概念

在这类反应堆中，核燃料芯块密封在包壳中，冷却剂在包壳外流动，不与芯块直接接触。这类反应堆的化学问题主要是冷却剂的化学稳定性和辐射化学稳定性以及它对包壳材料、结构材料和慢化剂的化学作用。裂变产物和腐蚀产物的化学行为与安全有关，也是重点研究的课题。

非均匀反应堆系统的温度稳定性

图1：四个温度系数反馈回路系统方块图

当没有控制系统时 , 反应堆的不稳定性按过渡过程的时间常数大小可以分为三类：氙中毒的不稳定性(104- 105秒)；温度不稳定性 ( 30-3000秒)；空泡形成的不稳定性 (1-10秒 )。考虑温度的不稳定性时，由于氙的时间常数比温度的时间常数大得多，可以不考虑氙中毒引起的反应性的变化；同时由于空泡的时间常数比温度时间常数小得多，可以认为它是准静止的。因此，在进行温度不稳定性分析时，可以不考虑氙中毒和空泡对反应性的影响。

众所周知，早在1954年W.K.Ergen和A.M.Weinberg就研究了均匀堆的稳定性问题，考虑了反应性温度系数的非线性效应。但是他们在研究中都作了一些简化的假设。波波夫（V.M.Popov)比他们更普遍地考虑了温度和反应性之间的非线性关系，并考虑了六组缓发中子用A.M.Lyapunov第二法给出反应堆内部（温度）稳定性的条件，但他给出的条件对于反应堆设计实际意义不大。在上述研究中，大多数只考虑铀和减速剂两种反应性温度系数对功率的影响。应综合考虑铀、覆盖层、冷却剂、减速剂四种反应性温度系数对功率的影响。

将非均匀堆分成燃料元件、覆盖层、冷却剂和减速剂四个区域。可以近似地考虑把结构材料和减速剂合在一起。当功率改变时，反应堆的温度发生变化，而温度变化反过来又使反应性变化，从而又使功率变化。因此，温度对反应性的影响是一种反馈作用。具体如图1：四个温度系数反馈回路系统方块图所示。

可以把反应堆的输出用功率水平来表示。当功率水平增加时引起铀发热，因为燃料原件温度升高。然后其把热量传给覆盖层，短时间后覆盖层温度升高，再把热量传给冷却剂，再传给减速剂。这里可不考虑铀直接加热减速剂的热量，因为这部分热量是比较小的，对石墨反应堆而言大约是5%。当燃料原件、覆盖层、冷却剂和减速剂的温度变化时，它们的反应性就有变化。这些反应性变化的总和，定义为反应堆的总温度系数。当温度变化时，各个区域的物理量发生变化。一般来说，主要是截面变化和发生热膨胀现象。燃料温度变化引起铀、铀合金或其氧化物（UO2）的中子吸收截面变化（多普勒效应），热膨胀则可略去不计。覆盖层、冷却剂和减速剂的温度变化也引起吸收截面的变化和热膨胀现象，从而引起快中子和热中子的泄露。如果反应堆尺寸小，则泄露较多，因而反射层的温度变化可能使中子泄露发生变化，影响反应性。如果反应堆尺寸大，则泄露效应可以略去不计。

非均匀反应堆释热燃料棒传热数值研究

图2：圆柱体和六棱柱燃料棒几何形状及网格分布

反应堆堆芯按照燃料和慢化剂的分布形式，可分为均匀和非均匀两大类。在均匀堆中，燃料和慢化剂均匀混合在一起。在非均匀堆中，把燃料集中制成块状，按一定的几何形式放置在慢化剂中，构成所谓栅格结构的堆芯。常见的栅格结构有：正方形栅格、六角形栅格以及平板栅格。为简化计算，通常把实际的正方形或六角形栅元等效成圆柱栅元。

以先进型压水堆AC-600为原型，在非结构化网格中采用有限容积法对燃料元件(单根燃料棒)的热环境进行数值模拟。燃料棒依照栅格单元形状选取圆柱体及六棱柱两种几何模型。几何尺寸圆柱体为L：30mm，R：5mm，六棱柱。此时六棱柱燃料棒的当量直径与圆柱体燃料棒的直径相同。由于圆柱体堆及六棱柱堆的几何尺寸、堆内热中子分布和物理边界具有周向对称性，故可选取一半的模型进行研究，几何模型及网格分布如图2：圆柱体和六棱柱燃料棒几何形状及网格分布所示。

在非结构化网格中，采用有限容积的方法，数值计算核反应堆内单根燃料棒的传热状况。选取圆柱体及边长为六棱柱两种几何模型，此时六棱柱当量直径同圆柱体燃料棒相同。比较计算结果得出，在释热率分布相同的情况下，几何模型的选取不会对燃料棒内部温度场分布形式产生影响，但是会改变其温度最高值，由于数值计算所得最高温度将会影响研究人员对核燃料棒安全性的判定，因此在这里选取当量直径相同的情况比较合适。