长寿期核供热堆堆芯物理设计

（清华大学核能与新能源技术研究院，北京100084）通讯联系人：胡永明，教授，reactor）是可用于多种用途的水冷堆，可提供不间断的能源。LNHR设计采用富集度8%的燃料，循环寿期达到22a堆内去除了调节和补偿用控制棒，增加了堆芯内装料空间，减小了水铀比，使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓，不需要控制棒介入，反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明LNHR中铀的平均燃耗达到60MWM/kg（22a循环寿期中的最大值为74MWM/kg），各项参数均满足设计要求：反应堆；物理设计；长寿命随着对核反应堆安全性、经济性要求的提高，商用核反应堆的发展呈现了两个方向：一是走大型化、集群化的模式，建在较偏远的地方，有大量的安全设施，能保证安全但初始投资很高，维护费用也比较大；另一个方向是走简单化、模块化的道路，降低系统复杂度来保证安全性，通过模块化来提高经济性，如简化沸水堆与目前的堆型相比，长寿期小型模块化反应堆具有以下特点普通堆型换料大约卜2a―次，每次持续约20a内损失300~ 600d，经济损失巨大；乏燃料贮藏运输及换料过程操作复杂，给运行增加了很多困难而长寿期核供热堆LNHR（long~cyclenuclearheatingreactor）20a内不需要加入新燃料，省去了换料时间同时简化了换料系统具有更好的密闭性，可以被埋在地下运行，减小了辐射外泄的可能性，可以距离居民区较近操作更简单，易于实现远程控制不需要维持大量维护人员。

正因为这些特点，LNHR越来越得到人们的关注，如美国的密闭核热源ENHS（encapsulated中。

1LNHR物理设计思想为使燃料的燃耗加深、寿命加长，必须采用高富集度的铀作为燃料目前主要有两个方向，一是缩小棒间距，采用稠密栅结构，这种方案可以得到比较高的转化比，在长燃耗中提高燃料利用率，这种方案也有不足之处，在燃耗后期会出现慢化不足，燃料无法充分燃烧；另一种是采用高的水铀质量比，加入超铀元素（如Np），改变初始燃料组成但加入过多因为燃烧较慢会缩短寿期，加入不足又会使初始反应性过高，需要较高的硼浓度来补偿，较大的水铀比加上很高的硼浓度容易导致正的慢化剂温度系数，同时堆芯过大LNHR设计中综合靠虑了以上两种方案的优点，同样采用高富集度的二氧化铀作为燃料。设计主要有以下特点：普通堆型的控制棒占位大，动作频繁，影响安全性和操作性，LNHR用Gd2+硼水调节代替控制棒调节，简化了操作，易于实现远程控制；LNHR采用适当稠密的堆芯布置，既有较高的转化比，又不会在燃耗后期出现慢化不足的问题，提高了燃料利用率。

2堆芯大小选择及燃耗估算为了提高简化堆的安全性，需要增加堆芯尺寸，增加燃料棒数目，以得到较低的线功率密度。但燃料棒数目增加要求堆芯加大、压力壳加大，会增加成本。LNHR设计综合考虑这两个因素，并通过减少控制棒位减小水铀比以求得到较好的体积利用率设计主要参数为：堆芯等效直径2 43m，活性段高度2 0m，总功率200MW，线功率37. 5W/cm，组件数121，金属铀装量26. 7t，燃耗60MWWkg，燃料寿期22a 3燃料组件设计组件设计米用Casmo-3程序，Casmo-3是经过广泛检验的适用于热堆的组件计算程序LNHR的燃料组件与通常的压水堆组件相同设计综合考虑了堆内水铀比、燃料富集度、功率密度、运行中的硼浓度等因素。燃料棒外径10mm，包壳厚0.7以以，材料为21-4，燃料中口2密度为10. 2g/cm！堆芯活性段高200cm，可燃毒物位于堆芯中段，顶部和底部分别有10cm为无钆段。为使平均燃耗达到60MWd/kg，设计时分别考察了w（235U）为6%~8. 5%的燃料（表1）从表1可以看出，w（235U）以8.0%为宜。

表1富集度与可达到燃耗燃耗LNHR通过加钆Gd来降低初期的反应性并平报（自然科学版），1998，38（7）：