朱庆福，周 琦，梁淑红，张 巍，刘 洋，夏兆东，杨历军，权艳慧，罗皇达，刘东海，王 璠，吕 牛，尹生贵

(中国原子能科学研究院 反应堆工程技术研究部，北京 102413)

零功率装置指的是运行功率在千分之一瓦到几十瓦之间的研究试验反应堆，它的主要用途是获取新的知识，对于反应堆研发有着非常重要的作用。任何一种新堆型的堆芯物理设计，都需要在零功率装置上进行研究和优化，了解其中子堆物理参数，掌握慢化剂、反射层和结构材料在反应堆中的中子学特性，验证反应堆测量与控制设备的原理和性能。目前世界各国的零功率装置占研究堆的比例超过30%，各国均加大投入针对各类新型核能系统研制零功率装置，开展前期的基础性研究。

20世纪90年代，中国原子能科学研究院针对新型核能系统之一的加速器驱动的次临界系统(ADS)，建成了快热耦合的启明星1#次临界零功率装置[1]。目前，启明星1#及我国现有的零功率装置已无法满足新时期下我国新型核能系统(如重金属冷却反应堆、ADS和其他新堆型创新性研发)对基础性零功率实验的要求。在中国科学院战略性先导科技专项ADS专项的支持下[2]，中国原子能科学研究院针对我国重金属冷却先进核能系统研发及工程化设计验证，研制了启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置[3]，获取了ADS金属散裂靶与反应堆耦合特性，重金属冷却剂中子物理特性，缓冲区材料、结构材料和吸收材料的反应性效应，以及环形燃料[4]的中子物理特性参数等，验证了中子截面数据、堆芯物理设计方法以及反应堆监测技术，检验了燃料元件、重金属冷却剂、关键结构材料和中子吸收材料的反应性价值。启明星Ⅱ号为支持我国重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供了综合性实验平台。

本文对启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置的总体设计情况进行介绍。

1 启明星Ⅱ号简介

启明星Ⅱ号是一座拥有两种堆芯——以水为介质的水堆堆芯和以铅为介质的铅堆堆芯、以控制棒进行调节的立式双层小型多功能临界装置。两种堆芯分工不同，在设计时充分考虑了控制方式的通用性和集成性，由一套仪控系统实现控制，通过选择开关控制切换，不同时运行。

启明星Ⅱ号的水堆堆芯拥有同心圆和方形两种类型的栅格排布方案，主要侧重于原理性验证及热中子能谱环境下的基准性实验研究，开展了关键裂变产物核素、重要结构材料、特殊用途材料等样品的堆内实验检验，实验模拟并获取了乏燃料密集贮存的临界数据，为环形燃料先导组件入堆考验构建了相似的环形燃料组件+实心燃料组件的零功率堆芯，下一步将为环形燃料的工程应用开展全堆芯环形燃料组件的实验，同时也具备改变为六角形或其他特定方案的能力。

启明星Ⅱ号的铅堆堆芯目前只有同心圆栅格，内部没有慢化剂，燃料元件以同心圆栅格排列，之间为固态的金属铅或铅铋合金，构建了铅基快堆特有的材料与能谱环境，主要侧重于重金属冷却反应堆及ADS等先进核能系统的中子物理特性实验研究，开展了铅基快堆关键物理参数测量、重要结构材料与吸收体材料的堆内检验，还利用中子管与散裂靶样品构建了ADS靶-堆耦合系统，获取了特殊的ADS反应堆静态和动态物理参数，验证了实验测量方法与安全监测技术，即将为铅铋反应堆、ADS等新型核能系统的工程设计与建造提供实验数据支撑。

启明星Ⅱ号的主要参数列于表1。启明星Ⅱ号在反应堆大厅的布局如图1所示。

2 水堆堆芯

水堆堆芯拥有同心圆栅格和方形栅格两类栅格排布方案，采用多种富集度、成分和结构的氧化铀燃料元件，以不锈钢栅格板支撑和定位燃料元件，以水作为慢化剂和反射层，以金属镉棒作为控制棒吸收体，以不锈钢圆桶作为堆芯容器。两种栅格的堆本体示意图如图2所示。

