分享：高中子注量率研究堆（JHR研究堆）在核包壳以及结构材料辐照性能研究上的应用

Jules Horowitz Reactor（JHR）研究堆[1]是法国原子能与替代能源委员会（CEA）在建高中子注量率研究堆，建设地点为法国南部卡达拉什（Cadarache），预计2025年之后投入运行。建成后，JHR研究堆将是欧洲乃至世界辐照与技术能力最为出色的材料研究堆之一。目前已吸引世界核能领域最为主要的科研机构以“联盟体成员”的形式参与其中。

高中子注量率研究堆是研发反应堆先进包壳以及结构材料重要的大型科研设施，用于评估材料的抗辐照性能。本文总结了JHR研究堆的主要性能参数以及实验能力，从而论述了JHR研究堆在核包壳以及结构材料辐照性能研究上的应用。

1.   JHR研究堆实验能力

1.1   主要性能参数

JHR研究堆是功率为100 MW的池罐式轻水反应堆[1−4]，使用微加压一回路冷却，反应堆容器位于水池内。JHR堆芯高60 cm，直径为60 cm，使用铍作为反射层。堆芯内可提供高注量率的快中子辐照孔道，堆芯周围的铍反射层可提供高注量率的热中子辐照孔道。

在运行的最初几年（预计2025年后启堆），JHR的目标是反应堆每年运行180 d，其中15%在100 MW下运行，85%在70 MW下运行。平均反应堆循环时间预计为34 d，对应25个有效满功率天（EFPD）[2]。

JHR研究堆所使用的燃料元件形式如图1所示，其燃料板是通过含有UMo或U3Si2燃料颗粒的铝基体和铝包层冶金结合所获得的。使用滚弯工艺生产所需曲线的燃料板。这些燃料板使用3个加强筋固定，并形成了圆柱形元件。

1.2   主要实验能力

如图2所示，JHR研究堆可提供数量可观的辐照孔道，用于实现不同的辐照测试条件[2]：

1） 7个堆芯内小尺寸直径实验孔道，适用于直径小于33.1 mm的实验装置（101，105，203，207，303，307，313）；

2） 3个堆芯内大尺寸直径实验孔道，适用于直径小于86 mm的实验装置（103，211，301）；

3） 16个固定的反射层实验孔道，适用于直径小于97 mm的实验装置（其中，C311以及C413用于JHR反应堆容器材料的辐照监督）；

4） 1个固定的反射层实验孔道，适用于直径小于200 mm的实验装置（P322）；

5） 4个通过反射层位于水通道中的移动式实验装置，适用于直径小于100 mm的实验装置（T5，T8，T10，T12）；

6） 4个额外的移动式实验装置，用于钼的生产（T0，T1，T2，T3）。

表1提供了JHR实验孔道最大中子注量率平面上的未扰动最佳估计值，这些反应堆循环估值是反应堆功率为100 MW、27%富集度的235U的平均值。这些值不是最大值，没有考虑不确定度，并且无余量，因此不考虑用于设计目的。

在JHR研究堆启堆初期（预计2025年后），以下4种实验装置（如图3）将投入运行：MICA，OCCITANE，MADISON，ADELINE。它们主要可以提供以下核材料以及核燃料辐照试验：

1） MICA装置将被用于在JHR堆芯内开展包壳材料以及结构材料辐照试验。样品辐照温度将在280~450 °C范围内可控。此装置可被安装在JHR研究堆孔道101、105、203、207、303、307、313中，中子注量率见表1。通过不同的样品架，辐照不同类型的样品，包括微观、冲击、拉伸、单轴蠕变、双轴蠕变等样品。

2） OCCITANE装置将被用于开展压力容器材料辐照试验。样品辐照温度将在230~300 °C范围内可控。此装置可被安装在JHR研究堆反射层孔道P611中。不同类型的样品可被辐照，包括蠕变、拉伸、冲击、微观等样品。

3） MADISON装置将被用于开展燃料样品稳态水回路辐照试验。水回路可模拟轻水反应堆（压水堆（PWR），沸水堆（BWR），俄罗斯压水堆（VVER））热工水力环境，装置可在线调节回路中的水化学。此装置可同时辐照4根燃料小棒（可实现在线温度测量以及包壳生长测量），或同时辐照2根仪表化程度更高的燃料小棒（可实现在线温度测量、包壳生长测量以及裂变产物测量）。用于辐照试验的燃料小棒为：?9.5 mm×60 cm，5%富集度的235U。此装置可被安装在JHR研究堆反射层孔道T12中。

4） ADELINE装置将被用于开展燃料样品瞬态水回路辐照试验，启堆初期主要用于功率骤升试验（RAMP），并主要用于模拟压水堆（PWR）环境。用于辐照试验的燃料小棒为：?9.5 mm×50 cm，5%富集度的235U。此装置可被安装在JHR研究堆反射层孔道T5中。

2.   JHR研究堆在核包壳以及结构材料辐照上的应用

作为世界上最为先进的高中子注量率研究堆之一，JHR研究堆将在核包壳以及结构材料辐照性能的研究上起到关键的作用，从中长期来看，JHR研究堆可以达成以下4个目标：

1) 巩固反应堆压力容器钢堆内行为的相关知识；

2) 提高压力容器内部构件的抗辐照损伤（通过辐照促进应力腐蚀开裂、膨胀、蠕变等）性能；

3) 更好地理解组件材料的抗辐照损伤行为（包壳和组件结构材料的蠕变、生长、肿胀、氧化和氢化等）；

4) 提高长期废物处置结构材料的稳定性。

JHR研究堆在反应堆压力容器材料、内部构件、包壳材料辐照性能研究上的具体应用如表2所示。

压力容器材料在中子辐照下的脆化效应评估是目前核电站延寿主要关注的问题之一，中子剂量、中子注量率、中子能谱都对其辐照脆化效应有重要的影响，因此将在JHR堆内开展相关试验，研究压力容器材料辐照损伤与该变量的对应关系。利用试验数据，可进行多尺度模拟计算，用于理解压力容器材料辐照损伤的机理。同时，可对现有的压力容器材料进行性能改进。

对于反应堆内部构件材料的研究，主要集中在辐照促进应力腐蚀开裂机理、辐照期间/之后的液态金属与材料相互作用机理、辐照诱发的微观结构变化、新型结构材料的抗辐照性能研究等方面。材料类型包括18-8类型不锈钢（例如316、302、321、347）、钛稳定钢、铁素体马氏体（FM）钢等目前堆内已使用的材料，以及氧化物弥散强化（ODS）钢、高熵合金（HEA）、钛合金等新型材料。

对于反应堆燃料棒包壳材料，主要集中在新材料在辐照下微观结构和力学性能损伤研究。材料类型包括第2和第3代锆合金包壳材料、第4代候选材料（钛稳定不锈钢、铁马钢、ODS、SiC等）以及其他先进材料。

3.   结论

作为技术能力强大的高中子注量率研究堆，JHR研究堆可提供数量可观的辐照孔道，用于实现不同的辐照测试条件。在反应堆压力容器材料、内部构件、包壳材料辐照性能研究上，JHR拥有广泛的应用场景，例如压力容器材料脆化效应、辐照促进应力腐蚀开裂、辐照诱发的微观结构变化、包壳材料的辐照蠕变性能等应用。

文章来源——金属世界