劉舒　江林

摘 要：該文簡(jiǎn)述了俄羅斯BN-1200快堆核燃料組件選型的研究工作。燃料組件有三種備選方案。通過(guò)堆芯計(jì)算程序得出三種燃料的核物理相關(guān)特性。比較分析得出氮化物燃料的性能最優(yōu)，是BN-1200反應(yīng)堆最合適的燃料方案。

關(guān)鍵詞：BN-1200 快堆 核燃料 氮化物燃料 MOX燃料

中圖分類(lèi)號(hào)：TL32 文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼：A 文章編號(hào)：1674-098X（2017）06（c）-0091-02

Abstract：This paper describes the nuclear fuel component selection researches for BN-1200 sodium cold fast reactor in Russia. The fuel assembly has three options. The nuclear physics characters of the three fuels are derived from the reactor core calculation program. The comparative analysis shows that the best performance of the nitride fuel is the most suitable fuel scheme for the BN-1200 reactor.

Key Words：BN-1200； Fast Reactor； Nuclear Fuel； Nitride Fuel； MOX Fuel

近年來(lái)，俄羅斯核工業(yè)的主要發(fā)展方向是快中子反應(yīng)堆（快堆）。由于在BOR-60、BN-350及BN-600等項(xiàng)目上獲得了豐富的經(jīng)驗(yàn)，俄羅斯在快堆研究領(lǐng)域占有領(lǐng)先地位?？於鸭夹g(shù)的發(fā)展促使BN-800反應(yīng)堆建成，也促使BN-1200、BN-1800和BREST（鉛冷）等快堆項(xiàng)目立項(xiàng)。

BN-1200反應(yīng)堆正處于設(shè)計(jì)階段，燃料成分及結(jié)構(gòu)仍未最終確定。俄羅斯無(wú)機(jī)材料研究院（無(wú)機(jī)院）對(duì)BN-1200反應(yīng)堆的幾種燃料組件方案進(jìn)行了選型研究。該文介紹了該研究機(jī)構(gòu)對(duì)3種燃料組件方案的選型研究工作。

1 BN-1200燃料組件選型方案

BN-1200反應(yīng)堆燃料組件目前有以下3種備選方案[1]。

（1）芯塊法MOX燃料組件（芯塊型燃料（U+Pu）O2）。

（2）振動(dòng)密實(shí)法MOX燃料組件（振動(dòng)密實(shí)型燃料，93% （U+Pu）O2+7%U天然金屬）。

（3）氮化物燃料組件（具有高含量钚同位素的再生芯塊型燃料（U+Pu）N）。

選擇前兩種燃料組件方案是為了充分利用BN-800反應(yīng)堆燃料的設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)。目前BN-800反應(yīng)堆所需的兩種MOX燃料組件已實(shí)現(xiàn)首批交付。MOX燃料能較充分利用乏燃料后處理中的钚元素，有利于提高鈾資源利用率，有利于保護(hù)環(huán)境和防止核擴(kuò)散[2]。

選擇氮化物燃料方案的原因是，俄羅斯“突破”項(xiàng)目計(jì)劃在BN-1200和BREST（鉛冷快堆）上使用更加先進(jìn)和安全的氮化物燃料。氮化物燃料具有MOX燃料所具的優(yōu)點(diǎn)，即在閉式燃料循環(huán)中充分利用乏燃料中的钚元素[3]，此外相比于MOX燃料，氮化物燃料還具有其他優(yōu)勢(shì)：首先，氮化物燃料工作溫度低，可以避免發(fā)生失冷事故和引入反應(yīng)性時(shí)燃料包殼過(guò)熱或破損[4]；其次，氮化物燃料對(duì)裂變氣體產(chǎn)物和活性化學(xué)元素，如銫、碘、硒及碲等有較強(qiáng)滯留作用，可以降低腐蝕性裂變氣體與燃料棒的化學(xué)作用[5]；另外，同等條件下氮化物燃料中的裂變氣體產(chǎn)物釋放量要小于氧化物燃料。

為具體比較3種燃料方案的特性，無(wú)機(jī)院通過(guò)堆芯計(jì)算程序?qū)?種燃料進(jìn)行了核物理特性研究[1]。

2 堆芯燃料分析計(jì)算模型

為分析燃料特性，通過(guò)精密程序MCU建立了BN-1200反應(yīng)堆堆芯的非均勻計(jì)算模型。

計(jì)算模型中燃料組件和增殖區(qū)組件單獨(dú)作為均勻結(jié)構(gòu)進(jìn)行研究。由于堆芯中有控制棒柵格，單獨(dú)模擬了一些柵格，其中控制棒位于不同下插深度。堆芯是裂變區(qū)，周?chē)禽S向增值區(qū)和徑向增殖區(qū)。

