2. 环境保护部核与辐射安全中心 北京 100082;;
3. 原子高科股份有限公司 北京 102413
2. Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection, Beijing 100082, China;;
3. Beijing Atom High Tech Co., Ltd., Beijing 102413, China
乏燃料的大量累积给核电的发展带来不利影响。在后处理建设发展相对缓慢的情况下,乏燃料干式贮存可有效应对乏燃料累积带来的问题。乏燃料干式贮存设施主要有混凝土筒仓式[1]和金属容器式[2]两种,在国外都得到了广泛的应用。我国尚未开展压水堆乏燃料干式贮存设施的研究工作。本文以美国Holtec公司的HI-STORM 100系统[3]为研究对象,采用新燃料假设对其临界安全进行了计算。临界安全分析采用MCNP (Monte Carlo N Particle Transport Code) 4C程序。
在此基础上,采用燃耗信任制的方法对同一模型进行了临界安全研究。介绍了燃耗信任制中核素选取的原则和依据。乏燃料源项计算使用的程序为SCALE6.1程序系统中的ORIGEN-ARP程序,主要用于分析核素浓度随时间的变化及积存量、衰变热等源项参数的计算。ARP模块根据用户选择的组件类型、富集度、燃耗深度等信息,通过插值运算产生对应的截面库。ORIGEN-ARP能使用ARP插值截面库,快速计算乏燃料组件的源项[4],广泛应用于乏燃料贮存等的源项计算。
本文通过对典型的混凝土筒仓式乏燃料干式贮存设施的临界计算,初步掌握了其新燃料假设下的临界安全情况,并通过选取适当核素,采用燃耗信任制的方式对同一模型进行临界分析,得到装载曲线,在可接受的区域进行乏燃料的装载与贮存。从而首次系统地对干式贮存设施进行了临界安全研究,为后续乏燃料干式贮存设施的建设提供参考。
1 研究对象 1.1 燃料组件国内常用的压水堆燃料组件有AFA-2G、AFA-3G和AFA-3G AA型。本文以AFA-3G型燃料组件为研究对象对临界安全进行研究,组件内的燃料棒是由低富集度UO2芯块装在M5合金包管内构成,燃料棒内充加压氦气。图 1是燃料组件结构图,该组件的235U最高初始富集度为4.45 wt%,组件最大截面尺寸为214 mm×214 mm,总长度(压紧板弹簧不受压)为4104.9 mm,活性段长度为3657.6mm。
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图 1 燃料组件结构示意图 Figure 1 Diagram of the fuel assembly. |
在进行临界安全分析的过程中,保守考虑,将乏燃料组件假设成新燃料组件,且考虑制造工艺等的不确定性,计算时所有燃料组件采用的富集度均为4.5 wt%。
1.2 干式贮存系统HI-STORM 100系统[3]由三个独立的部分组成:多用途的密封罐(Multi-Purpose Canister,MPC);贮存外包装(Overpack);转运容器(Holtec International Transfer Cask,HI-TRAC)。HI-STORM 100系统还有一些必要的辅助系统,如真空干 燥系统、氦回冲系统及泄漏探测器、起降及操作系统、焊接设备、转运车辆等。
HI-STORM贮存系统的MPCs是焊接的圆柱体结构。根据容器内燃料组件的类型和数量有8种类型的MPC型号,分别为:MPC-24、MPC-24E、MPC-24EF、MPC-32、MPC-32F、MPC-68F、MPC-68、MPC-68FF。本文以装载32组压水堆组件的MPC-32型内容器为研究对象,对整个贮存系统的临界安全进行分析。
2 采用新燃料假设的临界安全研究 2.1 计算模型根据HI-STROM 100系统的结构尺寸,用MCNP4C建立了对应的临界安全计算模型。HI-STROM贮存系统及内容器MPC-32截面图如图 2所示。通过MCNP4C建立的模型的截面图如图 3所示。
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图 2 HI-STORM贮存系统及MPC-32截面图 Figure 2 Section drawing of HI-STORM storage system and MPC-32. |
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图 3 MCNP4C建立的HI-STORM贮存系统及MPC-32截面图 Figure 3 Section drawing of HI-STORM storage system and MPC-32 generated by MCNP4C. |
正常贮存条件下以一个贮存系统为对象,MPC-32容器内部充满氦气,MPC-32和贮存外包装间是空气,贮存外包装外为空气。正常贮存条件下的贮存设施阵列是在外边界设置镜面反射,该模型相当于贮存设施在空间中无限排列,对于正常贮存工况而言这种计算模型是保守的。
在贮存事故工况下,考虑最严重工况为内外容器间进水,同时内容器破损进水,水密度从1.0-0.001 g∙cm-3间变化。贮存设施外部设30 cm水反射层,水密度从1.0-0.001 g∙cm-3间变化。分析贮存系统内外部水密度分别变化时系统的反应性,计算得出事故工况下贮存系统有效增殖系数的变化,以评价事故工况下的最大反应性。同时,改变内部水密度,对贮存系统阵列事故工况下的反应性进行计算。
2.2 临界安全计算结果根据新燃料假设的计算模型,采用MCNP4C程序计算了乏燃料干式贮存设施在不同情况下的有效增殖因子。正常工况下的计算结果见表 1。考虑到计算方法和工差等的不确定度,本文把临界安全限值从0.95下调至0.93,即在干式贮存设施计算中,若keff大于0.93,则认为是存在临界安全问题的。从表 1可以看出,在正常贮存条件下,即使考虑2σ,也远低于0.93,在临界上是安全的。
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表 1 正常工况下计算结果 Table 1 The calculation results under normal condition. |
