Vol. 55,No."
Apr. 2021
第55卷第"期
2021年"月
原子能科学技术
Atomic Energy Science and Technology
reactor technology启明星!号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动
朱庆福，周琦"，夏兆东，刘洋，张巍，罗皇达,
陈晓亮，王皤，陈效先，刘锋，刘东海
(中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部，北京102413)
摘要：启明星！号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界，掌
握堆芯安全特性$考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件，临界元件数量较大，不同区域的中子能谱与燃料元
件价值差异大的特点，首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证，评价了模拟元
件对中子的散射与吸收的影响，制定了分区外推的装料方案$按照装料方案，铅堆堆芯完成了装料，安
全实现了首次临界，测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性$本文工作为后续实验运行提 供了重要的实验参数与临界装载方案$
关键词：启明星！号；铅堆堆芯；物理启动；装料外推；反应性测量
中图分类号：TL326
文献标志码:A 文章编号：1000-6931(2021)04-0577-07
doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0737
First Physics Start-up of Lead Core of Venus-
! Zero Power Reactor
ZHU Qingfu , ZHOU Qi " , XIA Zhaodong , LIU Yang , ZHANG Wei , LUO Huangda ,
CHEN Xiaoliang , WANG Fan , CHEN Xiaoxian , LIU Feng , LIU Donghai
(.Division of Reactor Engineering Technology Research , China Institute of Atomic Energy , Beijing 102413 , China)
Abstract : First physics start-up of the lead core of Venus- ! aims to load the nuclear
fuel elements into the lead core which is the first zero power reactor for lead-cooled fast reactor in China , and confirm the safety characteristics of the core. The lead core uses
two kinds of nuclear fuel elements. The number of fuel elements in critical is large. The reactivity worth of fuel elements in different locations is widely dissimilar. In consider ing these features !the initial neutron source and neutron monitoring detectors were
carefully selected and validated in first physics start-up , the influence in neutron scatter ing and absorbing by simulacrum elements was evaluated and a specific loading pattern
with sub-zone extrapolation was formulated. According to the loading pattern, the lead
core completed fuel loading and reached critical safely. The reactivity of simulacrum
