0.   引　言

核裂变能具有持续、稳定、高能量密度等优点，可以满足不同功率需求，尤其是兆瓦级功率水平，优势非常明显。近年来，发展潜在应用前景非常广阔的微型核反应堆系统^[1-6]，已成为了反应堆工程领域的重大研究课题及研究热点。

与大型动力堆相比，微型核反应堆系统应用场景不同，设计有其特殊要求：①微型化、重量轻、体积小，能够实现低成本设计建造，满足快速部署要求；②安全性高，系统运行压力低；③辐射防护简单，便于运行期间的维护及近距离应用；④环境适应性强、系统简单、模块化运输、功能多样；⑤核燃料富集度低、装置量小、使用成本低；⑥操纵方便、运行维护人员少。根据上述设计要求，核工业界都在积极寻找与之相匹配的核反应堆系统。

有机工质冷却核反应堆是指利用液态有机工质（如多联苯等）作为冷却剂或慢化剂的核反应堆系统。目前，我国对于有机工质冷却核反应堆技术的研究较少，尤其在反应堆中子学特性方面。碳氢化合物与水相比，堆芯中子慢化、扩散及反应性系数等存在明显差异。因此，开展有机工质冷却核反应堆物理特性研究，对于发展我国有机工质冷却核反应堆技术具有重要研究价值。本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题，以及各国主要有机工质冷却核反应堆技术方案，并在此基础上开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。

1.   有机工质冷却核反应堆

有机工质冷却核反应堆概念起源于20世纪50年代，欧美、前苏联/俄罗斯先后建设了多座不同用途的试验堆，并积累了大量运行数据。有机工质作为冷却剂存在辐照降解等问题，由于这些问题没有得到有效解决，应用场景不明确，以及与轻水堆相比经济性偏低等原因，自20世纪80年代之后，有机工质冷却核反应堆技术发展快速放缓。目前，随着耐高温、抗辐照有机工质的快速发展，以及应用于特殊场景下的新型反应堆技术概念的不断涌现，如轻量化车载移动式核电源系统、边远地区微型核供热系统等，使得有机工质冷却核反应堆再次得到重视和发展^[7-8]。

早期，有机工质冷却核反应堆系统的主要发展方向是大型核电厂，因而其总体布置形式与目前在役的压水堆系统类似，但其具有以下独特的技术优势^[9-10]：

（1）有机工质冷却剂可以在常压、较大温度范围内长期稳定运行，如氢化三联苯（C₁₈H₂₂）等，其凝固点低至−30℃，常压下沸点则高达350℃。与水、高温液体金属等冷却剂相比，其对环境的适应性非常强，系统运行要求也非常低。

（2）正常运行工况下，有机工质冷却核反应堆系统的运行压力非常低，甚至接近于常压，可以大幅降低对压力容器、循环泵、主管道等关键设备的性能要求，显著减小压力容器及主管道的壁厚，减轻设备重量，可以采用低成本结构材料。此外，还能有效提高系统安全性，显著降低发生主管道破口、控制棒弹出等严重事故的影响。

（3）有机工质与核反应堆结构材料的相容性非常好，对反应堆常用结构材料的腐蚀性很小，可以采用镁铝合金作为包壳，普通碳钢作为结构材料。此外，燃料元件包壳可以显著减薄，减少结构材料的使用，并大幅度降低反应堆结构材料性能要求及成本，减少²³⁵U初装量。

（4）有机工质在正常运行工况下，其密度及体积的变化小、可压缩性低、粘度小、泵送性性能好，可以大幅度简化主系统及安全系统配置，提高系统运行灵活性。

（5）有机工质为碳氢化合物，辐照活性小，可显著降低反应堆主管道及主设备屏蔽要求，从而减轻核反应堆系统总重量，对核反应堆系统的轻量化设计及应用具有重要价值。

有机工质冷却剂的优点非常突出，但也存在以下问题需要避免及克服：

（1）有机工质在反应堆内经过长期辐照后，会发生分解、聚合现象，并产生大分子量物质，同时释放一定氢气，因而需要设置有机工质净化及补充、氢气捕获等系统。从有机工质冷却核反应堆的运行经验^[11]来看，有机工质经过长时间、高强度辐照，形成的聚合物会在燃料元件表面沉积并形成薄膜，厚度约为0.006 mm，长时间运行工况较为稳定，但燃料元件的外表面导热性能会下降，对有机工质的比热、粘度等参数影响较小。

