后处理效率对熔盐堆燃料循环性能的影响

2021-10-26邹春燕伍建辉余呈刚朱贵凤蔡翔舟陈金根

核技术 2021年10期

邹春燕伍建辉余呈刚朱贵凤蔡翔舟邹杨陈金根

1（中国科学院上海应用物理研究所上海 201800）

2（中国科学院先进核能创新研究院上海 201800）

液态熔盐堆将核燃料溶解于高温载体盐，液态熔盐既作为核燃料，同时也是堆芯冷却剂，因而无需复杂的燃料制备工艺，大大降低了其制备成本。在线加料和燃料后处理是熔盐堆区别于传统固态反应堆的重要特征之一［1］。由于熔盐具有流动性，通过物理和化学方法可实现堆内裂变产物的在线去除以及锕系核素的分离提取，能够有效减少堆内中子吸收，从而提高中子经济性。由此，熔盐堆被认为是实现钍铀闭式循环的理想堆型，并且在2002年被第四代国际论坛评选为6种先进核能系统之一［2−3］。2011年，中国科学院基于能源领域国家重大战略需求，启动了“未来新进核裂变能——钍基熔盐堆核能系统”战略性先导专项，成立了钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor，TMSR）中心，目标是研发第四代钍基熔盐堆核能系统，解决熔盐堆的关键技术挑战，同时实现钍资源的高效利用［4−5］。

干法后处理技术是TMSR专项重点攻克的关键技术之一，主要目标是分离裂变产物，回收钍、铀和载体盐，并且返回堆芯循环利用，从而实现钍资源高效利用和放射性核废料的最小化。目前，在干法后处理技术中，通常采用氟化挥发技术分离铀燃料，采用熔盐电解沉积技术实现钍燃料的分离，同时采用减压蒸馏技术实现载体盐的回收利用。通过回收TMSR 乏燃料中的Th、U 及载体盐，特别是昂贵的7Li的分离和循环使用，可以极大提高反应堆运行的燃料利用率和经济性。然而，在实际运行过程中，不同的干法后处理技术具有不同的分离效率，且在分离过程中由于一些核素的化学相似性将影响核素的分离效率，从而对熔盐堆的燃耗性能产生影响。

本文旨在研究不同核素的分离效率对燃料循环性能的影响，从中子物理层面提出核素分离种类及效率的需求。首先，基于液态熔盐堆堆芯结构分析了经过一段燃耗时间之后不同核素的中子经济性；其次，重点分析了不同干法后处理效率对堆芯燃料循环性能的影响。

1 模型及计算方法

1.1 熔盐堆堆芯模型

目前，TMSR 专项已完成了2 MW 钍基液态熔盐实验堆（Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel1，TMSR-LF1）的物理设计，并预计在2021年左右完成该实验堆的建设［6−7］。TMSR-LF1 的主要目标是用于验证熔盐堆的关键技术，钍的装量为千克级、燃耗深度仅约为1.5 GW·d·t−1。实验堆的低钍装量和浅燃耗无法完全满足未来熔盐示范堆的规模化钍利用的验证［8］。本文沿用实验堆的关键技术，对堆芯物理参数和钍装量进行放大，以实现规模化钍利用的验证：包括钍基熔盐堆的系统集成与工程热验证、钍燃料转换实验验证、实际工况下材料、仪器和设备实验与评估、熔盐堆技术标准和材料加工规范的制定验证等，以建立2 MWt TMSR-LF1 与百兆瓦熔盐堆的技术桥梁。计算分析模型和主要设计参数分别如图1和表1所示。

表1 堆芯详细参数Table 1 Detailed parameters of reactor core

图1 堆芯结构示意图Fig.1 Schematic diagram of reactor core

堆芯主要包括堆芯活性区和外侧石墨反射层：堆芯活性区等效直径和高度均为2 200 mm；石墨侧反射层厚约300 mm，以降低堆芯中子泄漏率。堆芯活性区由多个六棱柱石墨组件及其中包含的熔盐通道组成。石墨组件对边距为180 mm，中心设置直径60 mm 的燃料盐流道，燃料盐体积占比约为10%。堆芯热功率为65 MW，钍装量约为300 kg，采用与实验堆相同的基盐（FLiBeZr）和富集度为19.75%的低富集铀燃料。堆芯中布置了8个控制棒以满足不同状态的反应性控制需求，同时布置了8 个辐照通道用于高功率、深燃耗模式下熔盐堆关键材料的辐照实验。该熔盐堆中的石墨及堆芯关键部件寿命设计为10 a。

