乏燃料干式贮存设施临界计算研究

洪 哲　赵善桂　张 敏　张 亮　刘 卓1（中国原子能科学研究院　北京 1041）（环境保护部核与辐射安全中心　北京 10008）（原子高科股份有限公司　北京 1041）



乏燃料干式贮存设施临界计算研究

洪 哲1，2赵善桂2张 敏2张 亮2刘 卓3
1（中国原子能科学研究院北京 102413）
2（环境保护部核与辐射安全中心北京 100082）
3（原子高科股份有限公司北京 102413）

以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象，用MCNP （Monte Carlo N Particle Transport Code） 4C程序，通过改变贮存设施内外的水密度，采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明，在正常工况下，keff远低于0.93，是临界安全的。在事故工况下，当水密度大于0.8 g·cm-3时，存在临界安全问题。然后选取适当的核素，通过使用ORIGEN-ARP程序，得到不同燃耗下核素的组成，在同一模型下考虑燃耗信任制，对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上，给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。

干式贮存，燃耗信任制，临界安全，乏燃料

在此基础上，采用燃耗信任制的方法对同一模型进行了临界安全研究。介绍了燃耗信任制中核素选取的原则和依据。乏燃料源项计算使用的程序为SCALE6.1程序系统中的ORIGEN-ARP程序，主要用于分析核素浓度随时间的变化及积存量、衰变热等源项参数的计算。ARP模块根据用户选择的组件类型、富集度、燃耗深度等信息，通过插值运算产生对应的截面库。ORIGEN-ARP能使用ARP插值截面库，快速计算乏燃料组件的源项［4］，广泛应用于乏燃料贮存等的源项计算。

本文通过对典型的混凝土筒仓式乏燃料干式贮存设施的临界计算，初步掌握了其新燃料假设下的临界安全情况，并通过选取适当核素，采用燃耗信任制的方式对同一模型进行临界分析，得到装载曲线，在可接受的区域进行乏燃料的装载与贮存。从而首次系统地对干式贮存设施进行了临界安全研究，为后续乏燃料干式贮存设施的建设提供参考。

1　研究对象

1.1燃料组件

国内常用的压水堆燃料组件有 AFA-2G、AFA-3G和AFA-3G AA型。本文以AFA-3G型燃料组件为研究对象对临界安全进行研究，组件内的燃料棒是由低富集度UO2芯块装在M5合金包管内构成，燃料棒内充加压氦气。图1是燃料组件结构图，该组件的235U最高初始富集度为4.45 wt%，组件最大截面尺寸为214 mm×214 mm，总长度（压紧板弹簧不受压）为 4104.9 mm，活性段长度为3657.6mm。

在进行临界安全分析的过程中，保守考虑，将乏燃料组件假设成新燃料组件，且考虑制造工艺等的不确定性，计算时所有燃料组件采用的富集度均为4.5 wt%。

1.2干式贮存系统

HI-STORM 100系统［3］由三个独立的部分组成：多用途的密封罐（Multi-Purpose Canister， MPC）；贮存外包装（Overpack）；转运容器（Holtec International Transfer Cask， HI-TRAC）。HI-STORM 100系统还有一些必要的辅助系统，如真空干燥系统、氦回冲系统及泄漏探测器、起降及操作系统、焊接设备、转运车辆等。

HI-STORM贮存系统的MPCs是焊接的圆柱体结构。根据容器内燃料组件的类型和数量有8种类型的MPC型号，分别为：MPC-24、MPC-24E、MPC-24EF、MPC-32、MPC-32F、MPC-68F、MPC-68、MPC-68FF。本文以装载32组压水堆组件的MPC-32型内容器为研究对象，对整个贮存系统的临界安全进行分析。

图1　燃料组件结构示意图Fig.1　Diagram of the fuel assembly.

2　采用新燃料假设的临界安全研究

2.1计算模型

根据 HI-STROM 100系统的结构尺寸，用MCNP4C建立了对应的临界安全计算模型。HI-STROM贮存系统及内容器MPC-32截面图如图2所示。通过MCNP4C建立的模型的截面图如图3所示。

图2　HI-STORM贮存系统及MPC-32截面图Fig.2　Section drawing of HI-STORM storage system and MPC-32.

