含MOX燃料堆芯與傳統(tǒng)堆芯的輻射特性對(duì)比研究

魏述平 李 蘭 程詩思 朱建平 譚 怡

（中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室 成都 610213）

含MOX燃料堆芯與傳統(tǒng)堆芯的輻射特性對(duì)比研究

魏述平 李 蘭 程詩思 朱建平 譚 怡

（中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室 成都 610213）

U-Pu混合氧化物(Mixed oxide, MOX)燃料應(yīng)用前景廣闊。以國(guó)內(nèi)M310型堆芯為對(duì)象，對(duì)使用30% MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案進(jìn)行分析，比較了含MOX燃料堆芯和傳統(tǒng)的全UO2燃料堆芯在平衡循環(huán)下壓力容器快中子注量、原子位移次數(shù)(Displacement per atom, DPA)和輻照監(jiān)督管超前因子的特性差異。結(jié)果表明，與國(guó)內(nèi)主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循環(huán)相比，平衡循環(huán)壓力容器內(nèi)表面快中子注量率和DPA率小20%左右，343°處的輻照監(jiān)督管快中子注量率小8%，超前因子大15%；與國(guó)內(nèi)占少數(shù)比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循環(huán)相比，平衡循環(huán)壓力容器內(nèi)表面快中子注量率和DPA率大40%左右。進(jìn)一步分析發(fā)現(xiàn)，雖然同等功率下MOX燃料比UO2燃料釋放的中子多7%，但與國(guó)內(nèi)主流的高泄漏全UO2燃料堆芯相比，部分低泄漏MOX燃料堆芯的燃料管理方式使堆芯外圍組件功率降低，使得壓力容器受到的快中子輻照損傷降低。

U-Pu混合氧化物燃料，壓力容器，快中子注量，原子位移次數(shù)，超前因子

由壓水堆乏燃料后處理獲得的UO2和PuO2可制成U-Pu混合氧化物(Mixed oxide, MOX)燃料[1]。目前，比利時(shí)、瑞士和法國(guó)有30多座反應(yīng)堆正在使用MOX燃料，其已成為另一種可用于輕水堆的成熟燃料，對(duì)提高鈾資源的利用率，減輕核電廠快速發(fā)展對(duì)天然鈾的需求壓力有重要作用[2–3]。由于國(guó)內(nèi)尚無將MOX燃料應(yīng)用于核電站的經(jīng)驗(yàn)[4]，有必要開展相應(yīng)的論證分析工作。

對(duì)于含MOX燃料的堆芯，由于Pu同位素的存在，對(duì)每次裂變產(chǎn)生的能量、快中子數(shù)目、快中子能量均會(huì)產(chǎn)生影響；堆芯材料因MOX燃料的存在也發(fā)生了較大變化，這對(duì)中子的輸運(yùn)產(chǎn)生一定影響。上述兩點(diǎn)會(huì)引起壓力容器本體快中子輻照程度的變化，快中子輻照是壓力容器損傷的一個(gè)重要因素，直接關(guān)系到核電廠的安全、壽命和經(jīng)濟(jì)效益[5]，因此需要進(jìn)行專題評(píng)價(jià)。

本文以國(guó)內(nèi)M310堆芯[6]為研究對(duì)象，研究了含MOX燃料堆芯與傳統(tǒng)的全UO2堆芯在平衡循環(huán)下壓力容器快中子注量、原子位移次數(shù)(Displacement per atom, DPA)和輻照監(jiān)督管超前因子等輻射特性方面的差異，從堆芯輻射安全方面為M310堆芯應(yīng)用MOX燃料提供理論分析。

1 堆芯平衡循環(huán)

1.1 全UO2堆芯平衡循環(huán)（高泄漏）

高泄漏全UO2的M310堆芯在國(guó)內(nèi)占主流。

堆芯含有157個(gè)AFA3G燃料組件，每個(gè)燃料組件按17×17方陣排列，由264個(gè)燃料棒、24個(gè)鋯合金導(dǎo)向管和一個(gè)鋯合金儀表管組成。冷態(tài)時(shí)相鄰燃料組件中心距為21.504cm，活性段高度為365.76cm，等效直徑為304.0 cm。反應(yīng)堆第一循環(huán)堆芯燃料組件分3區(qū)裝載，3批燃料組件數(shù)目分別為53、52、52個(gè)，對(duì)應(yīng)的3種富集度分別為1.8%、2.4%和3.1%。從第二循環(huán)開始，堆芯沿用OUT-IN裝載方式，每次裝入52個(gè)新燃料組件，同時(shí)卸出52個(gè)燃耗較深或富集度較低的燃料組件。換料堆芯裝入的新燃料組件富集度為3.2%。反應(yīng)堆經(jīng)過4次換料，到第五循環(huán)達(dá)到平衡年換料。