表1 启明星Ⅱ号的主要参数Table 1 Main parameter of Venus-Ⅱ

2.1 燃料元件、试验元件和占位元件

同心圆栅格排布方案只使用B型燃料元件(235U富集度为20%的U3O8实心元件)。方形栅格排布方案使用3种不同的燃料元件，分别为C型燃料元件(235U富集度为3%的UO2实心元件)、F型燃料元件(235U富集度为4.95%的UO2环形元件)和G型燃料元件(235U富集度为4.95%的含钆UO2环形元件)，其中G型燃料元件按燃料芯块中Gd2O3含量的不同分为G1、G2和G3 3种，质量分数分别为5%、8%和10%。

图1 启明星Ⅱ号在反应堆大厅的布局Fig.1 Layout of Venus-Ⅱ in reactor hall

a——同心圆栅格；b——方形栅格图2 水堆堆芯两种栅格的堆本体示意图Fig.2 Diagram of reactor body of water core for two lattices

方形栅格排布方案还使用6种类型的试验元件，包含Ag、Sm、Gd、Nd、Mo和Rh 6种元素天然丰度的金属单质样品，用于燃耗信任制研究中重要裂变产物的反应性价值的实验测量与核数据的验证，简称D1、D2、D3、D4、D5和D6型试验元件。

为了防止误插元件，同时具备改变栅格中慢化剂份额的能力，方形栅格排布方案使用铝棒作为占位元件或挤水棒，简称为E型占位元件。

水堆堆芯使用的各种元件主要参数列于表2。

表2 水堆堆芯使用的各种元件参数Table 2 Various rod parameters used in water core

a——同心圆栅格排布方案；b——方形栅格排布方案，栅距为12.6 mm； c——方形栅格排布方案，栅距为15.0 mm；d——方形栅格排布方案，栅距为23.6 mm图3 水堆堆芯4种栅格排布方案Fig.3 Four lattice arrangements in water core

2.2 栅格排布方案

在同心圆栅格排布方案中，B型燃料元件以同心圆的方式围绕堆芯中心的中子源区排布，共14圈，燃料元件的栅距约为14.5 mm。

在方形栅格排布方案中，堆芯中心没有中子源区，根据栅距可分为12.6、15.0和23.6 mm 3种排布方案，其中栅距为12.6 mm和15.0 mm的排布方案使用C型燃料元件，栅距为23.6 mm的排布方案使用C型、F型和G型3种燃料元件。3种排布方案都使用D型试验元件和E型占位元件。

水堆堆芯两类4种栅格排布方案的示意图如图3所示。

2.3 反应性控制系统

水堆堆芯每种栅格排布方案使用对应的反应性控制系统，每套反应性控制系统包含两个独立的安全棒和两个独立的调节棒，棒体采用金属镉作为中子吸收体填充于不锈钢管内。吸收体的长度与活性段的长度一致。通过棒体顶部的电磁离合器吸合在桥架和滑座上，滑座在滚珠丝杠、联轴器和电机的带动下上下移动，当停堆信号发出时，电机和电磁离合器断电，依靠自身重力就能确保控制棒落入堆芯，实现安全停堆[5]。同心圆栅格排布方案的安全棒采用多根镉棒并排组成的板状结构，调节棒采用单根镉棒结构，方形栅格排布方案的安全棒和调节棒均为单根镉棒结构。每根安全棒的反应性价值大于1%Δk/k，每根调节棒的反应性价值在0.2%Δk/k左右。

水堆堆芯的堆芯容器还设置了DN100 mm的紧急排水阀门，停堆信号发出后会立即打开将堆芯容器内的水排至水箱，实现安全停堆。

3 铅堆堆芯

铅堆堆芯只有同心圆栅格一种排布方案，使用两种高富集度的燃料元件，以固体金属铅模拟铅冷却剂，以金属铍、聚乙烯和石墨作为反射层，以碳化硼和金属镉作为控制棒吸收体。铅堆堆芯堆本体示意图如图4所示。

