使用均匀混合型燃料组件的压水堆钍-铀增殖循环研究

周 明，沈 季，于悦海，张文杰

(深圳中广核工程设计有限公司 上海分公司，上海 200241)

随着世界核能的发展，铀资源紧张的矛盾日益凸显。合理开发利用钍资源，可有效补充铀资源在核能中应用的不足[1]，因此，钍-铀循环研究已受到核能界各机构的广泛关注[2-3]。国内也针对压水堆钍-铀燃料循环开展了大量研究，其中涉及分立型钍-铀燃料组件[4-5]及均匀混合型钍-铀燃料组件[6]的研究。文献[6]指出，仅用232Th代替燃料组件中的238U时，较多数量232Th的加入会显著降低组件的反应性，显著缩短循环寿期，降低232Th的转化效率；大幅提高235U富集度后可获得较为满意的循环寿期，但大幅增加了经济成本，且依然无法获取饱和的233U。因此，仅使用232Th代替燃料组件中的238U所形成的均匀混合型钍-铀燃料组件是不可取的。

本文改进文献[6]中燃料组件的设计，在使用232Th替代燃料组件中238U的同时，加入适量的233U核素，以形成一种新的均匀混合型钍-铀燃料组件(下称含钍燃料组件)。并参考岭澳核电厂一号机组燃料管理方案，逐步将含钍燃料组件加入堆芯。

1 分析方法

使用美国西屋公司组件能谱计算程序PARAGON和堆芯扩散程序ANC作为钍-铀循环分析计算的工具。PARAGON程序为两维多群中子输运程序，它利用碰撞概率法-栅元界面耦合来求解输运方程，并采用ENDFB/Ⅵ为基础的70群基本核数据库。ANC程序是建立在三维节块展开方法(NEM)基础上的先进节块程序，可用来预测各种工况下堆芯的反应性、功率分布和燃耗分布等，此外，它也进行堆芯的焓升计算、氙效应计算及多普勒反馈计算。

为评价PARAGON程序对含钍燃料组件的适用性，分别使用PARAGON和蒙特卡罗程序KENO对含钍燃料组件建模，并对计算结果进行对比。评价使用的燃料组件材料和尺寸参数与AFA2G组件相同，但装载均匀混合型的钍-铀燃料芯块，且处于热态零功率(HZP，291.4 ℃)状态。燃料组件芯块参数和计算结果列于表1。

由表1可见，PARAGON程序对于含钍燃料组件的中子学计算基本适用。

2 含钍燃料组件特性分析

选择235U、238U、233U和232Th质量分数分别为3.7%、48.35%、0.96%和46.99%的含钍燃料组件进行分析。同时选择富集度为3.7%的UO2燃料组件作为对比。

计算工况均为岭澳核电厂一号机组满功率工况，硼浓度取固定值600 ppm。无限增殖因数kinf、235U核密度、233U核密度和239Pu核密度随燃耗的变化示于图1。

由图1a可知，含钍燃料组件的kinf在初始状态小于UO2组件的，但随燃耗的增加，逐渐大过UO2组件，且差异随燃耗逐渐增大。这是由于232Th对中子的俘获截面大于238U的，导致寿期初含钍燃料组件反应性小于UO2组件。但232Th俘获中子后转变为233Th，233Th最终经过2次β衰变转变为易裂变核素233U，经一定时间后[7]，随着组件中核素233U的逐渐积累，含钍燃料组件反应性得以反超UO2组件。

由图1b可知，含钍燃料组件与UO2燃料组件在寿期初时的235U核密度相当，但在组件燃耗过程中，含钍燃料组件中衰变累积的233U核素逐渐起到裂变出力的作用，UO2燃料组件中的235U随燃耗增加的消耗速度快过含钍燃料组件，因此含钍燃料组件在高燃耗之后仍有较多的235U剩余。

由图1c可知，233U的核密度随燃耗的增加先降后增，直至达到平衡。这是由于232Th俘获中子再转变为233U需要一定时间，因此需经一段时间的积累才可生成较多的233U。

表1 PARAGON与KENO计算结果对比

图1 kinf、235U核密度、233U核密度和239Pu核密度随燃耗的变化

由图1d可知，含钍燃料组件中239Pu核密度显著低于UO2燃料组件，这主要是由于UO2燃料组件中238U的含量高于含钍燃料组件，因此，238U俘获中子转化生成的239Pu也更多。

由图1可知，相同235U富集度的含钍燃料组件相对于UO2燃料具有一些优势：1) 初期kinf稍小，有助于节省可燃毒物用量；2) 随燃耗的增加kinf下降趋势平缓，有助于获得更高的燃耗；3) 可有效实现232Th向233U的转化利用。因此从理论上可得出：在燃料管理中使用适当的含钍燃料组件有助于节约可燃毒物，达到更高燃耗，并提升燃料利用率。

