耐事故包殼中子經(jīng)濟性分析*

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(中國核動力研究設(shè)計院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)重點實驗室,四川 成都 610213)

日本福島核事故之后，核燃料在事故工況下的安全性越來越受到重視。為了提高反應(yīng)堆的安全性，提出耐事故的概念。除核燃料采用TRISO顆粒等耐事故形式外，包殼也需要采用耐事故包殼材料。耐事故包殼材料可以防止鋯合金包殼燃料可能出現(xiàn)的“鋯水”反應(yīng)，同時在深燃耗或一些極限工況下能夠承受更高的溫度，保持燃料棒包殼結(jié)構(gòu)完整性，阻止芯體內(nèi)的裂變產(chǎn)物釋放到包殼外的冷卻劑中，在反應(yīng)堆中起到更牢固的防線作用。

目前主流的耐事故包殼有SiC、FeCrAl以及鋯合金SiC涂層包殼等，此外還有304SS、310SS以及APMT[1-3]等不銹鋼材料也在研究之列。SiC包殼具有耐高溫特性，同時與FCM燃料基體SiO2具有很好的相容性。FeCrAl不僅能夠有效防止堆芯可能出現(xiàn)的“鋯水”反應(yīng)，而且中子經(jīng)濟性優(yōu)于不銹鋼材料。

本文主要分析幾種常見的耐事故包殼材料相比傳統(tǒng)壓水堆中鋯合金包殼的中子經(jīng)濟性，為耐事故包殼用于堆芯核設(shè)計做借鑒和指導。

1 分析程序與方法

本文計算程序采用HELIOS[4]，它是二維組件(柵格)中子/光子輸運計算程序，使用包含200多種核素的190群核截面數(shù)據(jù)庫，采用子群法共振計算模型和中子流耦合碰撞概率法(CCCP方法)輸運計算模型，能夠處理各種復雜幾何結(jié)構(gòu)的組件，其適用性廣、計算精度高。

以傳統(tǒng)壓水堆組件鋯合金包殼作為對照，分析將鋯合金包殼替換為不同材料的其他包殼時組件的中子學特性，然后分析不同包殼厚度對組件中子學影響，以及采用與鋯合金包殼厚度的其他包殼材料時，若要達到鋯合金包殼相同的壽期，需要采用何種富集度，用以指導堆芯堆芯核設(shè)計。

2 不同包殼中子經(jīng)濟性

表1給出了包殼材料FeCrAl、SiC、304SS、310SS和APMT的材料成分及密度。以鋯合金包殼標準AFA3 G組件為參考對象，依次將標準AFA3 G組件的鋯合金包殼替換成表1中的五種材料。分析鋯合金SiC涂層包殼時，按包殼中鋯合金和SiC涂層厚度相同處理，進行燃耗計算，并與AFA3 G原有的鋯合金包殼結(jié)果進行比較。計算過程中燃料富集度統(tǒng)一取4.45%，慢化劑中硼濃度取700 ppm，包殼內(nèi)外徑分別為0.4180 cm和0.4750 cm。

表1 候選包殼材料成分和密度Table 1 Composition and density of candidate cladding materials

不同包殼材料組件燃耗計算結(jié)果見表2，燃耗曲線如圖1所示。從計算結(jié)果可知：與鋯合金相比，由于Fe的中子吸收截面較大，F(xiàn)e基合金包殼的中子經(jīng)濟性低于鋯合金包殼;而FeCrAl、APMT的中子經(jīng)濟性要高于304SS、310SS，主要原因是304SS、310SS材料中含有吸收截面較大的Ni；而SiC的中子經(jīng)濟性要高于鋯合金。按中子經(jīng)濟性由高到底排序為：SiC>SiC涂層>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS。

圖1 不同包殼材料組件kinf隨燃耗變化曲線Fig.1 Variation curve of kinf vs.burnup of fuel assemblies with different cladding materials

表2 不同包殼材料組件kinf隨燃耗變化Table 2 Variation of kinf vs.burnup of fuel assemblies with different cladding materials

為了達到相同壽期，需要提高Fe基合金包殼的燃料富集度，以增加235U裝量[5]，或者減小包殼厚度(可能改變?nèi)剂涎b量)；SiC相比Zr中子經(jīng)濟性更好，SiC包殼可以比鋯合金包殼略厚。

