含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究

魏述平 李 兰 程诗思 朱建平 谭 怡

（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都 610213）

含MOX燃料堆芯与传统堆芯的辐射特性对比研究

魏述平 李 兰 程诗思 朱建平 谭 怡

（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室 成都 610213）

U-Pu混合氧化物(Mixed oxide, MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型堆芯为对象，对使用30% MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案进行分析，比较了含MOX燃料堆芯和传统的全UO2燃料堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom, DPA)和辐照监督管超前因子的特性差异。结果表明，与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比，平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率小20%左右，343°处的辐照监督管快中子注量率小8%，超前因子大15%；与国内占少数比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比，平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率大40%左右。进一步分析发现，虽然同等功率下MOX燃料比UO2燃料释放的中子多7%，但与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯相比，部分低泄漏MOX燃料堆芯的燃料管理方式使堆芯外围组件功率降低，使得压力容器受到的快中子辐照损伤降低。

U-Pu混合氧化物燃料，压力容器，快中子注量，原子位移次数，超前因子

由压水堆乏燃料后处理获得的UO2和PuO2可制成U-Pu混合氧化物(Mixed oxide, MOX)燃料[1]。目前，比利时、瑞士和法国有30多座反应堆正在使用MOX燃料，其已成为另一种可用于轻水堆的成熟燃料，对提高铀资源的利用率，减轻核电厂快速发展对天然铀的需求压力有重要作用[2–3]。由于国内尚无将MOX燃料应用于核电站的经验[4]，有必要开展相应的论证分析工作。

对于含MOX燃料的堆芯，由于Pu同位素的存在，对每次裂变产生的能量、快中子数目、快中子能量均会产生影响；堆芯材料因MOX燃料的存在也发生了较大变化，这对中子的输运产生一定影响。上述两点会引起压力容器本体快中子辐照程度的变化，快中子辐照是压力容器损伤的一个重要因素，直接关系到核电厂的安全、寿命和经济效益[5]，因此需要进行专题评价。

本文以国内M310堆芯[6]为研究对象，研究了含MOX燃料堆芯与传统的全UO2堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom, DPA)和辐照监督管超前因子等辐射特性方面的差异，从堆芯辐射安全方面为M310堆芯应用MOX燃料提供理论分析。

1 堆芯平衡循环

1.1 全UO2堆芯平衡循环（高泄漏）

高泄漏全UO2的M310堆芯在国内占主流。

堆芯含有157个AFA3G燃料组件，每个燃料组件按17×17方阵排列，由264个燃料棒、24个锆合金导向管和一个锆合金仪表管组成。冷态时相邻燃料组件中心距为21.504cm，活性段高度为365.76cm，等效直径为304.0 cm。反应堆第一循环堆芯燃料组件分3区装载，3批燃料组件数目分别为53、52、52个，对应的3种富集度分别为1.8%、2.4%和3.1%。从第二循环开始，堆芯沿用OUT-IN装载方式，每次装入52个新燃料组件，同时卸出52个燃耗较深或富集度较低的燃料组件。换料堆芯装入的新燃料组件富集度为3.2%。反应堆经过4次换料，到第五循环达到平衡年换料。

1.2 含MOX燃料堆芯平衡循环（部分低泄漏）

含MOX燃料堆芯是在§1.1平衡循环（第五循环）的基础上，从第六循环开始，每次装入堆芯12个MOX燃料组件和32个AFA3G燃料组件，同时卸出44个燃耗较深的燃料组件。经过5次换料，到第十循环达到平衡年换料。平衡循环时，堆芯含48个MOX燃料组件和109个AFA3G燃料组件，MOX燃料占到整堆芯燃料组件的30%。其中，AFA3G燃料组件的富集度为3.2%，MOX燃料组件的平均Pu含量为8.6%。图1为MOX燃料组件的示意图，图2为含MOX燃料平衡循环堆芯的装载示意图。从图2可以看出，该堆芯外围有的是新燃料组件，有的是旧燃料组件，属于部分低泄漏堆芯。

图1 MOX燃料组件示意图Fig.1 Layout of MOX fuel assembly.

图2 含MOX燃料平衡循环堆芯装载示意图Fig.2 Loading pattern of the equilibrium cycle with MOX fuel.