正常贮存条件下以一个贮存系统为对象，MPC-32容器内部充满氦气，MPC-32和贮存外包装间是空气，贮存外包装外为空气。正常贮存条件下的贮存设施阵列是在外边界设置镜面反射，该模型相当于贮存设施在空间中无限排列，对于正常贮存工况而言这种计算模型是保守的。

在贮存事故工况下，考虑最严重工况为内外容器间进水，同时内容器破损进水，水密度从1.0-0.001 g·cm-3间变化。贮存设施外部设30 cm水反射层，水密度从1.0-0.001 g·cm-3间变化。分析贮存系统内外部水密度分别变化时系统的反应性，计算得出事故工况下贮存系统有效增殖系数的变化，以评价事故工况下的最大反应性。同时，改变内部水密度，对贮存系统阵列事故工况下的反应性进行计算。

图3　MCNP4C建立的HI-STORM贮存系统及MPC-32截面图Fig.3　Section drawing of HI-STORM storage system and MPC-32 generated by MCNP4C.

2.2临界安全计算结果

根据新燃料假设的计算模型，采用 MCNP4C程序计算了乏燃料干式贮存设施在不同情况下的有效增殖因子。正常工况下的计算结果见表1。考虑到计算方法和工差等的不确定度，本文把临界安全限值从0.95下调至0.93，即在干式贮存设施计算中，若 keff大于 0.93，则认为是存在临界安全问题的。从表1可以看出，在正常贮存条件下，即使考虑2σ，也远低于0.93，在临界上是安全的。

表1　正常工况下计算结果Table 1　The calculation results under normal condition.

在事故工况下，首先固定贮存系统内部水密度（0.4 g·cm-3），改变贮存设施外部水密度，得到了临界安全计算结果，当外部水密度分别为：1 g·cm-3、 0.8 g·cm-3、0.6 g·cm-3、0.4 g·cm-3、0.2 g·cm-3、0.1g·cm-3、0.05 g·cm-3、0.01 g·cm-3、0.0001 g·cm-3时，keff为0.70622，σ为0.00060。keff随内部水密度的变化如图4所示。从图4中可以看出，贮存系统的货包外部水密度的变化对于整个货包系统的keff基本无影响，这是由于贮存外包装混凝土筒仓层较厚，外部水对内部中子的影响可以忽略不计。

图4　keff随外部水密度变化Fig.4　Value of keffchanges with the external water density.

然后固定贮存设施外部的水密度为1 g·cm-3，改变内部水密度，得到临界安全计算结果，keff随内部水密度的变化如图5所示。从图5可以看出，keff随着内部水密度而增大，这是由于水密度越大，慢化效果越好。当内部水密度大于0.8 g·cm-3时，keff大于0.93。事故工况下贮存设施阵列的计算结果见表2，其keff的变化趋势同单个贮存设施的一致。

图5　keff随内部水密度变化Fig.5　Value of keffchanges with the internal water density.

表2　事故工况下贮存设施阵列计算结果Table 2　The calculation results of storage facility arrays under accident conditions.

综上所述，当用新燃料组件进行临界安全计算时，正常工况下单个贮存系统和贮存系统阵列的keff均远小于0.93，是临界安全的。在事故工况下，当内部水密度较大时，单个贮存系统和贮存系统阵列均存在临界风险。这说明采用过于保守的新燃料假设对MPC-32型内容器来说，其keff计算结果不能满足临界安全的要求。因此，可采用燃耗信任制的方法进行临界安全研究。

3　基于燃耗信任制的临界安全研究

3.1燃耗信任制核素选取

燃耗信任制应用的关键在于乏燃料成分的计算。在应用燃耗信任制进行乏燃料成分分析时，其信任水平分为4种：可裂变核素水平、锕系水平、锕系加裂变产物水平及总的中子可燃吸收剂水平［5-6］。考虑4种情形下乏燃料成分的选择对反应性的影响时，均要考虑可裂变核素的减少对反应性的影响，但对中子有吸收效应的核素选择不同。可裂变核素水平和锕系水平计算结果相对保守；采用总的中子可燃吸收剂水平更接近实际情况。要获得相对精确的结果需要大量的测量、实验和验证工作。在大量验证燃耗信任方法的实验和基准工作的基础上，“锕系加裂变产物”水平在压水堆核电厂乏燃料湿法贮存系统中的应用已经是一种较成熟的技术，经济性和安全性均得到可靠保证［7-8］。因此，本文在乏燃料干式贮存设施燃耗信任制分析过程中，采用“锕系加裂变产物”的信任水平。

