超临界水冷堆燃料组件研发概况

冯琳娜 朱发文 庞 华 雷 涛

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，四川 成都610041）

0 引言

超临界水冷堆（SCWR）是第四代国际核反应堆论坛(GIF)选定的6种反应堆概念堆型之一，具有热效率高、经济性好、系统简单、结构紧凑等诸多综合优势，是目前最有应用前景的第四代反应堆堆型之一[1]。

目前，参与SCWR技术开发的国家包括美国、加拿大、日本、欧洲、中国、韩国和俄罗斯。日本和欧盟主要采用超临界压力水冷热中子堆，美国和俄罗斯主要采用超临界压力水冷混合中子谱堆，而加拿大采用的是超临界压力重水堆[2-9]。本文针对当前世界上现有的SCWR燃料组件设计概念及其设计特点进行综述。

在分析了国内外超临界燃料组件设计的研究现状的基础上，本文还提出了一种适用于十字形控制棒的双流程燃料组件设计方案。

1 国外研究现状

1.1 日本SCLWR-H燃料组件

日本SCWR被称为超临界轻水堆（SCLWR-H），采用双流程堆芯设计[2]。堆芯燃料组件为121盒，每个组件包含300根燃料棒、36个正方形水棒和24个边界矩形水棒，仪表管位于组件的中心位置，在中心16个正方形水棒中间布置控制棒导向管。燃料组件截面如图1a所示。图中燃料棒外径为10.2 mm,包壳厚度为0.63 mm，芯体直径为8.26 mm，活性段高度为4200 mm，燃料组件中心距为292.4 mm，慢化剂盒壁厚为0.2 mm，组件盒厚度为2.5 mm～3.0 mm，包壳采用Ni基合金。

图1 燃料组件截面图Fig.1 Cross-Section of Fuel Assemblies

1.2 欧洲HPLWR燃料组件

欧洲SCWR被称作为高性能轻水堆（HPLWR）。为了达到出口超过500℃的高温，欧盟提出了三流程堆芯设计[3-4]。欧盟超临界燃料组件由9个子组件构成，子组件间隙为10mm（图1b）所示。每个子组件都有一个壁厚为2.5 mm、外边长为72.5mm的不锈钢方盒，其内包含40根外径为8.0mm的燃料棒，棒栅距为9.44 mm。围绕每根燃料棒缠绕一根直径为1.34mm的金属丝，金属丝和燃料棒或盒壁之间的间隙为0.1 mm。内部慢化剂盒的外边长为26.9mm，壁厚为0.8mm，也为不锈钢盒。燃料棒包壳厚度为0.5 mm，材料为316L不锈钢。燃料芯块为UO2，直径为6.7mm。堆芯活性段长4200mm，燃料棒长度超过4700 mm。

1.3 美国SCWR燃料组件

美国超临界水堆设计方案是一种典型的SCWR设计方案[5－6]，在该方案中作为慢化剂和冷却剂的水将经历从次临界向超临界的转变，物性在拟临界点附近区域发生急剧变化，系统的水动力特性较复杂。另外，该方案中的非能动余热排出系统利用自然循环排出堆芯余热，由于超临界系统在拟临界点附近的体积热膨胀系数变化剧烈因此具有较大驱动压头，为了保证系统具有充足、稳定的自然循环流量，还需要对PRHRS的自然循环能力与水动力特性进行深入的研究。美国SCWR为热谱堆，整堆功率为3575MW，冷却剂流量为1843kg/s，采用145组燃料组件，燃料组件结构如图2所示。

图2 美国SCWR燃料组件Fig.2 American SCWR Fuel Assemblies

1.4 加拿大 CANDU-SCWR燃料组件

加拿大AECL公司开发了CANDU—SCWR超临界水堆概念（Brady 等[7]和 Chow Khartabilll[8]）。在开发超临界水堆适用的燃料组件时，加拿大AECL公司延续了它的CANDU堆压力管式设计概念，如图3所示。CANDU—SCWR压力管内的冷却剂运行在超临界条件下，压力管外为低压重水慢化剂。与常规CANDU堆燃料组件相比，CANDU—SCWR最主要的改进是使用绝热的陶瓷材料替代压力管内侧的气隙绝缘层，以保证锆基合金材料的压力管能够承受超临界水堆的高温高压条件。

图3 Brady等提出的燃料组件设计概念Fig.3 Fuel Assemblies proposed by Brady

1.5 韩国SCWR燃料组件

韩国目前也在积极开展超临界水堆的可行性研究，包括堆芯设计概念研究、超临界条件下流体的传热特性研究、安全分析程序研究以及材料相关研究等。KAERI的Bae等[9]基于日本东京大学的超临界水堆设计，提出了改进十字形固体慢化剂的方形燃料组件设计概念，如图4所示。这种设计概念采用氢化锆作为固体慢化剂，优势在于可以简化冷却剂通道，但在严重事故时存在氢气释放的风险。

图4 Bae等提出的固体慢化剂燃料组件设计概念Fig.4 Fuel Assemblies proposed by Bae

图5 燃料组件结构示意图Fig.5 Sketch of Fuel Assembly Structure

2 国内研究现状

2.1 双排正方形燃料组件方案

上海交通大学核能科学与工程学院程旭教授等于2007年提出了双排燃料棒布置的超临界燃料组件设计方案。燃料组件含180根燃料棒，燃料棒的直径为8mm，棒栅距和棒径比为1.2。这种在慢化剂通道间布置两排燃料棒的设计，使整个堆芯的功率分布更加均匀化。

