张 丹，张 航，张 舒，邹志强，陆雅哲

（核反应堆系统设计技术重点实验室，成都610213）

铍光中子对研究堆瞬态特性影响研究

张 丹*，张 航，张 舒，邹志强，陆雅哲

（核反应堆系统设计技术重点实验室，成都610213）

在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中，由于235U裂变产物放出的高能γ光子会与9Be发生 （γ，n）反应，产生光激发缓发中子，即铍光中子，会对反应堆的动态特性产生影响。本文选取经典的铍光中子分组参数，采用系统程序relap5，研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响。研究表明，铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加，从而提高了余热水平；铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后，对反应堆安全有一定的影响。

研究堆；铍反射层；光中子；瞬态

反应堆内的缓发中子主要由裂变产物衰变产生，但对于动力堆，尤其是重水慢化堆，由于γ光子与氘的反应阈值低，可产生 （γ，n）反应放出光中子；对于研究堆，大量采用铍作慢化剂、采用铍或重水作反射层，铍和氘类似，也将发生 （γ，n）反应产生光中子。反应堆在稳态运行中，由于光中子的份额相对裂变中子来说很低，对正常运行的影响很小；但对于反应堆在瞬态或停堆的过程中，光中子的存在对反应堆特性有一定的影响。

我国某研究堆采用铍组件作为反射层，在反应堆和反射层内存在一定量的光中子。国内外对于光中子对反应堆动态特性的影响有一些研究，但结合系统程序针对光中子对反应堆瞬态特性的研究较少。本文针对该研究堆，研究了光中子对反应堆系统瞬态的影响。

1　铍光中子研究

在反应堆中，当γ光子的能量大到可以克服靶核中子结合能 （对大多数核素为7MeV）时，将产生 （γ，n）反应［1］，但对大多数反应堆材料而言，光中子反应阈值太高，在研究中无须关注。对于重水堆和使用铍材的研究堆来说，由于氘和铍的光中子反应阈值低，分别为2.225MeV和1.665MeV，反应堆中的γ将通过2H （γ，n）1H和9Be（γ，n）8Be反应产生光中子［1］，从而影响反应堆的动态特性。

铍与裂变缓发γ光子作用放出的中子称为铍的缓发光中子。与缓发中子先驱核类似，光中子先驱核也由裂变产物衰变得到，因此，光中子在研究中常作为额外的缓发中子来对待。从运行的角度来说，由于光中子所占份额βphoto很小，可不做反应性测量，但影响反应堆可以达到的最低临界功率水平，这取决于反应堆运行中的本底光中子源。但对于瞬态而言，光中子的存在将产生一定的影响。

Keepin［3］研究了铍缓发光中子产额，相对235U缓发中子先驱核，铍光中子先驱核的半衰期很长，而所占的份额很小，约为总缓发中子的～2%（βU235，th约为 0.0065，βphoto=0.00015）。1965年Keepin提出了采用九组缓发光中子的分组方法 （见表1），并给出了铍光中子的分组参数。这一分组方法为后来的设计者广泛采用。这样和原有的6组缓发中子加在一起，共有15组缓发中子。

考虑铍光中子后的反应堆点堆动力学方程如下所示：

以上各式中，n为中子通量；ρ为反应性；βeff为考虑缓发中子和光中子总的有效份额；Λ为瞬发中子一代时间；、为缓发中子及光中子先驱核浓度；为缓发中子及光中子相对份额；λi、λj为缓发中子和光中子先驱核衰变常数；γd、γp为缓发中子和光中子的有效份额系数。

上述γd、γp值与反射层及堆芯的结构材料有关，主要考虑中子的吸收、泄漏和先驱核γ损失等因素的影响。例如，对铍反射层研究堆及微型中子源研究堆MNSR［2］，计算得到的γd、γp分别为1.23和0.246；对ORR堆，为0.9；在波兰Maria研究堆［4］分析中，取值为0.9；采用铀氧化物结合铍氧化物燃料的ACRR［3］脉冲堆初步分析中未考虑此权重。由上可见，一般铍光中子的有效份额系数都小于1，即铍光中子对所有缓发中子的贡献应小于2%。本文分析中为了突出铍光中子的作用，此系数取1。

