1、522Jun.2023Nuclear Science and Engineering2023年6 月No.3Vol.43工程第3期第43卷核科学与采用FCM燃料的无可溶硼堆芯物理设计李想，肖会文，刘国明，于淼，张成龙（中国核电工程有限公司，北京10 0 8 40）摘要：小型模块化压水堆（SMPWR）是目前国际上的研究热点之一。如何进一步简化SMPWR系统，并提升其安全性是设计优化的关键。FCM燃料是一种将TRSIO燃料弥散在SiC基体中的燃料，具有很好的裂变产物包容能力，可有效降低SMPWR大规模放射性释放风险。本文采用FCM燃料，设计并优化形成SMPWR的堆芯方案。在此基础上又进一步对控制棒
2、吸收体材料、控制棒布置方案、控制棒移动策略等进行研究分析，最终得到无可溶硼堆芯设计方案，从而简化了SMPWR的化容系统。经计算分析表明，该堆芯设计方案可通过控制棒组实现堆芯反应性的控制，实现无可溶硼运行。本文的研究为FCM燃料在压水堆中的应用以及小堆消除可溶硼的设计优化提供了参考。关键词：FCM燃料；无硼运行；SMPWR；堆芯设计中图分类号：TL329文章标志码：A文章编号：0 2 58-0 9 18（2 0 2 3）0 3-0 52 2-0 7Core Physics Design for the Soluble Boron-FreeReactor Loading the FCM FuelL
3、I Xiang,XIAO Huiwen,LIU Guoming,YU Miao,ZANG Chenglong(China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd,Beijing 100840,China)Abstract:The small modular PWR(SMPWR)is one of the hot spots recently.How to simplifythe system of SMPWR and improve the security is the key to design optimization.The fullyceramic mic
4、roencapsulated(FCM)fuel embeds the tristructural isotropic(TRISO)coatedparticles into the silicon carbide(SiC)matrix.With a good fission product retention,it caneffectively reduce the risk of massive radioactive release.This article optimizes the designscheme of the SMPWR core.It analyzes the materi
5、al of the control rod absorber,the controlrod placement scheme,the control rod strategy and finally obtains the soluble boron-freereactor core design scheme,thereby simplifying the chemical and volume control system ofSMPWR.The analysis show that the reactivity of the core can be controlled by contr
6、ol rodsand the reactor can be operated without the soluble boron with the design scheme.This study收稿日期：2 0 2 2-0 3-30作者简介：李想（19 8 9 一），女，彝族，吉林蛟河人，工程师，学位硕士，现从事反应堆物理方面研究523provides a valuable reference for application of FCM fuel in PWRs and soluble boron-freeoptimization for SMPWR.Key words:The FCM f
7、uel;Operating without soluble boron;SMPWR;Core design.以美国的NuScalel1和国内的“玲珑一号”2 为代表的小型模块化压水堆（SMPWR）的研究和进展在世界核能界得到普遍关注。为了进一步简化SMPWR系统，提升SMPWR堆芯安全性，本文开展了采用FCM燃料的无可溶硼堆芯物理设计的研究。全陶瓷微胶囊封装燃料（即“FCM燃料”），以TRISO燃料颗粒弥散在 SiC基体的方案，替代传统燃料棒，相比UO2-Zr合金燃料，具有更好的裂变产物包容能力，可大幅降低严重事故下大规模释放可能性和厂外应急的需求。近几年，FCM燃料凭借其在安全性和稳定性上的
8、优势，在压水堆上，尤其是SMPWR上的应用受到了越来越广泛的关注 3-7 。在反应堆运行时，可溶硼虽然可以很精确地控制堆芯反应性，但其配套的化容控制系统非常复杂，还会导致硼废水，产生大量的放射性废物。因此，在不降低堆芯安全性的前提下开展反应堆的无可溶硼设计，能够简化系统，提升经济性，减少废物产生量，是堆芯优化的一个重要方向。本文从堆芯物理的角度，将FCM燃料的应用与堆芯无可溶硼设计相结合。利用Bamboo程序对使用FCM燃料的堆芯进行设计优化研究，形成满足要求的堆芯装载方案，并在此基础上通过对控制棒吸收体材料、控制棒的布置方案、控制棒移动策略等进行研究分析，最终得到了无可溶硼的设计方案，为FC
