介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界，并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现，在低中子注量率情况下，利用反应堆启动率(或周期)的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时，利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律，能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。

0 引 言

目前，我国正在推进先进三代核电机组的建设和运行。三门核电厂和海阳核电厂共计 4 台先进核电机组已全部正式商运，“华龙一号”、“国和一号”等先进核电机组也正在积极筹建中。以在运行的先进三代核电机组为例，在首堆装料时， 装载入 2 组含有 252Cf 材料的初级中子源组件，同时机组设计有 4 套源量程探测器用于装料和启动，由于这些因素使得该型机组在首次临界时具有一些特殊的特性。本文以国内某核电机组首次达临界和再启动情况为例，阐述某型先进三代核电机组反应堆首次达临界的特性，并简要分析这些特性可借鉴的意义，以期为其他在运行或建设机组提供参考。

1 先进三代核电机组反应堆达临界概述

1.1 首次达临界

核电机组反应堆达临界操作并不追求确切的理论临界点，而是以实现工程达临界为目的。基于这一目的，核电机组反应堆在达临界，特别是临界判断方面有一些特殊的要求。依据机组调试规范要求，反应堆首次达临界时采用稀释硼浓度达临界的方式实现。

鉴于某型先进三代核电机组反应性控制特点[1]，该型反应堆设计有 69 组控制棒，分成 3 类控制棒组，分别为停堆棒组(SD1~SD4)、控制棒组(M2、M1、MA~MD)以及轴向偏移控制棒(AO 棒)。控制棒组中 MA~MD 为灰棒，使用24 根钨棒作为吸收体材料，反应性价值远小于其他控制棒组。由于其棒微分和积分价值较小，因此，一般不作为试验时的先导棒组。

1.1.1 首次达临界的流程首次达临界的流程为：①提出 4 组 SD 棒;②稀释反应堆冷却剂系统(RCS)硼浓度至预计临界硼浓度+150 mg/L;③全提 AO 棒，再全提 M2\M1\MA~MD 棒组，达到控制棒全提(ARO)状态;④通过稀释硼浓度直到反应堆出现临界特征后，停止稀释;⑤宣布反应堆临界;⑥通过 AO 棒控制中子注量率达到一个稳定的工程达临界点[约为 0.001%额定热功率(RTP)水平];⑦实施低功率物理试验内容。

1.1.2 判断临界特征 判断临界特征主要包括：

①反应堆中间量程探测器显示有约 0.2 dpm(1dpm 表示每分钟发生 1 次衰变)的稳定正启动率;②反应性仪有稳定指示约 35 pcm ( 1 pcm=10-5)的正反应性;③源量程计数率出现明显的指数增长。

1.2 再启动达临界

机组寿期运行过程中反应堆再启动达临界与首次达临界略有不同，可以采用提棒达临界的方式进行达临界操作。

根据运行规程，反应堆再启动达临界操作流程为：①提出 SD 棒组;②预稀释 RCS 至预期临界硼浓度;③提出 AO 棒至预期临界棒位;④提出 M2 棒组至全提;⑤叠步提出 M 棒组，直至反应堆出现临界特征;⑥继续提升控制棒，提升反应堆功率至指定低功率平台。

1.3 临界操作特点

基于核电机组不寻求绝对临界点的特点，其反应堆达临界操作也相对更为简洁。硼浓度稀释达临界时，通过小流量稀释(约 6 m3/h 速率)硼浓度的方式不断地缓慢地向反应堆添加正反应性，直至反应堆堆芯出现正的启动率，停止稀释硼浓度操作。随后，利用当前正的启动率(周期) 使反应堆中子注量率不断上升，达到一定的程度后确保堆外核测量系统更为精确地指示。

在反应堆再启动达临界过程中，由于先前机组运行数据的积累，以及堆芯在线监测系统对堆芯反应性的有效计算，能够得到较为精确的控制棒临界棒位。在提棒达临界阶段，以逐步小量提出控制棒的方式，使反应堆不断逼近微超临界，并在达到这一状态且核实安全无误后，即可向目标功率提升反应堆功率。这一临界方式能够高效地实现反应堆临界运行。