在国外针对铍光中子对反应堆特性影响做了如下研究，匈牙利Budapest［5］研究堆针对铍反射层光中子对控制棒价值的影响进行了研究；Edward J.Parma针对环形堆芯研究堆ACRR［3］研究了铍光中子对反应堆脉冲动态的影响；Silva Kalcheva［6］研究了比利时BR2反应堆铍反射层对反应性变化的 “毒物”影响，讨论了铍毒物对于精确预测反应性的重要性；叙利亚微堆［7］热工水力分析中也考虑了铍中子的影响。在国内，高通量工程试验堆HFETR采用铍组件为反射层，对HFETR，研究人员计算了铍光中子产额［8］和铍（n，α）反应产生的 “毒物”6Li和3He对反应性的影响［9］，并对剩余释热的影响［10］以及光中子对物理启动特性的影响［11］进行了研究。其他方面，吴晓飞等［12］对采用铍反射层的小型反应堆的光中子效应进行了初步探索。

表1　235U裂变铍缓发光中子及235U裂变缓发中子分组常数Table 1 Group Constants for Beryllium Delayed Photo neutrons from235U Fission and Delayed Neutrons from235U Thermal Fission

目前，有关铍光中子对反应堆特性影响的研究主要包括：对反应性的影响进而对控制棒价值的影响，对中子源的影响和对余热的影响等研究。但对反应堆瞬态特性的影响的研究较少。实际上，瞬态特性和反应堆的安全密切相关，国内外对研究堆的安全都十分关注，我国核安全监管部门［13］也正在完善研究堆法规标准体系，并基于研究堆的分类开展安全监管工作［14］。因此，有必要对铍缓发光中子存在时反应堆的相关瞬态特性进行研究。

2　瞬态研究

由表1可知，铍缓发光中子份额很小，但相对235U缓发中子，铍光中子半衰期很长，其平均寿命相应也很长，对反应堆瞬态特性将产生一定的影响。本节采用经典的Keepin九组铍中子分组数据，采用系统分析程序Relap5对研究堆的瞬态特性进行了研究，对比分析了有无铍光中子情况下的反应堆瞬态特性，重点分析了对反应堆余热的影响和对事故瞬态的影响。

2.1 对反应堆余热的影响

反应堆余热来自剩余裂变功率 （缓发中子引起）和裂变产物的衰变功率 （裂变产物和中子俘获产物的放射性衰变产生）［15］，铍光中子主要对剩余裂变产生影响，对反应堆的余热导出需求具有一定的影响［16］。

图1为停堆后积分余热对比，可以看出，考虑铍光中子时的反应堆积分余热大于不考虑铍光中子的情况，在停堆后15 h时，考虑铍光中子时积分余热增加约1.5%。

图1　反应堆积分余热Fig.1 Integral residual heat of the reactor

图2　剩余裂变功率及功率差值Fig.2 Residual fission power and the power difference between two cases

由于铍光中子主要影响停堆后的剩余裂变，图2给出了停堆早期剩余裂变及两种情况下的功率差异，由图可知，对于仅考虑235U六组缓发中子的情况，裂变功率将在不到500s的时间内降低到0附近，而同一时期考虑铍中子时，仍有0.15%左右的剩余裂变。对于两者的差值，停堆后100s内将迅速增加至3%，停堆后900s左右将达到最大值3.5%，此时最大份额的一组光中子，即第六组正好达到半衰期，此后差值将逐渐减小。由于铍光中子的平均寿命相对很长，约为3.33h，因此，含铍反应堆在停堆后，剩余裂变将持续较长时间。

2.2对事故瞬态影响

对于铍光中子对反应堆事故瞬态特性的研究，本文选取了与中子动力学紧密相关的满功率下的一束控制棒失控抽出和失电下的未能紧急停堆的预期瞬态 （Anticipated Transient Without Scram，ATWS）事故进行分析，给出了铍光中子对核功率和燃料包壳表面偏离泡核沸腾比（Departure from Nucleate Boiling Ratio，DNBR）的影响。

