某天然鈾重水研究堆改造設(shè)計(jì)方案研究

喬雅馨，駱貝貝，李建龍，丁 麗，花 曉，王玉林

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

重水堆可使用天然鈾作燃料，由于鈾金屬裝載量大，歷史上很多重水堆具有生產(chǎn)武器級钚的能力［1］。隨著低濃鈾及多種新型燃料的研究與應(yīng)用，已建成或建設(shè)中的重水堆可進(jìn)行堆芯改造并使用稍加濃縮鈾燃料［2］，以限制反應(yīng)堆產(chǎn)生武器級钚，同時獲得更好的運(yùn)行安全性能與科學(xué)研究應(yīng)用能力。

本文針對某天然鈾重水研究堆的堆芯特征，采 用CITATION ＋WIMSD-4 程 序［3-4］、MCNP 程 序［5］進(jìn) 行 物 理 計(jì) 算，RELAP5／MOD3.2［6］程序進(jìn)行熱工計(jì)算，ORIGEN2［7］程序進(jìn)行钚產(chǎn)量計(jì)算，以期通過嚴(yán)密的分析優(yōu)化，提出合理可行的改造技術(shù)方案。

1 某天然鈾重水堆原設(shè)計(jì)方案

某天然鈾重水堆為殼管式堆型，設(shè)計(jì)熱功率40 MW，最大中子注量率9.2×1013cm-2·s-1，柵格布置為六角形，重水冷卻、慢化。其他主要參數(shù)列于表1。

表1 某天然鈾重水研究堆主要設(shè)計(jì)參數(shù)Table 1 Main design parameters for a natural uranium HWRR

堆芯裝載和燃料組件布置如圖1 所示。MCNP幾何模擬計(jì)算結(jié)果給出，對于初裝料凈堆芯，有效增殖因數(shù)keff為1.05。另外，表2列出了ORIGEN2計(jì)算該堆芯的钚產(chǎn)量及品質(zhì)。計(jì)算結(jié)果表明，對于239Pu 純度達(dá)93.8%以上的武器級钚，全年更換一爐燃料，每年可提取量約為10kg。

圖1 原設(shè)計(jì)的堆芯裝載和燃料組件布置示意圖Fig.1 Schematic diagram of original core configuration and fuel assembly layout

表2 某天然鈾重水研究堆239Pu產(chǎn)量及品質(zhì)（原設(shè)計(jì)）Table 2 Production and percentage of 239Pu in a natural uranium HWRR（original design）

2 改造技術(shù)方案及計(jì)算

2.1 改造方案選擇

某天然鈾重水堆改造有如下兩種選擇。

1）不更換反應(yīng)堆容器，燃料改為稍加濃縮鈾，減小可裝載燃料的堆芯柵格位置，將空出的燃料柵格封堵，或改造為垂直實(shí)驗(yàn)孔道或控制棒導(dǎo)管。該方案的優(yōu)點(diǎn)在于：（1）可減少武器級钚的產(chǎn)生量；（2）可盡量少地改變現(xiàn)有堆本體結(jié)構(gòu)和堆芯容器，并可充分利用已建造好的設(shè)施、設(shè)備和回路，改造工程量小。但改造后的反應(yīng)堆仍可通過減少運(yùn)行時間或部分裝載天然鈾燃料來生產(chǎn)武器級钚。

2）更換反應(yīng)堆容器，燃料改為稍加濃縮鈾，堆芯結(jié)構(gòu)改為緊湊六角形柵格，減小可裝載燃料的堆芯柵格位置及柵距，空出的柵格改造為垂直實(shí)驗(yàn)孔道或控制棒導(dǎo)管。該方案的優(yōu)點(diǎn)在于：（1）鈾金屬裝載量大幅減小，反應(yīng)堆已完全不具備钚生產(chǎn)堆的特性；（2）有利于反應(yīng)堆運(yùn)行控制并提高燃料的經(jīng)濟(jì)性。但對堆本體改造量較大，耗時與花費(fèi)亦大于方案1。

