中国ADS 铅基反应堆设计与研发进展

第四代核能介绍面对能源危机、雾霾围城，核能以绿色、高效、低碳排放和可规模生产的突出优势，成为较为理想的替代能源。

作为一种可大规模替代化石燃料的清洁能源，核能在目前的世界能源结构中占有重要地位。

然而，由于现有大规模应用的热中子反应堆存在资源利用率低、放射性废物不断积累和潜在核安全问题，开发更加清洁、高效、安全的新型核能系统对核能可持续发展意义重大。

2014年1月，“第四代核能系统国际论坛组织（ＧＩＦ）”官方发布的“第四代核能系统技术路线更新图”，选出了6种创新反应堆概念及其支持性的燃料循环供进一步的合作研究与开发。

一：气冷快堆（GFR）——快中子谱、氦冷反应堆和闭合燃料循环；二：超高温反应堆（VHTR）——采用一次通过式铀燃料循环的石墨慢化氦冷反应堆；三：超临界水冷反应堆（SCWR）——在水的热力学临界点以上运行的高温高压水冷反应堆；四：钠冷快堆（SFR）——快中子谱、钠冷堆和有效管理锕系元素和转化铀-238的闭式燃料循环；五：铅冷快堆（LFR）——快中子谱、铅或铅/铋低共熔液态金属冷却反应堆和有效转化铀-238和管理锕系元素的闭合燃料循环；六：熔盐反应堆（MSR）——在超热中子谱反应堆中用循环的熔盐燃料混合物生产裂变电力和使用全部锕系元素再循环的燃料循环。

以上反应堆预计在今后30年内可投入使用。

相对的优点包括基建费用减少，核安全性提高，核废物产生量最小，并且进一步减小了武器材料扩散的风险。

而其中，铅基反应堆备受关注。

铅基材料（铅、铅铋或铅锂合金等）作为反应堆冷却剂，能使反应堆的物理特性和安全运行具有显著优势，铅基反应堆主要特点如下。

第一，中子经济性优良，发展可持续性好。

铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基反应堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，可利用更多富余中子实现核废料嬗变和核燃料增殖等多种功能，也可设计成长寿命堆芯，不仅能提高资源利用率和经济性，也有利于预防核扩散。

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2018, 6(3), 87-97Published Online July 2018 in Hans. /journal/nsthttps:///10.12677/nst.2018.63011Summary of Lead-Cooled Fast ReactorResearchJinsheng Han, Bin Liu, Wenqiang LiSchool of Nuclear science and Engineering, North China Electric Power University, BeijingReceived: Jul. 13th, 2018; accepted: Jul. 23rd, 2018; published: Jul. 30th, 2018AbstractLead-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid lead or lead bismuth alloy. As one of the six main reactors of the fourth generation reactor system, lead-cooled fast reactor can well meet the requirements of the fourth generation reactor about safety, economy, sustainability and nuclear non-proliferation. The lead-cooled fast reactor system steering committee of the fourth generation international forum identified the European lead-cooled fast reactor ELSY, the Russian medium-sized lead-cooled fast reactor BREST-OD-300 and the SSTAR system concept de-signed in the US as the main reference reactor types of the lead-cooled fast reactor. In this paper, the historical background of the development of the lead-cooled fast reactor is summarized, and the current status is introduced. Then, three main reference types are summarized, and finally, the challenges of the lead-cooled fast reactor are put forward.KeywordsThe Fourth Generation Reactor, Lead-Cooled Fast Reactor, Reference Reactor Type铅冷快堆研究概述韩金盛，刘滨，李文强华北电力大学核科学与工程学院，北京收稿日期：2018年7月13日；录用日期：2018年7月23日；发布日期：2018年7月30日摘要铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。

