熱室乏燃料貯存臨界安全分析

邵靜

摘 要：遵照我國相關法規和標準，根據熱室乏燃料存儲方案及相關核材料信息，利用MCNP程序，使用基于ENDF/B-VI的核截面數據庫（精確的點截面數據），對120個相似的臨界基準例題進行驗算，對熱室乏燃料存儲核臨界安全問題進行計算分析。通過以上臨界計算，得出熱室貯存壓水堆乏燃料在三種不同的排放情況下都能夠保證核臨界安全，為最終確定熱室存儲核燃料方案提供依據。

關鍵詞：MCNP 熱室 臨界安全分析 乏燃料

中圖分類號：TL24 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）12（c）-0143-03

The Critical Safety Analysis of Hot Cave

Shao Jing

（China Institute of Atomic Energy，Beijng，102413，China）

Abstract：The purpose of this report is to document the validation of criticality safety methodology to be used in the criticality of spent fuel storage in hot cave. The validation is performed using MCNP code and ENDF/B-V library against 120 selected critical benchmarks. From the calculations， the upper safety limit is determined. Then the analysis of the validation results is presented. This report gives the scheme for the fuel storage in hot cave.

Key Words：MCNP；Hot cave；Criticality safety analysis；Spent fuel

隨著核能在科研、軍事及民用等領域的不斷發展利用，近幾十年來世界范圍內的核設施一直在不斷增加，隨著核電的不斷發展，反應堆運行及退役過程中產生的乏燃料也在不斷增加。因此需要安全經濟地貯存和處理乏燃料，從而分析乏燃料貯存的臨界安全問題尤為重要。該文根據熱室結構參數及相關核材料信息，對熱室乏燃料貯存井的核材料存儲方案進行臨界安全分析，為最終確定存儲方案提供依據。以典型壓水堆核電站乏燃料的結構尺寸和材料參數為例，對熱室中單個吊桶最密集狀態裝滿燃料元件、所有吊桶中以最密集存放并裝滿燃料元件及完全只有芯塊（即去除包殼）并滿載的三種貯存狀態的臨界安全進行分析。對熱室臨界安全分析計算依據的規定為GB15146.1-2008《反應堆外易裂變材料的核臨界安全規定》。

1 計算模型

臨界安全分析計算使用的程序是MCNP[1]程序，使用的核截面數據庫為廣泛應用的ENDF/B-VI數據庫。MCNP程序是美國LOS ALAMOS實驗室研制的一個大型的多功能的蒙特卡羅中子-光子-電子耦合輸運計算程序。該程序可以處理任意三維幾何結構的問題，具有較強的通用性，提供了通用源、臨界源等多種源分布，使用精細的點截面數據，具有良好的計算精度，被國內外用戶廣泛用于核設施臨界設計和評估，可滿足該次臨界安全分析的要求。在進行臨界安全分析過程中使用的計算模型與實際貯存容器的構型有些差別，計算模型偏于保守。

使用的壓水堆核電站乏燃料元件外面為鋯合金包殼，壁厚約0.6 mm，里面為UO2芯塊，直徑約8 mm，高度10 mm，富集度3%，燃耗深度最高62 000 MWd/tU。熱室存儲井包括：9個內徑為160 mm的大孔和59個內徑115 mm的小孔，深都是2 m。燃料元件或燃料芯塊放在吊桶中，將吊桶放入存儲井內，吊桶長為1 150 mm，上部放入屏蔽鉛塞。吊桶的材料為不銹鋼，孔周圍為混凝土，吊桶上部放置鉛塞。為了計算最大臨界值，計算時燃料棒和吊桶周圍空隙充滿水。

2 次臨界限值的確定

根據GB15146.2-2008《反應堆外易裂變材料的核臨界安全第2部分：易裂變材料操作、加工、處理的基本技術準則與次臨界限值》[2-4]中規定：“只要有合適的實驗數據，則應當以實驗數據為依據來建立次臨界限值，并應當考慮所用數據的不確定度留有適當的裕量。在沒有可直接利用的實驗測量數據情況下，可以由計算結果導出次臨界限值，但所用計算方法應當是按照第5章的規定通過與實驗數據的比較證明為有效的”。

在核臨界安全評價中應用分析計算方法去預計中子增殖因子時，對于所計算出中子增殖因子，加上其不確定度，應當小于或等于中子增殖因子的次臨界限值，即：

≤ （1）

公式（1）中為被評價系統的有效增殖系數計算值的最大允許值，即次臨界上限值。為計算的統計不確定度，由計算程序MCNP給出。為確保系統次臨界性而留出的裕量，一般取值為0.05。為對基準實驗計算得出的中子增殖因子的平均值。為的偏倚或不確定度，包括實驗的不確定度和計算的統計不確定度兩部分。

