熔盐堆堆芯分区结构对钍燃料增殖性能的影响

2013-02-24 07:21王海伟蔡翔舟梅龙伟陈金根蒋大真
核技术 2013年9期
关键词:增殖率熔盐堆芯

王海伟 蔡翔舟 梅龙伟 陈金根 郭 威 蒋大真

1(中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800)

2(中国科学院大学 北京 100049)

熔盐堆堆芯分区结构对钍燃料增殖性能的影响

王海伟1,2蔡翔舟1梅龙伟1,2陈金根1郭 威1蒋大真1

1(中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800)

2(中国科学院大学 北京 100049)

熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有在线处理和利用钍燃料等各种优势。我们主要参考法国国家科学研究院(Centre National de la Recherche Scientifique, CNRS)的相关研究,该单位对熔盐堆堆芯结构进行优化,提高其钍铀转换率。利用SCALE (Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)大型蒙特卡洛程序针对超热中子谱熔盐堆进行堆芯结构优化。从计算数据分析,Blanket增殖区在堆芯的不同位置可以提高Blanket中的钍铀增殖率,但是并不能提高整个堆芯的钍铀增殖率。对于超热谱的熔盐堆,单熔盐石墨孔道可以提供CNRS设计几乎相当的钍铀增殖率,同时可以极大地降低慢化剂石墨内的中子通量水平,延长更换堆芯石墨周期,提高整个熔盐堆的运行经济性。

熔盐堆,蒙特卡洛,超热中子能谱,增殖率,石墨寿命

铀矿资源日渐消耗的背景下,钍铀循环在世界各个核能研究单位进行了深入广泛的研究。包括传统的西屋公司商用型压水堆、加拿大重水CANDU堆[1]、印度AHWR[2]钍基重水堆、日本FUJI-AMSB堆型设计以及橡树岭(ORNL-美国)熔盐堆等。其中熔盐堆作为第四代先进核能系统,其独特的在线处理以及堆芯石墨孔道流动的熔融盐燃料,使其性能和运行方式与固体堆有重大差异[3]。熔盐堆的发展经历大致可分为:1946年美国橡树岭国家实验室的ARE系统;上世纪60年代初期8 MWth热功率的MSRE[4];以及1970−1976年虽未建堆但具有完整分析的MSBR。同时法国CNRS研究单位在1999−2002年由Alexis NUTTIN博士重新评估MSBR熔盐堆;以及Mathieu博士完整提出的基于钍燃料熔盐快堆MSFR[5]分析设计。

本文主要利用SCALE蒙特卡洛计算程序,以超热谱熔盐堆(缩写SupMSR,石墨孔道8.5 cm)堆芯设计为参考。通过改变超热谱熔盐石墨孔道结构,从而达到提高钍铀循环增殖率的目的。

1 SupMSR堆芯建模

Mathieu[6]研究了熔盐石墨孔道对钍铀增殖率的影响(图1)。同时详细计算了8.5 cm石墨熔盐孔道的堆芯各方面中子学性能。在8.5 cm出堆芯钍铀增殖率刚好达到1。本文利用SCALE强大的三维建模功能通过精细的建模后,得到熔盐堆整个堆芯结构如图2所示。

图1 熔盐石墨孔道对增殖率影响[6]Fig.1 Molten salt graphite channel impact breeding rate.

图2 SCALE 三维模型(a) 全堆芯视图,(b) 堆芯石墨孔道视图(剔除熔盐)Fig.2 SCALE-3d model.(a) Core structure, (b) Core graphite channel (without fuel)

堆芯采用石墨慢化剂,图2(a)中间区域为装载233U的熔盐,其燃料石墨孔道8.5 cm,熔盐燃料成分为78%LiF-22%(HN)F4(21.4%ThF4-0.6%UF4) (mole浓度比例),堆芯平均运行温度900 K。此温度下熔盐密度为4.3 g·cm−3。外圈石墨孔道半径10cm,其中装载了钍熔盐燃料,熔盐燃料成分为77.5%LiF-22.5%ThF4(mole比例)。整个堆芯半径1.6m的圆柱形容器高度等于堆芯直径。石墨孔道如图3所示。