1.2 含MOX燃料堆芯平衡循環(huán)（部分低泄漏）

含MOX燃料堆芯是在§1.1平衡循環(huán)（第五循環(huán)）的基礎(chǔ)上，從第六循環(huán)開始，每次裝入堆芯12個(gè)MOX燃料組件和32個(gè)AFA3G燃料組件，同時(shí)卸出44個(gè)燃耗較深的燃料組件。經(jīng)過5次換料，到第十循環(huán)達(dá)到平衡年換料。平衡循環(huán)時(shí)，堆芯含48個(gè)MOX燃料組件和109個(gè)AFA3G燃料組件，MOX燃料占到整堆芯燃料組件的30%。其中，AFA3G燃料組件的富集度為3.2%，MOX燃料組件的平均Pu含量為8.6%。圖1為MOX燃料組件的示意圖，圖2為含MOX燃料平衡循環(huán)堆芯的裝載示意圖。從圖2可以看出，該堆芯外圍有的是新燃料組件，有的是舊燃料組件，屬于部分低泄漏堆芯。

圖1 MOX燃料組件示意圖Fig.1 Layout of MOX fuel assembly.

圖2 含MOX燃料平衡循環(huán)堆芯裝載示意圖Fig.2 Loading pattern of the equilibrium cycle with MOX fuel.

上述含MOX燃料堆芯平衡循環(huán)是工程上可行的設(shè)計(jì)方案，其循環(huán)長(zhǎng)度為11 047 MWd/tHM，壽期末AFA3G組件的最大燃耗為41 080 MWd/tHM，MOX組件的為50 882 MWd/tHM，首期初臨界硼濃度為1 610 ppm，最大焓升因子FΔH為1.454，停堆裕量為3 467 pcm。

1.3 低泄漏全UO2堆芯平衡循環(huán)

低泄漏全UO2的M310堆芯在國(guó)內(nèi)占比重不大，本文以嶺澳一期第十循環(huán)的低泄漏堆芯作為低泄漏全UO2堆芯平衡循環(huán)的代表。該堆芯是在第五循環(huán)的高泄漏堆芯平衡循環(huán)基礎(chǔ)上，采用IN-OUT方式每次裝入32–44個(gè)富集度為4.2%的含釓組件，到第十循環(huán)時(shí)，達(dá)到平衡循環(huán)，此時(shí)堆芯外圍燃料組件均是舊燃料組件，功率較低。

1.4 屏蔽結(jié)構(gòu)及輻照監(jiān)督管

從反應(yīng)堆中心線出發(fā)，徑向依次有堆芯、圍板、反射層水和成型板、吊籃、水層、熱屏蔽、輻照監(jiān)督管、水層、壓力容器等，1/4反應(yīng)堆(270°–360°)示意圖見圖3。輻照監(jiān)督管組件安裝在熱屏蔽的外側(cè)，共有6根，管中心徑向角度分別為107°、110°、287°、290°、340°、343°[6]。

圖3 1/4反應(yīng)堆示意圖Fig.3 Layout of 1/4 reactor.

2 計(jì)算方法

采用蒙特卡羅程序(Monte Carlo N Particle Transport Code, MCNP)[7]完成壓力容器及輻照監(jiān)督管快中子注量率的計(jì)算。計(jì)算假設(shè)為：(1) 由于堆芯和堆芯外結(jié)構(gòu)的旋轉(zhuǎn)對(duì)稱性，計(jì)算采用1/4幾何模型，如圖3所示；(2) 堆芯瞬發(fā)中子采用混合裂變譜，考慮燃耗對(duì)多種裂變同位素的影響（包括235U、238U、239Pu、241Pu等）；(3) 單獨(dú)考慮每個(gè)外圍組件裂變中子數(shù)ν、裂變能量K (kappa)，其余組件取全堆平均值；(4) 考慮平衡循環(huán)整個(gè)循環(huán)平均的堆芯徑向和軸向功率分布，其中外圍組件的功率分布采用PIN-BY-PIN的形式（外圍組件各棒的裂變中子數(shù)ν、裂變能量K差異很小，本文未進(jìn)行PIN-BY-PIN精細(xì)考慮），內(nèi)區(qū)組件采用組件平均功率；(5) 精細(xì)描述計(jì)算問題的幾何結(jié)構(gòu)及材料（每個(gè)組件對(duì)應(yīng)一種材料）。

