CN113012826B - 小型铅冷快堆堆芯 - Google Patents

Abstract

本申请实施例公开了一种小型铅冷快堆堆芯，该小型铅冷快堆堆芯包括：燃料组件、控制棒组件、安全棒组件、反射层组件；燃料组件中的燃料棒按正方形排列，燃料为铀钚混合氧化物；燃料组件包括三层燃料分区，外层燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比大于内层燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比；控制棒组件和安全棒的材料为碳化硼；反射层组件与燃料组件的宽度相同，反射层组件的材料为EP823不锈钢和铅铋合金按照预设体积比例组成；各组件的组件壁及包壳的材料为EP823不锈钢；冷却剂为铅铋合金。本发明在铅冷快堆堆芯小型化需求的同时保证其安全性、可持续性要求，满足设计准则。

Description

小型铅冷快堆堆芯

技术领域

本发明涉及铅基快堆小型化技术领域，尤其涉及一种小型铅冷快堆堆芯。

背景技术

铅冷快堆是指采用液态铅或铅铋合金冷却的快中子反应堆。作为第四代反应堆主要堆型之一，铅冷快堆能很好地满足第四代反应堆目标要求，可实现闭式燃料循环，提高核燃料的有效利用，优化核废物管理和处理流程，助力核电可持续发展。

目前偏远地区供电需要小型铅冷快堆，而针对小型铅冷快堆堆芯的研究不足，在铅冷快堆堆芯小型化的条件下同时满足安全性、可持续性要求存在困难。

发明内容

本申请实施例的目的是提供一种小型铅冷快堆堆芯，用以解决现有铅冷快堆堆芯小型化导致的无法满足安全性、可持续性要求的问题。

为解决上述技术问题，本申请实施例是这样实现的：

本申请实施例提供一种小型铅冷快堆堆芯，包括：燃料组件、控制棒组件、安全棒组件、反射层组件；所述燃料组件中的燃料棒按正方形排列，所述燃料组件的燃料为铀钚混合氧化物；所述燃料组件包括三层燃料分区，外层所述燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比大于内层所述燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比；所述控制棒组件和所述安全棒的材料为碳化硼；所述反射层组件与所述燃料组件的宽度相同，所述反射层组件的材料为EP823不锈钢和铅铋合金按照预设体积比例组成；各所述组件的组件壁及所述包壳的材料为EP823不锈钢；冷却剂为铅铋合金。

采用本申请实施例的小型铅冷快堆堆芯，符合铅冷快堆堆芯小型化需求的同时保证其安全性、可持续性要求，满足设计准则。

附图说明

为了更清楚地说明本申请实施例或现有技术中的技术方案，下面将对实施例或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图仅仅是本申请中记载的一些实施例，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动性的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1是根据本申请一实施例的燃料棒排列敏感性分析结果示意图；

图2是根据本申请一实施例的燃料棒直径对热工水力参数的影响示意图；

图3是根据本申请一实施例的栅径比对热工水力参数的影响示意图；

图4是根据本申请一实施例的最外层燃料棒到组件内壁距离对热工水力参数的影响示意图；

图5是根据本申请一实施例的堆芯布置示意图；

图6是根据本申请一实施例的燃料组件与控制棒组件的布置示意图；

图7是根据本申请一实施例的5年内堆芯未插控制棒时的有效增殖系数变化图；

图8是根据本申请一实施例的5年内控制棒插入的份额。

具体实施方式

为了使本技术领域的人员更好地理解本申请中的技术方案，下面将结合本申请实施例中的附图，对本申请实施例中的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例仅仅是本申请一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本申请中的实施例，本领域普通技术人员在没有作出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都应当属于本申请保护的范围。

本发明实施例提出一种小型铅冷快堆堆芯设计，并评估其物理和热工性能。具体包括：小型铅冷快堆堆芯设计的目标和相关准则；从棒束参数选取、组件设计和堆芯排布等方面出发，提出铅冷快堆堆芯设计方案；针对提出的堆芯设计，进行燃耗、控制系统、反应性系数评价、稳态物理和热工分析；对堆芯进行有保护和无保护条件下的超功率和失流事故分析。

本发明实施例针对能够用于偏远地区供电的小型铅冷快堆堆芯，目标热功率为280MW，满功率运行时间初步定为5年。为保证铅冷快堆符合更高的安全性、可持续性、经济性、实物保护和防扩散标准，堆芯方案设计遵循以下设计准则：

