CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

刘兴民，唐国静，吴晓春

(中国原子能科学研究院 反应堆工程研究设计所，北京 102413)



CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

刘兴民，唐国静，吴晓春

(中国原子能科学研究院 反应堆工程研究设计所，北京 102413)

U-Mo合金燃料具有铀密度高、辐照稳定性好和后处理简单等优点，是未来研究堆燃料的理想选择。在保持中国先进研究堆(CARR)主体结构不变的基础上，使用合适的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料，进行堆芯方案初步研究。通过对中子注量率、循环长度等关键参数的对比分析，给出了较优的堆芯物理设计方案。该堆芯物理方案具有更好的设计参数，并可节省大量的燃料经费支出，提高了反应堆运营的经济性。

高铀密度；U-Mo合金燃料；中国先进研究堆；堆芯物理方案

较高的中子注量率和燃料低浓化是研究堆的发展趋势，已建成的中国先进研究堆(CARR)采用了铀密度为4.3 g/cm3的U3Si2-Al弥散体板状燃料，最大热中子注量率达1×1015cm-2·s-1，符合研究堆的发展趋势。但U3Si2-Al这种燃料后处理难度大，且铀质量密度越高，加工难度越大，高燃耗下的耐辐照性能越差。CARR目前使用的燃料铀密度相对较低，在获得高中子注量率的前提下，换料周期短，产生的乏燃料多，经济性差。

本工作采用铀密度更高的U-Mo合金燃料替换CARR目前现有燃料，在维持反应堆主体结构不变的基础上，对CARR堆芯进行合理的优化设计。

1 U-Mo合金燃料及应用

U-Mo合金燃料具有铀密度更高、γ相稳定、辐照性能优良和后处理简单等优点，从20世纪90年代中期起，美国、法国、俄罗斯、阿根廷、韩国、日本等国家相继开展了U-Mo合金燃料的研究，现已成为“研究堆低浓计划(RERTR)”开发低浓铀燃料的热点。使用U-Mo合金燃料也是研究堆的一个发展趋势[1]。

为尽早实现U-Mo合金燃料的应用，国外很多国家开展了先进研究试验堆堆芯方案的初步研究。美国早期在RERTR计划中对其高通量同位素堆(HFIR)进行过燃料更换的堆芯中子学可行性研究，当时方案采用的U-Mo合金燃料铀密度达9 g/cm3[2]。日本最近采用铀密度为8 g/cm3(富集度为19.75%)的U-Mo合金燃料进行堆芯概念设计，组件形式与材料考验堆(MTR)相同，采用轻水冷却、重水反射的开放性池式堆型，设计核功率为60 MW。其设计的中空式堆芯方案可获得较相同尺寸的非中空式堆芯高30%的热中子注量率[3]。韩国计划新建的KJRR研究堆采用高密度的U-Mo合金板状燃料，开放性箱体池式堆型，铍作反射材料，设计核功率约为20 MW，并计划利用反应堆开展裂变产99Mo的技术研究。国内在U-Mo合金粉末制备方面进行了相关研究[1]，中国核动力研究设计院已制备出初级的改进型(U-Mo)-(Al-Si)弥散燃料小板，如图1所示。

图1 (U-Mo)-(Al-Si)弥散燃料小板Fig.1 (U-Mo)-(Al-Si) dispersion fuel plate

2 燃料成分的确定

2003年，美国及其他国家的研究者先后发现在高中子注量率和高燃耗下辐照的(U-Mo)-Al弥散燃料板发生了严重肿胀，研究分析表明，肿胀是由不稳定的U-Mo/Al反应层造成的，Al基体中含质量分数为2%或更高含量的Si的改进型弥散燃料板在中高燃耗下表现了良好的辐照性能，可有效解决U-Mo合金弥散燃料的“枕形”肿胀问题[4]。

依据国外研究成果，如图2所示，U-Mo合金中Mo的质量分数为10%，裂变气体肿胀率最低[5]；另外，综合考虑到CARR的工程实际，最终选择铀密度为7.5 g/cm3的(U-10%Mo)-(Al-2%Si)弥散燃料，235U富集度为19.75%。

图2 裂变气体肿胀率随Mo质量分数的变化Fig.2 Variation of fission gas swelling rate with Mo mass fraction

3 堆芯方案和设计参数

3.1 优选堆芯方案

在CARR主体结构不变的基础上，用铀密度更高的U-Mo合金燃料进行堆芯优化，反应堆初始剩余反应性应变化不大，以保证控制机构与控制方式基本不变。在相同核功率下，为提高热中子注量率，需减小堆芯临界质量和临界体积。实际上，CARR堆芯结构已相对紧凑，在不考虑减小燃料组件高度的情况下，去掉中心栅格的燃料组件可较好地满足以上要求。

优选方案堆芯布置如图3所示，共包括16盒标准组件和4盒控制棒跟随组件，组件外形尺寸与CARR相同，中心栅格暂用铝块填充。

3.2 中子注量率

热中子注量率是研究堆设计的重要指标。图4为堆外重水反射层内热中子注量率径向分布。计算值为反应堆60 MW功率下轴向-40～40 cm高度内平均热中子注量率沿径向的分布。从图4可看出，三者均在距堆芯中心37 cm处形成峰值。优选方案由于减少1盒组件，堆芯功率密度更高，热中子注量率较相同燃料成分的21盒组件方案更高，而相较于CARR，也保持了相当或稍高的热中子注量率水平。