㊀第44卷㊀第2期2024年㊀3月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.44㊀No.2㊀㊀Mar.2024㊃辐射防护监测㊃反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制邱顺利1,肖㊀伟1,董进诚1,葛孟团1,翟春荣2,汤仲鸣2,周宇琳1,曾㊀乐1,刘海峰1,孙光智1,程㊀辉1,石先武2,刘文臻2(1.武汉第二船舶设计研究所,武汉430205;2.国核自仪系统工程有限公司,上海200233)㊀摘㊀要:为建立一套用于反应堆中子通量测量的监测装置,以实现核电站堆外核测量系统测量要求,研制了一种长灵敏区㊁宽量程㊁高灵敏度和强γ抑制能力的裂变电离室探测装置㊂同时对该裂变电离室探测装置的热中子灵敏度㊁高压坪特性㊁甄别特性和γ感应度等典型核性能指标进行了试验验证㊂试验结果表明,该裂变电离室综合性能能够满足AP1000系列核电站堆外核测量系统中间量程测量通道的应用需求㊂关键词:中子通量测量;堆外核测系统;裂变电离室;高压坪特性;热中子灵敏度中图分类号:TL81文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2022-12-19基金项目:大型先进压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项(2019ZX06002012)㊂作者简介:邱顺利(1992 ),男,2014年毕业于兰州大学核技术专业,2017年毕业于兰州大学核能与核技术工程专业,获硕士学位,工程师㊂E -mail:qsllzu2010@㊀㊀核电厂一般通过在反应堆压力容器周围布置若干个中子探测器来进行反应堆中子通量监测,进而推算出反应堆的实时功率,此即堆外核测系统㊂该系统将反应堆功率水平分为3个区段,即源量程㊁中间量程和功率量程,分别采用三种不同的热中子探测器,每两种相邻量程的探测器在测量范围上互为冗余㊂在三代核电如AP1000核电站中,裂变电离室用于堆外核测系统中间量程测量通道,用于监测反应堆10-6%RTP ~200%RTP(额定热功率)运行时的中子注量率[1-2]㊂裂变电离室具有测量范围宽㊁测量精度高㊁可靠性高㊁使用寿命长㊁具备事故后监测功能等优点㊂基于AP1000系列堆外核测系统中间量程测量通道工程应用需求,研制了一种裂变电离室探测装置,包括位于反应堆压力容器周围测量孔道内的裂变电离室探测器组件㊁位于安全壳内的四轴有机电缆㊁位于安全壳外的三轴有机电缆和位于辅助厂房的前置放大器,及其相关电缆连接器,用于反应堆正常运行工况和事故运行工况下的堆芯中子通量监测㊂1　裂变电离室探测器设计㊀㊀通常,裂变电离室包含一个收集极和一个高压极,收集极外壁和高压极内壁都镀有一层铀沉积层,即灵敏层㊂收集极和高压极为同轴圆柱形设置,在接近大气压的条件下用气体(常为氮氩混合物)填充其间的空间,并在两电极间施加电场㊂当中子在灵敏层引起裂变时,生成的裂变碎片很可能被弹射到气体中,引起气体电离㊂电离产生的电子和离子在电场的影响下向两极运动,并在收集极产生感生电荷,形成电流脉冲㊂裂变电离室结构如图1所示㊂图1中左侧表示两电极间裂变碎片沿着散射轨道电离气体产生的电子和离子漂移,空心圆和实心圆分别表示电子和离子,箭头显示它们分别漂移到相反的电极㊂铀层位于两个电极上,通常只有几微米厚,因为即使裂变碎片的能量很大,重离子通过致密铀化合物的范围也小于10μm㊂因此,尽管较厚的铀层会吸收更多的中子,但也导致大多数源自该铀层气体侧约8μm 以上的裂变碎片不会逃逸,因此其产生的影响没有机会被收集下来㊂最终,铀层厚度㊁裂变截面和灵敏区表面积都会限制裂变电离室的探测效率㊂由于裂变电离室在脉冲模式下具有一个更宽的脉冲频谱分布,导致其灵敏度范围可能较宽,最大灵敏度处于 α截止电压 U α,即α甄别特性曲线中计数率小于1时的甄别电压,裂变电离室最大中子计数灵敏度一般为0.6~0.8cm 2[1]㊂GB /T7164 2022规定,工作在脉冲模式下的裂变电离㊃431㊃邱顺利等:反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制㊀图1㊀裂变电离室结构原理图Fig.1㊀Schematic diagram of fission ionization chamber室推荐甄别电压为U n =1.1U α,因此,实际灵敏度比上述值更低㊂AP1000系列核电站对堆外核测系统裂变电离室的热中子灵敏度要求更高,需ȡ1.0cm 2,脉冲幅度需达到0.1pC 或者更高,增大了其设计难度㊂因此考虑从裂变电离室探测器的灵敏涂层厚度㊁工作气体和灵敏体积等关键因素出发进行裂变电离室结构设计㊂研究结果表明[3],探测器裂变材料的涂层厚度一般以不超过2mg /cm 2为宜㊂同时,铀膜的均匀性也是热中子灵敏度关键制约因素,故控制电极镀铀工艺至关重要㊂基于铀的自发衰变α粒子谱进行铀膜厚度定量测量[4]和铀与中子反应生成裂变碎片的量反推铀膜厚度的方法[5],搭建了一套灵敏涂层厚度分布测量装置,并对裂变电离室灵敏电极进行了抽样测量[6],其结果符合预期㊂采用在单原子分子气体中填充少量多原子分子气体的P10混合气体作为裂变电离室工作气体和增大灵敏电极面积的方式进一步增大其热中子灵敏度,如采用多电极结构㊁加长电极长度㊁在收集电极外表面和高压电极内表面均涂覆灵敏物质等㊂裂变电离室设计时,既要确保电离室对中子有足够高的灵敏度,又要控制电离室的电极结构,使绝大多数裂变碎片能完全沉积在灵敏腔体中,以获得足够高的脉冲输出㊂为了获得比较准确的理论值,需要对裂变碎片在裂变电离室中的运动径迹进行模拟计算㊂研究表明,热中子与235U 