池式低温供热堆整体换料式方案核设计

巫腾飞

(中国原子能科学研究院核工程设计研究所 北京 102413)

核能供热是利用核反应堆生产的能量直接供热。其供热的优点是相比于传统的锅炉供热，在环境排放污染小的同时，燃料也从煤炭和天然气转变为核燃料，每次堆芯换料才需要运输一次燃料，燃料的运输需求量小，因此核能供热优势明显，市场前景广阔[1]。在20世纪80年代，清华大学完成了一体化布置的5 MW壳式供热堆的设计工作[2]。为了能够在允许建造在城市附近，将壳式堆放入泳池中即池壳式供热堆，在2019年国电投完成了HAPPY200池壳式反应堆的总体技术方案[3]。

而相比于壳式和池壳式供热堆，池式低温供热堆是在泳池堆几十年安全稳定运行的基础上，针对北方城市供热需求新研发的堆型，比较其他反应堆，因为49-2原型堆运行经验丰富，使供热堆在设计上可靠性高、技术成熟；加上池式的设计、低温低压的运行工况也使得其具有固有安全性、系统简单、占地面积小等优点，更适于靠近城市居民区进行建造。在2017 年，中国原子能科学研究院成功在49-2 泳池式反应堆上进行了冬季供暖演示[4]，验证了池式反应堆在进行城市供暖时具有良好的固有安全性[5]。

在2021年，中国原子能科学研究院完成了69盒组件，三批倒料方式的核设计方案[6]。其中设计为每供暖450 天需要倒换一次料，但是由于供暖季节度连续性以及负荷跟踪问题，倒换料不一定会在不供暖的间隙，可能在供暖期间需要倒换料，而供暖期间倒换料会暂停供暖，影响市民生活。因此减少倒换料次数或更改换料方法能够有效减少可能发生的在供暖季期间进行倒换料带来的负面影响。该文参考了韩国无可溶硼模块化小型堆（SBF-SMR）的设计思路[7]，考虑在低温供热堆上采用整体换料方式的堆芯设计，即卸料时堆芯全部组件卸出，换入全新的所有组件的倒料方式，每900EFPDS 倒换一次料，相比于每450EFPDS 倒换料一次，所需倒料次数减半。

该文设计的反应堆堆芯采用整体换料式堆芯布置设计，由37 个国产CF3-S 燃料组件构成，具有较低的功率密度和较好的热工水力性能；该堆芯为无硼棒控系统，通过载钆燃料棒补偿燃耗等反应性损失，具有较强的负荷跟踪能力和足够的停堆裕量。该文介绍了设计池式低温供热堆堆芯时依据的核设计准则、堆芯的主要物理参数及设计，并给出了堆芯核设计的计算结果及相应的数据分析。

1 核设计准则

1.1 堆芯燃料和燃料管理

堆芯燃料装载应具备足够的后备反应性，使设计的反应堆在运行了设计目标的循环长度后仍具有剩余反应性；同时由于经济性需求，堆芯换料方案应尽可能降低燃料成本，并使全堆平均卸料燃耗达到预期值[8]。

1.2 反应性控制

池式低温供热堆是一个无硼棒控系统，不能依靠调节可溶硼补偿燃耗等反应性损失，因此其所依赖的反应性控制手段只有可燃毒物和控制棒系统。供热堆的反应性控制要求：（1）当反应堆最大价值的一束棒卡在堆外，仅依靠第一套控制棒系统就能实现热停堆并具备适当的停堆深度；（2）当第一套控制棒系统处于临界棒位时，仅依靠第二套紧急停堆系统能实现冷停堆并具备适当的停堆深度。

1.3 反应性系数

在反应堆的各种运行工况以及启动工况下，为保证堆芯具有负反馈特性，应使空泡反应性系数、慢化剂反应性温度系数在循环中的任意时刻，始终均为负值。

1.4 热工水力限制

由于供热堆依靠深水静压获得较高的出口饱和温度，但其余量也较小，因此要求热工水力方面不发生DNBR和流动不稳定现象。

1.5 计算机程序和数据库

应采用评价过的核数据，所使用的计算机程序应通过基准例题和实验测量结果的验证，证明所采用的核数据和计算机程序是合理的，计算精度是满足工程设计要求的。

2 计算机程序

堆芯核设计采用上海核星核电科技有限公司开发的堆芯核设计程序Orient程序系统。改程序采用二步法堆芯计算。程序包含采用MOC 方法进行组件参数计算程序ROBIN、基于节块法的堆芯三维计算程序EGRET、组件程序与堆芯三维计算程序的连接程序IDLLY这3个部分。

3 堆芯描述

3.1 堆芯主要设计参数

供热堆输出热功率为200 MW，区别于放置于之前的池式堆，供热堆的堆芯将置于地下水池深26 m 处，使用水深提供静压力，运行压力约为0.258 MPa，堆芯进出口温度为68 ℃/98 ℃，冷却剂流量为5 717 t/h。堆芯具体见图1。

图1 堆芯示意图

反应堆堆芯由37个CF3-S燃料组件组成，燃料组件中心距为215.04 mm。全堆共布置了37束控制棒，即每个组件中均布置有控制棒束，37束中的28束控制棒是作为在正常运行期间的调节棒束和补偿棒束；其余的9束则是作为备用停堆棒束，用于组成第二停堆系统。堆芯活性区高度为215 cm，等效直径为147 cm。全堆金属铀总装量为10 t，平均线功率密度为95 kW/m。表1给出与堆芯核设计相关的反应堆总体性能参数。

