个测量通道内；
[0025] 所述的堆外高灵敏度中子探测器监测装置内设置有二次仪表监测设备；
[0026] 所述两套源量程中子探测器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。
[0027] 所述的高灵敏度中子探测器的热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm2·s)；源量程中子2
探测器的热中子灵敏度≥8cps/(n/cm·s)。
[0028] 所述步骤二，还包括：
[0029] 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和两套源量程中子探测器进行通道中子计
数响应有效性的检测；并持续不间断地保持至反应堆堆芯逼近临界的全过程。
[0030] 步骤三，还包括：
[0031] 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；
[0032] 步骤3.2：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。
[0033] 步骤四中，确定源量程探测器监测装置在有源堆芯设置的保护功能，在无源堆芯的逼近临界过程中持续保持其有效性。
[0034] 所述步骤五，还包括：
[0035] 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；
[0036] 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，对反应堆冷却剂系统中的含硼冷却剂的硼浓度进行持续有效监督；
[0037] 步骤5.3：对反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力进行持续有效的监督。
[0038] 所述步骤六，还包括：
[0039] 步骤6.1：在反应堆在升温与升压过程中，确定反应堆所处运行模式下的控制棒组提出状态，并确定所提出的控制棒组及其组数；
[0040] 步骤6.2：继续进行反应堆的升温与升压至热停堆工况，高灵敏度中子探测器就可探测到有效的中子计数；此时高灵敏度中子探测器可在无外加一次中子源的反应堆仍处于
深度次临界的状态下，承担起堆芯逼近临界过程中的临界安全监督作用。
[0041] 所述步骤七，还包括：
[0042] 步骤7.1：在反应堆逼近临界的硼稀释操作过程中，增设控制硼稀释操作速率由快速稀释转为慢速稀释的转换点；硼稀释转换点设置为预计临界硼浓度+200ppm；硼稀释速率
转换点既为硼浓度小流量稀释区间的最大值；硼浓度小流量稀释区间的最小值为预计临界
硼浓度；
[0043] 步骤7.2：步骤7.1所述的硼浓度小流量稀释区间内，以最小正反应性引入速率确定慢速硼稀释的小流量稀释速率。
[0044] 所述步骤八，还包括：
[0045] 步骤8.1：在反应堆进行硼稀释操作前，包括反应堆升温升压过程中，反应堆冷却剂系统的硼浓度必须维持在电厂运行技术规范规定的范围内；在此期间将所有与反应堆冷
却剂系统相连通的、可能引入低于规定硼浓度的硼水管线进行隔离和管控；所述规定硼浓
度最低值为用于安全分析的硼浓度；所述硼稀释是采用除盐除离子水对反应堆冷却剂系统
中的硼浓度进行稀释。
[0046] 步骤8.2：对具有改变堆芯次临界度的反应堆冷却剂系统的压力、温度，以及控制棒棒位等堆芯状态参数进行监督和控制；若在此过程中引入正反应性导致异常偏离，及时
采取纠正措施，确保反应堆回到电厂技术规范规定的安全状态；所述纠正措施包括：将提出
堆外的控制棒组全部插入堆芯、启动安全注入系统将浓硼酸溶液注入反应堆堆芯。
[0047] 所述步骤九，还包括：
[0048] 步骤9.1：除主调节棒组提升至指定的棒位外，其余所有控制棒组，包括停堆棒组和功率补偿棒组均提出堆芯；所述指定的棒位为主调节棒组用于最后向超临界过渡、在其
控制棒行程范围内的某一规定棒位；
[0049] 步骤9.2：采用硼浓度大流量进行快速稀释，直至达到硼浓度小流量稀释区间规定的硼浓度上限为止；
[0050] 步骤9.3：当步骤9.2中硼浓度达到硼浓度小流量稀释区间规定的硼浓度上限时，转为硼浓度小流量进行慢速稀释，直至倒中子数计数率达到0.1，或外推预计临界硼浓度与
