全国新堆与研究堆第十一届学术报告会专辑文章介绍

作为本刊“中国科技卓越行动计划”2020年出版规划的会议专栏，“全国新堆与研究堆第十一届学术报告会”第一辑9篇文章在本刊今年第4期出版，第二辑8篇文章在第6期出版，本期第三辑共收录论文7篇，简单介绍如下：

1）肖会文、李想等，“铅冷小堆堆芯初步设计”：铅及铅基材料作为反应堆冷却剂，有着优良的中子学性能和热工性能。本文提出了一种铅冷小堆的堆芯初步设计方案，首先使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。然后选用高富集度的燃料满足紧凑型和轻量化的要求；为了展平功率，选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性，控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B4C作为中子吸收体，在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨，满足堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。

2）王晓东、张竞宇等，“水辐解对反应堆材料SS316腐蚀速率的影响研究”：水作为反应堆的主要冷却剂之一，经过堆芯的辐照区时会产生辐解，生成具有强氧化性的O2、H2O2等产物，这些产物会对材料的腐蚀速率造成影响，进而影响反应堆的活化腐蚀产物源项。在已有理论和模型的基础上，将水辐照分解计算和材料腐蚀速率计算相结合，用以评估水辐照分解对反应堆材料腐蚀速率的影响。

3）李冬国、周雪梅等，“熔盐快堆U-Pu燃料循环增殖性能分析”：熔盐快堆增殖是当前国际上关注的热点，本文基于堆芯结构双流体方案，利用氟化或氯化熔盐中铀钚重金属盐高温下的高溶解度特性，获得熔盐快堆的高增殖。采用基于反应堆安全分析和设计的综合性模拟程序SCALE，对铀钚燃料循环熔盐快堆的三种可行性熔盐燃料方案（LiF+PuF4+UF4、NaF+PuF4+UF4和NaCl+PuCl3+UCl3）计算了中子能谱、反应性温度系数。分析了增殖比BR（Breeding Ratio）受反应堆裂变区、增殖区和中子反射层的尺寸影响，熔盐中6Li和35Cl同位素丰度对BR的影响，以及BR随运行时间动态变化。

4）娄磊、姚栋等，“耐事故燃料双重非均匀性RPT方法研究”：采用体积均匀化方法计算含有弥散燃料或弥散可燃毒物的双重非均匀性的系统会带来一定的计算偏差。处理弥散燃料以及吸收截面随燃耗变化不剧烈的可燃毒物时，可用传统反应性等效物理变换方法（Reactivity-equivalent Physical Transformation，RPT），但对于硼等吸收截面随燃耗变化剧烈的可燃毒物，传统RPT方法的计算偏差较大，本文研究并编程实现了一种新的双重非均匀性的RPT方法，可适用于多种耐事故燃料。

5）刘枭、罗志鹏等，“熔盐堆功率自抗扰控制方法研究”：功率控制系统对保证反应堆安全和稳定运行起着重要的作用，设计良好的熔盐堆（Molten Salt Reactor，MSR）功率控制器应具有及时的瞬态响应特性，需要简单可靠的控制方法以保证响应速度和安全性。本文基于线性自抗扰控制理论设计了MSR反应堆功率控制器，导出了用于自抗扰控制器设计的相对功率的二阶线性微分方程和对应的线性扩张状态观测器（Linear Extended State Observer，LESO）。

6）李婷、庄坤等，“熔盐冷却空间堆的初步中子学设计”：空间核反应堆（Space Nuclear Reactor，SNR）电源在深空探索中具有重要优势。与传统液态金属、气体和热管冷却方式不同，熔盐冷却剂可溶解裂变材料并具有良好的传热性质，因此可作为SNR方案中的冷却剂。基于国内外SNR设计方案，利用SERPENT蒙特卡罗程序和ENDF/B-Ⅶ.1数据库进行了熔盐冷却SNR的初步中子学设计，研究了不同燃料、包壳材料以及棒间距对燃料棒kinf的影响，以及不同熔盐冷却剂组成、反射层材料对SNR堆芯keff的影响，最终给出一种基于氟化盐7LiF-BeF2-UF4（66.4-32.7-0.9 mol%）冷却UC燃料（质量分数为80%的235U）的SNR初步堆芯方案。

7）秦雪、李满仓等，“基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析”：全陶瓷微封装燃料是一种将三结构同向性型燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料，具有良好的包容裂变产物的能力，能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力，有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险，是耐事故燃料（Accident Tolerant Fuel，ATF）的主要研究方向之一。与传统UO2陶瓷芯块燃料相比，FCM燃料的U装量较少，且燃料基体采用SiC，慢化能力较好，可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正，不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO2-Zr合金燃料组件为参照对象，采用中核集团自主研发的NESTOR软件，分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料（UN核芯）组件的中子学特性，评价了由13×13栅格形式的FCM燃料（UN核芯）组成反应堆堆芯的总体物理特性。