基于方案1，本文提出將燃料組件由150組天然鈾減為46 組稍加濃縮鈾（質(zhì)量分?jǐn)?shù)為3%）、活性區(qū)高度減為240cm 左右、每組元件棒數(shù)由18根減為12根、中間6根燃料棒改為鋁棒的改造技術(shù)方案，其余參數(shù)與原堆芯設(shè)計(jì)相同。該方案MCNP計(jì)算結(jié)果表明，若冷卻劑為重水，初裝料凈堆芯的keff為1.39，剩余反應(yīng)性過大，而堆芯內(nèi)層價值較大的控制棒價值平均小于3%Δk／k，對反應(yīng)堆控制而言比較困難。因此，設(shè)計(jì)需將冷卻劑由重水改為輕水，這時初裝料凈堆芯的keff為1.15，堆芯剩余反應(yīng)性較適當(dāng)。若慢化劑為輕水，反應(yīng)堆不能臨界。改為稍加濃縮鈾燃料輕水冷卻的反應(yīng)堆，綜合考慮燃料的熱工限制條件［8］和反應(yīng)堆輻照同位素生產(chǎn)、中子物理研究的應(yīng)用需求，可將熱功率設(shè)為20～30 MW。表3列出ORIGEN2計(jì)算該方案的钚產(chǎn)量及品質(zhì)，粗略估計(jì)，從稍加濃縮鈾燃料中提取武器級钚的產(chǎn)量約為1.6～1.7kg。理論上，利用鈾作燃料的反應(yīng)堆均會有钚產(chǎn)出，關(guān)鍵是要控制武器級钚的產(chǎn)量，因此，需選擇钚產(chǎn)生量更小的方案。故放棄方案1，選擇方案2。

表3 改造方案1的堆芯钚產(chǎn)量及品質(zhì)Table 3 Production and percentage of 239Pu in modified HWRR（proposal 1）

基于方案2，參考101 重水研究堆的設(shè)計(jì)［9］，本文提出將燃料組件改為70～72組稍加濃縮鈾（質(zhì)量分?jǐn)?shù)為3%）組件、活性區(qū)高度改為100cm 左右、每組元件棒數(shù)為12根、中心結(jié)構(gòu)為節(jié)流管的改造技術(shù)方案。在該方案中，對原堆芯的柵格距離和燃料結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)均做了改動，但保持了重水慢化特性，并可根據(jù)實(shí)際情況和需求采取重水冷卻或輕水冷卻，具體參數(shù)列于表4。

表4 改造方案2的主要設(shè)計(jì)參數(shù)Table 4 Main design parameters for modified proposal 2

2.2 物理參數(shù)計(jì)算

1）MCNP程序計(jì)算

改造方案2提出的堆芯裝載和燃料組件布置如圖2所示（如無特殊說明，后文給出的示意圖及計(jì)算結(jié)果均為重水冷卻模型的）。MCNP計(jì)算結(jié)果表明，若冷卻劑為重水，初裝料凈堆芯keff為1.244 3；若冷卻劑為輕水，初裝料凈堆芯keff為1.175 1。堆芯剩余反應(yīng)性適當(dāng)，有利于反應(yīng)堆的運(yùn)行安全控制。

圖2 改造設(shè)計(jì)的堆芯裝載和燃料組件布置示意圖Fig.2 Schematic diagram of modified core configuration and fuel assembly layout

考慮到燃料組件的熱工限制條件，參考俄羅斯的RBMK 燃料組件（235U富集度為2.6%）的限值：燃料棒平均線功率為205 W／cm，峰值線功率為425 W／cm，組件最大燃耗為30GW·d／tU［8］。根據(jù)物理計(jì)算結(jié)果，改造后，若反應(yīng)堆設(shè)計(jì)功率仍為40 MW，則凈堆芯燃料組件最大核功率為0.726 MW，軸向不均勻因子為1.14，燃料棒峰值線功率為689.9 W／cm，因此，需降低反應(yīng)堆設(shè)計(jì)功率。若以平均線功率205 W／cm 作為限制，反應(yīng)堆設(shè)計(jì)功率應(yīng)為13.5 MW；若以峰值線功率425 W／cm 作為限制，反應(yīng)堆設(shè)計(jì)功率應(yīng)為24.6 MW。