elements , fuel elements , safety rod and adjust rod was measured. This work provides
收稿日期20201022；修回日期：2020-11-10
基金项目：中国科学院战略性先导科技专项资助项目(XDA03030302)
作者简介：朱庆福(1973—)，男，河北献县人，研究员，博士，反应堆物理专业
"通信作者：周 琦，E-mail : ****************
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原子能科学技术 第55卷
important experimental parameters and critical loading pattern for subsequent experi ments.
Key words : Venus-! ; lead core ； physics start-up ； loading extrapolation & reactivity
measurement
启明星！号双堆芯零功率装置丄是一座拥 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
的零功率装置$其中，铅堆 堆芯侧重于开展重金属冷却反应堆及加速器驱 动的次临界系统（ADS ）等先进核能系统的中子
物理特性实验研究，获取铅基快堆堆芯物理参
数、重要材料的反应性价值以及ADS 反应堆静 态和动态参数，为铅基反应堆、ADS 等新型核
能系统的工程设计与建设提供实验数据支撑$
反应堆物理启动试验对于不同的反应堆目 的都是相同的，为了验证理论计算和是否达到
设计指标，一般包括首次临界试验、零功率或低 功率运行试验和过渡到功率运行
*+$在整个物
理启动过程中，所有的重要安全系统设备、仪器
仪表都将经受考验，所有与运行和试验相关的
规程和细则都将得到验证，所采用的操作规程 均需按照有关核安全法规和导则制定，在试验
中确保安全第一的原则
*+$
对于零功率装置，首次物理启动主要内容 是首次安全顺利地完成装料，达到临界$国内
尚未开展铅基快堆的首次物理启动试验，缺乏 相关实验数据参考$根据铅堆堆芯理论计算结
果，达到临界需要的燃料元件数量超过1 000 根，且不同区域燃料元件的价值差别很大$
为安全可靠地完成铅堆堆芯首次物理启
动，根据铅堆堆芯的特点，本文评估启动中子源
与探测器的选取，考虑不锈钢模拟元件的影响! 制定分区外推的装料方案，完成铅堆堆芯的装
料与首次达临界以及反应性测量$
1铅堆堆芯的主要特点
铅堆堆芯沿径向由内到外分别是中子源 区、一区、二区、三区和石墨反射层⑷。中子源
区用于装载启动中子源、ads 散裂靶样品或反
应性检验样品；一区介质材料为金属铅，可装载
4圈共101根富集度90%的金属铀燃料元件
（A 型燃料元件）；二区介质材料为金属铅，可以
装载8圈共565根富集度20%的U 3O 8燃料元
件（B 型燃料元件）；三区介质材料为聚乙烯，可 以装载3圈共380根富集度20%的U <O 8燃料
元件（B 型燃料元件），石墨反射层中布置了安 全棒、调节棒和中子探测器$三区一共可装载
15圈同心圆排列的燃料元件，共计1 046根，栅
格排布如图1所示$
A 型燃料元件的活性区材料为富集度 90%的金属铀，密度大，含235 U 质量多，
B 型燃
料元件的活性区材料为富集度20%的U <O 8粉
末，密度小，含235 U 质量少，结合三区的介质材 料及在堆芯中所处的位置判断，不同区域燃料
元件的价值差别较大；一区和二区没有慢化材 料，裂变截面小，启动中子源与探测器的选取应
确保装料全过程特别是初期的中子计数率不小
I
一区
二区
三区
石墨,
聚乙烯• 金属铅Z x^y
中子源区、
a 型燃料元件
B 型燃料元件，
Will
图1铅堆堆芯三区栅格排布示意图Fig. 1 Diagram of three zones in lead core
第4期朱庆福等：启明星！号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动579
于2s]*，避免监测盲区；首次物理启动之前，铅堆堆芯的1046个孔道由外形尺寸与燃料元件相同的316L不锈钢模拟元件占位，装料时将对应位置的模拟元件卸出，装入燃料元件，由于不锈钢的铁、珞、镍等核素会对中子散射和吸收，装料过程燃料的增加将导致中子倍增状态发生变化，模拟元件的减少对于中子散射和吸收的作用同样也在改变，会同时影响外推过程的中子计数率，这些特点在制定首次物理启动试验方法时得到了考虑$
2首次物理启动试验方法
2.1启动中子源与探测器的选取与验证
