劉興民，唐國靜，吳曉春

(中國原子能科學(xué)研究院 反應(yīng)堆工程研究設(shè)計所，北京 102413)

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CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

劉興民，唐國靜，吳曉春

(中國原子能科學(xué)研究院 反應(yīng)堆工程研究設(shè)計所，北京 102413)

U-Mo合金燃料具有鈾密度高、輻照穩(wěn)定性好和后處理簡單等優(yōu)點，是未來研究堆燃料的理想選擇。在保持中國先進研究堆(CARR)主體結(jié)構(gòu)不變的基礎(chǔ)上，使用合適的U-Mo合金燃料替換CARR現(xiàn)有燃料，進行堆芯方案初步研究。通過對中子注量率、循環(huán)長度等關(guān)鍵參數(shù)的對比分析，給出了較優(yōu)的堆芯物理設(shè)計方案。該堆芯物理方案具有更好的設(shè)計參數(shù)，并可節(jié)省大量的燃料經(jīng)費支出，提高了反應(yīng)堆運營的經(jīng)濟性。

高鈾密度；U-Mo合金燃料；中國先進研究堆；堆芯物理方案

較高的中子注量率和燃料低濃化是研究堆的發(fā)展趨勢，已建成的中國先進研究堆(CARR)采用了鈾密度為4.3 g/cm3的U3Si2-Al彌散體板狀燃料，最大熱中子注量率達1×1015cm-2·s-1，符合研究堆的發(fā)展趨勢。但U3Si2-Al這種燃料后處理難度大，且鈾質(zhì)量密度越高，加工難度越大，高燃耗下的耐輻照性能越差。CARR目前使用的燃料鈾密度相對較低，在獲得高中子注量率的前提下，換料周期短，產(chǎn)生的乏燃料多，經(jīng)濟性差。

本工作采用鈾密度更高的U-Mo合金燃料替換CARR目前現(xiàn)有燃料，在維持反應(yīng)堆主體結(jié)構(gòu)不變的基礎(chǔ)上，對CARR堆芯進行合理的優(yōu)化設(shè)計。

1 U-Mo合金燃料及應(yīng)用

U-Mo合金燃料具有鈾密度更高、γ相穩(wěn)定、輻照性能優(yōu)良和后處理簡單等優(yōu)點，從20世紀(jì)90年代中期起，美國、法國、俄羅斯、阿根廷、韓國、日本等國家相繼開展了U-Mo合金燃料的研究，現(xiàn)已成為“研究堆低濃計劃(RERTR)”開發(fā)低濃鈾燃料的熱點。使用U-Mo合金燃料也是研究堆的一個發(fā)展趨勢[1]。

為盡早實現(xiàn)U-Mo合金燃料的應(yīng)用，國外很多國家開展了先進研究試驗堆堆芯方案的初步研究。美國早期在RERTR計劃中對其高通量同位素堆(HFIR)進行過燃料更換的堆芯中子學(xué)可行性研究，當(dāng)時方案采用的U-Mo合金燃料鈾密度達9 g/cm3[2]。日本最近采用鈾密度為8 g/cm3(富集度為19.75%)的U-Mo合金燃料進行堆芯概念設(shè)計，組件形式與材料考驗堆(MTR)相同，采用輕水冷卻、重水反射的開放性池式堆型，設(shè)計核功率為60 MW。其設(shè)計的中空式堆芯方案可獲得較相同尺寸的非中空式堆芯高30%的熱中子注量率[3]。韓國計劃新建的KJRR研究堆采用高密度的U-Mo合金板狀燃料，開放性箱體池式堆型，鈹作反射材料，設(shè)計核功率約為20 MW，并計劃利用反應(yīng)堆開展裂變產(chǎn)99Mo的技術(shù)研究。國內(nèi)在U-Mo合金粉末制備方面進行了相關(guān)研究[1]，中國核動力研究設(shè)計院已制備出初級的改進型(U-Mo)-(Al-Si)彌散燃料小板，如圖1所示。

