聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究

邵 增，刘国明，程和平

(中国核电工程有限公司，北京100840)

聚变—裂变混合能源堆燃料管理方案设计研究

邵 增，刘国明，程和平

(中国核电工程有限公司，北京100840)

本文根据聚变-裂变混合能源堆方案设计和燃料组件功率分布的特点，利用自主开发的蒙卡-燃耗耦合程序，开展了详细的燃料管理方案设计研究，分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案，针对这些类型的燃料管理方案，进行了燃耗分析计算，研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。根据各燃料管理方案的主要特点和计算分析结果，对比总结了它们的优点和缺点。本文为今后的聚变-裂变混合能源堆提供了燃料管理上的建议，也为进一步的经济性分析优化研究打下了基础。

混合堆；工作模型；功率放大倍数；燃耗；燃料增殖；经济性

Economic

聚变—裂变混合能源堆是利用聚变产生的中子进行裂变产能的一种次临界能源堆芯，在安全性、经济性、能源优化利用以及环境影响方面具有独特的优势。在国家ITER计划专项支持下，国内已经开展了大量的初步设计研究工作。本文在所建立的聚变—裂变混合能源堆的三维工作模型基础上，开展了燃料管理方案设计研究，分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案，针对这些类型的燃料管理方案，进行了燃耗分析计算，研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。

1 工作模型介绍

工作模型以ITER模型[1]基础，在其上增加裂变包层，组成聚变-裂变混合堆芯。工作模型使用参数化建模软件建立了三维立体计算模型，模型环向截面图见图1所示。

图1工作模型堆芯等效小半径为2.0m，等效大半径为6.2m。计算模型所考虑扇形角度为14.4°，极向组件17个，全堆组件总数目为425个，堆芯总表面积697.2m2，总铀装量625.26t。

燃料包层组件紧贴第一壁，平均每个组件表面积为1.64m2。每个燃料组件内，冷却剂通道均匀布置在燃料中，呈正三角形排列。燃料采用天然铀的铀锆合金，冷却剂水与普通压水堆参数相同。燃料与冷却剂之间用锆合金管隔开，力学计算显示足够承受冷却剂的压力。每层燃料布置42(41)个栅格，共6层。

产氚组件布置在燃料组件之后，高106cm，厚37.6cm，共含7层产氚材料和6层慢化剂水。产氚材料与慢化剂之间用锆板隔开。产氚材料为Li2TiO3，慢化剂材料为水。

堆芯下部还包括三个偏滤器组件，占总表面积的11.4%。偏滤器简单考虑成一定厚度的铜合金板。考虑偏滤器组件的主要原因是要考虑实际中子泄漏对堆芯性能的影响。

工作模型的建立考虑了ITER模型的实际情况和工程可行性，对可能变化的参数采用了保守考虑。对堆芯关键性参数如第一壁厚度、泄漏面积、铀水比、裂变包层厚度、慢化剂材料等都进行了详细的敏感性分析[2]，发现了一些定标关系或定性的变化规律。工作模型的堆芯参数都是进过仔细研究和初步优化的。铀水比、燃料组件厚度、产氚层慢化剂类型(轻水/石墨)、产氚层厚度、产氚层密封等，都采用了尽可能利于产氚的值。

2 计算工具说明

所应用的燃耗计算程序为自主开发的燃耗计算耦合程序MOCouple-s[3]。

MOCouple-s程序是自主开发的自动化燃耗耦合程序，由蒙卡程序MCNP5a和点燃耗程序Origen-s耦合而成。MOCouple-s利用蒙卡程序计算堆芯功率分布和各燃耗区重要核素的相关截面，替换点燃耗程序中重要核素的反应 截面，并利用蒙卡程序计算出的各燃耗区的比功率进行燃耗计算，核素成分传递给蒙卡程序进行下一步的计算，如此反复，直到所有燃耗步计算完成为止。该程序可以适用几乎所有类型反应堆的燃耗计算，通用性强，完全自动运行，使用方便。经过对OECD/NEA压水堆燃耗基准题、ADS基准题等进行验证，MOCouple-s程序关于反应性和核素成分的计算结果与实测结果和其他程序的计算结果符合良好，说明该程序完全适用于新一代先进反应堆的研究设计。

