HFETR6LiD中子转换器芯体厚度优化研究
2011-07-30李全伟
叶 滨,罗 勇,李全伟,傅 蓉
(1.西南科技大学 核废物与环境安全国防重点学科实验室,四川 绵阳 621010;2.中国核动力研究设计院,四川 成都 610005)
随着核能的发展,基于聚变堆材料辐照考验和长寿命核素嬗变的需求,人们越来越希望能获取较高注量的14MeV中子。这是因为材料问题是发展聚变堆技术的关键和瓶颈之一,聚变堆在运行过程中,材料将受到来自堆芯聚变产生的14MeV中子和包层中燃料裂变反应产生的裂变中子的高强度辐照,14MeV中子会严重影响聚变堆结构材料的力学性能,并可能使材料的性能失效,要开发核聚变能就必须研制出满足14MeV中子环境要求的结构材料[1-2]。近年来,人们提出把高放废物中毒性大的次锕系元素(MAs)、长寿命裂变产物(LLFPs)分离出来,采用14MeV中子嬗变的方法使其变为稳定或短寿命的核素,然后再进行深埋处置,可大幅减少放射性废物对生物圈可能造成的危害。因此,通过6LiD靶件在热中子堆内产生14MeV中子引起了广泛的关注。美国 Weiss等[3-5]首先使用6LiD 作转换靶,计算了6LiD的合理厚度、热-快中子转换效率和热量的发生,测量了快中子的注量率;日本Kimura等[6]在KUR研究堆的重水箱外侧布置14MeV中子转换器,该处热中子注量率为1.5×109cm-2·s-1;俄罗斯 Zouev等[7]拟在IVV-2M堆的外围充水孔道(6cm×50cm)内开发两个转换装置,转换材料分别为6LiD和6LiH;我国彭凤等[8]对应用于HFETR堆芯内部的6LiD中子转换器曾做过源强计算,结果约为2×1013s-1。本工作对6LiD 中子转换器芯体厚度进行优化研究。
1 热中子转换为14MeV中子原理
热中子转换为14MeV中子的原理是,利用热中子引发产生具有足够能量的氚核与其周围的氘核或6Li核进行聚变反应。在热中子堆辐照孔道中放置含有6Li和D核素的转换器,通过下面的反应链即可得到14MeV中子,核反应链示于图1。
图1 热中子与6 Li、D的核反应链Fig.1 Nuclear reaction chain of thermal neutron and 6 Li,D
图1的核反应式为:
式(2)、(3)反应产生的中子能量分别为14.07MeV和14.24MeV。由此可见,在热中子堆辐照孔道内完全可模拟聚变堆产生14.07MeV和14.24MeV能量的聚变谱中子,辐照孔道中既含聚变中子谱又含裂变中子谱。
2 转换器结构及其材料的选取
2.1 转换器结构选取
转换器将和HFETR一起运行,必须满足HFETR安全运行的要求[9],转换器的结构应满足以下要求:1)经入堆、出堆和机械手的远距离操作后仍能保持结构稳定,同时还应便于加工、安装、解体;2)转换器布置于HFETR内热中子注量最高的中心孔道内,以便能得到尽可能高的14MeV中子注量;3)转换器的结构设计必须保证HFETR及其自身的热工水力安全。
HFETR燃料元件为套管形,堆芯辐照孔道的外套管均为圆筒形,转换器的结构为套筒形最容易在HFETR堆芯布置,且可有效利用堆芯热中子,因此将转换器设计为套筒形。
选取的转换器结构为:最外层为外套管,最内层为辐照管,中子转换材料及其内外包壳置于外套管和辐照管之间,外套管、转换靶、辐照管3者之间的两个环状空隙为冷却剂流道,转换器结构示于图2[8]。
图2 转换器结构示意图Fig.2 Scheme of converter
2.2 转换器各部件材料的选取
转换器的材料必须满足以下要求:1)中子吸收截面和活化截面要小(转换靶6LiD芯体除外),嬗变产物的半衰期要短,以便减小堆的反应性损失和降低材料中的放射性;2)耐腐蚀、不生锈、耐辐照、导热性能好、膨胀系数小、与冷却水的相容性好、芯体包壳和芯体相容性好;3)易加工、便于焊接和成本低廉。
根据HFETR 30年的运行经验,选取不锈钢作为6LiD芯体的包壳材料,铝为外套管和辐照管的包壳材料。
3 芯体厚度优化的目标函数
在辐照孔道放置6LiD转换靶后,由于6Li对热中子的微观吸收截面很大,热中子注量率在6LiD芯体内会下降很快,使得热中子注量率产生下陷扰动。通过优化设计6LiD芯体厚度,可在相同堆芯装载情况下使转换器中子源强最大,避免出现由于芯体厚度过大,不但使转换器中子源强降低,且减小HFETR后备反应性的情况。
