基于TRISO燃料的小型壓水堆研究

黃錦鋒,張堯立,郭奇勛,沈道祥,梁墩煌,李 寧

(廈門大學能源學院,福建廈門361102)

基于TRISO燃料的小型壓水堆研究

黃錦鋒,張堯立,郭奇勛*,沈道祥,梁墩煌,李 寧*

(廈門大學能源學院,福建廈門361102)

目前世界上運行的大部分壓水堆都采用二氧化鈾(UO2)作為核燃料,鋯合金作為包殼．該技術雖然成熟,但在高溫下仍存在一定缺陷．新開發的TRISO(Tristructural-isotropic)燃料可以長時間在1 600 ℃的溫度下保持燃料和包殼的完整性,防止裂變產物釋放到環境中,在壓水堆中使用TRISO燃料替代常規UO2芯塊燃料可以大大提高反應堆的安全性．本研究使用TRISO包覆顆粒燃料的小型壓水堆,對不同富集度組件排列下的有效增殖系數、堆芯換料周期、中子通量分布等進行分析討論,并比較2種燃料棒在反應堆正常運行環境下的溫度分布．計算結果表明,從換料周期、通量展平、燃料的中心最高溫度這3個方面看,在小型壓水堆中采用TRISO燃料棒替代常規UO2燃料棒是可行的,使用TRISO燃料的堆芯具有更優異的安全性．

TRISO燃料;小型壓水堆;安全性

自核電站問世以來,在工業上成熟的核電反應堆主要有以下3種:輕水堆、重水堆和石墨氣冷堆．壓水堆是輕水堆的一種,它技術成熟、成本低廉,積累了上萬堆年的運行經驗,是現代核電的主力堆型．

目前應用最廣泛的核燃料是二氧化鈾(UO2)陶瓷燃料,它是一種黑色的固體,其熔點高達2 865 ℃,晶格結構為面心立方,在熔點下無晶型轉變,各向同性,抗輻照穩定性好,且與水和包殼材料的相容性較好,但導熱性能差[1],這使得運行時芯塊中心部分和周邊部分的溫度梯度很大,易造成熱應力開裂和堆芯燃料棒的熔化,進而引起大規模放射性物質的泄漏．切爾諾貝利核電事故[2-3]、福島核電事故[4-5]均是由于大規模放射性物質泄漏而造成嚴重危害[6-8]．因此,采用新型安全核燃料替代現有的UO2陶瓷燃料,可以從根本上解決反應堆堆芯熔化問題,現已成為核科學領域的一個研究熱點．

近年來,TRISO(Tristructural-isotropic)包覆顆粒燃料引起了人們的重視．它是由英國的Nosdwall等在1966年首次提出,并率先使用在英國的龍堆[9-10],后來在德國的AVR(Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor)堆中大量使用[11-12]．我國山東石島灣建設的高溫氣冷堆采用的也是TRISO燃料．20世紀80年代,清華大學提出振動密實燃料可供壓水堆使用,但燃料棒里只含TRISO顆粒,等效導熱系數低;20世紀90年代,韓國科學家提出TRISO加入到石墨基質中,供壓水堆使用;2000年,日本北海道大學研究者使用TRISO設計50 MW堆;從2012年起,美國橡樹嶺、愛達荷、布魯克海文國家實驗室對全陶瓷微密封(FCM)燃料特性進行深入研究,但研究都集中于材料本身的制備和輻照特性,對于材料用于反應堆后的物理特性研究很少．本文從理論上對壓水堆使用TRISO燃料進行研究,對其初步的物理和熱工特性進行數值計算,并與傳統UO2燃料的性能進行比較．

1 燃料棒材料選擇與建模

TRISO包覆燃料顆粒由燃料核芯和4層包覆結構組成．燃料核芯由直徑200～500 μm的球狀顆粒組成,成分為氧化物、碳化物以及混合碳氧化物等[13],碳化物核芯是指UC和UC-O[14],其優點是與接觸的炭包覆層有很好的相容性．氧化物核芯是指鈾或釷(Th)的氧化物,如U-O2、ThO2[14]．氧化物核芯與碳化物核芯相比具有耐高溫、制造工藝簡單、滯留固態裂變產物和阻擋氣態裂變產物的擴散能力強等特點[15]．由于目前核工業中UO2核芯最為常見,工藝也最成熟,因此,本文選用UO2燃料核芯.TRISO包覆燃料與傳統的UO2芯燃料特性如表1所示．TRISO包覆顆粒燃料結構如圖1所示，其結構從里向外依次為UO2燃料核芯(半徑250 μm)、疏松熱解炭層、內致密熱解炭層、碳化硅層、外致密熱解炭層，四層包覆層厚度分別為95，45，30，45 μm．

