2-82  #300反应堆51盒元件装载燃耗计算

杨  锐

#300反应堆是一座以²³⁵U为裂变材料的热中子研究堆。1980年开始高功率运行。1996年，因后备元件不足而改为非连续高功率运行。在51盒堆芯元件装载下（如图1所示），运行了6年。2003年#300反应堆将恢复高功率连续运行。为此，必须做好堆内元件燃耗的计算与分析，以确定换料方案。

燃耗是度量反应堆燃料元件中裂变材料的消耗程度。元件燃耗深度是反应堆换料时间和方式的一个依据；同时，也是防止元件破损、保证反应堆安全运行的一个重要手段。#300反应堆上燃料的燃耗为：首先计算出某时刻燃料的相对剩余值，然后求1与相对剩余值之差，该差值则为燃耗（为相对剩余值）。#300堆上元件燃耗一般限值在40%。

　　燃耗计算是根据#300反应堆累计释能、各元件盒位置相对中子注量率及归一点内中的绝对中子注量率数据，计算出51盒元件装载下各元件盒的燃耗。计算燃耗

式中，N₅为²³⁵U的核密度，cm^-3；N₅⁰为²³⁵U的初始核密度，cm^-3；N₈为²³⁸U的核密度，cm^-3；j_th为热中子平均注量率，n/(cm²×s×MW)；t为运行时间，s;`s 为²³⁵U的平均微观吸收截面，680.8×10²⁴cm²。

累计释能计算从1999~2002年。由于本堆在千瓦级功率下的运行时间短、元件燃耗很低，基本上可忽略。因此，只考虑了兆瓦级运行功率时的释能。另外，堆高功率运行2h以上的释能是按照堆实际功率计算而得的；而运行2h以下的根据堆名义功率计算。

#300反应堆51盒元件装载时的中子注量率分布测量是1996年换载后进行的。到目前为止，其间堆芯有过几次调整，但调整的范围较小、且靠近活性区边缘，对堆芯中子注量率分布影响不大。所以，本次释能计算时仍采用以前测量的中子注量率数据。根据归一点的绝对中子注量率，则得到各元件盒位置的绝对中子注量率。再根据铀水比0.84，将元件水隙中的热中子注量率转为元件内的热中子注量率。

计算结果表明：#300反应堆自1999年7月至2002年10月，堆芯51盒元件装载下，累计释能约23.7768MWD，共消耗²³⁵U为38.4734g，全堆平均燃耗0.6965，最大燃耗0.5934；最小燃耗0.9576；需换掉13盒乏元件。如表1所示，“*”为元件燃耗已接近40%。