环形燃料元件小堆是世界上比较先进的堆型。研究设计了一个环形燃料元件小堆，开发出适于环形燃料堆计算的软件和方法。采用整组件束棒计算堆芯少群参数的方法大大提高了计算精度。计算了堆芯的有效增殖系数、所有控制毒物的单个价值以及总价值、堆芯从室温到工作温度的温度效应等堆芯参数。结果表明：设计的环形燃料元件堆具有良好的稳定性和安全性，可以作为一代新堆。

环形燃料元件堆芯设计

参照相关文献的设计经验，以热工水力性能、堆芯物理性能和元件性能计算分析结果为基础，确定环形燃料元件和组件的结构为：采用经过验证试验的13×13的堆芯组件设计；每根环形燃料元件都采用经过实验验证的尺寸结构，只是对燃料的富集度进行修改，并缩短燃料元件活性区的长度，进而根据堆芯功率及寿期确定堆芯尺寸、可燃毒物种类、加入方式、百分比等堆芯参数。堆芯组件装载方案见图1。

用确定论程序包计算堆芯有效增殖因子时，为了取得较高的精度，选择 WIMSD5A 的束棒计算法计算栅元少群参数，一次性计算出整盒组件169根棒的少群参数，而不采用传统的先计算每根棒栅的栅元参数，然后再计算组件参数的两步走的方法；在计算的过程中注意考虑燃料元件的自屏效应以及元件之间的互屏效应等。得到整个堆芯不同富集度组件、不同位置组件参数后，用程序CITATION再进行整堆的有限差分扩散计算相关参数。

环形燃料元件研究结论

完成了热功率为300MW、电功率为100MW的环形燃料小堆的物理设计。计算结果表明，该堆符合卡棒准则，具有固有安全性（负的反应性温度系数）。由于采用环形燃料，燃料内外都可换热，燃料温度一直都很低，燃烧放出的裂变气体相对很少。因该堆中子注量率不高，故循环周期较长，能够达到 5a，燃耗深度为 56000MW·d·t^-1（U）。该堆可采用模块化建设。以上特点使得该堆适用于边远地区。

用MCNP4C和WIMSD5A CITATION计算了所设计的环形燃料小堆的各种控制毒物的价值、干涉价值，以及从室温到工作温度的温度效应、平衡氙中毒效应及平衡钐中毒效应。

环形燃料元件是国际上开发的新一代高性能燃料元件。国外研究结果表明，水堆采用环形燃料元件代替传统实心燃料棒，在堆芯功率不变的情况下，会明显提高核电燃料的安全性；在保持堆芯结构不变的情况下，还可将堆功率提高50%，且燃耗大大提高，从而提高了核电的经济性，安全性也保持或好于传统实心燃料堆芯的水平。

双面冷却环形燃料元件相对传统棒状燃料元件具有两个优势：1）减小了芯块径向热传导路径的厚度，显著降低了芯块内最高温度；2）增加了冷却剂润湿周长，冷却能力得到显著提高。麻省理工学院（MIT）的研究表明，在压水堆中使用这种燃料，功率密度可提高到150%，同时保持甚至提高安全裕量。2001年，MIT提出将双面冷却环形燃料元件应用于压水堆的设想，并启动了相关研究。此后，美国将环形燃料作为新一代压水堆燃料及核电厂延寿优先燃料进行研发，韩国也计划采用环形燃料对在运行的OPR－1000进行技术改造。2010—2011年，中国原子能科学研究院开发了环形燃料设计与分析软件，开展了环形燃料元件应用于压水堆核电厂的可行性研究。国内外学者针对双面冷却环形燃料的研究多为定性的综述性研究。虽然针对组件排列方式做了较多研究，但类似开展的燃料元件几何尺寸优化设计的研究较少，具体的模型和计算方法尚未见文献报道。

环形燃料元件双面冷却环形燃料元件的几何尺寸优化原理

环形燃料元件主要由内外两层包壳和圆环状的UO₂芯块组成，内外包壳与芯块之间都存在一定的气隙。冷却剂可同时从内外两个通道对燃料元件进行冷却，其中外通道可与周围的通道进行质量、动量和能量交换，而内通道由于与外界隔离，故与外界无质量、动量和能量交换。图2为双面冷却环形燃料元件和实心棒状燃料元件横截面示意图。

双面冷却环形燃料元件的尺寸设计，在中子物理学上主要考虑栅元的“水－铀”体积比，本研究将保持该比值与传统压水堆中的值基本相等。在热工水力学上必须考虑的一个因素是内外通道冷却能力的平衡：若环形芯块中心孔直径过小，则内通道将因冷却剂流量过小导致冷却能力不足；反之，元件内径过大会导致外通道冷却能力不足。这将导致内通道或外通道出口处冷却剂温度不能满足冷却剂出口所需要的过冷度，甚至在靠近出口发生饱和沸腾。如果环形芯块的中心孔大小取值合适，使内外通道的冷却达到平衡，便可有效地利用冷却剂对燃料元件进行充分的冷却。本研究主要基于内外通道冷却平衡原理，对环形燃料元件的尺寸进行优化设计。

