商业核电站产氚概念设计及安全影响评价

2021-12-31梅华平张思纬王海霞

核安全 2021年6期

梅华平，陈超，张思纬，王海霞

（中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所，安徽，合肥 230031）

聚变反应不产生放射性核废料、不产生温室气体，被认为是最可能从根本上解决未来能源危机的理想能源形式。目前世界各国尤其是发达国家不遗余力竞相研究、开发核聚变能［1］。氚是聚变堆的关键核燃料，同时也是一种重要的国家战略物质。聚变堆启动和运行需要大量的氚，以中国聚变工程实验堆（CFETR）为例，其启动氚的需求量约10 kg量级，未来商业聚变电站的需求量会更大［2］。

自然界中的氚由于丰度太低而无法被利用，目前市场上的氚主要为早期专用生产堆和重水堆生产。由于产量有限，价格昂贵，1 g氚约30000美元［3］。利用商业轻水堆核电站产氚，成本仅为专用堆产氚成本的1/2［4］，可极大地降低产氚成本。国际上利用商业轻水堆核电站产氚的技术已经过初步验证，20世纪80～90年代，美国启动了氚靶开发计划（TTDP），通过开展产氚靶棒的制造工艺和验证试验研究，获得了适合轻水堆的产氚靶棒［5］。1998年，为了供应核武器库存需要，美国能源部（DOE）决定利用田纳西谷管理局（TVA）监管且所有权属于政府的轻水堆进行产氚，经TVA反应堆辐照的产氚靶棒，每组约有300根，这些靶棒最后运输到萨凡纳河场（SRS）的提氚工厂进行处理［6］。

目前利用国内商业轻水堆核电站产氚尚处于理论探索阶段，仅有费罗杰等开展了海南昌江核电厂产氚的理论探究，提出了将产氚可燃吸收棒（TPBAR）代替阻流塞组件插入反应堆中，经过辐照、提取、富集之后，理论上可实现海南昌江核电厂产氚［7］。由于国内在运的商业核电站主要为早期引进的法国压水堆堆型和AFA 2G/3G燃料组件，在产氚靶棒结构设计和产氚靶棒堆芯布置方面，与美国TTDP计划均存在区别。为了更好地研究国内轻水堆核电站产氚的适用性，本文针对大亚湾核电站和AFA 3G燃料组件的结构特点，研究利用国内现有轻水堆进行产氚的技术方案，探讨产氚靶棒装载对商业核电站的安全影响。

1 产氚靶棒概念方案设计

产氚靶棒的结构和尺寸设计参考了AFA 3G燃料组件燃料棒和可燃毒物棒的设计和要求［8-10］，也参考了美国西北太平洋国家实验室PNL的产氚靶棒方案［11］，PNL产氚靶棒结构见图1。

图1 PNL产氚靶棒结构［11］Fig.1 Structure of the tritium-producing rod of PNL

为了减少产氚靶棒装载对核电站堆芯既有反应性的影响，设计产氚靶棒用来替换核电站堆芯原有可燃毒物棒。产氚靶棒在实现产氚目标的同时，还具有吸收反应堆内多余中子，抑制过剩反应性并尽可能减少寿期末残余抑制效应的作用。本文设计的产氚靶棒结构和参数见图2、表1。设计的产氚靶棒由下端塞、气室、产氚陶瓷芯块、锆吸氚剂、压紧弹簧、包壳管、上端塞等组成。产氚陶瓷芯块为偏铝酸锂芯块，偏铝酸锂芯块耐高温性能好，熔点1900~2000℃，满足堆内高温环境下服役的性能要求。产氚靶棒包壳管材料选择304不锈钢，且包壳管内壁涂敷防氚渗透的氧化铝或碳化硅涂层，以减少辐照产氚期间氚从产氚靶棒向反应堆一回路冷却剂泄露。

图2 产氚靶棒结构示意图Fig.2 Scheme of the tritium-producing rod

表1 产氚靶棒设计参数Table 1 Parameters of the tritium-producing rod

2 堆芯首装料方案

2.1 堆芯产氚靶棒装载数量

商业轻水堆核电站设计年产氚约3 kg，产氚靶棒设计的卸料周期与反应堆燃料组件换料周期一致，12个月后进行更换。轻水堆热中子环境下，6Li产氚截面σ≈950×10-24cm2［3］，产氚靶棒内偏铝酸锂陶瓷芯块中6Li的同位素丰度为90%，7Li的产氚截面因远小于6Li而被忽略，因此该90%6Li丰度的每克锂产氚截面σ≈84.38 cm2。根据公式（1）可粗略计算每根产氚靶棒在换料周期内的产氚质量。