圖1 (U-Mo)-(Al-Si)彌散燃料小板Fig.1 (U-Mo)-(Al-Si) dispersion fuel plate

2 燃料成分的確定

2003年，美國及其他國家的研究者先后發(fā)現(xiàn)在高中子注量率和高燃耗下輻照的(U-Mo)-Al彌散燃料板發(fā)生了嚴(yán)重腫脹，研究分析表明，腫脹是由不穩(wěn)定的U-Mo/Al反應(yīng)層造成的，Al基體中含質(zhì)量分?jǐn)?shù)為2%或更高含量的Si的改進型彌散燃料板在中高燃耗下表現(xiàn)了良好的輻照性能，可有效解決U-Mo合金彌散燃料的“枕形”腫脹問題[4]。

依據(jù)國外研究成果，如圖2所示，U-Mo合金中Mo的質(zhì)量分?jǐn)?shù)為10%，裂變氣體腫脹率最低[5]；另外，綜合考慮到CARR的工程實際，最終選擇鈾密度為7.5 g/cm3的(U-10%Mo)-(Al-2%Si)彌散燃料，235U富集度為19.75%。

圖2 裂變氣體腫脹率隨Mo質(zhì)量分?jǐn)?shù)的變化Fig.2 Variation of fission gas swelling rate with Mo mass fraction

3 堆芯方案和設(shè)計參數(shù)

3.1 優(yōu)選堆芯方案

在CARR主體結(jié)構(gòu)不變的基礎(chǔ)上，用鈾密度更高的U-Mo合金燃料進行堆芯優(yōu)化，反應(yīng)堆初始剩余反應(yīng)性應(yīng)變化不大，以保證控制機構(gòu)與控制方式基本不變。在相同核功率下，為提高熱中子注量率，需減小堆芯臨界質(zhì)量和臨界體積。實際上，CARR堆芯結(jié)構(gòu)已相對緊湊，在不考慮減小燃料組件高度的情況下，去掉中心柵格的燃料組件可較好地滿足以上要求。

優(yōu)選方案堆芯布置如圖3所示，共包括16盒標(biāo)準(zhǔn)組件和4盒控制棒跟隨組件，組件外形尺寸與CARR相同，中心柵格暫用鋁塊填充。

3.2 中子注量率

熱中子注量率是研究堆設(shè)計的重要指標(biāo)。圖4為堆外重水反射層內(nèi)熱中子注量率徑向分布。計算值為反應(yīng)堆60 MW功率下軸向-40～40 cm高度內(nèi)平均熱中子注量率沿徑向的分布。從圖4可看出，三者均在距堆芯中心37 cm處形成峰值。優(yōu)選方案由于減少1盒組件，堆芯功率密度更高，熱中子注量率較相同燃料成分的21盒組件方案更高，而相較于CARR，也保持了相當(dāng)或稍高的熱中子注量率水平。

圖3 U-Mo合金燃料堆芯方案布置Fig.3 Layout of core scheme with U-Mo alloy fuel

圖4 堆外重水反射層內(nèi)熱中子注量率徑向分布Fig.4 Radial distribution of thermal neutron fluence rate in heavy water reflector

此外，去掉燃料組件的中心柵格可改造成輻照孔道，滿足一些需要較高快中子注量率的輻照研究，如材料輻照考驗、嬗變長壽命放射性核素研究等。中心柵格內(nèi)平均中子注量率列于表1。

表1 中心柵格內(nèi)平均中子注量率Table 1 Average neutron fluence rate in central lattice

3.3 堆芯燃料管理

堆內(nèi)燃料管理是反應(yīng)堆運營經(jīng)濟性控制的主要內(nèi)容，它包括計算燃料的燃耗、同位素的積累以及循環(huán)壽期等，確定較佳的換料周期和換料方案，以使反應(yīng)堆燃料成本達到最低。

U-Mo合金燃料堆芯優(yōu)選方案較CARR堆芯少1盒組件，但鈾密度更高，鈾裝載量更多，循環(huán)壽期更長。圖5為兩者初始堆芯keff隨運行時間的變化。另外，20盒U-Mo燃料組件的堆芯徑向功率分布更為均勻，有利于設(shè)計更佳的換料方案。目前平衡堆芯換料周期為45 d，每次換料組件數(shù)為8和12盒。堆芯燃料管理參數(shù)對比列于表2。