3 包殼厚度敏感性分析

表3給出了不同包殼厚度的計算方案，改變包殼厚度時有兩種方案：一是保持包殼外徑和氣隙厚度不變，包殼厚度減小將直接導致芯體外徑減小，在富集度一定的情況下，影響燃料裝量；二是保持包殼內(nèi)徑和氣隙厚度不變，芯體外徑因此保持不變，包殼厚度減小將導致包殼外徑減小，降低堆芯中冷卻劑含量，降低水鈾比，影響燃料利用率。敏感性分析中燃料富集度取4.95%。表3中方案2是當前AFA3 G組件鋯合金包殼的尺寸，作為對比對象；方案1～5是保持包殼外徑不變，包殼厚度變化時各計算方案；方案6～9是保持包殼內(nèi)徑不變，包殼厚度變化時各計算方案。分析不同包殼厚度壽期末(60 000 MW·d/tU)組件kinf與參考狀態(tài)的組件kinf差別，即Δkinf。Δkinf定義為：

表3 不同包殼厚度的組件計算方案Table 3 Calculation schemes for fuel assemblieswith different cladding thickness

表4 不同包殼厚度組件計算方案的壽期末ΔkinfTable 4 Δ kinf of fuel assemblies with differentcladding thickness at the end of life

表5給出滿足壽期要求，即壽期末(60 000 MW·d/tU)Δkinf為0時，各包殼材料對應(yīng)的包殼厚度。從表5可以看出，若燃料富集度維持4.95%不變，為達到與AFA3 G組件相同的壽期，若采用FeCrAl包殼，包殼厚度需降至0.25 mm；若采用SiC包殼，包殼厚度可增加至0.68 mm；其他Fe基合金包殼的厚度也需大幅降低至0.20 mm左右。

表5 滿足壽期要求的包殼厚度Table 5 Cladding thickness meeting the life requirements

4 燃料富集度敏感性分析

表6給出了燃料富集度敏感性分析計算方案，各計算方案維持包殼厚度不變，改變?nèi)剂细患?，計算不同包殼類型下壽期末的Δkinf。表7給出表6各方案的壽期末Δkinf。從表7可以看出，若壽期末Δkinf為0，F(xiàn)e基合金包殼235U富集度需增加至6.0%左右；而SiC包殼235U富集度低于4.95%。

表6 不同燃料富集度的計算方案Table 6 Calculation schemes for different fuel enrichment

表7 不同燃料富集度的壽期末ΔkinfTable 7 Δ kinf of fuel assemblies with differentfuel enrichment at the end of life

表8給出滿足壽期要求，即壽期末(60000 MWd/tU)Δkinf為0時，各包殼材料對應(yīng)的235U富集度。從表8中可以看出，為達到與AFA3 G組件相同的壽期，采用FeCrAl包殼，235U富集度需增加到5.70%；而采用SiC包殼，235U富集度可降至4.85%；其他Fe基合金包殼富集度需增加到至少5.80%。

表8 滿足壽期要求的燃料富集度Table 8 Fuel enrichment meeting the life requirements

5 結(jié)論

本文對包殼材料FeCrAl、SiC、304SS、310SS和APMT進行中子經(jīng)濟性分析，分析的目標燃耗為60 000 MWd/tU，并與鋯合金包殼進行比較。按中子經(jīng)濟性由高到底排序為：SiC>SiC涂層>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS。保持包殼外徑不變，為達到與鋯合金包殼相當?shù)娜己纳疃龋捎孟嗤陌鼩ず穸?，F(xiàn)eCrAl包殼富集度將超過5%，達到約5.70%；若富集度保持4.95%，F(xiàn)eCrAl包殼厚度需降至0.25 mm。SiC可以采用更厚的包殼厚度達到與鋯合金包殼相當?shù)娜己纳疃龋?.95%富集度時，包殼厚度可增加至0.68 mm。FeCrAl包殼工程設(shè)計時，可以考慮在增大包殼內(nèi)徑的同時適當增大包殼外徑，但冷卻劑減少對熱工水力的影響以及水鈾比降低對物理的影響，需開展進一步研究分析。