反应堆堆芯

核反应堆的堆芯也称之为反应堆活性区，由安置在具有一定栅格的堆芯格架中的燃料组件构成，燃料组件由制成一定形状(板、棒、管)的燃料元件通过各种构件按一定的栅格布置组装而成，以满足物理和热工水力学的要求。核裂变只与核燃料元素的核性质有关，与其物理化学状态无关，所以核燃料可以以不同的化学和物理形态出现，如金属、氧化物、碳化物、盐类、固态、液态……。燃料元件由核燃料和包壳组成，核燃料235U、233U或239Pu原子核的裂变反应在这里发生。

反应堆堆芯的构成反应堆堆体由反应堆压力容器、金属堆内构件、石墨和碳砖堆内构件、由燃料元件组成的球床堆芯、控制棒及其驱动机构、吸收球停堆系统等组成。与堆芯直接相关的还包括热气导管、蒸汽发生器、氨风机、燃料装卸系统、氦净化系统等。

反应堆堆芯是由陶瓷堆内构件砌体构成的环形腔室。环形球床堆芯腔的等效高度11.60m，保证堆芯等效高度11.00m，外直径4.00m.内直径2.20m，平衡态堆芯内装燃料元件球520000个，中心为直径2.20m的石墨柱区。采用环形球床堆芯目的是为了降低事故工况下燃料元件的最高温度，以提高反应堆的热功率。燃料元件球直径为60mm，燃料元件通过3根装料管由堆芯上部装人堆芯；堆芯锥形底部有3根直径为500mm的卸料管，用于卸出燃料元件。卸料管的直径足够大，可避免燃料元件的“搭桥效应”。

陶瓷堆内构件分为顶部反射层、侧反射层、底部反射层和中心石墨柱四部分。反射层结构由内向外又分为石墨反射层和含确碳砖结构。石墨反射层结构主要作为活性区的中子反射层，外层碳砖因其导热系数较小，含有热中子吸收材料硼，因此它具有隔热和吸收热中子的作用。整个石墨反射层结构在高度方向由多层石墨块组成，每层石墨块在圆周方向又等分成24块，各石墨块之间由石墨销键连接，起到定位和减少氦气漏流的作用，并使石墨砌体形成一个整体结构。侧石墨反射层又分为两层，均为扇形砖，外层为起支承作用的永久性结构;内层为可更换的石墨砖结构。外层石墨砖有48个冷氦气孔道，直径为160mm，内层石墨砖内有24个控制棒导向孔道，直径为130mm。中心石墨柱也由两层石墨砖组成，中央是起支承作用的石墨结构，布置了4个氦气冷却孔道，孔道直径为200mm；外围8块环形石墨砖，每块环形石墨砖上有3个吸收球停堆系统的孔道，直径为90mm。顶反射层分两层，每层由24块扇形石墨砖组成，在顶反射层内有三个均布的供球管。底反射层上部由不规则的石墨砖组成，下部有热气混合室，由堆芯出来温度不均匀的热氦气经热气混合室的环道结构混合后再经热气导管通人再热器和蒸汽发生器。整个堆芯陶瓷结构设置在金属堆芯壳内，堆芯壳支承在反应堆压力容器内，堆芯壳与压力容器通过250℃的冷氦气进行冷却，以保证金属结构不承受高温。

堆内金属构件由堆芯壳、上支撑环板、下支撑板、支撑滚珠、压块和管件等组成。堆芯壳是一个薄壁型焊接直简结构，通过24组圆周均匀分布的支撑滚柱组件支撑在压力容器简身下部的支撑台上，允许堆芯与石墨构件自由热膨胀，还可以减低对压力容器材料的快中子输照水平。堆芯壳与压力容器壁之间的环形间隙充以250摄氏度冷氦气。堆芯壳上端是一-块厚度为200mm的上支撑环板，主要起增加堆芯壳组件顶部刚度和定位压块的作用。整个堆芯和陶瓷结构支承在下支撑板上。下支撑板由两种扇形板组成，将下支撑板分成内、外两个环，外环由12个扇形板组成，每块扇形板由5个支承滚珠支撑;内环由3个扇形板组成.每块扇形板由3个支撑滚珠支撑。堆内金属构件提供合理的设计使控制棒孔道、吸收球停堆系统管道、燃料元件装料管、热气导管引出管以及堆内热电偶组件等贯穿这些构件。燃料元件为全陶瓷型包覆颗粒球形燃料元件，直径为60mm，其中直径为50mm的球芯为均匀地弥散了燃料包覆颗粒的石墨基体，元件的外区为5mm厚的不含燃料的石墨球壳。燃料包覆颗粒的核芯为0.5mm的UO2小球，23U的富集度为9.45%，外面包有三层热解炭和一层SiC，包覆后的颗粒直径为0.92mm。每个燃料元件的重金属含量为7g。设计的平均燃耗为80000MWd/tU，燃料元件通过多次循环使乏燃料元件达到的燃耗比较均匀。1

