石墨熔鹽堆的快中子注量率展平研究

李志峰++謝金森++曾文杰

摘 要：在石墨熔鹽堆中，快中子輻照將導致石墨的性能逐漸下降，當快中子積分注量達到3×1022 n/cm2時，需對石墨進行更換。本文針對450 MWth石墨熔鹽堆單區與三區堆芯設計的快中子注量進行比較研究。結果表明，采用三區堆芯方案可有效展平堆芯快中子注量率，三區堆芯設計的最大快中子注量率為4.2×1013 n/cm2·s，比單區堆芯低約33%，在75%負荷因子下，三區堆芯設計可滿足30年滿功率運行，而不需更換堆芯石墨。

關鍵詞：石墨熔鹽堆 三區堆芯設計 快中子注量率展平

中圖分類號：TL329 文獻標識碼：A 文章編號：1672-3791（2014）09（a）-0078-02

熔鹽堆（MSR）作為六種GIF候選堆型中唯一的液體燃料反應堆，采用熔融氟化鹽燃料，高溫與燃料流動等特性，使得MSR技術成為完全不同于其他固體燃料反應堆的一種全新核反應堆技術。MSR在經濟性、安全性、防核擴散能力和燃料循環方面具有獨特優勢，正逐漸引起世界各國的關注。

相比于無慢化劑的快中子熔鹽堆，石墨熔鹽堆所需的裂變材料臨界裝量少，易于臨界，同時可實現釷鈾增殖循環。由于快中子（>50keV）對石墨的輻照損傷作用，會使堆芯石墨的性能惡化，從而導致慢化劑材料失效，文獻[1]表明，熔鹽堆中石墨所能承受的最大快中子積分中子照射量為3×1022 n/cm2。因此，通常熔鹽堆堆芯石墨需要定期更換，以美國橡樹嶺實驗室（ORNL）的MSBR設計方案為例，每四年需要更換一次石墨，這將減小熔鹽堆的運行效率，同時也將產生大量帶放射性的石墨廢物。本文基于日本的FUJI熔鹽堆概念設計[2-4]，針對單區堆芯和三區堆芯設計方案的石墨熔鹽堆進行快中子注量率分布的比較研究。

1 石墨熔鹽堆柵格參數設計區間

本文所研究的石墨熔鹽堆堆芯柵格為六角形結構，柵格中心為圓形燃料通道其余部分為石墨慢化劑。柵格對邊距P為19 cm；燃料為LiF、BeF2、ThF4、233UF4（摩爾比為71.76∶16∶12∶0.24）組成的熔鹽。在柵格大小及燃料組分固定的前提下，改變燃料通道直徑即可改變慢化劑與燃料的核子比。采用連續能量蒙卡程序MCNP5計算了石墨-燃料熔鹽六角形柵格在不同燃料通道直徑下的無限增殖系數kinf，圖2給出了柵元無限增殖系數Kinf隨著石墨/233U核子數的變化曲線，對于熱中子反應堆，柵格設計需設計在欠慢化區域以保證反應堆的固有安全性，同時，石墨熔鹽堆通常采用石墨控制棒進行反應性補償與功率控制，通過在堆芯插入控制棒引入正反應性（與一般的反應堆不同），這也要求柵格設計在欠慢化區域。如圖1所示陰影區域。

2 單區與三區堆芯快中子注量率分布特性

堆芯采用準圓形布置，共847個六角形燃料柵元；反射層為石墨，厚度為60 cm；堆芯容器材料為哈氏C276合金。單區堆芯設計采用同一種燃料柵格，如圖3所示。其燃料孔道半徑為5.64456 cm。

在保證堆芯總功率輸出一定時，采用多區堆芯布置方案可有效展堆芯功率分布與快中子注量率分布，從而達到延長堆芯石墨壽命的目的。本文采取三區堆芯布置方案，堆芯柵元總數、柵元對邊距和徑向反射層厚度與一區堆芯方案相同。三區堆芯布置方案如圖4所示，各區的柵元數量與燃料流道直徑見表1。

圖5給出了堆芯功率為450MWth時，單區堆芯與三區堆芯的快中子注量率分布，從圖中可以看出，三區堆芯具備更為平坦的快中子注量率分布，快中子注量率的最大值為4.2×1013 n/cm2·s，相對于單區堆芯設計減少了約33%。若假設熔鹽堆的負荷因子為75%，則三區堆芯設計方案中石墨在30年內最大快中子積分注量為：2.98×1022 n/cm2，小于3×1022 n/cm2，在此期間無需更換堆芯石墨。

3 結論

采用MCNP5程序對單區與三區布置堆芯方案石墨熔鹽堆的快中子注量率分布進行了計算，結果表明，采用三區堆芯設計方案可有效地展平堆芯快中子注量率，在同等功率水平下，其最大快中子注量率比單區堆芯方案約低33%。若單區與三區堆芯的功率均為450MWth，在負荷因子為75%時，三區堆芯設計方案可滿足30年滿功率運行而不需更換堆芯石墨的要求。

參考文獻

[1] R. C. Robertson.Conceptual design study of a single-fluid molten-salt breeding reactor.ORNL-4541，Oak Ridge National Laboratory，1970.

[2] KoshiMitachi， Takahisa Yamamoto， Ritsuo Yoshioka.Self-sustaining Core Design for 200 MWe Molten-Salt Reactor with Thorium-Uranium Fuel：FUJI-U3-（0）. TU2007 （International Workshop on Thorium Utilization for Sustainable Development of Nuclear Energy），4-6 December 2007，Tsinghua University，Beijing， China

[3] Kazuo Furukawa，A road map for the realization of global-scale thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow[J]Energy Conversion and Management，2008，49：1831-1848.

[4] Y.Honma， Optimization of flux distribution in a molten-salt reactor with a 2-region core for plutonium burning[J].Progress in Nuclear Energy，50：257-261.endprint