环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计_王连杰.pdf

文章编号：0258-0926(2023)02-0227-05;DOI:10.13832/j.jnpe.2023.02.0227环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计王连杰，蔡云，汪量子，夏榜样，娄磊，张斌，张策，胡钰莹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摘要：基于环形燃料元件，提出了一种超高通量堆（UFR）堆芯概念设计。UFR 燃料组件设计采用 61个燃料元件构成的六角形组件，堆芯采用 52 盒燃料组件、9 盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价，给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明，在当前的总体参数下所提出的 UFR 的最大中子注量率可达到 1.01016 cm2 s1。关键词：环形燃料元件；超高通量堆（UFR）；概念设计；中子注量率中图分类号：TL334文献标志码：APreliminary Conceptual Design of Ultra-high Flux Reactor Corewith Annular ElementsWang Lianjie,Cai Yun,Wang Liangzi,Xia Bangyang,Lou Lei,Zhang Bin,Zhang Ce,Hu YuyingScience and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory,Nuclear Power Institute of China,Chengdu,610213,ChinaAbstract:Based on the annular fuel elements,a conceptual design of ultra-high flux reactor(UFR)is proposed.The fuel assembly design adopts a hexagonal assembly composed of 61 fuelelements.The core is designed with 52 boxes of fuel assemblies,9 boxes of control rod assembliesand a thick reflecting layer.The key parameters such as the core cycle length,neutron fluence rate,neutron energy spectrum and neutron spatial distribution are given from the evaluation of the coreconceptual design scheme.The results show that the maximum neutron fluence rate of the proposedultra-high flux reactor can reach 1.0 1016 cm2s1 under the current general parameters.Key words:Annular fuel elements,Ultra-high flux reactor(UFR),Conceptual design,Neutronfluence rate 0 引言环形燃料元件是国际上针对压水堆开发的新一代高性能燃料元件，通过两侧换热，可将燃料芯块热量迅速导出，能有效降低燃料芯块、包壳的温度。在相同的功率密度下，环形燃料元件比实心燃料棒元件具有更高的安全性能1。根据先进新型核能系统研发需求，基于液态金属冷却快堆的研究越来越多。2010 年，俄罗斯开始了新一代多用途钠冷快中子研究堆（MBIR）的研究，MBIR 是一座功率为 150MW 的钠冷快堆，堆内最大中子注量率可达5.31015 cm2s12。美国和欧盟也开展了超高通量 多 功 能 堆 研 究，如 VTR3和 JHR4，其 中VTR 为钠冷快堆，JHR 为轻水慢化反应堆。然而这些研究堆的中子注量率都未达到1016 cm2s1。由于超高通量堆（UFR）的功率密度显著高 收稿日期：2022-08-23；修回日期：2022-11-10作者简介：王连杰（1983），男，研究员级高级工程师，现主要从事反应堆堆芯物理设计研究，E-mail: 第 44 卷第 2 期核 动 力 工 程Vol.44 No.22 0 2 3 年 4 月Nuclear Power EngineeringApr.2023于常规铅铋冷却反应堆的功率密度，因此需要重点考虑燃料的传热。环形燃料元件两侧传热，可降低冷却剂流速和燃料芯体温度，因此采用环形元件有利于超高通量堆的设计。本文基于环形燃料元件和铅铋冷却金属快堆开展 UFR 堆芯概念设计研究，提出了相关概念设计方案，并对关键参数，如总注量率、注量率分布等开展评价。1 环形燃料组件设计UFR 初步概念设计采用小尺寸的环形燃料元件设计，环形燃料元件外径为 9.6 mm，内径为6.4 mm，芯体厚度为 1 mm，较薄的元件厚度和较大的内径是为了保证元件容纳较多的冷却剂。MBIR、VTR 以及典型快堆设计均采用六角形组件设计，该 UFR 也采用典型的六角形组件设计。在研究堆中，组件尺寸普遍比动力堆小。MBIR 的组件对边距为 72.2 mm，VTR 的组件对边距为 120 mm。在该 UFR 概念设计中，组件对边距为 93.0 mm，组件内排布 5 圈燃料元件，共61 根燃料元件。环形燃料组件示意图如图 1。图 1 环形燃料组件设计Fig.1 Annular Fuel Assembly Design 在燃料元件芯体材料选择上，MBIR 的燃料成分为钚铀混合氧化物（MOX），而 VTR 的燃料成分为 U-Pu-Zr 三元合金。