反应产生的裂变产物在填充气体中的射程,主要集中在9.5~10mm 之间,其中,质量较大的Cs 和Ba在10mm 附近,此即裂变电离室电极结构的较佳设计㊂此外,AP1000系列核电站堆外核测系统中间量程探测器耐事故环境要求较其他核电站更为苛刻,需经受4个月设计基准事故后化学/水淹浸没㊂探测器输出弱信号传输距离远,途经多个大型电机㊁阀门等大功率电气设备,同时距离其它系统的电缆较近,很容易受到干扰,在运核电站类似通道已出现多次闪发报警现象㊂为加强裂变电离室的抗干扰能力和耐恶劣环境性能,在常规同轴电离室结构外绝缘后增加外层承载结构,并设置减震结构㊁惰性氛围保护和多层密封防护,形成可靠的㊁耐受高温高压高湿强辐照环境的三同轴圆柱形全密封结构㊂综上,设计了一套长灵敏区(~900mm)㊁高压极内壁和收集极外壁均涂覆有高浓度裂变材料㊁外加密封保护承载体结构的裂变电离室,以满足AP1000电站堆外核测量系统中间量程探测器高灵敏度㊁宽测量范围㊁强抗干扰能力㊁耐受事故环境等要求㊂2㊀裂变电离室探测装置加工制造㊀㊀裂变电离室探测装置用于堆外核测量系统中间量程探测通道,主要包括裂变电离室探测器组件㊁电缆接线盒㊁前置放大器及其相关特殊电缆和连接器㊂裂变电离室探测器组件包括裂变电离室探测器㊁慢化体组件㊁延伸组件㊁安装支座组件和三同轴铠装电缆㊂探测器组件安装在反应堆外特定的钢衬孔道内,裂变电离室探测器输出与中子注量率呈正比的计数率或MSV (均方电压)信号(高中子注量率下,脉冲信号发生堆积重叠,产生直流电流分量,此时信号的相对均方根涨落值与采样时间内裂变反应发生次数的平方根成正比,利用坎贝尔法处理即可测量中子注量率[7]),经三同轴铠装电缆传输后在电缆接线箱内与高可靠四轴有机电缆连接,再经电气贯穿件输出至安全壳外的前置放大器进行计数率模式或MSV 信号处理,最后传送至核测仪表信号处理机柜的中间量程信号处理组件㊂裂变电离室探测装置组成结构如图2所示㊂㊃531㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期图2㊀裂变电离室探测装置测量结构示意图Fig.2㊀Structure diagram of fission ionization chamber detector2.1㊀探测器组件设计及制造㊀㊀裂变电离室探测器外依次装配慢化体和金属外壳,构成慢化体组件㊂慢化体完全覆盖裂变电离室灵敏区,并采用陶瓷绝缘材料将裂变电离室与金属外壳绝缘㊂工程安装时,慢化体组件由延伸组件和安装组件支撑,安装在探测器竖井内㊂各组件间采用连接结构件连接,并设置有便于快速对准的导向槽,以便于快速安装㊁拆卸㊂裂变电离室探测器组件的制造主要在于裂变电离室探测器的生产,按照相关标准工艺文件完成组装㊁铀膜镀覆㊁焊接㊁充气等关键工序,全程需在质量监督下完成㊂2.2㊀信号处理设计及制造㊀㊀裂变电离室探测装置的信号处理部分主要体现在前置放大器的设计㊂为了实现裂变电离室探测器跨越近9个量级的宽量程测量功能,前置放大器需工作在两种模式下:计数率模式和均方压(MSV)模式㊂低中子通量条件下,裂变电离室前置放大器将探测到的低通量中子脉冲信号进行初级放大并进行幅度甄别,滤除因γ辐射或射频干扰产生的脉冲信号,并将有效中子脉冲进行光电信号转换后,通过光纤传递给核测仪表信号处理机柜;高中子通量条件下,前置放大器将脉冲堆叠转换为电压有效值后输出均方电压信号,该模式可实现反应堆功率0.1%RTP ~200%RTP 的测量[1]㊂裂变电离室前置放大器电路主要由高压滤波㊁测试脉冲产生㊁一级放大及调节㊁二级放大㊁脉冲调理和MSV 处理电路组成,其原理框图如图3所示㊂通过脉冲调理电路可以将幅值低于阈值的脉冲过滤掉,并将幅值高于阈值的脉冲转换为光脉冲后通过光纤传递给核测仪表信号处理机柜㊂其次,当堆功率升高导致脉冲重叠时,通过MSV 处理电路将重叠的脉冲信号转换为与反应堆中子通量成正比的直流电平(均方电压)信号,传送至信号处理机柜后可实现堆功率的转化㊂此外,该前置放大器还设置了测试脉冲产生电路,由核测仪表信号处理机柜发送一测试使能信号后,可通过该电路产生的测试脉冲检测前置放大器功能的好坏㊂前置放大器采用一体化成型的铝合金箱体作为电路板封装盒体,采用全密封结构,便于电路板防潮㊁防霉隔离,并在盒体内部设置电磁屏蔽金属盒,用于封装前置放大电路板,降低外界干扰㊂前置放大器设计制造完成后,采用标准脉冲信号发生器输入模拟信号,验证前置放大器输出结果满足设计精度要求后,可与裂变电离室搭配进行核辐射性能试验㊂㊃631㊃邱顺利等:反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制㊀图3㊀前置放大电路原理图Fig.3㊀Schematic diagram of preamplifier circuit2.3㊀传输电缆制造㊀㊀裂变电离室探测装置信号传输电缆主要包括四同轴有机电缆㊁三同轴有机电缆及其配套接插件㊂三同轴电缆主要由中心导体㊁内外屏蔽层㊁绝缘层和外层护套等按照同一轴线加工制造而成,四同轴电缆在三同轴电缆基础上增加一导电屏蔽层㊂电缆制造按照标准生产工艺进行,需格外关注接插件与内外屏蔽层间的接触可靠性㊂3㊀裂变电离室探测装置测试3.1㊀热中子灵敏度试验㊀㊀热中子灵敏度是裂变电离室探测器的关键指标,本试验在中国计量科学研究院的热中子场㊀㊀㊀㊀㊀㊀参考辐射装置[8]上进行㊂该装置外场反射腔内参考中子注量率大于103cm -2㊃s -1,且具有较高的镉比(1433ʒ1)和较大的均匀区(70cm ˑ70cm),均匀性好于1%㊂对于本次灵敏区长度近900mm 的裂变电离室而言,封闭式反射腔内不具备试验条件,因此试验时将外场反射腔拉开,将待测裂变电离室置于反射腔与中子源均整透镜之间,并采用SP93He 探测器测试试验位置处的热中子注量率和均匀性,确保该处热中子场能够覆盖裂变电离室探测器灵敏区,保证试验的准确性㊂热中子场参考辐射装置如图4所示,该装置已经过CNAS 认证,认证报告编号:国基证(2002)第103号㊂图4㊀热中子场参考辐射装置示意图Fig.4㊀Schematic diagram of a thermal neutron radiation reference facility㊃731㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期㊀㊀裂变电离室探测器的热中子灵敏度采用比对法进行测试㊂将已知热中子灵敏度S m,u 的标准3He 计数管置于热中子场中,测量其输出计数率N m,u ,将待测裂变电离室置于同一位置,测量其输出计数率N m,s ㊂则待测裂变电离室探测器的热中子灵敏度可通过式(1)进行计算,试验结果列于表1㊂S m,s =S m,u ㊃N m,sN m,u(1)表1㊀裂变电离室热中子灵敏度测试结果Tab.1㊀Test results of thermal neutronsensitivity for fission ionization chamber3.2㊀高中子通量试验㊀㊀裂变电离室可测量的中子注量率可达1010cm -2㊃s -1以上,测量范围跨越数个数量级㊂因此,验证其关键核性能需在具备高中子通量试验条件的反应堆上进行㊂本次裂变电离室核性能试验在中国原子能科学研究院49-2游泳池式堆水平热柱孔道上进行,主要包括高压坪特性和甄别阈特性㊂热柱孔道深度约为3m,其热中子注量率与孔㊀㊀㊀㊀㊀道深度呈正相关分布㊂3200kW 功率下该热柱孔道内的中子注量率分布如图5所示㊂图5㊀原子能院49-2堆水平热柱孔道内中子注量率分布Fig.5㊀Distribution of neutron fluence rate inhorizontal channel of 49-2reactor3.2.1㊀高压坪特性㊀㊀裂变电离室高压坪特性测试布置如图6所示㊂将裂变电离室放置在49-2堆热柱孔道内,按照现场实际布线方式进行布线,信号经过前置放大器放大成形㊁处理后,由核测仪表信号处理机柜的信号测量装置读取数据㊂图6㊀裂变电离室高压坪特性试验布置图Fig.6㊀Layout of high voltage saturation characteristics test of fission ionization chamber㊀㊀将裂变电离室灵敏区中心置于距热柱孔道口约1.5m 处,反应堆功率稳定在约65kW,对应中子注量率约4.13ˑ106cm -2㊃s -1,测量裂变电离室计数率模式下的高压坪特性曲线,其试验结果如图7所示㊂由图7可知,裂变电离室计数率模式下的高压坪区范围为500~1000V,坪长ȡ500V,坪斜为1.98%/100VDC(直流电压)㊂将裂变电离室置于热柱孔道底部,并继续增大反应堆功率,使裂变电离室进入均方压(MSV)工作模式,直至反应堆满功率下(3200kW,对应中子注量率1.26ˑ1010cm -2㊃s -1),测试此时的裂变电离室MSV 模式高压坪特性,结果如图8所示㊂由其可知,裂变电离室MSV 模式下的高压坪区范围为500~1000V,坪长ȡ500V,坪斜为1.92%/100VDC㊂㊃831㊃邱顺利等:反应堆中子通量测量用裂变电离室探测装置研制㊀图7㊀裂变电离室计数率模式下高压坪特性试验结果Fig.7㊀Test results of high voltage saturationcharacteristics of the fission ionizationchamber at pulsemode图8㊀裂变电离室MSV 模式下高压坪特性试验结果Fig.8㊀Test results of high voltage saturation characteristicsof the fission ionization chamber at MSV mode3.2.2㊀甄别阈特性㊀㊀在无中子源和加工作高压时,测量裂变电离室计数率N 随甄别阈电压U 变化的曲线,得到裂变电离室的α甄别曲线㊂在有中子源和加工作高压时,测量裂变电离室计数率N 随甄别阈电压U 变化的曲线,得到裂变电离室的甄别阈曲线,作为裂变电离室特征曲线㊂裂变电离室甄别阈值曲线如图9所示,由测量曲线可得,该裂变电离室推荐甄别阈值U n =1.1U α=210mV [9]㊂3.3㊀γ感应度试验㊀㊀γ感应度在标准事故水平γ辐射试验装置上进行㊂试验时,将裂变电离室放置在标准γ辐射图9㊀裂变电离室甄别阈曲线Fig.9㊀The discrimination threshold curveof fission ionization chamber场下,施加工作电压,通过电流源表在探测器信号输出电缆端测量电离室输出的电流I o ,则裂变电离室的γ感应度S γ为:S γ=I oX㊃(2)式中,S γ为γ感应度,A ㊃Gy -1㊃h;I o 为输出电流,A;X ㊃为照射量率,Gy ㊃h -1㊂裂变电离室γ感应度测量结果如图10所示㊂经过计算,裂变电离室的γ感应度为S γ=7.57ˑ10-9A ㊃Gy -1㊃h㊂图10㊀裂变电离室γ感应度实验结果Fig.10㊀Test results of