在已经开展的混合堆球模型的燃耗对算工作中，MOCouple-s程序的计算结果与项目承担单位的计算结果符合良好，进一步验证了程序可靠性[4]。

本文开展的对算研究所采用的核数据库为蒙卡程序的自带截面库，绝大多数核素为ENDF/B-VI库，少数MCNP5程序截面库中缺少的核素的截面是基于ENDF/B-VI评价库使用截面库加工程序NJOY处理生成的。

3 燃料管理方案总体介绍

对于压水堆来说，堆芯内的燃料管理的作用主要有两个：1) 用新燃料组件，更换乏燃料组件，补充反应堆的反应性；2) 在反应堆内部倒换各组件，展平堆芯内燃料组件的功率分布，保证堆芯的安全性。对于混合能源堆来说，堆芯反应性随着燃耗的增加而增加，因此用新燃料组件更换乏燃料组件是为了保证燃料组件的燃耗不超限，以确保燃料组件的安全性。

聚变—裂变混合能源堆极向17个组件的功率分布相差不大，倒换燃料组件与否，对最终燃料组件的卸料燃耗影响不大。此外，与压水堆不同，决定混合能源堆组件的相对功率的大小，主要是堆芯中心区域，等离子体区的分布位置和形状，而不是组件的燃耗深浅。

由于上述的原因，在混合能源堆中，没有必要考虑在混合能源堆中开展燃料组件的倒换，而只研究混合能源堆燃料组件的更换，即混合能源堆的燃料管理研究方案主要围绕燃料组件的更换，而非燃料组件在堆芯位置的交换。

堆芯燃料管理方案的确定受燃料燃耗深度的限值。混合能源堆采用的是铀、钚与锆的合金燃料。虽然铀、钚金属燃料在提高燃料增殖系数、增大传热性能方面有较大的优势，但是在较深燃耗下的辐照稳定性较差[5]，而合金化可以克服铀、钚金属燃料辐照稳定性差的特点。美国阿贡实验室在EBR-II快堆上对铀、钚与锆的合金燃料棒进行了长期试验[6]，燃耗深度达到了18.4%，其中15000根燃料棒辐照超过7%，显示出良好的应用前景[7]。

混合能源堆堆芯堆芯铀装料为625.26t，额定功率为3000MW，满功率运行一年燃耗深度仅为1752MWd/tU，只有同功率压水堆的1/10，约为0.2%原子分数燃耗，五年的累积燃耗约为1%，考虑到功率分布不均匀性，最大燃耗也不到2%。这种燃料依靠国内现有的基础是可以开发成功的[8]，在本报告中，保守地设定燃耗限值为满功率5年或者卸料燃耗限值为11000MWd/tU。

4 初步经济性分析

在工作模型的基础上，分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案，针对这些类型的燃料管理方案，进行了燃耗分析计算，研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。

4.1 整体后处理的燃料管理方案

乏燃料后处理的方式考虑了湿法和干法两种方式，其中湿法后处理考虑了普雷克斯(Purex)流程的工业化方式，而干法后处理根据处理温度的不同，考虑了简单干法后处理、中温干法后处理和高温干法后处理三种。简单干法处理是指只去除Kr、Xe等裂变气体，中温干法后处理是指去除沸点在1400℃以下的裂变产物有，如Se、Kr、Rb、Cd、Sr、Sb、Te、I、Xe、Cs等元素的各种同位素；高温干法后处理是指去除沸点在2500℃以下的裂变产物，除中温后处理能够去除的元素，还有Ag、Eu、In、Sm、Ba等。

因此根据后处理的方式，设计并分析了Type1_a～Type1_e五种燃料管理方案。其中Type1_a是指燃料组件达到燃耗深度限值后，整体组件卸出堆芯进行湿法后处理，只分离出U和Pu复用，用贫铀补足重量制造新燃料组件，重新装入堆芯，如此重复运行n次，该方案铀钚核素成分的变化见表1所示。Type1_b同Type1_a类似，只是仅复用部分的钚，然后再用贫铀补足重量，如此重复运行n次，该方案铀钚核素成分的变化见表2所示。Type1_c是指燃料组件达到燃耗深度限值后，送去进行高温干法后处理，然后再用贫铀补足重量，如此重复运行n次，该方案铀钚核素成分的变化见表3所示。Type1_d和Type1_e则分别是指采用中温干法后处理和简单干法后处理，该方案铀钚核素成分的变化见表4、表5所示。五种燃料管理方案卸料燃耗相差不大，平均卸料燃耗为7763MWd/tU，每层平均燃料卸料由外至内分别为4289MWd/tU、5921MWd/tU、7380MWd/tU、8620MWd/tU、9722MWd/tU、10643MWd/tU，最内侧一层的平均卸料燃耗10643MWd/tU，满足卸料燃耗限值要求。

