热室乏燃料贮存临界安全分析

邵静

摘 要：遵照我国相关法规和标准，根据热室乏燃料存储方案及相关核材料信息，利用MCNP程序，使用基于ENDF/B-VI的核截面数据库（精确的点截面数据），对120个相似的临界基准例题进行验算，对热室乏燃料存储核临界安全问题进行计算分析。通过以上临界计算，得出热室贮存压水堆乏燃料在三种不同的排放情况下都能够保证核临界安全，为最终确定热室存储核燃料方案提供依据。

关键词：MCNP 热室 临界安全分析 乏燃料

中图分类号：TL24 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2015）12（c）-0143-03

The Critical Safety Analysis of Hot Cave

Shao Jing

（China Institute of Atomic Energy，Beijng，102413，China）

Abstract：The purpose of this report is to document the validation of criticality safety methodology to be used in the criticality of spent fuel storage in hot cave. The validation is performed using MCNP code and ENDF/B-V library against 120 selected critical benchmarks. From the calculations， the upper safety limit is determined. Then the analysis of the validation results is presented. This report gives the scheme for the fuel storage in hot cave.

Key Words：MCNP；Hot cave；Criticality safety analysis；Spent fuel

随着核能在科研、军事及民用等领域的不断发展利用，近几十年来世界范围内的核设施一直在不断增加，随着核电的不断发展，反应堆运行及退役过程中产生的乏燃料也在不断增加。因此需要安全经济地贮存和处理乏燃料，从而分析乏燃料贮存的临界安全问题尤为重要。该文根据热室结构参数及相关核材料信息，对热室乏燃料贮存井的核材料存储方案进行临界安全分析，为最终确定存储方案提供依据。以典型压水堆核电站乏燃料的结构尺寸和材料参数为例，对热室中单个吊桶最密集状态装满燃料元件、所有吊桶中以最密集存放并装满燃料元件及完全只有芯块（即去除包壳）并满载的三种贮存状态的临界安全进行分析。对热室临界安全分析计算依据的规定为GB15146.1-2008《反应堆外易裂变材料的核临界安全规定》。

1 计算模型

临界安全分析计算使用的程序是MCNP[1]程序，使用的核截面数据库为广泛应用的ENDF/B-VI数据库。MCNP程序是美国LOS ALAMOS实验室研制的一个大型的多功能的蒙特卡罗中子-光子-电子耦合输运计算程序。该程序可以处理任意三维几何结构的问题，具有较强的通用性，提供了通用源、临界源等多种源分布，使用精细的点截面数据，具有良好的计算精度，被国内外用户广泛用于核设施临界设计和评估，可满足该次临界安全分析的要求。在进行临界安全分析过程中使用的计算模型与实际贮存容器的构型有些差别，计算模型偏于保守。

使用的压水堆核电站乏燃料元件外面为锆合金包壳，壁厚约0.6 mm，里面为UO2芯块，直径约8 mm，高度10 mm，富集度3%，燃耗深度最高62 000 MWd/tU。热室存储井包括：9个内径为160 mm的大孔和59个内径115 mm的小孔，深都是2 m。燃料元件或燃料芯块放在吊桶中，将吊桶放入存储井内，吊桶长为1 150 mm，上部放入屏蔽铅塞。吊桶的材料为不锈钢，孔周围为混凝土，吊桶上部放置铅塞。为了计算最大临界值，计算时燃料棒和吊桶周围空隙充满水。

2 次临界限值的确定

根据GB15146.2-2008《反应堆外易裂变材料的核临界安全第2部分：易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值》[2-4]中规定：“只要有合适的实验数据，则应当以实验数据为依据来建立次临界限值，并应当考虑所用数据的不确定度留有适当的裕量。在没有可直接利用的实验测量数据情况下，可以由计算结果导出次临界限值，但所用计算方法应当是按照第5章的规定通过与实验数据的比较证明为有效的”。

在核临界安全评价中应用分析计算方法去预计中子增殖因子时，对于所计算出中子增殖因子，加上其不确定度，应当小于或等于中子增殖因子的次临界限值，即：

≤ （1）

公式（1）中为被评价系统的有效增殖系数计算值的最大允许值，即次临界上限值。为计算的统计不确定度，由计算程序MCNP给出。为确保系统次临界性而留出的裕量，一般取值为0.05。为对基准实验计算得出的中子增殖因子的平均值。为的偏倚或不确定度，包括实验的不确定度和计算的统计不确定度两部分。

