夏榜樣，秦 冬

（中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)實驗室，四川 成都610041）

緊湊型壓水堆的用途非常廣泛，如：邊遠地區(qū)及海上供電、低溫供熱、海水淡化等。為了降低成本，提高其經(jīng)濟競爭力，實現(xiàn)較長的換料周期以及簡化堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計成為了緊湊型壓水堆的重要研究課題。

緊湊型壓水堆主要采用固體控制棒進行反應(yīng)性控制，并不采用核電站可溶硼系統(tǒng)，主要是為了簡化系統(tǒng)，實現(xiàn)快速靈活的反應(yīng)堆運行控制。但反應(yīng)堆壓力容器頂蓋所容納的控制棒驅(qū)動機構(gòu)是非常有限的，換而言之，通過增加控制棒束數(shù)量來延長堆芯壽期的裕量較小。此外，堆芯核設(shè)計還必須滿足苛刻的“卡棒準則”。

對于安裝在壓力容器頂蓋上的控制棒驅(qū)動機構(gòu)，其驅(qū)動桿與處于數(shù)米外堆芯中的控制棒組件鏈接，活性區(qū)高度為1.5m的堆芯，從上到下驅(qū)動線的總高度一般在7m以上。因而，控制棒也是緊湊型壓水堆進一步降低高度、減小體積的最大障礙之一。

液態(tài)金屬控制是一種無固體控制棒的新型反應(yīng)性控制概念[1］，其采用具有較大吸收截面的低溶點合金（如銦鎘合金）作為中子吸收體代替固體控制棒，在冷態(tài)工況下為固體，在熱態(tài)運行工況下為液體。

2003年在西班牙召開的先進核電國際會議上，法國科學家EMIN Michel[1］首次提出將液態(tài)金屬作為中子吸收體代替固體控制棒，隨后設(shè)計了液態(tài)金屬控制方案，命名為MP98系統(tǒng)，并開展了相關(guān)試驗研究。

20世紀80年代，美國通用電氣在其S7G陸上模式堆中也開展了類似控制方法研究。在堆內(nèi)布置大量鉿管，當管內(nèi)充滿水時，大量快中子被慢化為熱中子，鉿管吸收能力增強，引入所需負反應(yīng)性。通過泵將鉿管內(nèi)的水抽到堆芯上方儲水箱，降低慢化能力，引入所需正反應(yīng)性。該系統(tǒng)設(shè)計簡單，但可靠性較差。

目前，國內(nèi)對于液態(tài)金屬反應(yīng)性控制方法及其在緊湊型壓水堆上的應(yīng)用研究較少，尚處于起步階段。

液態(tài)金屬反應(yīng)性控制在正常運行工況下，通過內(nèi)部的壓縮氣體，將其壓入或移出堆芯，從而實現(xiàn)堆芯功率調(diào)節(jié)、停堆、燃耗補償和軸向功率展平等由固體控制棒完成的功能。在事故工況下，依靠內(nèi)部儲存的氣體，快速將液態(tài)中子吸收體注入堆芯，實現(xiàn)緊急停堆。因此，該控制方法從根本上解決了固體控制棒系統(tǒng)因采用機械傳動帶來的諸多技術(shù)問題，如：因?qū)驒C構(gòu)變形等因素引起的卡棒事故，因主回路密封邊界破壞等因素引起的彈棒事故，從而使緊湊型壓水堆核設(shè)計擺脫“卡棒準則”的嚴格限制，堆芯裝載方案更為合理，設(shè)計性能得以提高。反應(yīng)堆頂部和上部幾乎變空，上封頭大量穿孔數(shù)量大幅縮減，反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)及其整體設(shè)計得以極大簡化，堆芯高度明顯降低。

因此，開展液態(tài)金屬反應(yīng)性控制方法及其在緊湊型壓水堆中的應(yīng)用研究，對于進一步簡化緊湊型壓水堆的堆芯結(jié)構(gòu)設(shè)計，豐富其反應(yīng)性控制方法，提高其設(shè)計性能具有重要意義。

1 系統(tǒng)概念設(shè)計

本文針對緊湊型壓水堆，以法國 MP98[1］系統(tǒng)為參考，初步設(shè)計了如圖1所示的緊湊型壓水堆液態(tài)金屬反應(yīng)性控制系統(tǒng)。

圖1 液態(tài)金屬反應(yīng)性控制系統(tǒng)示意圖Fig.1 Schematic Diagram of liquid metal reactivity control system

與法國的 MP98[1］系統(tǒng)相比，在本文提出的設(shè)計方案中，燃料組件的每個吸收體導管均構(gòu)成了一個完整回路，而且回路之間相互并聯(lián)，毛細氣管、吸收體儲罐、貯氣管、減壓閥組等部件均封裝在組件上部構(gòu)件中，大幅減小了這些部件的破損概率，系統(tǒng)的可靠性更高。該控制系統(tǒng)體積小，可將其同時應(yīng)用于堆內(nèi)所有組件，圖2為應(yīng)用該系統(tǒng)的組件示意圖。