在事故工况下,首先固定贮存系统内部水密度(0.4 g∙cm-3),改变贮存设施外部水密度,得到了临界安全计算结果,当外部水密度分别为:1 g∙cm-3、0.8 g∙cm-3、0.6 g∙cm-3、0.4 g∙cm-3、0.2 g∙cm-3、0.1g∙cm-3、0.05 g∙cm-3、0.01 g∙cm-3、0.0001 g∙cm-3时,keff为0.70622,σ为0.00060。keff随内部水密度的变化如图 4所示。从图 4中可以看出,贮存系统的货包外部水密度的变化对于整个货包系统的keff基本无影响,这是由于贮存外包装混凝土筒仓层较厚,外部水对内部中子的影响可以忽略不计。
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图 4 keff随外部水密度变化 Figure 4 Value of keff changes with the external water density. |
然后固定贮存设施外部的水密度为1 g∙cm-3,改变内部水密度,得到临界安全计算结果,keff随内部水密度的变化如图 5所示。从图 5可以看出,keff随着内部水密度而增大,这是由于水密度越大,慢化效果越好。当内部水密度大于0.8 g∙cm-3时,keff大于0.93。事故工况下贮存设施阵列的计算结果见表 2,其keff的变化趋势同单个贮存设施的一致。
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图 5 keff随内部水密度变化 Figure 5 Value of keff changes with the internal water density |
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表 2 事故工况下贮存设施阵列计算结果 Table 2 The calculation results of storage facility arrays under accident conditions. |
综上所述,当用新燃料组件进行临界安全计算时,正常工况下单个贮存系统和贮存系统阵列的keff均远小于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当内部水密度较大时,单个贮存系统和贮存系统阵列均存在临界风险。这说明采用过于保守的新燃料假设对MPC-32型内容器来说,其keff计算结果不能满足临界安全的要求。因此,可采用燃耗信任制的方法进行临界安全研究。
3 基于燃耗信任制的临界安全研究 3.1 燃耗信任制核素选取燃耗信任制应用的关键在于乏燃料成分的计算。在应用燃耗信任制进行乏燃料成分分析时,其信任水平分为4种:可裂变核素水平、锕系水平、锕系加裂变产物水平及总的中子可燃吸收剂水平[5-6]。考虑4种情形下乏燃料成分的选择对反应性的影响时,均要考虑可裂变核素的减少对反应性的影响,但对中子有吸收效应的核素选择不同。可裂变核素水平和锕系水平计算结果相对保守;采用总的中子可燃吸收剂水平更接近实际情况。要获得相对精确的结果需要大量的测量、实验和验证工作。在大量验证燃耗信任方法的实验和基准工作的基础上,“锕系加裂变产物”水平在压水堆核电厂乏燃料湿法贮存系统中的应用已经是一种较成熟的技术,经济性和安全性均得到可靠保证[7-8]。因此,本文在乏燃料干式贮存设施燃耗信任制分析过程中,采用“锕系加裂变产物”的信任水平。
结合美国《燃耗信任制在压水堆乏燃料贮存运输容器临界安全分析中的应用》[9]的建议,同时参考《一种验证锕系和裂变产物燃耗信任制的临界安全分析方法-同位素组成预测》[10]和《一种验证锕系和裂变产物燃耗信任制的临界安全分析方法-临界(keff)预测》[11]中选取的核素,最终在燃耗信任制计算中选取的核素见表 3。
按照表 3中的核素,235U的富集度按4.5%,保守考虑最大燃耗为37000 MWd∙tU-1,用ORIGEN-ARP计算可得到不同燃耗下的核素的成分,计算结果见表 4。
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表 3 燃耗信任制计算中考虑的核素 Table 3 Nuclides chosen for BUC calculation. |
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表 4 富集度为4.5%不同燃耗下核素成分 Table 4 Nuclides composition of different burnup for 4.5% enrichment. |
根据上述计算模型,选择事故工况下即贮存设施外水密度为1 g∙cm-3,内外容器间进水且内容器破损进水,水密度为1 g∙cm-3的情况,计算干式贮存设施装载不同燃耗乏燃料的keff,在不同燃耗下keff的变化如图 6所示。从图 6可以看出,keff随着燃耗的增大而减小,当燃耗大于17000 MWd∙tU-1时,keff小于0.93,在临界上是安全的,处于可接受的区域。反之,当燃耗小于17000 MWd∙tU-1时,keff大于0.93,在临界上是不安全的,处于不可接受的区域。关于乏燃料贮存过程中的所有操作都应在可接受的区域进行。
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图 6 不同燃耗下的keff. Figure 6 Value of keff in the different burnup. |
乏燃料干式贮存设施实际装载前,对于不同的初始富集度,都有对应于不同燃耗情况下的核素组成。因此,可得到一组不同初始富集度下keff对应燃耗的曲线,进而可以得到装载曲线。应在可接受的区域进行乏燃料的装载与贮存,以确保临界安全。
4 结语通过对HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施的临界计算研究,得出以下结论和建议:
1) 采用新燃料假设的内容器为MPC-32的干式贮存系统,当内部水密度较大时,存在临界风险。基于新燃料假设的临界安全分析过于保守,燃耗信任制在满足安全的前提下,具有较好的经济性。因此,可以采用燃耗信任制的方法进行临界安全研究。
2) 在乏燃料干式贮存设施临界计算研究中,燃耗信任制核素的选取可以选择锕系元素加裂变产物的组合,核素种类的选择应有相应的依据或者数据支持。
3) 乏燃料干式贮存设施实际装载前,应对拟装载的不同初始富集度的乏燃料在各个燃耗情况下的临界进行计算,得到装载曲线,在可接受的区域进行乏燃料的装载与贮存,以确保临界安全。
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