图4 铅堆堆芯的堆本体示意图Fig.4 Diagram of reactor body for lead core

3.1 燃料元件与栅格排布

铅堆堆芯使用A型燃料元件(235U富集度为90%的金属铀实心元件)和B型燃料元件(235U富集度为20%的U3O8实心元件，即水堆堆芯同心圆栅格排布方案所使用的燃料元件)两种燃料元件。A型燃料元件的芯块直径为9 mm，活性段为400 mm，以不锈钢为包壳材料。B型燃料元件的活性段直径为4 mm，活性段长度为400 mm，以铝作为内包壳材料，以Zr-4作为外包壳材料。两种燃料元件以同心圆栅格围绕着堆芯内部的中子源区排布，共15圈，按照排布的燃料元件、介质材料及端部反射层可分为三区：一区排布了4圈A型燃料元件，元件之间的介质材料为金属铅，端部反射层为金属铍；二区排布了8圈B型燃料元件，元件之间填充的介质材料为金属铅，端部反射层为聚乙烯；三区排布了3圈B型燃料元件，元件之间填充的介质材料为聚乙烯，端部反射层为聚乙烯。铅堆堆芯的栅格排布如图5所示。

图5 铅堆堆芯三区栅格排布示意图Fig.5 Diagram lattice arrangement of three zones in lead core

3.2 反射层系统和铅本体

铅堆堆芯的中子能谱较硬，在有限的燃料条件下为实现临界必须尽可能减少堆芯中子的泄漏，设计了较为复杂的反射层系统，由燃料元件内部的反射层、顶部反射层、底部反射层和侧反射层等部分组成。为减少中子从燃料元件端部的泄漏，在A型和B型燃料元件活性区的上、下两端均设置了金属铍和聚乙烯芯块。在A型燃料元件上方，设置了厚为191.5 mm的金属铍顶部反射层，在B型燃料元件上方，设置了同样厚度的聚乙烯顶部反射层。在堆芯的侧面，设置了800 mm厚的石墨反射层，在堆芯的底部，设置了300 mm厚的石墨反射层，如图6所示。

为模拟重金属冷却剂的材料环境，铅堆堆芯布置了1块固态的金属铅本体。铅本体内径为66 mm、外径为445 mm、高为428.5 mm，内部开有1个直径为66 mm、101个直径为11 mm和565个直径为7.4 mm的通孔，用于排布一区和二区的燃料元件。

图6 铅堆堆芯反射层系统示意图Fig.6 Diagram of reflector system for lead core

3.3 反应性控制系统

铅堆堆芯的反应性控制系统布置在侧反射层的石墨中，而不是堆芯内部，使得堆芯保持整体性，减少中子的泄漏。每套反应性控制系统包含两个独立的安全棒和两个独立的调节棒，安全棒棒体采用圆柱棒结构，利用316L不锈钢作为外包壳，采用圆环状碳化硼作为吸收体，内部填充为聚乙烯以提高安全棒的反应性价值。调节棒采用金属镉作为中子吸收体填充于不锈钢管内。铅堆堆芯反应性控制系统的驱动原理与水堆堆芯完全一致，每根安全棒的反应性价值大于1%Δk/k，每根调节棒的反应性价值在0.2%Δk/k左右。铅堆堆芯在石墨底反射层中心位置(即堆芯正下方)设置了直径为240 mm、厚为300 mm的安全块，安全块价值大于1%Δk/k，当停堆信号发出后，依靠自身重力就能立即下落，利用中子泄漏的原理实现安全停堆。

