装载事故容错燃料的压水堆堆芯中子物理与热工特性基础研究

Following the Fukushima Daiichi nuclear disaster in March 2011, the nuclear safety is required to be improved greatly, the emphasis for nuclear fuel R&D activities has shifted from fuel reliability and waste minimization to enhancing the accident tolerance of Light Water Reactor (LWR) fuel. At present, several Accident Tolerant Fuel (ATF) concepts have been proposed, and most ATF concepts are expected to work within the design framework of current and future light water reactors, therefore, it is necessary to research the neutronic and thermohydraulic characteristics of LWR core loaded accident tolerant fuel. The research in this project will include: (1) To research the neutronic physics calculation method to the ATF and carry out the benchmark verification; (2) To analyze the influence of various ATF concepts on the neutronic properties of PWR core; (3) To study the thermal properties of the various ATF, and analyze the influence on the core safety. In this project, we shall research the neutronic and thermohydraulic characteristic mechanism of Pressured Water Reactor (PWR) core loaded different accident tolerant fuels, and from the view point of neutronics and thermal performance etc., we will try to get the basic operational rules of the PWR loaded various accident tolerant fuel concepts. The results of this research would give a certain support for the ATF research & development.

2011年3月日本福岛第一核电站事故的发生使得人们对核安全提出了更高要求，核燃料的研发重心也因此由原来强调燃料可靠性和核废料最小化逐渐转移到了如何提高轻水堆燃料对事故的抵抗能力。目前提出了多种事故容错燃料的设计概念，其中绝大部分概念是希望其工作在现有或将来的轻水反应堆的设计框架内的，因此，有必要系统开展轻水堆装载各种容错燃料时堆芯的中子物理与热工特性基础研究。本项目拟开展如下研究工作：①研究适用于事故容错燃料的中子物理计算方法并做基准验证；②研究不同事故容错燃料对压水堆堆芯中子物理特性的影响；③研究不同事故容错燃料的热工性能机理及其对堆芯安全的影响。本项目将系统探索压水堆装载不同容错燃料时堆芯的中子物理与热工特性机理，从中子物理与热工等方面揭示各种事故容错燃料在压水堆中装载运行的基本规律。研究成果可望为我国乃至国际事故容错燃料的研发提供技术支持。

如何提高反应堆在正常运行工况和事故工况下的安全性一直是核科学界的研究重点。为了根本性提高核燃料的安全性能，核燃料的研发重心由原来的强调燃料的可靠性和核废料的最小化逐渐转移到了如何提高轻水堆燃料对事故的抵抗能力。作为新型的高性能高安全性的旨在通过消除或者减轻包壳与蒸汽间的不良相互作用增强严重事故下轻水堆承受能力的事故容错燃料（Accident Tolerant Fuels，ATFs）有望在下一代反应堆中得到运用。.为对ATFs的基础反应堆性能进行研究，本项目开展了装载ATFs的压水堆堆芯中子物理与热工特性基础研究。主要研究内容为通过开发适用于ATFs的中子物理计算方法对不同ATFs对压水堆堆芯中子物理特性的影响进行研究，并研究不同ATFs的热工性能机理及其对堆芯安全的影响。研究结果初步评估了部分有较大应用前景的ATF芯块和包壳在压水堆堆芯内的基本反应堆特性。在中子物理特性研究方面主要发现，SiC包壳能够软化热中子能谱且展平组件内功率分布，中子经济性较高，能减少约0.05%-0.25%的U235燃料富集度的装载，但在一定程度上削弱了反应堆温度负反馈能力，随着燃耗的增加应当及时采取其他控制手段进行弥补。同时SiC包壳组件的239Pu积累较少，从而使得SiC包壳组件在径向功率分布不均匀上将会更占优势，另外，在设计上应该充分考虑水洞以及燃料组件位置，才能提高其安全以及经济性。在燃料性能研究方面主要发现，UO2-4.2vol%BeO、UO2-10vol%SiC复合燃料和微型UO2-5vol%Mo燃料都有能效延长气隙闭合时间，延缓燃料与包壳的力学相互作用，同时具有双层结构的SiC包壳也具备相同的作用，但这一双层结构的包壳也会使得燃料温度有所升高。在热工水力学特性研究方面主要发现，在事故工况下，ATF芯块能有效降低平均燃料温度，ATF包壳的沸腾换热性能增强10%和冷却剂流通面积增大10%均能有效消除部分事故瞬态过程的膜态沸腾现象。而在针对U3Si2-SiC燃料设计研究发现，直径为9.0 mm的燃料棒可获得较好的反应堆热水力和经济性。此外，事故容错燃料在小型自然循环压水堆中也展现出了较好的反应堆行为，提高了其的安全性。

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