某天然鈾重水研究堆改造設計方案研究

喬雅馨，駱貝貝，李建龍，丁 麗，花 曉，王玉林

（中國原子能科學研究院 反應堆工程研究設計所，北京 102413）

重水堆可使用天然鈾作燃料，由于鈾金屬裝載量大，歷史上很多重水堆具有生產武器級钚的能力［1］。隨著低濃鈾及多種新型燃料的研究與應用，已建成或建設中的重水堆可進行堆芯改造并使用稍加濃縮鈾燃料［2］，以限制反應堆產生武器級钚，同時獲得更好的運行安全性能與科學研究應用能力。

本文針對某天然鈾重水研究堆的堆芯特征，采 用CITATION ＋WIMSD-4 程 序［3-4］、MCNP 程 序［5］進 行 物 理 計 算，RELAP5／MOD3.2［6］程序進行熱工計算，ORIGEN2［7］程序進行钚產量計算，以期通過嚴密的分析優化，提出合理可行的改造技術方案。

1 某天然鈾重水堆原設計方案

某天然鈾重水堆為殼管式堆型，設計熱功率40 MW，最大中子注量率9.2×1013cm-2·s-1，柵格布置為六角形，重水冷卻、慢化。其他主要參數列于表1。

表1 某天然鈾重水研究堆主要設計參數Table 1 Main design parameters for a natural uranium HWRR

堆芯裝載和燃料組件布置如圖1 所示。MCNP幾何模擬計算結果給出，對于初裝料凈堆芯，有效增殖因數keff為1.05。另外，表2列出了ORIGEN2計算該堆芯的钚產量及品質。計算結果表明，對于239Pu 純度達93.8%以上的武器級钚，全年更換一爐燃料，每年可提取量約為10kg。

圖1 原設計的堆芯裝載和燃料組件布置示意圖Fig.1 Schematic diagram of original core configuration and fuel assembly layout

表2 某天然鈾重水研究堆239Pu產量及品質（原設計）Table 2 Production and percentage of 239Pu in a natural uranium HWRR（original design）

2 改造技術方案及計算

2.1 改造方案選擇

某天然鈾重水堆改造有如下兩種選擇。

1）不更換反應堆容器，燃料改為稍加濃縮鈾，減小可裝載燃料的堆芯柵格位置，將空出的燃料柵格封堵，或改造為垂直實驗孔道或控制棒導管。該方案的優點在于：（1）可減少武器級钚的產生量；（2）可盡量少地改變現有堆本體結構和堆芯容器，并可充分利用已建造好的設施、設備和回路，改造工程量小。但改造后的反應堆仍可通過減少運行時間或部分裝載天然鈾燃料來生產武器級钚。

2）更換反應堆容器，燃料改為稍加濃縮鈾，堆芯結構改為緊湊六角形柵格，減小可裝載燃料的堆芯柵格位置及柵距，空出的柵格改造為垂直實驗孔道或控制棒導管。該方案的優點在于：（1）鈾金屬裝載量大幅減小，反應堆已完全不具備钚生產堆的特性；（2）有利于反應堆運行控制并提高燃料的經濟性。但對堆本體改造量較大，耗時與花費亦大于方案1。

基于方案1，本文提出將燃料組件由150組天然鈾減為46 組稍加濃縮鈾（質量分數為3%）、活性區高度減為240cm 左右、每組元件棒數由18根減為12根、中間6根燃料棒改為鋁棒的改造技術方案，其余參數與原堆芯設計相同。該方案MCNP計算結果表明，若冷卻劑為重水，初裝料凈堆芯的keff為1.39，剩余反應性過大，而堆芯內層價值較大的控制棒價值平均小于3%Δk／k，對反應堆控制而言比較困難。因此，設計需將冷卻劑由重水改為輕水，這時初裝料凈堆芯的keff為1.15，堆芯剩余反應性較適當。若慢化劑為輕水，反應堆不能臨界。改為稍加濃縮鈾燃料輕水冷卻的反應堆，綜合考慮燃料的熱工限制條件［8］和反應堆輻照同位素生產、中子物理研究的應用需求，可將熱功率設為20～30 MW。表3列出ORIGEN2計算該方案的钚產量及品質，粗略估計，從稍加濃縮鈾燃料中提取武器級钚的產量約為1.6～1.7kg。理論上，利用鈾作燃料的反應堆均會有钚產出，關鍵是要控制武器級钚的產量，因此，需選擇钚產生量更小的方案。故放棄方案1，選擇方案2。

