CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

叶丁丁 张坚 赵文博

摘  要：应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料，需要在中国实验快堆（CEFR）内进行辐照实验，获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍，从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证，证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小，不增加反应堆的原放射性物质释放总量，实验可行。也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。

关键词：CAP1400  灰棒  CEFR  材料辐照  方案设计  安全论证

中图分类号：TL31            文献标识码：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是一座采用液態金属钠为冷却剂、钠-钠-水三回路设计、一回路为一体化池式结构的热功率65 MW的快中子实验堆[1]。结合配套实验设施及燃料与材料检验、放射性化学等领域的研究基础，共同构建了我国快堆及其闭式燃料循环技术研发平台。

应用于大型先进压水堆CAP1400高性能的灰控制棒吸收体[2]，使用寿命主要取决于材料在快中子场下的中子辐照损伤，因此获得材料的辐照性能数据是灰控制棒吸收体材料研发的关键。

1  辐照组件介绍

因CEFR没有专门的辐照孔道供样品的辐照实验，需要采用辐照实验组件替换堆内反射层位置的组件进行随堆辐照实验，累积快中子注量。

此次辐照实验，将灰棒材料制作成辐照样品，封装入特定的容器，并组装入专门设计的辐照实验组件[3-5]。辐照组件结构设计参考CEFR Ⅱ型不锈钢组件，主要由操作头、上过渡接头、上屏蔽棒、六角管、吸收体辐照棒、支撑管、下屏蔽棒、下过渡接头和管脚组合件等组成。不同之处是将7根不锈钢棒与堆芯燃料活性区中平面位置对应的轴向上下约100 mm范围设计为样品辐照区。结构示意如图1所示。

原周边6根棒的位置改造为布置辐照样品的辐照容器，中心1根棒的位置改造为布置温度及中子注量离线测量装置的容器，布置截面示意如图2所示。辐照样品为直径5 mm、高度4.8 mm的小芯块形式，共6种样品，每种样品20个芯块，共120个芯块。

2  辐照方案设计

灰控制棒吸收体材料辐照组件制作过程中充分考虑了CEFR的运行特点，相关设计参数如表1所示。

根据辐照任务统筹安排，为了不影响堆芯性能参数，灰棒材料辐照组件布置在活性区外围第1排反射层组件位置，即6-1位置，如图3所示。

3  堆芯变更参数对比

辐照组件入堆对于堆芯性能的主要影响如表2所示。可见，辐照组件替换堆芯外围6-1位置处1盒Ⅱ型不锈钢屏蔽组件，对于堆芯性能影响很小，不影响堆芯安全性能。

4  堆芯物理计算分析

对于辐照组件，主要的释热来自伽马光子的能量沉积，因此辐照实验方案的计算主要采用能够进行中子光子耦合输运的蒙卡程序MCNP进行。该程序具有精细几何模型描述能力，并且采用连续点截面数据进行计算。计算采用的核数据为基于ENDF/B-Ⅶ.1的连续点截面数据库。

在计算建模中，由于CEFR的中子能谱硬，中子自由程较长，中子的空间自屏效应较小。因此除控制棒组件采用精细几何模型描述外，堆芯其他组件采用组件均匀化模型，可获得足够的计算精度，全堆计算模型如图4所示。堆芯计算整体建模至堆芯围板区域，采用真空边界条件。对于辐照组件，采用了精细的模型进行计算，辐照样品罐和样品的模型示意如图5所示。每个辐照容器位置，轴向罗列4个装有相同样品的辐照罐，通过不同的气隙设计来实现不同的辐照温度。

采用MCNP进行全堆的中子释热和光子释热计算，按照全堆额定功率65 MW进行归一。辐照组件材料均为不锈钢结构材料，主要发热是伽马光子的能量沉积，需要对光子释热计算进行重点关注。在MCNP直接计算中，包括瞬发光子释热，（F6：p计数统计），中子释热（F6：n计数统计）。对于缓发光子的释热，假定其能谱和分布与瞬发相同，可基于瞬发光子释热进行修正计算。

最终计算结果表明，辐照组件整体发热功率为20.0 kW（所替换的Ⅱ型不锈钢组件为19.1 kW）。计划辐照约315 d，接近4个循环周期，结构材料最大累积辐照损伤约为18 dpa，小于目前已有的18.6 dpa的结构材料辐照数据，本次辐照实验是安全的。对于辐照堆芯装载，辐照组件替换原位置组件后，堆芯keff变化-18 pcm，控制棒价值相对变化在1%以下，典型组件功率的相对变化最大为0.14%，对燃料组件的安全性能影响非常小。

5  组件热工分析

辐照组件的外形尺寸与Ⅱ型不锈钢反射层组件的结构保持一致。进口管脚一致，内部流道结构一致，则流经辐照装置的冷却剂的流量和流体温度与反射层组件的相应参数一致。所不同的是密封辐照罐的内部温度不同，以下给以说明。

参考根据CEFR的Ⅱ型不锈钢屏蔽组件设计，轴向位于活性区中间位置附近的密封辐照罐外部钠冷却剂的平均温度按照424 ℃计算[6-7]（组件进口温度360 ℃，组件出口温度487 ℃）。

辐照组件内，径向上布置6个辐照容器内的辐照样品热物性参数，分别采用如表3所示的实测数据。

最终计算结果表明，按照120%堆功率假设条件，并考虑辐照样品的最大发热率最大不确定度及加工公差等最不利因素的组合，辐照样品最高温度低于690 ℃，并且辐照样品支架以及辐照罐壁温低于样品温度，不会导致辐照罐因热工因素失效的问题。另外，该辐照实验的6种辐照样品的熔点均高于1 000 ℃，因此辐照过程中不会产生样品熔化的风险。

6  组件液力自紧性能评价

设计的材料辐照容器装入材料样品和液钠后，比原不锈钢反射层组件质量减少1.2 kg，组件结构外形基本与Ⅱ型不銹钢组件相同，参考不锈钢反射层组件的自紧分析[8-9]。

自紧安全系数n为组件浸入钠中所受的重力与由于作用在管脚密封面上的压差而造成向上的推力的比值，计算如下：

其中，W为辐照容器质量，不锈钢组件质量为41 kg；

Ff为辐照容器浮力，本计算取和不锈钢组件所受浮力相同，43.82 N，偏保守；

：作用在辐照容器上的推力，，分别为锥－球密封与螺旋密封处的面积，根据计算，。

计算结果表明，自紧安全系数大于2，具有很大的裕度，辐照组件设计能够满足自紧要求。

7  结语

针对计划在CEFR中开展辐照的先进压水堆CAP1400灰棒吸收体材料辐照组件的入堆辐照实验进行了分析，给出了能够满足辐照技术条件需求的组件设计、堆内辐照方案。重点从反应堆安全的角度，对辐照组件本身的物理、热工、力学性能进行了评价。对于辐照组件，组件中不含裂变材料，入堆替换的是第1排不锈钢反射层组件位置，二者结构材料成分基本相同，替换前后对于堆芯性能影响很小。辐照组件的装载不增加反应堆的放射性物质释放总量，不增加额外风险，对于反应堆的安全性能不会产生附加影响，实验满足反应堆安全要求。同时，本次分析及论证对后续该类辐照工作的开展提供了具体参考。

参考文献[1]刘尚波，李国才，文胜，等.中国实验快堆2020年度运行年报[J].中国原子能科学研究院年报，2020（00）：117-120.