1)堆芯最大燃料燃耗低于100GWd/tHM，以保证燃料性能；

2)停堆裕量大于5000pcm；

3)堆芯空泡系数、燃料多普勒系数、堆芯径向膨胀系数和轴向膨胀系数等堆芯反应性系数均为负数，使反应堆具有负反馈特性；

4)为保证堆芯热工水力性能满足要求，组件最大功率因子低于1.5；

5)最大燃料温度、包壳温度均低于熔化温度；冷却剂温度大于熔点，小于沸点；冷却剂最高速度低于使包壳腐蚀的最大值。

本发明实施例提供了一种小型铅冷快堆堆芯，包括：燃料组件、控制棒组件、安全棒组件、反射层组件。

(1)上述燃料组件中的燃料棒按正方形排列，燃料组件的燃料为铀钚混合氧化物。

铀钚混合氧化物燃料MOX是目前使用最为广泛、制造技术最成熟的燃料，已经过在轻水堆中的长期应用，其耐高温高辐照的能力得到了充分证明，是快堆研究设计中首选的燃料，因此本实施例选用MOX作为燃料，其中铀钚同位素质量分数见表1，燃料所能达到的最高温度设为2300℃。

表1

早期铅冷快堆设计鼓励最小化燃料装载量，所以一般燃料棒采用三角形排列方式，这样的栅元结构燃料体积分数更大，使得反应堆结构更加紧凑，可以通过减少中子泄漏率实现节约燃料的作用；同时，早期铅冷快堆主回路采用强迫循环设计，较小的冷却剂体积分数能够有效降低泵的制造和维护难度。而之后为了提高铅冷快堆安全性，主回路倾向设计为自然循环。当栅元尺寸相同时，燃料棒采用正方形排列，水力直径更大，堆芯压降降低，更有利于以自然循环方式带走堆芯热量，降低发生事故时堆芯熔化的风险。因此本实施例采用正方形栅元排列方式，并且采用定位格架固定燃料棒。

(2)燃料组件包括三层燃料分区，外层燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比大于内层燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比。

本实施例采用三层燃料分区布置的堆芯，采用铀钚混合氧化物MOX做燃料，该燃料由二氧化铀和二氧化钚混合而成，为选取二者的适当比例，研究了原子数占比从13％至24％的二氧化钚的有效增殖系数在5年运行时间内的变化情况。

结果表明随着二氧化钚比例的升高，有效增殖系数变大，这是因为二氧化钚中含有239Pu，它在同位素中的占比为56.873％，二氧化钚比例的升高大大增多了燃料中的239Pu，使得裂变反应增强，有效增殖系数变大。同时，随着燃耗的加深，不同二氧化钚占比的燃料有效增殖系数变化情况不同，在占比小于14.3％时，有效增殖系数随着燃料的加深而升高，这是因为燃料中的238U转化为239Pu，相当于为燃料增加了易裂变材料，使得裂变反应持续时间更长；而在占比大于该值时，燃料中238U比例降低，转化的239Pu随之降低，导致有效增殖系数随着燃耗的加深而变小。另外，二氧化钚占比17％以上的燃料均能保持整个运行时间内的有效增殖系数大于1。

根据以上信息，为保证堆芯径向功率分布较为平坦，同时反应堆能够在5年的目标时间内满功率运行，选取二氧化钚原子数占比14％、18％和21％的MOX燃料做堆芯分区布置，三层燃料分区的二氧化钚原子数占比依次升高。

(3)控制棒组件和安全棒的材料为碳化硼；反射层组件与燃料组件的宽度相同，反射层组件的材料为EP823不锈钢和铅铋合金按照预设体积比例组成。

本实施例中控制棒和安全棒材料为碳化硼，其中B-10的富集度分别为20％和95％。控制棒用于日常反应堆的反应性调节，随着燃耗的加深和功率因子的变化逐渐从堆芯底部抽出；而安全棒起到紧急停堆的作用，日常停留在堆芯顶部，在发生紧急事故时落下，迅速降低反应堆功率。径向反射层组件与其他组件宽度一致，轴向上下反射层各35cm，由EP823和铅铋合金按照一定的体积比例组成，用于反射堆芯内泄漏的中子，并起到展平径向功率分布的作用。

