回收鈾堆芯物理設計可行性研究

閆新龍 王 帥 蔣朱敏 蔡 云 于穎銳

（1.中國核動力研究設計院，四川 成都610213；2.核反應堆系統設計技術重點實驗室，四川 成都610213）

0 引言

為了研究回收鈾載釓燃料棒應用于一般壓水堆的可行性，以國內M310核電廠長循環燃料管理為基礎，在保持原燃料管理方案不變的前提下，將常規的載釓燃料棒替換為回收鈾載釓燃料棒，研究其對組件K-inf和堆芯循環長度、FHΔH等關鍵參數的影響。

1 程序描述

本文采用的SCIENCE V2核程序包[1]主要由APOL LO2-F和SMART程序組成。

APOLLO2-F程序采用碰撞幾率方法進行組件輸運計算。對于一個燃料組件，該程序求解99群輸運方程，并為SMART程序提供兩群均勻化的截面。采用6群均勻化的二維耦合計算模型及多柵元計算，可在計算精度和計算費用之間找到最佳平衡點，該程序所具有的輸運和輸運等效特性可以確保耦合模型的正確性。利用該程序還可以對具有不同邊界條件和不同幾何對稱性的堆芯組件（1/8堆芯、1/4堆芯）進行計算。采用臨界曲率搜索來進行通量計算。為了正確處理共振，對截面采用改進的自屏模型。APOLLO2-F還可以對燃料元件的燃耗進行計算。徑向和軸向反射層常數的生成可通過激活SN選項（離散坐標法），利用APOLLO2-F的一維計算來實現。

SMART是一個三維兩群堆芯擴散—燃耗計算程序，采用先進節塊方法，可以對多種類型的壓水堆進行穩態和瞬態工況的計算。該程序采用節點展開法和燃料棒功率重構方法，求解與時間無關的兩群穩態中子擴散方程，結合多參數數據庫進行反饋修正。空間的離散采用二階多項式或者二階多項式與雙曲項的組合，以表示橫向積分通量。橫向泄漏通量則由一個二階多項式來表示。堆芯不連續因子對組件參數均勻化造成的誤差進行修正。譜效應和燃耗效應用燃料的微觀燃耗模型來表征。SMART程序對主要的重原子核和主要的裂變產物鏈都做了處理。

SCIENCE V2核程序包已通過大量的基準例題和實驗測量結果的檢驗，其計算精度滿足工程設計要求。

2 含回收鈾載釓棒的組件計算模擬

與常規的載釓燃料棒（235U富集度2.5%，Gd2O3質量百分比為8%）相比，應用回收鈾的載釓燃料棒235U富集度較低，且芯塊中234U和236U的成分增加，這些因素都會對組件物理性能產生影響。為了分析采用回收鈾時235U、234U、236U的成分變化帶來的影響， 利用APOLLO2-F程序對含有4、8、16、20根常規載釓棒和回收鈾載釓棒的AFA3G組件（組件中其他燃料棒235U富集度為4.45%）進行了模擬計算，比較組件K-inf隨燃耗變化過程的差異。其中回收鈾載釓棒考慮了兩種不同的材料成分：其一是采用大亞灣核電站初始富集度為4.45%、燃耗深度為45 000 MWd/tU的乏燃料冷卻5年后處理得到的回收鈾，235U富集度為1.115%，234U富集度為0.023%，236U富集度為0.634%，且載釓棒中Gd2O3質量百分比為8%；其二是235U富集度為1.10%，234U富集度為0.023%，236U富集度為0.634%，載釓棒中Gd2O3質量百分比降為7%。計算結果見圖1～圖4。

圖1 含4根釓棒AFA3G組件計算結果

圖2 含8根釓棒AFA3G組件計算結果

圖3 含16根釓棒AFA3G組件計算結果

圖4 含20根釓棒AFA3G組件計算結果

計算結果表明，采用回收鈾時235U富集度下降和234U、236U的成分增加會對組件物理性能產生影響。比較常規載釓燃料組件（Gd2O3質量百分比8%，235U富集度為2.5%）和回收鈾載釓燃料組件（Gd2O3質量百分比8%，235U富集度為1.115%）的計算結果可以看出：采用回收鈾時235U富集度下降造成的裂變截面減小和234U、236U的成分增加造成的中子吸收截面增加將使得組件K-inf相對于常規載釓組件下降，而且組件中含釓棒數量越多，下降越明顯。