在使用一個程序進行臨界安全分析計算之前，需確認程序計算結果是可靠的。程序應用于臨界安全分析的有效性，可通過臨界基準試驗檢驗來完成。使用MCNP程序[1]，對歐共體原子能機構（OECD—NEA）的臨界安全基準估算手冊中堆芯為低濃鈾燃料棒柵格結構（LEUCT系列）的120個臨界基準實驗裝置進行了驗算，選取的這組臨界基準實驗與被評價系統具有相似的材料組分、幾何結構、中子能譜，以及核特性。

選取的120個臨界基準實驗使用UO2燃料，矩形柵格，輕水慢化。120個臨界基準實驗又分為簡單柵格實驗和分離隔板實驗。簡單柵格實驗又分為單柵格實驗和柵格陣實驗，柵格陣實驗使用輕水作為慢化劑和反射材料，而沒有其他物質阻隔。分離隔板實驗又分為單柵格實驗和組件陣列實驗，實驗陣列使用水作為反射層，不銹鋼、硼鋼、硼鋁作為毒物放在陣列旁邊或內部。

選取的120個基準實驗計算所得中子增殖因子不存在關于某一趨勢但呈正態分布時，可以使用下容差限方法計算的值，這種方法只是確認數據的限值而不會進行外推。我們可以計算得出各基準實驗的中子增殖因子的值和對應的計算不確定度，各實驗室可以提供基準實驗的測量不確定度。從而得到第個臨界基準實驗例題的不確定度為：

（2）

可計算得：

（3）

下容差限方法中考慮到樣本數的影響：

（4）

公式（4）中U為120個樣本數所對應的影響值，可查表得到為1.899。

偏倚不確定度： （5）

（5）式中，是關于基準實驗平均的不確定度，為平均總不確定度。

（6）

（7）

最后計算得的值為0.0030。從而計算得次臨界限值為0.9314。

3 臨界安全分析結果

熱室中單個吊桶以最密集狀態裝滿燃料元件、所有吊桶中以最密集狀態裝滿燃料元件、所有吊桶中以最密集狀態裝滿燃料芯塊（即去除包殼）的三種貯存狀態的臨界安全分析結果如表1所示。從計算結果可知，在完全只有燃料芯塊并滿載的情況下，的值最大，為0.74811，小于次臨界限值0.9314。

由于裝入燃料的富集度有可能有0.05%的偏差，吊桶的加工尺寸也有一定的公差（長度公差為±1.3 mm，直徑公差為±0.65 mm），為了分析上述不確定性對計算結果的影響，對這兩項變量進行了敏感性分析。分析時，選取的案例為最大的情況，即所有孔滿載芯塊的情況，其臨界安全計算敏感性分析結果如表2所示。

從計算結果可知，富集度的敏感性較大，MCNP程序的為0.01013/1%。相比于富集度的敏感性，直徑和長度的敏感性非常小。由于尺寸公差非常小，按照現有的計算的精度（萬分之七）無法準確現有的公差導致的變化情況，因此，只考慮富集度的公差，計算得到的最大的值為0.75395，仍小于次臨界限值。

4 結語

該文遵照我國相關法規和標準，利用MCNP5程序，使用基于ENDF/B-VI的核截面數據庫（精確的點截面數據），對熱室乏燃料存儲的核臨界安全問題進行了充分的計算分析。在開展計算工作之前，利用國際公開發表的符合該案例實際情況的臨界安全基準實驗數據，共計120個，對計算程序進行了驗證，確定了MCNP程序計算此類問題時的偏倚和次臨界限值。在進行臨界安全計算分析時，采取了較為保守的假設，計算時燃料棒和吊桶周圍空隙充滿水，即相當于事故情況下，MCNP計算的的最大值為0.75395，小于次臨界限值。

因此，通過該文對熱室乏燃料貯存的臨界安全分析可以得出，在各種正常情況和可信的事故情況下貯存典型壓水堆乏燃料，系統的中子增殖因子均小于次臨界限值，均處于次臨界安全的狀態。

參考文獻

[1] MCNPTM-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code Version 5.

[2] GB15146.1-2008，反應堆外易裂變材料的核臨界安全第1部分：核臨界安全行政管理規定[S].2008.

[3] GB15146.2-2008，反應堆外易裂變材料的核臨界安全第2部分：易裂變材料操作、加工、處理的基本技術準則與次臨界限值[S].2008.

[4] GB15146.3-2008，反應堆外易裂變材料的核臨界安全第3部分：易裂變材料貯存的核臨界安全要求[S].2008.