式中，m为产氚靶棒的产氚质量，g；

nv为每秒每平方厘米中子数，cm-2s-1；

σ为每克锂产氚截面，cm2g-1；

g为产氚靶棒内锂的质量，g；

MT为每摩尔氚原子的质量，g；

NA为阿伏加德罗常数；

t为辐照产氚周期，s。

轻水堆热中子平均通量按照4×1013cm-2s-1估算，每根产氚靶棒在换料周期内可产氚约11 g，堆芯产氚靶棒的装载数量约为270根。以中广核CPR1000第一循环堆芯为例［12］，堆芯共装载1136根硼可燃毒物棒，因此产氚靶棒须替换约1/4的可燃毒物棒，替换时须考虑产氚靶棒和可燃毒物棒在组件内部排布的均匀性，尽量减少替换带来的功率分布局部不均匀。

2.2 核电站堆芯装载方案

以中广核大亚湾核电站为设计参考［13］，产氚堆芯由157盒AFA 3G燃料组件组成，堆芯燃料活性段高度为365.8 cm，等效直径为304 cm，产氚堆芯内部燃料组件、可燃毒物棒、产氚靶棒的装载方案如图3所示。

图3 堆芯装载方案Fig.3 Loading scheme of the core

图3中，燃料组件、可燃毒物棒、产氚靶棒按照中心对称布置。堆芯内燃料组件按照235U富集度不同分为3种燃料组件，代号分别为A、B、C。组件A中235U富集度为1.9%，组件B中235U富集度为2.6%，组件C中235U富集度为3.25%。按照每盒燃料组件内可燃毒物棒和产氚靶棒装载数量的不同，又可分为0、12、16根可燃毒物棒（含产氚靶棒）3种类型组件。图3中可燃毒物棒（含产氚靶棒）数量的记录格式为8+4，前面的8表示8根可燃毒物棒，后面的4表示4根产氚靶棒。可燃毒物棒采用硼硅酸盐玻璃（主要成分为B2O3+SiO2）作为吸收体，B2O3质量百分比为13%，10B富集度为天然硼。可燃毒物棒吸收体段的硼线密度为2.93 g/m，棒内含吸收体段长度为3.658 m。燃料组件内可燃毒物棒（含产氚靶棒）的分布位置如图4所示。

图4 可燃毒物棒在燃料组件中位置图Fig.4 Location of poison rods in the fuel assembly

3 产氚靶棒装载对反应堆安全性的影响

3.1 堆芯反应性

压水堆核电站堆芯通常设计为欠慢化状态，以减少冷却剂的中子吸收，提高中子利用率。反应堆装料后，堆芯水铀比固定，可通过调节冷却剂中的硼浓度来调节反应性，但热态下冷却剂中硼浓度一般不高于1300 ppm。本项目利用MCNP程序，对热态的产氚堆芯进行了临界计算，计算模型见图5。模型中堆芯装载的157盒燃料组件的组成和排布与图3所示完全一致，堆芯不锈钢围桶外径为1.8 m，壁厚为28.5 mm，燃料组件中235U富集度按照新燃料计算未考虑燃耗。临界计算结果见表2、图6。依据表2、图6数据可知产氚堆芯热态临界硼浓度为1052 ppm，满足核电站的临界硼浓度限值要求。

图6 硼浓度对反应性的影响Fig.6 The change of keff in different boron concentration

表2 堆芯反应性计算结果Table 2 Calculation results of the core reactivity

图5 产氚堆芯物理模型Fig.5 Physical model of the tritium-producing core

3.2 堆芯功率分布

由于燃料芯块熔化、冷却剂沸腾、包壳热点温度等热工限值要求，堆芯功率分布不均匀会限制整个商业核电站的输出功率，同时降低反应堆的安全裕量。本项目中可燃毒物棒和产氚靶棒的装载布置是否合理，将很大程度上影响产氚堆芯的功率分布。因此利用图5所示物理模型，进一步计算评价了初装料堆芯的裂变功率分布情况，获得的堆芯径向X方向燃料棒的功率分布见图7，全堆芯径向功率分布云图见图8。计算结果表明，堆芯燃料棒裂变能径向功率峰值因子为1.32，满足大亚湾核电站堆芯径向功率峰因子Fxy≤1.393的限值要求［14］。

图7 堆芯径向功率分布Fig.7 The radial distribution of the power

图8 堆芯功率分布云图Fig.8 The power distribution of the core

3.3 对冷却剂温度系数的影响

为了避免超临界事故，核电站运行时通常要求冷却剂水具有负的温度反应性系数。可燃毒物棒和产氚靶棒的装载对堆芯反应性和冷却剂温度系数具有一定影响，因此对产氚堆芯的冷却剂温度系数进行了分析。在冷却剂中硼浓度不变，燃料组件、可燃毒物棒和产氚靶棒数量和位置均不变的情况下，通过匹配不同温度下的冷却剂密度实现了冷却剂温度反应性系数的计算，计算结果见表3。由表3可知，设计的产氚堆芯随着冷却剂温度的升高，反应性减小，各温度范围冷却剂的温度反应性系数均为负。