胡文超 ，靖劍平，趙傳奇，劉 健，王 闖 ，張春明

(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京 100082)

核電站一方面給人類提供能源，另一方面核電站卸載的乏燃料會(huì)產(chǎn)生大量的放射性，這也是目前制約核電安全發(fā)展的重要因素之一，乏燃料中包含大量的高放射性核素，如次錒系核素(Minor Actinides，簡稱MA，如237Np、241Am、243Am、244Cm、245Cm等)和長壽命裂變產(chǎn)物(Long-lived Fission Products,簡稱LLFP，如99Tc和129I)，這些核素放射性強(qiáng)，半衰期長，對(duì)生態(tài)環(huán)境構(gòu)成長期的潛在威脅[1]。目前國際上認(rèn)為分離-嬗變技術(shù)(P&T)可以有效解決乏燃料高放射性，分離-嬗變技術(shù)首先將核電站未消耗的235U和生成的易裂變核素(239Pu等)進(jìn)行分離；然后再將從乏燃料中分離的長壽命、高放射性的次錒系核素和裂變產(chǎn)物放入反應(yīng)堆堆芯中進(jìn)行中子輻照，使其吸收中子轉(zhuǎn)變?yōu)榉€(wěn)定、短壽命、放射性小的核素或者具有特殊價(jià)值的核素[2]。

其中237Np在乏燃料中的含量約為總錒系核素的50%，因此，研究如何減少237Np核素對(duì)減少乏燃料中的高放射性有重要影響，同時(shí)，由于237Np是制備核燃料電池主要元素238Pu的基礎(chǔ)元素，在壓水堆中嬗變237Np的過程中，會(huì)產(chǎn)生制造核燃料電池所需的238Pu核素，同時(shí)也會(huì)減小長壽命高放射性MA的含量。因此本文對(duì)237Np的特性進(jìn)行了研究，

目前嬗變的堆型主要有熱中子堆、快中子堆、加速器驅(qū)動(dòng)次臨界系統(tǒng)(Accelerator Driven Sub-critical System,簡稱ADS)反應(yīng)堆。ADS堆中子能譜很硬，中子能量可達(dá)到500Kev，嬗變次錒系核素的能力非常好，但是，由于其仍處在理論研究階段，真正投入使用仍需很長道路；對(duì)于快中子堆，研究結(jié)論是快堆的MA嬗變率高于熱中子堆，這是由于快中子堆的中子通量密度約為熱中子堆的10倍[3-6]。而對(duì)于熱中子堆，該堆型是目前已經(jīng)完全成熟商業(yè)化的反應(yīng)堆，其中壓水堆是最主要的堆型，而AP1000作為第三代壓水堆系統(tǒng)，將是以后核電站的主要運(yùn)行堆型，因此本文在考慮現(xiàn)實(shí)可行的情況下，對(duì)AP1000嬗變237Np作研究，并對(duì)該研究關(guān)注的核素238Pu也進(jìn)行了分析[7]。

1 MCNP和堆芯結(jié)構(gòu)

MCNP[8]程序是用蒙特卡洛方法模擬解決中子和光子輸運(yùn)問題。該方法是一種隨機(jī)抽樣方法，它通過對(duì)大量的試驗(yàn)數(shù)據(jù)進(jìn)行統(tǒng)計(jì)，將數(shù)據(jù)的相應(yīng)特征值作為本研究所需數(shù)據(jù)，隨著計(jì)算機(jī)的持續(xù)發(fā)展，蒙特卡洛方法已應(yīng)用于許多方面，尤其是在核物理等諸多方面都發(fā)揮著不可替代的作用。

AP1000[9]堆芯由157個(gè)幾何形狀完全相同的燃料組件組成，組件中的燃料棒按照17×17方陣構(gòu)成燃料組件。AP1000堆芯首循環(huán)中，為了堆芯運(yùn)行安全及展平功率，根據(jù)燃料不同的富集度，將整個(gè)堆芯分為三個(gè)區(qū)域，如圖1所示，燃料富集度為2.35%屬于區(qū)域1，富集度為3.40%屬于區(qū)域2，最外圍區(qū)域富集度最高，為4.45%，共有53個(gè)燃料組件。1區(qū)和2區(qū)分別含有52個(gè)燃料組，區(qū)域1和區(qū)域2交替布置[10-12]。堆芯主要參數(shù)見表1，通過調(diào)節(jié)反射層參數(shù)和可燃毒物棒數(shù)量使堆芯達(dá)到臨界。