为保证启动过程监督反应堆的中子计数率不小于2s]1，选用(5(Cf作为启动中子源，当前的中子发射强度为1.22X107s]1$启动监督中子探测器采用两根独立的\F＜正比计数管!中子灵敏度为(14.9士0.6)sT/(cm]2
・s_*)。为避免探测器的空间效应对外推曲线产生影响⑸，将启动中子源布置在中子源区的正上方!启动监督中子探测器对称布置在石墨反射层中，如图2所示$
不装载核燃料元件时!启动监督中子计数率最小，利用从英国引进的蒙特卡罗程序monk 的固定源模式，采用CENDL-3.1核截面数据，根据启动中子源与启动监督中子探测器的参数，对计数率进行了计算，统计粒子数为5.76X105，统计相对误差为4.89%，不装载核燃料元件时中子计数率为(584.5+28.6)s]*$同时，在不装载核燃料元件的条件下，实际测量了启动监督的两根中子探测器的中子计数率，分别为(587.6+23.5)s_*和(655.1+26.2)s_*，平均值为(621.4+24.9)s]1，中子计数率的计算值与测量值相对偏差为6.3%，数值均大于技术要求的2s]1，证明启动中子源与探测器选取的合理性，以及MONK程序计算模型的准确性$
图2启动中子源与启动监督中子探测器的位置
Fig.2Position of initial neutron source and start-up monitoring neutron detector
2.2核燃料元件装载方案
铅堆堆芯核燃料元件由于235U富集度、装载量和所处的中子能谱环境差异，其反应性价值差异很大，使用MONK程序和CENDL-3.1核截面数据对装载过程怂ff的变化进行了计算!统计粒子数为1X107!；eff的统计误差“为25pcm，计算结果如图3所示$
由图3可知，不同位置的燃料元件价值差异很大$—区燃料元件富集度相对较高，芯块密度大，燃料元件价值大于300pcm/根；二区
1.0
0.8
0.6
0.4
三区101304
虫二区
07込匹竺里竺烂一＜79402
/0527760*4560-76442
-沖60346
,0直6478
♦0.3;0378
0.2
°°02004006008001000
燃料元件数量/根
图3燃料元件装载过程；eff的变化
Fig.3Changeof;e finfuelelementloadingprocess
580原子能科学技术第55卷
富集度相对较低，燃料元件价值为10〜20pc-/根，三区的中子能谱较软，价值基本一致，燃料元件价值为54〜60pc—/根。临界时燃料元件数量在1020根左右$
如果铅堆堆芯3个区域的燃料元件价值差别不大，采用-/2”原则向临界趋近是合理的，但实际情况是3个区域的燃料元件价值呈现高、低、中分布$为确保装料外推的安全，必须考虑分区外推方案，避免跨二区到三区外推时高估临界元件数量，装入过多的燃料元件$
2・3试验元件对装料外推的影响
首次物理启动前，铅堆堆芯3个区域可装载燃料元件的1046个孔道由外形尺寸与燃料元件相同的316L不锈钢模拟元件占位，装料时将对应位置的模拟元件卸出，装入燃料元件$不锈钢模拟元件会对中子起到散射和吸收的作用，装料外推将不锈钢模拟元件替换为燃料元件，中子倍增状态发生了变化，对于中子散射和吸收的作用同样也在改变$为此，使用MONK 程序的固定源模式，采用CENDL-3.1核截面数据，对装料外推过程启动监督中子计数率进行了模拟计算，用于装料外推的参考，中子计数率计算结果的统计相对误差小于5［（“）。
2・4超临界过渡点的参考
当装料外推到逼近临界即将向超临界过渡时，利用启动中子源与跑兔系统⑺进行跳源法次临界度测量「8+$当实验人员在堆厅完成某一步燃料元件装载时，铅堆堆芯的启动中子源回到中子源储罐，当实验人员完成装载离开堆厅后，启动中子源由压缩空气驱动进入中子源区顶部，待中子计数率稳定后，实验人员读取数值进行外推计算$当装料外推到接近或大于；eff 为0.996的浅次临界状态，跳源法的测量相对偏差在0.1［左右9$
3首次物理启动试验
3.1装料方案
根据“1/2”装料原则、分区外推以及对称性等原则，开展装料外推的具体步骤如下$
1）一区满装载101根，根据图4所示燃料兀件装载万案，装载完后；eff为0.72015$从安全性考虑，首次装载数量为38根，小于101根的1/2（50.5根），第2次装载数量为28根，两次装载总数量小于101根的3/4（75.75根），由此继续外推，直到一区装载完成$
图4燃料元件装载方案
Fig.4Loading pattern of fuel element
2）开始二区装载时，重新进行外推$二区满装载565根，根据图4的结果，装载完后；e ff 为0.79402$从安全性考虑，首次装载数量为100根，小于565根的1/2（282.5根），第2次装载数量为62根，两次装载总数量小于565根的3/4（423.75根），由此继续外推，直到二区装载完成$
