CAP1400灰棒吸收體材料入堆輻照方案設計和安全論證

葉丁丁 張堅 趙文博

摘??要：應用于大型先進壓水堆CAP1400的灰控制棒吸收體材料，需要在中國實驗快堆（CEFR）內進行輻照實驗，獲得輻照數據。該文對輻照方案進行設計介紹，從反應堆中子學、熱工流體力學以及堆芯整體安全等方面進行研究論證，證明輻照組件入堆后對原有堆芯改變很小，不增加反應堆的原放射性物質釋放總量，實驗可行。也對后續同類輻照工作的開展提供了具體參考。

關鍵詞：CAP1400??灰棒??CEFR??材料輻照??方案設計??安全論證

中圖分類號：TL31????????????文獻標識碼：A

Design?and?Safety?Demonstration?of?the?Irradiation?Scheme?for?the?Gray?Control?Rod?Absorber?Material?of?CAP1400?into?the?Reactor

YE?Dingding??ZHANG?Jian??ZHAO?Wenbo

（Division?of?Reactor?Engineering?Technology?Research，?China?Institute?of?Atomic?Energy，?Beijing，102413?China）

Abstract：?The?gray?control?rod?absorber?material?used?in?the?large-scale?advanced?pressurized?water?reactor?CAP1400?needs?to?be?irradiated?in?the?China?Experimental?Fast?Reactor?（CEFR）?to?obtain?radiation?data.?This?paper?designs?and?introduces?the?irradiation?scheme，?and?studies?and?demonstrates?from?the?aspects?of?reactor?neutronics，?thermo-hydraulics?and?overall?core?safety，?which?proves?that?the?original?core?is?changed?little?after?the?irradiation?module?is?put?into?the?reactor，the?total?release?of?original?radioactive?material?is?not?increased，?and?that?the?experiment?is?feasible，?and?also?provides?specific?reference?for?the??development?of?follow-up?similar?irradiation?work.

Key?Words：?CAP1400;?Gray?control?rod;?CEFR;?Material?irradiation;?Scheme?design;?Safety?demonstration

CEFR是一座采用液態金屬鈉為冷卻劑、鈉-鈉-水三回路設計、一回路為一體化池式結構的熱功率65?MW的快中子實驗堆[1]。結合配套實驗設施及燃料與材料檢驗、放射性化學等領域的研究基礎，共同構建了我國快堆及其閉式燃料循環技術研發平臺。

應用于大型先進壓水堆CAP1400高性能的灰控制棒吸收體[2]，使用壽命主要取決于材料在快中子場下的中子輻照損傷，因此獲得材料的輻照性能數據是灰控制棒吸收體材料研發的關鍵。

1??輻照組件介紹

因CEFR沒有專門的輻照孔道供樣品的輻照實驗，需要采用輻照實驗組件替換堆內反射層位置的組件進行隨堆輻照實驗，累積快中子注量。

此次輻照實驗，將灰棒材料制作成輻照樣品，封裝入特定的容器，并組裝入專門設計的輻照實驗組件[3-5]。輻照組件結構設計參考CEFR?Ⅱ型不銹鋼組件，主要由操作頭、上過渡接頭、上屏蔽棒、六角管、吸收體輻照棒、支撐管、下屏蔽棒、下過渡接頭和管腳組合件等組成。不同之處是將7根不銹鋼棒與堆芯燃料活性區中平面位置對應的軸向上下約100?mm范圍設計為樣品輻照區。結構示意如圖1所示。

原周邊6根棒的位置改造為布置輻照樣品的輻照容器，中心1根棒的位置改造為布置溫度及中子注量離線測量裝置的容器，布置截面示意如圖2所示。輻照樣品為直徑5?mm、高度4.8?mm的小芯塊形式，共6種樣品，每種樣品20個芯塊，共120個芯塊。

2??輻照方案設計

灰控制棒吸收體材料輻照組件制作過程中充分考慮了CEFR的運行特點，相關設計參數如表1所示。

根據輻照任務統籌安排，為了不影響堆芯性能參數，灰棒材料輻照組件布置在活性區外圍第1排反射層組件位置，即6-1位置，如圖3所示。

3??堆芯變更參數對比

輻照組件入堆對于堆芯性能的主要影響如表2所示?？梢?，輻照組件替換堆芯外圍6-1位置處1盒Ⅱ型不銹鋼屏蔽組件，對于堆芯性能影響很小，不影響堆芯安全性能。

4??堆芯物理計算分析

對于輻照組件，主要的釋熱來自伽馬光子的能量沉積，因此輻照實驗方案的計算主要采用能夠進行中子光子耦合輸運的蒙卡程序MCNP進行。該程序具有精細幾何模型描述能力，并且采用連續點截面數據進行計算。計算采用的核數據為基于ENDF/B-Ⅶ.1的連續點截面數據庫。