3 結(jié)果與分析

3.1 同功率下MOX燃料與UO2燃料快中子能譜的差異分析

壓力容器的輻照損傷指標(biāo)DPA隨入射中子能量而增加，如圖4所示。將典型的壓水堆堆芯中子能譜對(duì)壓力容器進(jìn)行輻照，相對(duì)輻照損傷的貢獻(xiàn)也如圖4所示，可看出E＜0.1 MeV范圍的中子對(duì)壓力容器造成的損傷可忽略，應(yīng)主要考慮E＞0.1 MeV或E＞1.0 MeV的中子。用MCNP進(jìn)行固定源計(jì)算，在同功率情況下，比較MOX燃料與UO2燃料快中子能譜的差別，如圖5所示，發(fā)現(xiàn)MOX燃料的快中子注量率比UO2燃料的大6% (E＞0.1 MeV)或8% (E＞1.0 MeV)。該快中子注量的相對(duì)偏差與兩種燃料的υ/K值（表征產(chǎn)生單位能量所釋放的裂變中子個(gè)數(shù)，MOX燃料的約為1.45，UO2燃料的約為1.35）相對(duì)偏差7%接近，原因是燃料放出的快中子在E＞0.1 MeV的能量范圍內(nèi)以慢化為主，沒有明顯的損失。當(dāng)E＜0.1 MeV時(shí)，MOX燃料的中子注量比UO2燃料的小13%，原因是MOX燃料在該能量范圍內(nèi)的中子吸收截面大于UO2燃料。

圖4 UO2燃料和MOX燃料的中子能譜Fig.4 Neutron spectra of UO2 fuel and MOX fuel.

圖5 反應(yīng)堆壓力容器的中子輻照損傷Fig.5 Neutron radiation damage to reactor pressure vessel (RPV).

3.2 壓力容器內(nèi)表面快中子注量峰值

周向方向上，無論是高泄漏、低泄漏全UO2堆芯還是含MOX堆芯，峰值都出現(xiàn)在270°或360°，主要原因是這兩個(gè)角度上壓力容器離燃料組件較近，受到較強(qiáng)的中子輻照。其中MOX堆芯的反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面快中子注量率圓周方向相對(duì)分布如圖6所示。軸向方向上，選取周向270°或360°，計(jì)算三種堆芯壓力容器內(nèi)表面快中子注量峰值，并進(jìn)行比較，如圖7所示。

圖6 反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面快中子注量率圓周方向相對(duì)分布Fig.6 Relative circumferential distributions of fast neutron fluence rate on the inner surface of RPV.

圖7 反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面快中子注量率軸向分布Fig.7 Axial distributions of fast neutron fluence rate on the inner surface of RPV.

從圖7中可以看出，含MOX堆芯的快中子注量比高泄漏全UO2堆芯的小20%左右，比低泄漏全UO2堆芯的大40%左右。原因有：(1) 壓力容器內(nèi)表面快中子注量主要取決于堆芯外圍燃料組件，含MOX堆芯的燃料管理策略是部分低泄漏堆芯，堆芯外圍燃料組件的功率比高泄漏全UO2堆芯低18%，比低泄漏全UO2堆芯大27%；(2) 功率相同的情況下，MOX組件的快中子注量率比UO2組件僅大7%左右；(3) 壓力容器表面中子注量峰值出現(xiàn)在360°或270°的位置，含MOX堆芯此位置附近組件的功率比高泄漏全UO2堆芯的小28%左右，比低泄漏全UO2堆芯的大38%左右。

軸向方向上快中子注量率隨高度的變化，主要是由堆芯外圍組件的軸向功率分布導(dǎo)致。運(yùn)行40a[8]，均考慮75%的負(fù)荷因子，三種堆芯的壓力容器內(nèi)表面快中子注量峰值對(duì)比如表1所示。

表1 運(yùn)行40 a壓力容器內(nèi)表面快中子注量的峰值及所在位置Table 1 Fast neutron fluence peak value and location on the inner surface of RPV after 40-a operation.

