新型熔盐快堆中辐照熔盐靶件生产238Pu的物理分析

刘小林 周 波 邹 杨,3严 睿 徐洪杰陈 亮,3

1（上海科技大学 上海 201210）

2（中国科学院上海应用物理研究所 上海 201800）

3（中国科学院大学 北京 100049）

238Pu作为放射性同位素热发电机（Radioisotope Thermoelectric Generators，RTGs）的热源，在航空领域有着广泛的应用，RTGs可将衰变热转化为电能，为深空探测提供动力［1−2］。238Pu可发生α衰变（T1/2=87.7 a），α粒子大部分能量会沉积在238Pu源体积内，这是其作为热源的物理基础［3］。20世纪80年代，许多国家就已开始238Pu的生产研究，主要分布在美国与俄罗斯［4］。2011年，为打破钚燃料短缺的限制，美国能源部批准了钚供应项目，在橡树岭国家实验室（Oak Ridge National Laboratory，ORNL）的高通量同位素反应堆（High Flux Isotope Reactor，HFIR）和爱达荷国家实验室（Idaho National Laboratory，INL）的先 进 试 验 堆（Advance Test Reactor，ATR）内 进行238Pu的生产，预期年产量目标为1.5 kg∙a−1［4−6］，2012年，HFIR重新开启了238Pu的生产。

238Pu生产途径主要通过在HFIR或ATR中进行热中子辐照237Np固态靶材，使其发生237Np（n，γ）238Np反应，辐照周期末提出靶件，待238Np（T1/2=2.1 d）冷却衰变为238Pu后进行提取。在这种传统辐照固态靶件生产方式中，生产流程较为复杂，在固态靶件制备方面，需将经过溶解、氧化等过程制成的NpO2粉末与金属陶瓷载体基质混合压制成靶件芯体并装入套管中［3］。在同位素提取方面，需进行靶件的拆卸、切割、溶解等流程，再经水法或干法［3，7］进行同位素的分离与提纯。由于237Np靶核素的资源有限，需尽可能提高237Np核素的回收率及转换率，但固态靶基质的回收较为困难［7−8］。因此，需研究新的238Pu生产方式或改进现有的生产方法来满足未来全球对238Pu的使用需求。

新型熔盐快堆被设计用于同位素生产，可在高温常压下运行，有较高的固有安全性，较低的核废料产生等优势。燃料元件采用合金材料加工制成的管状容器包容液态燃料盐，高放射性燃料盐无需泵驱动，避免了传统熔盐堆［9−11］需要对高放射性燃料盐泵维修维护的问题，还可节省堆芯外主回路系统内的燃料，且不存在缓发中子流失的问题，反应性更加安全可控。堆芯活性区外反射层内布置热中子辐照孔道，可辐照237Np靶件进行238Pu生产。热中子辐照孔道远离活性区，对堆芯反应性影响较小，可通过控制棒的配合在线更换靶件。选液态卤化物熔盐作为靶核素载体基质装载在特制的靶件容器中，利用卤化物熔盐基质的特征可解决传统生产方式中生产流程复杂和靶核素回收困难的问题。首先，熔盐基质直接装入靶件容器比制成固态靶件棒更简单。其次，在同位素提取过程中无需靶件切割、溶解等复杂过程，利用卤化物挥发直接分离镎与钚，辐照后的237Np熔盐靶基质经简单处理后即可回收利用［7−8］。