gamma sensitivityof fission ionization chamber3.4㊀试验小结㊀㊀表2列出了裂变电离室设计性能指标与工程应用指标的对比,可以看出该裂变电离室主要物理性能指标满足设计要求㊂㊃931㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期表2㊀裂变电离室性能指标Tab.2㊀Performance indicator fission ionization chamber4㊀结论㊀㊀结合AP1000系列核电站实际应用情况,搭建了一套适用于反应堆堆外核测量系统的裂变电离室探测装置,进行了裂变电离室探测器详细设计及探测装置加工制造,并结合国内现行试验条件和相关标准规定,对其进行了核性能试验验证㊂试验结果表明,该裂变电离室探测装置具有高压坪特性优㊁热中子灵敏度高和抗γ干扰能力强等特点,主要性能指标均能满足工程应用指标,可应用于AP1000系列反应堆堆外核测量系统中间量程测量通道,并可推广至其他电站反应堆堆外核测系统或船用核控系统㊂参考文献:[1]㊀杨天,陈科.AP1000电站堆外核测系统(NIS)中间量程(IR)的构成及信号处理特点详析[J].仪器仪表用户,2016,23(2):73-77.[2]㊀汤仲鸣,何文灏,李树成,等.AP1000与VVER1000堆外核测系统设计理念分析[J].核电子学与探测技术,2014,34(5):671-674.[3]㊀杨波.一种高灵敏度裂变室的研制[J].核电子学与探测技术,2012,32(5):587-589.[4]㊀王玫,温中伟,林菊芳,等.小型平板铀裂变电离室研制[J].核电子学与探测技术,2014,34(9):1128-1131.[5]㊀朱通华,刘荣,蒋励,等.裂变室镀层质量厚度的相对测量技术[J].核技术,2009,32(6):459-463.[6]㊀孙光智,任才,毛从吉,等.堆外核测量用裂变电离室铀膜均匀性研究[J].核技术,2019,42(9):090603.[7]㊀黄自平,钟明光,熊国华.基于坎贝尔定理的中子监测技术的研究[J].核电子学与探测技术,2013,33(9):1054-1056.[8]㊀杨竣凯,王平全,张辉,等.热中子参考辐射装置参数的实验测量[J].核技术,2021,44(11):62-68.[9]㊀北京核仪器厂.用于核反应堆的辐射探测器特性及其测试方法:GB/T7164 2004[S].北京:中国标准出版社,2004.Development of fission ionization chamber detector forreactor neutron flux measurementQIU Shunli1,XIAO Wei1,DONG Jincheng1,GE Mengtuan1,ZHAI Chunrong2,TANG Zhongming2, ZHOU Yulin1,ZENG Le1,LIU Haifeng1,SUN Guangzhi1,CHENG Hui1,SHI Xianwu2,LIU Wenzhen2(1.Wuhan Secondary Institute of Ships,Wuhan430205;2.State Nuclear Power Automation System Engineering Company,Shanghai200233) Abstract:In order to establish a monitoring device for reactor neutron flux measurement to meet the measurement requirements of ex-core nuclear measurement system,a fission ionization chamber detector with long sensitive region,wide range,high sensitivity and strongγ-suppression ability has been developed.At the same time,the thermal neutron sensitivity,high voltage plateau characteristic,screening threshold plateau characteristic andγsensitivity of the fission ionization chamber detector are tested and verified.The test results show that the comprehensive performance of the fission ionization chamber can meet the application requirements of the intermediate range measurement channel for ex-core nuclear measurement system of the AP1000series nuclear power plant.Key words:neutron flux measurement;nuclear instrumentation system;fission ionization chamber;high-voltage saturation characteristics;thermal neutron sensitivity㊃041㊃。

