梅華平，陳 超，張思緯，王海霞

（中國(guó)科學(xué)院合肥物質(zhì)科學(xué)研究院核能安全技術(shù)研究所，安徽，合肥 230031）

聚變反應(yīng)不產(chǎn)生放射性核廢料、不產(chǎn)生溫室氣體，被認(rèn)為是最可能從根本上解決未來(lái)能源危機(jī)的理想能源形式。目前世界各國(guó)尤其是發(fā)達(dá)國(guó)家不遺余力競(jìng)相研究、開(kāi)發(fā)核聚變能［1］。氚是聚變堆的關(guān)鍵核燃料，同時(shí)也是一種重要的國(guó)家戰(zhàn)略物質(zhì)。聚變堆啟動(dòng)和運(yùn)行需要大量的氚，以中國(guó)聚變工程實(shí)驗(yàn)堆（CFETR）為例，其啟動(dòng)氚的需求量約10 kg量級(jí)，未來(lái)商業(yè)聚變電站的需求量會(huì)更大［2］。

自然界中的氚由于豐度太低而無(wú)法被利用，目前市場(chǎng)上的氚主要為早期專用生產(chǎn)堆和重水堆生產(chǎn)。由于產(chǎn)量有限，價(jià)格昂貴，1 g氚約30000美元［3］。利用商業(yè)輕水堆核電站產(chǎn)氚，成本僅為專用堆產(chǎn)氚成本的1/2［4］，可極大地降低產(chǎn)氚成本。國(guó)際上利用商業(yè)輕水堆核電站產(chǎn)氚的技術(shù)已經(jīng)過(guò)初步驗(yàn)證，20世紀(jì)80～90年代，美國(guó)啟動(dòng)了氚靶開(kāi)發(fā)計(jì)劃（TTDP），通過(guò)開(kāi)展產(chǎn)氚靶棒的制造工藝和驗(yàn)證試驗(yàn)研究，獲得了適合輕水堆的產(chǎn)氚靶棒［5］。1998年，為了供應(yīng)核武器庫(kù)存需要，美國(guó)能源部（DOE）決定利用田納西谷管理局（TVA）監(jiān)管且所有權(quán)屬于政府的輕水堆進(jìn)行產(chǎn)氚，經(jīng)TVA反應(yīng)堆輻照的產(chǎn)氚靶棒，每組約有300根，這些靶棒最后運(yùn)輸?shù)剿_凡納河場(chǎng)（SRS）的提氚工廠進(jìn)行處理［6］。

目前利用國(guó)內(nèi)商業(yè)輕水堆核電站產(chǎn)氚尚處于理論探索階段，僅有費(fèi)羅杰等開(kāi)展了海南昌江核電廠產(chǎn)氚的理論探究，提出了將產(chǎn)氚可燃吸收棒（TPBAR）代替阻流塞組件插入反應(yīng)堆中，經(jīng)過(guò)輻照、提取、富集之后，理論上可實(shí)現(xiàn)海南昌江核電廠產(chǎn)氚［7］。由于國(guó)內(nèi)在運(yùn)的商業(yè)核電站主要為早期引進(jìn)的法國(guó)壓水堆堆型和AFA 2G/3G燃料組件，在產(chǎn)氚靶棒結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì)和產(chǎn)氚靶棒堆芯布置方面，與美國(guó)TTDP計(jì)劃均存在區(qū)別。為了更好地研究國(guó)內(nèi)輕水堆核電站產(chǎn)氚的適用性，本文針對(duì)大亞灣核電站和AFA 3G燃料組件的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)，研究利用國(guó)內(nèi)現(xiàn)有輕水堆進(jìn)行產(chǎn)氚的技術(shù)方案，探討產(chǎn)氚靶棒裝載對(duì)商業(yè)核電站的安全影響。

1 產(chǎn)氚靶棒概念方案設(shè)計(jì)

產(chǎn)氚靶棒的結(jié)構(gòu)和尺寸設(shè)計(jì)參考了AFA 3G燃料組件燃料棒和可燃毒物棒的設(shè)計(jì)和要求［8-10］，也參考了美國(guó)西北太平洋國(guó)家實(shí)驗(yàn)室PNL的產(chǎn)氚靶棒方案［11］，PNL產(chǎn)氚靶棒結(jié)構(gòu)見(jiàn)圖1。

圖1 PNL產(chǎn)氚靶棒結(jié)構(gòu)［11］Fig.1 Structure of the tritium-producing rod of PNL