结合美国《燃耗信任制在压水堆乏燃料贮存运输容器临界安全分析中的应用》［9］的建议，同时参考《一种验证锕系和裂变产物燃耗信任制的临界安全分析方法-同位素组成预测》［10］和《一种验证锕系和裂变产物燃耗信任制的临界安全分析方法-临界（keff）预测》［11］中选取的核素，最终在燃耗信任制计算中选取的核素见表3。

按照表3中的核素，235U的富集度按4.5%，保守考虑最大燃耗为37000 MWd·tU-1，用ORIGEN-ARP计算可得到不同燃耗下的核素的成分，计算结果见表4。

表3　燃耗信任制计算中考虑的核素Table 3　Nuclides chosen for BUC calculation.

表4　富集度为4.5%不同燃耗下核素成分Table 4　Nuclides composition of different burnup for 4.5% enrichment.

（续表4）

3.2临界安全计算结果

根据上述计算模型，选择事故工况下即贮存设施外水密度为1 g·cm-3，内外容器间进水且内容器破损进水，水密度为1 g·cm-3的情况，计算干式贮存设施装载不同燃耗乏燃料的 keff，在不同燃耗下keff的变化如图6所示。从图6可以看出，keff随着燃耗的增大而减小，当燃耗大于 17000 MWd·tU-1时，keff小于0.93，在临界上是安全的，处于可接受的区域。反之，当燃耗小于17000 MWd·tU-1时，keff大于0.93，在临界上是不安全的，处于不可接受的区域。关于乏燃料贮存过程中的所有操作都应在可接受的区域进行。

乏燃料干式贮存设施实际装载前，对于不同的初始富集度，都有对应于不同燃耗情况下的核素组成。因此，可得到一组不同初始富集度下 keff对应燃耗的曲线，进而可以得到装载曲线。应在可接受的区域进行乏燃料的装载与贮存，以确保临界安全。

图6　不同燃耗下的keff.Fig.6　Value of keffin the different burnup.

4　结语

通过对HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施的临界计算研究，得出以下结论和建议：

1） 采用新燃料假设的内容器为 MPC-32的干式贮存系统，当内部水密度较大时，存在临界风险。基于新燃料假设的临界安全分析过于保守，燃耗信任制在满足安全的前提下，具有较好的经济性。因此，可以采用燃耗信任制的方法进行临界安全研究。

2） 在乏燃料干式贮存设施临界计算研究中，燃耗信任制核素的选取可以选择锕系元素加裂变产物的组合，核素种类的选择应有相应的依据或者数据支持。

3） 乏燃料干式贮存设施实际装载前，应对拟装载的不同初始富集度的乏燃料在各个燃耗情况下的临界进行计算，得到装载曲线，在可接受的区域进行乏燃料的装载与贮存，以确保临界安全。

1http：//www.nrc.gov/waste/spent-fuel-storage/diagram-typi cal-dry-cask-system.html［OL］， 2015-4-13

2FederalMinistryfortheEnvironment，Nature Conservation， Building and Nuclear Safety （BMUB）. Joint convention on the safety of spent fuel management and on the safety of radioactive waste management［C］. Report of the Federal Republic of Germany for the 15th Review Meeting， Vienna， May 2015

3Holtec international final safety analysis report for theHI-STORM 100 cask system［R］. Revision 9， USA：Nuclear Regulatory Commission， February 13， 2010

4Gauld I C， Bowman S M， Horwedel J E. Origen-ARP：automatic rapid processing for spent fuel depletion， decay，and source term analysis［R］. USA：ORNL， 2011

5张普忠， 陈义学， 马续波， 等. 基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算［J］. 核动力工程， 2010，31（2）：24-28

ZHANG Puzhong， CHEN Yixue， MA Xubo， et al. Criticality calculations of burnup-credit spent fuel storage pool for nuclear power plants［J］. Nuclear Power Engineering， 2010， 31（2）：24-28

6夏兆东， 周小平， 李晓波， 等. 田湾核电站乏燃料水池采用燃耗信任制的计算研究［J］. 原子能科学技术， 2013，47（11）：2098-2102

XIA Zhaodong， ZHOU Xiaoping， LI Xiaobo， et al. Calculation study of TNPS spent fuel pool using burnup credit［J］. Atomic Energy Science and Technology， 2013，47（11）：2098-2102