4 零功率实验

4.1 水堆堆芯零功率实验

水堆堆芯可利用添加元件和改变调节棒棒位等方式达到临界，采用252Cf中子源作为启动中子源，起到点火作用，避免启动试验初期中子计数监测上的盲区，在同心圆栅格排布方案上实现了首次临界，装载B型燃料元件955根。在水堆同心圆栅格排布方案上，开展的临界实验包括燃料元件价值测量[6]、调节棒价值测量、散裂靶样品反应性价值测量等内容，次临界实验包括跳源法、落棒法、脉冲中子源法、噪声分析法等次临界度测量实验。理论计算使用了引进于英国的蒙特卡罗程序MONK，使用ENDF/B-Ⅶ点截面数据，临界计算时设置每代粒子数为1×105个，有效代数为100代，统计偏差1σ为0.000 25。水堆堆芯临界附近keff与调节棒价值实验测量与理论计算结果的对比如图7所示。临界装载和控制棒价值实验测量结果与理论计算结果相符合。

经过技术改造，水堆堆芯完成了同心圆栅格排布方案到方形栅格排布方案的过渡，并在方形栅格(栅距为23.6 mm)的排布方案上实现了临界。使用相同的252Cf中子源作为启动中子源，由于方形栅格堆芯内部没有中子源区，因此在堆芯中心的正上方安装了固定横杆，用于布置252Cf中子源。方形栅格的临界装载方案共装载F型环形燃料元件96根，C型燃料元件172根。在方形栅格排布方案上，已开展了C型燃料元件价值测量、F型和G型环形燃料元件价值测量、调节棒价值测量、D型试验元件价值测量、中子能谱测量和中子通量密度分布测量等实验，后续将在另外两种栅距的方形栅格上开展临界实验。

图7 水堆堆芯临界附近keff(a)与调节棒价值(b)实验测量与理论计算结果的对比Fig.7 Comparison of experimental measurement and theorectic calculation for keff (a) and adjusting rod worth (b) in water core

4.2 铅堆堆芯零功率实验

铅堆堆芯可利用添加元件和改变调节棒棒位等方式达临界。采用与水堆堆芯共用的252Cf中子源作为启动中子源，在同心圆栅格排布方案上实现了首次临界，临界装载方案为一区101根A型燃料元件、二区565根B型燃料元件和三区319根B燃料型元件。在铅堆堆芯上开展的临界实验包括燃料元件价值测量，调节棒价值测量，散裂靶样品[7]、结构材料样品和中子吸收体样品反应性价值测量等实验内容。理论计算使用了与水堆实验相同的MONK程序、核数据库和计算参数，统计偏差1σ为0.000 25。铅堆堆芯临界附近keff与调节棒价值实验测量与理论计算结果的对比如图8所示。临界装载的实验测量结果与理论计算结果相符合，但控制棒价值理论计算与实验测量结果的绝对值存在一定偏差，主要原因可能是调节棒材料参数(如吸收体)与设计值存在偏差，目前正在通过尺寸、密度与化学成分分析确定偏差来源。

在铅堆堆芯的中子源区安装了由钨铁镍合金、铅铋合金及不锈钢等材料组成的ADS散裂靶模拟样品，利用氘氚中子管中子源来模拟ADS的散裂中子源，针对ADS反应堆次临界度测量与在线监督，开展了跳源法[8]、断束法、落棒法、脉冲中子源法[9]、噪声分析法等次临界测量实验，以及裂变率[10]、中子能谱和中子通量密度分布测量[11]等ADS堆芯物理特性参数测量实验，取得了大批重金属冷却ADS反应堆静态和动态物理实验数据。

图8 铅堆堆芯临界附近keff(a)与调节棒价值(b)实验测量与理论计算结果的对比Fig.8 Comparison of experimental measurement and theorectic calculation for keff(a) and adjusting rod worth (b) in lead core

5 结论

启明星Ⅱ号是中国原子能科学研究院针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号的水堆堆芯和铅堆堆芯使用了多种类型的核燃料，能够构建多种栅格类型、中子能谱和材料环境等条件的堆芯方案，配备了多套非能动安全停堆系统，具有较高的安全性。在启明星Ⅱ号上开展了多项反应堆物理实验，实验测量值与理论计算值符合较好，验证了多种实验测量方法。启明星Ⅱ号上开展的各项基础性零功率实验，将有力推动我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计以及新型核能系统的集成研发。