常用壓水堆燃料棒由UO2芯塊重疊在包殼里組成,而新型燃料棒由TRISO顆粒球和基質組成,基質采用石墨或碳化硅(SiC)材料,基質起到固定TRISO顆粒球的作用,同時作為慢化劑和較為優良的導熱材料,可有效降低燃料棒的溫度,圖2是燃料棒中的TRISO球排列截面圖．這種獨特的包殼結構使TRISO燃料可以長時間在1 600 ℃的溫度下保持包殼和燃料的完整性[16],防止裂變產物釋放到環境中[17-18]．

表1 TRISO包覆燃料與UO2芯塊燃料特性

圖1 TRISO燃料球結構示意圖

圖2 燃料棒中的TRISO球排列截面圖

圖3 燃料組件的燃料棒排列示意圖

圖3為燃料組件排列示意圖,采用常見的17×17的排列方式,此排列有利于降低反應堆的線功率密度,與常用的壓水堆燃料棒排列完全一致,以便利用壓水堆的已有成熟經驗和技術,降低建造周期和成本．圖中21個空位為可燃毒物棒預留空位，可為下一步優化堆芯設計提供空間．

圖4所示為小型堆堆芯的燃料裝載圖,采用7×7的組件排列,總共37個組件,組件外側包圍著水反射層,水反射層起到展平功率作用,也能減少壓力容器的中子輻照劑量,延長壓力容器的使用壽命．

圖4 反應堆堆芯燃料裝載圖

2 計算過程及結果

反應堆中子的計算采用蒙特卡羅程序,該程序由美國洛斯阿拉莫斯國家實驗室開發，基于蒙特卡羅方法，用于計算三維復雜幾何結構中的中子、光子、電子或者耦合中子、光子、電子輸運問題,也具有計算核臨界系統(包括次臨界和超臨界系統)本征值問題的能力,擴展版還具有燃耗計算功能,被大量應用于新型反應堆的設計中．TRISO包覆燃料幾何結構復雜,采用傳統的確定論方法進行計算時,存在雙重非均勻性等問題,從而影響計算精度,而蒙特卡羅程序恰好具有強大的描述三維復雜結構等特點,因此本文采用該程序進行計算．

2.1 反應性隨時間的變化與堆芯壽期

為了展平通量分布,采用分區燃料布置方案：一種是裝載在同一批次中富集度為15%和8%的燃料；另一種是富集度為19%的燃料．由圖5可知,壽期初的有效增殖系數(keff)為1.31,在運行時間的初期,因氙毒物的累積,堆芯的keff下降較快[19],而后近似線性減小,這是由于裂變燃料的減少和裂變產物的積累．當所有組件的富集度提高到19.9%時,堆芯的初始剩余反應性增加,keff為1.49,使得首爐裝料的換料時間由原來的250 d延長到550 d,換料間隔延長1倍,大大提高了反應堆的經濟性水平．

圖5 富集度為15%和8%以及19.9%的2種燃料keff隨堆運行天數的變化

2.2 堆芯中子通量分布及展平

堆芯中子通量或功率峰值限制反應堆的功率輸出水平,因此需要通過各種方法降低峰值因子．對于均勻裸堆,通量或功率分布在中心區域出現峰值,峰值因子較大,限制了功率輸出水平．本文采用不同富集度燃料組件分區布置方案,可以降低中子通量峰值因子．圖6為堆芯中子通量分布云圖,由圖可知,由于采取功率展平措施,中子通量分布的峰值并不位于堆芯中心,而是位于靠近反射層處,其峰值與中心區的比值約為1.4,這說明采用TRISO包覆顆粒燃料的壓水堆,盡管其燃料的富集度相對較高,其堆芯中子通量水平可以被有效展平．

2.3 裝載TRISO顆粒的燃料棒中心溫度

由于UO2陶瓷燃料芯塊的導熱率較低,使得燃料棒的溫度較高,在線功率密度為492 W/cm時,燃料棒的中心溫度達到了2 000 ℃[20]．以石墨為基體的TRISO復合燃料的有效熱導率確定是一個復雜的過程[21-24],現取為20 W/(m·K)[25-26],遠大于UO2芯塊的熱導率．采用圓柱形燃料元件的穩態導熱方程,由圖7可知,以燃料元件表面溫度為350 ℃作邊界條件,在相同的線功率密度下,當UO2芯塊的中心最高溫度為1 300 ℃時,TRISO顆粒燃料的中心最高溫度僅為540 ℃,而TRISO顆粒燃料在1 600 ℃的條件下仍然能夠維持燃料的完整性．相比于常規的核燃料,TRISO燃料具有更高的熱工安全裕度,安全性能更高．

