某天然铀重水研究堆改造设计方案研究

乔雅馨，骆贝贝，李建龙，丁 丽，花 晓，王玉林

（中国原子能科学研究院 反应堆工程研究设计所，北京 102413）

重水堆可使用天然铀作燃料，由于铀金属装载量大，历史上很多重水堆具有生产武器级钚的能力［1］。随着低浓铀及多种新型燃料的研究与应用，已建成或建设中的重水堆可进行堆芯改造并使用稍加浓缩铀燃料［2］，以限制反应堆产生武器级钚，同时获得更好的运行安全性能与科学研究应用能力。

本文针对某天然铀重水研究堆的堆芯特征，采 用CITATION ＋WIMSD-4 程 序［3-4］、MCNP 程 序［5］进 行 物 理 计 算，RELAP5／MOD3.2［6］程序进行热工计算，ORIGEN2［7］程序进行钚产量计算，以期通过严密的分析优化，提出合理可行的改造技术方案。

1 某天然铀重水堆原设计方案

某天然铀重水堆为壳管式堆型，设计热功率40 MW，最大中子注量率9.2×1013cm-2·s-1，栅格布置为六角形，重水冷却、慢化。其他主要参数列于表1。

表1 某天然铀重水研究堆主要设计参数Table 1 Main design parameters for a natural uranium HWRR

堆芯装载和燃料组件布置如图1 所示。MCNP几何模拟计算结果给出，对于初装料净堆芯，有效增殖因数keff为1.05。另外，表2列出了ORIGEN2计算该堆芯的钚产量及品质。计算结果表明，对于239Pu 纯度达93.8%以上的武器级钚，全年更换一炉燃料，每年可提取量约为10kg。

图1 原设计的堆芯装载和燃料组件布置示意图Fig.1 Schematic diagram of original core configuration and fuel assembly layout

表2 某天然铀重水研究堆239Pu产量及品质（原设计）Table 2 Production and percentage of 239Pu in a natural uranium HWRR（original design）

2 改造技术方案及计算

2.1 改造方案选择

某天然铀重水堆改造有如下两种选择。

1）不更换反应堆容器，燃料改为稍加浓缩铀，减小可装载燃料的堆芯栅格位置，将空出的燃料栅格封堵，或改造为垂直实验孔道或控制棒导管。该方案的优点在于：（1）可减少武器级钚的产生量；（2）可尽量少地改变现有堆本体结构和堆芯容器，并可充分利用已建造好的设施、设备和回路，改造工程量小。但改造后的反应堆仍可通过减少运行时间或部分装载天然铀燃料来生产武器级钚。

2）更换反应堆容器，燃料改为稍加浓缩铀，堆芯结构改为紧凑六角形栅格，减小可装载燃料的堆芯栅格位置及栅距，空出的栅格改造为垂直实验孔道或控制棒导管。该方案的优点在于：（1）铀金属装载量大幅减小，反应堆已完全不具备钚生产堆的特性；（2）有利于反应堆运行控制并提高燃料的经济性。但对堆本体改造量较大，耗时与花费亦大于方案1。

基于方案1，本文提出将燃料组件由150组天然铀减为46 组稍加浓缩铀（质量分数为3%）、活性区高度减为240cm 左右、每组元件棒数由18根减为12根、中间6根燃料棒改为铝棒的改造技术方案，其余参数与原堆芯设计相同。该方案MCNP计算结果表明，若冷却剂为重水，初装料净堆芯的keff为1.39，剩余反应性过大，而堆芯内层价值较大的控制棒价值平均小于3%Δk／k，对反应堆控制而言比较困难。因此，设计需将冷却剂由重水改为轻水，这时初装料净堆芯的keff为1.15，堆芯剩余反应性较适当。若慢化剂为轻水，反应堆不能临界。改为稍加浓缩铀燃料轻水冷却的反应堆，综合考虑燃料的热工限制条件［8］和反应堆辐照同位素生产、中子物理研究的应用需求，可将热功率设为20～30 MW。表3列出ORIGEN2计算该方案的钚产量及品质，粗略估计，从稍加浓缩铀燃料中提取武器级钚的产量约为1.6～1.7kg。理论上，利用铀作燃料的反应堆均会有钚产出，关键是要控制武器级钚的产量，因此，需选择钚产生量更小的方案。故放弃方案1，选择方案2。