為了減少產(chǎn)氚靶棒裝載對(duì)核電站堆芯既有反應(yīng)性的影響，設(shè)計(jì)產(chǎn)氚靶棒用來(lái)替換核電站堆芯原有可燃毒物棒。產(chǎn)氚靶棒在實(shí)現(xiàn)產(chǎn)氚目標(biāo)的同時(shí)，還具有吸收反應(yīng)堆內(nèi)多余中子，抑制過(guò)剩反應(yīng)性并盡可能減少壽期末殘余抑制效應(yīng)的作用。本文設(shè)計(jì)的產(chǎn)氚靶棒結(jié)構(gòu)和參數(shù)見(jiàn)圖2、表1。設(shè)計(jì)的產(chǎn)氚靶棒由下端塞、氣室、產(chǎn)氚陶瓷芯塊、鋯吸氚劑、壓緊彈簧、包殼管、上端塞等組成。產(chǎn)氚陶瓷芯塊為偏鋁酸鋰芯塊，偏鋁酸鋰芯塊耐高溫性能好，熔點(diǎn)1900~2000℃，滿足堆內(nèi)高溫環(huán)境下服役的性能要求。產(chǎn)氚靶棒包殼管材料選擇304不銹鋼，且包殼管內(nèi)壁涂敷防氚滲透的氧化鋁或碳化硅涂層，以減少輻照產(chǎn)氚期間氚從產(chǎn)氚靶棒向反應(yīng)堆一回路冷卻劑泄露。

圖2 產(chǎn)氚靶棒結(jié)構(gòu)示意圖Fig.2 Scheme of the tritium-producing rod

表1 產(chǎn)氚靶棒設(shè)計(jì)參數(shù)Table 1 Parameters of the tritium-producing rod

2 堆芯首裝料方案

2.1 堆芯產(chǎn)氚靶棒裝載數(shù)量

商業(yè)輕水堆核電站設(shè)計(jì)年產(chǎn)氚約3 kg，產(chǎn)氚靶棒設(shè)計(jì)的卸料周期與反應(yīng)堆燃料組件換料周期一致，12個(gè)月后進(jìn)行更換。輕水堆熱中子環(huán)境下，6Li產(chǎn)氚截面σ≈950×10-24cm2［3］，產(chǎn)氚靶棒內(nèi)偏鋁酸鋰陶瓷芯塊中6Li的同位素豐度為90%，7Li的產(chǎn)氚截面因遠(yuǎn)小于6Li而被忽略，因此該90%6Li豐度的每克鋰產(chǎn)氚截面σ≈84.38 cm2。根據(jù)公式（1）可粗略計(jì)算每根產(chǎn)氚靶棒在換料周期內(nèi)的產(chǎn)氚質(zhì)量。

式中，m為產(chǎn)氚靶棒的產(chǎn)氚質(zhì)量，g；

nv為每秒每平方厘米中子數(shù)，cm-2s-1；

σ為每克鋰產(chǎn)氚截面，cm2g-1；

g為產(chǎn)氚靶棒內(nèi)鋰的質(zhì)量，g；

MT為每摩爾氚原子的質(zhì)量，g；

NA為阿伏加德羅常數(shù)；

t為輻照產(chǎn)氚周期，s。

輕水堆熱中子平均通量按照4×1013cm-2s-1估算，每根產(chǎn)氚靶棒在換料周期內(nèi)可產(chǎn)氚約11 g，堆芯產(chǎn)氚靶棒的裝載數(shù)量約為270根。以中廣核CPR1000第一循環(huán)堆芯為例［12］，堆芯共裝載1136根硼可燃毒物棒，因此產(chǎn)氚靶棒須替換約1/4的可燃毒物棒，替換時(shí)須考慮產(chǎn)氚靶棒和可燃毒物棒在組件內(nèi)部排布的均勻性，盡量減少替換帶來(lái)的功率分布局部不均勻。

2.2 核電站堆芯裝載方案

以中廣核大亞灣核電站為設(shè)計(jì)參考［13］，產(chǎn)氚堆芯由157盒AFA 3G燃料組件組成，堆芯燃料活性段高度為365.8 cm，等效直徑為304 cm，產(chǎn)氚堆芯內(nèi)部燃料組件、可燃毒物棒、產(chǎn)氚靶棒的裝載方案如圖3所示。

圖3 堆芯裝載方案Fig.3 Loading scheme of the core

圖3中，燃料組件、可燃毒物棒、產(chǎn)氚靶棒按照中心對(duì)稱布置。堆芯內(nèi)燃料組件按照235U富集度不同分為3種燃料組件，代號(hào)分別為A、B、C。組件A中235U富集度為1.9%，組件B中235U富集度為2.6%，組件C中235U富集度為3.25%。按照每盒燃料組件內(nèi)可燃毒物棒和產(chǎn)氚靶棒裝載數(shù)量的不同，又可分為0、12、16根可燃毒物棒（含產(chǎn)氚靶棒）3種類型組件。圖3中可燃毒物棒（含產(chǎn)氚靶棒）數(shù)量的記錄格式為8+4，前面的8表示8根可燃毒物棒，后面的4表示4根產(chǎn)氚靶棒?？扇级疚锇舨捎门鸸杷猁}玻璃（主要成分為B2O3+SiO2）作為吸收體，B2O3質(zhì)量百分比為13%，10B富集度為天然硼。可燃毒物棒吸收體段的硼線密度為2.93 g/m，棒內(nèi)含吸收體段長(zhǎng)度為3.658 m。燃料組件內(nèi)可燃毒物棒（含產(chǎn)氚靶棒）的分布位置如圖4所示。