图3 U-Mo合金燃料堆芯方案布置Fig.3 Layout of core scheme with U-Mo alloy fuel

图4 堆外重水反射层内热中子注量率径向分布Fig.4 Radial distribution of thermal neutron fluence rate in heavy water reflector

此外，去掉燃料组件的中心栅格可改造成辐照孔道，满足一些需要较高快中子注量率的辐照研究，如材料辐照考验、嬗变长寿命放射性核素研究等。中心栅格内平均中子注量率列于表1。

表1 中心栅格内平均中子注量率Table 1 Average neutron fluence rate in central lattice

3.3 堆芯燃料管理

堆内燃料管理是反应堆运营经济性控制的主要内容，它包括计算燃料的燃耗、同位素的积累以及循环寿期等，确定较佳的换料周期和换料方案，以使反应堆燃料成本达到最低。

U-Mo合金燃料堆芯优选方案较CARR堆芯少1盒组件，但铀密度更高，铀装载量更多，循环寿期更长。图5为两者初始堆芯keff随运行时间的变化。另外，20盒U-Mo燃料组件的堆芯径向功率分布更为均匀，有利于设计更佳的换料方案。目前平衡堆芯换料周期为45 d，每次换料组件数为8和12盒。堆芯燃料管理参数对比列于表2。

图5 keff随运行时间的变化Fig.5 Variation of keff with operation time

表2 堆芯燃料管理参数对比Table 2 Parameter comparison on fuel management of core

CARR目前平均一炉燃料可运行50满功率天，采用U-Mo合金燃料的堆芯方案为90满功率天。假设CARR一年运行150满功率天，则需要3炉燃料，即63盒燃料组件，U-Mo合金燃料堆芯则仅需33盒燃料组件，每年可节省约30盒组件，这可在很大程度上减少燃料经费支出，同时减小了乏燃料贮存压力及后处理费用，使反应堆运营的经济性得到提高。

3.4 总体设计参数

在满足研究堆基本设计准则的基础上，经优化设计后的堆芯方案主要设计参数列于表3。

表3 反应堆主要设计参数Table 3 Main design parameter of reactor

4 小结

本文采用燃料密度高、辐照稳定性好的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料，进行堆芯方案初步研究，给出了优选方案总体设计参数。初步分析表明，优化设计方案具有更高的热中子注量率指标，中心孔道具有较高的快中子注量率，可拓展CARR的应用空间。另外，反应堆循环周期更长，产生的乏燃料数更少，使反应堆运营的经济性得到很大程度地提高。下一步将耦合热工水力分析，进一步完善堆芯设计。

[1] 尹昌耕，陈建刚，孙长龙，等. 中国核动力院U-Mo合金燃料研究现状及进展[J]. 原子能科学技术，2009，43(增刊):389-393.

YIN Changgeng, CHEN Jiangang, SUN Chang-long, et al. Research status and progress of U-Mo alloy fuel in Nuclear Power Institute of China[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2009, 43(Suppl.): 389-393(in Chinese).

[2] SEMBIRING T M, KUNTORO I. Core conversion study from silicide to molybdenum fuel in the Indonesian 30 MW multipurpose reactor[C]∥9th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM). Budapest, Hungary: [s. n.], 2005.

[3] KOMEDA M. Conceptual study for the hollow core of a research reactor[C]∥12th Conference of International Group on Research Reactor (IGORR). Beijing, China: [s. n.], 2009.

[4] WACHS D M. Progress in US LEU fuel development[C]∥9th International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM). Hamburg, Germany: [s. n.], 2008.

[5] PRIMM R T. Assumptions and criteria for performing a feasibility study of the conversion of the high flux isotope reactor core to use low-enriched uranium fuel[R]. US: ORNL, 2005.

Core Physics Scheme Study of U-Mo Alloy Fuel Applied in CARR

LIU Xing-min, TANG Guo-jing, WU Xiao-chun

(ChinaInstituteofAtomicEnergy,P.O.Box275-33,Beijing102413,China)

The U-Mo alloy fuel has several advantages such as high U density, good irradiation stability and simple reprocessing, which is an ideal choice of future research reactor. No changing the main structure of China Advanced Research Reactor (CARR), the core physics scheme study was performed based on the fuel change from U3Si2-Al dispersion fuel to U-Mo alloy fuel. Through comparison and analysis of neutron fluence rate and operation cycle, the optimal core physics design scheme was given. There are better design parameters in the core scheme, which could decrease the cost of fuel and increase the economy of reactor operation.

high U density; U-Mo alloy fuel; China Advanced Research Reactor; core physics scheme

2014-02-20;

2014-04-21

刘兴民(1976—)，男，辽宁大石桥人，研究员级高级工程师，博士，从事反应堆工程设计研究

TL392

A

1000-6931(2015)06-1018-04

10.7538/yzk.2015.49.06.1018