1. 引言
铀和钚在热中子反应堆中的再循环能够提高核燃料利用率，同时也大大减少乏燃料的处理量，并降低核扩散风险。目前MOX燃料已经得到了广泛应用，然而，大量研究和实践表明，MOX燃料用作轻水反应堆燃料组件时，由于钚燃料对中子能谱和堆芯中子学特性的影响，堆芯一般装载1/3堆芯的MOX燃料[1]。此外，MOX燃料中的可裂变钚的比例会随燃料的燃耗逐渐降低，因此MOX燃料在国际上不进行多次循环处理。
REMIX燃料是一种在由乏燃料后处理的未进行分离处理的铀钚混合物的基础之上，混合少量低浓缩铀而成的燃料。REMIX含钚量相对较低，由于这一特性，对堆芯控制和中子学特性影响较小，不同于MOX燃料，REMIX燃料可以实现全堆芯装载。且由于REMIX燃料中钚的含量较少，燃耗引起的钚的组分改变对燃料反应性的影响相对较小，因此可实现多次循环。俄罗斯已经对REMIX燃料的开发和应用进行了大量工作，以期实现在压水堆中对堆后铀钚循环的更好利用。俄罗斯国家原子能集团公司已在2016年实现REMIX燃料在实验堆中的试验，获得包括燃料棒在辐照后的肿胀、气体释放、裂变产物分布及其同位素组成等数据。
本文基于CPR1000型核反应堆和原有组件结构，设计REMIX组件，并进行全REMIX燃料平衡循环燃料管理方案设计，对通用核数据和关键中子学参数进行验证和对比，初步分析了在CPR1000机组上实现REMIX燃料循环的可行性。
2. REMIX燃料
2.1. 技术概况
REMIX燃料由乏燃料提取的铀钚混合物和浓缩铀(235U富集度约为17%)制成。在制成的新REMIX燃料中，钚的初始含量约为1%，235U的富集度约为4%。REMIX燃料能在反应堆中持续燃烧4年，平均卸料燃耗达到50 GWd/tHM左右。REMIX乏燃料经过后处理可以对部分燃料进行循环利用，在现有的VVER-1000反应堆中对REMIX燃料进行全堆芯的循环使用，最多可以循环5次[2]。
为了验证这一假设，研究人员分析了VVER-1000反应堆中全堆芯装载REMIX燃料三个循环的中子学参数。在第一个循环中，堆芯装载燃料全部由标准燃料(天然铀)，在第二和第三个循环中全堆芯装载再生铀钚混合燃料。其中，铀燃料由两种组件构成，富集度分别为4.4%和4.0%。每种组件中各放置一定量的可燃毒物(Ga2O3)。钆的氧化物的质量约占燃料质量的5%，两种组件中铀的富集度分别为3.6%和3.3%。每次装载42组新组件，包括36组富集度为4.4%的新组件和6组富集度为4.0%的新组件。堆芯所装载的铀平均富集度为4.33%，平均循环燃耗约为50 GWD/tHM。表1列出了典型的再生铀钚循环燃料的核素组分[3]。
Table 1. Compositions of REMIX fuel in VVER-1000
表1. VVER-1000中REMIX燃料组分
核素或元素 |
铀组件乏
燃料/kg∙t−1 |
REMIX燃料在第一次再循环前的组分/kg∙t−1 |
REMIX燃料在第一次再循环后的组分/kg∙t−1 |
REMIX燃料在第二次再循环前的
组分/kg∙t−1 |
REMIX燃料在第二次再循环后的
组分/kg∙t−1 |
235U |
9.1 |
41.4 |
12 |
42.8 |
13 |
U |
987.5 |
990 |
983.5 |
986.8 |
982.1 |
238Pu |
0.3 |
0.2 |
0.7 |
0.5 |
0.9 |
239Pu |
6.7 |
5.4 |
8 |
6.4 |
8.1 |
240Pu |
3.2 |
2.6 |
4 |
3.3 |
4.1 |
241Pu |
1.4 |
1.1 |
2 |
1.6 |
2.6 |
242Pu |
0.9 |
0.7 |
1.8 |
1.4 |
2.2 |
Pu |
12.5 |
10 |
16.5 |
13.2 |
17.9 |
2.2. 技术优劣势
与MOX燃料相比，REMIX燃料由于燃料固有特点，可以实现全堆芯装载，可作为目前反应堆燃料的替代燃料。REMIX燃料可以实现5次循环复用。理论上，一座寿期为60年的反应堆只需要3批装料，并对乏燃料补充低浓缩铀和转移废物。同MOX燃料一样，REMIX燃料对天然铀的消耗是开环燃料循环的约20%，REMIX既不会造成后处理铀的积累，也不会对乏燃料中的钚进行分离，这也从源头上降低了核扩散风险。同时，相比未实现核燃料循环的燃料而言，REMIX燃料闭式循环技术产生的废料是玻璃固化后的铀裂变产物、锕系元素以及运行产生的放射性废物，不需要进行乏燃料的贮存和处置作业，大大降低了多批乏燃料的存储和处置费用，以获得更好的经济性[4]-[11]。