1.2 燃料运行模式

如图2所示，在本熔盐堆设计中，采用两套燃料后处理系统，一套是通过在熔盐泵中设计在线吹气系统-空泡系统（bubbling system），另一套是在采用批处理方式对燃料盐组分进行化学分离。在液态熔盐堆中，气体裂变产物和难溶贵金属均不溶于熔盐，可通过空泡系统去除。其他可溶裂变产物及锕系元素，通过干法后处理技术进行分离提取。目前通常采用的后处理技术主要有氟化挥发、电解还原和减压蒸馏等。考虑到反应堆运行的经济性，燃料批处理周期与堆本体寿命相同，即燃料盐运行10 a后，从堆芯卸载至离线后处理中心，冷却并储存一段时间至233Pa 衰变成233U 之后，首先通过氟化挥发技术分离U，其次通过减压蒸馏技术分离载体盐，最后通过电解沉积技术分离钍，其他裂变产物和次锕系核素（Minor Actinide，MA）作为核废料储存。在燃料运行过程中，反应堆维持低反应性运行，通过在线添料模块持续补充低富集铀燃料以维持堆内易裂变燃料的消耗。

图2 燃料运行模式Fig.2 Fuel operation mode

1.3 计算方法

与传统固态燃料反应堆不同，液态熔盐堆的气体及难溶贵金属等裂变产物可通过泵碗中的气泡系统在线去除，其他可溶裂变产物及燃料盐可通过在线或离线进行后处理，同时，熔盐堆还具有在线加料特点。

本文计算所采用的工具为本课题组基于SCALE6.1 程序自主开发的适用于熔盐堆的后处理程序MSR-RS［9−12］。SCALE6.1程序中包含了临界计算CSAS、临界-燃耗耦合计算TRITON 及燃耗/衰变计算ORIGEN-S等多个功能模块。然而，SCALE6.1本身无法满足熔盐堆在线加料及后处理的需求，因此，本项目研究组通过添加外部耦合程序研发了MSR-RS 程序，以实现熔盐堆的在线加料和后处理等功能的模拟计算。该程序已和现有的燃耗耦合程序进行过验证，结果符合较好，具有较高的可靠性和准确性［13−15］。

SCALE6.1提供了44群、238群及连续点能量等多种不同形式的中子截面数据库。本文采用的是基于ENDF/B-Ⅶ数据库加工而成的238 群数据库。SCALE6.1 为该数据库提供了不同温度下的截面加工模块，能够满足熔盐堆的温度需求。

2 结果与讨论

2.1 重要核素对反应性的贡献

核素的反应性贡献是决定燃料后处理方式的重要指标。反应堆运行一段时间后，裂变产物的累积以及锕系元素的产生都将对反应性产生影响。为了评估不同元素对反应性的贡献，本文首先评估了65 MW熔盐堆运行10 a后核素反应性变化。在10 a运行过程中，通过在线添加19.75% LEU 维持临界，鼓泡系统在线去除气体和难溶贵金属裂变产物（去除周期为30 s）。通过去除该种元素前后的keff差值计算得到不同核素对反应性的贡献。表2 给出了65 MW 熔盐堆以LEU 和Th（300 kg）为燃料运行10 a 之后，将主要锕系核素和裂变产物去除引起的反应性变化。可以看出，超铀核素中，Np、Am和Cm等次锕系核素对反应性起负贡献，Pu 同位素中由于239Pu的裂变贡献，对堆内反应性起正贡献。因此，若将Pu 同位素去除时，将引起2 010×10−5的反应性降低。此外，裂变产物的去除将引起较明显的反应性增加。从表2 可以看出，裂变产物的毒性主要集中在Nd、Sm、Eu和Pm等核素，其去除引起的反应性增加分别为2 560×10−5、2 580×10−5、1 210×10−5和680×10−5。综上所述，从中子经济性的角度考虑，次锕系核素和裂变产物的累积将对中子学性能产生明显的影响，是后处理中的重要处理对象之一。