由于反应堆辐照生产的238Pu用于制造RTGs燃料，需尽可能提高238Pu的产量与纯度（238Pu与钚同位素总质量之比），要求纯度大于85%［12］。而236Pu与239Pu被认为是238Pu生产中重要杂质，其中236Pu的衰变产物212Bi和208Ti均为强γ放射源［3，13］，对238Pu作为RTGs热源的使用造成影响，因此在238Pu的生产中需尽可能降低236Pu的浓度，要求最大浓度不超过3×10−6［4，14］。Urban等［15］在ATR进行NpO2靶件辐照试验中，生产238Pu的纯度高达98%，237Np的利用率（238Pu生成量与237Np装载量之比）为4.88×10−9。Daily等［12］在HFIR中的NpO2金属陶瓷靶件辐照分析中得到238Pu的纯度达95%，236Pu浓度为2.35×10−6。Schnitzler［16］在ATR的238Pu辐 照 生 产 评 估 中 得到238Pu的 纯 度 为90%，236Pu的 浓 度 约 为1×10−6。Colvin等［17］在ATR内进行的237NpO2靶件辐照试验中得到236Pu的浓度为2×10−6以下。David的报告［8］中指出，利用HFIR进行238Pu生产的模拟分析中，在238Pu产量、纯度、237Np转换率（消耗单位质量237Np生成的238Pu质量）方面，卤化物熔盐靶件优于传统NpO2金属陶瓷靶件。

基于上述，本文使用SCALE6.1程序，对新型熔盐快堆中通过辐照熔盐靶件生产238Pu进行了研究，分析了反射层内能谱分布特点、不同位置辐照孔道内237Np的反应截面，针对236Pu杂质浓度、238Pu纯度、238Pu年产量、237Np转换率等方面进行238Pu的生产性能研究，为新型熔盐快堆在238Pu生产方面的工程应用提供物理方案参考。

1 堆芯模型及熔盐靶件介绍

新型熔盐快堆的堆芯物理计算模型如图1（a）所示，堆芯由燃料区、冷却池、熔盐换热器、反射层、辐照孔道、气体收集室、堆容器等主要结构组成，表1为堆芯主要参数。燃料元件等间距规则排列呈六角形，并浸没在冷却池中，冷却剂通过自然循环的方式将一回路热量载出并传递至热能利用系统；堆芯燃料区设两套停堆系统，用于安全停堆及反应性控制；燃料区外设有石墨反射层，反射层内设置热中子辐照孔道，用于238Pu等热中子辐照同位素的生产。

表1 堆芯主要参数Table1 Main parameters

靶件采用耐高温、耐辐照、耐熔盐介质腐蚀的TZM合金（Titanium-Zirconium-Molybdenum Alloy）材料加工制成的管状容器包容液态熔盐靶基质，靶件主要包含辐照盐区、气室、泄压排气孔等结构，如图1（b）所示。辐照盐区高度为176 cm，辐照分解气体可通过泄压排气孔排出，气室的存在避免了高温下靶基质材料膨胀产生的压力对靶件结构的损害。

图1 堆芯截面图(a)及熔盐靶件结构图(b)Fig.1 Crosssection diagram of core(a)and structurediagram of molten salt target(b)

在熔盐靶基质的选择中，一般可选氟盐或氯盐作为盐基质。针对238Pu的生产特征而言，氯盐在同位素提取中更具优势［8］，原因如下：在靶件后处理中，氟盐靶基质无法直接回收，回收流程复杂；氟盐在水中的溶解度较低，向水化学处理的转变较难；当氟与高α放射物混合时，α-n源项会加强。与氟盐相比，氯盐更易溶于水；以氯化物作为靶基质最重要的特征之一是可通过NpCl4的挥发处理直接回收靶基质。但天然氯中含有的35Cl属于中子毒物［18］，中子吸收截面较大，因此本文使用富集氯盐作为靶基质进行238Pu生产的研究。

2 计算原理及方法

在238Pu的辐照生产中，236Pu浓度、238Pu纯度与产量主要受核素相关反应截面、辐照时间与靶核素装载量等因素影响，而反应截面又由中子通量与能谱决定。本文先通过分析反射层内中子通量及能谱分布来分析不同位置辐照孔道的237Np反应截面、236Pu浓度及靶件插入对堆芯反应性影响的变化规律。再结合具体辐照孔道与核素演化曲线分析238Pu产量与纯度、236Pu浓度及237Np转换率随辐照时间的变化。在不考虑同位素提取工艺中238Pu损失的情况下，通过靶件单个辐照周期内238Pu的生成量来估算年产量，并分析不同辐照周期下238Pu年产量、237Np转换率及利用率的变化特点。由于一年内靶件需进行多次更换，辐照周期则定义为单个靶件一次辐照所经历的时间。