在計算建模中，由于CEFR的中子能譜硬，中子自由程較長，中子的空間自屏效應較小。因此除控制棒組件采用精細幾何模型描述外，堆芯其他組件采用組件均勻化模型，可獲得足夠的計算精度，全堆計算模型如圖4所示。堆芯計算整體建模至堆芯圍板區域，采用真空邊界條件。對于輻照組件，采用了精細的模型進行計算，輻照樣品罐和樣品的模型示意如圖5所示。每個輻照容器位置，軸向羅列4個裝有相同樣品的輻照罐，通過不同的氣隙設計來實現不同的輻照溫度。

采用MCNP進行全堆的中子釋熱和光子釋熱計算，按照全堆額定功率65?MW進行歸一。輻照組件材料均為不銹鋼結構材料，主要發熱是伽馬光子的能量沉積，需要對光子釋熱計算進行重點關注。在MCNP直接計算中，包括瞬發光子釋熱，（F6：p計數統計），中子釋熱（F6：n計數統計）。對于緩發光子的釋熱，假定其能譜和分布與瞬發相同，可基于瞬發光子釋熱進行修正計算。

最終計算結果表明，輻照組件整體發熱功率為20.0?kW（所替換的Ⅱ型不銹鋼組件為19.1?kW）。計劃輻照約315?d，接近4個循環周期，結構材料最大累積輻照損傷約為18?dpa，小于目前已有的18.6?dpa的結構材料輻照數據，本次輻照實驗是安全的。對于輻照堆芯裝載，輻照組件替換原位置組件后，堆芯keff變化-18?pcm，控制棒價值相對變化在1%以下，典型組件功率的相對變化最大為0.14%，對燃料組件的安全性能影響非常小。

5??組件熱工分析

輻照組件的外形尺寸與Ⅱ型不銹鋼反射層組件的結構保持一致。進口管腳一致，內部流道結構一致，則流經輻照裝置的冷卻劑的流量和流體溫度與反射層組件的相應參數一致。所不同的是密封輻照罐的內部溫度不同，以下給以說明。

參考根據CEFR的Ⅱ型不銹鋼屏蔽組件設計，軸向位于活性區中間位置附近的密封輻照罐外部鈉冷卻劑的平均溫度按照424?℃計算[6-7]（組件進口溫度360?℃，組件出口溫度487?℃）。

輻照組件內，徑向上布置6個輻照容器內的輻照樣品熱物性參數，分別采用如表3所示的實測數據。

最終計算結果表明，按照120%堆功率假設條件，并考慮輻照樣品的最大發熱率最大不確定度及加工公差等最不利因素的組合，輻照樣品最高溫度低于690?℃，并且輻照樣品支架以及輻照罐壁溫低于樣品溫度，不會導致輻照罐因熱工因素失效的問題。另外，該輻照實驗的6種輻照樣品的熔點均高于1?000?℃，因此輻照過程中不會產生樣品熔化的風險。

6??組件液力自緊性能評價

設計的材料輻照容器裝入材料樣品和液鈉后，比原不銹鋼反射層組件質量減少1.2?kg，組件結構外形基本與Ⅱ型不銹鋼組件相同，參考不銹鋼反射層組件的自緊分析[8-9]。

自緊安全系數n為組件浸入鈉中所受的重力與由于作用在管腳密封面上的壓差而造成向上的推力的比值，計算如下：

其中，W為輻照容器質量，不銹鋼組件質量為41?kg；

Ff為輻照容器浮力，本計算取和不銹鋼組件所受浮力相同，43.82?N，偏保守；

：作用在輻照容器上的推力，，分別為錐－球密封與螺旋密封處的面積，根據計算，。

計算結果表明，自緊安全系數大于2，具有很大的裕度，輻照組件設計能夠滿足自緊要求。

7??結語

針對計劃在CEFR中開展輻照的先進壓水堆CAP1400灰棒吸收體材料輻照組件的入堆輻照實驗進行了分析，給出了能夠滿足輻照技術條件需求的組件設計、堆內輻照方案。重點從反應堆安全的角度，對輻照組件本身的物理、熱工、力學性能進行了評價。對于輻照組件，組件中不含裂變材料，入堆替換的是第1排不銹鋼反射層組件位置，二者結構材料成分基本相同，替換前后對于堆芯性能影響很小。輻照組件的裝載不增加反應堆的放射性物質釋放總量，不增加額外風險，對于反應堆的安全性能不會產生附加影響，實驗滿足反應堆安全要求。同時，本次分析及論證對后續該類輻照工作的開展提供了具體參考。

參考文獻[1]劉尚波，李國才，文勝，等.中國實驗快堆2020年度運行年報[J].中國原子能科學研究院年報，2020（00）：117-120.