圖5 keff隨運行時間的變化Fig.5 Variation of keff with operation time

表2 堆芯燃料管理參數(shù)對比Table 2 Parameter comparison on fuel management of core

CARR目前平均一爐燃料可運行50滿功率天，采用U-Mo合金燃料的堆芯方案為90滿功率天。假設(shè)CARR一年運行150滿功率天，則需要3爐燃料，即63盒燃料組件，U-Mo合金燃料堆芯則僅需33盒燃料組件，每年可節(jié)省約30盒組件，這可在很大程度上減少燃料經(jīng)費支出，同時減小了乏燃料貯存壓力及后處理費用，使反應(yīng)堆運營的經(jīng)濟性得到提高。

3.4 總體設(shè)計參數(shù)

在滿足研究堆基本設(shè)計準(zhǔn)則的基礎(chǔ)上，經(jīng)優(yōu)化設(shè)計后的堆芯方案主要設(shè)計參數(shù)列于表3。

表3 反應(yīng)堆主要設(shè)計參數(shù)Table 3 Main design parameter of reactor

4 小結(jié)

本文采用燃料密度高、輻照穩(wěn)定性好的U-Mo合金燃料替換CARR現(xiàn)有燃料，進行堆芯方案初步研究，給出了優(yōu)選方案總體設(shè)計參數(shù)。初步分析表明，優(yōu)化設(shè)計方案具有更高的熱中子注量率指標(biāo)，中心孔道具有較高的快中子注量率，可拓展CARR的應(yīng)用空間。另外，反應(yīng)堆循環(huán)周期更長，產(chǎn)生的乏燃料數(shù)更少，使反應(yīng)堆運營的經(jīng)濟性得到很大程度地提高。下一步將耦合熱工水力分析，進一步完善堆芯設(shè)計。

[1] 尹昌耕，陳建剛，孫長龍，等. 中國核動力院U-Mo合金燃料研究現(xiàn)狀及進展[J]. 原子能科學(xué)技術(shù)，2009，43(增刊):389-393.

YIN Changgeng, CHEN Jiangang, SUN Chang-long, et al. Research status and progress of U-Mo alloy fuel in Nuclear Power Institute of China[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2009, 43(Suppl.): 389-393(in Chinese).

[2] SEMBIRING T M, KUNTORO I. Core conversion study from silicide to molybdenum fuel in the Indonesian 30 MW multipurpose reactor[C]∥9th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM). Budapest, Hungary: [s. n.], 2005.

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[4] WACHS D M. Progress in US LEU fuel development[C]∥9th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM). Hamburg, Germany: [s. n.], 2008.

[5] PRIMM R T. Assumptions and criteria for performing a feasibility study of the conversion of the high flux isotope reactor core to use low-enriched uranium fuel[R]. US: ORNL, 2005.

Core Physics Scheme Study of U-Mo Alloy Fuel Applied in CARR

LIU Xing-min, TANG Guo-jing, WU Xiao-chun

(ChinaInstituteofAtomicEnergy,P.O.Box275-33,Beijing102413,China)

The U-Mo alloy fuel has several advantages such as high U density, good irradiation stability and simple reprocessing, which is an ideal choice of future research reactor. No changing the main structure of China Advanced Research Reactor (CARR), the core physics scheme study was performed based on the fuel change from U3Si2-Al dispersion fuel to U-Mo alloy fuel. Through comparison and analysis of neutron fluence rate and operation cycle, the optimal core physics design scheme was given. There are better design parameters in the core scheme, which could decrease the cost of fuel and increase the economy of reactor operation.

high U density; U-Mo alloy fuel; China Advanced Research Reactor; core physics scheme

2014-02-20;

2014-04-21

劉興民(1976—)，男，遼寧大石橋人，研究員級高級工程師，博士，從事反應(yīng)堆工程設(shè)計研究

TL392

A

1000-6931(2015)06-1018-04

10.7538/yzk.2015.49.06.1018