表2 不同核素对反应性的贡献Table 2 Contributions to reactivity for different elements

2.2 化学后处理对燃料循环性能的影响

在后处理过程中，通过采用不同的化学后处理方法回收利用有用的核素，如U、Th 和载体盐等。然而，在实际过程中，不同核素由于化学性质的相似性导致在分离过程中不可避免地与其他核素混合，如分离钍元素时，由于一些稀土裂变产物和钍的性质接近，在分离过程中将可能有一些裂变产物与钍混合进入燃料盐中。因此，本文分析不同化学后处理效率对熔盐堆燃耗性能的影响，从中子物理性能的角度给出对化学后处理的需求。分别假设了如下不同的后处理方案：

1）不进行后处理，每隔10 a 后将燃料盐中所有组分全部返回堆芯；

2）考虑到Pu的正反应贡献，每隔10 a之后将所有的U、Pu、Th及载体盐返回堆芯；

3）每隔10 a 之后将所有的U、Th 及载体盐返回堆芯；

4）每隔10 a 之后将所有的U、Th 及载体盐返回堆芯，同时裂变产物的分离效率分别为20%、50%、80%、95% 和100%，此时假定所有TRU 的后处理效率为0；

5）每隔10 a 之后将所有的U、Th 及载体盐返回堆芯，同时超铀核素的分离效率分别为20%、50%、80%、95% 和100%，此时假设裂变产物的后处理效率为0。

基于上述5 种不同的后处理方案，从剩余反应性、LEU需求量、燃耗深度等中子学性能进行详细的讨论分析。

2.2.1 剩余反应性变化

本文采用的熔盐堆堆本体寿命设计为10 a，燃料盐后处理周期与堆本体更换周期一致。运行过程中，液态熔盐堆通过持续在线添料维持低反应性运行，通过调整LEU 的添加量将keff设置为1.0～1.005。经过每个后处理周期之后的燃料盐由于中子毒物的分离，重新返回堆芯的燃料盐将改善堆内的剩余反应性。

图3给出了上述返回Th/U/Pu、返回Th/U 及不同裂变产物分离效率等不同后处理方式对剩余反应性的影响。从图3 可见，当所有裂变产物和超铀核素全部分离时，引起的剩余反应性大于6 500×10−5。对于65 MW熔盐堆而言，每天运行减少的反应性约25×10−5。由此可知，在无需添料的情况下，反应堆可维持临界运行大于260 d。此外，在第一个10 a批处理之后，返回Th/U/Pu 引起的剩余反应性低于只返回Th/U 的情况，而在第二个10 a 之后出现反转。这主要是因为在反应堆前10 a运行期间，Pu同位素中易裂变核素239Pu 和241Pu 的占比较高，且238Pu和242Pu 等非易裂变核素占比较小，如图4 所示。此时，将Pu 返回堆芯时能够引起正反应性贡献，因此其剩余反应性大于只回收Th/U 的后处理方式。当反应堆运行20 a 之后，242Pu 累积量增加。从图4 可以看到，242Pu累积量在第一个10 a之后高于241Pu，且在后续运行中逐渐增加。由此导致Pu 的总反应性贡献减小，低于只回收Th/U 的后处理方式。此外，由于所有的裂变产物均为中子毒物，剩余反应性与裂变产物分离效率成正比。例如在第一个10 a批处理周期后，100%裂变产物去除效率比20%的裂变产物去除效率引起的剩余反应性高约5 900×10−5。总而言之，从中子经济性角度考虑，裂变产物的中子吸收明显，后处理过程中需要尽可能提高裂变产物的分离效率。

图3 不同后处理效率对剩余反应性的影响Fig.3 Influence of separation efficiency on excess reactivity

图4 返回Th/U/Pu方案下Pu同位素随运行时间变化Fig.4 Evolution of Pu isotopes with the Th/U/Pu recycled scheme