（2）有机工质冷却剂与水相比，其导热系数偏小，同等条件下约为水的25%，为了保证反应堆安全性，需要设计成低功率密度堆芯。此外，有机工质比热约为水的40%，需要提高冷却剂流量。

综上所述，有机工质核反应堆系统的主要优势在于高温低压运行、腐蚀轻微、主系统设备重量轻、冷却剂活性较低、对于环境温度等外部条件的适应性强、安全性较好，缺点是存在辐照分解及聚合现象，导热系数及比热相对偏小，堆芯的功率密度低。

2.   国内外研究现状

从20世纪50年代开始，先后建成了试验堆OMRE^[12]、小型核电站Piqua^[13-14]、模块化试验堆Arbus^[15]、试验研究堆WR-1^[16]等反应堆。

2.1   试验堆OMRE

美国于1955年建设了世界首座有机工质冷却核试验堆OMRE，采用UO₂板状元件，包壳为不锈钢。其燃料组件中的燃料板厚度为0.889 mm，其中，燃料芯体厚度为0.5080 mm，不锈钢包壳厚度为0.127 mm。每盒组件由16个燃料板组成，燃料板宽度为70.104 mm，长度为91.44 cm，如图1所示。

图  1  试验堆OMRE燃料组件（单位：mm）

Figure  1.  Fuel Assembly of OMRE Reactor

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燃料组件以5×5的排列方式排列在堆芯中，如图2所示。堆芯外围包覆25.4 cm厚的联苯反射层，反射层外配置钢制的热屏蔽层。反应堆的反应性由位于燃料组件栅格之间的12根液压驱动控制棒控制。

图  2  试验堆OMRE堆芯布置方案（单位：mm）

Figure  2.  Core Layout Plan for OMRE Reactor

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早期，试验堆OMRE选择联苯作为慢化剂与冷却剂，分子式为C₁₂H₁₀，物性参数见表1，后期更换为Santowax OM和Santowax R。1957年9月，OMRE首次临界，反应堆最初的运行功率为5~6 MW，有机工质冷却剂的进口温度为260~371℃，出口温度为271~377℃，系统运行压力为1.378 MPa。

表  1  C₁₂H₁₀的物性参数

Table  1.  Physical Properties of C₁₂H₁₀

温度/ ℃	密度/ (g·cm−3)	比热/ [kJ·(kg·℃)−1]	热导率/ [W·(m·℃)−1]	蒸汽压 力/MPa
93	0.9739	0.9769	0.1367	0.0004
149	0.9307	1.0932	0.1315	0.0048
204	0.8842	1.2793	0.1263	0.0290
260	0.8378	1.4189	0.1212	0.1124
316	0.7849	1.5119	0.1160	0.3241
371	0.7272	1.5584	0.1108	0.7585
427	0.6552	1.6049	0.1056	1.5307
482	0.5542	1.6049	0.1004	2.7580

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2.2   小型核电站Piqua

基于试验堆OMRE设计经验，美国建设了用于发电用途的有机工质冷却小型核电站Piqua，1963年6月正式投入运行。该堆采用了管状组件，燃料芯体为U-3.5Mo-0.1Al或U-3.5Mo-0.5Si金属燃料，包壳材料为铝合金。堆芯平均卸料燃耗深度可以达到3000 MW·d/t(U)，最大燃耗深度达到5000 MW·d/t(U)。该反应堆的额定运行功率为45.5 MW，净发电功率为11.4 MW，系统运行压力为0.816 MPa。设计中通过采用铝合金包壳，降低中子吸收，提高卸料燃耗深度。但由于冷却剂劣化导致包壳上不断积垢，出于安全考虑，美国于1966年决定关闭该反应堆。

2.3   模块化试验堆Arbus

模块化试验堆Arbus是前苏联开发的小型有机工质冷却核反应堆，1963年开始运行，累积运行了25 a。该反应堆的最初功率为5 MW，净发电功率为750 kW，系统运行压力0.606 MPa。

核反应堆系统由19个单元组成，每个单元重量不足20 t，可用于火车驳船甚至卡车运输，冷却剂和慢化剂为GSG等有机工质。由于冷却剂辐照后放射性低，显著降低了对生物屏蔽的要求，包括生物屏蔽和冷却剂回收系统在内的系统总重量仅为360 t，操作简便。初始堆芯采用板状燃料元件，燃料芯体为U-Al合金。1979年对反应堆进行了改造，功率增加到12 MW，燃料元件改为六边形管状结构，芯体为UO₂-Al金属燃料。