图3 堆芯Core以及Blanket增殖层石墨孔道(a) Blanket石墨孔道,(b) Core石墨孔道,(c) Core石墨孔道参数Fig.3 Core graphite and Blanket channel.(a) Blanket graphite channel, (b) Core graphite channel, (c) Core graphite channel parameters

2 钍铀转换率计算公式

堆芯Core熔盐中转载一定量的Th燃料熔盐,Blanket Cover层也装载Th燃料熔盐。单独计算Core以及Cover层的增殖率,两者的和就是整个堆芯的总的钍铀增殖率。232Th通过如下反应道转换到可裂变燃料233U:

232Th通过(n,γ)反应道转换到233Th,然后在通过两次β衰变,转换到裂变核素233U。在临界计算分析各种核素反应道的反应率大小,需要计算出核素的平均微观截面以及平均中子通量密度,计算公式如下:

得到式(2)、(3)的截面和通量密度后,再利用式(4)计算核素的每个反应道的反应率大小,核素反应率计算公式如下:

整个堆芯的钍铀转换率可以表述成:

分开表示成堆芯Core石墨孔道熔盐燃料中的钍铀转换率加上Blanket Cover层的石墨孔道熔盐燃料的钍铀增殖率表述如下:

BRCore和BRCover表述如下:

利用SCALE的KMART模块进行中子通量计数以及反应率计数。得到的结果需要乘以2500MWth下的堆芯源强常数,才是所需的数据。堆芯中子源强常数Q计算如下:

目前对食品、食品添加、转基因食品的风险认知研究很多,但针对保健食品的风险认知及影响因素分析的研究却相对较少。而在这些关于食品的风险认知研究中,其影响分析主要集中于概念知识与信任两个方面,对民众的信息搜索功能、信息来源等的影响因素分析较少。保健食品相对于食品来说,其信息、营养价值、保健功用等更容易引起民众的关注,而这些信息对民众来说却不是容易获得,在影响因素中加入对信息来源、信息搜索行为的变量,对理解民众对保健食品的选择与决策具有重要的作用。本文以信息来源途径作为一个变量,将更有助于理解民众对保健食品风险认知的产生机制和影响因素,帮助监管部门在制定保健食品监管措施时更有针对性。

堆芯中子通量密度:

式中,Q为中子源强,单位n·s·cm−2。

同时需要去除233Pa非衰变反应道的反应率,计算公式和233Pa中子反应截面如下:

其中:

233Pa在堆芯Core和Blanket中的中子截面大小如表1所示。

表1 233Pa中子反应截面Table1 233Pa neutron reaction cross section.

3 计算结果分析

3.1验证分析计算正确性

SCALE[7]程序主要由美国橡树岭国家实验室开发维护升级,目前已更新至第6版本。该程序拥有众多的子模块,可以完成众多计算任务。主要包括:截面处理和截面加工、临界安全分析计算、敏感性/不确定性分析、乏燃料特性分析计算、辐射源项分析计算、反应堆晶格物理分析、辐射屏蔽分析计算和核安全分析计算。利用SCALE程序建模并采用具有三维中子输运方法的KENOVI子模块,调用CENTRM模块进行各种截面处理并采用v-6 238群进行临界分析计算,堆芯横截面如图4所示。

熔盐堆运行在2500 MWth热功率,1000MWe电功率电热效率为40%。临界计算分析得出Keff= 1.0005,与1.0018吻合很好。此时计算BRCore=0.922;BRCover=0.076。对比结果BRCore=0.928;BRCover= 0.074。因此总的钍铀转换增殖率BR=0.998与1.002误差为0.4%。计算结果符合得很好。

3.2优化堆芯结构和装载熔盐

在上面基础上进行Blanket Cover层的堆芯重新布置,每次把一圈Blanket往内移动一圈,如图5(b)−(e);图5(f)为Blanket全部装载到堆芯中间位置,其中在布局编号f里面去除了Blanket Cover层的设计,采用单一熔盐,通过这6种堆芯结构的改变,具体分析每一种堆芯中子特性、转换率BR等。堆芯优化结构如图5所示。

图4 堆芯横截面Fig.4 Core cross section.