表1 200 MW堆芯核设计总体性能参数设计

3.2 燃料组件

反应堆采用CF3-S 组件，共计37 组。CF3-S 组件是17×17-25 排列方形结构，由骨架、24 根导向管、一根仪表管及264 根燃料棒组成的。燃料骨架由上管座、下管座、2 个端部格架、3 个搅混格架、2 个跨间搅混格架以及相应的连接件组成。单盒组件的尺寸为21.4 cm×21.4 cm，总高度254.8 cm。所有燃料组件均通过安装在堆芯下板和堆芯上板的燃料定位销进行定位，按照既定布置安装在堆芯吊篮中。

3.3 载钆燃料棒

由于供热堆不采用调硼浓度控制方式，因此需要采用可燃毒物来补偿燃耗、氙钐毒、功率亏损等。同时通过合理布置可燃毒物棒及燃料富集度也可展平功率分布。

供热堆的固体可燃毒物吸收体材料为三氧化二钆（Gd2O3），它与二氧化铀（UO2）均匀打混制作成型，由锆包壳密闭包络，结构和燃料棒类型，构成载钆燃料棒。在所需要的燃料组件中，可布置4、8、12、16、20根不等的载钆燃料棒，但都需按1/8对称布置。在每根载钆燃料棒中，Gd2O3的质量分数为8.0%。对于富集度为2.0%、2.4%、3.2%、4.8%的燃料组件，载钆燃料棒中UO2弥散体的U-235 富集度分别为0.714%、1.8%、1.8%、2.5%。

3.4 控制棒

全堆共布置37 束控制棒，其中9 束棒组成紧急停堆系统，其余28 束控制棒作为调节棒束和补偿棒束，控制棒束在堆内的布置具体见图2。其中C0/C5/C05/C6/C06作为紧急停堆棒束。在循环寿期的前半段，C4/C04棒束作为调节棒束；在循环寿期的后半段，C2/C02棒束作为调节棒束。

图2 控制棒束分布图

3.5 堆芯装载和换料方式

经过设计计算，在满足功率展平的基础上，堆芯设置了4个区域，分别布置了2.0%、2.4%、3.2%、4.8%这4种不同富集度的燃料组件，其数目分别为1、12、8、16。堆芯所用燃料组件类型见表2。

表2 燃料组件类型

堆芯富集度布置具体见图3。供热堆采用整体换料方式，每年运行150 天（1 个供暖季），运行满900 个EFPDs（6个供暖季）将全堆燃料整体换出。

图3 堆芯富集度布置

4 计算结果及分析

4.1 堆芯燃耗

供热堆为棒控系统，不能通过改变可溶硼浓度来维持堆芯的临界。堆芯燃耗和功率分布计算是在热态满功率、控制棒处于临界棒位下进行的。整个循环寿期的循环长度为900 个EFPDs。整个循环寿期热点最大为3.78，热焓升最大为1.78。经热工水力计算表明，均不发生流动不稳定性和偏离泡核沸腾。

寿期末堆芯各组件的燃耗深度见图4，其单位是MWd/tU。

图4 寿期末堆芯各组件的燃耗深度

4.2 慢化剂和燃料温度系数

反应性系数反映了由于反应堆运行条件（如功率水平、慢化剂平均温度、燃料温度、压力等）变化引起有效增殖因子的变化能力。为了确保堆芯具有良好的稳定性和安全性，设计准则要求反应堆在任何功率水平下运行时，慢化剂温度系数必须为负值或零。同时，由于供热堆冷却剂装料非常大，整个深池水容量约为1 800 m³，通过主泵加热冷却剂不太实际，因而池式低温供热堆将采用冷启动方式，这就要求慢化剂温度系数必须达到一定的负值，以确保供热堆的安全启动。

表3给出循环分别在寿期初、寿期中、寿期末三个时刻的堆芯慢化剂和燃料温度系数，对应计算的具体工况均为功率为零（0 Power）、氙毒为零（0 Xe），以及控制棒全部提出堆芯（ARO）。经过计算这些值均为负值，且大小满足要求，符合前文提及的设计准则。

表3 慢化剂和燃料温度系数

4.3 停堆裕量

此次设计的反应堆的反应性控制系统是由两套独立的控制棒系统组成，分别为控制棒调节补偿系统和紧急停堆系统。控制棒设计必须满足如下设计准则：在保守考虑下，假设在反应堆运行期间，出现意外工况需要使用第一套控制棒调节补偿系统进行停堆，但是其中反应性价值最大的一束控制棒被卡在堆芯顶部无法插入堆内，其余控制棒束均全部插入堆芯，在这种情况下依然可使反应堆处于热停堆状态并具有所要求的停堆裕量；对于紧急停堆棒系统，假定第一套棒系统卡在临界棒位，仅投入紧急停堆棒束可使反应堆达到冷停堆状态并具有一定的停堆深度。

经计算，在剩余反应性最大的燃耗点，如果最大一束控制棒卡在堆外时，第一套停堆系统可以实现热停堆，并具有3 000 pcm 的停堆深度；在第一套控制系统处于临界棒位时，仅投入第二套紧急停堆系统可达到冷停堆，并具有2 000 pcm的停堆深度。

5 结语

计算结果表明，池式低温供热堆的堆芯循环长度达900 个EFPDs，平均卸料燃耗为18 000 MWd/tU，最大卸料组件燃耗为21 900 MWd/tU，最大棒燃耗小于51 000 MWd/tU，在燃耗设计限值要求范围内，符合燃料管理设计准则；同时经过计算，整个循环寿期堆芯，在临界状态下，各燃耗时刻的最大棒功率峰因子小均于1.78，最大热点因子均小于3.78，符合设计要求；慢化剂温度系数均为负值且大小也满足要求，剩余反应性最大燃耗点处的停堆裕量大于2 000 pcm，能够确保反应堆具有良好的稳定性和安全性。