2.2 MOX燃料组件方案

华北电力大学周涛等人在专利《一种适用于超临界水堆的MOX燃料组件结构》（专利号CN102768863A）中提出了一种MOX燃料组件结构。在若干个水盒组成的方形壳体内布置水棒，在水棒的间隙内布置直径为R的MOX燃料棒。水棒分为大水棒和小水棒两种。大水棒的截面为正方形，长和宽分别为3R；小水棒为矩形，长3R，宽R。

在超临界水冷堆中采用此种MOX燃料组件结构，可以达到与原结构只使用UO2组件设计同样效果，改善组件功率分布不均匀因子，结构较简单。

2.3 双排六边形燃料组件方案

王连杰等在专利 《应用于超临界水冷堆的双排六边形燃料组件》（公布号CN102117664A）中提出了双排六边形燃料组件的概念，其目的是为了提供一种具有较好均匀慢化和充分慢化能力、局部功率峰值因子尽量低的燃料组件。

该燃料组件在六边形组件盒内部置有多个六边形慢化剂通道，在相邻的六边形慢化剂通道之间布置两层燃料棒，并且在所述六边形组件盒中心置有一个与六边形组件盒同结构、按比例缩小的中心六边形慢化剂通道，中心六边形慢化剂通道的各个边具有连续重复排列的六边形慢化剂通道，所述组件边缘采用多个梯形慢化剂通道。

2.4 适用于十字形控制棒的双流程燃料组件

笔者团队在国内外各种SCWR组件设计方案基础上，综合考虑燃料组件设计制造的可实现性、先进性、创新性等因素，提出了如图5所示的超临界燃料组件设计方案。该燃料组件由4个子组件构成，每个子组件含56根燃料棒，利用格架进行子组件之间的径向、轴向定位和支撑。十字形控制棒位于4个子组件构成的十字形通道内，从堆芯顶部至上而下插入堆芯。子组件中的燃料棒呈9×9方形排列，中心慢化剂盒占用5×5栅元位置。子组件慢化剂盒以及子组件之间的通道均为慢化剂，流向为自上而下。子组件盒壁厚为2.0mm，慢化剂盒壁厚为0.8mm，子组件盒、慢化剂盒以及包壳材料均为310S不锈钢。燃料组件总长为5930 mm，由燃料棒、上管座、下管座、组件盒、慢化剂盒、定位格架、管座连接件、连接板、慢化剂管、分流板等构成。

堆芯采用双流程结构设计，燃料组件共157盒。第一流程为堆芯中心的57盒燃料组件，第二流程为堆芯外围的100盒燃料组件，两个流程的燃料组件结构相同。第一流程燃料组件中的冷却剂和慢化剂均是从上往下流，第二流程燃料组件的慢化剂从上往下流，冷却剂则是从下往上流出堆芯。根据堆芯流量分配计算可得，燃料组件中冷却剂的最高流速约为19.3 m/s，慢化剂的最高流速约为0.1 m/s。

3 结论

超临界水堆作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷堆，受到各国的广泛重视。本文综述了超临界水堆燃料组件的设计概念，对设计的出发点、关注点作了说明。对于超临界水堆燃料组件设计概念，除韩国采用固体慢化剂和加拿大采用低压重水慢化剂外，日本、欧洲和美国均采用了在组件内部布置轻水慢化剂水棒的方法。在分析了国内外超临界燃料组件设计研究现状的基础上，本文还提出了可适用于十字形控制棒的双流程燃料组件设计方案，基本满足超临界燃料组件的设计要求，具有较好的综合性能。

［1］A Technology Roadmap for Generation Ⅳ Nuclear Energy Systems[R].US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GenerationⅣInternational Forum,GIF-002-00,2002.

［2］A.YAMAJI,K.Kamai,Y.Oka and S.Koshizuka.Improved Core Design of the High Temperature Supercritical-Pressure Light Water Reactor[J].Annals of Nuclear Energy,2005,32:651-670.

［3］T.Schulenberg,J.Starflinger,P.Marsault,et al..European supercritical water cooled reactor[J].Nuclear Engineering and Design,2011,241:3505-3513.

［4］K.Fischer,T.Schulenberg,E.Laurien.Design of a supercritical water-cooled reactor with a three-pass core arrangement[J].Nuclear Engineering and Design,2009,239:800-812.

［5］J.Hofmeister,C.Waata,J.Starflinger,et al..Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water[J].Nuclear Engineering and Design,2007,237:1513-1521.

［6］W S Yang.Initia1 Implementation of Multi'Channel Thermal Hydraulics Capability in Frequency Domain SCW R Stability Analysis Code SCWRSA[R].Argonne National laboratory,2005,September 15.

［7］Brady D.,Dufey R.,Khartabil H.,Sadhankar R.,Suppiah S..Generation IV reactor development in Canada[C]//3rd Int.Sym.on Supercritical Water Cooled Reactors Design and Technology,2007,March 12-15,Shanghai,China.

［8］Chow C.K.,Khartabil H.F..Fuel channel designs for the CANDU-SCWR[C]//3rd Int.Sym.on Supercritical Water Cooled Reactors Design and Technology,March 12-15,2007,Shanghai,China.

［9］Bae Y.Y.,Bae K.M.,Yoon H.Y.,Kim H.Y.,Jang J..SCWR research in KOREA[C]//3rd Int.Sym.on Supercritical Water Cooled Reactors Design and Technology,March 12-15,2007,Shanghai,China.