2 首次达临界及再启动达临界数据及分析

2.1 首次达临界数据及分析

先进三代核电机组反应堆设计有 4 列堆外核测量系统，其中包括源量程(SR)测量系统，分别布置在堆芯内的 0°、90°、180°、270°方向上。因此，相较于其他国内在役核电厂的核电机组， 该机组有额外的 2 个 SR 探测器可用于反应堆临界启动中子注量率计数监督。

反应堆在启动之前 SR 探测器计数率相对较低，在试验开始之前，接近初级中子源的 2 个 SR 探测器(SRA/B)的有效计数率约为 2~3 s-1，而远离初级中子源的 2 个 SR 探测器(SRC/D)有效计数率接近于 0。在临界试验过程中，通过对 4 个 SR 探测器计数率的监督，可以观测到反应堆首次达临界的有关特性。

以下以反应堆首次达临界实际过程为例，对临界数据进行分析。

由图 1 可知，在 4 组 SD 棒提出期间，SRA/B 计数率变化极小，略微有上升趋势。SRC/D 计数率基本保持不变(C 探测器本底较高)。因此，在较深的次临界以及中子注量率极低的情况下， SR 探测器计数率基本保持不变。

在完成 SD 棒提出之后，反应堆开始向超出预期临界硼浓度(150 mg/L)的目标稀释，图 2 为整个硼浓度稀释期间 SR 探测器计数率的变化情况。由图 2 可知，在稀释期间，SRA/B 计数率开始增加，而 SRC/D 计数率依然保持不变。

在完成首次稀释之后，逐步提出控制棒组至ARO 状态。图 3 是提出 AO 及所有控制棒期间的SR 探测器计数率趋势图。由图 3 可知，在整个提棒期间，SRA/B 计数率继续微弱增长，而 SRC/D 计数率依然保持在原值附近波动。

图 4 是稀释达临界期间 SR 探测器计数率趋势图，其中横坐标单位采用了压缩方法，在 100 min 之前为每 10 min 数据间隔，100 min 之后为每 1 min 的数据间隔。试验时，前半程稀释速率约为 15 m3/h，后半程稀释速率约为 5 m3/h。由图4 可知，在稀释过程中，SRA/B 计数率前期缓慢增加，在稀释至约 136 min 时，SRA/B 计数率出现明显变化，其增长速率开始增加。根据硼浓度推算，此时离设计 ARO 临界状态的次临界深度

(即远离临界的程度，通常用硼浓度来表征)约为-230 mg/L，离堆芯实际次临界深度约为-300mg/L。随后，在慢速稀释条件下，SRA/B 计数率出现明显指数增长，现场观测到反应性仪出现正的反应性指示，在满足临界判断条件的情况下， 于 147 min 时终止稀释，反应堆临界。反应堆临界时刻的 SR 探测器计数率仅约 200 s-1，中子注量率很低。

由图 4 还可见，SRD 在稀释约 20 min 时，探测器计数率开始明显增长，根据硼浓度推算，此时的次临界深度约为 1000 mg/L。随后，随着硼浓度的不断降低，SRD 计数率继续增高，在稀释约 135 min 时，SRC/D 的计数率完成对 SRA/B 的追赶，此时及随后 4 个探测器的计数率基本相当;这一转折点的次临界深度约为-300 mg/L。

停止稀释之后，由于正反应性存在，反应堆中子注量率不断增长，直至增长到达 SR 探测器需要被闭锁，此时，中间量程 IR 探测器已经有明显可靠的指示，随后，通过下插 AO 棒，控制 IR 探测器中子注量率水平在试验要求的范围内。图5 是停止稀释至闭锁 SR 探测器期间的SR 探测器计数率趋势图。由图 5 可知，在宣布反应堆临界后，反应堆有效可控地以恒定速率提升中子注量率水平。