图5给出了不同TRU分离效率对剩余反应性的影响。由图5，与裂变产物去除引起的反应性变化相比，TRU 去除引起的反应性变化很小，主要有两方面原因：一方面TRU在堆内的累积量远小于裂变产物；另一方面TRU中有些核素（如239Pu）为易裂变核素，对反应性起正贡献。因此，在前两个10 a批处理末期，TRU分离效率为20%时引起的剩余反应性出现负值。在运行后期，Pu引起的正反应性减小甚至变为负值，此时，TRU的分离效率越高，引起的剩余反应性越高。

图5 TRU分离效率对剩余反应性的影响Fig.5 Influence of TRU separation efficiency on excess reactivity

2.2.2 燃耗性能分析

在上面讨论了不同后处理方案对剩余反应性的影响。剩余反应性的大小对堆芯的燃耗性能如LEU的需求量、燃耗深度、熔盐重金属摩尔比等参数都将产生影响。

图6给出了上述不同的后处理方式下，反应堆运行40 a总LEU添加量。在无任何后处理时，运行40 a 需添加的LEU 总量约为4 750 kg。返回Pu 时，239Pu和241Pu的裂变贡献降低了LEU的需求量，因此返回Th/U/Pu 时所添加的LEU 总量最小，约为4 170 kg。这意味着通过分离裂变产物和次锕系核素可节省约580 kg的LEU燃料。此外，LEU的需求量与裂变产物的分离率成正比，裂变产物分离率从0% 增加到100% 时，LEU 添加量可节省约520 kg。由于TRU引起的反应性变化较小，TRU的分离效率对LEU 的添加量影响也不明显，可节省LEU 约60 kg。

图6 不同后处理方式对LEU添加量的影响Fig.6 Influence of reprocessing schemes on LEU feeding inventory

熔盐中的重金属摩尔比是影响熔盐化学稳定性的重要参数。重金属摩尔比的变化对熔盐的熔点及溶解度等参数均有影响。在运行过程中，随着LEU的逐渐添加以及锕系核素的不断累积，熔盐中的重金属摩尔比将持续增加。图7给出了不同后处理方式对熔盐重金属摩尔比的影响。由图7 可知，反应堆运行40 a之后，重金属摩尔比与LEU的添加量的变化趋势基本相似。燃料不进行后处理时，燃料盐中的重金属摩尔占比将达到12.8% 左右；采用返回Th/U 或Th/U/Pu 时，重金属摩尔比分别降为11.42%和11.35%。此外，随着裂变产物的分离效率提高，中子经济性增加降低了对LEU的依赖，熔盐中的重金属摩尔比也有效减少。裂变产物分离效率从0%增加到100% 时，重金属摩尔比降低约9.6%，由于TRU 为重金属，因此TRU 的分离效率越高，熔盐中金属摩尔比越低，TRU分离效率从0%增加到100%时，重金属摩尔比降低约3.1%。

图7 不同后处理方式对熔盐重金属摩尔比的影响Fig.7 Influence of reprocessing schemes on heavy metal mole fraction

熔盐重金属摩尔比的变化将对熔盐的熔点、粘滞系数、热容以及热导率等性质产生影响，在未来的工作中将对这部分内容展开详细的分析。

燃耗深度（Burnup，BU）是衡量反应堆燃料利用率的重要参数，其定义如下：

式中：BU表示燃耗深度；P为热功率；T为运行时间；TFL（Total Fuel Loading）表示整个运行过程中的总燃料，包括初始的启动燃料和在线过程中添加的燃料。

不同后处理方式对燃耗深度的影响如图8 所示。由图8可知，由于具有在线添料的优势，熔盐堆能够实现较高的燃耗深度，即使在没有后处理的情况，运行40 a 之后燃耗深度仍可达到158 GW∙d·t−1左右。此外，相同功率运行相同时间时，燃耗深度与LEU 添加量近似成反比。由此可知，提高燃料盐中裂变产物及TRU核素的分离效率，能够有效提高燃料的利用率，从而增加燃耗深度。当裂变产物分离率从0% 增加至100% 时，熔盐堆运行40 a 时，燃耗深度可从158 GW∙d·t−1左右提高到约174 GW∙d·t−1，提高了约10%。