表1 湿法后处理燃料管理方案主要核素变化Table 1 Mass of main elements of fuel vary in the load scheme with wet reprocessing

表2 湿法后处理后复用部分钚的燃料管理方案主要核素变化Table 2 Mass of main elements of fuel vary in the load scheme with wet reprocessing and recycled plutonium

表3 高温干法后处理燃料管理方案主要核素变化Table 3 Mass of main elements of fuel vary in the load scheme with high temperature dry reprocessing

表4 中温干法后处理燃料管理方案主要核素变化Table 4 Mass of main elements of fuel vary in the load scheme with medium temperature dry reprocessing

表5 简单干法后处理燃料管理方案主要核素变化Table 5 Mass of main elements of fuel vary in the load scheme with simple temperature dry reprocessing

4.2 双循环燃料管理方案

双循环燃料管理方案是指，根据燃料组件在堆芯内各层燃耗的不均匀性，待组件内最大燃耗(靠近等离子体区的第一层)达到一定值后，组件相对于等离子体法线方向前后180°翻转，再继续进行辐照，待组件内最大燃耗深度达到限值后停堆换料。

目前开展的初步方案设计，从图1的剖面图中可以看出，极向方向上是长方体形状，在环形方向上，目前是按照扇形建模的，但实际建造中，可能会将燃料组件模块化设计，每个燃料组件都是一样的长方体形状，在大环方向的内侧和外侧，因周长不同而布置不同数目的燃料组件。这种情况下，还是有可能将燃料组件翻转后进行燃耗的，因此，本文也针对这种双燃料循环进行了分析。

为了使燃料燃耗在限值内，在Type2燃料管理方案中，一个循环寿期为3.3年，在一个循环寿期后，组件整体翻转，再装入堆芯，该方案铀钚核素成分的变化如表6所示。

表6 双循环燃料管理方案主要核素变化Table 6 Mass of main elements of fuel vary in double-cycle load scheme

双循环燃料管理方案平均卸料燃耗为10375MWd/tU,每层平均燃料卸料由外至内分别为10215MWd/tU、10588MWd/tU、10804MWd/tU、10681MWd/tU、10317MWd/tU、9647MWd/tU，最深一层的平均卸料燃耗10804MWd/tU，满足卸料燃耗限值要求。

4.3 分批换料燃料管理方案

分批换料燃料管理方案是指，根据燃料组件在堆芯内各层燃耗的不均匀性，将燃料组件内的6层每两层分为1区，共分成3区，进行批次换料，从而达到增大卸料燃耗深度的目的。

与双循环燃料管理方案类似，混合堆芯在实际建造中，可能会将燃料组件模块化设计，每个燃料组件都是一样的长方体形状，前述的每个燃料组件可以每两层拆分成一个燃料组件，即本方案中的一个燃料区，因此，本文也针对这种分批燃料循环进行了分析。

由于经历的循环数不一样，每个燃料区的平均燃耗相差明显，燃耗一定时间到燃耗限值后，先卸出对应的燃料区，其他的燃料区不做倒料，在卸料位置放入新燃料，如天然铀或者贫铀燃料，再进行燃耗，到其他一个区的燃料燃耗到限值后，再进行一个1/3换料，如此重复，形成平衡循环。这样的换料方式，每次更换1/3的堆芯燃料就可以保证持续发电，而且在燃料燃耗不超出限值的前提下，卸出燃料的平均燃耗深度更大，很大程度上增加了经济性。