图5 6种堆芯结构优化编号a−fFig.5 Six core structure optimization identifier a−f.

6种堆芯结构的优化都通过调整233U摩尔浓度保持堆芯的临界状态。其中233U的摩尔浓度每种堆芯都有细微差别,摩尔浓度的不同最终体现在233U初装量。堆芯结构f为单熔盐燃料石墨孔道,去除了钍燃料熔盐包覆层,石墨孔道为78%LiF-22% (HN)F4熔盐燃料。计算分析得到堆芯临界所需的233U摩尔浓度如表2所示。

对于a−f堆芯结构优化,分别统计了Core石墨孔道熔盐中的中子通量密度Flux以及Blanket中的石墨孔道熔盐中中子通量密度(n·s·cm−2)。

我们针对原初堆芯布局,给出Core石墨孔道中熔盐的中子通量水平和Blanket覆盖层石墨孔道内的中子通量水平,绘出v-6 238多群能谱,可以看出Blanket中的中子通量水平比Core中的要低一个数量级。其中多个密集的峰值是由于核素在不同能区的强烈共振现象引起(图6)。

从计算分析来看,a−e堆芯总的BR都比原初设计减低了,Blanket区的增殖率提高了,f堆芯布局的增殖性能和原初设计几乎一致,但堆芯中两者的通量水平却相差很多。f堆芯设计的通量水平比原初设计堆芯降低了35.7%。由于这些中子通量密度的减低,会对石墨寿命产生很大影响。下面详细计算石墨的中子通量密度对石墨寿命的影响。

表2 堆芯结构优化临界分析Table2 Core structure optimization of critical analysis.

表3 中子通量密度分布以及BR值Table3 Neutron flux density distribution and BR.

图6 堆芯和增殖区中子通量水平对比Fig.6 Core and Blanket neutron flux contrast.

3.3堆芯结构优化对石墨寿命影响

堆芯核级石墨寿命跟石墨受到的中子辐照通量密度成反比例关系:

熔盐堆作为慢化剂性质的石墨,更换周期取决于堆芯Core石墨孔道的石墨寿命,因为从分析计算中中子通量密度比增殖区石墨孔道大一个量级,因此Blanket中的石墨相比Core中的石墨可以有更长的更换周期。

表4 堆芯石墨内中子通量密度分布以及石墨更换周期Table4 Core neutron flux density and graphite change cycle.

熔盐堆原初设计石墨更换周期,如果N=35 a,那么d布局石墨寿命为46.025 a,极大地延长了熔盐堆停堆大批量更换石墨的周期,显著地减低了石墨购买成本,同时f堆芯布局石墨寿命为59.16 a。如果我们不采用双熔盐石墨孔道设计,采用单一熔盐的熔盐堆堆芯设计,钍铀增殖率BR几乎可以达到同样的要求。但却具有一个显著的特点:就是降低了堆芯中石墨孔道内的中子通量密度,从而使得石墨寿命比双熔盐石墨孔道设计提高到1.702倍(提高了70.2%)。分析结果证明,对于超热中子谱的熔盐堆,单石墨孔道堆芯设计将带来更加优异的表现。

图7 堆芯Core和Blanket石墨内中子通量水平分布Fig.7 Core and Blanket graphite neutron flux.

4 结语

通过采用SCALE程序,详细地分析了超热谱熔盐堆SupMSR堆芯中子性能。通过6种堆芯布局的调整计算分析,我们得出几点重要结论:虽然改变Blanket的堆芯位置,可以提高增殖层中的钍铀转换率,但是却降低了整个堆芯的增殖率。如果不用Blanket覆盖层的增殖思路,改用单一熔盐孔道的堆芯燃料设计。几乎可以达到原初设计的钍铀增殖水平。同时大大降低石墨里面的中子通量水平,延长了作慢化剂的石墨寿命,使得堆芯停堆更换石墨周期变长,这将会极大地提高熔盐堆的运行经济性。从计算分析可以看出对于超热中子谱的熔盐堆,单石墨孔道堆芯设计将带来更加优异的表现。