铅基核反应堆零功率铅基核反应堆是一种新型的核能利用设备，它以铅作为冷却剂和反应堆媒质。

与传统的水或气态冷却剂不同，铅具有更好的热传导性能和较高的沸点，可以实现更高的工作温度和更高的热效率。

而零功率状态是指反应堆不产生功率，即处于停止或待机状态。

本文将从铅基核反应堆零功率下的特点、应用前景以及相关技术问题进行综合介绍，以期全面了解这一新型核能利用技术。

首先，铅基核反应堆在零功率状态下具有一些独特的特点。

由于铅的优良热导性能，反应堆可以在较高温度下稳定工作，这有助于提高燃料的热效率和核燃料的利用率。

而零功率状态下的反应堆既可以用于核燃料的储存，也可以用于核废料的处理。

通过适当的设计和控制，可以实现核燃料的延期利用以及核废料的再处理，从而减少核废料的长期储存和处理压力。

其次，铅基核反应堆零功率的应用前景十分广阔。

由于铅不易蒸发和受损，反应堆具有较好的安全性能。

而铅基核反应堆零功率状态下的稳定工作，可以为核能发电提供更为可靠的备用能源。

此外，铅基核反应堆还可以应用于核能供暖、长途电力输送以及舰船动力等领域，为人们的生活提供更多的便利和选择。

然而，铅基核反应堆零功率状态也存在一些技术问题需要解决。

首先是反应堆的控制和监测技术，需要实现高温、高辐射环境下的即时控制和安全监测。

其次是燃料元件的设计和制备技术，需要寻找适合铅基反应堆的高温、高辐射环境下的燃料元件材料和工艺。

最后是核废料的处理技术，需要寻找可行的方法和途径来实现核废料的再处理和利用。

综上所述，铅基核反应堆零功率是一种新型的核能利用技术，具有很高的技术和应用前景。

它不仅可以提高核燃料的利用率和热效率，还可以解决核废料的储存和处理问题。

然而，铅基核反应堆零功率状态也存在一些技术问题需要克服。

随着科学技术的不断发展，相信这些问题将会逐步得到解决，铅基核反应堆零功率技术将会为人类的核能利用带来新的突破和进步。

铅铋冷却次临界堆反应性引入下的中子学动态特性分析陈森;金鸣;陈志斌;柏云清;赵柱民;吴宜灿【摘要】加速器驱动次临界系统(ADS)与临界系统相比具有不同的中子学动态特性.采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度(keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99)下1s内引入反应性+1 β的中子学动态特性对比分析.结果表明:①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2014(013)002【总页数】5页(P45-49)【关键词】ADS;反应性引入;RELAP5;瞬态分析【作者】陈森;金鸣;陈志斌;柏云清;赵柱民;吴宜灿【作者单位】中国科学技术大学,合肥230026;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学院核能安全技术研究所,合肥230031;中国科学技术大学,合肥230026【正文语种】中文【中图分类】TL327随着对核能知识的日渐加深，人们意识到核事故可能会对人员和环境产生严重危害，对核安全问题日益关注［1］。

非能动技术已普遍应用于先进反应堆的各个主要安全系统，其作为先进反应堆固有安全性的重要组成部分，成为保障核电安全不可或缺的手段［2］。

核电的安全一定意义上是由核电厂核设施（包括构筑物、系统和部件）设计的可靠性所决定的，而其中核电厂设备设计的可靠性是保证核电厂安全的重要环节［3］。

ADS次临界反应堆的中子共轭方程
王苏;沈峰
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2011(045)007
【摘要】与临界反应堆相比,ADS次临界反应堆的外源中子和裂变中子的空间分布具有严重的不均匀性,对应的中子价值也不同.本工作对次临界反应堆的稳态输运方程作分群扩散近似,得到了多群方程,进一步推导出按堆芯功率归一化的中子共轭方程表达式和与功率相关的中子价值函数表达式,给出了次临界反应堆中子价值的物理意义.由稳态中子共轭方程组出发,给出了两种带外加中子源的次临界反应堆增殖因数的表达式.
【总页数】5页(P775-779)
【作者】王苏;沈峰
【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京102413;中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL327
【相关文献】
1.加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析 [J], 袁宝新;王明煌;蒋洁琼;汪卫华;吴宜灿;FDS团队
2.基于IQS/MC方法的ADS次临界反应堆中子时空动力学模拟分析 [J], 宋英明;
高庆瑜;徐宇超;王珂;杨永伟;张璐;谭至宇
3.ADS 启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量 [J], 刘锋;史永谦;朱庆福;张巍;李开健
4.ADS次临界反应堆的点堆中子动力学方程 [J], 沈峰;王苏
5.脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度 [J], 万波;周琦;尹生贵;刘洋;史永谦;张雪荧;罗皇达;马飞;陈亮;葛红林;张艳斌;张宏斌;骆鹏;鞠永芹
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铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析孙明1，2，*，郁杰1（1.中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所，合肥230031；2.中国科学技术大学，合肥230026）摘要：铅铋快堆属于第四代反应堆，其一回路采用液态铅铋合金冷却。

铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位，该系统充满含有放射性物质的液态金属，其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。

本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS 团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象，运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分析。

系统建模分析使用的是FDS 团队自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA 。

本文通过定性分析和定量计算得到了铅铋充排系统的不可用度、最小割集，同时进行了重要度分析、敏感性分析以及对结果的不确定性分析，找出了影响系统可靠性的关键环节，为充排系统的设计优化提供了参考。

关键词：铅铋快堆；充排系统；可靠性分析；故障树中图分类号：TL62文章标志码：A 文章编号：1672-5360（2021）01-0059-06孙明，郁杰.铅铋快堆一回路充排系统可靠性分析［J ］.核安全，2021，20（1）：59-64.Sun Ming,Yu Jie.Reliability Analysis for the Filling and Discharging System in the Primary Circuit of the Lead-bismuth Fast Reactor ［J ］.Nuclear Safe⁃ty ，2021，20（1）：59-64.收稿日期：2020-06-22修回日期：2020-09-17基金项目：自然科学青年基金项目，项目编号：71901203；国家自然科学基金项目，项目编号：71671179作者简介：孙明（1987—），男，河南驻马店人，博士研究生，能源与环保专业，现主要从事概率安全评价及可靠性分析相关工作*通讯作者：孙明，E-mail ：****************铅铋快堆属于第四代反应堆，其一回路采用液态铅铋合金冷却。

MA 含量对 ADS 堆芯动力学参数的影响研究罗润;宋洪兵;赵福宇【摘要】The effective delayed neutron fraction (βef ),mean neutron generation time (Λ)and reactivity feedback coefficient (α)are the most important parameters in nuclear reactor kinetics.In this study,Monte Carlo method was applied to calculate the kinetic parameters of accelerator driven sub-critical system (ADS)cores,and the effect of mi-nor actinides (MA)content on these parameters was analyzed.The different contents of MA in the fuel were investigated to determine its effect on the kinetic parameters.The results show that when the content of MA reaches 5% in the fuel,theβef andΛ decrease by about 18% and 31%,respectively.With the increase of MA content from 0% to 5%,the average value of Doppler feedback coefficientαD vari es from -0.56 pcm/K to-0.36 pcm/K,and the average value of coolant feedback coefficient αC varies from-2.1 1 pcm/K to -1.73 pcm/K.%有效缓发中子份额(βef )、平均中子代时间(Λ)和反应性反馈系数(α)是核反应堆动力学中至关重要的参数。

中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介中国科学院ADS专项铅铋冷却反应堆项目简介一、项目背景为了应对能源短缺和环境污染等问题，人类需要新的清洁能源。

核能是目前公认现实可行的可大规模替代化石燃料的清洁能源。

根据我国目前核电中长期发展规划，到2020年核电总装机容量预计将达到5800万千瓦或更高。

如果2050年中国核电规模达到世界目前的平均水平，中国将新建超过200座百万千瓦级核反应堆。

从核电技术发展的成熟度和经济竞争力综合评估，2050年前核电仍将以核裂变能为主。

然而，人们在利用核裂变能的同时不得不面临核废料的处置等难题。

随着我国核电装机容量的不断增长，核废料的累积量将快速增加，预计到2020年我国核废料累积量将超过1万吨。

一座百万千瓦裂变电站每年产生的核废料如果用水稀释到可以安全排放的水平，大约需要长江100年的总水流量。

而且，核废料中的高放次锕系元素和长寿命裂变产物的毒性大、放射性强，部分核素半衰期长达上百万年，若不进行安全处置，将对人类始终存在潜在的放射性威胁。

加速器驱动次临界系统（ADS：Accelerator Driven subcritical System）目前被认为是一种较为理想的核废料嬗变处理装置，被国际原子能机构（IAEA）称之为“新出现的核废料嬗变及能量产生的核能系统”。

二、原理与发展现状ADS由强流质子加速器、散裂靶和次临界反应堆构成。

加速器产生的质子束流轰击重金属散裂靶（如液态铅或铅合金等），引起散裂反应，为次临界堆提供外源中子以驱动反应堆内的核反应，从而实现核废料嬗变等功能。

如一个能量为1GeV的质子轰击重金属靶，产生30~50个散裂中子，诱发次临界堆中核废料嬗变，将长寿命高放射性核废料转变为低毒性短寿命核素或稳定核素，降低放射性潜在危险。