綜合考慮上述結(jié)果，改造方案設(shè)定反應(yīng)堆熱功率為15 MW，取核功率的96%，歸一化后的堆芯徑向三維中子注量率分布如圖3所示，熱通道軸向功率分布如圖4所示，在此功率水平下中央孔道最大熱中子注量率為1.87×1014cm-2·s-1，最大快中子注量率為3.61×1013cm-2·s-1（輕水冷卻模型計(jì)算時中央孔道最大熱中子注量率為1.73×1014cm-2·s-1，最大快中子注量率為3.37×1013cm-2·s-1），仍好于原設(shè)計(jì)值，故不會降低反應(yīng)堆輻照放射性同位素生產(chǎn)及中子物理研究的能力。

圖3 堆芯徑向三維中子注量率分布Fig.3 Radial 3Ddistribution of core neutron fluence rate

圖4 熱通道軸向功率分布Fig.4 Axial power distribution in hot channel

2）CITATION＋WIMSD-4程序計(jì)算

CITATION 與WIMSD-4 程序耦合廣泛用于壓水堆和各種研究堆的堆芯參數(shù)計(jì)算。本文由WIMSD-4采用27群進(jìn)行主輸運(yùn)計(jì)算，以考慮快群、共振能群及熱群的影響，最終將全堆芯歸并成4群，得到少群參數(shù)參與全堆芯擴(kuò)散計(jì)算，群結(jié)構(gòu)為：第4 群為0～0.625eV，第3群為0.625eV～5.53keV，第2群為5.53keV～0.821 MeV，第1群為0.821～10 MeV。

擴(kuò)散計(jì)算由CITATION 程序采用六角形-Z幾何模型實(shí)現(xiàn)，活性區(qū)分區(qū)為：第1區(qū)為中央孔道最近的第1環(huán)燃料組件，第2區(qū)為中央孔道向外第2環(huán)燃料組件，第3區(qū)為中央孔道向外第3環(huán)燃料組件，第4區(qū)為中央孔道向外第4環(huán)燃料組件。堆芯組件裝在重水箱內(nèi)，組件外為重水反射層。WIMSD-4程序進(jìn)行徑向反射層?xùn)旁?jì)算時，對重水進(jìn)行分區(qū)：7個中央實(shí)驗(yàn)孔道與重水等效均勻化后劃分為內(nèi)區(qū)重水，組件外重水慢化劑等效均勻化后劃分為中區(qū)重水，最外層的重水反射層分為兩區(qū)。擴(kuò)散計(jì)算和徑向反射層少群參數(shù)計(jì)算模型如圖5、6所示。

圖5 擴(kuò)散計(jì)算模型Fig.5 Model of diffusion calculation

圖6 徑向反射層少群參數(shù)計(jì)算模型Fig.6 Model of radial reflector few group parameter calculation

擴(kuò)散計(jì)算給出初裝料凈堆芯的keff為1.245 2，與MCNP 計(jì)算結(jié)果的相對偏差僅0.07%，兩者符合較好，這也肯定了MCNP 計(jì)算對于堆芯結(jié)構(gòu)及核功率等改造方案參數(shù)的確定。圖7為15 MWt功率運(yùn)行下CITATION ＋WIMSD-4和MCNP程序給出的中央孔道軸向熱中子注量率分布。

圖7 中央孔道軸向熱中子注量率分布Fig.7 Axial thermal neutron fluence rate distribution in central channel

2.3 熱工參數(shù)計(jì)算

利用RELAP5／MOD3.2熱工安全瞬態(tài)分析程序計(jì)算了燃料熱管通道的熱工參數(shù)?？紤]到改造首先應(yīng)充分利用堆內(nèi)已有的設(shè)備和回路，設(shè)計(jì)仍假定冷卻劑總流量為（796×2）t／h，假設(shè)所有組件冷卻劑平均分配，冷卻劑入口溫度為50 ℃。計(jì)算模型節(jié)塊劃分如圖8所示。