对于瞬态的分析，采用保守的初始条件，假设反应堆初始时刻为满功率运行。

2.2.1控制棒失控抽出

对于控制棒失控抽出事故，控制棒失控抽出使得堆芯引入正反应性，中子通量发生突变，导致功率上升，威胁堆芯安全。由于该事故和中子通量变化密切相关，因此铍光中子的存在对事故后果有一定的影响。

图3给出了瞬态过程中的核功率变化，由图可知，考虑铍光中子后核功率的上升略滞后于不考虑铍光中子的情况；对控制棒下插后的功率下降，情况亦然。

图3　反应堆核功率Fig.3 Nuclear power of the reactor

如图4所示，对于燃料表面最小偏离泡核沸腾比而言，由于两种情况下的核功率十分接近，燃料表面的热工状态也十分接近，因此偏离泡核沸腾比计算结果无明显差异。

图4　最小偏离泡核沸腾比Fig.4 The minimum DNBR

2.2.2失电ATWS

ATWS事故主要由反应堆预期瞬态 （工况II事件）叠加紧急停堆失效引起，在标准中一般定义为超设计基准事故或附加工况，动力堆主要关注堆芯的可冷却几何及一回路压力边界的完整性［17］。对于研究堆，由于其设计与运行的特殊性，一般在事故分析中，保守地限制燃料芯体温度或表面偏离泡核沸腾比不超过限值。本节选取典型的失电ATWS事故分析结果进行对比分析。

对于先进的研究堆，一般设置有第二套停堆系统，本分析主要针对铍光中子的影响，未考虑第二套停堆系统的动作，即事故发生后，堆芯的功率主要依赖堆芯冷却剂温度上升引入的负反馈来抑制。选取反馈较小的寿期初工况进行分析。

由瞬态中的核功率变化曲线 （如图5所示），考虑铍光中子后核功率降低滞后于不考虑铍光中子的情况，导致同时刻的前者的燃料表面热流密度高于后者，即前者的功率/流量比更加失配，得到燃料表面偏离泡核沸腾比更低 （如图6所示）。

图5　核功率Fig.5 Nuclear power of the reactor

图6　最小偏离泡核沸腾比Fig.6 The minimum DNBR

3　结论

本文以某研究堆为例，研究了铍反射层产生的缓发光中子对研究堆瞬态性能的影响，得出以下结论：

（1）铍光中子的存在延长了反应堆停堆后的剩余裂变时间，增加了剩余裂变功率，导致余热增加；

（2）对事故瞬态来说，考虑铍光中子使得核功率变化滞后，对反应堆安全具有一定的影响。

因此，对于含铍或重水的反应堆，设计中应考虑光中子对反应堆动态特性产生的影响。

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The Influence of Beryllium Delayed Photo Neutron on Transient Performance of Research Reactor

ZHANG Dan，ZHANG Hang，ZHANG Shu，ZOU Zhiqiang，LU Yazhe
（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory，Chengdu，610213，China）

In the thermal neutron reactors adopted beryllium material as moderator or reflector，the photo neutron would be emitted as（γ，n）reaction caused by the high energyγ emitted by fission products，the reactor kinetics performance will be influenced as the existence of photo neutron.The typical group constants for Be-photo neutrons were selected，and the influence of Be-photo neutrons on the transient performance of reasearch reactor was studied by relap5.The results shows that the amount of residual fission power will increase and the sustained time will aslo be extend；the change of nuclear power of reactor will be delayed in the transient as the existence of photo neutron，therefore the safety of reactor will be affected.

research reactor；Beryllium reflector；photo neutron；transient

TL411+6

A

1672-5360（2016）03-0079-05

2016-06-28

2016-09-02

核反应堆系统设计技术重点实验室资助项目，项目编号 KLO14-410200-SQ02

张丹 （1984—），男，甘肃陇西人，工程师，现主要从事反应堆热工水力和安全研究工作

张丹，E-mail：victorydan@126.com