載釓棒中的Gd2O3質量百分比變化也會對組件K-inf產生影響。比較兩種回收鈾載釓燃料組件（Gd2O3質量百分比分別為8%和7%，235U富集度分別為1.115%和1.10%）的計算結果可以看出：相對于鈾元素各同位素富集度變化帶來的影響來說，載釓棒中的Gd2O3質量百分比減少1%將對組件K-inf產生更為顯著的影響，Gd2O3質量百分比減少造成Gd成分減少，中子吸收下降，在燃耗初期（0-20000MWd/tU）提高組件K-inf，但釓成分減少將使得其更快地燃耗并釋放反應性，組件的釓峰出現得更早且更高；在燃耗中后期（20 000～60 000 MWd/tU），隨著釓進一步燃耗殆盡，兩種回收鈾載釓組件的K-inf差異將顯著減小。

3 含回收鈾載釓棒的堆芯計算模擬

在國內M310核電廠的長循環燃料管理方案中，第4、5、6循環為三個過渡循環，從第7循環開始進入平衡循環；從第4循環起，每次裝入72組富集度為4.45%的帶改進型格架的AFA3G燃料組件，包括含有4根、8根、16根載釓燃料棒的組件各12組，以及含有20根載釓燃料棒的組件36組。

為了分析采用回收鈾載釓燃料棒帶來的影響，利用SCIENCE V2核程序包對采用常規載釓棒和回收鈾載釓棒的國內M310核電廠的長循環燃料管理方案分別進行了模擬計算，比較堆芯主要參數的差異。其中回收鈾載釓棒仍考慮了兩種不同的材料成分：其一是235U富集度為1.115%，載釓棒中Gd2O3質量百分比為8%；其二是235U富集度為1.10%，Gd2O3質量百分比降為7%；兩者的234U富集度都為0.023%，236U富集度都為0.634%。

載釓棒中的材料成分變化會影響堆芯的鈾裝量，表1比較了采用不同載釓棒成分時堆芯鈾裝量的差異。

采用回收鈾載釓燃料棒后過渡循環和平衡堆芯主要參數計算結果及其與原燃料管理計算結果的比較示于表2。

三個過渡循環和平衡循環采用回收鈾和常規載釓燃料棒時反應堆在額定工況下臨界硼濃度隨燃耗的變化的比較如圖5所示。

由以上計算結果可見，采用回收鈾載釓燃料棒替換常規載釓燃料棒，對于國內M310核電廠長循環燃料管理策略的過渡循環和平衡循環，FHΔH均有所增大，但滿足相關限值要求；235U富集度下降導致其裝量減少，加之234U和236U的含量增加，造成反應堆循環長度略微縮短，過渡和平衡循環的循環長度均縮短約為10EFPD；另外235U富集度下降也造成各循環壽期初的臨界硼濃度略有降低，第二種回收鈾載釓燃料棒由于毒物Gd含量減少，壽期中的臨界硼濃度略有增加，但臨界硼濃度隨燃耗變化的總體趨勢沒有明顯變化，說明采用回收鈾載釓燃料棒也能夠較好的控制堆芯剩余反應性。兩種不同成分的回收鈾載釓燃料棒相比，由于芯塊中毒物Gd含量減少，UO2含量增大，采用第二種回收鈾載釓燃料棒（7%Gd2O3、235U富集度1.10%）時，各循環的循環長度比采用第一種回收鈾載釓燃料棒（8%Gd2O3、235U富集度1.115%）略微增加，同時壽期初的臨界硼濃度略微提高，但FHΔH也略微增大?？傮w而言，采用兩種不同成分的回收鈾載釓燃料棒的堆芯主要特性參數相差不大。

表1 不同載釓棒成分時堆芯鈾裝量變化

表2 過渡及平衡循環堆芯主要參數比較

圖5 平衡循環模擬結果比較

（1）常規指采用常規載釓燃料棒

（2）回收鈾1指采用回收鈾載釓燃料棒（8%Gd2O3、235U富集度1.115%）

（3）回收鈾2指采用回收鈾載釓燃料棒（7%Gd2O3、235U富集度1.10%）

（4）FHΔH計算結果均未考慮不確定性，ARO時對應的限值為1.481。

綜上分析，采用兩種回收鈾載釓燃料棒替換常規載釓燃料棒都會使得循環長度略有縮短，堆芯FHΔH略有增加但仍滿足限值要求。

4 結論

本文在國內M310核電廠長循環燃料管理的基礎上，對采用回收鈾載釓燃料棒的組件和堆芯進行了模擬計算，研究其對關鍵中子學參數的影響。結果表明，采用回收鈾載釓燃料棒時循環長度略有降低（約10EFPD），但仍基本滿足18個月換料的總體要求（可通過調整裝載方案適當延長循環長度）；堆芯FHΔH略有增加，但仍滿足相關安全限值要求。從上述分析結果來看，在現有的燃料管理中采用回收鈾載釓燃料棒的堆芯物理設計是切實可行的，且不會對反應堆的經濟性和安全性產生明顯影響。