《1 前言》

1 前言

國內外早期微堆(功率小于 30 kW 、池水自然循環冷卻、壽期內不換料)堆芯一般采用高濃鈾 AlU4 合金燃料[1,2] ,其 235U 富集度均大于 90 % 。為了將該堆推廣應用于硼中子俘獲治療(boron neutron capture therapy,BNCT)惡性腫瘤領域,一方面,反應堆堆芯燃料元件需要進行低濃化處理,以滿足國際原子能組織(IAEA)規定的 235U 富集度小于 20 % 的民用標準[3,4] ,另一方面,反應堆功率需要適當提高,以便在孔道出口處得到較強的滿足 BNCT 臨床治療的中子束流。文章中反應堆堆芯燃料低濃化物理方案設計著重研究反應堆功率為 30 kW 且滿足熱工條件下的低濃鈾堆芯的堆芯結構布置、NH/N5 比(氫原子數與 235U 原子數的比值)、235U 臨界裝載質量、控制棒價值、后備反應性等堆芯關鍵物理參數,通過分析比較,得到固有安全性較高、壽期達 10 年且壽期內無需換料、采用低濃化 UO2 燃料元件的 IHNI - 1 反應堆(in hospital neutron irradiator-mark 1)堆芯的物理設計方案,確保 IHNI - 1 反應堆輔助系統少、運行靈活、壽期內不換料及堆芯反應性的安全可控。

《2 凈堆堆芯燃料低濃化物理設計》

2 凈堆堆芯燃料低濃化物理設計

文章首先采用具有 324,340,345 個燃料柵位的 3 種低濃鈾凈堆堆芯來研究堆芯 NH/N5 比、 235U 臨界裝載量與堆芯 235U 富集度的關系,通過分析比較,優選一個 235U 富集度小于 20 %,NH/N5 比較小的堆芯布置方案,為 IHNI - 1 堆芯物理參數的模擬設計提供依據。

《2.1 堆芯結構描述》

2.1 堆芯結構描述

圖 1 ~ 圖 3 分別給出了 3 種低濃鈾凈堆堆芯的布置方式,圖 4 、圖 5 分別給出了堆芯輔助組件和實驗孔道的布置方式。由圖 1 ~ 圖 5 可知,堆芯外圍有側鈹反射層和底鈹反射層,無頂鈹反射層,堆芯和側鈹反射層內均無控制棒、中子探測器等吸收體,側鈹反射層外有熱中子濾束裝置和超熱中子濾束裝置。

《圖1》

圖1 324 個燃料柵位的低濃鈾堆芯布置圖

Fig.1 Chart of low-enrichment core with 324 fuel cells

《圖2》

圖2 340個燃料柵位的低濃鈾堆芯布置圖

Fig.2 Chart of low-enrichment core with 340 fuel cells

《圖3》

圖3 345 個燃料柵位的低濃鈾堆芯布置圖

Fig.3 Chart of low-enrichment core with 345 fuel cells

《圖4》

圖4 低濃鈾堆芯輔助組件布置圖

Fig.4 Chart of auxiliary components of low-enrichment core

《圖5》

圖5 低濃鈾堆芯控制棒及實驗孔道布置圖

Fig.5 Chart of control rods and experiment ducts of low-enrichment core

低濃鈾堆芯由中心控制棒柵元(凈堆計算時該柵元為水)和 10 圈燃料柵元組成。每圈燃料柵格孔在該圈內均勻排布,燃料元件由上、下柵板定位, 324,340,345 個燃料柵位堆芯均有 5 根 4Zr 連接桿(直徑 8 mm),布置方式示于圖 1 ~ 圖 3 。

燃料元件采用燒結 UO2 燃料芯體,密度 10.6 g/cm3 ,芯體活性區高度 240 mm;包殼采用 4Zr ,密度 6.5 g/cm3 ,包殼外徑 5.1 mm,內徑 4.3 mm;芯體與包殼管之間為 0.05 mm 厚的氦氣;芯體上下端塞采用 4Zr 材料,上下端塞的厚度分別為 8 mm, 7 mm,上端塞與燃料芯體之間有 1 mm 厚的氣隙;中心控制棒柵元外圍有 4Zr 導管,內徑 8 mm,外徑 12 mm 。

《2.2 堆芯燃料低濃化模擬設計計算》

2.2 堆芯燃料低濃化模擬設計計算

采用蒙特卡羅程序 MCNP/4B [3] 模擬計算 3 種凈堆堆芯的 235U 臨界裝載量、NH/N5 比與 235U 富集度的對應關系,計算中,UO2 燃料的 235U 富集度分別采用 10 %,11 %,12 %,13 %,14 %,15 %,20 %, 25 %,30 %,對應于不同 235U 富集度,堆芯有不同的燃料元件臨界裝載量,而未裝載燃料元件的外圍柵元由水填充,計算結果示于圖 6 和圖 7 。