上述含MOX燃料堆芯平衡循环是工程上可行的设计方案，其循环长度为11 047 MWd/tHM，寿期末AFA3G组件的最大燃耗为41 080 MWd/tHM，MOX组件的为50 882 MWd/tHM，首期初临界硼浓度为1 610 ppm，最大焓升因子FΔH为1.454，停堆裕量为3 467 pcm。

1.3 低泄漏全UO2堆芯平衡循环

低泄漏全UO2的M310堆芯在国内占比重不大，本文以岭澳一期第十循环的低泄漏堆芯作为低泄漏全UO2堆芯平衡循环的代表。该堆芯是在第五循环的高泄漏堆芯平衡循环基础上，采用IN-OUT方式每次装入32–44个富集度为4.2%的含钆组件，到第十循环时，达到平衡循环，此时堆芯外围燃料组件均是旧燃料组件，功率较低。

1.4 屏蔽结构及辐照监督管

从反应堆中心线出发，径向依次有堆芯、围板、反射层水和成型板、吊篮、水层、热屏蔽、辐照监督管、水层、压力容器等，1/4反应堆(270°–360°)示意图见图3。辐照监督管组件安装在热屏蔽的外侧，共有6根，管中心径向角度分别为107°、110°、287°、290°、340°、343°[6]。

图3 1/4反应堆示意图Fig.3 Layout of 1/4 reactor.

2 计算方法

采用蒙特卡罗程序(Monte Carlo N Particle Transport Code, MCNP)[7]完成压力容器及辐照监督管快中子注量率的计算。计算假设为：(1) 由于堆芯和堆芯外结构的旋转对称性，计算采用1/4几何模型，如图3所示；(2) 堆芯瞬发中子采用混合裂变谱，考虑燃耗对多种裂变同位素的影响（包括235U、238U、239Pu、241Pu等）；(3) 单独考虑每个外围组件裂变中子数ν、裂变能量K (kappa)，其余组件取全堆平均值；(4) 考虑平衡循环整个循环平均的堆芯径向和轴向功率分布，其中外围组件的功率分布采用PIN-BY-PIN的形式（外围组件各棒的裂变中子数ν、裂变能量K差异很小，本文未进行PIN-BY-PIN精细考虑），内区组件采用组件平均功率；(5) 精细描述计算问题的几何结构及材料（每个组件对应一种材料）。

3 结果与分析

3.1 同功率下MOX燃料与UO2燃料快中子能谱的差异分析

压力容器的辐照损伤指标DPA随入射中子能量而增加，如图4所示。将典型的压水堆堆芯中子能谱对压力容器进行辐照，相对辐照损伤的贡献也如图4所示，可看出E＜0.1 MeV范围的中子对压力容器造成的损伤可忽略，应主要考虑E＞0.1 MeV或E＞1.0 MeV的中子。用MCNP进行固定源计算，在同功率情况下，比较MOX燃料与UO2燃料快中子能谱的差别，如图5所示，发现MOX燃料的快中子注量率比UO2燃料的大6% (E＞0.1 MeV)或8% (E＞1.0 MeV)。该快中子注量的相对偏差与两种燃料的υ/K值（表征产生单位能量所释放的裂变中子个数，MOX燃料的约为1.45，UO2燃料的约为1.35）相对偏差7%接近，原因是燃料放出的快中子在E＞0.1 MeV的能量范围内以慢化为主，没有明显的损失。当E＜0.1 MeV时，MOX燃料的中子注量比UO2燃料的小13%，原因是MOX燃料在该能量范围内的中子吸收截面大于UO2燃料。

图4 UO2燃料和MOX燃料的中子能谱Fig.4 Neutron spectra of UO2 fuel and MOX fuel.

图5 反应堆压力容器的中子辐照损伤Fig.5 Neutron radiation damage to reactor pressure vessel (RPV).

3.2 压力容器内表面快中子注量峰值

周向方向上，无论是高泄漏、低泄漏全UO2堆芯还是含MOX堆芯，峰值都出现在270°或360°，主要原因是这两个角度上压力容器离燃料组件较近，受到较强的中子辐照。其中MOX堆芯的反应堆压力容器内表面快中子注量率圆周方向相对分布如图6所示。轴向方向上，选取周向270°或360°，计算三种堆芯压力容器内表面快中子注量峰值，并进行比较，如图7所示。

图6 反应堆压力容器内表面快中子注量率圆周方向相对分布Fig.6 Relative circumferential distributions of fast neutron fluence rate on the inner surface of RPV.

图7 反应堆压力容器内表面快中子注量率轴向分布Fig.7 Axial distributions of fast neutron fluence rate on the inner surface of RPV.