环形燃料元件结果及分析

当燃料元件内通道直径较小时，内通道的冷却剂和包壳温度明显高于外通道对应值，在内通道靠近出口处甚至出现沸腾现象。当燃料元件内径大小合适时，内外通道冷却剂及包壳表面温度基本相等，内外均不会出现沸腾换热，具有较好的内外通道冷却平衡。

进口处所有尺寸设计下最高温度线均往内通道偏离，这是因为外通道的润湿周长大于内通道，故外通道冷却

能力强于内通道。从进口到出口过程中，内径小的最高温度位置逐渐向内通道偏，而内径大的最高温度位置逐渐向外通道偏，这是因为内径过小时，内通道冷却剂温度高于外通道，导致内通道冷却能力低于外通道，反之情况相反。越靠近出口，最高温度位置线向内或向外偏离越严重，这是因为越靠近出口处，内外通道冷却剂温差越大，导致内外通道冷却越不平衡。若元件内径选择合适，内外通道冷却剂从出口到进口都近似相等，冷却剂最高温度线将在高度方向上保持近似直线。

美国已将环形燃料确定为新一代核电水堆燃料进行研发，且将其作为“美国现役核电站延寿至80年”研究计划中的首选燃料。韩国计划使用环形燃料提升现役 POR－1000堆芯功率密度20%，正处于环形燃料组件关键技术研发阶段。此外，国外一些将环形燃料应用于快堆和沸水堆的研究工作，也说明了环形燃料是一种非常有发展前景的新型燃料元件。

环形燃料元件研究方法

2010-2011年，中国原子能科学研究院开发了环形燃料设计和分析软件，以秦山Ⅱ期核电厂为参考堆芯、AFA-3G组件为参考组件，进行了环形燃料元件和组件的概念设计，开展了环形燃料堆芯物理、热工水力、反应堆 安全、稳态辐照性能、制造可行性和经济性分析，较系统地研究了压水堆核电厂采用环形燃料元件的可行性。

环形燃料元件环形燃料分析程序开发

针对环形燃料元件特殊的几何结构，在传统棒状燃料分析程序的基础上，开发并验证了1套环形燃料分析程序，为开展环形燃料概念设计和综合性能评估提供了最基本的研究和设计工具，程序名称及功能列于表1。

采用AFA-3G组件的外形尺寸，借鉴棒状燃料元件、组件的基本设计原则和国际上环形燃料元件、组件的设计经验，考虑与堆芯物理、热工水力和元件性能分析的相互反馈，同时与燃料元件制造方协调，初步确定了环形燃料组件和元件的结构。

（1）在不改变组件外形和基本保持“水－铀”体积比不变的情况下，将17×17－25型排列的棒状燃料组件改为13×13－9型排列的环状燃料组件，即每个组件布置160根环形燃料元件、8根控制棒导向管和1根中子测量仪表管。

（2）燃料元件采用内外冷却的环形结构，每根燃料元件由上、下端塞，内包壳管，外包壳管，环形UO₂芯块和压紧弹簧组成，考虑燃耗加深，每根燃料元件设计了上部气腔以容纳裂变气体，气腔由芯块压紧弹簧保持。

（3）按照环形燃料组件的结构特点，设计了上、下管座和控制棒导向管，为解决相邻燃料元件间距较小、弹簧片夹持力不足的问题，设计了5种适用于压水堆环形燃料组件的定位格架。

环形燃料元件研究结论

开发和校验了一组环形燃料分析程序，完成了环形燃料组件和元件的概念设计，并开展了堆芯物理、热工水力、反应堆安全、稳态性能、制造可行性和经济性分析。研究结果表明，核电厂采用环形燃料代替传统棒状燃料，安全性显著提高，经济性明显改善，且在传统燃料生产线上制造环形燃料是可行的，制造成本不会明显增加。总之，压水堆核电站采用环形燃料替代传统的棒状燃料，技术上是可行的。

为推进环形燃料组件的研制和入商用堆随堆考验及实际应用，需进一步深入开展环形燃料组件关键技术研究，掌握环形燃料组件设计和制造的核心技术，获得环形元件堆内辐照及热工水力等关键性能数据。

常用的铀合金燃料有铀-钼、铀-锆合金。早期的钠冷快中子增殖堆和材料试验堆曾用含钼10%（重量）的铀-钼合金做燃料。铀-锆合金被用作核潜艇压水堆燃料。由于铀合金含有相当比例的非裂变合金元素，因此铀合金燃料一般采用高浓铀。

由于金属型燃料元件的辐照稳定性不佳，不能满足高燃耗要求，经济上没有竞争能力，所以控的核电站反应堆已不再使用这种燃料元件。 2100433B