李志峰++謝金森++曾文杰

摘 要：在石墨熔鹽堆中，快中子輻照將導致石墨的性能逐漸下降，當快中子積分注量達到3×1022 n/cm2時，需對石墨進行更換。本文針對450 MWth石墨熔鹽堆單區(qū)與三區(qū)堆芯設(shè)計的快中子注量進行比較研究。結(jié)果表明，采用三區(qū)堆芯方案可有效展平堆芯快中子注量率，三區(qū)堆芯設(shè)計的最大快中子注量率為4.2×1013 n/cm2·s，比單區(qū)堆芯低約33%，在75%負荷因子下，三區(qū)堆芯設(shè)計可滿足30年滿功率運行，而不需更換堆芯石墨。

關(guān)鍵詞：石墨熔鹽堆 三區(qū)堆芯設(shè)計 快中子注量率展平

中圖分類號：TL329 文獻標識碼：A 文章編號：1672-3791（2014）09（a）-0078-02

熔鹽堆（MSR）作為六種GIF候選堆型中唯一的液體燃料反應堆，采用熔融氟化鹽燃料，高溫與燃料流動等特性，使得MSR技術(shù)成為完全不同于其他固體燃料反應堆的一種全新核反應堆技術(shù)。MSR在經(jīng)濟性、安全性、防核擴散能力和燃料循環(huán)方面具有獨特優(yōu)勢，正逐漸引起世界各國的關(guān)注。

相比于無慢化劑的快中子熔鹽堆，石墨熔鹽堆所需的裂變材料臨界裝量少，易于臨界，同時可實現(xiàn)釷鈾增殖循環(huán)。由于快中子（>50keV）對石墨的輻照損傷作用，會使堆芯石墨的性能惡化，從而導致慢化劑材料失效，文獻[1]表明，熔鹽堆中石墨所能承受的最大快中子積分中子照射量為3×1022 n/cm2。因此，通常熔鹽堆堆芯石墨需要定期更換，以美國橡樹嶺實驗室（ORNL）的MSBR設(shè)計方案為例，每四年需要更換一次石墨，這將減小熔鹽堆的運行效率，同時也將產(chǎn)生大量帶放射性的石墨廢物。本文基于日本的FUJI熔鹽堆概念設(shè)計[2-4]，針對單區(qū)堆芯和三區(qū)堆芯設(shè)計方案的石墨熔鹽堆進行快中子注量率分布的比較研究。

1 石墨熔鹽堆柵格參數(shù)設(shè)計區(qū)間

本文所研究的石墨熔鹽堆堆芯柵格為六角形結(jié)構(gòu)，柵格中心為圓形燃料通道其余部分為石墨慢化劑。柵格對邊距P為19 cm；燃料為LiF、BeF2、ThF4、233UF4（摩爾比為71.76∶16∶12∶0.24）組成的熔鹽。在柵格大小及燃料組分固定的前提下，改變?nèi)剂贤ǖ乐睆郊纯筛淖兟瘎┡c燃料的核子比。采用連續(xù)能量蒙卡程序MCNP5計算了石墨-燃料熔鹽六角形柵格在不同燃料通道直徑下的無限增殖系數(shù)kinf，圖2給出了柵元無限增殖系數(shù)Kinf隨著石墨/233U核子數(shù)的變化曲線，對于熱中子反應堆，柵格設(shè)計需設(shè)計在欠慢化區(qū)域以保證反應堆的固有安全性，同時，石墨熔鹽堆通常采用石墨控制棒進行反應性補償與功率控制，通過在堆芯插入控制棒引入正反應性（與一般的反應堆不同），這也要求柵格設(shè)計在欠慢化區(qū)域。如圖1所示陰影區(qū)域。

2 單區(qū)與三區(qū)堆芯快中子注量率分布特性

堆芯采用準圓形布置，共847個六角形燃料柵元；反射層為石墨，厚度為60 cm；堆芯容器材料為哈氏C276合金。單區(qū)堆芯設(shè)計采用同一種燃料柵格，如圖3所示。其燃料孔道半徑為5.64456 cm。

在保證堆芯總功率輸出一定時，采用多區(qū)堆芯布置方案可有效展堆芯功率分布與快中子注量率分布，從而達到延長堆芯石墨壽命的目的。本文采取三區(qū)堆芯布置方案，堆芯柵元總數(shù)、柵元對邊距和徑向反射層厚度與一區(qū)堆芯方案相同。三區(qū)堆芯布置方案如圖4所示，各區(qū)的柵元數(shù)量與燃料流道直徑見表1。

圖5給出了堆芯功率為450MWth時，單區(qū)堆芯與三區(qū)堆芯的快中子注量率分布，從圖中可以看出，三區(qū)堆芯具備更為平坦的快中子注量率分布，快中子注量率的最大值為4.2×1013 n/cm2·s，相對于單區(qū)堆芯設(shè)計減少了約33%。若假設(shè)熔鹽堆的負荷因子為75%，則三區(qū)堆芯設(shè)計方案中石墨在30年內(nèi)最大快中子積分注量為：2.98×1022 n/cm2，小于3×1022 n/cm2，在此期間無需更換堆芯石墨。

3 結(jié)論

采用MCNP5程序?qū)螀^(qū)與三區(qū)布置堆芯方案石墨熔鹽堆的快中子注量率分布進行了計算，結(jié)果表明，采用三區(qū)堆芯設(shè)計方案可有效地展平堆芯快中子注量率，在同等功率水平下，其最大快中子注量率比單區(qū)堆芯方案約低33%。若單區(qū)與三區(qū)堆芯的功率均為450MWth，在負荷因子為75%時，三區(qū)堆芯設(shè)計方案可滿足30年滿功率運行而不需更換堆芯石墨的要求。

參考文獻

[1] R. C. Robertson.Conceptual design study of a single-fluid molten-salt breeding reactor.ORNL-4541，Oak Ridge National Laboratory，1970.

[2] KoshiMitachi， Takahisa Yamamoto， Ritsuo Yoshioka.Self-sustaining Core Design for 200 MWe Molten-Salt Reactor with Thorium-Uranium Fuel：FUJI-U3-（0）. TU2007 （International Workshop on Thorium Utilization for Sustainable Development of Nuclear Energy），4-6 December 2007，Tsinghua University，Beijing， China

[3] Kazuo Furukawa，A road map for the realization of global-scale thorium breeding fuel cycle by single molten-fluoride flow[J]Energy Conversion and Management，2008，49：1831-1848.

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