表3 改造方案1的堆芯钚产量及品质Table 3 Production and percentage of 239Pu in modified HWRR（proposal 1）

基于方案2，参考101 重水研究堆的设计［9］，本文提出将燃料组件改为70～72组稍加浓缩铀（质量分数为3%）组件、活性区高度改为100cm 左右、每组元件棒数为12根、中心结构为节流管的改造技术方案。在该方案中，对原堆芯的栅格距离和燃料结构设计均做了改动，但保持了重水慢化特性，并可根据实际情况和需求采取重水冷却或轻水冷却，具体参数列于表4。

表4 改造方案2的主要设计参数Table 4 Main design parameters for modified proposal 2

2.2 物理参数计算

1）MCNP程序计算

改造方案2提出的堆芯装载和燃料组件布置如图2所示（如无特殊说明，后文给出的示意图及计算结果均为重水冷却模型的）。MCNP计算结果表明，若冷却剂为重水，初装料净堆芯keff为1.244 3；若冷却剂为轻水，初装料净堆芯keff为1.175 1。堆芯剩余反应性适当，有利于反应堆的运行安全控制。

图2 改造设计的堆芯装载和燃料组件布置示意图Fig.2 Schematic diagram of modified core configuration and fuel assembly layout

考虑到燃料组件的热工限制条件，参考俄罗斯的RBMK 燃料组件（235U富集度为2.6%）的限值：燃料棒平均线功率为205 W／cm，峰值线功率为425 W／cm，组件最大燃耗为30GW·d／tU［8］。根据物理计算结果，改造后，若反应堆设计功率仍为40 MW，则净堆芯燃料组件最大核功率为0.726 MW，轴向不均匀因子为1.14，燃料棒峰值线功率为689.9 W／cm，因此，需降低反应堆设计功率。若以平均线功率205 W／cm 作为限制，反应堆设计功率应为13.5 MW；若以峰值线功率425 W／cm 作为限制，反应堆设计功率应为24.6 MW。

综合考虑上述结果，改造方案设定反应堆热功率为15 MW，取核功率的96%，归一化后的堆芯径向三维中子注量率分布如图3所示，热通道轴向功率分布如图4所示，在此功率水平下中央孔道最大热中子注量率为1.87×1014cm-2·s-1，最大快中子注量率为3.61×1013cm-2·s-1（轻水冷却模型计算时中央孔道最大热中子注量率为1.73×1014cm-2·s-1，最大快中子注量率为3.37×1013cm-2·s-1），仍好于原设计值，故不会降低反应堆辐照放射性同位素生产及中子物理研究的能力。

图3 堆芯径向三维中子注量率分布Fig.3 Radial 3Ddistribution of core neutron fluence rate

图4 热通道轴向功率分布Fig.4 Axial power distribution in hot channel

2）CITATION＋WIMSD-4程序计算

CITATION 与WIMSD-4 程序耦合广泛用于压水堆和各种研究堆的堆芯参数计算。本文由WIMSD-4采用27群进行主输运计算，以考虑快群、共振能群及热群的影响，最终将全堆芯归并成4群，得到少群参数参与全堆芯扩散计算，群结构为：第4 群为0～0.625eV，第3群为0.625eV～5.53keV，第2群为5.53keV～0.821 MeV，第1群为0.821～10 MeV。

扩散计算由CITATION 程序采用六角形-Z几何模型实现，活性区分区为：第1区为中央孔道最近的第1环燃料组件，第2区为中央孔道向外第2环燃料组件，第3区为中央孔道向外第3环燃料组件，第4区为中央孔道向外第4环燃料组件。堆芯组件装在重水箱内，组件外为重水反射层。WIMSD-4程序进行径向反射层栅元计算时，对重水进行分区：7个中央实验孔道与重水等效均匀化后划分为内区重水，组件外重水慢化剂等效均匀化后划分为中区重水，最外层的重水反射层分为两区。扩散计算和径向反射层少群参数计算模型如图5、6所示。