1.1 系統(tǒng)描述

本文提出的液態(tài)金屬反應(yīng)性控制系統(tǒng)代替導向管構(gòu)成組件骨架，主要包括四部分：

圖2 液態(tài)金屬控制組件示意圖Fig.2 Schematic Diagram of fuel assembly with liquid metal control system

1）位于活性區(qū)的吸收體導管。導管底部相互連接，防止某個導管失效。毛細液管連接吸收體儲罐，并插入導管底部，毛細氣管位于導管最頂端，另一端位于電控閥和減壓閥之間。組件內(nèi)可注入液態(tài)金屬導管數(shù)量取決于其用途，若用于停堆或燃耗補償，需要引入較大的反應(yīng)性控制能力，則所有導管內(nèi)均可注入，若用于功率調(diào)節(jié)或軸向功率形狀修正，部分導管注入即可。

2）吸收體儲罐及探測器。每個吸收體儲罐內(nèi)均設(shè)置液位、壓力探測器，實時監(jiān)測注入或排出堆芯的液態(tài)金屬體積，從而計算出各組件吸收體導管內(nèi)的液位高度。

3）貯氣罐及減壓閥組。貯氣罐內(nèi)氣體具有較高的壓力，在緊急停堆時，能將液態(tài)金屬快速注入堆芯，引入足夠的負反應(yīng)性。減壓閥組由兩個單向減壓閥并聯(lián)組成，形成用于液態(tài)金屬注入或移出堆芯的壓差。正常運行工況下，貯氣罐內(nèi)壓力取決于吸收體注入堆芯的速率，以及控制系統(tǒng)所承載的最大壓力。

4）外部泄壓罐、電控閥及氣源。在啟堆或運行過程中，需要氣源向系統(tǒng)內(nèi)注入氣體并達到一定壓力，以排出堆內(nèi)的中子吸收體。當停堆或降功率時，打開電控閥，系統(tǒng)內(nèi)的氣體泄到外部泄壓罐中，部分中子吸收體從儲罐注入堆芯。在進行停堆換料時，泄壓罐恢復為常壓，關(guān)閉各子系統(tǒng)的電控閥，解除外邊連接管與燃料組件上封部件中“連接頭”的連接。

此外，在如圖2所示系統(tǒng)控制組件中，“支撐板”除了起到“上管座”的作用之外，冷卻劑還需要通過“支撐板”橫向流出堆芯。“連接頭”用于外部氣源、探測器與組件相互連接。

1.2 功能描述

在冷停堆狀態(tài)，堆內(nèi)所有導管均充滿固態(tài)中子吸收體，控制系統(tǒng)壓力高于標準大氣壓，以監(jiān)測系統(tǒng)的完整性和密閉性。在堆芯預熱之前，將系統(tǒng)壓力緩慢提升至備用壓力，再將堆芯預熱至中子吸收體熔點（銦鎘合金為120℃）以上，成為液態(tài)金屬后再進行系統(tǒng)操作。

在啟堆過程中，首先利用外部氣源向用于停堆的子系統(tǒng)注入氣體，提升壓力，依靠減壓閥形成的壓差，將此類子系統(tǒng)位于堆內(nèi)的液態(tài)中子吸收體移出，回流至組件頂部的儲罐中。當停堆子系統(tǒng)內(nèi)所有吸收體均移出堆芯，而且壓力達到預定值，關(guān)閉停堆子系統(tǒng)的電控閥，再將其泄壓罐內(nèi)的壓力降至初始壓力，此時停堆子系統(tǒng)處于備用狀態(tài)，打開電控閥即可實現(xiàn)快速停堆。采用類似操作，將燃耗補償子系統(tǒng)內(nèi)的中子吸收體逐步移出堆芯。

在升降功率過程中，直接利用外部氣源提升或降低功率調(diào)節(jié)子系統(tǒng)壓力，從而移出或注入中子吸收體，補償功率變化引起的反應(yīng)性變化。

若需要進行正?；蚓o急停堆時，打開所有控制系統(tǒng)電控閥，依靠貯氣罐內(nèi)的壓力即可實現(xiàn)快速停堆。任意子系統(tǒng)回路發(fā)生破損，其壓力即迅速下降，中子吸收體也會快速注入堆芯。