理论计算的临界硼浓度的差值小于特征值时，停止一切硼稀释操作，并对停止硼稀释操作
后的反应堆冷却剂系统中的硼酸浓度进行搅混，并等待反应堆冷却剂系统中的硼酸浓度均
匀；
[0051] 步骤9.4：反应堆首次临界可能在硼浓度搅混均匀的过程中达到；因此在硼浓度搅混均匀过程中，需要通过调整主调节棒组的棒位来稳定堆芯的中子注量率水平；所述稳定
堆芯的中子注量率水平的主调节控制棒组操作包括：小幅度插入或者提升控制棒组的棒
位；
[0052] 步骤9.5：如果反应堆在硼浓度搅混均匀后未能达到临界，则通过逐步提出主调节控制棒组使堆芯趋近临界，直至反应堆堆芯达到首次临界状态。
[0053] 本发明的有益效果：
[0054] 一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法，是结合了反应堆的设计特点，研发出相应的技术手段，并制定出相应的管理措施，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，仍能安全、顺利地引导反应堆堆芯由
次临界状态达到临界状态，并实现反应堆堆芯在逼近临界过程中的有效的临界安全监督。
本发明还具有如下有益效果：
[0055] (1)节省一次中子源的采购费用约2900万元/堆(如本实施例采用的一次中子源源8
强为2×10n/s)，降低了核电工程的建设成本；
[0056] (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；
[0057] (3)消除一次子中源组件在使用过程中由于一次子中源棒包壳破损导致的反应堆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；
[0058] (4)减少核电站放射性固体废物的产生；
[0059] (5)堆外高灵敏度中子探测器监测装置监测手段的使用，可在堆芯仍具有足够的次临界度时恢复了对堆芯中子注量率实施有效的临界安全监督的功能；
[0060] (6)优化反应堆升温、升压过程中提升控制棒组的方式，实现了反应堆在达到热停堆状态时堆外高灵敏度中子探测器监测装置就恢复了对堆芯实施有效的临界安全监督的
功能；
[0061] (7)增设使用“停堆硼浓度低报警”信号作为3Φ0的替代，预计硼浓度小流量稀释区间等保护与控制手段，确保本发明技术不会降低反应堆堆芯逼近临界方法的堆芯安全要
求；
[0062] (8)彻底解决了使用方形燃料组件的加压轻水反应堆在堆芯逼近临界方法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；
[0063] (9)使我国成为世界上第一个完全掌握使用方形燃料组件的加压轻水反应堆首炉堆芯在无外加一次中子源的条件下，实现堆芯达临界核心技术的国家，并具有完全自主知
识产权；
[0064] (10)本发明技术可用于我国自主研发的使用方形燃料组件的三代加压轻水反应堆的核电机组，为国产三代核电机组“走出去”奠定坚实的基础。同时，本发明技术还可用于
AP1000和EPR等国际上的三代加压轻水反应堆的核电机组；
[0065] (11)为世界范畴内使用方形燃料组件的加压轻水反应堆，在应用无外加一次中子源的堆芯逼近临界方法的开发和应用上贡献了“中国技术”和“中国智慧”。
附图说明
[0066] 图1为本发明所述的首燃料循环的堆芯装载图；
[0067] 图2为本发明所述的首燃料循环堆芯控制棒布置图；
[0068] 图3为本发明所述的RPN系统的SRC和高灵敏度探测器布置的示意图；
[0069] 图4为本发明所述的反应堆升温升压过程中高灵敏度中子探测器测量到的中子计数率的变化曲线示意图。
具体实施方式
[0070] 下面结合附图与本发明专利的实施例，对一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法的发明做进一步的介绍：
[0071] 一种压水堆首炉堆芯无外加一次中子源的逼近临界方法，包括如下步骤：
[0072] 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(RPN系统)和堆外两套高灵敏度中子探测器监测装置(Highly Sensitive Neutron
