,,,,,,,

(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 610213)

日本福岛核事故之后，核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视。为了提高反应堆的安全性，提出耐事故的概念。除核燃料采用TRISO颗粒等耐事故形式外，包壳也需要采用耐事故包壳材料。耐事故包壳材料可以防止锆合金包壳燃料可能出现的“锆水”反应，同时在深燃耗或一些极限工况下能够承受更高的温度，保持燃料棒包壳结构完整性，阻止芯体内的裂变产物释放到包壳外的冷却剂中，在反应堆中起到更牢固的防线作用。

目前主流的耐事故包壳有SiC、FeCrAl以及锆合金SiC涂层包壳等，此外还有304SS、310SS以及APMT[1-3]等不锈钢材料也在研究之列。SiC包壳具有耐高温特性，同时与FCM燃料基体SiO2具有很好的相容性。FeCrAl不仅能够有效防止堆芯可能出现的“锆水”反应，而且中子经济性优于不锈钢材料。

本文主要分析几种常见的耐事故包壳材料相比传统压水堆中锆合金包壳的中子经济性，为耐事故包壳用于堆芯核设计做借鉴和指导。

1 分析程序与方法

本文计算程序采用HELIOS[4]，它是二维组件(栅格)中子/光子输运计算程序，使用包含200多种核素的190群核截面数据库，采用子群法共振计算模型和中子流耦合碰撞概率法(CCCP方法)输运计算模型，能够处理各种复杂几何结构的组件，其适用性广、计算精度高。

以传统压水堆组件锆合金包壳作为对照，分析将锆合金包壳替换为不同材料的其他包壳时组件的中子学特性，然后分析不同包壳厚度对组件中子学影响，以及采用与锆合金包壳厚度的其他包壳材料时，若要达到锆合金包壳相同的寿期，需要采用何种富集度，用以指导堆芯堆芯核设计。……