反应堆堆芯物理特性从反应堆物理角度看，球床式高温气冷堆具有如下特点：用石墨作为结构材料、反射层和慢化剂，石墨慢化比高，中子吸收截面小；用包覆颗粒形式的低富集度铀燃料元件，燃科颗粒近似均匀地分散在石墨中，堆芯采用氦气作为冷却剂，它对中子近乎透明，堆芯平均工作温度较高，堆芯连续地装载新元件与卸出乏燃料元件。同时部分燃耗的燃料元件还将通过堆芯若干次，燃料球随机地堆积在堆芯，不需要过剩反应性来补偿燃耗，仅需补偿负荷变化下的氙毒，能达到较高的平均卸料燃耗。因此，高温、氦冷却剂，石墨慢化及包覆颗粒燃料四个特点使高温气冷堆在物理上具有许多独特之处。

直径在1mm左右的包覆颗粒燃料弥散在石墨基体中，从反应堆物理观点来看是一种准均匀分布。热中子的自屏因子非常接近1，燃料及转化材料的共振积分，比大多数热中子堆大2~3倍。因此，热中子的非均匀效应不如其他反应堆明显，燃料的利用更为有效。包覆颗粒结构在高温下阻滞和包容裂变产物的性能很好，可以达到很高的温度，保证安全性、同时可以达到高的燃耗。燃耗深，裂变产物浓度高，这也是高温气冷堆的一个重要特点。

石墨作为慢化剂，功率密度较小，石墨的慢化能力较差。但石墨的中子吸收截面小。所以，慢化剂对燃料的原子数密度比(简称碳铀比)可以比轻水堆相应的值高很多，而不会造成慢化剂对中子的过多吸收。由于碳铀比可设计得高，临界装量就小(碳铀比过高时，石墨吸收及临界装量也会变大)，虽功率密度较低，但燃料比功率(即单位重量的重金属发出的功率)仍然很高。特别是燃料的准均匀分布，使得它的传热面积比较大，因而也允许它的比功率可设计得很高。对于，总功率确定的反应堆，比功率设计得高，燃料初装量就小，初始投资也就小。

高温气冷堆慢化剂及冷却剂的中子吸收小，也没有金属包壳的寄生俘获，因而“中子经济”性比较好，可以得到较高的转化比。尤其可以选针作为转化材料，充分利用32U在热谱上的高η值。热中子堆的比功率一般比快堆大得多。所以一旦实现增殖，尽管增殖比BR刚超过1不多，但也是具有相当的竞争力的，至少可以作为快中子增殖堆的补充手段。因此，热增殖堆是利用Th资源的最好途径，而快堆适于采用238U-219Pu循环。同时，在追求固有安全性的目标下，为了保证在事故后，不采用堆芯强迫冷却的措施，就可以把堆芯衰变余热通过热传导、热辐射等方式传到堆芯外，模块式高温气冷堆普遍采用瘦长堆芯，甚至环形堆芯，这种堆芯形式从中子经济学的角度是不经济的，但从安全角度是有利的、必要的。1

反应堆堆芯反应性计算堆芯反应性计算由求解中子扩散方程的细网有限差分程序CITATION来实现。能群为4群，采用二维(r, x)几何。燃料元件在堆芯活性区中按划分的曲线网格计算和流动，按层、batch 来划分；而CITATION差分计算， 使用的是矩形网格。在VSOP和CITATION之间将进行截面、通量等在不同的空间网格上的转换。将VSOP得到的宏观截面将转换成CITATION的形式，CITATION得到中子注量率，再转换到VSOP各层的通量，用于燃耗计算。1