HFETR在某一装载方式下运行,转换器中子源强S计算公式为:
式中:Σ6为热中子和6Li反应的宏观截面,cm-1;φc为转换靶芯体中平均热中子注量率,cm-2·s-1;P 为 1 个 T 核 和6LiD 反 应 的14MeV中子产额;Vc为6LiD靶体积,cm3。
式(4)中,Σ、P 可近似认为是常量,这样,S与Vc、φc有关。Vc、φc随着转换器芯体厚度d的改变而改变,因此,把A(d)=φcd作为芯体厚度优化的目标函数。改变转换靶的芯体厚度,若可得到A(d)的最大值,则这个最大值对应的d即是6LiD芯体的最佳厚度。
4 对芯体厚度优化值的研究结果
4.1 转换器结构对芯体厚度优化值的影响
1)转换器结构的选取
HFETR堆芯按64mm栅距作三角形规则排列,为使转化器在堆芯紧凑布置,转换器外套管外径和燃料元件外径一样,6LiD芯体包壳厚度、辐照管厚度不变,结构示意图示于图3。优化计算时,辐照管内的介质分为水和氦气两种情况,在对芯体厚度进行优化计算时制定了3种结构,使6LiD芯体厚度从0.1mm增加到1.4mm。
方案1:小辐照管空间,内、外层冷却剂间隙厚度相等。保持辐照管内径17.5mm不变,内、外层冷却剂间隙厚度相等,减小6LiD靶内径R1,增加6LiD靶外径R2,R1、R2的改变量相等。
图3 选取的转换器结构示意图Fig.3 Scheme of selecting converter
方案2:大辐照管空间,内、外层冷却剂间隙厚度不等。保持辐照管内径21.5mm不变,外层冷却剂间隙厚度比内层厚0.5mm,减小6LiD靶内径R1,增加6LiD靶外径R2,R1、R2的改变量相等。
方案3:改变外层冷却剂间隙厚度。保持辐照管内径17.5mm不变,内层冷却剂间隙厚度2mm 不变,6LiD 靶内径 R1不变,增加6LiD靶外径R2。
2)优化计算结果
优化计算采用 WIMS-D4程序,采用的超栅元模型如下:转换器居中,周围为6个新燃料元件,按横截面面积不变将栅元等效成一维圆形几何栅元。A(d)优化计算结果的相对值列于表1。
表1 不同方案下的A(d)优化计算结果Table 1 Optimization computational results of A(d)at different cases
从表1可见:1)当辐照管内介质为水时,3种结构转换器的最佳芯体厚度均为0.7mm;2)当辐照管内介质为氦气时,方案1和方案3的最佳芯体厚度为0.6mm,方案2的最佳芯体厚度为0.5mm,芯体厚度在0.5~0.7mm间对目标函数值的影响小于1%;3)对于每种结构的转换器,辐照管内介质为水时的目标函数大于辐照管内介质为氦气时的结果。
4.2 辐照样品数量对芯体厚度优化结果的影响
选取的转换器辐照样品材料为不锈钢,形状和尺寸与 GB/T 229—1994《金属夏比缺口冲击试验方法》中规定的完全一样,转换器辐照管内放置1~4个辐照样品。A(d)优化计算的相对结果列于表2。
表2 不同样品数量下的A(d)优化计算结果Table 2 Optimization computational results of of A(d)at different sample numbers
从表2可知,不论转换器布置几个不锈钢辐照样品,辐照管内介质为氦气和水时,6LiD芯体的最佳厚度均分别为0.6、0.7mm,这说明辐照样品数量对芯体厚度优化无影响。
4.3 转换器对堆芯性能的影响
将芯体厚度为0.7mm的转换器放入HFETR典型装载的中心孔道中代替原来的同位素靶件进行堆芯物理计算。结果表明:转换器代替同位素靶件,不论辐照管内为何种介质,都使停堆深度增大约0.6βeff;3种转换器辐照管内充水时均使后备反应性减小约0.8βeff;用转换器代替同位素靶件,对堆芯径向和轴向功率不均匀系数的影响很小。将芯体厚度取为1.0mm的转换器放入中心孔道进行堆芯物理计算,结果表明,对堆芯的keff和径向功率不均匀系数的影响较大。
由此可见,就对堆芯性能的影响程度而言,转换器芯体厚度取为0.7mm是较优化的结果。
5 结论
1)套筒状转换器便于在HFETR堆芯辐照孔道的安装且有利于充分利用堆芯中子。