3.3 壓力容器內(nèi)表面DPA率峰值比較

壓力容器受中子輻照后，壓力容器材料內(nèi)的原子可能被中子撞擊而離開原來的位置造成缺陷。DPA反映了壓力容器受到中子輻照損傷的程度，估算壓水堆壓力容器在設(shè)計(jì)壽期內(nèi)的DPA可達(dá)0.1–0.2；DPA率(DPA·s?1)則反映了輻照損傷的速率。DPA隨中子能量的變化如圖5所示，計(jì)算中考慮全能量范圍中子注量對(duì)DPA貢獻(xiàn)的總和。從圖5中可看出，中子能量越高，發(fā)生DPA的概率越大，因此壓力容器主要受到快中子的損傷，其DPA率的周向和軸向的變化趨勢(shì)與圖6、7相似，周向最大值出現(xiàn)在270°或360°處，且兩個(gè)角度差異不大。軸向方向上，選取周向270°或360°，計(jì)算兩種堆芯壓力容器內(nèi)表面DPA率在軸向分布如圖8所示。從圖8中可以看出，含MOX堆芯的DPA率比高泄漏全UO2堆芯的小20%、比低泄漏全UO2堆芯的大43%。因?yàn)镈PA率與快中子注量密切相關(guān)，所以它減小或增大的原因與§3.2的原因相同。

圖8 反應(yīng)堆壓力容器內(nèi)表面DPA率軸向分布Fig.8 Axial distribution of DPA rate on the inner surface of RPV.

3.4 輻照監(jiān)督管快中子注量及超前因子

輻照監(jiān)督管內(nèi)裝有壓力容器及其焊接材料，輻照監(jiān)督管掛在熱屏蔽外，每個(gè)托架上布置兩根管，在靠近圓周方向270°附近的兩根管的角度分別為287°、290°，在靠近圓周方向0°附近的兩根管的角度分別為340°、343°。超前因子是指輻照監(jiān)督管內(nèi)劑量探測(cè)器處的快中子注量平均值與壓力容器內(nèi)表面及1/4壁厚度處的最大快中子注量的比值，通過檢測(cè)輻照監(jiān)督管內(nèi)材料的輻照損傷情況，即可評(píng)估該材料受到超前因子相應(yīng)倍數(shù)的中子輻照的輻照損傷情況。

因?yàn)楸緟?shù)不直接影響壓力容器的輻照損傷，因此本文僅分析含MOX堆芯與其來源的高泄漏全UO2堆芯的差異。計(jì)算得到兩種堆芯的輻照監(jiān)督管超前因子(E＞1.0 MeV)如表2所示。

表2 輻照監(jiān)督管超前因子Table 2 Forward factor of irradiation surveillance capsule.

含MOX堆芯的輻照監(jiān)督管超前因子均比高泄漏全UO2堆芯大15%左右。以343°的輻照監(jiān)督管為例進(jìn)行分析原因：(1) 含MOX堆芯的輻照監(jiān)督管快中子注量率平均值比高泄漏UO2堆芯小8%，原因是靠近該輻照監(jiān)督管位置處的燃料組件，含MOX堆芯的平均功率比高泄漏全UO2堆芯的小9%，發(fā)射的快中子也相應(yīng)變小，并且變小的比例相當(dāng)；(2)含MOX堆芯的壓力容器快中子注量率峰值比高泄漏全UO2的小20%。

4 結(jié)語

(1) 輻照監(jiān)督管、壓力容器快中子注量、壓力容器輻照損傷的程度主要受兩個(gè)因素的影響：堆芯外圍組件的功率和燃料組件的υ/K值。

(2) 同功率下，MOX燃料本身比UO2燃料釋放的快中子大6% (E＞0.1MeV)或8% (E＞1.0MeV)，原因是MOX燃料υ/K比UO2燃料小7%左右。

(3) 以DPA來衡量壓力容器的輻照損傷程度，含1/3 MOX燃料組件的部分低泄漏M310堆芯對(duì)壓力容器的輻照損傷，比高泄漏全UO2堆芯小20%，比低泄漏全UO2堆芯大43%。

(4) 含MOX堆芯比高泄漏全UO2堆芯的輻照監(jiān)督管超前因子大15%左右，因此含MOX堆芯的輻照監(jiān)督抽取會(huì)更提前。

綜上所述，雖然MOX燃料本身釋放的快中子增多，但通過外圍組件合理的部分低泄漏裝載，雖然與國(guó)內(nèi)少數(shù)的低泄漏全UO2堆芯相比快中子輻照損傷較大，但與國(guó)內(nèi)主流的高泄漏全UO2堆芯相比，壓力容器受到的快中子輻照損傷更低，在核電廠運(yùn)行過程中，其輻射安全性能是有保障的。

1 伍浩松. MOX燃料[J]. 國(guó)外核新聞, 2007, 1: 25–27 WU Haosong. MOX fuel[J]. Foreign Nuclear News, 2007, 1: 25–27