根据新装燃料的不同，这种燃料管理方案又可细分成两种方案，这两种燃料管理方案对于燃料区的划分、乏燃料的卸除和新燃料的装载是一样的。第一种新燃料为天然铀燃料Type3_a，铀钚核素成分的变化见表7所示。第二种新燃料为贫铀燃料Type3_b，铀钚核素成分的变化如表8所示。达到平衡循环后，两种燃料管理方案的平均卸料燃耗分别为9775MWd/tU和9657MWd/tU，满足卸料燃耗限值要求。

表7 新装料为天然铀的分批换料燃料管理方案主要核素变化Table 7 Mass of main elements of fuel vary in batch-cycle load scheme with natural uranium

表8 新装料为贫铀的分批换料燃料管理方案主要核素变化Table 8 Mass of main elements of fuel vary in batch-cycle load scheme with depleted uranium

4.4 燃料管理方案特点比较

三类燃料管理方案中，整体后处理的燃料管理方案最大的优点是可以反复使用核燃料，但湿法后处理价格高，而干法后处理还未形成工业化；双循环燃料管理方案则可以延伸一炉堆芯的最大燃耗，但要求燃料组件每层形状一样，且燃耗较浅；分批换料燃料管理方案也对每层燃料形状有要求，而且堆芯的能量放大倍数和氚增殖比是各个燃料管理方案中最小的。各种燃料管理方案的特点如表9所示。

表9 聚变-裂变混合能源堆燃料管理方案特点比较Table 9 Character compare of the load schemes of the fusion-fission hybrid core

5 结论

本文针对聚变-裂变混合能源堆设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案的三类燃料管理方案，并进行了比较分析。

燃料管理方案设计，为下一步开展详细的经济性分析优化研究打下了基础。从燃料管理方案主要核素变化表中可以看出，聚变-裂变混合能源堆芯可使用天然铀/贫铀作为换料方案，平均每年可提供1t以上的高品质钚；也可以利用自身产生的钚制成贫铀MOX燃料作为换料方案，平均每年仅消耗贫铀尾料2t左右，同时可提供净值为1t左右的高品质钚。因此，聚变-裂变混合能源堆消耗资源很少，具有良好的经济性，是核能可持续发展、解决未来能源需求的一个良好选择。

[1] Summary of the Final Design Report. July 2001. GA0FDR4 01-07-26 R0.4.

[2] 邵增，梁志，刘国明.次临界能源堆参数敏感性分析方法的改进. 第十三届反应堆数值计算与粒子输运学术会议，2010年8月.

[3] 邵增，程和平，梁志.聚变-裂变混合堆程序开发及验证[J]. 原子能科学技术，2009年12月，第43卷增刊：48-51.

[4] 邵增，程和平.刘国明.聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究[J]. 原子能科学技术，2012年3月，第46卷第3期：277-281.

[5] 李文埮. 核材料导论 [M].北京：化学工业出版社，2007：236.

[6] 潘金生，范毓殿. 核材料物理基础 [M].北京：化学工业出版社，2007：5.

[7] 胡赟，徐銤. 快堆金属燃料的发展 [J]. 原子能科学技术，第42卷第9期，2008年9月.

[8] 师学明. 聚变裂变混合能源堆包层中子学概念研究[D]. 北京：北京应用物理与计算数学研究所，2010.

Fuel Management Design Research of Fusion—FissionHybrid Energy Reactor

SHAO Zeng, LIU Guo-ming，CHENG He-ping

(China Nuclear Power Engineering Co, Beijing, 100840)

Based on the scheme design and the fuel assembly power distribution of the fusion-fission hybrid energy reactor, detailed fuel management design research has been done using the independently developed burn-up program in this paper. Fuel management schemes with whole assembly post-process, double cycles and batch-wise cycles are designed. Based on these types of fuel management schemes, burn-up analysis calculation is carried out and zone-wise burn-up as well as the content of main fission nuclides are researched respectively. According to the main characters and calculation analysis results of the fuel management schemes, the advantages and disadvantages are balanced and summarized. This paper provides some advice for the fuel management of the fusion-fission hybrid energy reactor, which can be used for further economic optimization analysis.Key words: Hybrid reactor；Working model；Fuel management；Burnup；Fuel multiplication；

2016-01-10

邵 增(1985—)，男，山东滕州人，工程师，主要从事临界安全和次临界能源堆方面的研究

TL46

A

0258-0918(2016)05-0715-08