石墨熔盐堆的快中子注量率展平研究
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摘 要：在石墨熔盐堆中，快中子辐照将导致石墨的性能逐渐下降，当快中子积分注量达到3×1022 n/cm2时，需对石墨进行更换。本文针对450 MWth石墨熔盐堆单区与三区堆芯设计的快中子注量进行比较研究。结果表明，采用三区堆芯方案可有效展平堆芯快中子注量率，三区堆芯设计的最大快中子注量率为4.2×1013 n/cm2・s，比单区堆芯低约33%，在75%负荷因子下，三区堆芯设计可满足30年满功率运行，而不需更换堆芯石墨。
关键词：石墨熔盐堆 三区堆芯设计 快中子注量率展平
中图分类号：TL329 文献标识码：A 文章编号：1672-3791（2014）09（a）-0078-02
熔盐堆（MSR）作为六种GIF候选堆型中唯一的液体燃料反应堆，采用熔融氟化盐燃料，高温与燃料流动等特性，使得MSR技术成为完全不同于其他固体燃料反应堆的一种全新核反应堆技术。MSR在经济性、安全性、防核扩散能力和燃料循环方面具有独特优势，正逐渐引起世界各国的关注。
相比于无慢化剂的快中子熔盐堆，石墨熔盐堆所需的裂变材料临界装量少，易于临界，同时可实现钍铀增殖循环。由于快中子（>50keV）对石墨的辐照损伤作用，会使堆芯石墨的性能恶化，从而导致慢化剂材料失效，文献[1]表明，熔盐堆中石墨所能承受的最大快中子积分中子照射量为3×1022 n/cm2。因此，通常熔盐堆堆芯石墨需要定期更换，以美国橡树岭实验室（ORNL）的MSBR设计方案为例，每四年需要更换一次石墨，这将减小熔盐堆的运行效率，同时也将产生大量带放射性的石墨废物。本文基于日本的FUJI熔盐堆概念设计[2-4]，针对单区堆芯和三区堆芯设计方案的石墨熔盐堆进行快中子注量率分布的比较研究。
1 石墨熔盐堆栅格参数设计区间
本文所研究的石墨熔盐堆堆芯栅格为六角形结构，栅格中心为圆形燃料通道其余部分为石墨慢化剂。栅格对边距P为19 cm；燃料为LiF、BeF2、ThF4、233UF4（摩尔比为71.76∶16∶12∶0.24）组成的熔盐。在栅格大小及燃料组分固定的前提下，改变燃料通道直径即可改变慢化剂与燃料的核子比。采用连续能量蒙卡程序MCNP5计算了石墨-燃料熔盐六角形栅格在不同燃料通道直径下的无限增殖系数kinf，图2给出了栅元无限增殖系数Kinf随着石墨/233U核子数的变化曲线，对于热中子反应堆，栅格设计需设计在欠慢化区域以保证反应堆的固有安全性，同时，石墨熔盐堆通常采用石墨控制棒进行反应性补偿与功率控制，通过在堆芯插入控制棒引入正反应性（与一般的反应堆不同），这也要求栅格设计在欠慢化区域。如图1所示阴影区域。
2 单区与三区堆芯快中子注量率分布特性
堆芯采用准圆形布置，共847个六角形燃料栅元；反射层为石墨，厚度为60 cm；堆芯容器材料为哈氏C276合金。单区堆芯设计采用同一种燃料栅格，如图3所示。其燃料孔道半径为5.64456 cm。
在保证堆芯总功率输出一定时，采用多区堆芯布置方案可有效展堆芯功率分布与快中子注量率分布，从而达到延长堆芯石墨寿命的目的。本文采取三区堆芯布置方案，堆芯栅元总数、栅元对边距和径向反射层厚度与一区堆芯方案相同。三区堆芯布置方案如图4所示，各区的栅元数量与燃料流道直径见表1。
图5给出了堆芯功率为450MWth时，单区堆芯与三区堆芯的快中子注量率分布，从图中可以看出，三区堆芯具备更为平坦的快中子注量率分布，快中子注量率的最大值为4.2×1013 n/cm2・s，相对于单区堆芯设计减少了约33%。若假设熔盐堆的负荷因子为75%，则三区堆芯设计方案中石墨在30年内最大快中子积分注量为：2.98×1022 n/cm2，小于3×1022 n/cm2，在此期间无需更换堆芯石墨。
3 结论
采用MCNP5程序对单区与三区布置堆芯方案石墨熔盐堆的快中子注量率分布进行了计算，结果表明，采用三区堆芯设计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单区堆芯方案约低33%。若单区与三区堆芯的功率均为450MWth，在负荷因子为75%时，三区堆芯设计方案可满足30年满功率运行而不需更换堆芯石墨的要求。
参考文献
[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.
[4] Y.Honma， Optimization of flux distribution in a molten-salt reactor with a 2-region core for plutonium burning[J].Progress in Nuclear Energy，50：257-261.