7攸国顺. 燃耗信任制技术在压水堆乏燃料贮存水池中应用的研究［D］. 北京：中国原子能科学研究院， 2005

YOU Guoshun. Study on the application of burnup credit in pressurized water reactor storage pool of spent fuel［D］. Beijing：China Institute of Atomic Energy， 2005

8周耀栋. 燃耗信任在PWR乏燃料贮存水池临界安全设计中的应用和发展综述［J］. 核工程研究与设计， 2004，48：2-11

ZHOU Yaodong. Application and development of burnup credit in criticality safety design for PWR spent fuel storage pool［J］. Research and Design of Nuclear Engineering， 2004， 48：2-11

9Burnup credit in the criticality safety analyses of PWR spent fuel in transportation and storage casks［R］. Division of Spent Fuel Storage and Transportation， Interim Staff Guidance-8， Revision 3， USA：Nuclear Regulatory Commission

10 Radulescu G， Gauld I C， Ilas G， et al. An approach for validating actinide and fission product burnup credit criticality safety analyses - isotopic composition predictions［R］. NUREG/CR-7108 （ORNL/TM-2011/509），USA：Nuclear Regulatory Commission， Oak Ridge National Laboratory， April 2012

11 Mueller D E， Scaglione J M， Wagner J C， et al. An approach for validating actinide and fission product burnup credit criticality safety analyses-criticality （keff）predictions［R］. NUREG/CR-7109 （ORNL/TM-2011/514），USA：Nuclear Regulatory Commission， Oak Ridge National Laboratory， April 2012

Calculation study on the criticality of dry storage facilities for spent fuel

HONG Zhe1，2ZHAO Shangui2ZHANG Min2ZHANG Liang2LIU Zhuo3
1（China Institute of Atomic Energy， Beijing 102413， China）
2（Nuclear and Radiation Safety Center， Ministry of Environmental Protection， Beijing 100082， China）
3（Beijing Atom High Tech Co.， Ltd.， Beijing 102413， China）

Background: The plight of a large number of spent fuel accumulation can be effectively alleviated by constructing spent fuel dry storage facilities. Having been widely adopted in foreign countries， spent fuel dry storage technology has not yet been studied in our country. Purpose: The aim is to study the criticality safety of spent fuel dry storage facility. Methods: The research object is HI-STORM 100 spent fuel dry storage facility internal loading AFA-3G fuel assembly in this paper. Using the MCNP （Monte Carlo N Particle Transport Code） 4C code， criticality safety was studied by changing the density of the water inside and outside of the storage facilities. Results: The results indicate that keffis far below 0.93 in the normal condition， which is safety. But there would be some problems if the water density is greater than 0.8 g·cm-3under accident condition. Nuclides composition based on burnup credit can be got by using ORIGEN-ARP code. And then calculation study on the critical safety of dry storage facilities in the same model was carried out. Conclusion: It is possible to provide some proposals on the research of criticality safety.

Dry storage， Burnup credit， Criticality safety， Spent fuel

乏燃料的大量累积给核电的发展带来不利影响。在后处理建设发展相对缓慢的情况下，乏燃料干式贮存可有效应对乏燃料累积带来的问题。乏燃料干式贮存设施主要有混凝土筒仓式［1］和金属容器式［2］两种，在国外都得到了广泛的应用。我国尚未开展压水堆乏燃料干式贮存设施的研究工作。本文——以美国Holtec公司的HI-STORM 100系统［3］为研究对象，采用新燃料假设对其临界安全进行了计算。临界安全分析采用MCNP （Monte Carlo N Particle Transport Code） 4C程序。

HONG Zhe， male， born in1984， graduated from China Institute of Atomic Energy in 2011， focusing on nuclear fuel cycle and materials Corresponding author：LIU Zhuo， E-mail：liuzhuo0409117@126.com

TL249

10.11889/j.0253-3219.2016.hjs.39.070601

洪哲，男，1984年出生，2011年毕业于中国原子能科学研究院，研究领域为核燃料循环与材料

刘卓，E-mail：liuzhuo0409117@126.com

2016-03-22，

2016-04-01