3 結 論

本文使用蒙特卡羅軟件，在壓水堆中,以TRISO燃料替代UO2燃料,可以提高燃料組件的富集度,增加堆芯的初始剩余反應性,延長首爐裝料的換料時間,由原來的250 d延長到550 d,減少因頻繁換料而導致的停堆停機,有利于提高電站的容量因子．對于不同富集度組件的分區布置,堆芯中子通量分布的峰值出現在較靠近反射層的組件處,有利于通量分布展平和功率展平．在相同的線功率密度下,UO2芯塊燃料棒的中心最高溫度為1 300 ℃時,而TRISO顆粒燃料的中心最高溫度僅為540 ℃,可見采用了TRISO燃料后,壓水堆具有更高的熱工安全裕度,表現出更優異的安全性能．綜上所述,從換料周期、通量展平、燃料棒的中心最高溫度這3個方面看,TRISO燃料替代UO2燃料在小型壓水堆中是可行的，其研究結果可以為未來進一步優化設計小型壓水堆提供參考．

[1] 李廷伍.二氧化鈾陶瓷芯塊設計的改進[J].核動力工程,1986(5):49-52.

[2] Kortov V,Ustyantsev Y.Chernobyl accident:causes,consequences and problems of radiation measurements[J].Radiation Measurements,2013,55:12-16.

[3] Saenko V,Ivanov V.The Chernobyl accident and its consequences[J].Clinical Oncology,2011,23:234-243.

[4] Evangeliou N,Balkanski Y,Cozic A,et al.Global and local cancer risks after the Fukushima nuclear power plant accident as seen from Chernobyl:a modeling study for radiocaesium (134Cs &137Cs)[J].Environment International,2014,64:17-27.

[5] Povinec P P,Gera M,HolK,et al.Dispersion of Fukushima radionuclides in the global atmosphere and the ocean[J].Applied Radiation and Isotopes,2013,81:383-392.

[6] Rahu K.Site-specific cancer risk in the Baltic cohort of Chernobyl cleanup workers,1986—2007[J].European Journal of Cancer,2013,49:2926-2933.

[7] Pratama M A,Yoneda M,Yosuke A Y,et al.Modeling migration of Cs-137 in sewer system of fukushima city using model for radionuclide migration in urban environment and drainage system (MUD)[J].International Journal of Engineering and Technology,2014(6):402-408.

[8] Steinhauser G,Brandl A,Johnson T E.Comparison of the Chernobyl and Fukushima nuclear accidents:a review of the environmental impacts[J].Science of The Total Environment,2014,470:800-817.

[9] 徐世江,康飛宇.核工程中的炭和石墨材料[M].北京:清華大學出版社,2010:53-55.

[10] Price M S T.The dragon project origins,achievements and legacies[J].Nuclear Engineering and Design,2012,251:60-68.

[11] Kania M J.Testing of HTR UO2TRISO fuels in AVR and in material test reactors[J].Journal of Nuclear Materials,2013,441:545-562.

[12] Ziermann E.The AVR nuclear power facility:progress report[J].Nuclear Engineering and Design,1984,78:99-108.

[13] Duan W H,Zhu L Y,Zhu Y J.Treatment of UO2pellets used for preparing fuel elements of HTR-10 followed by supercritical fluid extraction[J].Progress in Nuclear Energy,2011,53:664-667.

[14] Baker M P,King J C.Straight-chain halocarbon forming fluids for TRISO fuel kernel production:tests with yttria-stabilized zirconia microspheres[J].Journal of Nuclear Materials,2015,458:77-86.

[15] 邵友林,朱鈞國,楊冰,等.包覆顆粒及應用[J].原子能科學技術,2005,39:17-21.

[16] Seeger O.Fission product release from accident tested irradiated high temperature reactor fuel pebbles[J].Progress in Nuclear Energy,2014,72:72-76.

[17] Fütterer M A.Results of AVR fuel pebble irradiation at increased temperature and burn-up in the HFR Petten[J].Nuclear Engineering and Design,2008,238:2877-2885.

[18] Gough J R C,Kern D.Studies on the coating of fuel particles for the 'dragon' reactor experiment[J].Journal of Nuclear Energy,1967,21:623-624.