3 换料模拟与计算分析

3.1 参考堆芯

选择岭澳核电厂一号机组作为参考堆芯，并使用PARAGON和ANC程序模拟岭澳核电厂一号机组第1～5燃料循环(表2)。

表2 参考堆芯各批料组件数

3.2 钍-铀混合堆芯模拟

在岭澳核电厂一号机组燃料管理方案基础上，从第2循环开始，使用含钍燃料组件替换新入堆的铀燃料组件，并保持堆芯布料方案不变，完成第2～5循环的模拟。

在模拟过程中，含钍燃料组件保持AFA2G的结构和材料参数不变，仅使用均匀混合型钍-铀芯块代替UO2芯块。替换所使用的钍-铀燃料组件芯块参数列于表3。

表3 钍-铀燃料组件芯块参数

钍-铀混合堆芯的部分计算结果列于表4。

表4 钍-铀混合堆芯的部分计算结果

由表4可知，在第2～5循环的模拟计算中，钍-铀混合堆芯的FDH、MTC等堆芯安全参数除第2循环寿期初ARO/NoXe/HZP工况MTC略正外，其余均在设计限值以内。对于MTC略正的情况，可通过适量插入控制棒降低临界可溶硼浓度来使MTC变负，且MTC为正的功率区间很小(计算表明在ARO/NoXe/10%RTP工况，第2循环的MTC已变负)，因此，MTC的计算结果是可接受的。

3.3 钍-铀混合堆芯与参考堆芯的计算结果对比

1) 循环长度

钍-铀混合堆芯与参考堆芯的各循环循环长度列于表5。

表5 各循环循环长度的对比

由表5可见：装载48个含钍燃料组件的第2循环钍-铀混合堆芯的循环长度相对于参考堆芯减少约11 EFPD，这主要是考虑到展平堆芯径向功率分布的原因，第2循环新入堆的48个含钍燃料组件中235U含量略低(表3)。

随后的第3～5循环提高了新入堆含钍燃料组件中235U的含量，使之接近参考堆芯使用的新燃料。通过表5中的数据可知，钍-铀混合堆芯第3～5循环的循环长度分别超出参考堆芯25、61和53 EFPD。

2) 组件卸料燃耗

钍-铀混合堆芯与参考堆芯循环末各批组件平均燃耗列于表6。由表6可知，含钍燃料组件的卸料燃耗显著高于UO2燃料组件。第4批和第5批含钍燃料组件经历3个循环后的卸料燃耗分别超出参考堆芯同批次UO2燃料组件10.8%和16.7%。第6批(经历2个循环)和第7批(经历1个循环)含钍燃料组件的燃耗也超出参考堆芯同批次UO2燃料组件达17.0%和10.9%。

3) 循环末各批组件同位素含量

钍-铀混合堆芯与参考堆芯循环末各批组件中的235U累积消耗量列于表7。

通过表6、7可知：含钍燃料组件在显著获得更高燃耗的同时，235U的消耗量也有所降低，第4批和第5批含钍燃料组件经历3个循环后235U的消耗量相对于参考堆芯同批次UO2燃料组件分别降低约15.8%和6.6%。

表7 循环末各批组件中的235U累积消耗量

另外，还计算了含钍燃料组件循环末各批组件中233U的含量(表8)。

表8 循环末各批组件中233U的含量

通过表8可看出，所有各批含钍燃料组件在经2个或以上的燃料循环后，易裂变核素233U实现了有效增殖。第4批和第5批含钍燃料组件经历3个循环后233U的含量相对于初值含量分别增加了2.7%和6.2%。

4 小结

通过以上对含钍燃料组件的中子学分析，以及对钍-铀混合堆芯的计算分析，表明在传统压水堆中使用均匀混合型含钍燃料组件是充分可行的，且显著提高了燃料利用率。

1) 使用含钍燃料组件不需更改堆芯和燃料组件主参数，仅需重新设计燃料管理方案即可，易于实现；

2) 含钍燃料组件的加入有助于获得更长的堆芯燃耗，并显著降低了235U的消耗量；

3) 可实现233U的增殖，在燃料组件卸出堆芯后，通过对233U的回收处理，可回收到满足下一循环新入堆含钍燃料组件使用的足量233U。

参考文献：

[1] 张家骅，包伯荣，陈冠英，等. 展望可再生核电能源取代火电的前景[J]. 核技术，2008，31(4)：312-315.

ZHANG Jiahua, BAO Borong, CHEN Guan-ying, et al. Perspective of substituting fossil-fuel electric power with re-generated nuclear fuel[J]. Nuclear Techniques, 2008, 31(4): 312-315(in Chinese).

[2] 冷伏海，刘小平，李泽霞，等. 钍基核燃料循环国际发展态势分析[J]. 科学观察，2011，6(6)：1-18.

[3] 欧阳予，徐光宪，赵仁恺，等. 钍的核能利用研究[J]. 中国科学院院刊，2007，22(4)：303-306.

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[5] 张家骅，包伯荣，陈志成，等. 压水堆中使用分立型铀、钍燃料组件的堆芯物理特性研究[J]. 核科学与工程，2000，20(2)：177-183.

ZHANG Jiahua, BAO Borong, CHEN Zhi-cheng, et al. Research on physical properties of reactor core in PWR using separated U-Th fuel assemblies[J]. Chin J Nucl Sci Eng, 2000, 20(2): 177-183(in Chinese).

[6] 陈志成，包伯荣，张家骅. 压水堆中使用均匀混合型铀-钍燃料(UO2+ThO2)的堆芯物理特性研究[J]. 核科学与工程,1999,19(1)：85-88.

CHEN Zhicheng, BAO Borong, ZHANG Jiahua. Research on physical properties of PWR core for mixed fuel(UO2+ThO2)[J]. Chin J Nucl Sci Eng, 1999, 19(1): 85-88(in Chinese).

[7] 卢玉楷. 简明放射性同位素应用手册[M]. 上海：上海科学普及出版社，2004：439.