圖8 RELAP5節(jié)塊劃分Fig.8 RELAP5node dividing

采用Bowring公式［10］計(jì)算臨界熱流密度qc（W／m2）：

其中：

pr≤1時，有：

pr≥1時，有：

式中：p 為壓力，MPa；pr為相對壓力，即系統(tǒng)壓力與6.896 MPa之比；De、L 為流道尺寸，m；λ為汽化潛熱，J／kg；Δhi為流入流道的介質(zhì)進(jìn)口比焓，J／kg；G 為質(zhì)量流速，kg／（m2·s）。其適用范圍為：p＝0.2～19 MPa，De＝2～45mm，L＝0.15～3.7m，G＝136～18 600kg／（m2·s）。計(jì)算結(jié)果表明，以表4所列的改造設(shè)計(jì)裝載，冷卻劑出口溫度為62.04℃，燃料芯體最高溫度為783.05℃，包殼最高溫度為126.64℃，MDNBR 為1.92，滿足熱工安全要求。

2.4 钚產(chǎn)量計(jì)算

采用ORIGEN2 程序計(jì)算由輕水冷卻或重水冷卻堆芯的钚產(chǎn)量及品質(zhì)，計(jì)算結(jié)果列于表5?？煽闯觯瑥母脑旌蟮纳约訚饪s鈾燃料中提取武器級钚，產(chǎn)量約為0.2～0.3kg，且若要提取武器級钚，燃料需較小的燃耗，這種選擇一方面代價非常高，同時也易于有關(guān)機(jī)構(gòu)監(jiān)管。另外，雖純度低的239Pu也可用于核武器，但實(shí)際應(yīng)用中問題很多，暫時不必考慮其可行性。

理論上235U 富集度越高，反應(yīng)堆運(yùn)行中產(chǎn)生的239Pu越少，但高富集度（如19%）的低濃鈾產(chǎn)生的239Pu在運(yùn)行滿1a時仍可達(dá)到武器級水平，相較而言，小于5%富集度的低濃鈾239Pu產(chǎn)量低、品質(zhì)差，這也是本方案選擇235U 富集度為3%的稍加濃縮鈾燃料的原因之一。

表5 改造方案2堆芯钚產(chǎn)量及品質(zhì)Table 5 Production and percentage of 239Pu in modified HWRR（proposal 2）

3 小結(jié)

經(jīng)反復(fù)計(jì)算、分析、優(yōu)化，最終確定某天然鈾重水研究堆的改造設(shè)計(jì)方案如下：

1）反應(yīng)堆設(shè)計(jì)熱功率15 MW；

2）堆芯裝載改為柵距9.9cm 的緊湊六角形柵格，堆芯容器直徑減為230cm 左右；

3）將燃料由天然鈾改為235U 富集度為3%的稍加濃縮鈾燃料；

4）堆內(nèi)燃料組件由150 組減為70～72組，活性區(qū)長度約100cm，每組燃料組件的元件棒數(shù)由18改為12；

5）保持反應(yīng)堆重水慢化特性，冷卻劑可根據(jù)實(shí)際情況與技術(shù)水平改為輕水冷卻或保持重水冷卻；

6）將堆內(nèi)空出的燃料柵格孔部分封堵或改為控制棒導(dǎo)向管和垂直實(shí)驗(yàn)孔道，用于安裝2根安全棒、12根調(diào)節(jié)／補(bǔ)償棒，中心7根垂直孔道、燃料區(qū)2～4根垂直孔道以及反射層數(shù)根垂直孔道用于同位素輻照生產(chǎn)、中子活化分析、燃料材料考驗(yàn)等科研、生產(chǎn)任務(wù)。

根據(jù)物理、熱工計(jì)算結(jié)果，改造后的重水研究堆民用放射性同位素輻照生產(chǎn)能力有所提高，獲得了更好的運(yùn)行安全性能與科學(xué)研究應(yīng)用能力，同時喪失了钚生產(chǎn)堆的特性，達(dá)到了改造目標(biāo)。

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