表3 改造方案1的堆芯钚產量及品質Table 3 Production and percentage of 239Pu in modified HWRR（proposal 1）

基于方案2，參考101 重水研究堆的設計［9］，本文提出將燃料組件改為70～72組稍加濃縮鈾（質量分數為3%）組件、活性區高度改為100cm 左右、每組元件棒數為12根、中心結構為節流管的改造技術方案。在該方案中，對原堆芯的柵格距離和燃料結構設計均做了改動，但保持了重水慢化特性，并可根據實際情況和需求采取重水冷卻或輕水冷卻，具體參數列于表4。

表4 改造方案2的主要設計參數Table 4 Main design parameters for modified proposal 2

2.2 物理參數計算

1）MCNP程序計算

改造方案2提出的堆芯裝載和燃料組件布置如圖2所示（如無特殊說明，后文給出的示意圖及計算結果均為重水冷卻模型的）。MCNP計算結果表明，若冷卻劑為重水，初裝料凈堆芯keff為1.244 3；若冷卻劑為輕水，初裝料凈堆芯keff為1.175 1。堆芯剩余反應性適當，有利于反應堆的運行安全控制。

圖2 改造設計的堆芯裝載和燃料組件布置示意圖Fig.2 Schematic diagram of modified core configuration and fuel assembly layout

考慮到燃料組件的熱工限制條件，參考俄羅斯的RBMK 燃料組件（235U富集度為2.6%）的限值：燃料棒平均線功率為205 W／cm，峰值線功率為425 W／cm，組件最大燃耗為30GW·d／tU［8］。根據物理計算結果，改造后，若反應堆設計功率仍為40 MW，則凈堆芯燃料組件最大核功率為0.726 MW，軸向不均勻因子為1.14，燃料棒峰值線功率為689.9 W／cm，因此，需降低反應堆設計功率。若以平均線功率205 W／cm 作為限制，反應堆設計功率應為13.5 MW；若以峰值線功率425 W／cm 作為限制，反應堆設計功率應為24.6 MW。

綜合考慮上述結果，改造方案設定反應堆熱功率為15 MW，取核功率的96%，歸一化后的堆芯徑向三維中子注量率分布如圖3所示，熱通道軸向功率分布如圖4所示，在此功率水平下中央孔道最大熱中子注量率為1.87×1014cm-2·s-1，最大快中子注量率為3.61×1013cm-2·s-1（輕水冷卻模型計算時中央孔道最大熱中子注量率為1.73×1014cm-2·s-1，最大快中子注量率為3.37×1013cm-2·s-1），仍好于原設計值，故不會降低反應堆輻照放射性同位素生產及中子物理研究的能力。

圖3 堆芯徑向三維中子注量率分布Fig.3 Radial 3Ddistribution of core neutron fluence rate

圖4 熱通道軸向功率分布Fig.4 Axial power distribution in hot channel

2）CITATION＋WIMSD-4程序計算

CITATION 與WIMSD-4 程序耦合廣泛用于壓水堆和各種研究堆的堆芯參數計算。本文由WIMSD-4采用27群進行主輸運計算，以考慮快群、共振能群及熱群的影響，最終將全堆芯歸并成4群，得到少群參數參與全堆芯擴散計算，群結構為：第4 群為0～0.625eV，第3群為0.625eV～5.53keV，第2群為5.53keV～0.821 MeV，第1群為0.821～10 MeV。

擴散計算由CITATION 程序采用六角形-Z幾何模型實現，活性區分區為：第1區為中央孔道最近的第1環燃料組件，第2區為中央孔道向外第2環燃料組件，第3區為中央孔道向外第3環燃料組件，第4區為中央孔道向外第4環燃料組件。堆芯組件裝在重水箱內，組件外為重水反射層。WIMSD-4程序進行徑向反射層柵元計算時，對重水進行分區：7個中央實驗孔道與重水等效均勻化后劃分為內區重水，組件外重水慢化劑等效均勻化后劃分為中區重水，最外層的重水反射層分為兩區。擴散計算和徑向反射層少群參數計算模型如圖5、6所示。