《圖6》

圖6 采用不同燃料柵位堆芯時,凈堆冷態臨界條件下的堆芯 NH/N5 比與 235U 富集度的關系曲線

Fig.6 The ratio of NH/N5 vs. 235U enrichment of three bared reactors at coolant state

《圖7》

圖7 采用不同燃料柵位堆芯時,低濃鈾凈堆堆芯 235U 冷態臨界裝載量與 235U 富集度的關系曲線

Fig.7 235U critical quantity vs. 235U enrichment of three bared reactors at coolant state

由圖 7 可知,采用 235U 富集度小于 20 % 的 UO2 燃料元件時,堆芯裝載 1 kg 左右的 235U 就可以達到臨界,與采用 AlU4 合金燃料的高濃鈾堆芯的 235U 臨界裝載量基本相當[2] ,因此,文章采用低濃化的 UO2 燃料元件來設計 30 kW IHNI - 1 堆是可行的。其次,由圖 6 和圖 7 可知,在 235U 富集度相同情況下, 345 燃料柵位堆芯的 NH/N5 比最小, 235U 臨界裝載量稍大,由于 NH/N5 比較小的堆芯其堆芯慢化能力較弱,中子泄漏較大,從而可在水平孔道外得到較強的中子束流,因此,在 235U 臨界裝載量相差不大的情況下,建議選擇 NH/N5 比較小的 345 燃料柵位堆芯來設計 IHNI - 1 堆及其 BNCT 中子束流。

《3 345 燃料柵位堆芯物理參數的模擬設計》

3 345 燃料柵位堆芯物理參數的模擬設計

《3.1 凈堆 235U 富集度的設計計算》

3.1 凈堆 235U 富集度的設計計算

為了保證堆芯達到臨界,需考慮以下因素可能引起 45 mk 左右的堆芯負反應性:臨界計算偏差 ± 1 %,可引起 10 mk 負反應性;燃料 235U 富集度偏差 ± 0.1 %,可引起 5 mk 負反應性;鈹反射層的雜質含量不同,可引起 10 ~ 15 mk 的負反應性;中心控制棒需補償 6 ~ 8 mk 的負反應性;其他不確定因素可能引起 10 mk 負反應性。

文章采用 345 燃料柵位堆芯來模擬計算不同 235U 富集度的滿裝載凈堆堆芯(無中心控制棒、安全棒和 2 根鎘調節器)的冷態后備反應性,表 1 列出了其蒙特卡羅計算結果。由表 1 可知, 235U 富集度為 12.5 % 時,凈堆堆芯冷態后備反應性為 49.95 mk,可補償上述 45 mk 左右的堆芯負反應性。即采用 12.5 % 富集度燃料元件時,堆芯后備反應性滿足設計要求,在設計偏差范圍內,堆芯能夠滿足臨界要求。

《表1》

表1 采用不同 235U富集度,冷態凈堆堆芯 235U 裝載量、 NH/N5 比、后備反應性的蒙特卡羅計算值

Table1 The Monte Carlo calculation results of 235U loading quantity,ratio of NH/N5 and excess reactivity of bared reactors at coolant state by using different 235U enrichment fuels

《3.2 中心控制棒價值設計計算》

3.2 中心控制棒價值設計計算

IHNI - 1 堆的固有安全性在于能夠依靠池水負溫度效應抑制事故所產生的正反應性,因此,中心控制棒的價值不能大于 8 mk,否則在中心控制棒的卡棒事故下,堆芯難以靠水的負溫度效應抑制其正反應性;其次,該堆中心控制棒的價值需大于 6 mk,這樣才能補償反應堆一天運行 5 ~ 8 h,每周運行 5 d 所產生的碘坑深度。表 2 列出了中心控制棒反應性價值的蒙特卡羅計算結果,由表 2 可知,方案 1 和方案 2 的中心控制棒價值均在 6 ~ 8 mk 之間,滿足設計要求,筆者建議采用方案 1 。

《表2》

表2 中心控制棒冷態反應性價值的蒙特卡羅計算結果

Table2 The Monte Carlo calculation results of coolant reactivity value of central control rods

注:方案 1 不銹鋼包殼的外徑為 5 mm,方案 2 不銹鋼包殼的外徑為 6 mm,鎘吸收體內充鋁

《3.3 安全棒價值設計計算》

3.3 安全棒價值設計計算

安全棒價值的設計準則是在中心控制棒和安全棒全部插入堆芯后,反應堆的停堆深度大于 2.5 mk 。表 3 列出了安全棒反應性價值的計算結果,計算模型采用蒙特卡羅方法。由表 3 可知,方案 5 的安全棒反應性價值為 5.44 mk,不管中心控制棒位于何處,反應堆的冷態停堆深度均大于 5.44 mk,即滿足停堆深度大于 2.5 mk 的設計要求。

