聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究

第44卷第1期原子能科学技术Vo l.44,N o.1 2010年1月Atomic Ener gy Science and T echno logy Jan.2010聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究马续波,陈义学,王悦,张斌,杨寿海,韩静茹,张普忠,石生春(华北电力大学核科学与工程学院,北京102206)摘要:聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势,因此,越来越受到人们的重视。

增殖包层是混合堆系统的关键部件,已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。

针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状,本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究,利用一维离散纵标法燃耗程序BISO NC以及M o nte-Car lo粒子输运程序M CNP,对包层的关键核参数,诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等,进行了较详细的计算分析。

计算结果表明,生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%,从而满足压水堆燃料富集度要求。

分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。

关键词:中子学;聚变裂变混合堆;钍包层;锕系元素中图分类号:T L627文献标志码:A文章编号:1000-6931(2010)01-0054-06Preliminary Neutronics Calculation of Thorium-Based and MA Transmutation Breeding Blanket for Hybrid Fusion-Fission ReactorMA Xu-bo,CH EN Y-i x ue,WANG Yue,ZH ANG Bin,YANG Shou-hai,H AN Jing-ru,ZH ANG Pu-zho ng,SH I Sheng-chun(S chool of N uclear Science and E ngineer ing,N or th China Electr ic Pow er Univ er sity,Beij ing102206,China)Abstract:H y brid fusion-fission r eacto r has advantages of productio n of nuclear fuel and tr ansm utation of lo ng-life nuclear w aste and having inherent safety,at the same time, demand is sig nificantly reduced compare to the pur e fusion reactor.Breeding blanket is the key part of the fusio n-fission reactor and in the past,the uranium-plutonium blanket concept w as w idely inv estig ated.Considering the problem of uranium-plutonium cy cle and abundant in thorium in o ur co untry,in this w or k,a thorium-based breeding and MA(minor actinides)transmutation blanket concept w as pr opo sed and the preliminar y neutr onics calculatio n w as discussed.One-dimensional transpor t and bur nup calculation收稿日期:2008-10-28;修回日期:2009-04-10基金项目:教育部科学技术研究重点项目(107029);国家自然科学基金资助项目(10705011);长江学者和创新团队发展计划资助项目(IRT0720);华北电力大学青年教师基金资助项目作者简介:马续波(1979)),男,河南鹤壁人,讲师,博士研究生,核能科学与工程专业code BISONC and M onte -Carlo transport code M CN P w ere used to calculate the key parameters,such as tritium breeding ratio,production o f 233U m ass and pow er density ,and so on.The fuel of 233U enrichment can be 3.65%.It is the foundation for optimization of the blanket.Key words:neutronics;fusion -fissio n reactor;tho rium -based blanket;m inor actinides 根据核电中长期发展规划,到2020年,我国核电运行装机容量达到40GW,核电将成为我国能源结构中的重要组成部分。

然而,我国核能的大规模、可持续发展尚受到几个重要因素的影响:核燃料资源问题、长寿命放射性废物处理问题、反应堆安全问题、核不扩散问题等。

针对核能发展中存在的这些问题,国际及国内的研究机构进行了大量研究探索工作,其中,聚变裂变混合堆系统被认为是解决上述问题的一条非常有吸引力的途径[1-5]。

基于已有及预期近期可达到的聚变等离子体物理参数及技术水平,探索利用聚变嬗变堆高效安全地实现核燃料的增殖、嬗变处理裂变核电站高放废物的途径,对核燃料问题以及长寿命放射性废物的处理均具有非常重要的意义。

过去,人们对U -Pu 循环实现核燃料增殖进行了大量研究。

本工作在以前工作的基础上,拟提出一种先进的233U 燃料增殖、锕系元素(M A)嬗变包层次临界反应堆新概念,并对它进行初步的中子学计算,包括氚增殖比、233U 产量、次锕系元素嬗变、功率分布等。