2.4   试验研究堆WR-1

加拿大试验研究堆WR-1于1963年建成，于1965年11月1日首次达到临界状态，1966年1月开始大功率运行至1985年关闭，平均利用率超过了85%。

加拿大WR-1有机工质冷却核反应堆设计热功率为60 MW，系统的运行压力为1.14 MPa，采用有机工质HB-40（即OS84，三联苯混合物经氢化后的含40%饱和烃有机物作为冷却剂），D₂O作为慢化剂，堆芯冷却剂的入口温度为280℃，出口温度为420℃。反应堆堆芯采用如图3所示的管束状燃料组件，用天然铀作燃料，共布置了55盒组件，具体见文献[16]。

图  3  试验研究堆WR-1燃料组件

Figure  3.  Fuel Assembly of Research Reactor WR-1

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试验研究堆WR-1独特之处在于仅采用少量控制棒，可以通过改变容器内慢化剂D₂O装量来控制堆芯反应性和功率水平。

3.   堆芯物理特性

为了便于计算及与压水堆对比分析，堆芯冷却剂采用传统有机工质HB-40^[8]，中子学计算程序采用基于蒙特卡罗方法的RMC^[17]。

3.1   计算对象描述

采用如图4所示的棒状正方形燃料组件。采用UO₂燃料，富集度为4.5%。锆合金包壳外径为9.5 mm，内径为8.36 mm，按6×6正方形栅格布置，栅距为13.6 mm。导向管位于中心，占据4个栅格位置。控制棒吸收体材料为Hf。

图  4  燃料组件示意图

Figure  4.  Fuel Assembly Diagram

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堆芯布置采用传统“棋盘式”布置，由21盒含控制棒的燃料组件组件与16盒不含控制棒的燃料组件交替布置，如图5所示。堆芯热功率为5 MW，功率密度为38 MW/m³。有机堆芯的系统运行压力为1.0 MPa，堆芯平均温度为260℃。相邻燃料组件中心距为83.6 mm，堆芯等效直径为574 mm，活性区高度为500 mm。

图  5  堆芯布置示意图

深色组件表示包含控制棒的燃料组件；浅色组件表示不包含控制棒的燃料组件

Figure  5.  Core Layout Diagram

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3.2   计算结果

假设堆芯外围反射层为慢化剂，热态满功率全提棒工况下堆芯有效增殖因子（k_eff）为1.0756，全插棒工况堆芯k_eff为0.9457，燃耗寿期可达300有效满功率天（EFPD）。

在热态满功率控制棒全插工况下，堆芯平均慢化剂温度系数为−64.63pcm/℃（1pcm=10⁻⁵）。若堆芯冷却剂改为轻水，系统压力为15 MPa，其他不变，则堆芯平均慢化剂温度系数达到−97.39pcm/℃。可以看出，温度变化引起的反应性变化对有机工质冷却核反应堆的堆芯的影响弱于压水堆，即温度变化对有机工质冷却核反应堆堆芯k_eff扰动小，功率变化引起的反应性亏损小，非常利于堆芯反应性控制。

功率分布是堆芯设计的关键参数。图6给出了寿期初无反射层布置情况下，堆芯各燃料组件的径向功率分布，在相同条件下，与压水堆芯相比，径向分布更加平坦。图7给出了增加Be反射层后的功率分布情况，在增加了Be反射层之后，堆芯功率得到进一步展平，分布规律则无变化。

图  6  堆芯径向功率分布（无反射层）

Figure  6.  Radial Power Distribution of Core without Reflector

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图  7  堆芯径向功率分布（含Be反射层）

Figure  7.  Radial Power Distribution of Core with Be Reflector

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4.   结　论

通过分析有机工质固有特性、潜在应用需求及堆芯物理特性，可以得出以下结论：

（1）有机工质冷却核反应堆非常有利于向轻量化、多用途、快速部署、操作简便的微小型核电系统方向发展，具有广阔的应用前景。

（2）有机工质密度随温度变化小，相同温度变化条件下，有机工质冷却核反应堆的慢化剂温度系数绝对值小于压水堆，更利于棒控微型堆芯设计及反应性控制。

（3）有机工质冷却核反应堆的堆芯径向功率分布与压水堆堆芯相比，更加平坦，能够有效降低堆芯功率分布展平难度。