(4)上述各组件的组件壁及包壳的材料为EP823不锈钢。

铅冷快堆设计中最常采用的两种包壳分别是美国T91不锈钢和俄罗斯的EP823不锈钢，针对以上两种不锈钢，实验研究结果显示：EP823中含硅量为1.3％，高于T91中的0.43％，可以有效抑制氧化层的增厚，增强包壳的抗氧化能力，降低氧化层脱落的风险。同时，正常工况下T91能够承受的最高温度是550℃，事故工况下最高温度为650℃，最高冷却剂流速为1m/s；而EP823在正常工况下能够承受的最高温度是650℃，事故情况下的最高温度是800℃，最高流速是2m/s。所以，本实施例选择抗氧化性能、最大温度和流速三方面均较为优越的EP823作为包壳材料和结构材料。

(5)堆芯中的冷却剂为铅铋合金。

裂变堆中常用的铅基冷却剂是液态铅或铅铋合金，相对于液态铅来说，铅铋合金最大的优势是熔点低，仅为124℃(铅的熔点为327℃)，这使得反应堆运行更为容易，在发生事故时冷却剂也能较长时间保持流动状态而不发生凝固，及时带走堆芯热量，这也是第一个铅冷快堆采用铅铋合金作为冷却剂的原因；同时，采用铅铋合金的反应堆已有多年安全运行经验，这也充分证明了铅铋合金冷却剂的可行性，所以本实施例采用铅铋合金作为冷却剂开展物理热工耦合性能研究。冷却剂进口温度选定为320℃，出口温度为480℃。

本发明实施例提供的小型铅冷快堆堆芯，符合铅冷快堆堆芯小型化需求的同时保证其安全性、可持续性要求，满足设计准则。

确定好燃料棒材料之后，首先应确定燃料棒直径的大致范围。燃料直径的选取与最大燃耗Bu、运行时间t_r以及燃料密度ρ_fuel有关：

q″′t_r＝Buρ_fuel (1-1)

同时，也与功率峰值因子f、进出口冷却剂温度等有关：

其中，分母R_f表示热量从燃料芯块、气隙和包壳传到冷却剂中所经历的径向热阻，可表示为：

以上式中，q″′为功率密度，单位W/m³；q′为线功率密度，单位W/m；h为换热系数，单位W/m²K；δ为厚度，单位mm。下标：fuel代表燃料；in代表堆芯进口；core代表堆芯；clad代表包壳；f代表冷却剂；gap代表气隙；pel代表芯块。

假设气隙厚度为0.1mm，包壳厚度为0.4mm，根据设计目标中给的各项参数，可以得到最大线功率为43.8kW/m，最大芯块直径为9.5mm，那么最大燃料棒直径为10.5mm。

以如表2所示组件参数为基础，开展组件内燃料棒数目、燃料棒直径、栅距等参数的敏感性分析，以选取满足热工设计准则的参数组合。

表2

关于组件设计，一个组件内燃料选择9×9、11×11、13×13和15×15四种方阵排列，利用子通道程序展开热工分析，主要关注燃料温度、包壳温度、冷却剂温度和速度四个参数，结果见图1所示的燃料棒排列敏感性分析结果示意图，图1a为不同方阵排列的燃料温度对比示意图，图1b为不同方阵排列的包壳温度对比示意图，图1c为不同方阵排列的冷却剂温度对比示意图，图1d为不同方阵排列的冷却剂速度对比示意图。

由于该敏感性分析热功率、组件数目和质量流量均相同，所以四种排列得到的最大冷却剂温度一致，均在铅铋合金的熔点和沸点之间。而随着燃料棒的增多，线功率密度随之下降，所以最大燃料温度和包壳温度均呈现下降趋势，均低于相对应的燃料温度限值2300℃和包壳温度限值650℃。又因为流动面积随着燃料棒数目的增多而增大，所以每个组件内的冷却剂质量流密度不同，导致冷却剂流动速度也不同，9×9排列组件最大冷却剂速度超出了2.0m/s的限值。本实施例选择等效直径较小的11×11排列进行燃料棒直径、栅径比和燃料棒到内壁距离的敏感性分析。

以燃料棒直径D＝10.5mm、栅径比P/D＝1.133、最外层燃料棒到外壁距离DW＝1mm为基础，开展三个参数的敏感性分析。首先，保持P/D和DW不变，选取9.5mm、10mm、10.5mm、11mm、11.5mm、12mm六个直径，分析燃料棒外径的变化对子通道参数的影响。