1 Sahin S, Yildiz K, Sahin H M, et al. Investigation of CANDU reactors as a thorium burner[J]. Energy Conversion and Management, 2006, 47(13−14): 1661−1675

2 Sinha R, Kakodkar A. Design and development of the AHWR—the Indian thorium fuelled innovative nuclear reactor[J]. Nuclear Engineering and Design, 2006, 236(7): 683−700

3 Merle-Lucotte E. Introduction to the physics of molten salt reactors[J]. Materials Issues for Generation Iv Systems: Status, Open Questions and Challenges, 2008: 501−521

4 Briggs R B. From MSRE to an MSBR[J]. Transactions of the American Nuclear Society, 1970: 25−31

5 Delpech S, E. Merle-Lucotte, T. Auger, et al. MSFR: material issues and the effect of chemistry control[J]. Paris, France 9-10: 2009: 201

6 Mathieu L. The thorium molten salt reactor: moving on from the MSBR[J]. Progress in Nuclear Energy, 2006, 48(7): 664−679

7 SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations[J]. ed. V. 5.1. Vol. I-III. 2006, ORNL/TM-2005/39: Radiation Safety Information Computational Center at Oak Ridge National Laboratory

CLCTL329+.2

Impact on breeding rate of different Molten Salt Reactor core structures

WANG Haiwei1,2CAI Xianzhou1MEI Longwei1,2CHEN Jingen1GUO Wei1JIANG Dazhen1

1(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)2(University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China)

Background:Molten Salt Reactor (MSR) has several advantages over the other Generation IV reactor. Referred to the French CNRS research and compared to the fast reactor, super epithermal neutron spectrum reactor type is slightly lower and beading rate reaches 1.002. Purpose: The aim is to explore the best conversion zone layout scheme in the super epithermal neutron spectrum reactor. This study can make nuclear fuel as one way to solve the energy problems of mankind in future. Methods: Firstly, SCALE program is used for molten salt reactor graphite channel, molten salt core structure, control rods, graphite reflector and layer cladding structure. And the SMART modules are used to record the important actinides isotopes and their related reaction values of each reaction channel. Secondly, the thorium-uranium conversion rate is calculated. Finally, the better molten salt reactor core optimum layout scheme is studied comparing with various beading rates. Results: Breading zone layout scheme has an important influence on the breading rate of MSR. Central graphite channels in the core can get higher neutron flux irradiation. And more233Th can convert to233Pa, which then undergoes beta decay to become233U. The graphite in the breading zone gets much lower neutron flux irradiation, so the life span of this graphite can be much longer than that of others. Because neutron flux irradiation in the uranium molten salt graphite has nearly 10 times higher than the graphite in the breading zone, it has great impact on the thorium-uranium conversion rates. For the super epithermal neutron spectrum molten salt reactors, double salt design cannot get higher thorium-uranium conversion rates. The single molten salt can get the same thorium-uranium conversion rate, meanwhile it can greatly extend the life of graphite in the core. Conclusions: From the analysis of calculation results, Blanket breeding area in different locations in the core can change the breeding rates of thorium-uranium in the Blanket, but cannot improve the conversion rates of thorium-uranium in the uranium molten salts. For super thermal spectrum molten salt reactor, single molten salt graphite channel can provide CNRS design and almost can equivalent thorium-uranium conversion rate. At the same time, it can greatly reduce the levels of neutron flux in the moderator of graphite and improve the working economy of molten salt reactor.

Molten salt reactor, Monte Carlo, Epithermal neutron energy spectrum, Breeding rate, Life of graphite

TL329+.2

10.11889/j.0253-3219.2013.hjs.36.090601

中国科学院战略性先导科技专项项目(XDA02010200)资助

王海伟,男,1986年出生,2010年7月毕业于浙江工业大学理学院应用物理系,现为硕士研究生,从事反应堆堆芯物理分析计算

2013-03-11,

2013-04-18

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