从图7中可以看出，含MOX堆芯的快中子注量比高泄漏全UO2堆芯的小20%左右，比低泄漏全UO2堆芯的大40%左右。原因有：(1) 压力容器内表面快中子注量主要取决于堆芯外围燃料组件，含MOX堆芯的燃料管理策略是部分低泄漏堆芯，堆芯外围燃料组件的功率比高泄漏全UO2堆芯低18%，比低泄漏全UO2堆芯大27%；(2) 功率相同的情况下，MOX组件的快中子注量率比UO2组件仅大7%左右；(3) 压力容器表面中子注量峰值出现在360°或270°的位置，含MOX堆芯此位置附近组件的功率比高泄漏全UO2堆芯的小28%左右，比低泄漏全UO2堆芯的大38%左右。

轴向方向上快中子注量率随高度的变化，主要是由堆芯外围组件的轴向功率分布导致。运行40a[8]，均考虑75%的负荷因子，三种堆芯的压力容器内表面快中子注量峰值对比如表1所示。

表1 运行40 a压力容器内表面快中子注量的峰值及所在位置Table 1 Fast neutron fluence peak value and location on the inner surface of RPV after 40-a operation.

3.3 压力容器内表面DPA率峰值比较

压力容器受中子辐照后，压力容器材料内的原子可能被中子撞击而离开原来的位置造成缺陷。DPA反映了压力容器受到中子辐照损伤的程度，估算压水堆压力容器在设计寿期内的DPA可达0.1–0.2；DPA率(DPA·s−1)则反映了辐照损伤的速率。DPA随中子能量的变化如图5所示，计算中考虑全能量范围中子注量对DPA贡献的总和。从图5中可看出，中子能量越高，发生DPA的概率越大，因此压力容器主要受到快中子的损伤，其DPA率的周向和轴向的变化趋势与图6、7相似，周向最大值出现在270°或360°处，且两个角度差异不大。轴向方向上，选取周向270°或360°，计算两种堆芯压力容器内表面DPA率在轴向分布如图8所示。从图8中可以看出，含MOX堆芯的DPA率比高泄漏全UO2堆芯的小20%、比低泄漏全UO2堆芯的大43%。因为DPA率与快中子注量密切相关，所以它减小或增大的原因与§3.2的原因相同。

图8 反应堆压力容器内表面DPA率轴向分布Fig.8 Axial distribution of DPA rate on the inner surface of RPV.

3.4 辐照监督管快中子注量及超前因子

辐照监督管内装有压力容器及其焊接材料，辐照监督管挂在热屏蔽外，每个托架上布置两根管，在靠近圆周方向270°附近的两根管的角度分别为287°、290°，在靠近圆周方向0°附近的两根管的角度分别为340°、343°。超前因子是指辐照监督管内剂量探测器处的快中子注量平均值与压力容器内表面及1/4壁厚度处的最大快中子注量的比值，通过检测辐照监督管内材料的辐照损伤情况，即可评估该材料受到超前因子相应倍数的中子辐照的辐照损伤情况。

因为本参数不直接影响压力容器的辐照损伤，因此本文仅分析含MOX堆芯与其来源的高泄漏全UO2堆芯的差异。计算得到两种堆芯的辐照监督管超前因子(E＞1.0 MeV)如表2所示。

表2 辐照监督管超前因子Table 2 Forward factor of irradiation surveillance capsule.

含MOX堆芯的辐照监督管超前因子均比高泄漏全UO2堆芯大15%左右。以343°的辐照监督管为例进行分析原因：(1) 含MOX堆芯的辐照监督管快中子注量率平均值比高泄漏UO2堆芯小8%，原因是靠近该辐照监督管位置处的燃料组件，含MOX堆芯的平均功率比高泄漏全UO2堆芯的小9%，发射的快中子也相应变小，并且变小的比例相当；(2)含MOX堆芯的压力容器快中子注量率峰值比高泄漏全UO2的小20%。

4 结语

(1) 辐照监督管、压力容器快中子注量、压力容器辐照损伤的程度主要受两个因素的影响：堆芯外围组件的功率和燃料组件的υ/K值。

(2) 同功率下，MOX燃料本身比UO2燃料释放的快中子大6% (E＞0.1MeV)或8% (E＞1.0MeV)，原因是MOX燃料υ/K比UO2燃料小7%左右。

(3) 以DPA来衡量压力容器的辐照损伤程度，含1/3 MOX燃料组件的部分低泄漏M310堆芯对压力容器的辐照损伤，比高泄漏全UO2堆芯小20%，比低泄漏全UO2堆芯大43%。

(4) 含MOX堆芯比高泄漏全UO2堆芯的辐照监督管超前因子大15%左右，因此含MOX堆芯的辐照监督抽取会更提前。

综上所述，虽然MOX燃料本身释放的快中子增多，但通过外围组件合理的部分低泄漏装载，虽然与国内少数的低泄漏全UO2堆芯相比快中子辐照损伤较大，但与国内主流的高泄漏全UO2堆芯相比，压力容器受到的快中子辐照损伤更低，在核电厂运行过程中，其辐射安全性能是有保障的。