由于 Pu 的中子学性能优于 U 的性能，采用含 Pu 燃料更易实现高通量设计。考虑到国内 Pu 生产工艺不成熟，本文选择 U-Zr 合金燃料，包壳和两端结构板选择耐腐蚀的不锈钢材料。2 堆芯方案设计堆芯由尺寸较小的活性区和较大区域的反射层构成。堆芯活性区内布置了 52 盒燃料组件、9 盒控制棒组件，堆芯活性区呈 120旋转对称。活性区的等效直径为 78 cm，高度为 45 cm。堆芯热功率为200 MW，平均功率密度为807 MWm3，设计寿期为 100 等效满功率天（EFPD）。燃料芯体中235U 富集度为 60%，径向反射层厚度约111 cm，较大的反射层厚度可以满足同时开展多种研究的需求，如回路辐照考验、材料辐照、同位素生产等。堆芯装载径向示意图见图 2，堆芯主要设计参数见表 1，控制棒设置在堆芯外围，以提高堆芯中心区的相对功率，提高中心区的中子注量率。图 2 堆芯布置径向示意图Fig.2 Radial Diagram of Core Layout 3 数值结果 3.1 计算方法本文采用蒙特卡罗计算程序 RMC5对组件和堆芯方案进行分析。计算条件为每代粒子数是 100000，模拟共 500 代，其中前 150 代为非活跃代。3.2 中子注量率与比功率的关系基于上述燃料组件设计，分析达到最大中子注量率为 1016 cm2s1的条件。假设比功率为500 W/g，改变燃料芯体外径，同时保持燃料芯体体积和结构材料体积不变，计算结果如表 2所示。228核 动 力 工 程Vol.44 No.2 2023 从表 2 可知，在比功率和各材料体积份额保持不变的情况下，改变芯体外径不影响最大中子注量率。芯体外径不是中子注量率的关键影响因素，但其是堆芯传热的关键影响因素。考虑到注量率与比功率呈正比，从表 2 的结果也可推知，当比功率达到 670 W/g 时，最大中子注量率为1016 cm2s1。改变燃料芯体的密度，其他参数保持不变，所得结果如表 3 所示。从表 3 可知，芯体相对密度越高，最大中子注量率越大。这是因为相对密度越高，芯体的质量占比越大，中子能谱更硬，同样的比功率下对应更高的中子注量率。表 3 最大中子注量率随燃料相对密度的变化Tab.3 Variation of Maximum Neutron Fluence Rate withthe Relative Density of the Fuel相对密度最大中子注量率/(1016cm2s1)0.80.73720.90.74201.00.74601.10.7490考虑到主要是235U 裂变产生能量，可以推知，最大中子注量率为 1016 cm2s1时，需要功率与235U 质量比值约在 1167 W/g。3.3 主要的燃料管理结果图 3 为在全提棒状态下堆芯有效增殖系数（keff）随燃耗深度的变化曲线。从图 3 可知，堆芯换料寿期可达到 100EFPD。图 3 keff随燃耗深度的变化Fig.3 Variation of keff with the Burnup Level 随着燃耗增加，堆内易裂变核素由于消耗逐渐减少，堆芯注量率最大点的中子注量率随着燃耗加深而增加，见图 4。在寿期初，堆芯最大点中子注量率约为 1.011016 cm2s1；到寿期末，堆芯最大点注量率约为 1.101016 cm2s1，增加了 9%。图 4 最大点中子注量率随燃耗深度的变化Fig.4 Variation of Maximum Point Neutron Fluence Ratewith the Burnup Level 图 5 为堆芯活性区平均中子注量率随燃耗变化的曲线，由图可知，整个活性区的平均中子注量率随着燃耗缓慢变大。寿期末相对于寿期初，堆芯活性区平均中子注量率上升了 2%。对比图 4 和图 5，可知寿期初堆芯活性区平均中子注量率为寿初期最大点中子注量率的 65%。对比图 4 和图 5，可以发现图 4 的曲线有波动，而图 5 几乎没有波动，这是由蒙卡程序统计 表 1 堆芯主要设计参数Tab.1 Main Design Parameters of the Core参数名参数值堆芯热功率/MW200235U富集度/%60燃料组件数目52控制棒组件数目9径向反射层外径/cm300包壳厚度/cm0.03燃料棒外径/cm0.096燃料棒内径/cm0.064组件对边距/cm9.3活性区高度/cm45 表 2 最大中子注量率与芯体外径的关系Tab.2 Relationship between Maximum Neutron FluenceRate and Outer Diameter of the Fuel Core芯体外径/mm最大中子注量率/(1016cm2s1)780.7459820.7460860.7460900.7459王连杰等：环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计229 误差造成的。在图 4 的计算中，堆芯活性区被分为许多小网格，统计这些小网格内的中子注量率选出最大中子注量率，存在一定的统计误差（标准差在 0.2%左右）；而图 5 是统计堆芯活性区的平均中子注量率，其统计误差远小于每个小网格的统计误差。另外，随着燃耗变化，最大点中子注量率的增长率高于活性区平均中子注量率的增长率。这是因为堆芯活性区的燃耗分布不均匀、中心区的燃耗大、外围燃耗小，相应地最大点中子注量率的增长高于平均注量率的增长。3.4 中子能谱和中子注量率空间分布图 6 为寿期初堆芯中心区、靠近活性区的反射层区和离活性区较远的反射层区 3 个位置的堆芯能谱分布图。由图 6 可知，中心区的能谱最硬，且均以快中子为主。离活性区较远的反射层区的中子能谱最软，共振能区的中子占比明显增加。这是由于燃料裂变产生的中子运动到反射层区时，经过了较多非弹性散射，且离燃料区越远，中子能谱越软。另从图 6 可知，在 10 KeV 量级附近的能量范围内，中子注量率有“下沉”，这与该能量正处于238U 共振吸收区间吻合。图 7 为不同径向位置的快中子（0.1 MeV）占比，其中以堆芯中心为坐标原点，x 轴为堆芯径向水平方向。图 7 中平坦