反应堆堆芯燃料循环与燃科管理方式高温气冷堆可采用多种燃料循环方式，尤其球床堆可以很容易的实现不同循环方式间的过渡，而不必更换堆体结构。这主要是因为包覆颗粒可以适用于各种可裂变燃料及转化材料，其体积，大小、装置、碳铀比、铀钍比及非均匀性都可以在较大的范围内变化，在其他堆中是没有这样大的灵活性的。但是，由于高温气冷堆然料在芯部的准均匀分布，共振吸收一般都比较大，所以必须采用富集铀(3%以上)。燃料的循环方式，总括起来可分为二类:闭合燃料循环和不闭合燃料循环。前者对燃料作后处理再加工，后者则不进行。在不作后处理的情况下，尽量实现深燃耗，以保证卸出后乏燃料在现阶段已无任何的经济价值。也可以将高温气冷堆的燃料循环区分为用钍和不用钍做转化材料两类。

反应堆运行时，随着燃料的加深、裂变产物的积累，必须及时补给和更换燃料。不同的燃料管理方式对反应堆的物理特性具有重大影响。球床堆和棱柱型堆在燃料的更换及补给方式上有很大差别，从而堆芯的通量及功率分布也有很大不同。对于棱柱状高温气冷堆，多采用停堆换料方式，但会降低电厂的利用率。另外，不能经常停堆也就不能经常换料，这就意昧着必须具备较大的后备反应性，这就增大了控制榉或可燃毒物上的中子吸收损失。在这方面，运行换料能克服这些缺点。但要实现堆芯所有元件的运行换料是困难的，因为极难使每个元件都配有换料孔道。为此实现部分运行换料是一个好办法。所谓“补给-增殖”系统就是这样提出来的。在这一概念中，把堆芯分成两部分，一部分是仅有燃料没有转化材料的补给元件组成的补给区，占芯部体积的25%左右，另一部分是转化材料为主的增殖元件组成的增殖区，占芯部体积的75%左右。增殖区保持转化系数CR为1,采用停堆换料方式。因为CR=l，所以消耗的燃料自身得到了补给，它的换料可以设计得与整个动力厂的总维修同步。增殖区通常是次临界的，所以补给区是必要的。随着燃料的贫化，补给区必须不断换料，这就得采用运行换料方式。在这种系统中，补给元件和增殖元件是分开的，仅对增殖元件加工处理，从中提取新生的核燃料。

对于球床式高温气冷堆，采用多次通过的燃料循环时，一个燃料球要 通过堆芯几次才能达到制定的燃耗深度。达到了最终燃耗值的球由燃耗测量装置挑选出来，不再循环使用而以新球代替之。这样，堆芯内各种燃耗深度的球是混合的，所以燃耗分布是相当均匀的，这就是多次通过的概念。THTR 300就是采用这种多次通过的方式，每个球通过芯部平均为6次。与多次通过方式相对应，还有一次通过(OTTO)的管理方式。这就是将球的流动速度放慢，只通过堆芯一- 次就达到了最终燃耗值，因而上部只装人新球，底部卸出的球全部不再返回。这种概念省掉了燃耗测量装置。由于新的球集中在顶部，而燃耗深的、裂变产物浓度高的球集中在底部，中子通量从堆芯顶到底急剧下降，在堆芯上部出现一个高功率密度区。冷却剂氦气从顶部进人，其温度是芯部最低的，这正好保护了高功率密度区的燃料元件。在棱柱状高温气冷堆中，有时也采用“一次通过”的术语，但概念是不同的。因为柱状元件不能连续流动，它是将柱状元件堆中不作再循环的管理方式称为“一次通过”，而球床堆的“一次通过(OTTO)"是相对于多次通过来说的。对于HTR-PM，采用6次通过的倒料方式。在平均卸料燃耗80000MWd/tU下，每天投、卸燃料元件数为4908个。投料中，818个是新燃料元件，4090个是再循环燃料元件；卸料中，燃耗最深的818个燃料元件作为乏燃料卸出堆外，其余4090个燃料元件作为再循环燃料元件。1

本词条内容贡献者为:

王宁 - 副教授 - 西南大学