图5 扩散计算模型Fig.5 Model of diffusion calculation

图6 径向反射层少群参数计算模型Fig.6 Model of radial reflector few group parameter calculation

扩散计算给出初装料净堆芯的keff为1.245 2，与MCNP 计算结果的相对偏差仅0.07%，两者符合较好，这也肯定了MCNP 计算对于堆芯结构及核功率等改造方案参数的确定。图7为15 MWt功率运行下CITATION ＋WIMSD-4和MCNP程序给出的中央孔道轴向热中子注量率分布。

图7 中央孔道轴向热中子注量率分布Fig.7 Axial thermal neutron fluence rate distribution in central channel

2.3 热工参数计算

利用RELAP5／MOD3.2热工安全瞬态分析程序计算了燃料热管通道的热工参数。考虑到改造首先应充分利用堆内已有的设备和回路，设计仍假定冷却剂总流量为（796×2）t／h，假设所有组件冷却剂平均分配，冷却剂入口温度为50 ℃。计算模型节块划分如图8所示。

图8 RELAP5节块划分Fig.8 RELAP5node dividing

采用Bowring公式［10］计算临界热流密度qc（W／m2）：

其中：

pr≤1时，有：

pr≥1时，有：

式中：p 为压力，MPa；pr为相对压力，即系统压力与6.896 MPa之比；De、L 为流道尺寸，m；λ为汽化潜热，J／kg；Δhi为流入流道的介质进口比焓，J／kg；G 为质量流速，kg／（m2·s）。其适用范围为：p＝0.2～19 MPa，De＝2～45mm，L＝0.15～3.7m，G＝136～18 600kg／（m2·s）。计算结果表明，以表4所列的改造设计装载，冷却剂出口温度为62.04℃，燃料芯体最高温度为783.05℃，包壳最高温度为126.64℃，MDNBR 为1.92，满足热工安全要求。

2.4 钚产量计算

采用ORIGEN2 程序计算由轻水冷却或重水冷却堆芯的钚产量及品质，计算结果列于表5。可看出，从改造后的稍加浓缩铀燃料中提取武器级钚，产量约为0.2～0.3kg，且若要提取武器级钚，燃料需较小的燃耗，这种选择一方面代价非常高，同时也易于有关机构监管。另外，虽纯度低的239Pu也可用于核武器，但实际应用中问题很多，暂时不必考虑其可行性。

理论上235U 富集度越高，反应堆运行中产生的239Pu越少，但高富集度（如19%）的低浓铀产生的239Pu在运行满1a时仍可达到武器级水平，相较而言，小于5%富集度的低浓铀239Pu产量低、品质差，这也是本方案选择235U 富集度为3%的稍加浓缩铀燃料的原因之一。

表5 改造方案2堆芯钚产量及品质Table 5 Production and percentage of 239Pu in modified HWRR（proposal 2）

3 小结

经反复计算、分析、优化，最终确定某天然铀重水研究堆的改造设计方案如下：

1）反应堆设计热功率15 MW；

2）堆芯装载改为栅距9.9cm 的紧凑六角形栅格，堆芯容器直径减为230cm 左右；

3）将燃料由天然铀改为235U 富集度为3%的稍加浓缩铀燃料；

4）堆内燃料组件由150 组减为70～72组，活性区长度约100cm，每组燃料组件的元件棒数由18改为12；

5）保持反应堆重水慢化特性，冷却剂可根据实际情况与技术水平改为轻水冷却或保持重水冷却；

6）将堆内空出的燃料栅格孔部分封堵或改为控制棒导向管和垂直实验孔道，用于安装2根安全棒、12根调节／补偿棒，中心7根垂直孔道、燃料区2～4根垂直孔道以及反射层数根垂直孔道用于同位素辐照生产、中子活化分析、燃料材料考验等科研、生产任务。

根据物理、热工计算结果，改造后的重水研究堆民用放射性同位素辐照生产能力有所提高，获得了更好的运行安全性能与科学研究应用能力，同时丧失了钚生产堆的特性，达到了改造目标。

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