在AP1000首循環(huán)中，反應(yīng)堆在裝載燃料后有非常大的過剩反應(yīng)性，于是在堆芯中布置了可燃毒物組件，AP1000堆芯可燃毒物組件分為兩種，一種是帶有12根可燃毒物棒的組件，一種是帶有24根可燃毒物的組件，兩種不同可燃毒物組件的可燃毒物棒分布如圖2所示[13,14]。

圖1 AP1000首循環(huán)堆芯示意圖Fig 1 The first cycle of AP1000 core

參數(shù)設(shè)計(jì)值堆芯功率(MW)3040燃料組件數(shù)157235U富集度(%)4 45，3 40，2 35硼濃度(ppm)1000包殼外徑(mm)9 5包殼厚度(mm)0 57棒距(mm)12UO2密度(g·cm3)10 4導(dǎo)向管材料ZIRLOTM

圖2 兩種可燃毒物組件中棒束分布示意圖Fig.2 Schematic diagram of distribution of rods in two kinds of burnable poison assemblies

2 237Np核素添加方式

2.1 二氧化镎嬗變棒的設(shè)計(jì)

由于Np具有很強(qiáng)的中子吸收能力，在熱中子區(qū)其微觀吸收截面可達(dá)169b，若以純二氧化镎嬗變棒的方式引入反應(yīng)堆堆芯，這必將影響堆芯的中子通量分布，對(duì)周圍燃料棒產(chǎn)生較大影響，為了減少或者避免這種影響，本文選取燃料芯塊外部添加二氧化镎(NpO2)涂層的形式引入嬗變材料，如圖3所示[11]。

圖3 二氧化镎嬗變棒Fig.3 Neptunium dioxide transmutation rod

二氧化镎薄層的厚度是影響嬗變效率的一個(gè)重要因素。由于堆芯中存在空間自評(píng)效應(yīng)，如果二氧化镎薄層的厚度較薄，237Np的添加量會(huì)很少；如果二氧化镎的添加量過大，薄層厚度過厚，導(dǎo)致內(nèi)部的區(qū)域不能與中子反應(yīng)，造成浪費(fèi)，達(dá)不到一定的嬗變率。

通過計(jì)算二氧化镎的平均自由程為2.38 mm，因此，堆芯中引入二氧化镎薄層的厚度只有小于其平均自由程才能很好的進(jìn)行研究。于是，本文選取了薄層厚度為0.1 mm的情況進(jìn)行研究，嬗變棒的具體尺寸見表2。

表2 二氧化镎涂層尺寸Table 2 The size of neptunium dioxide coating

二氧化镎涂層的厚度和半徑確定下來，接下來要算出每根燃料棒上二氧化镎的質(zhì)量。涂層的內(nèi)徑和外徑分別為0.3995 cm和0.4095 cm，則計(jì)算得每根燃料棒中二氧化镎涂層的質(zhì)量為120.288g。

2.2 237Np在堆芯中的添加方式

上節(jié)討論了二氧化镎嬗變棒的設(shè)計(jì)，下面考慮這種嬗變棒在AP1000堆芯中的布置。對(duì)于反應(yīng)堆堆芯，內(nèi)部的燃料組件中子通量較高，有利于燃料棒中二氧化镎的嬗變。本文設(shè)計(jì)出3種嬗變棒添加方式，分別在區(qū)域1、2和3中的燃料棒中添加二氧化镎，其中區(qū)域1、2、3分別代表首循環(huán)堆芯燃料富集度為2.35%、3.40%、4.45%的區(qū)域。

該研究利用MCNP程序?qū)θN方案進(jìn)行計(jì)算得到keff，由于AP1000堆芯的整體結(jié)構(gòu)已經(jīng)非常成熟，因此在堆芯中添加二氧化镎進(jìn)行嬗變研究時(shí)，盡量保持堆芯的結(jié)構(gòu)和keff變化。通過對(duì)比發(fā)現(xiàn)，三種布置方案中二氧化镎的添加量都非常大，約為1650 kg左右，而第三種方案的keff最接近臨界值，也就說明該方案對(duì)AP1000的堆芯影響最小，具體內(nèi)容見表3。反應(yīng)堆需要在臨界狀態(tài)下運(yùn)行，因此，通過提高燃料富集度的方法使堆芯回復(fù)臨界，通過MCNP程序進(jìn)行計(jì)算，得到在燃料富集度由4.45%調(diào)整為4.55%后，堆芯重新達(dá)到臨界。

