一種基于MOX燃料的SPWR堆芯物理設計方案

袁安民 李海 廖毅 王琮

摘 ? 要：長壽期小型壓水堆設計，不僅要求具備較好的反應性補償能力，同時應具有高燃耗深度。通過提高富集度和堆芯燃料轉化，本文提出了一種長壽期小型壓水堆堆芯設計方案，完成了概念設計并使用MCNP和ORIGEN程序對重要物理參數進行了計算分析。結果表明，基于MOX燃料的長壽期堆芯方案，具有較好的反應性控制能力，較高的燃耗深度和更長的燃耗壽期。

關鍵詞：長壽期 ?小型壓水堆 ?MOX燃料 ?MCNP ?ORIGEN

中圖分類號：TL364 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻標識碼：A ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文章編號：1674-098X（2019）07（b）-0118-06

Abstract： The design of a long-life small reactor requires not only better reactivity compensation capability， but also high burn-up depth. By improving fuel enrichment and conversion， this paper presents a design scheme for a long-life small pressurized water reactor core. The MCNP and ORIGEN programs were then used to calculate and analyze important physical parameters. The results show that the long-life core solution based on MOX fuel has better reactivity control ability， higher burnup depth and longer core life.

Key Words： Long life core; Small PWR; MOX Fuel; Burnup; MCNP; ORIGEN

相對于大型商用壓水堆，小型壓水堆由于體積小，系統(tǒng)簡單，在偏遠地區(qū)及海上供電具有較大優(yōu)勢。而長壽期堆芯可以減少換料次數，降低燃料成本，提高經濟性。

現有小型壓水堆[1，6]通常采用低富集度235U作為核燃料，換料周期相對較短;部分采用高富集度235U作核燃料的堆型，雖相對延長了堆芯壽期，但仍有較大的提升空間（見表1）。

本文旨在設計一種燃耗壽期更長，安全性更高，自然循環(huán)能力更強的小型壓水堆，以滿足經濟性和安全性的需要。

1 ?長壽期堆芯特點和設計指標

1.1 長壽期堆芯特點

在長壽期小型壓水堆設計中，為達到長壽期的目標，不僅要實現高燃耗，同時應達到最小的反應性隨燃耗變化，減少對控制系統(tǒng)的要求。此外，提高自然循環(huán)能力，可以簡化系統(tǒng)配置。

長壽期反應堆物理特點[2]：

（1）最大卸料燃耗深度100000MWd/t（U），平均燃耗深度達到50000MWd/t（U）。

（2）較小的反應性隨燃耗變化。

（3）保證停堆裕量的同時，盡量簡化反應性控制系統(tǒng)。

（4）保證堆芯具有負的溫度系數。

（5）較大的停堆深度。

（6）燃耗末期較小的反應性懲罰。

1.2 長壽期堆芯設計指標

根據現有小型壓水堆方案，文中提出了長壽期小型壓水堆設計指標。反應堆功率100MW，設計壓力16.5MPa，堆芯出口溫度335℃，堆芯等效直徑1400mm，活性區(qū)高度1400mm，235U富集度20%，換料周期達到40個月以上，設計壽命60年，平均燃耗深度達到100000MWd/t（U）以上（見表2）。

2 ?材料及柵距選擇

2.1 燃料選擇

為實現長壽期，文中采用235U富集度為20%的UO2作為燃料，但堆芯初始剩余反應性非常大，反應性控制存在難度。在PWR乏燃料中，存在部分吸收截面較大的錒系核素（231Pa、240Pu、241Am），且在吸收中子后可轉化為易裂變核素[3]。

根據錒系核素燃耗特性，文中選取對反應性抑制較好且壽期末反應性懲罰較小的240Pu作為彌散型可燃毒物，并實現燃料增值。

文中采用PuO2與UO2均勻混合的MOX燃料，其中235U富集度20%，240Pu富集度10%。但高富集度燃料功率密度大，容易造成燃料芯塊中心溫度過高，文中采用Φ5燃料棒，以利于熱工設計，降低芯塊中心溫度。燃料芯塊直徑4mm，氣隙采用加壓He氣尺寸0.25mm，包殼材料采用Zr-4合金，壁厚0.75mm（見圖1）。

2.2 中子吸收體選擇

大型壓水堆通常采用B4C或Ag-In-Cd合金作為中子吸收材料，但B與中子反應會產生He氣，導致燃料元件在高燃耗下腫脹，In元素在燃耗后期有較多殘留，反應性懲罰太大，不滿足長壽期堆芯反應性控制的需要。

根據相關研究，天然Hf元素較適合作為長壽期堆芯中子吸收材料，其在燃耗壽期末殘留少，反應性懲罰小，特別是177Hf可以改善天然Hf元素的反應性懲罰，延長堆芯壽期。文中采用提高177Hf富集度的Hf元素作為中子吸收材料。

2.3 柵距選擇

為保證反應堆具有負溫度系數和較好的中子慢化能力，需計算水鈾比，確定最佳柵格尺寸。文中計算了冷態(tài)和熱態(tài)下水鈾比從0.77～95的柵格增值因數（見圖2）。水鈾比在0.77～6區(qū)間內為稠密柵，具有正溫度系數，且堆芯阻力較大，不利于自然循環(huán)的實現。水鈾比在6～95區(qū)間內為稀疏柵，堆芯阻力小，利于自然循環(huán)的實現。其中水鈾比6～36為欠慢化區(qū)，36～95為過慢化區(qū)。

為保證堆芯具有負溫度系數，應在水鈾比為6-36的欠慢化區(qū)選擇。同時為保證堆芯具有較好的慢化能力，應盡量選擇大柵距。在MOX燃料[5]裝量不變的情況下，增大柵距也有利于提高循環(huán)長度。確定最佳水鈾比為29.75，最佳柵距為12mm。柵格尺寸如圖3所示。