1 伍浩松. MOX燃料[J]. 国外核新闻, 2007, 1: 25–27 WU Haosong. MOX fuel[J]. Foreign Nuclear News, 2007, 1: 25–27

2 李天涯. MOX燃料在压水堆中应用的关键核特性研究[D]. 成都: 中国核动力研究设计院, 2012

LI Tianya. Key characteristics study for MOX fuel used in PWR[D]. Chengdu: Nuclear Power Institute of China, 2012

3 张家骅, 陈志成, 包伯荣. 在重水堆中用贫铀作为核燃料的应用研究[J]. 核技术, 1999, 22(9): 521–527

ZHANG Jiahua, CHEN Zhicheng, BAO Borong. Research on using depleted uranium as nuclear fuel for HWR[J]. Nuclear Techniques, 1999, 22(9): 521–527

4 马续波, 陈义学, 王龙泽, 等. 压水堆核燃料循环情景模式初步研究[J]. 原子能科学技术, 2013, 47(5): 811–815. DOI: 10.7538/yzk.2013.47.05.0811

MA Xubo, CHEN Yixue, WANG Longze, et al. Preliminary study on PWR nuclear fuel cycle scenarios[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(5): 811–815. DOI: 10.7538/yzk.2013.47.05.0811

5 邬国伟, 卢玉永. 反应堆压力容器中子辐照损伤的分析和评价[J]. 核动力工程, 1988, 9(3): 193–198

WU Guowei, LU Yuyong. Irradiation damage for reactor pressure vessel[J]. Nuclear Power Engineering, 1988, 9(3): 193–198

6 邓理邻, 吕焕文, 谭怡, 等. 辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究[J]. 核动力工程, 2013, 34(S1): 84–86

DENG Lilin, LYU Huanwen, TAN Yi, et al. Research on theoretical calculation method for refined modeling of fast neutron flux in irradiation surveillance capsule[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(S1): 84–86

7 Briesmeister J F. MCNP-A general Monte Carlo N-particle transport code[R]. LA-12625-M, March, 1997

8 吕铮. 核反应堆压力容器的辐照脆化与延寿评估[J].金属学报, 2011, 47(7): 777–783. DOI: 10.3724/ SP.J.1037.2011.00265

LYU Zheng. Radiation-induced embrittlement and life evaluation of reactor pressure vessels[J]. Acta Metallurgica Sinica, 2011, 47(7): 777–783. DOI: 10.3724/ SP.J.1037.2011.00265

CLC TL48

Comparison of irradiation characteristics between the reactor core with the MOX fuel and the traditional core

WEI Shuping LI Lan CHENG Shisi ZHU Jianping TAN Yi
(Science and Technology on Reactor Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610213, China)

Background: The mixed oxide (MOX) fuel is made from UO2and PuO2by post-processing of the spent duel of pressed water reactor (PWR). It has a good future for wide application but needs plenty of analyses of its characteristics prior to being used in the reactor. Purpose: This study aims to analyze the radiation characteristics of MOX fuel compared with the traditional core fuel. Methods: In accordance with the fuel management of M310 nuclear power plant (NPP) with 30% core filled with MOX fuel assemblies, fast neutron fluence, displacement per atom (DPA) rate on reactor pressure vessel (RPV) and forward factor of irradiation surveillance of the reactor core are studied and compared with both the traditional high leak reactor core with UO2assemblies in equilibrium cycle and the low leak reactor core with UO2assemblies which is minority in China. Results: The former comparison results show that the change of the fast neutron fluence and DPA rate on RPV are decreased by 20%, the fluence rate of irradiation surveillance in the direction of 343° is decreased by 8%, forward factor of irradiation surveillance in the direction of 343° is increased by 15%. The latter comparison results show that the change of the fast neutron fluence and DPA rate on RPV are increased by about 40%. Comparing the MOX fuel with the UO2fuel on the same power level independently, it shows that MOX fuel releases 7% more fast neutron than UO2fuel. Conclusion: The reactor core with MOX assemblies has less damage than the traditional high leak reactor core with UO2assemblies.

MOX, RPV, Fast neutron fluence, DPA, Forward factor

TL48

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.100601

核反应堆系统设计技术国家级重点实验室运行基金资助

魏述平，男，1985年出生，2011年于中国核动力研究设计院获硕士学位，从事反应堆源项与辐射屏蔽设计与研究

2015-05-16，

2015-07-15