經(jīng)過計(jì)算AP1000中堆芯燃料總質(zhì)量約為96.7噸，這種方案中二氧化镎的質(zhì)量占燃料總質(zhì)量的1.67%。二氧化鈾所占比重超過1%，于是在此基礎(chǔ)上對(duì)原方案進(jìn)行了改進(jìn)，為了便于燃耗軟件計(jì)算，本研究將區(qū)域3中所有燃料棒和嬗變棒交叉布置，通過計(jì)算得知，堆芯keff變化非常小，二氧化镎質(zhì)量為826 kg，約占堆芯燃料總質(zhì)量的0.854%。

表3 每種方案對(duì)堆芯影響Table 3 Impact on core with each scheme

3 嬗變率結(jié)果分析

SCALE[15]程序是由美國橡樹嶺國家實(shí)驗(yàn)室開發(fā)的一個(gè)包含反應(yīng)堆物理計(jì)算和輻射屏蔽等多個(gè)模塊的程序系統(tǒng)。本文利用該程序的ORIGEN-S模塊進(jìn)行燃耗計(jì)算，ORIGEN-S模塊能夠計(jì)算材料在堆芯經(jīng)過中子輻照后的組成成分和裂變產(chǎn)物。本文主要對(duì)AP1000中的237Np和238Pu進(jìn)行分析計(jì)算。

隨后計(jì)算了堆芯無二氧化镎添加的情況，計(jì)算結(jié)果見表4；堆芯有二氧化镎添加的情況，計(jì)算結(jié)果見表5。

表4 AP1000經(jīng)過500天的運(yùn)行后堆芯的主要核素Table 4 Main nuclides in the core of AP1000 after 500 days irradiation

表5 堆芯添加NpO2后經(jīng)過500天的運(yùn)行后堆芯的主要核素量Table 5 Main nuclides after adding NpO2 in core with 500 days irradiation

通過表4和表5的對(duì)比發(fā)現(xiàn)，在沒有237Np添加的情況下，經(jīng)過500天的中子輻照，堆芯中238Pu生成量為14 g，產(chǎn)生量非常少，而堆芯中添加次錒系核素237Np后，在堆芯中經(jīng)過500天的中子輻照后，堆芯中238Pu的生成量為3540 g，相比無237Np添加的堆芯，238Pu的生產(chǎn)量提高約253倍。238Pu生成量的大大提升，可為我國核燃料電池提供大量核素。因此，通過數(shù)據(jù)對(duì)比分析，可以明確，利用壓水堆嬗變237Np制備238Pu的方法具有一定創(chuàng)新性，且適用于工程。

4 結(jié)論

本文以AP1000為參考堆型，研究了在壓水堆中添加長壽命裂變產(chǎn)物237Np進(jìn)行嬗變的可行性，減少我國核電廠卸載的乏燃料中237Np的產(chǎn)量，同時(shí)創(chuàng)新性的提出利用長壽命的次錒系核素237Np在熱中子區(qū)具有比較高的俘獲截面的特點(diǎn)制備238Pu。首先利用MCNP程序研究了堆芯中如何布置二氧化镎，已達(dá)到對(duì)堆芯的整體結(jié)構(gòu)和運(yùn)行參數(shù)的影響最小化。然后根據(jù)最優(yōu)的設(shè)計(jì)方案，利用燃耗軟件SCLALE 計(jì)算了堆芯中添加二氧化镎并在堆芯中輻照500天后，經(jīng)冷卻得到的堆芯238Pu的產(chǎn)生量。通過對(duì)比發(fā)現(xiàn)，利用237Np制備238Pu的方法非常具有創(chuàng)新性，并且能夠得到很高的產(chǎn)量，能夠滿足我國工程需要，為我國制備238Pu提供了方向。另一方面，由于該研究尚處于理論階段，對(duì)工程問題的關(guān)注較少，如何將理論研究與工程問題相結(jié)合也是今后研究的重點(diǎn)。

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