从上世纪80年代开始，ADS逐渐成为国际研究热点。

欧盟、美国、俄罗斯和日本等均开展了ADS反应堆的概念设计和实验研究，并将ADS研究列入国家中长期发展规划。

含硅9Cr-ODS钢设计与性能研究铅基反应堆结构材料面临强中子辐照、高温以及强腐蚀性介质等极端环境,材料是制约其实现工程应用的关键问题之一。

本论文针对铅基反应堆的结构材料需求,以研发力学性能优异并耐液态铅铋腐蚀的ODS钢为目标,开展了含硅9Cr-ODS钢的设计与性能研究。

主要研究内容与结果如下:基于氧化物弥散强化理论和液态金属腐蚀理论,设计了 CLAM钢+0.3wt%Y2O3+一定含量 Si 的 9Cr-ODS 钢。

对不同 Si 含量(0、0.3wt%、0.5wt%、1.Owt%)的ODS钢进行了微结构表征、高温拉伸性能测试及静态铅铋腐蚀实验,以优化ODS钢中的Si含量。

微观组织结构分析结果表明,Si元素的添加使9Cr-ODS钢中形成了 Y2Si2O7相为主的纳米Y-Si-O相,其形成机理遵循溶解-再析出机制。

Si和Y2O3的在机械合金化过程中分别固溶于基体,并形成过饱和固溶体,固溶于基体中的O与机械合金化过程产生的大量空位结合生成O-空位对,O-空位对与Y、Si相结合,在热等静压过程中生成了热力学较稳定的单斜立方结构Y2Si2O7 相。

对含硅9Cr-ODS钢的高温力学性能进行了评估,结果显示随着Si含量增加,样品屈服强度逐渐升高,室温下均超过1300MPa,温度上升至550℃时均超过795MPa,温度继续上升至700℃,1.0wt%Si样品测试值最高且达到300MPa。

含硅9Cr-ODS钢中与基体非共格的纳米氧化物对位错运动的阻碍作用是其具有良好高温性能的主要原因。

开展了 550℃、氧浓度为10-6wt%静态铅铋环境中3000hrs腐蚀实验研究。

结果表明,含硅9Cr-ODS钢腐蚀界面依次由Fe3O4、(Fe,Cr)3O4、富Cr和富Si 氧化层组成(沿铅铋向基体方向)。

分析认为,Si元素能够促进致密的富Cr氧化层和富Si氧化层的形成,减缓液态铅铋中的氧元素向基体的扩散过程,从而提高ODS钢的腐蚀抗力。

启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置朱庆福; 刘东海; 王璠; 吕牛; 尹生贵; 周琦; 梁淑红; 张巍; 刘洋; 夏兆东; 杨历军; 权艳慧; 罗皇达【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)010【总页数】8页(P1842-1849)【关键词】启明星Ⅱ号; 零功率装置; 铅冷反应堆; 加速器驱动的次临界系统; 基准性临界实验【作者】朱庆福; 刘东海; 王璠; 吕牛; 尹生贵; 周琦; 梁淑红; 张巍; 刘洋; 夏兆东; 杨历军; 权艳慧; 罗皇达【作者单位】中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413【正文语种】中文【中图分类】TL411.1零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。

铅冷快堆一．原理1.简介铅冷快堆采用快堆和闭式燃料循环方式，能够更好地利用238铀以及锕系元素。

系统如图l所示，铅冷快堆最大的优点是采用铅冷却剂，不仅减小了堆芯的体积，还延长了换料周期。

堆芯燃料采用金属铀或氮化铀-238以及超铀元素。

而铅-铋冷却剂通过自然循环冷却堆芯，带出热量。

堆芯的出口温度为550。

C，随着材料研究的不断发展，堆芯出口温度可以提高到800。

C。

同时高的堆芯出口温度也可以使铅冷快堆应用于核能制氢等领域。

2.液态铅-铋冷却剂与燃料包壳和结构组件的材料相容性自从20世纪50年代提出使用液态铅冷却剂以来，它与包壳和结构材料的腐蚀问题就一直受到关注，成为影响其发展的关键工程问题之一。

腐蚀的主要形式是包壳和结构组件材料沿着温度梯度的方向进行的物质转移。

在较热区域熔化，在较冷区域重新冷凝。

而铅-铋冷却剂对结构钢材料的腐蚀程度则是由钢材料在液态金属的溶解度决定的。

流动屏障、金属的氧化及氮化、液态金属和钢材料的纯度都会影响溶解度。

3.二．与传统快中子反应堆的区别传统的快中子核反应堆以液态金属钠作为载热剂。

钠虽有较好的传热性能与流动性能，能够有效地传输高功率密度的热量，但对于反应堆仍带来一些不安全因素。

这些不安全因素主要是；(1)钠与水接触会发生剧烈的化学反应，乃至着火发生爆炸(2)钠对材料的腐蚀作用较强；(3)大型钠冷快堆的空泡反应性系数为正值。

尤其是后者，使现行的钠冷快堆难以达到固有安全性的全面要求。

如果以液态重金属代替液态轻金属作为快堆的载热剂，情况会有根本性的变化。

三．优势1.以铅代替钠作为快堆的载热剂有以下优点；(1) 从物理角度讲，铅的质量数远大于钠，中子与之碰撞，其能量损失甚小，因此，铅对中子的慢化截面远小于钠的慢化截面，对能量> 1keV高能中子，铅的慢化截面小于钠的慢化截面的五分之一。

因此，可加大燃料棒间的栅距，即增大冷却剂一燃料的体积比，且不影响快堆的能谱，而又大为降低了堆芯的功率密度。