2)6LiD芯体厚度优化结果几乎不受转换器结构及辐照样品数量的影响,辐照管内冷却介质为水和氦气时,6LiD芯体厚度的优化值分别为0.7、0.6mm。
3)对堆芯性能的影响程度而言,芯体厚度为0.7mm的转换器和原有的同位素靶件基本相当。
4)综合考虑不同冷却介质对6LiD芯体优化厚度的影响以及芯体厚度对堆芯性能的影响,布置于HFETR辐照孔道中的6LiD转换器芯体厚度优化设计结果为0.7mm。
[1]VICTOR M,WIFFEN F B,SEKI M.National fusion materials program of EU,US and Japan[C]∥19th-24th IEA Fusion Materials Executive Committee Meeting.Germany:IEA,2001.
[2]许增裕.聚变材料研究的现状与展望[J].原子能科学技术,2003,37(增刊):105-110.XU Zengyu.Status and expectation of fusion materials research and development[J].Atomic Energy Science and Technology,2003,37(Suppl.):105-110(in Chinese).
[3]WEISS A J,TUCKER W D,STANG L G,Jr.Use of LiD as a source of 14MeV neutrons in a nuclear reactor,report BNL-5366r[R].USA:BNL,1961.
[4]STANG L G,Jr.A review of the product ion of“special”radio isotopes[C]∥Proceeding of Symposium on Production and Use of Short-lived Radio Isotopes From Reactors:Vol.1.Vienna:IAEA,1993:3-29.
[5]LONE M A,SANTRY D C,INGLIS W M.MeV neutron production from thermal neutron capture in Li and B compounds[J].Nucl Instrum Methods,1980,174:521-529.
[6]KIMURA I,KOBAYASH I K.Calibrated fission and fusion neutron fields at the Kyoto Uni-versity reactor[J].Nucl Sci Eng,1990,106:332-344.
[7]ZOUEV Y N,KULINICH Y A,LARTSEV V D.Efficiency measurement of6LiD converter of thermal to fast neutrons of(DT),(6LiD)fusion with 14MeV energy in IVV-2Mreactor experimental channel[J].Fusion Engineering and Design,2004,70:5-11.
[8]彭凤,傅蓉.提高HFETR局部区域中子注量率的方法探讨[C]∥第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议.[出版地不详]:[出版者不详],2006:243-250.
[9]廖承奎,谢仲生,尹邦华,等.高通量工程试验堆物理计算方法的研究[J].核科学与工程,2000,20(1):39-46.LIAO Chengkui,XIE Zhongsheng,YIN Banghua,et al.Nuclear calculation for high flux engineering test reactor[J].Chinese Journal of Nuclear Science and Engineering,2000,20(1):39-46(in Chinese).