使用CARR乏燃料的游泳池式研究堆概念性設計

黃韡　劉天才　安偉健　吳曉春

摘 要：中國先進研究堆（CARR）采用235U富集度（質量分數）為19.75%的U3Si2-Al彌散體做燃料芯體﹑鋁合金做包殼的平板型燃料組件。按照目前的運行計劃，CARR每年產生約40盒乏燃料組件，平均卸料相對燃耗為32%～33%，低于卸料燃耗限值（70%），因此，CARR乏燃料組件可直接再利用。該工作采用CARR乏燃料組件構建CARR乏燃料反應堆，優化選擇臨界運行的堆芯物理方案，并對設計參數進行優化。

關鍵詞：CARR 游泳池式研究堆 方案設計

中圖分類號：TL24 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2016）01（c）-0081-02

CARR堆采用235U的富集度為19.75 wt%﹑含鈾密度為4.3 g/cm3的U3Si2-Al彌散體作為燃料芯體﹑鋁合金作為包殼的平板型燃料組件。CARR的平均卸料燃耗約為32%，乏燃料中的235U富集度超過10 wt%，遠高于核電廠初始裝料的富集度，甚至接近于某些研究堆初始裝料的富集度。而對CARR燃料芯體進行的堆內輻照考驗結果表明，在相對燃耗達到70%時，芯體的各項性能指標仍能滿足安全要求。在CARR的高溫、高功率條件下，該燃料已不能使堆芯臨界，但如果在池式堆常壓、低功率的條件下，乏燃料仍具有足夠的反應性使堆芯臨界，因此，可以建造乏燃料池式對CARR乏燃料加以利用，用以替代已經退役的101重水堆以及即將退役的49-2游泳池式反應堆。文章探討了使用CARR乏燃料的游泳池式反應堆核設計的某些特點，從而闡明CARR乏燃料泳池堆的可實現性。

1 CARR乏燃料特性

CARR堆內燃料組件分為3區。第1、2區各有8盒標準燃料組件，第3區包括4盒控制棒跟隨體燃料組件和1盒標準燃料組件。CARR堆芯達到平衡態后，其換料周期為50個滿功率天。預計每年運行120個等效滿功率天，則每年從堆芯內卸出的乏燃料約40盒左右。對CARR標準燃料組件柵元內的重核素進行燃耗分析，標準組件在堆內運行50個滿功率天后卸出，冷卻衰變3年后加以使用，此次設計中對1、2區燃料均有使用，由于兩者燃耗深度不同，分區布置有利于展平堆內功率密度分布。其中的1區乏燃料主要重核素成分見表1。

2 堆芯方案設計

此工作給出了3種堆芯布置方案如圖1、2、3所示，3種方案分別布置了16盒、24盒、27盒燃料組件以及4、4、6根控制棒，且均為中心對稱布置，輕水作為慢化劑及冷卻劑，采用鈹反射層布置在燃料外部空間，以提高反射層中的熱中子注量率，減少堆芯臨界體積。控制棒選擇與CARR堆相同的鉿材料，但為了避免換料時的復雜性，并未使用CARR堆使用的跟隨體控制棒，跟隨體燃料部分用鋁塊代替。方案1中預留孔道用鋁塊填充，方案2、3中用水通道填充，圖中，1為控制棒，2為CARR 2區燃料，3為CARR 1區燃料，4為鋁塊，5為水通道，Be為Be反射層。

通過對以上各方案在不同狀態下的臨界計算，得到的臨界參數如表2所示，其中卡棒準則下停堆深度是按照價值最大的一組控制棒卡在堆外考慮的。

3 方案優選

通過以上數據可以看出，方案A具有最小的臨界體積以及最高的中子注量率，但是由于只使用了16盒燃料組件，初始反應性很低，僅為7.59，此設計堆芯循環長度小，且在實際應用中還需放入靶件，導致反應性進一步降低。方案B中將燃料組件盒數增加到了24，反應性相較方案A有了極大的提高，但在引入了反應性的同時并沒有增加控制棒的數目，不滿足卡棒準則，不滿足設計要求。方案C中使用了27盒燃料組件以及6根鉿控制棒，滿足臨界參數設計要求，但因為堆芯臨界體積較大的緣故，雖然將燃料盡可能地放置于堆芯，將孔道布置在反射層中，但中子注量率對比與方案A仍然較低。

最終選取方案C作為優選方案。

4 優選方案中子注量率計算

對于輻照應用空間主要布置在鈹反射層中的研究堆，鈹反射層中熱中子注量率是評價其性能的主要指標。在反應堆熱功率為15 MW的條件下，各方案堆芯活性區外中心軸平面上沿徑向的中子注量率分布示于表3。

由于堆芯對稱布置，僅給出方案C堆芯的4分之1中子注量率分布，堆外最高中子注量率為3.49×1013 cm-2·s-1。與49-2堆注量率較為相近，滿足設計需求。

5 功率密度分布

此工作僅給出反應堆初始狀態下各組件的功率分布，如圖5所示，徑向功率分布不均勻因子為1.07，可見，反應堆功率分布較為平坦。

6 結語

通過對CARR乏燃料池式堆的初步性設想進行堆芯方案初步設計與優選，優選方案在臨界運行模式下滿足臨界堆的核設計要求，堆芯外最大熱中子注量率約為3.5×1013 cm-2·s-1，但乏燃料組件的安全性還受其特殊輻照條件的影響，特別是其鋁包殼的抗輻照性能，因此，今后還需對其進行更加詳細地論證與評估。

參考文獻

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