圖5 擴散計算模型Fig.5 Model of diffusion calculation

圖6 徑向反射層少群參數計算模型Fig.6 Model of radial reflector few group parameter calculation

擴散計算給出初裝料凈堆芯的keff為1.245 2，與MCNP 計算結果的相對偏差僅0.07%，兩者符合較好，這也肯定了MCNP 計算對于堆芯結構及核功率等改造方案參數的確定。圖7為15 MWt功率運行下CITATION ＋WIMSD-4和MCNP程序給出的中央孔道軸向熱中子注量率分布。

圖7 中央孔道軸向熱中子注量率分布Fig.7 Axial thermal neutron fluence rate distribution in central channel

2.3 熱工參數計算

利用RELAP5／MOD3.2熱工安全瞬態分析程序計算了燃料熱管通道的熱工參數。考慮到改造首先應充分利用堆內已有的設備和回路，設計仍假定冷卻劑總流量為（796×2）t／h，假設所有組件冷卻劑平均分配，冷卻劑入口溫度為50 ℃。計算模型節塊劃分如圖8所示。

圖8 RELAP5節塊劃分Fig.8 RELAP5node dividing

采用Bowring公式［10］計算臨界熱流密度qc（W／m2）：

其中：

pr≤1時，有：

pr≥1時，有：

式中：p 為壓力，MPa；pr為相對壓力，即系統壓力與6.896 MPa之比；De、L 為流道尺寸，m；λ為汽化潛熱，J／kg；Δhi為流入流道的介質進口比焓，J／kg；G 為質量流速，kg／（m2·s）。其適用范圍為：p＝0.2～19 MPa，De＝2～45mm，L＝0.15～3.7m，G＝136～18 600kg／（m2·s）。計算結果表明，以表4所列的改造設計裝載，冷卻劑出口溫度為62.04℃，燃料芯體最高溫度為783.05℃，包殼最高溫度為126.64℃，MDNBR 為1.92，滿足熱工安全要求。

2.4 钚產量計算

采用ORIGEN2 程序計算由輕水冷卻或重水冷卻堆芯的钚產量及品質，計算結果列于表5。可看出，從改造后的稍加濃縮鈾燃料中提取武器級钚，產量約為0.2～0.3kg，且若要提取武器級钚，燃料需較小的燃耗，這種選擇一方面代價非常高，同時也易于有關機構監管。另外，雖純度低的239Pu也可用于核武器，但實際應用中問題很多，暫時不必考慮其可行性。

理論上235U 富集度越高，反應堆運行中產生的239Pu越少，但高富集度（如19%）的低濃鈾產生的239Pu在運行滿1a時仍可達到武器級水平，相較而言，小于5%富集度的低濃鈾239Pu產量低、品質差，這也是本方案選擇235U 富集度為3%的稍加濃縮鈾燃料的原因之一。

表5 改造方案2堆芯钚產量及品質Table 5 Production and percentage of 239Pu in modified HWRR（proposal 2）

3 小結

經反復計算、分析、優化，最終確定某天然鈾重水研究堆的改造設計方案如下：

1）反應堆設計熱功率15 MW；

2）堆芯裝載改為柵距9.9cm 的緊湊六角形柵格，堆芯容器直徑減為230cm 左右；

3）將燃料由天然鈾改為235U 富集度為3%的稍加濃縮鈾燃料；

4）堆內燃料組件由150 組減為70～72組，活性區長度約100cm，每組燃料組件的元件棒數由18改為12；

5）保持反應堆重水慢化特性，冷卻劑可根據實際情況與技術水平改為輕水冷卻或保持重水冷卻；

6）將堆內空出的燃料柵格孔部分封堵或改為控制棒導向管和垂直實驗孔道，用于安裝2根安全棒、12根調節／補償棒，中心7根垂直孔道、燃料區2～4根垂直孔道以及反射層數根垂直孔道用于同位素輻照生產、中子活化分析、燃料材料考驗等科研、生產任務。

根據物理、熱工計算結果，改造后的重水研究堆民用放射性同位素輻照生產能力有所提高，獲得了更好的運行安全性能與科學研究應用能力，同時喪失了钚生產堆的特性，達到了改造目標。

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