如图2所示的燃料棒直径对热工水力参数的影响示意图，图2a为不同燃料棒直径的燃料温度对比示意图，图2b为不同燃料棒直径的包壳温度对比示意图，图2c为不同燃料棒直径的冷却剂温度对比示意图，图2d为不同燃料棒直径的冷却剂速度对比示意图。

由于组件功率和进出口冷却剂温度不变，所以最大冷却剂温度不变。六个计算工况对应的栅径比不变，所以燃料与冷却剂体积份额也不变，冷却剂和包壳温度保持一致，冷却剂最高温度出现在边通道。由于燃料棒直径不同，燃料最高温度随着直径的增大而降低。同时，燃料棒直径的增加导致冷却剂流动面积增大，质量流密度降低，所以冷却剂流速也变小。特别在燃料棒直径较小时，冷却剂速度超出了限值。

然后，保持D和DW不变，选取1.15、1.2、1.25、1.3、1.35、1.4六个栅径比，分析栅径比的变化对子通道参数的影响。由图3所示的栅径比对热工水力参数的影响示意图，图3a为不同栅径比的燃料温度对比示意图，图3b为不同栅径比的包壳温度对比示意图，图3c为不同栅径比的冷却剂温度对比示意图，图3d为不同栅径比的冷却剂速度对比示意图。

在通道质量流量不变的情况下，栅径比的增加会导致冷却剂流动面积变大，而质量流密度随之降低，所以最大燃料和包壳温度均呈上升趋势。与前面情况不同的是，虽然栅径比的敏感性分析仍保持功率和进出口冷却剂温度不变，但是栅径比的增大会导致角通道的当量直径变小，在其小于边通道当量直径时，冷却剂最大温度通道从边通道转移到角通道，在该计算情况中，随着栅径比的增大，角通道冷却剂温度略有增加。同时，随着冷却剂流通面积的增加，质量流密度降低，导致冷却剂速度降低。

最后，保持D和P/D不变，选取1mm、2mm、3mm三个最外层燃料棒到组件内壁的距离，分析该值对子通道参数的影响。如图4所示的最外层燃料棒到组件内壁距离对热工水力参数的影响示意图，图4a为不同最外层燃料棒到组件内壁距离的燃料温度对比示意图，图4b为包壳温度对比示意图，图4c为冷却剂温度对比示意图，图4d为冷却剂速度对比示意图。

随着最外层燃料棒到组件内壁的距离的增大，边通道和角通道冷却剂流通面积变大，而由于组件内冷却剂质量流量不变，所以质量流密度降低，这就导致燃料温度、包壳温度和冷却剂温度升高，而冷却剂流速下降。

针对以上所涉及到的108(6组D×6组P/D×3组DW)组参数组合，结合各个组合所对应的子通道参数，从这108个组合里选出最高燃料温度、包壳温度、冷却剂温度和冷却剂速度均留有15％裕量，并且等效直径最小的组合，进行后续的中子物理研究。经计算，可以得出满足上述条件的组合：直径为10.5mm，栅距为12.6mm，栅径比为1.2，最外层燃料棒到组件壁距离为2mm。

本实施例提出三层燃料分区布置的堆芯，参见图5所示的堆芯布置示意图，自外而内分别为反射层组件(Reflector)、燃料分区3(Zone 3)、燃料分区2(Zone 2)、燃料分区1(Zone 1)，在上述燃料分区以O表示安全棒(Safety rod)、以X表示控制棒(Control rod)。

整个堆芯由165个组件组成，其中燃料组件、控制棒和安全棒组件共109个，反射层组件56个，每个组件边长均为14.05cm。燃料组件内燃料棒按11×11正方形排列，如图6所示的燃料组件与控制棒组件的布置示意图。其中，燃料芯块直径9.5mm，气隙和包壳分别为0.1和0.4mm，燃料棒外径为10.5mm，栅距为12.6mm，活性段高度为90cm。组件壁材料与包壳材料一致，均为EP823不锈钢。上述布置方式的详细信息汇总于表3。

表3

以下针对上述小型铅冷快堆堆芯进行堆芯物理热工耦合性能分析。堆芯物理分析主要关注径向功率分布、轴向功率分布、堆芯有效增殖系数随燃耗的变化、控制棒和安全棒价值、中子动力学参数和反应性系数。热工分析主要关注冷却剂温度、冷却剂密度、包壳温度和燃料温度是否高于限值。