2 李天涯. MOX燃料在壓水堆中應(yīng)用的關(guān)鍵核特性研究[D]. 成都: 中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院, 2012

LI Tianya. Key characteristics study for MOX fuel used in PWR[D]. Chengdu: Nuclear Power Institute of China, 2012

3 張家驊, 陳志成, 包伯榮. 在重水堆中用貧鈾作為核燃料的應(yīng)用研究[J]. 核技術(shù), 1999, 22(9): 521–527

ZHANG Jiahua, CHEN Zhicheng, BAO Borong. Research on using depleted uranium as nuclear fuel for HWR[J]. Nuclear Techniques, 1999, 22(9): 521–527

4 馬續(xù)波, 陳義學(xué), 王龍澤, 等. 壓水堆核燃料循環(huán)情景模式初步研究[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2013, 47(5): 811–815. DOI: 10.7538/yzk.2013.47.05.0811

MA Xubo, CHEN Yixue, WANG Longze, et al. Preliminary study on PWR nuclear fuel cycle scenarios[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(5): 811–815. DOI: 10.7538/yzk.2013.47.05.0811

5 鄔國(guó)偉, 盧玉永. 反應(yīng)堆壓力容器中子輻照損傷的分析和評(píng)價(jià)[J]. 核動(dòng)力工程, 1988, 9(3): 193–198

WU Guowei, LU Yuyong. Irradiation damage for reactor pressure vessel[J]. Nuclear Power Engineering, 1988, 9(3): 193–198

6 鄧?yán)磬? 呂煥文, 譚怡, 等. 輻照監(jiān)督管中子注量率精細(xì)化模型計(jì)算方法研究[J]. 核動(dòng)力工程, 2013, 34(S1): 84–86

DENG Lilin, LYU Huanwen, TAN Yi, et al. Research on theoretical calculation method for refined modeling of fast neutron flux in irradiation surveillance capsule[J]. Nuclear Power Engineering, 2013, 34(S1): 84–86

7 Briesmeister J F. MCNP-A general Monte Carlo N-particle transport code[R]. LA-12625-M, March, 1997

8 呂錚. 核反應(yīng)堆壓力容器的輻照脆化與延壽評(píng)估[J].金屬學(xué)報(bào), 2011, 47(7): 777–783. DOI: 10.3724/ SP.J.1037.2011.00265

LYU Zheng. Radiation-induced embrittlement and life evaluation of reactor pressure vessels[J]. Acta Metallurgica Sinica, 2011, 47(7): 777–783. DOI: 10.3724/ SP.J.1037.2011.00265

CLC TL48

Comparison of irradiation characteristics between the reactor core with the MOX fuel and the traditional core

WEI Shuping LI Lan CHENG Shisi ZHU Jianping TAN Yi
(Science and Technology on Reactor Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610213, China)

Background: The mixed oxide (MOX) fuel is made from UO2and PuO2by post-processing of the spent duel of pressed water reactor (PWR). It has a good future for wide application but needs plenty of analyses of its characteristics prior to being used in the reactor. Purpose: This study aims to analyze the radiation characteristics of MOX fuel compared with the traditional core fuel. Methods: In accordance with the fuel management of M310 nuclear power plant (NPP) with 30% core filled with MOX fuel assemblies, fast neutron fluence, displacement per atom (DPA) rate on reactor pressure vessel (RPV) and forward factor of irradiation surveillance of the reactor core are studied and compared with both the traditional high leak reactor core with UO2assemblies in equilibrium cycle and the low leak reactor core with UO2assemblies which is minority in China. Results: The former comparison results show that the change of the fast neutron fluence and DPA rate on RPV are decreased by 20%, the fluence rate of irradiation surveillance in the direction of 343° is decreased by 8%, forward factor of irradiation surveillance in the direction of 343° is increased by 15%. The latter comparison results show that the change of the fast neutron fluence and DPA rate on RPV are increased by about 40%. Comparing the MOX fuel with the UO2fuel on the same power level independently, it shows that MOX fuel releases 7% more fast neutron than UO2fuel. Conclusion: The reactor core with MOX assemblies has less damage than the traditional high leak reactor core with UO2assemblies.

MOX, RPV, Fast neutron fluence, DPA, Forward factor

TL48

10.11889/j.0253-3219.2015.hjs.38.100601

核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)國(guó)家級(jí)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室運(yùn)行基金資助

魏述平，男，1985年出生，2011年于中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院獲碩士學(xué)位，從事反應(yīng)堆源項(xiàng)與輻射屏蔽設(shè)計(jì)與研究

2015-05-16，

2015-07-15