周 明，沈 季，于悅海，張文杰

(深圳中廣核工程設(shè)計有限公司 上海分公司，上海 200241)

隨著世界核能的發(fā)展，鈾資源緊張的矛盾日益凸顯。合理開發(fā)利用釷資源，可有效補充鈾資源在核能中應用的不足[1]，因此，釷-鈾循環(huán)研究已受到核能界各機構(gòu)的廣泛關(guān)注[2-3]。國內(nèi)也針對壓水堆釷-鈾燃料循環(huán)開展了大量研究，其中涉及分立型釷-鈾燃料組件[4-5]及均勻混合型釷-鈾燃料組件[6]的研究。文獻[6]指出，僅用232Th代替燃料組件中的238U時，較多數(shù)量232Th的加入會顯著降低組件的反應性，顯著縮短循環(huán)壽期，降低232Th的轉(zhuǎn)化效率；大幅提高235U富集度后可獲得較為滿意的循環(huán)壽期，但大幅增加了經(jīng)濟成本，且依然無法獲取飽和的233U。因此，僅使用232Th代替燃料組件中的238U所形成的均勻混合型釷-鈾燃料組件是不可取的。

本文改進文獻[6]中燃料組件的設(shè)計，在使用232Th替代燃料組件中238U的同時，加入適量的233U核素，以形成一種新的均勻混合型釷-鈾燃料組件(下稱含釷燃料組件)。并參考嶺澳核電廠一號機組燃料管理方案，逐步將含釷燃料組件加入堆芯。

1 分析方法

使用美國西屋公司組件能譜計算程序PARAGON和堆芯擴散程序ANC作為釷-鈾循環(huán)分析計算的工具。PARAGON程序為兩維多群中子輸運程序，它利用碰撞概率法-柵元界面耦合來求解輸運方程，并采用ENDFB/Ⅵ為基礎(chǔ)的70群基本核數(shù)據(jù)庫。ANC程序是建立在三維節(jié)塊展開方法(NEM)基礎(chǔ)上的先進節(jié)塊程序，可用來預測各種工況下堆芯的反應性、功率分布和燃耗分布等，此外，它也進行堆芯的焓升計算、氙效應計算及多普勒反饋計算。

為評價PARAGON程序?qū)Q燃料組件的適用性，分別使用PARAGON和蒙特卡羅程序KENO對含釷燃料組件建模，并對計算結(jié)果進行對比。評價使用的燃料組件材料和尺寸參數(shù)與AFA2G組件相同，但裝載均勻混合型的釷-鈾燃料芯塊，且處于熱態(tài)零功率(HZP，291.4 ℃)狀態(tài)。燃料組件芯塊參數(shù)和計算結(jié)果列于表1。

由表1可見，PARAGON程序?qū)τ诤Q燃料組件的中子學計算基本適用。

2 含釷燃料組件特性分析

選擇235U、238U、233U和232Th質(zhì)量分數(shù)分別為3.7%、48.35%、0.96%和46.99%的含釷燃料組件進行分析。同時選擇富集度為3.7%的UO2燃料組件作為對比。

計算工況均為嶺澳核電廠一號機組滿功率工況，硼濃度取固定值600 ppm。無限增殖因數(shù)kinf、235U核密度、233U核密度和239Pu核密度隨燃耗的變化示于圖1。

由圖1a可知，含釷燃料組件的kinf在初始狀態(tài)小于UO2組件的，但隨燃耗的增加，逐漸大過UO2組件，且差異隨燃耗逐漸增大。這是由于232Th對中子的俘獲截面大于238U的，導致壽期初含釷燃料組件反應性小于UO2組件。但232Th俘獲中子后轉(zhuǎn)變?yōu)?33Th，233Th最終經(jīng)過2次β衰變轉(zhuǎn)變?yōu)橐琢炎兒怂?33U，經(jīng)一定時間后[7]，隨著組件中核素233U的逐漸積累，含釷燃料組件反應性得以反超UO2組件。

由圖1b可知，含釷燃料組件與UO2燃料組件在壽期初時的235U核密度相當，但在組件燃耗過程中，含釷燃料組件中衰變累積的233U核素逐漸起到裂變出力的作用，UO2燃料組件中的235U隨燃耗增加的消耗速度快過含釷燃料組件，因此含釷燃料組件在高燃耗之后仍有較多的235U剩余。

由圖1c可知，233U的核密度隨燃耗的增加先降后增，直至達到平衡。這是由于232Th俘獲中子再轉(zhuǎn)變?yōu)?33U需要一定時間，因此需經(jīng)一段時間的積累才可生成較多的233U。

表1 PARAGON與KENO計算結(jié)果對比

圖1 kinf、235U核密度、233U核密度和239Pu核密度隨燃耗的變化

由圖1d可知，含釷燃料組件中239Pu核密度顯著低于UO2燃料組件，這主要是由于UO2燃料組件中238U的含量高于含釷燃料組件，因此，238U俘獲中子轉(zhuǎn)化生成的239Pu也更多。