圖4 可燃毒物棒在燃料組件中位置圖Fig.4 Location of poison rods in the fuel assembly

3 產(chǎn)氚靶棒裝載對(duì)反應(yīng)堆安全性的影響

3.1 堆芯反應(yīng)性

壓水堆核電站堆芯通常設(shè)計(jì)為欠慢化狀態(tài)，以減少冷卻劑的中子吸收，提高中子利用率。反應(yīng)堆裝料后，堆芯水鈾比固定，可通過(guò)調(diào)節(jié)冷卻劑中的硼濃度來(lái)調(diào)節(jié)反應(yīng)性，但熱態(tài)下冷卻劑中硼濃度一般不高于1300 ppm。本項(xiàng)目利用MCNP程序，對(duì)熱態(tài)的產(chǎn)氚堆芯進(jìn)行了臨界計(jì)算，計(jì)算模型見(jiàn)圖5。模型中堆芯裝載的157盒燃料組件的組成和排布與圖3所示完全一致，堆芯不銹鋼圍桶外徑為1.8 m，壁厚為28.5 mm，燃料組件中235U富集度按照新燃料計(jì)算未考慮燃耗。臨界計(jì)算結(jié)果見(jiàn)表2、圖6。依據(jù)表2、圖6數(shù)據(jù)可知產(chǎn)氚堆芯熱態(tài)臨界硼濃度為1052 ppm，滿足核電站的臨界硼濃度限值要求。

圖6 硼濃度對(duì)反應(yīng)性的影響Fig.6 The change of keff in different boron concentration

表2 堆芯反應(yīng)性計(jì)算結(jié)果Table 2 Calculation results of the core reactivity

圖5 產(chǎn)氚堆芯物理模型Fig.5 Physical model of the tritium-producing core

3.2 堆芯功率分布

由于燃料芯塊熔化、冷卻劑沸騰、包殼熱點(diǎn)溫度等熱工限值要求，堆芯功率分布不均勻會(huì)限制整個(gè)商業(yè)核電站的輸出功率，同時(shí)降低反應(yīng)堆的安全裕量。本項(xiàng)目中可燃毒物棒和產(chǎn)氚靶棒的裝載布置是否合理，將很大程度上影響產(chǎn)氚堆芯的功率分布。因此利用圖5所示物理模型，進(jìn)一步計(jì)算評(píng)價(jià)了初裝料堆芯的裂變功率分布情況，獲得的堆芯徑向X方向燃料棒的功率分布見(jiàn)圖7，全堆芯徑向功率分布云圖見(jiàn)圖8。計(jì)算結(jié)果表明，堆芯燃料棒裂變能徑向功率峰值因子為1.32，滿足大亞灣核電站堆芯徑向功率峰因子Fxy≤1.393的限值要求［14］。

圖7 堆芯徑向功率分布Fig.7 The radial distribution of the power

圖8 堆芯功率分布云圖Fig.8 The power distribution of the core

3.3 對(duì)冷卻劑溫度系數(shù)的影響

為了避免超臨界事故，核電站運(yùn)行時(shí)通常要求冷卻劑水具有負(fù)的溫度反應(yīng)性系數(shù)?？扇级疚锇艉彤a(chǎn)氚靶棒的裝載對(duì)堆芯反應(yīng)性和冷卻劑溫度系數(shù)具有一定影響，因此對(duì)產(chǎn)氚堆芯的冷卻劑溫度系數(shù)進(jìn)行了分析。在冷卻劑中硼濃度不變，燃料組件、可燃毒物棒和產(chǎn)氚靶棒數(shù)量和位置均不變的情況下，通過(guò)匹配不同溫度下的冷卻劑密度實(shí)現(xiàn)了冷卻劑溫度反應(yīng)性系數(shù)的計(jì)算，計(jì)算結(jié)果見(jiàn)表3。由表3可知，設(shè)計(jì)的產(chǎn)氚堆芯隨著冷卻劑溫度的升高，反應(yīng)性減小，各溫度范圍冷卻劑的溫度反應(yīng)性系數(shù)均為負(fù)。

表3 冷卻劑溫度反應(yīng)性系數(shù)Table 3 Coolant temperature reactivity coefficient

4 結(jié)論

本文結(jié)合大亞灣核電站堆芯特點(diǎn)，探討了利用現(xiàn)有商業(yè)壓水堆核電站產(chǎn)氚的可能性，結(jié)論如下：

（1）提出了利用國(guó)內(nèi)現(xiàn)有商業(yè)核電站產(chǎn)氚的概念設(shè)計(jì)方案，包括產(chǎn)氚靶棒方案和核電站堆芯首裝載方案，方案具有初步的可行性和安全性。

（2）裝載了產(chǎn)氚靶棒的核電站初裝料堆芯，初始臨界硼濃度為1052 ppm，小于硼濃度限值要求；堆芯徑向功率峰因子為1.32，小于功率峰因子限值；在熱態(tài)服役溫度范圍內(nèi)，堆芯冷卻劑溫度反應(yīng)性系數(shù)均為負(fù)值。