Detector，简称：HSD系统)；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；
[0073] 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设置在测量通道的下部；所述高灵敏度
中子探测器被安装在这八个测量通道中的剩下两个测量通道内；
[0074] 所述的堆外高灵敏度中子探测器监测装置内设置有二次仪表监测设备；
[0075] 所述两套源量程中子探测器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。
[0076] 所述的高灵敏度中子探测器的热中子灵敏度≥1000cps/(n/cm2·s)；源量程中子2
探测器的热中子灵敏度≥8cps/(n/cm·s)。
[0077] 步骤二：对步骤一中的源量程探测器监测装置和高灵敏度中子探测器监测装置的通道中子计数响应性能有效性进行确认；
[0078] 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和两套源量程中子探测器进行通道中子计
数响应有效性的检测；并持续不间断地保持至反应堆堆芯逼近临界的全过程。
[0079] 步骤三：在堆外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的计算及报警功能的设置；
[0080] 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；
[0081] 步骤3.2：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。
[0082] 步骤四：在反应堆开始逼近临界操作前，对步骤一中的源量程探测器监测装置的保护功能有效性进行确认；确保在无源堆芯的逼近临界过程中持续保持原有保护功能的有
效性。
[0083] 步骤五：在电站数字式分布控制系统(Digital Control System，简称：DCS)上增设包括硼浓度等临界安全监督关键参数的持续监测和报警功能；
[0084] 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；
[0085] 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，对反应堆冷却剂系统中的含硼冷却剂的硼浓度进行持续有效监督；
[0086] 步骤5.3：对反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力进行持续有效的监督。
[0087] 步骤六：进行反应堆的升温、升压操作；
[0088] 步骤6.1：在反应堆在升温与升压过程中，确定反应堆所处运行模式下的控制棒组提出状态，并确定所提出的控制棒组及其组数；
[0089] 步骤6.2：继续进行反应堆的升温与升压至热停堆工况，高灵敏度中子探测器就可探测到有效的中子计数；此时高灵敏度中子探测器可在无外加一次中子源的反应堆仍处于
深度次临界的状态下，承担起堆芯逼近临界过程中的临界安全监督作用。
[0090] 步骤七：在逼近临界的硼稀释操作过程中，增设小流量稀释控制的转换点，及稀释区间的控制；
[0091] 步骤7.1：在反应堆逼近临界的硼稀释操作过程中，增设控制硼稀释操作速率由快速稀释转为慢速稀释的转换点；硼稀释转换点设置为预计临界硼浓度+200ppm；硼稀释速率
转换点既为硼浓度小流量稀释区间的最大值；硼浓度小流量稀释区间的最小值为预计临界
硼浓度；
[0092] 如上所述200ppm是硼浓度小流量稀释区间的范围；这一区间的下限是“预计临界硼浓度”，这一区间的上限是“预计临界硼浓度+200ppm”。在逼近临界的硼稀释操作过程中，
当堆芯中的硼浓度分析值达到或者很接近“预计临界硼浓度+200ppm”值的时候，说明反应
堆堆芯距离堆芯临界状态已经很接近了，为了确保接下来的反应堆逼近临界操作的安全，
将不能继续使用原来的硼稀释速率，就必须降低硼稀释的速率。因此必须确定一个硼稀释
速率转换的切入点。这个切入点是本发明技术方案中的一个关键内容，即硼浓度小流量稀
释区间的上限，即“预计临界硼浓度+200ppm”。