[19] 謝仲生.反應堆物理分析[M].北京:原子能出版社,2003:173-174.

[20] 俞冀陽.反應堆熱工水力學[M].北京:清華大學出版社,2011:48-51.

[21] Jensen C.TRISO fuel thermal conductivity measurement instrument development [D].Utah State:Utah State University,2010.

[22] Ortensi J,Boer B,Abderrafi M,et al.THETRIS:a micro-scale temperature and gas release model for TRISO fuel[J].Nuclear Engineering and Design,2011,241:5018-5032.

[23] Bari K,Osarinmwian C,Abram T J,et al.Characterization of the porosity in TRISO coated fuel particles and its effect on the relative thermal diffusivity[J].Nuclear Engineering and Design,2013,265:668-674.

[24] Rochais D,Meura G L,Basinib V,et al.Microscopic thermal characterization of HTR particle layers[J].Nuclear Engineering and Design,2008,238:3047-3059.

[25] Charles F.Experimental measurement and numerical modeling of the effective thermal conductivity of TRISO fuel compacts[J].Journal of Nuclear Materials,2015,458:198-205.

[26] Ondracek G,Schulz B.The porosity dependence ofthe thermal conductivity for nuclear fuels[J].Journal of Nuclear Materials,1973,46:253-258.

·簡 訊·

《廈門大學學報(自然科學版)》獲得

“福建省品牌刊社培育計劃”種子期刊資金

8月13日，2015年“福建省品牌刊社培育計劃”種子期刊、種子雜志社評選結果公布，我刊入選種子期刊二檔(二檔共2個)，也是唯一一家獲得種子期刊資金扶持的高校學報.

為推動我省期刊業做強、做大，根據今年出臺的《福建省品牌刊社培育扶持管理暫行辦法》要求，省新聞出版廣電局開展了2015年“福建省品牌刊社培育計劃”種子期刊、種子雜志社的評選工作．經專家評審、公示等，全省共評出培育扶持種子期刊8個、種子雜志社2個，分一、二、三檔，給予扶持資金．其中種子期刊一檔(1個)：《每周大象文摘》；二檔(2個)：《人畜共患病學報》《廈門大學學報(自然科學版)》；三檔(5個)：《福建教育》《小火炬》《福建論壇》《青年博覽》《福建畫報》．《廈門大學學報(自然科學版)》以全省期刊中較高的學術質量和切實可行的發展計劃躋身種子期刊二檔．

本刊編輯部

2015-08-25

Studies on the Small Pressurized Water Reactor Based on TRISO Fuels

HUANG Jin-feng,ZHANG Yao-li,GUO Qi-xun*,SHEN Dao-xiang,LIANG Dun-huang,LI Ning*

(College of Energy,Xiamen University,Xiamen 361102,China)

At present,most of pressurized water reactors (PWR) use UO2fuel pellets as nuclear fuels in the world.Although fuel pellets are utilized widely,they suffer from some defects under high temperature.The newly developed tristructural-isotropic(TRISO) fuel can maintain the integrity of the fuel and cladding,which is able to prevent the fission products from being released to the environment at a temperature of 1 600 ℃ for a long time.Therefore,the safety of the reactor can be significantly improved by using TRISO fuel instead of the conventional UO2pellet fuel in PWR.In this paper,a small pressurized water reactor using TRISO fuel was considered.The effective multiplication factor under different uranium enrichment,the refuel cycle,and the neutron flux distribution were discussed.The temperature distributions for two kinds of fuel rods in the reactor were compared.Calculation results show that,according to the fuel reloading length,flux flatted,and temperature distribution,using TRISO instead of conventional UO2fuel rods is feasible and safer in the small pressurized water reactor.

TRISO fuel;small pressurized water reactor;safety

2015-03-16 錄用日期：2015-06-25

廈門大學校長基金(2012121034,20720150095)

黃錦鋒,張堯立,郭奇勛，等.基于TRISO燃料的小型壓水堆研究[J].廈門大學學報:自然科學版，2015,54(5)：603-607.

：Huang Jinfeng,Zhang Yaoli,Guo Qixun,et al．Studies on the small ppressurized water reactor based on TRISO fuels[J].Journal of Xiamen University:Natural Science，2015,54(5)：603-607．(in Chinese)

10.6043/j.issn.0438-0479.2015.05.002

新能源材料專題

TL 329

A

0438-0479(2015)05-0603-05

* 通信作者：qxguo@xmu.edu.cn;ningli@xmu.edu.cn