《表3》

表3 安全棒冷態反應性價值的蒙特卡羅計算結果

Table3 The Monte Carlo calculation results of coolant reactivity value of safty rods

注:方案 1 、方案 2 、方案 3 采用實心的 Ag - In - Cd 吸收體,方案 4 、方案 5 采用 Cd 吸收體,內充鋁

《3.4 堆芯運行壽期設計計算》

3.4 堆芯運行壽期設計計算

鈹塞、鎘調節器和頂鈹反射層是用來彌補堆芯燃耗所產生的負反應性,確保反應堆在不換料條件下運行 10 年以上。根據該堆一天運行 5 ~ 8 h,每周運行 5 d 的運行模式,反應堆堆芯每年燃耗大約為 2.8 mk,10 年總燃耗約為 28 mk,即鈹塞、鎘調節器和頂鈹反射層的總價值須大于 28 m。

3.4.1 頂鈹反射層價值計算

文章頂鈹反射層外徑 264 mm,內徑 20 mm,中心有直徑 20 mm 的空腔。圖 8 給出了頂鈹反應性價值隨頂鈹厚度的變化曲線。由圖 8 結果可知,頂鈹反射層厚度為 110 mm 時,頂鈹反射層價值基本達到飽和,因此,頂鈹反射層的設計厚度為 110 mm,其價值約為(17.31 ± 0.46)mk,與文獻[6]中的實驗測量值 16.11 mk 符合一致。

《圖8》

圖8 頂鈹反應性價值隨頂鈹厚度的變化曲線

Fig.8 The curve of reactivity value vs. thickness about up-beryllium reflector

3.4.2 鈹塞和鎘調節器價值的設計計算

根據鈹塞、鎘調節器和頂鈹反射層的總價值要求以及頂鈹反射層價值的計算結果,鈹塞和鎘調節器價值需大于 11 mk 。表 4 列出了鈹塞和鎘調節器反應性價值的蒙特卡羅計算結果,計算中,鈹塞直徑 34  mm,長 250 mm,鎘調節器長 250 mm,鎘吸收體內徑 28 mm,外徑 30 mm,內部填充鋁,鎘吸收體外圍由 2 mm 厚的鋁包殼包裹。

《表4》

表4 鎘調節器和鈹塞冷態反應性價值的蒙特卡羅計算結果

Table4 The Monte Carlo calculation results of cadmium regulators and beryllium plugs

由表 4 計算結果可知,2 根鈹塞和 2 根鎘調節器的總價值為 10.85 mk,與實驗測量值符合一致,基本滿足 11 mk 的設計要求。

《3.5 冷態臨界裝料量及后備反應性、停堆深度計算》

3.5 冷態臨界裝料量及后備反應性、停堆深度計算

根據工程設計要求,反應堆需要設置大于 4.0 mk 的后備反應性,這樣才能抵消反應堆 1 d 運行 5 ~ 8 h,每周運行 5 d 時反應堆碘坑、燃料和冷卻劑溫升所產生的負反應性,同時后備反應性的上限值設置要合理,以滿足停堆深度大于 2.5 mk 的要求,即后備反應性在 4.0 ~ 5.0 mk 之間比較合適。表 5 列出了堆芯冷態臨界 235U 裝料量、后備反應性和停堆深度的蒙特卡羅計算結果,表 5 中的后備反應性是中心控制棒、安全棒全部提出堆芯后的過剩反應性,停堆深度是中心控制棒、安全棒全部插入堆芯的次臨界度,計算時兩根鎘調節器均插入堆芯。

《表5》

表5 冷態臨界堆芯 235U 裝料量、后備反應性和停堆深度的蒙特卡羅計算結果

Table5 The Monte Carlo calculation results of 235U loading quantity,excess reactivity and shutdown margin of coolant critical reactor

由表 5 計算結果可知,在堆芯裝載 308 根燃料元件且側鈹環內安裝 2 根鎘調節器時,堆芯后備反應性和停堆深度均滿足工程設計要求,與側鈹環內安裝 1 根鎘調節器時的燃料裝載量相差 6 根,若考慮 1 根鎘調節器 3.97 mk 負反應性所帶來的影響,實際燃料裝載量僅相差 3 根左右,即理論計算值和實驗測量值符合一致。

《4 結語》

4 結語

文章利用蒙特卡羅方法模擬設計了可用作醫院中子照射器的低濃鈾堆芯的堆芯結構布置、NH/N5 比、 235U 臨界裝載質量、控制棒價值、后備反應性、停堆深度等堆芯關鍵物理參數,得到滿足工程設計要求、壽期達 10 年且壽期內無需換料、采用低濃化 UO2 燃料元件的 IHNI - 1 堆的物理設計方案,為 IHNI - 1 堆的工程設計提供了參考依據。