[0093] 步骤7.2：步骤7.1所述的硼浓度小流量稀释区间内，以最小正反应性引入速率确定慢速硼稀释的小流量稀释速率。
[0094] 所述反应堆逼近临界的稀释操作主要分两步：
[0095] 第一步：在稀释操作前，反应堆冷却剂系统处于高硼浓度的阶段时，堆芯的次临界度比较深，此阶段可以采用大流量的快速稀释操作方式。但是随着堆芯次临界度逐步减小
后，尤其是快接近临界时，大流量稀释操作就存在安全风险，就必须减小稀释流量。第二步：
采用小流量的慢速稀释操作。因此，本发明技术方案中采取增设小流量稀释区间的控制手
段来达到确保稀释操作过程中的逼近临界的安全。
[0096] 步骤八：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；
[0097] 步骤8.1：在反应堆进行硼稀释操作前，包括反应堆升温升压过程中，反应堆冷却剂系统的硼浓度必须维持在电厂运行技术规范规定的范围内；在此期间将所有与反应堆冷
却剂系统相连通的、可能引入低于规定硼浓度的硼水管线进行隔离和管控；所述规定硼浓
度最低值为用于安全分析的硼浓度；所述硼稀释是采用除盐除离子水对反应堆冷却剂系统
中的硼浓度进行稀释。
[0098] 步骤8.2：对具有改变堆芯次临界度的反应堆冷却剂系统的压力、温度，以及控制棒棒位等堆芯状态参数进行监督和控制；若在此过程中引入正反应性导致异常偏离，及时
采取纠正措施，确保反应堆回到电厂技术规范规定的安全状态；所述纠正措施包括：将提出
堆外的控制棒组全部插入堆芯、启动安全注入系统将浓硼酸溶液注入反应堆堆芯。
[0099] 步骤九：引导无外加一次中子源的反应堆堆芯安全、顺利地由深次临界状态过渡到临界状态。
[0100] 步骤9.1：除主调节棒组提升至指定的棒位外，其余所有控制棒组，包括停堆棒组和功率补偿棒组均提出堆芯；所述指定的棒位为主调节棒组用于最后向超临界过渡、在其
控制棒行程范围内的某一规定棒位；
[0101] 步骤9.2：采用硼浓度大流量进行快速稀释，直至达到硼浓度小流量稀释区间规定的硼浓度上限为止；
[0102] 步骤9.3：当步骤9.2中硼浓度达到硼浓度小流量稀释区间规定的硼浓度上限时，转为硼浓度小流量进行慢速稀释，直至倒中子数计数率达到0.1，或外推预计临界硼浓度与
理论计算的临界硼浓度的差值小于特征值时，停止一切硼稀释操作，并对停止硼稀释操作
后的反应堆冷却剂系统中的硼酸浓度进行搅混，并等待反应堆冷却剂系统中的硼酸浓度均
匀；
[0103] 步骤9.4：反应堆首次临界可能在硼浓度搅混均匀的过程中达到；因此在硼浓度搅混均匀过程中，需要通过调整主调节棒组的棒位来稳定堆芯的中子注量率水平；所述稳定
堆芯的中子注量率水平的主调节控制棒组操作包括：小幅度插入或者提升控制棒组的棒
位；
[0104] 步骤9.5：如果反应堆在硼浓度搅混均匀后未能达到临界，则通过逐步提出主调节控制棒组使堆芯趋近临界，直至反应堆堆芯达到首次临界状态。
[0105] 下面结合具体实施例，对本发明技术方案，做进一步介绍：
[0106] 本实施例是基于由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
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组件按照 U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，
附图2给出了首燃料循环堆芯控制棒布置图。
[0107] 探测器的布置：本实施例中使用了两类用于测量堆内中子注量率的中子探测器：
[0108] 第一类：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堆外核测仪表系统RPN中的源量程中子探测器SRC(详见附图3中的位置标识)；
[0109] 第二类：增设的堆外高灵敏度中子探测器HSD(详见附图3中的位置标识)。
[0110] 通常，使用方形燃料组件的加压轻水反应堆的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3中的位置标识)。
[0111] 在采用无外加一次中子源的堆芯逼近临界方法时，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，缩小堆外中子探测器对堆内中子注量率水平的监测