靶核素237Np的核反应链如图2所示，图3、4展示了相关核反应的微观截面。可见，通过中子辐照生成237Np（n，γ）238Np反应的同时会发生237Np（n，2n）236Np副反应，而236Np发生β−衰变后生成236Pu。但237Np（n，2n）236Np反应主要发生在快谱区，而237Np（n，γ）238Np反应主要发生在热谱区，当中子能量低于6.8 MeV时，生成236Np的副反应将不再发生，所以可通过选择合适的辐照能谱来减小237Np（n，2n）236Np反应的平均微观截面，进而减小236Pu浓度。而238Np有较大的裂变截面和（n，γ）反应截面，其除了发生β−衰变外，长时间辐照下大部分238Np会发生裂变及（n，γ）反应，从而减小238Pu的生成量。此外，238Np与238Pu在长时间中子辐照下经（n，γ）反应最终会生成较多的239Pu，从而影响238Pu的纯度。

图2 237Np反应链Fig.2 Thereaction chain diagram of 237Np

图3 核素反应截面图Fig.3 The nuclide reaction crosssection diagram

本文采用的计算工具为美国橡树岭国家实验室研发的SCALE6.1程序，可用于临界安全计算、燃耗计算、放射源项分析、灵敏度分析等［19］。计算时主要调用了SCALE6.1的CSAS6及TRITON序列，并使用238群ENDF/B-VII截面库进行燃耗计算。

图4 237Np(n,2n)236Np反应截面图Fig.4 The reaction cross section diagram of 237Np(n,2n)236Np

先对反射层进行栅格划分，按指定行列顺序排列规则相对（1，1）栅格进行编号（图5），假设每个栅格均可布置辐照孔道。SCALE6.1程序建模时对反射层不同栅格设置为不同的区域及材料编号，CSAS6调用截面处理模块进行共振截面处理，然后结合KENO-VI中的几何建模功能与自动截面处理功能进行三维模型的临界计算，得到反射层不同位置辐照孔道的中子能谱，再通过多群能谱加权平均得到237Np不同反应道的平均微观截面。TRITON序列主要调用ORIGEN-S执行核素的燃耗计算，设置靶件辐照时间并划分步长，输出卡中得到不同栅格的中子通量、热中子份额及靶件内各核素随时间的积累量，经换算可得到核素的质量份额、236Pu浓度、237Np的转换率与利用率。

图5 堆芯反射层位置序列图Fig.5 The location sequence diagram of reflector in reactor core

3 计算结果

3.1 靶基质与靶件半径选择

氯盐靶基质可分为纯盐与复合盐，在相同的中子注量率下对不同靶基质与靶件半径（r）在238Pu生产中的237Np转换率与利用率进行分析。图6为不同靶基质对应的237Np转换率，可以看到，含靶核素份额较高的靶基质237Np转换率较大，相对其他两种复合盐，NpCl4纯盐靶基质的237Np转换率更高。此外，靶核素份额的提高还会增大靶核素的中子利用率，将提高238Pu的产量。图7为不同r对应的237Np利用率，可以看到，237Np利用率随r的减小而增加，因为减小r可降低237Np的装载量，从而增加了237Np的利用率，因此在三种靶件半径中，r为1 cm的靶件得到的237Np利用率较高。

图6 237Np的转换率随靶基质的变化Fig.6 Conversion rateof 237Np vs.target matrix

图7 237Np的利用率随靶件半径r的变化Fig.7 Theutilization rateof 237Np vs.target radius r

3.2 反射层能谱及237Np反应截面分析

靶件内237Np（n，γ）238Np反应的平均微观截面（σ1）与237Np（n，2n）236Np反应的平均微观截面（σ2）由反射层辐照孔道内中子通量及能谱分布决定，而σ1、σ2将会对238Pu的产量和236Pu的浓度产生影响。图8为反射层同一行不同位置的热中子通量分布，可看出，远离堆中心方向热中子通量先增加后减小，而热中子份额则先增大后趋于平缓，因为石墨的慢化使远离堆中心位置的能谱更软，热中子份额更大。图9、10为反射层不同位置处的σ2与σ1，可看到，σ2随远离堆中心且靠近六角形燃料区顶角平分线方向减小，而σ1的变化趋势与σ2相反，因为越远离堆中心的位置能谱越软，会增加σ1并减小σ2。