在使用一个程序进行临界安全分析计算之前，需确认程序计算结果是可靠的。程序应用于临界安全分析的有效性，可通过临界基准试验检验来完成。使用MCNP程序[1]，对欧共体原子能机构（OECD—NEA）的临界安全基准估算手册中堆芯为低浓铀燃料棒栅格结构（LEUCT系列）的120个临界基准实验装置进行了验算，选取的这组临界基准实验与被评价系统具有相似的材料组分、几何结构、中子能谱，以及核特性。

选取的120个临界基准实验使用UO2燃料，矩形栅格，轻水慢化。120个临界基准实验又分为简单栅格实验和分离隔板实验。简单栅格实验又分为单栅格实验和栅格阵实验，栅格阵实验使用轻水作为慢化剂和反射材料，而没有其他物质阻隔。分离隔板实验又分为单栅格实验和组件阵列实验，实验阵列使用水作为反射层，不锈钢、硼钢、硼铝作为毒物放在阵列旁边或内部。

选取的120个基准实验计算所得中子增殖因子不存在关于某一趋势但呈正态分布时，可以使用下容差限方法计算的值，这种方法只是确认数据的限值而不会进行外推。我们可以计算得出各基准实验的中子增殖因子的值和对应的计算不确定度，各实验室可以提供基准实验的测量不确定度。从而得到第个临界基准实验例题的不确定度为：

（2）

可计算得：

（3）

下容差限方法中考虑到样本数的影响：

（4）

公式（4）中U为120个样本数所对应的影响值，可查表得到为1.899。

偏倚不确定度： （5）

（5）式中，是关于基准实验平均的不确定度，为平均总不确定度。

（6）

（7）

最后计算得的值为0.0030。从而计算得次临界限值为0.9314。

3 临界安全分析结果

热室中单个吊桶以最密集状态装满燃料元件、所有吊桶中以最密集状态装满燃料元件、所有吊桶中以最密集状态装满燃料芯块（即去除包壳）的三种贮存状态的临界安全分析结果如表1所示。从计算结果可知，在完全只有燃料芯块并满载的情况下，的值最大，为0.74811，小于次临界限值0.9314。

由于装入燃料的富集度有可能有0.05%的偏差，吊桶的加工尺寸也有一定的公差（长度公差为±1.3 mm，直径公差为±0.65 mm），为了分析上述不确定性对计算结果的影响，对这两项变量进行了敏感性分析。分析时，选取的案例为最大的情况，即所有孔满载芯块的情况，其临界安全计算敏感性分析结果如表2所示。

从计算结果可知，富集度的敏感性较大，MCNP程序的为0.01013/1%。相比于富集度的敏感性，直径和长度的敏感性非常小。由于尺寸公差非常小，按照现有的计算的精度（万分之七）无法准确现有的公差导致的变化情况，因此，只考虑富集度的公差，计算得到的最大的值为0.75395，仍小于次临界限值。

4 结语

该文遵照我国相关法规和标准，利用MCNP5程序，使用基于ENDF/B-VI的核截面数据库（精确的点截面数据），对热室乏燃料存储的核临界安全问题进行了充分的计算分析。在开展计算工作之前，利用国际公开发表的符合该案例实际情况的临界安全基准实验数据，共计120个，对计算程序进行了验证，确定了MCNP程序计算此类问题时的偏倚和次临界限值。在进行临界安全计算分析时，采取了较为保守的假设，计算时燃料棒和吊桶周围空隙充满水，即相当于事故情况下，MCNP计算的的最大值为0.75395，小于次临界限值。

因此，通过该文对热室乏燃料贮存的临界安全分析可以得出，在各种正常情况和可信的事故情况下贮存典型压水堆乏燃料，系统的中子增殖因子均小于次临界限值，均处于次临界安全的状态。

参考文献

[1] MCNPTM-A General Monte Carlo N-Particle Transport Code Version 5.

[2] GB15146.1-2008，反应堆外易裂变材料的核临界安全第1部分：核临界安全行政管理规定[S].2008.

[3] GB15146.2-2008，反应堆外易裂变材料的核临界安全第2部分：易裂变材料操作、加工、处理的基本技术准则与次临界限值[S].2008.

[4] GB15146.3-2008，反应堆外易裂变材料的核临界安全第3部分：易裂变材料贮存的核临界安全要求[S].2008.