由圖1可知，相同235U富集度的含釷燃料組件相對于UO2燃料具有一些優(yōu)勢：1) 初期kinf稍小，有助于節(jié)省可燃毒物用量；2) 隨燃耗的增加kinf下降趨勢平緩，有助于獲得更高的燃耗；3) 可有效實現(xiàn)232Th向233U的轉(zhuǎn)化利用。因此從理論上可得出：在燃料管理中使用適當?shù)暮Q燃料組件有助于節(jié)約可燃毒物，達到更高燃耗，并提升燃料利用率。

3 換料模擬與計算分析

3.1 參考堆芯

選擇嶺澳核電廠一號機組作為參考堆芯，并使用PARAGON和ANC程序模擬嶺澳核電廠一號機組第1～5燃料循環(huán)(表2)。

表2 參考堆芯各批料組件數(shù)

3.2 釷-鈾混合堆芯模擬

在嶺澳核電廠一號機組燃料管理方案基礎(chǔ)上，從第2循環(huán)開始，使用含釷燃料組件替換新入堆的鈾燃料組件，并保持堆芯布料方案不變，完成第2～5循環(huán)的模擬。

在模擬過程中，含釷燃料組件保持AFA2G的結(jié)構(gòu)和材料參數(shù)不變，僅使用均勻混合型釷-鈾芯塊代替UO2芯塊。替換所使用的釷-鈾燃料組件芯塊參數(shù)列于表3。

表3 釷-鈾燃料組件芯塊參數(shù)

釷-鈾混合堆芯的部分計算結(jié)果列于表4。

表4 釷-鈾混合堆芯的部分計算結(jié)果

由表4可知，在第2～5循環(huán)的模擬計算中，釷-鈾混合堆芯的FDH、MTC等堆芯安全參數(shù)除第2循環(huán)壽期初ARO/NoXe/HZP工況MTC略正外，其余均在設(shè)計限值以內(nèi)。對于MTC略正的情況，可通過適量插入控制棒降低臨界可溶硼濃度來使MTC變負，且MTC為正的功率區(qū)間很小(計算表明在ARO/NoXe/10%RTP工況，第2循環(huán)的MTC已變負)，因此，MTC的計算結(jié)果是可接受的。

3.3 釷-鈾混合堆芯與參考堆芯的計算結(jié)果對比

1) 循環(huán)長度

釷-鈾混合堆芯與參考堆芯的各循環(huán)循環(huán)長度列于表5。

表5 各循環(huán)循環(huán)長度的對比

由表5可見：裝載48個含釷燃料組件的第2循環(huán)釷-鈾混合堆芯的循環(huán)長度相對于參考堆芯減少約11 EFPD，這主要是考慮到展平堆芯徑向功率分布的原因，第2循環(huán)新入堆的48個含釷燃料組件中235U含量略低(表3)。

隨后的第3～5循環(huán)提高了新入堆含釷燃料組件中235U的含量，使之接近參考堆芯使用的新燃料。通過表5中的數(shù)據(jù)可知，釷-鈾混合堆芯第3～5循環(huán)的循環(huán)長度分別超出參考堆芯25、61和53 EFPD。

2) 組件卸料燃耗

釷-鈾混合堆芯與參考堆芯循環(huán)末各批組件平均燃耗列于表6。由表6可知，含釷燃料組件的卸料燃耗顯著高于UO2燃料組件。第4批和第5批含釷燃料組件經(jīng)歷3個循環(huán)后的卸料燃耗分別超出參考堆芯同批次UO2燃料組件10.8%和16.7%。第6批(經(jīng)歷2個循環(huán))和第7批(經(jīng)歷1個循環(huán))含釷燃料組件的燃耗也超出參考堆芯同批次UO2燃料組件達17.0%和10.9%。

3) 循環(huán)末各批組件同位素含量

釷-鈾混合堆芯與參考堆芯循環(huán)末各批組件中的235U累積消耗量列于表7。

通過表6、7可知：含釷燃料組件在顯著獲得更高燃耗的同時，235U的消耗量也有所降低，第4批和第5批含釷燃料組件經(jīng)歷3個循環(huán)后235U的消耗量相對于參考堆芯同批次UO2燃料組件分別降低約15.8%和6.6%。

表7 循環(huán)末各批組件中的235U累積消耗量

另外，還計算了含釷燃料組件循環(huán)末各批組件中233U的含量(表8)。

表8 循環(huán)末各批組件中233U的含量

通過表8可看出，所有各批含釷燃料組件在經(jīng)2個或以上的燃料循環(huán)后，易裂變核素233U實現(xiàn)了有效增殖。第4批和第5批含釷燃料組件經(jīng)歷3個循環(huán)后233U的含量相對于初值含量分別增加了2.7%和6.2%。

4 小結(jié)

通過以上對含釷燃料組件的中子學分析，以及對釷-鈾混合堆芯的計算分析，表明在傳統(tǒng)壓水堆中使用均勻混合型含釷燃料組件是充分可行的，且顯著提高了燃料利用率。

1) 使用含釷燃料組件不需更改堆芯和燃料組件主參數(shù)，僅需重新設(shè)計燃料管理方案即可，易于實現(xiàn)；

2) 含釷燃料組件的加入有助于獲得更長的堆芯燃耗，并顯著降低了235U的消耗量；

3) 可實現(xiàn)233U的增殖，在燃料組件卸出堆芯后，通過對233U的回收處理，可回收到滿足下一循環(huán)新入堆含釷燃料組件使用的足量233U。

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