相应地，由于REMIX燃料活度相较普通核燃料较高，在燃料制造过程中，为降低辐射安全风险，其制造设备、流程和工艺等将更为复杂，可能会引起发电成本上升[12]-[15]。
3. 燃料管理设计和准则
3.1. 燃料管理设计目标
为了研究REMIX燃料在CPR1000型核反应堆中应用的可行性，使用REMIX燃料进行平衡循环堆芯装载设计。设计采用全堆芯装载REMIX燃料。电厂负荷因子按0.89计，18个月换料的循环长度为487 EFPD，进行多次迭代达到平衡循环后，研究REMIX燃料堆芯燃料管理方案及对堆芯各项通用核数据和关键中子学参数的影响。
3.2. 设计准则
设计准则参考CPR1000型核反应堆18个月换料燃料管理经验，设计准则如下：
1) 最大径向功率峰因子F∆H ≤ 1.65。最大径向功率峰是衡量燃料循环中，堆芯径向功率分布的重要参数，用于DNB事故分析中，是重要的堆芯设计参数；
2) 寿期初满功率条件下，慢化剂温度系数非正，以保证堆芯固有安全性；
3) 寿期初热态零功率临界硼浓度 ≤ 2200 ppm，以保证慢化剂温度系数非正；
4) 卸料燃料棒燃耗 ≤ 62,000 MWd/tHM，以保证燃料棒机械性能；
5) 卸料组件燃耗 ≤ 57,000 MWd/tHM，以保证燃料组件机械性能稳定；
6) 停堆裕量 ≥ 2300 pcm，以保证堆芯在快速停堆时的停堆裕度。
3.3. 计算方法
堆芯计算采用法国原子能和替代能源委员会(CEA)开发的SCIENCE V2程序包进行模拟计算，计算采用JEFF 2.1核数据库。在SCIENCE V2程序包中，子程序SMART采用结块法，可进行三维两群堆芯扩散–燃耗计算，可进行压水堆稳态和瞬态工况的计算，其所采用的两群均一化截面数据由子程序APOLLO2-F提供，APOLLO2-F采用碰撞几率方法进行组件输运计算。
由于SCIENCE V2程序包是CPR1000型核反应堆的设计软件，且已进行过超过200个燃料循环的换料设计的数据确认，在铀燃料和MOX燃料计算中均具有良好的适用性，REMIX燃料是一种用UO2与PuO2所组成的混合燃料，其铀和钚的富集度、水铀比和最大燃耗等均不超过SCIENCE V2程序包的限值。因此，本文所研究的对象均被SCIECNE V2验证与确认结果所包络，该软件对本研究中的REMIX燃料循环是适用的。
4. REMIX燃料管理方案
4.1. 燃料组件
参照CPR1000燃料组件结构，设计了REMIX燃料组件，新组件组分如表2所示。为了降低寿期初满功率临界硼浓度，保证慢化剂温度系数为负，并抑制堆内轴向功率的波动，REMIX燃料组件分为不含有可燃毒物和含有16根钆棒两种类型组件。组件中可燃毒物采用弥散的Gd2O3芯块，钆棒中钆的质量分数取为8%。
Table 2. Compositions of fresh REMIX fuel rod
表2. REMIX新组件燃料棒组分
235U
富集度/wt% |
Pu元素质量
百分比/wt% |
Pu核素质量百分比/wt% |
238Pu |
239Pu |
240Pu |
241Pu |
242Pu |
4.18 |
1 |
2.4 |
53.6 |
25.6 |
11.2 |
7.2 |
4.2. 堆芯装载方案
堆芯采用REMIX全堆芯装载方案，堆芯采取1/4旋转对称布置，图1给出了采用68组REMIX组件的堆芯布置方案，其中不含中子毒物棒组件共8组，含16根钆棒组件60组。其中，数字代表新组件中可燃毒物棒的数量，相同颜色为初始富集度与可燃毒物棒数量相同的组件。
4.3. 堆芯计算结果
4.3.1. 燃料管理主要计算结果
