启明星Ⅱ号中子吸收体反应性价值测量

陈效先，王 璠，周 琦，朱庆福

(中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413)

针对我国重金属铅-铋冷却先进核能系统的研发及工程化设计验证[1-2]，中国原子能科学研究院自主研制了启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置，一个堆芯为由中心中子源驱动的水冷(热谱)堆芯，另一个为中心中子源驱动的铅冷(快谱)堆芯，这两个堆芯具备验证加速器驱动的次临界系统(ADS)次临界反应堆物理设计中所使用的计算程序和核数据的要求[3-4]。该装置集成化高，具有固有安全性、堆芯灵活多变、控制简单、设备运行可靠等特点。本文在铅冷(快谱)堆芯进行不锈钢中子吸收体价值测量研究，对ADS次临界反应堆设计中使用的理论计算程序和核数据进行验证。

1 实验原理

在铅冷堆芯中，采用不锈钢元件作为中子吸收体。利用反应堆功率上升的周期法测量不锈钢元件的反应性价值[5-6]。

1.1 周期法测量反应性价值原理

当反应堆内加入一个恒定的反应性时，根据点堆动力学方程[7-8]可得到反应性特征方程为：

(1)

其中：ρ0为加入反应堆的恒定反应性；Λ为反应堆内的中子代时间；ω为特征方程的特征值；βi和λi分别为缓发中子的有效份额和先驱核衰变常量；i为第i组缓发中子。

当加入的反应性使反应堆处于超临界状态时，反应堆功率按特征值发生变化，而在特征值中的瞬变项衰减后反应堆功率将按一稳定的周期(即渐进周期T)发生变化，那么反过来测量渐进周期T就可由特征方程计算出加入的恒定反应性ρ0。用渐进周期T更换1/ω，由式(1)可得到倒时方程：

(2)

其中，βeff，i为第i组有效缓发中子份额。

渐进周期T是反应堆功率上升e倍所用的时间，在进行实验时，测量较为方便的是功率上升1倍所用的时间即倍周期Td，使用倍周期Td代替渐进周期T，则式(2)可变为用倍周期表示的倒时方程：

(3)

对于式(3)中的参数，Λ和βeff，i可用理论方法计算得到，λi对于给定的反应堆易裂变材料是已知参数，可查表给出。则根据式(3)，就可通过功率测量装置指示仪表进行倍周期Td的测量，得到反应性。

1.2 不锈钢元件反应性价值测量方法

通过测量反应堆内某一位置处有或无不锈钢元件的反应性，两次反应性的差值即为该位置的不锈钢元件的反应性价值。每次测量的反应性通过功率增长的倍周期推算得出。

由于不锈钢元件为中子吸收体[7-8]，其在堆内为负的反应性价值，因此需根据之前的临界装载量，寻找一合适的堆芯装载状态，使得反应堆在有无不锈钢元件时，均处于25～200 s之间的某个周期，以便于周期法测量。

2 实验装置及测点布置

2.1 铅冷堆芯简介

启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯使用235U富集度为20%和90%的两种燃料元件作为核燃料。燃料元件由平台支撑，富集度为90%的燃料靠内、富集度为20%的靠外，以同心圆的排布方式围绕堆芯中心的中子源区排列15圈，其中12圈内的元件插入模拟铅冷却的堆芯内，3圈内的元件插入模拟水冷却的聚乙烯内。在铅冷堆芯的内4圈为富集度为90%的燃料，共101根；外8圈为富集度为20%的燃料，共382根。在铅堆芯外3圈聚乙烯内有565个空位可插入富集度为20%的燃料元件，最外圈的燃料元件数可根据实验要求而变化。所以堆芯可分为3区，第1区为铅冷却剂所装的4圈富集度为90%的燃料元件(101根)，第2区为铅冷却剂所装的8圈富集度为20%的燃料元件(382根)，第3区为聚乙烯所装的3圈富集度为20%的燃料元件。活性区中子源区为圆桶状的空腔结构，顶部设有顶盖以防止物体跌入，堆芯反射层由3部分组成，下反射层为300 mm厚的石墨，侧反射层为800 mm厚的石墨，上反射层为191.5 mm厚的金属铍和聚乙烯。反应堆的安全棒与调节棒布置在石墨反射层内，分别使用碳化硼和镉作为中子吸收体，均为棒状结构。铅冷堆芯的整体示意图如图1所示。

2.2 铅冷堆芯燃料元件

铅冷堆芯的平面布置如图2所示。燃料元件为235U富集度为20%的U3O8粉末装在铝包壳内，每根元件装载燃料(22.5±0.1) g，密度为4.47 g/cm3，活性区长度为400 mm，直径为4 mm，铝包壳外径为6 mm。为防止U3O8粉末从铝包壳内意外泄漏，在铝包壳外包裹1层外径为7 mm、壁厚为0.3 mm的Zr-4合金管进行封装。为减少燃料元件顶端的中子泄漏，在燃料元件的上端还需增加聚乙烯材料作为反射层，封装后的燃料元件横截面如图3所示。

图1 铅冷堆芯整体示意图Fig.1 Overall schematic diagram of lead-cooled core

图2 满装载下铅冷堆芯燃料排布方式Fig.2 Arrangement of lead-cooled core fuel under full load

图3 富集度为20%的燃料元件示意图Fig.3 Scheme of fuel component with enrichment of 20%

2.3 不锈钢元件

不锈钢元件作为中子吸收体，其外部结构尺寸与图3所示的燃料元件相同，内部为实心不锈钢材料。

图4 不锈钢元件的测量位置Fig.4 Measurement position of stainless steel component

不锈钢元件的测量位置如图4所示，分别选在堆芯第5、7、9、12～14圈的基准线第1根燃料元件位置，共6处。在实验测量时，将基准线上的元件拔出，测量元件拔出后和在拔出位置加入不锈钢元件的反应性价值。

3 实验测量结果与分析

利用周期法得到6个不同位置处有无不锈钢元件时的反应堆功率上升的倍周期[9-10]，利用倒时方程(式(3))制作的周期-反应性表得出所测周期对应的反应性，从而推算出该位置处的不锈钢元件反应性价值，实验结果列于表1。

使用蒙特卡罗程序MCNPX对所测量6个位置的不锈钢元件反应性价值进行了理论计算[11-16]，理论计算结果与实验测量的反应性价值比较如图5所示。

由图5可见，测量结果与理论结果符合良好，虽然第14圈位置偏差较大，接近10 pcm，但其余均不大于5 pcm。由于单个不锈钢元件的反应性价值较小，尽管最大偏差为10 pcm，但此计算结果对验证理论计算程序和核数据已足够精确。

表1 不锈钢元件反应性价值Table 1 Reactivity value of stainless steel component

图5 不锈钢元件的反应性价值比较Fig.5 Reactivity value comparisonof stainless steel component

4 结论

利用周期法对启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯内不同位置不锈钢吸收体反应性价值进行测量，吸收体的反应性价值随元件与中心径间距离的增加而降低，同时利用MCNPX程序进行了反应性价值计算，实验测量结果与理论计算的反应性价值接近，变化趋势相互吻合。本文实验结果验证了ADS次临界反应堆物理设计中使用的计算程序和核数据。