2 反應(yīng)性控制能力分析

2.1 堆芯方案

為了說明液態(tài)金屬控制系統(tǒng)的反應(yīng)性控制能力，本文設(shè)計了如下堆芯方案進行分析。

堆芯熱功率為180MW，一回路系統(tǒng)壓力為15.5MPa，出入口溫度為330℃／290℃，堆芯平均溫度為310℃。

組件吸收體導管為304不銹鋼，選用銦鎘合金作為中子吸收體，密度為7.95g／cm3，系統(tǒng)氣體為氦氣。由于液態(tài)合金被移出組件后，導管內(nèi)為氣體，不會形成局部慢化效應(yīng)。為了提高反應(yīng)性控制能力，導管占用多個柵元位置。圖3為燃料組件示意圖。采用14×14方形排列，共設(shè)置了4個方形液態(tài)金屬導管，每個導管占用9個棒柵位置，對邊距為37.8mm，壁厚為0.8mm。位于中心區(qū)域的毛細液管，內(nèi)徑為1.0mm，壁厚為0.4mm。組件共含有160根外徑為φ9.5mm燃料棒，柵距1.26mm，組件中心距177.0mm。燃料棒包殼厚度0.57mm，芯塊直徑8.19mm，包殼材料為Zr－4合金。

圖3 燃料組件示意圖Fig.3 Schematic Diagram of fuel assembly

圖4 堆芯裝載方案示意圖Fig.4 Schematic Diagram of core loading pattern

圖4為堆芯裝載方案以及控制系統(tǒng)分組示意圖。堆芯共由45盒組件組成，其等效直徑為1 340mm，活性區(qū)高度為1 400mm。堆芯共采用了6%和10%兩種富集度。位于堆芯的最外圍且控制系統(tǒng)標識為“S1”的8盒燃料組件，富集度均為10%。其余組件均采用軸向富集度分區(qū)布置，燃料棒下半部70cm富集度為10%，上半部70cm為6%。按照不同使用功能，將控制系統(tǒng)劃分為7組：1）堆芯功率調(diào)節(jié)組P1；2）緊急停堆組S1和S2；3）燃耗補償組B1、B2、B3和B4。正常運行情況下，各子系統(tǒng)的液態(tài)金屬高度按以下程序調(diào)節(jié)：1）P1組從140cm降至70cm，即滿功率；2）S1組和S2組依次從140cm降至0；3）B1、B2、B3和B4組依次從140cm降至0。

2.2 計算程序

本文以 DRAGON[2］、TRIVAC[3］、DONJON[4］為基礎(chǔ)開發(fā)了LMCDTD程序包，用于液態(tài)金屬控制堆芯概念設(shè)計研究。DRAGON程序主要用于組件計算分析及其均勻化，產(chǎn)生堆芯擴散－燃耗計算所需的少群截面參數(shù)。TRIVAC程序采用有限差分或有限元方法進行堆芯擴散計算，獲得不同工況下的有效增殖因子keff及三維空間功率分布。DONJON程序主要用于堆芯宏觀燃耗計算，以及液態(tài)金屬臨界高度自動搜索功能。

2.3 計算結(jié)果

為了保證堆芯擁有足夠的停堆裕量，假設(shè)反應(yīng)性價值最大的液態(tài)金屬控制子系統(tǒng)失效，其余子系統(tǒng)正常運作時，仍然能夠?qū)崿F(xiàn)冷停堆。對于如圖4所示的堆芯裝載方案，其最大反應(yīng)性時刻為壽期初冷態(tài)工況（20℃），對任一組件控制系統(tǒng)進行失效分析，最大keff僅為0.91，滿足設(shè)計要求。

壽期初，堆芯冷態(tài)（20℃）和熱態(tài)（310℃）工況下的慢化劑溫度系數(shù)分別為－2.24pcm／℃和－55.6pcm／℃，保證了堆芯具有負反饋效應(yīng)。

壽期初熱態(tài)工況下，堆芯液態(tài)金屬控制系統(tǒng)總的反應(yīng)性價值為55 343pcm。上述方案235U 初裝量為402.0kg，壽期末為222.8kg，燃耗壽期可以達到1 000EFPD，最大功率峰因子為2.69。

3 結(jié)論

針對緊湊型壓水堆，本文提出了可代替固體控制棒的液態(tài)金屬反應(yīng)性控制方法，設(shè)計的控制系統(tǒng)布置非常靈活、反應(yīng)性控制能力強，并大幅簡化堆芯結(jié)構(gòu)。通過180MW堆芯方案計算分析表明：在擁有足夠停堆裕量條件下，堆芯燃耗壽期可以達到1 000EFPD，而且最大功率峰因子僅為2.69。因此，液態(tài)金屬控制方法能夠大幅提高緊湊型壓水堆的設(shè)計性能。

符號表：

[1]Emin M.MP98－New Passive Control Rod System for a Full and Extended Reactivity Control on LWR [C］.2003International Congress on Advances in Nuclear Power Plants（ICAPP 03），Cordoba，Spain，May 4－7，2003.

[2]Marleau G，Hebert A，Roy R.A User Guide for Dragon Version4 [R］.IGE－294，Technical Report，Ecole Poly－technique de Montreal，2008.

[3]Hebert A，Sekki D.A User Guide for Trivac Version4[R］.IGE－293，Technical Report，Ecole Polytechnique de Montreal，2008.

[4]Sekki D，Hebert A，Chambon R.A User Guide for Donjon Version4 [R］.IGE－300，Technical Report，Ecole Polytechnique de Montreal，2008.