图8 反射层中热中子通量分布Fig.8 Distribution of thethermal neutron flux in reflector

图9 平均微观截面σ2随辐照位置的变化Fig.9 Average microscopic cross sectionσ2 vs.the irradiation location

3.3 辐照孔道位置分析

图10 平均微观截面σ1随辐照位置的变化Fig.10 Average microscopic cross sectionσ1 vs.the irradiation location

236Pu的生成浓度与辐照孔道的位置密切相关，此外，靶件的插入将对堆芯反应性产生影响，需使用控制棒进行配合操作，因此对不同辐照位置236Pu的生成浓度及靶件插入引起的反应性变化进行分析。图11为不同位置辐照孔道内生成的236Pu相对浓度（实际浓度与最大浓度之比），可看出远离堆中心且靠近燃料区角平分线方向由于σ2减小，σ1增加，使得236Pu浓度降低。由图12可见，远离堆中心且靠近燃料区角平分线位置插入靶件对堆芯反应性的影响较小，靶件操作所需的堆芯反应性控制较小，利于堆芯的稳定运行。由于（1，5）辐照孔道位于远离堆中心的燃料区角平分线位置，故在（1，5）孔道插入靶件对堆芯反应性影响最小，生成236Pu浓度也最小，但由于该位置相对堆中心距离较远，中子通量相对较低，使237Np（n，γ）238Np反应的相对核反应率（R）也随之降低（图13），将会使238Pu产量相对减小。

图11 236Pu相对浓度随辐照位置的变化Fig.11 The relative concentration of 236Pu vs.irradiation location

图12 不同位置靶件插入对堆芯反应性的影响Fig.12 The reactivity influence vs.target insertion locations

图13 相对核反应率R随辐照位置的变化Fig.13 Relative nuclear reaction rate R vs.irradiation location

3.4 238Pu产量与辐照周期

靶件的辐照时间影响着238Pu的产量与纯度及237Np的转换率与利用率，因此在238Pu生产中需分析钚同位素含量随辐照时间的变化。选用r为1 cm的NpCl4纯盐靶基质在反射层（1，5）孔道内进行辐照分析，孔道内中子注量率约为9.87×1013n·cm−2·s−1，能谱如图14所示，热中份额约为94%。图15、16分别为钚同位素质量（归一化为单位质量237Np得到的产量）与质量份额变化曲线。钚同位素有较长的半衰期，其中236Pu为2.85 a，238Pu为87.7 a，239Pu为2.41×104a，240Pu为6.5×103a，241Pu为14 a，242Pu为3.73×105a，因此在计算时间段内它们的质量随运行时间逐渐积累，在诸多钚同位素中含量较大的为239Pu，是影响238Pu纯度的主要核素之一。从图16可以看出，238Pu的纯度随辐照时间逐渐减小，但始终大于98%，而236Pu浓度先减小到稳定值后又出现上升趋势，但始终小于1×10−7，238Pu纯度与236Pu浓度均满足国际标准。

图14 (1,5)辐照孔道的中子能谱Fig.14 Neutron energy spectrum of irradiation channel(1,5)

图15 靶中钚同位素质量随辐照时间演化Fig.15 The Pu isotopemassevolution in target

图16 靶内钚同位素质量份额随辐照时间演化Fig.16 The Pu isotopemassfraction evolution in target

当辐照时间为41 d时，238Pu的归一化产量约为0.11×10−1g，238Pu纯 度 约 为0.99，236Pu浓 度 约 为4×10−8。与 在TRIGA堆 能 谱 下 中 子 通 量 为1×1013n·cm−2·s−1的237Np靶件模拟辐照［20］结果（238Pu的归一化产量约为0.16×10−2g，238Pu纯度约0.99，236Pu浓度为1.95×10−6）对比分析，由于（1，5）辐照孔道内中子通量较大，且能量大于6.8 MeV以上的中子份额更小，约为1.60×10−5，因此238Pu的产量及236Pu浓度优于TRIGA堆能谱下的模拟结果。

