Jules Horowitz Reactor（JHR）研究堆[1]是法國原子能與替代能源委員會（CEA）在建高中子注量率研究堆，建設地點為法國南部卡達拉什（Cadarache），預計2025年之后投入運行。建成后，JHR研究堆將是歐洲乃至世界輻照與技術能力最為出色的材料研究堆之一。目前已吸引世界核能領域最為主要的科研機構以“聯(lián)盟體成員”的形式參與其中。

高中子注量率研究堆是研發(fā)反應堆先進包殼以及結構材料重要的大型科研設施，用于評估材料的抗輻照性能。本文總結了JHR研究堆的主要性能參數(shù)以及實驗能力，從而論述了JHR研究堆在核包殼以及結構材料輻照性能研究上的應用。

1.   JHR研究堆實驗能力

1.1   主要性能參數(shù)

JHR研究堆是功率為100 MW的池罐式輕水反應堆[1−4]，使用微加壓一回路冷卻，反應堆容器位于水池內(nèi)。JHR堆芯高60 cm，直徑為60 cm，使用鈹作為反射層。堆芯內(nèi)可提供高注量率的快中子輻照孔道，堆芯周圍的鈹反射層可提供高注量率的熱中子輻照孔道。

在運行的最初幾年（預計2025年后啟堆），JHR的目標是反應堆每年運行180 d，其中15%在100 MW下運行，85%在70 MW下運行。平均反應堆循環(huán)時間預計為34 d，對應25個有效滿功率天（EFPD）[2]。

JHR研究堆所使用的燃料元件形式如圖1所示，其燃料板是通過含有UMo或U3Si2燃料顆粒的鋁基體和鋁包層冶金結合所獲得的。使用滾彎工藝生產(chǎn)所需曲線的燃料板。這些燃料板使用3個加強筋固定，并形成了圓柱形元件。

1.2   主要實驗能力

如圖2所示，JHR研究堆可提供數(shù)量可觀的輻照孔道，用于實現(xiàn)不同的輻照測試條件[2]：

1） 7個堆芯內(nèi)小尺寸直徑實驗孔道，適用于直徑小于33.1 mm的實驗裝置（101，105，203，207，303，307，313）；

2） 3個堆芯內(nèi)大尺寸直徑實驗孔道，適用于直徑小于86 mm的實驗裝置（103，211，301）；

3） 16個固定的反射層實驗孔道，適用于直徑小于97 mm的實驗裝置（其中，C311以及C413用于JHR反應堆容器材料的輻照監(jiān)督）；

4） 1個固定的反射層實驗孔道，適用于直徑小于200 mm的實驗裝置（P322）；

5） 4個通過反射層位于水通道中的移動式實驗裝置，適用于直徑小于100 mm的實驗裝置（T5，T8，T10，T12）；

6） 4個額外的移動式實驗裝置，用于鉬的生產(chǎn)（T0，T1，T2，T3）。

表1提供了JHR實驗孔道最大中子注量率平面上的未擾動最佳估計值，這些反應堆循環(huán)估值是反應堆功率為100 MW、27%富集度的235U的平均值。這些值不是最大值，沒有考慮不確定度，并且無余量，因此不考慮用于設計目的。

在JHR研究堆啟堆初期（預計2025年后），以下4種實驗裝置（如圖3）將投入運行：MICA，OCCITANE，MADISON，ADELINE。它們主要可以提供以下核材料以及核燃料輻照試驗：

1） MICA裝置將被用于在JHR堆芯內(nèi)開展包殼材料以及結構材料輻照試驗。樣品輻照溫度將在280~450 °C范圍內(nèi)可控。此裝置可被安裝在JHR研究堆孔道101、105、203、207、303、307、313中，中子注量率見表1。通過不同的樣品架，輻照不同類型的樣品，包括微觀、沖擊、拉伸、單軸蠕變、雙軸蠕變等樣品。

2） OCCITANE裝置將被用于開展壓力容器材料輻照試驗。樣品輻照溫度將在230~300 °C范圍內(nèi)可控。此裝置可被安裝在JHR研究堆反射層孔道P611中。不同類型的樣品可被輻照，包括蠕變、拉伸、沖擊、微觀等樣品。