2.4 長壽期堆芯方案

采用成熟的大型商用壓水堆17×17截短型燃料組件，高度1400mm。燃料組件尺寸204mm×204mm。

全堆共37組燃料組件，其中17組控制棒組件，20組可燃毒物組件。其中A控制棒4組，B控制棒4組，C控制棒8組，S停堆棒4組（見圖4）。其中，A/C作為主調節(jié)棒。

可燃毒物組件含256根燃料棒，32根毒物棒，1根儀表管。A/B/C控制棒組件含244根燃料棒，32根控制棒，12根毒物棒和1根儀表管。S控制棒組件含248根燃料棒，24根控制棒，16根毒物棒和1根儀表管。

3 ?長壽期堆芯特性分析

針對與堆芯性能、安全性密切相關的設計參數，如燃耗壽期、反應性控制能力等，從核設計角度進行分析評價。利于MCNP程序對長壽期堆芯方案進行建模（見圖5），計算冷態(tài)和熱態(tài)條件下反應性分配情況，同時計算是否滿足卡棒準則。

3.1 反應性分配計算

表3給出了冷態(tài)零功率初始反應性分配，控制棒組總價值為23097pcm，可燃毒物總價值15371pcm，停堆深度8997pcm。

表4給出了熱態(tài)零功率初始反應性分配，控制棒組總價值為28876pcm，可燃毒物總價值17390pcm。

3.2 卡棒準則

根據卡棒準則，最大價值一束棒卡在堆外，其余棒全插（包括停堆棒），保持堆芯次臨界狀態(tài)，同時考慮0.5%不確定性，即Keff<0.95。由于堆芯具有負溫度系數，冷態(tài)條件下更容易出現臨界事故，故針對冷態(tài)卡棒情況進行計算。

卡A組棒一束keff=0.99157，卡B控制棒一束Keff=0.98764，卡C組棒一束Keff=0.99293，卡S組棒一束Keff=0.97556，均滿足卡棒準則要求（見表5）。

在滿足卡棒準則的基礎上，進行了冷態(tài)和熱態(tài)條件下的臨界棒位計算。其中A/C組為主控制棒，B組為補償棒，以利于展平堆芯功率分布，降低功率峰因子（見表6）。

3.3 燃耗特性分析

采用MCNP與ORIGEN程序耦合，進行兩步法循環(huán)燃耗計算。堆芯徑向共分37個燃耗區(qū)，以燃耗壽期末Keff>1為設計準則，分別對100%UO2和不同Pu含量的MOX燃料裝載進行100MW滿功率燃耗計算。

文中計算了三種不同Pu含量（6%/8%/10%）下的堆芯燃耗情況，隨著燃料中Pu含量的增加，初始剩余反應性不斷減小，反應性隨燃耗變化也更加平緩。同時在燃耗末期的反應性懲罰較小，十分有利于簡化控制系統(tǒng)設計。

6%Pu裝載方案下，燃耗壽期達到1680EFPD，8%Pu裝載方案下，燃耗壽期為1600EFPD，10%Pu裝載方案下，燃耗壽期為1500EFPD。隨Pu含量的增加，燃耗壽期略有減小。說明在現有堆芯方案下，存在最佳Pu含量，既能充分降低初始剩余反應性，又能保證燃耗后期較小的反應性懲罰，不降低堆芯壽期（見圖6）。

6%Pu含量下，壽期末堆芯平均燃耗深度為115800MWd/tU，組件最大卸料燃耗深度達到166400MWd/tU。8%Pu含量下，壽期末堆芯平均燃耗深度為109900MWd/tU，組件最大卸料燃耗深度達到164200MWd/tU。10%Pu含量下，壽期末堆芯平均燃耗深度為103000 MWd/tU，組件最大卸料燃耗深度達到158800 MWd/tU。均具有較高燃耗深度，遠遠超過50000 MWd/tU。

6%Pu含量下，235U利用率為45.5%，易裂變核素241Pu產量為18.66kg。8%Pu含量下，235U利用率為41.8%，易裂變核素241Pu產量為23.31kg。10%Pu含量下，235U利用率為39%，易裂變核素241Pu產量為27.5kg。由于Pu增加了對中子的吸收，故隨Pu含量增加，235U利用率不斷降低。

綜合考慮以上因素，在現有堆芯方案下MOX燃料中Pu的最佳含量為8%～10%。為盡量降低初始剩余反應性，降低對控制系統(tǒng)的要求，文中選擇了10%-Pu的裝載方案。

3.4 長壽期堆芯方案

經以上計算，本文設計了一種長壽期堆芯方案，反應堆設計功率100MW，設計壓力16.5MPa，冷卻劑平均溫度310℃，換料周期達到50個月，設計壽命60年。其余參數見表7。

堆芯壽期達到50個月，比表1中所列舉的俄羅斯KLT-40S型反應堆的28個月還要長22個月。

堆芯平均燃耗深度達到了103000MWd/tU，遠高于50000MWd/tU;同時，最大燃耗深度到達158800MWd/tU，遠高于100000MWd/tU。燃料利用率約為38.5%，遠高于現有壓水堆。

堆芯初始剩余反應性約為1.1，這對減小控制棒價值，延長堆芯壽期非常有好處。

反應性變化：整個壽期內，反應性變化不僅非常?。é約為0.1），而且十分平緩。在2～800EFPD，隨燃耗進行，反應性幾乎無變化，在800～1500EFPD區(qū)間內，反應性隨燃耗進行緩慢下降，非常有利于簡化控制系統(tǒng)設計。