(1)堆芯燃耗计算

堆芯设计满功率运行时间为5年，图7示出了5年内堆芯未插控制棒时的有效增殖系数变化图，从图中可以看出，随着运行时间的增加，堆芯燃耗不断加深，有效增殖系数从初始堆芯的1.042不断下降至第5年时的1。同时，图8示出了5年内控制棒插入的份额，新堆运行时控制棒插入份额为74％，到第5年堆芯寿期时，控制棒插入份额仅为2.2％，即控制棒离底部高度为123cm。可见，第5年时控制棒恰好提到堆芯上方，堆芯能够满足满功率运行5年的要求。同时，经简单计算可知，5年燃料平均燃耗约为68GWd/t，低于设计准则100GWd/t的要求。

(2)稳态结果

以四分之一堆芯为模型进行稳态核热耦合计算，计算结果表明堆芯寿期初、寿期中和寿期末三个时期径向功率最大的组件为同一个，最大值分别为1.238、1.266和1.297；同时，从组件颜色变化可以看出，随着燃耗加深，中心组件的易裂变核素逐渐积累，导致功率逐渐升高，而边缘组件功率相应降低。寿期初和寿期中轴向功率分布最大值在为活性段35至40cm节块处，分别为1.216和1.274，而随着控制棒的拔出，寿期末轴向功率最大值上升至40至45节块处，最大值为1.234。各峰值功率因子均低于设计目标中所要求得峰值因子1.5，满足设计要求。

堆芯寿期初、寿期中、寿期末最大热工参数如表4所示，随着功率因子的增大，冷却剂温度、速度、包壳温度和最大燃料温度均呈上升趋势。最大冷却剂温度出现在靠近角通道的边通道，最大冷却剂速度处于角通道，最大包壳温度处于35号棒，最大燃料温度处于36号棒。前三项参数轴向位置靠近出口，最大燃料温度处在活性段中心偏上位置。各项关键热工水力参数均低于限值，满足热工设计准则。

表4

(3)控制系统评价

铅冷快堆中仅能依靠控制系统来补偿燃料消耗、调节反应速率和实现快速停堆。控制系统由控制棒和安全棒组成，要求两个控制系统均具有单独停堆的能力，并且停堆深度大于5000pcm。由于控制棒需要调整在反应堆中的插入份额实现反应性的调节，所以要求控制棒的价值不能大于1$，以免在发生提棒事故时造成反应堆瞬发临界。另外，两个控制系统需要满足卡棒原则，即最大价值控制棒卡在堆外时，仍能靠各控制系统中的其余控制棒来实现停堆。

各控制棒价值如表5所示，最大价值安全棒为S1，价值为462.24pcm；最大价值控制棒为C1，价值为380.29pcm，低于1$(缓发中子份额为383pcm)。如表6所示的控制棒和安全棒评价结果，当S1和所有控制棒均在堆外时，其余安全棒全部插入堆芯，有效增殖系数为0.9939；当C1和所有安全棒均在堆外时，其余控制棒全部插入堆芯，有效增殖系数为0.9962。可见，最大价值控制棒卡在堆外时，两控制系统均能靠剩余调节棒实现停堆，满足卡棒原则。当所有控制棒全部提出时，堆芯剩余反应性为4012pcm；全部插入时，达到的停堆深度为5042pcm。同时，当另外一个控制系统停在堆外时，各控制系统插入堆芯均能使有效增殖系数降到1以下，能够实现停堆。从以上控制系统评价可以看出，控制棒设计满足目标要求。

表5

表6

(4)反应性系数

快中子反应堆中常用反应性系数有冷却剂空泡系数、多普勒燃料温度系数、轴向膨胀系数和径向膨胀系数。

冷却剂空泡系数是指堆芯在空泡状态下与正常状态下的反应性变化，当活性区发生空泡，即堆芯内冷却剂核子密度为零，堆芯中慢化和反射变弱，使得中子能谱变硬、泄漏增加，而能谱硬化所带来的正效应小于泄漏所带来的负效应，导致空泡系数为负。表7示出了反应性系数结果。

燃料温度系数是指单位燃料温度变化所引起的反应性变化。当燃料温度升高，共振峰展宽，可增殖核素俘获中能中子截面变大，有效共振吸收增加，逃脱共振几率降低，形成负温度反馈。