BN-800和BN-1200反應(yīng)堆的燃料組件類(lèi)似。為進(jìn)行模型驗(yàn)證，對(duì)BN-1200的計(jì)算參數(shù)與BN-800堆芯組件運(yùn)行值進(jìn)行了對(duì)比，偏差平均不超過(guò)7%。由此可判斷所建立計(jì)算模型合理。

3 堆芯增殖系數(shù)比較

通過(guò)所建立的模型計(jì)算得到3種燃料在兩區(qū)域內(nèi)的堆芯增殖系數(shù)。如表1所示，具有最大增殖系數(shù)的是氮化物燃料堆芯。采用氮化物燃料可以使增殖系數(shù)在沒(méi)有補(bǔ)充增殖區(qū)時(shí)超過(guò)1，氮化物燃料的增值系數(shù)最高可達(dá)1.47[3] 。所以氮化物燃料最適合于增殖堆使用。

4 能量特性比較

反應(yīng)堆最重要的運(yùn)行參數(shù)是初始反應(yīng)性裕量和換料周期。表2給出了使用不同燃料的BN-1200反應(yīng)堆的主要能量特性。

由表2可以看出，采用氮化物燃料其反應(yīng)性裕量相對(duì)較低，但由于燃耗深度大，燃料在堆內(nèi)停留時(shí)間會(huì)增加，提高了燃料的使用效率。因此使用氮化物燃料將具有良好的經(jīng)濟(jì)效應(yīng)。

5 反應(yīng)性效應(yīng)比較

燃料組件選型的一個(gè)標(biāo)準(zhǔn)是在反應(yīng)堆功率或溫度升高時(shí)，燃料有負(fù)反饋效應(yīng)。計(jì)算堆芯在兩種狀態(tài)下的反應(yīng)性效應(yīng)得到鈉空泡效應(yīng)，兩種狀態(tài)是堆芯充鈉和堆芯相關(guān)區(qū)域失鈉。計(jì)算得到的反應(yīng)性效應(yīng)見(jiàn)表3。

根據(jù)表3所得結(jié)果，3種燃料具有類(lèi)似的反應(yīng)性效應(yīng)值。然而，在正常運(yùn)行條件下使用氮化物燃料可以通過(guò)更大的溫度功率效應(yīng)提高額定功率水平下的運(yùn)行穩(wěn)定性。

6 控制棒效應(yīng)比較

通過(guò)控制棒的積分重量對(duì)比不同燃料堆芯的控制棒效應(yīng)，積分重量表示插入堆芯的不同組合的控制棒從下部位置提到最上部位置時(shí)堆芯反應(yīng)性的變化。endprint

核安全標(biāo)準(zhǔn)[6]要求的反應(yīng)堆停堆時(shí)的次臨界水平≥2%（?K/K），從表4中可以看出該數(shù)值對(duì)于所計(jì)算的3種類(lèi)型燃料，在最不利的情況下都可以得到可靠保證。

7 結(jié)語(yǔ)

該文介紹了俄羅斯BN-1200反應(yīng)堆3種燃料組件方案的選型研究情況。

無(wú)機(jī)院計(jì)算了3種燃料的增值系數(shù)、燃耗深度、經(jīng)濟(jì)性和反應(yīng)性效應(yīng)等核物理參數(shù)，對(duì)計(jì)算結(jié)果進(jìn)行比較分析得出氮化物燃料的總體核物理特性最優(yōu)。

相比于MOX燃料，氮化物燃料的優(yōu)勢(shì)可量化為：在堆內(nèi)的停留時(shí)間增加12%，燃料燃耗深度增加2%，增值系數(shù)增加9%。這些優(yōu)勢(shì)可以保證燃料被更有效地利用，因此氮化物燃料是BN-1200反應(yīng)堆最合適的燃料方案。

參考文獻(xiàn)

[1] Чуйкина АВ，Аникин МС.Перспективные виды топливных композиций для проекта реакторной установки БН-1200[R].XX Международная научно-практическая конференция ?современные техника и технологии?.Москва，2014.

[2] 尹邦躍.中國(guó)試驗(yàn)快堆MOX燃料研究進(jìn)展[J].核科學(xué)與工程，2008，28（4）：305-312.

[3] VA Eliseev，LM Zaboudko.Nitride fuel for a prospective BN-1200 type fast sodium reactor[J].Atomic Energy，2013，114（5）：331-336.

[4] Рогозкин Б.Д.и др.Послереакторные исследования мононитридного и оксидного плутониевого топлива с инертной матрицей выгоранием～19% ТЯЖ.АТ.В БОР-60[J].Атомная энергия，2010，109（6）.

[5] Рогозкин Б.Д.и др. Термохимическая стабильность， радиационные испытания， изготовление и регенерация моно-нитридного топлива[J].Атомная энергия，2003，95（6）：428-438.

[6] НП-082-07，Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций[S]. Москва，2008.endprint