239Pu可通过239Np的β−衰变及238Pu的（n，γ）反应生成（图2），该两种途径都会减弱238Pu的积累量。图17为靶内部分产物质量随辐照时间的变化，可看到238Pu/239Pu质量比随辐照时间减小，238Np、239Np的质量分别约在9 d、16 d趋于稳定。238Np作为生成238Pu、239Np的中间产物，除了发生β−衰变外，在长时间高通量中子辐照下会有较大部分238Np发生（n，γ）及裂变反应，降低了β−衰变份额，减小了中子利用率，使237Np转换率下降。由图17，辐照时间较长时，靶件出堆冷却21 d后的238Pu产量与刚出堆时刻接近，意味着大部分238Np在辐照孔道内发生反应，这会增大238Np的辐照损失。

图17 靶内产物质量随辐照时间演化Fig.17 The product mass evolution in target

在（1，5）孔道及其对称位置布置共6根靶件，辐照周期末均进行新靶件更换，每次换靶间隔为1 d，计算238Pu的年产量。图18为237Np转换率随辐照周期的变化关系。出堆时刻237Np转换率随辐照周期增加而增大，因为长周期辐照下大部分238Np在辐照孔道内衰变，使出堆时刻238Pu积累量增加。然而，长周期辐照会使238Np的β−衰变份额减小，导致靶件出堆冷却后总的237Np转换率降低。图19为238Pu年产量与237Np利用率随辐照周期的变化，可看到237Np利用率随辐照周期增加而增大，因为辐照周期的增加减小了靶件更换次数，降低了237Np的总装载量，而238Pu的年产量随辐照周期先快速增加，后略微减小，因为长周期辐照降低了238Np的β−衰变份额与中子利用率，又减小了237Np总装载量，会使238Pu年产量减小。当辐照周期为10 d时，年产量达到0.85 kg，237Np转换率约为99.8%，利用率为0.005%，当辐照周期为40 d时，年产量达到0.80 kg，237Np转换率约为99.4%，利用率为0.08%。

图18 237Np转换率随辐照周期的变化Fig.18 Conversion of 237Np vs.irradiation cycle

图19 238Pu年产量与237Np利用率随辐照周期的变化Fig.19 Annual yield of 238Pu and utilization of 237Np vs.irradiation cycle

4 结语

本文使用SCALE6.1程序，从中子物理的角度对新型熔盐快堆辐照孔道内利用氯盐靶基质生产238Pu进行模拟分析。从分析结果可知，使用氯盐靶基质在新型熔盐快堆辐照孔道内进行238Pu的辐照生产，可得到较高的238Pu纯度与237Np转换率，较低的236Pu杂质浓度。与短周期辐照10 d相比，辐照周期为40 d的238Pu年产量及237Np转换率虽小，但237Np利用率远高于前者，且减小靶件更换次数，可降低靶件操作对应的堆芯反应性控制频率，利于堆芯稳定运行，较符合实际应用。

在具体工程设计与实际生产中，后续还需对辐照孔道尺寸、靶件的结构参数及靶基质装载量深入优化，进一步提高靶核素利用率与238Pu产量，并对辐照靶件的提取速度、热工与放射性分析等问题进行研究，为深入新型熔盐快堆在238Pu生产方面的工程应用提供更详细的理论参考。

作者贡献声明刘小林提出研究思路、设计研究方案、进行模拟计算、数据分析及论文的撰写；周波负责完善研究方案、稿件的审阅与修订；邹杨负责研究进度的监督与指导；严睿负责提供技术支持与指导；徐洪杰负责研究项目管理、研究资金获取；陈亮负责收集参考文献。