在其他机组的首次达临界过程中，观察到了以上同样的现象，同样出现了低中子注量率临界、4 个 SR 计数率趋势变化相同的情况。

2.2 再启动达临界数据及分析

反应堆再启动达临界可以选择提棒达临界方式。本文以该核电机组在运行 30 MW·d/t(U)之后的再启动达临界为例，对机组运行一定时间， 堆芯组件经过一定时间辐照之后再次临界的特性进行分析。

图 6 是经过一段时间运行后，反应堆再启动临界提棒达临界过程数据趋势图。再启动达临界使用提棒达临界的方式，在提出控制棒之前，首先将反应堆硼浓度预先稀释至预计临界硼浓度; 随后，再不断提出 AO 和 M 棒组使反应堆向微超临界逼近。接近临界时，控制棒的提出要相对谨慎，以小步数提出控制棒，直至反应堆出现不超过 0.5 dpm 的正启动率，或反应堆 SR 探测器计数率出现明显的指数增长。出现这一情况后，达到临界即可继续提出控制棒，提升中子注量率至预先设定的范围内。之前的稀释过程中，因较深的次临界度关系，SR 探测器计数率并没有大的变化。图 6 中的数据均是完成稀释后，控制棒提出过程中的 SR 探测器的中子计数率数据。

对图 6 进行分析，在提出 AO 和 M2 过程中， SR 探测器计数率变化不大;在随后的 M1 棒组以及其后的 MD 棒组提出过程中，SR 探测器计数率增长趋势明显增加。根据核实报告数据推算，此时 M1 棒组提出后堆芯次临界度约为-300 mg/L。提出控制棒至达到微超临界之后，反应堆以稳定的指数增长趋势安全提升中子注量率。

另外，可以在提棒达临界过程中观察到远离SR 的 SRC/D 计数率追赶 SRA/B 计数率的趋势。在提出 M1 棒组之后， SRC/D 计数率基本与SRA/B 保持一致。

以上现象在机组燃耗约为 635 MW·d/t(U)之后的再启动临界过程中依然能够观察到。

2.3 达临界数据分析结论

根据以上分析可知，机组反应堆达临界过程有如下特性：

(1)在次临界深度较深时，SR 探测器计数率的变化不明显。

(2)在次临界深度较深时，远离初级中子源的 2 个 SR 探测器的计数率明显低于靠近初级中子源的 2 个探测器，而当 4 个探测器数据基本相当时，反应堆已逼近临界。

(3)反应堆达临界时的中子注量率水平比较低，特别是首次达临界时，约为 200～300 s-1;再启动达临界点的 SR 探测器计数率也仅在 800～ 1000 s-1 左右。

(4)出现临界特征之后，继续提升中子注量率至合理的工程临界点，而后再记录堆芯临界棒位和硼浓度，这一临界方式能高效可控地实现反应堆临界。

针对以上特性可以发现：无论是硼浓度稀释达临界还是提棒达临界方式，反应堆都能从极低的中子注量率下安全地实现临界，这与机组特殊的临界判断和实现方式有一定关系。反应堆并不刻意追求临界点，而是以控制临界时刻的正启动率(周期)范围为目的，这使得反应堆能够更为灵活地控制反应堆中子注量率，从而高效实现工程临界。

另外，利用 4 个 SR 探测器的数据之间的偏差能够有效地辅助对反应堆临界状态的分析和判断，为传统的以倒计数率监督为手段的临界监督方式提供了额外的监督手段。

3 结 论

本文主要介绍了先进三代核电机组反应堆首次达临界的试验方法和再启动达临界的操作方法，同时简要阐述了该型机组堆外核测量系统 SR 探测器相关设计特性，并以已运行机组首次达临界和再启动达临界实际经验数据对其达临界的特性进行了分析，得出以下结论：

(1)该机组反应堆在低中子注量率情况下实现了临界。该低中子注量率临界的实践可以作为其他诸如无源启动等低中子注量率反应堆临界情况的参考。

(2)机组采用 4 套 SR 探测器进行临界监督， 靠近初级中子源的 2 套探测器和远离初级中子源的 2 套探测器之间的偏差变化，在一定程度上表征了低中子注量率临界情况下临界逼近状况的变化，可以作为临界监督的辅助手段。