表3给出了CPR1000反应堆装载REMIX燃料的燃料管理方案计算结果，REMIX堆芯循环长度为487 EFPD，共有68组REMIX新组件。从表中可以看出，最大径向功率峰因子、慢化剂温度系数、寿期初临界硼浓度、组件燃耗、停堆裕量等主要堆芯参数均能满足设计准则的要求。作为对比，表3也提供了CPR1000堆芯装载传统UO2燃料进行的堆芯数据(采用4.45%铀富集度的18个月换料堆芯)。REMIX堆芯F∆H相对较大，但仍能被F∆H限值所包络。REMIX中Pu的含量较高，为了抑制其所带来的F∆H变化，堆芯中加入了较多的可燃毒物，相应地，可燃毒物的使用提供了大量的负反应性，也降低了堆芯临界硼浓度，引起了慢化剂温度系数的下降，使堆芯具有更大的负反馈特性。另外，目前的REMIX堆芯停堆裕量较小，有较大提升空间，可通过对装载方案的改进对其进行优化。在平均卸料燃耗上，由于均采用了68组新组件，循环长度也相近，两者并没有明显区别。
Figure 1. Reactor core loading pattern
图1. 堆芯装载方案
Table 3. Calculation results of fuel management
表3. 燃料管理计算结果
核素 |
限值 |
REMIX燃料 |
UO2燃料 |
循环长度/EFPD |
- |
487 |
488 |
新组件数目/组 |
- |
68 |
68 |
最大径向功率峰因子 |
1.65 |
1.63 |
1.61 |
慢化剂温度系数(寿期初，零功率)/pcm∙˚C −1 |
0 |
−11.25 |
−3.00 |
硼浓度(寿期初，零功率)/ppm |
2200 |
1823 |
2147 |
最大组件(非中心)卸料燃耗/GWd∙tHM−1 |
57 |
51.8 |
50.3 |
最大燃料棒(非中心)卸料燃耗/GWd∙tHM−1 |
62 |
60.8 |
56.0 |
停堆裕量(寿期末)/pcm |
2300 |
2301 |
3471 |
组件平均卸料燃耗/MWd∙tHM−1 |
- |
42.2 |
44.0 |
4.3.2. 通用核数据和关键中子学参数计算结果
表4给出了REMIX装载方案的通用核数据和关键中子学参数及其限值。从中可以看出，慢化剂密度系数、多普勒功率系数计算最值均与限值存在一定距离；中子动力学参数、硼微分价值也保有较大裕量。相比采用4.45wt%铀富集度的18个月换料堆芯，REMIX堆芯慢化剂密度系数更大，这也是由于使用了更多的可燃毒物棒而降低了临界硼浓度间接导致的。同时，燃料成分的变化对引起有效缓发中子份额减小，瞬发中子寿命变短。堆芯能谱也发生变化，多普勒温度系数绝对值增大，硼微分价值变小。整体而言，应用REMIX燃料后，堆芯中子学特性并未因燃料成分的改变而迫近甚至超越限值，各项系数均保有较大裕量。这对堆芯的安全运行和安全事故分析都是至关重要的。
Table 4. General nuclear data and key neutronic parameters
表4. 通用核数据和关键中子学参数
参数 |
限值 |
计算结果 |
UO2燃料计算结果 |
慢化剂密度系数/pcm∙g−1∙cm3 |
最小值 |
0 |
0.0398 |
−0.004 |
最大值 |
0.580 |
0.4954 |
0.522 |
多普勒温度系数/pcm∙˚C−1 |
最小绝对值 |
−1.80 |
−2.35 |
−2.02 |
最大绝对值 |
−4.65 |
−4.24 |
−4.09 |
有效缓发中子份额 |
寿期初，最大值 |
0.0075 |
0.0058 |
0.0065 |
寿期末，最小值 |
0.0044 |
0.0048 |
0.0048 |
瞬发中子寿命/μs |
31.0 |
16.68 |
19.70 |
最大硼微分价值/pcm∙ppm−1 |
−19.0 |
−11.19 |
−12.48 |
5. 结论
本文采用SCIENCE V2软件包开展了REMIX燃料在CPR1000型反应堆中的装载方案设计，计算了堆芯中子学特性和各项主要安全参数，对REMIX燃料在CRP1000型核反应堆中的应用进行了探讨。计算结果表明，CPR1000堆芯具备全堆芯的REMIX燃料装载能力，燃料管理各项安全参数均能满足安全限值要求，并且在各项通用核数据和关键中子学参数中留有较大的裕量。根据计算初步数据可以看出，REMIX燃料在CPR1000型核电厂中是适用的。此外，对功率能力、特定事故分析影响的分析，在REMIX燃料应用可行性的探究中仍然非常重要，将在后续进行更深一步的探讨。
NOTES
*通讯作者。