“盲区”，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(详见附图3中的位置标识)。本发明专利实施例增设的高灵敏度中子探
2 2
测器(灵敏度≥1000cps/(n/cm·s))，以弥补SRC探测器(灵敏度为8cps/(n/cm·s))在反
应堆堆芯处于深度次临界状态下对堆内中子注量率水平进行有效的临界安全监督，并与源
量程探SRC探测器共同承担反应堆首次堆芯逼近临界过程中对堆内中子注量率的有效监
测。
[0112] 有效的临界安全监督措施：
[0113] (1)将使用包括RPN系统的两套SRC、在RPN系统备用测量通道增加的两套HSD装置共计四套中子探测器，对反应堆首次堆芯逼近临界过程中的临界安全实施有效的监督；
[0114] (2)确保四套中子探测器的性能是有效的；
[0115] (3)在HSD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)、反应性和启动率等参数的计算与持续监测功能；
[0116] (4)确定RPN系统的SRC探测器在有源堆芯设置的保护功能在无源堆芯的逼近临界过程中的有效性；
[0117] (5)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；
[0118] (6)在堆芯逼近临界的硼稀释过程中增设小流量稀释区间的控制手段；
[0119] (7)按照电厂运行技术规范的要求，加强对反应堆冷却剂系统的硼浓度、温度和压力，以及控制棒棒位等影响堆芯次临界度的参数监督要求；
[0120] (8)在首次堆芯逼近临界过程中，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实施有效的管控。
[0121] 反应堆达临界过程与步骤
[0122] 第一步，按照电厂运行技术规范的规定进行反应堆的升温与升压操作；
[0123] 第二步，按照电厂运行技术规范的规定，当反应堆运行模式达到RRA冷却正常停堆模式(NS/RRA)时，将反应堆停堆控制棒组SA/SB/SC提出堆芯，其余控制棒组插入堆芯；
[0124] 第三步，按照电厂运行技术规范的规定继续进行反应堆的升温与升压至蒸汽发生器冷却正常停堆模式(NS/SG)的热停堆工况(HZP)；
[0125] 第四步，将除主调节棒组提至指定棒位外，如本发明专利实施例将主调节棒组R棒组提升至130步，其余所有包括停堆棒组和功率补偿棒组提出堆芯；
[0126] 第五步，采用大流量快速稀释，直至达到小流量稀释区间要求的硼浓度上限，停止大流量快速稀释操作；
[0127] 第六步，将大流量快速稀释操作转为小流量慢速稀释操作，直至1/M倒中子数计数率达到0.1，或外推预计临界硼浓度与理论计算的临界硼浓度的差值小于特征值，如本发明
专利实施例使用的经验值30ppm时停止一切的硼稀释操作，等待反应堆冷却剂系统中的硼
酸浓度的搅混与均匀；
[0128] 第七步，反应堆首次临界可能在硼浓度搅混与均匀过程中达到。在此过程中，可通过调节主调节棒组的棒位来稳定堆芯中子注量率水平；
[0129] 第八步，如果反应堆在硼浓度搅混与均匀后未能达到临界，则通过逐步提出主调节棒组使堆芯趋近临界，直至反应堆达到首次临界状态。
[0130] 按照上述的操作步骤，附图4给出了本发明专利实施例在反应堆冷却剂系统硼浓度为2300ppm、ARO‑R130时，反应堆在升温升压过程中，高灵敏度中子探测器测量到的中子
计数率的变化情况。
[0131] 由图4中曲线可知，随着反应堆冷却剂系统平均温度的逐步升高和水密度的不断降低，高灵敏度中子探测器测量到的中子计数率随之在不断地逐步增大，当反应堆冷却剂
系统的平均温度达到286℃，反应堆冷却剂系统压力为15.5MPa时，高灵敏度中子探测器已
经能够测量到有效的中子计数，如本发明专利实施例要求的0.5cps。这之后，本发明专利的
实施例可按照有源堆芯的达临界方式，实现使用方形燃料组件的加压轻水反应堆首炉堆芯
在无外加一次中子源的安全、顺利的达到首次临界状态。
[0132] 至此，在无外加一次中子源的前提下，可实现使用方形燃料组件的加压轻水反应堆首炉堆芯安全、顺利地达到首次临界状态。