9、M燃料的应用以及堆芯消除可溶硼的优化设计提供了参考。1组件模型如图1所示，TRISO颗粒共有5层结构。由于受到燃料制造和燃料性能的制约，颗粒体积份额不能无限增大，较为合理地选取40%，核芯半径取0.0 4cm，燃料核体积比为35%，TRISO颗粒各层结构的尺寸如表1所示。OPyCTRISO颗粒SicSiC基体IPyC.Buffer-TRISO颗粒燃料核燃料棒截面图1TRISO颗粒示意图Fig.1An overview of the TRISO coated particles表1TRISO颗粒结构尺寸Table1The structure and size of TRISO coated pa
10、rticles结构/cm尺寸核芯半径0.04Buffer0.0475IPyC0.051Sic0.05467OPyC0.05667燃料类型为UN燃料，这是因为相比于传统的UO2，U N的密度大，铀装载量大，有利于组件寿期的延长。为了使堆芯达到目标要求的寿期长度，选取的燃料富集度在8%15%之间。考虑到燃料装量和水铀比对组件寿期长度的影响，选取的燃料棒半径为0.6 2 cm，棒栅距为1.6 5cm，采用1313方形栅格布置，组件设有8 个导向管和1个仪表管。组件包壳的厚度仍然沿用CF3系列燃料组件0.0 57 cm的包壳厚度。组件结构示意图如图2 所示。燃料棒仪表管导向管OO图2 燃料组件示意图F
11、ig.2An overview of the fuel assembly5242堆芯装载方案设计堆芯采用8 1组燃料组件的装载布置，活性段高度为30 0 cm，热功率为38 5MW，燃料按不同富集度，分内外两区装载，堆芯的寿期长度为二十四个月。为满足寿期长度要求，使用的燃料组件从8%、10%和12.5%三种富集度中选取，为了控制堆芯反应性，还要在燃料组件中布置可燃毒物。根据对FCM燃料可燃毒物的初步研究 8 ，本工作中用作可燃毒物材料从Gd,O,或Er,O;中选择，组件中可燃毒物的布置如图3所示。O4根可燃毒物棒16根可燃毒物棒福O8根可燃毒物棒20根可燃毒物棒燃料棒O导向管仪表管可燃毒物棒1
12、2根可燃毒物棒图3可燃毒物的布置图Fig.3The layout of burnable poison为了控制堆芯反应性，降低控制棒提出堆外（ARO）状态下的硼浓度，在堆芯布置中引入可燃毒物。方案的选择上，在满足二十四个月寿期长度的基础上，堆芯全寿期的功率分布还需保持展平。另外，堆芯ARO状态下的临界硼浓度尽量低，以便于后续消除可溶硼设计研究。根据以上原则，经过大量的方案尝试与筛选，初步形成3种含Gd,O，可燃毒物的装载方案和3种含ErO，可燃毒物的装载方案，如图4中方案1方案6，其中可燃毒物棒内的Gd,03和Er2O含量相同。812 12 12208812121220812812412412
13、812412412128168121242081241681242082012820128方案1-方案2-84Gd203毒物84Gd20:毒物1212 121220816161616208128128124161216121241212420816161220812820816122002012820128方案3-方案4-84Gd203毒物84Er20:毒物1212121220812121212164128128124121212812012128208121281641282041281602012816124方案5-方案6-8440Er203:毒物Er203毒物8%富集度10%富集度12.
14、5%富集度*数字表示组件含可然毒物棒数目图4堆芯装载方案Fig.4The core loading pattern分别对6 种方案的堆芯在ARO状态下的主要参数进行计算，图5给出了堆芯临界硼浓度随燃耗的变化曲线，从变化趋势可以看出：使用Gd,O,毒物时，寿期初临界硼浓度的变化比较平缓，但随着Gd,O，的逐渐消耗，对堆芯反应性的控制也会有所削弱，临界硼浓度会再次升高，之后随着堆芯燃耗的增加，临界硼浓度又逐渐下降。而当堆芯采用Er,O，可燃毒物时，由于Er,O在寿期内反应性释放非常缓慢，能够很好地匹配燃耗下降的反应性，堆芯的临界硼浓度始终随燃耗深度的增加而降低。5251800方案1(156 6 E
15、FPD)1600-方案2(156 1EFPD)1400方案3(156 2 EFPD)1200*-方案4(1114EFPD)9-01x/真-+方案5(9 51EFPD)1000+方案6(8 14EFPD)800600400200100002000030000400005000060000燃耗/(MWd/tU)图5堆芯临界硼浓度计算结果Fig.5The critical boron concentration of the core另外在堆芯装载设计中，考虑堆芯功率的展平，需要组件最大相对功率应尽可能的低。从图6 中可以看出，使用Gd,O,毒物的堆芯，在全寿期内组件的最大相对功率明显高于使用Er,
16、O,毒物的堆芯，虽然同样可以满足寿期长度的要求，却不利于堆芯的安全性。而ErO,的反应性惩罚较大，导致堆芯的寿期长度缩短，但经过装载优化，仍可满足二十四个月的寿期长度要求。因此，从堆芯安全性的角度出发，采用Er,O，可燃毒物方案，再考虑到为便于无可溶硼设计，堆芯硼浓度尽量要低，最终采用方案6作为推荐的堆芯装载方案。1.401.351.301.251.207方案1(156 6 EFPD)方案2(156 1EFPD）1.15方案3(156 2 EFPD)1.10*方案4(1114EFPD)+方案5(9 51EFPD)1.05方案6(8 14EFPD)1.000100002000030.00040.0005000060000燃耗/(MWd/tU)图6 丝组件最大相对功率计算结果Fig.6The pink of the assembly relative power3堆芯无可溶硼设计3.1吸收体的选择堆芯取消可溶硼后，反应性的控制由控制棒承担。考虑到国内压水堆在吸收体方面的成熟经验，在本研究中，分别对采用 Ag-In-Cd合金和B.C材料作为吸收体进行研究。全寿期堆芯临界硼浓度的最高点出现在寿