表7

在保证燃料总质量不变的情况下，轴向膨胀系数是通过计算活性区高度变化1％所得的反应性差值，径向膨胀系数是假设组件间距变化1％所得的反应性差值。在发生膨胀时，燃料由中子密度较高的区域移向低的区域，且这一过程伴随着堆芯外表面的增大，泄漏增加，这两个因素致使膨胀系数为负。径向膨胀较轴向膨胀表面积增大得多，其泄漏相应较大，所以径向膨胀系数远大于轴向膨胀系数。

综合以上四个反馈系数来看，堆芯具有负反馈效应，可为反应堆安全提供保障。

本实施例还模拟了正常满功率运行情况下，有保护和无保护条件下发生超功率事故、失流事故后堆芯各项参数变化。

结果表明，在发生超功率事故时各项参数的峰值均小于设计限值，在失流事故后各项热工水力参数均低于限值，反应堆处于安全状态。

本实施例提供280MW铅冷快堆堆芯设计，针对组件内燃料棒排布方式、燃料棒直径、栅径比、最外层燃料棒到组件内壁距离、二氧化钚占比等参数进行了敏感性分析，提出了三层燃料分区布置堆芯，并对其进行了细致的堆芯燃耗、控制系统、反应性系数、功率因子分布和热工参数评价，最后模拟堆芯在瞬态事故下的各项关键参数变化，结果表明该堆芯满足设计准则，具有良好的固有安全性。

本实施例从燃料棒材料/尺寸选取出发，对组件内燃料棒排布方式、栅元参数、二氧化钚占比等参数展开敏感性分析，最终选取14％、18％和21％二氧化钚开展堆芯分区布置，物理热工耦合性能分析结果显示：燃耗计算满足5年满功率运行目标，最大功率因子低于1.5，控制系统能够达到5000pcm停堆深度且能够分别停堆，热工参数满足热工设计准则，反应性系数均为负，具有负反馈特性。基于该堆芯，模拟有保护和无保护的超功率和失流事故，结果表明：各项参数均满足设计准则，并且由于堆芯具有负反馈特性，堆芯在有无保护的情况下均能够自动停堆，表明本研究所设计的堆芯安全性能良好。

本说明书中的各个实施例均采用递进的方式描述，各个实施例之间相同相似的部分互相参见即可，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处。

需要说明的是，术语“包括”、“包含”或者其任何其他变体意在涵盖非排他性的包含，从而使得包括一系列要素的过程、方法、商品或者设备不仅包括那些要素，而且还包括没有明确列出的其他要素，或者是还包括为这种过程、方法、商品或者设备所固有的要素。在没有更多限制的情况下，由语句“包括一个……”限定的要素，并不排除在包括所述要素的过程、方法、商品或者设备中还存在另外的相同要素。

以上所述仅为本申请的实施例而已，并不用于限制本申请。对于本领域技术人员来说，本申请可以有各种更改和变化。凡在本申请的精神和原理之内所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本申请的权利要求范围之内。

Claims (8)

1.一种小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，包括：燃料组件、控制棒组件、安全棒组件、反射层组件；

所述燃料组件中的燃料棒按正方形排列，所述燃料组件的燃料为铀钚混合氧化物；所述燃料组件包括三层燃料分区，外层所述燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比大于内层所述燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比；

所述控制棒组件和所述安全棒的材料为碳化硼；

所述反射层组件与所述燃料组件的宽度相同，所述反射层组件的材料为EP823不锈钢和铅铋合金按照预设体积比例组成；

各所述组件的组件壁及包壳的材料为EP823不锈钢；

冷却剂为铅铋合金；

三层所述燃料分区内燃料棒的二氧化钚原子数占比分别为14%、18%、21%。

2.根据权利要求1所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，所述燃料芯块的最大直径为9.5mm。

3.根据权利要求2所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，所述燃料棒的直径为10.5mm，最外层的所述燃料棒到所述组件壁的距离为2mm。

4.根据权利要求2或3所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，所述燃料棒的栅径比为1.2，栅距为12.6mm。

5.根据权利要求1-3任一项所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，所述燃料组件中的燃料棒按11×11正方形排列。

6.根据权利要求1-3任一项所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，所述燃料的最高温度为2300℃。

7.根据权利要求1-3任一项所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，还包括用于固定所述燃料棒的定位格架。

8.根据权利要求1-3任一项所述的小型铅冷快堆堆芯，其特征在于，所述冷却剂进口温度设置为320℃，出口温度设置为480℃。

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