3） MADISON裝置將被用于開展燃料樣品穩(wěn)態(tài)水回路輻照試驗。水回路可模擬輕水反應堆（壓水堆（PWR），沸水堆（BWR），俄羅斯壓水堆（VVER））熱工水力環(huán)境，裝置可在線調節(jié)回路中的水化學。此裝置可同時輻照4根燃料小棒（可實現(xiàn)在線溫度測量以及包殼生長測量），或同時輻照2根儀表化程度更高的燃料小棒（可實現(xiàn)在線溫度測量、包殼生長測量以及裂變產(chǎn)物測量）。用于輻照試驗的燃料小棒為：?9.5 mm×60 cm，5%富集度的235U。此裝置可被安裝在JHR研究堆反射層孔道T12中。

4） ADELINE裝置將被用于開展燃料樣品瞬態(tài)水回路輻照試驗，啟堆初期主要用于功率驟升試驗（RAMP），并主要用于模擬壓水堆（PWR）環(huán)境。用于輻照試驗的燃料小棒為：?9.5 mm×50 cm，5%富集度的235U。此裝置可被安裝在JHR研究堆反射層孔道T5中。

2.   JHR研究堆在核包殼以及結構材料輻照上的應用

作為世界上最為先進的高中子注量率研究堆之一，JHR研究堆將在核包殼以及結構材料輻照性能的研究上起到關鍵的作用，從中長期來看，JHR研究堆可以達成以下4個目標：

1) 鞏固反應堆壓力容器鋼堆內(nèi)行為的相關知識；

2) 提高壓力容器內(nèi)部構件的抗輻照損傷（通過輻照促進應力腐蝕開裂、膨脹、蠕變等）性能；

3) 更好地理解組件材料的抗輻照損傷行為（包殼和組件結構材料的蠕變、生長、腫脹、氧化和氫化等）；

4) 提高長期廢物處置結構材料的穩(wěn)定性。

JHR研究堆在反應堆壓力容器材料、內(nèi)部構件、包殼材料輻照性能研究上的具體應用如表2所示。

壓力容器材料在中子輻照下的脆化效應評估是目前核電站延壽主要關注的問題之一，中子劑量、中子注量率、中子能譜都對其輻照脆化效應有重要的影響，因此將在JHR堆內(nèi)開展相關試驗，研究壓力容器材料輻照損傷與該變量的對應關系。利用試驗數(shù)據(jù)，可進行多尺度模擬計算，用于理解壓力容器材料輻照損傷的機理。同時，可對現(xiàn)有的壓力容器材料進行性能改進。

對于反應堆內(nèi)部構件材料的研究，主要集中在輻照促進應力腐蝕開裂機理、輻照期間/之后的液態(tài)金屬與材料相互作用機理、輻照誘發(fā)的微觀結構變化、新型結構材料的抗輻照性能研究等方面。材料類型包括18-8類型不銹鋼（例如316、302、321、347）、鈦穩(wěn)定鋼、鐵素體馬氏體（FM）鋼等目前堆內(nèi)已使用的材料，以及氧化物彌散強化（ODS）鋼、高熵合金（HEA）、鈦合金等新型材料。

對于反應堆燃料棒包殼材料，主要集中在新材料在輻照下微觀結構和力學性能損傷研究。材料類型包括第2和第3代鋯合金包殼材料、第4代候選材料（鈦穩(wěn)定不銹鋼、鐵馬鋼、ODS、SiC等）以及其他先進材料。

3.   結論

作為技術能力強大的高中子注量率研究堆，JHR研究堆可提供數(shù)量可觀的輻照孔道，用于實現(xiàn)不同的輻照測試條件。在反應堆壓力容器材料、內(nèi)部構件、包殼材料輻照性能研究上，JHR擁有廣泛的應用場景，例如壓力容器材料脆化效應、輻照促進應力腐蝕開裂、輻照誘發(fā)的微觀結構變化、包殼材料的輻照蠕變性能等應用。

文章來源——金屬世界