1 计算程序与核数据库本研究采用国际上比较通用的聚变堆或混合堆的中子学分析软件BISONC [6]和MC -N P [7]。

BISON C 是一维离散纵标法燃耗程序,计算快捷可靠,广泛用于混合堆中子学分析。

BISON C 计算需3个数据库,分别是输运库、燃耗库和响应函数库。

计算使用的是程序自带的数据库,包括42群中子、60种核素、P -5展开。

采用国际上通用的粒子输运Monte -Carlo 模拟程序MCNP 计算氚增殖比。

MCNP 所用数据库是IAEA 发布的聚变评价核数据库FENDL/2。

2 包层结构和计算模型本研究选择球型托克马克(ST ,SphericalTokamak)结构(图1),因ST 除具有较好的图1 球形聚变-裂变堆混合结构F ig.1 St ruct ur e of hybrid fusion -fissio n r eact or经济性及工程可行性外,其中子源强度也很高,大于常规托卡马克,亦高于一般的裂变反应堆[8],因此,对锕系元素嬗变非常有利;整个包层及第1壁系统的结构材料采用不锈钢。

第1壁及其它板壁采用高压H e 气冷却。

M A 嬗变区放在燃料增殖区后,主要原因如下:1)使核燃料增殖233U 的产量尽可能的高;2)M A 放在燃料增殖区之后(相对于等离子体),可在一定程度上展平包层径向功率密度分布,另一方面又可优化调节系统的次临界度(k eff )。

其中,MA 中各核素份额与压水堆核电站乏燃料中各次锕系核素的份额相同。

氚增殖区位于M A 嬗变区之后。

高能中子经MA 嬗变区增殖和减速后到达Li 2O 氚增殖区,除少量高能中子与7Li 发生(n,n c t)反应生成氚外,主要是中低能中子与6Li 发生(n,t)反应生成氚。

氚增殖能力用氚增殖比来衡量。

使用高压氦气做冷却剂,对燃料床进行冷却,燃料为球床状,比表面积大,有较好的传热效率。

H e 气是惰性气体,有很好的中子学、物理和化学性能。

在紧急事故情况下,燃料可借助重力迅速从包层底部卸出,保证整个系统的安全。

本研究的高放射性废物主要是MA ,其中包括237Np 、241Am 、243Am 、244Cm 4种核素。

考虑到55第1期 马续波等:聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究中子泄漏和氚衰变等因素的影响,设计要求氚增值比TBR 大于1.05。

参照ITER [9]的设计标准,第1壁的中子壁负载设定为0.5MW/m 2。

聚变-裂变混合堆各区材料及体积分数列于表1。

表1 聚变-裂变混合堆各区材料及其体积分数Fig.1 Materials and their volume fractions堆区材料及体积分数区号区厚度/cm中心区Cu 139等离子体空3200刮削层空415护甲层Be,100%50.2壁316SS ,70%;He 气,30%2,8,10,121,1,1,1燃料增值区ThO 2,31.7%;石墨,31.7%;SiC ,10.6%;H e 气,26%712M A 区Li 2O,35%;Be,35%;H e 气,27%;M A,3%918氚增值区Li 2O,35%;Be,35%;He 气,30%1120反射层石墨,90%;H e 气,10%1330结构层316SS ,70%;He 气,30%14103 结果及分析3.1 氚增殖比本系统以Li 2O 为氚增殖剂,Li 2O 可做成陶瓷形式,在反应堆中不需包壳材料。

系统第1年的T BR 随6Li 丰度的变化如图2所示。

从图2可看出,TBR 随6Li 丰度的增加而增大,6Li 丰度约为50%时,TBR 达到1.0。

本系统6Li 的富集度为90%,T BR 为1.15,满足氚自持。

图2 6L i 丰度与氚增殖比的关系F ig.26L i enrichment vs.tritium breeding ratio3.2233U 增殖在聚变裂变混合堆中实现钍-铀循环,进而实现核燃料增殖是钍基包层的主要功能之一。

核燃料增殖能力的大小可用233U 总产量和比增殖能力K b 表示,K b 定义为:K b =233U 年产量功率(g #MW -1#a -1)233U 总产量与K b 的关系如图3所示。

从图3可看出,在寿期初期,K b 非常大,即单位功率单位时间增殖的核燃料较多,燃料增殖效率较高。

定义燃料的富集度为:A (233U)=233U 产量初装料232Th 质量@100%图3 K b 、233U 总产量和233U 富集度随运行时间的变化F ig.3233U pr oduction capability ,quality and 233U enr ichment vs.operatio n t ime从图3可看出,燃料的富集度随运行时间的增加而增大,其主要原因是233U 产量随运行56原子能科学技术 第44卷时间的增加而增加。