3）开始三区装载时，同样重新进行外推$三区满装载380根，临界计算354根临界，从安全性考虑，首次装载数量为40根，远小于354根的1/2（177根），第2次装载数量也为40根，两次装载总数量小于354根的3/4（265.5根），由此继续外推，直到向超临界过渡$
为保证外推过程的准确性，每一根燃料元件都进行编号，在添加每一圈燃料元件时均采取均匀对称的方式，同时从每一圈的4个起始点逆时针进行添加，减小空间效应的影响，如图4所示$
3.2外推结果
每次对计数率进行测量时，充分等待计数率稳定后再进行读取，每次测量时间为5s，共读取10次，舍弃最大值与最小值，得到中子计数率的测量值$利用中子计数率进行装料外推，装料操作有18步，两台启动监督系统的计数率与计算值的对比如图5所示$由图5可见，外推过程中中子计数率测量值与计算值符合一致
中子计数率的计算结果能对装料外推
第4期 朱庆福等：启明星！号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动581
起到指导作用$
4 500r 4 0003 5003 0002 5002 0001 5001 000-50
*期書◊ I 号探测器计数率
口 II 号探测器计数率 △计数值外推
200
400 600 800 1 000
燃料元件装载数量/根
图5外推过程中子计数率测量值与计算值的对比
Fig. 5 Comparison of neutron count measurement and
calculation values in loading extrapolation
利用计数率倒数外推方法可确定分区外推
的结果$在三区开展9步装料，图6示出中子 计数率倒数与外推结果$由图6可见，计数率
倒数基本呈现偏安全的凹形曲线，外推结果不 断收敛，证明了启动中子源与探测器的合理布 置避免了空间效应的影响，在次临界度较深的
装料阶段，三区外推过程中中子计数率倒数与 外推结果的理论计算值与测量值符合较好[10] $
随着逼近临界，计算值外推结果与测量值外推 结果的差异达到10・3根，主要是因为计算模型
图6三区外推过程中中子计数率倒数与外推结果
Fig. 6 Reciprocal of neutron count and extrapolation
resu%tinzone3%oadingextrapo%ation
与实际情况之间存在偏差，体现在模拟元件、石
墨反射层与三区聚乙烯的组装狭缝宽度以及石 墨反射层装配空隙等方面$这些偏差将影响外
源倍增计算值与实际值的偏差，且越接近临界! 由于源倍增的系数越大EX 影响效果越大，此
时主要以测量值为准$
三区燃料元件装载到341根之后，改用功 率测量系统的电流值继续外推，每次沿4个基
准点逆时针同时添加1根燃料元件，完成6次
装料外推后，向超临界过渡$3・3向超临界过渡与内插临界实验
根据HAD202/02的要求口2+，向超临界过 渡时一次添加反应性不能超过400 pcm $从安 全性考虑，每次添加1根燃料元件，按照计算结 果引入的反应性不大于60 pcm $因此，当外推
结束后，三区装载为365根燃料元件时，添加3 根燃料元件，向超临界过渡$利用启动中子源 点火，然后吹回储罐，观察中子计数率的变化, 三区装载量为368根，无源时中子计数率处于
缓慢上升状态，表明堆芯处于较长倍增周期的
超临界状态$
利用周期法测量反应性[13]!根据内插法确 定临界元件数量与燃料元件价值$首先测量三
区装载量为368根元件时的较长倍增周期，根 据周期-反应性表，可得到第1个反应性，然后
再添加1根元件，测量较短的倍增周期，得到第
2个反应性，实验测量结果列于表1$
由表1可见，三区的燃料元件数量从368 根增加到369根时，反应性变化了 89. 4 pcm ,
与燃料元件价值50〜60 pcm 的计算结果存在 较大偏差，分析原因主要是不锈钢模拟元件的 影响$三区的中子能谱较软，不锈钢模拟元件
对中子的吸收作用增大，体现出较大的负反应
性$装载燃料元件时，拔出的模拟元件相当于
同时引入了另一部分正反应性，因此出现反应
性变化量大于燃料元件价值的现象$
表1内插临界实验的测量结果
Table 1 Measurement result in interpolation critical experiment
序号 -
燃料元件/根
无源时中子计数率
变化状态
周期/s 反应性/ pcm
三区总计13681 034缓慢上升267. 5 + 3. 018. 7 + 7. 02
369
1 035
上升
30. 9 + 1. 0
108. 1 + 10.
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