核电厂乏燃料贮存中燃耗效应的反应性余量研究

以秦山、大亚湾核电厂乏燃料贮存水池为模型，研究了燃料组件燃耗后，裂变产物积累所产生的中子附加吸收及燃料中易裂变材料的消耗对反应性的影响。     

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算

为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。     

小型模块化增殖焚烧快堆MA嬗变性能分析

次锕系核素(Minor Actinides,MA)作为长寿命高放射性核废料,在乏燃料放射性中占据主导位置。乏燃料最小化是保证核能可持续发展的重要环节,而嬗变是安全处置乏燃料的有效途径。小型模块化增殖焚烧(Breed and Burn,BB)快堆的中子经济性较好,燃烧寿期长,装料方式灵活多样,可用于增殖产生易裂变核燃料、嬗变长寿命核废料,从而解决核电发展中前端核燃料供给和后端乏燃料处理问题。本文分析对比了U3-MA和U5-MA燃料装载模式的临界、燃耗和安全性能,并系统研究了两种装料模式在BB快堆上嬗变MA的性能。结果表明:两种装料方式均能达到较好的嬗变性能,且MA的添加还能使反应堆寿期更长,堆芯中子经济性更高;此外,从安全性能上来看,添加MA对钍铀燃料循环的缓发中子份额影响较弱,但是对其燃料多普勒系数影响较强,这为后续钍铀、铀钚燃料循环选取合理的MA装载份额提供了参考依据。     

MOX乏燃料衰变热计算方法研究

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。     

燃耗信任制中可燃毒物对乏燃料反应性的影响分析

以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信任制的乏燃料贮存系统临界安全分析保守参数的选取提供参考。分析表明,在组件燃耗过程中含有BPRs时,忽略含钆毒物可使临界分析结果保守,而必须考虑涂硼燃料元件(IFBA)、湿式环状可燃毒物棒(WABA)、硼玻璃可燃毒物棒(PYREX)等对乏燃料反应性的影响。     

基于计算关系曲线的无源中子燃耗测量方法的研究

采用燃耗信任制技术可显著提高乏燃料贮存及运输的经济性,也是国际上该领域的发展趋势。非破坏性燃耗测量是采用燃耗信任制技术必须解决的关键问题之一。在非破坏性燃耗测量方法中,基于计算关系曲线的无源中子燃耗测量方法可以精确地测量乏燃料组件的平均燃耗,结合总γ方法,还可以测量出乏燃料组件的末端燃耗。根据该方法的基本原理,在调研分析的基础上,确定了燃耗测量分析方法及其流程。其中,确定乏燃料燃耗与中子发射强度之间的关系、中子发射强度计算方法以及Keff的快速计算方法是测量分析方法的关键技术。     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。     

双约束核素筛选与燃耗链压缩算法研究

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库。首先建立了核素筛选标准,根据各个核素对中子吸收率和重要核素核子密度的贡献率对核素重要性进行排序筛选,研究了基于中子吸收率和重要核素产量贡献率的双约束燃耗链压缩算法,并完成相关程序模块的开发。通过对Kylin-2程序数据库压缩的计算分析,验证了该燃耗链压缩算法的可行性。采用压缩数据库可使其在保持原有计算精度的基础上大幅减少计算时间、提高计算效率;通过燃耗链压缩算法的研究与压缩数据库的实现,为从评价数据库出发制作压缩数据库提供了技术支撑。      

AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析

基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合AP1000核电厂堆芯反应性控制特性,分析了轴向燃耗分布对系统反应性的影响。结果表明,高燃耗下采用机械补偿(MSHIM)轴向燃耗分布计算得到的系统反应性更保守,同时临界安全分析中需考虑吸收体在组件燃耗过程中对反应性的影响,且不应信任可溶硼。     

乏燃料贮存燃耗信任制计算的敏感元素分析

燃耗信任制的应用分析需要计算乏燃料系统的反应性,为了保证临界安全需要保证分析结果的包络性,为此需要考虑到各种不同燃耗因素对于分析结果的影响。采用SCALE程序包中的STARBUCS模块,通过对OECD/NEA发布的Phase-IA及Phase-IIA基准题的验证分析,研究了不同信任等级、堆芯运行参数等因子对乏燃料贮存系统临界安全的敏感性分析,并得出有益的结论。     

燃耗信任制临界计算中保守性因素研究

在运用燃耗信任制技术进行乏燃料储存、运输等环节的临界安全分析时,临界计算所采用的条件是否具有足够的包络性十分关键。本文借助于OECD/NEA发布的若干燃耗信任制临界安全基准题,使用SCALE5.1软件中的STARBUCS模块进行分析,对信任核素选取、乏燃料冷却时间以及端末效应等因素对乏燃料系统临界安全性的影响进行了研究,得出了各参数保守性的有关结论。     

燃耗信任制下燃耗计算对临界计算的偏差及不确定度的研究

为量化燃耗信任制中燃耗计算传递给临界计算的不确定度,本文基于参数统计法对燃耗计算的核素偏差及偏差不确定度展开分析,并以蒙特卡罗（MC）抽样方法计算的kinf不确定度为基准,比较不同抽样方法对临界计算不确定度的影响。结果表明,核素偏差与偏差不确定度是随样品燃耗变化的分段函数。对于临界计算,拉丁超立方抽样（LHS）方法与MC抽样方法的kinf不确定度计算结果吻合较好,且LHS方法可考虑参数间的相关性,计算结果更真实,可进一步提升电厂的经济性。     

An analysis of burnup reactivity credit for reactor RA spent fuel storage

The need for increasing the spent fuel storage capacity has led to the development of validated methods for assessing the reactivity effects associated with fuel burnup. This paper gives an overview of the criticality safety analysis methodology used to investigate the sensitivity of storage system reactivities to changes in fuel burnup. Results representing the validation of the methods are also discussed. As an example of the application of this methodology an analysis of the burnup reactivity credit for the three-dimensional model of the reactor RA spent fuel storage is described.     

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下k_eff的计算。计算结果表明：正常工况下,k_eff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当²³⁵U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。     

田湾核电站乏燃料水池采用燃耗信任制的计算研究

以田湾核电站(TNPS)2×5排列的贮存格架构成的乏燃料水池为例,研究采用燃耗信任制技术的密集贮存和临界安全问题。采用MONK9A程序计算分析不同富集度、不同燃耗的乏燃料装载情况下系统的k_eff. 根据系统k_eff随不同初始富集度燃料的燃耗变化情况给出了水池的参考装载曲线。采用燃耗信任制技术的密集贮存方案能提高贮存能力31%。     

Validation of a new continuous Monte Carlo burnup code using a Mox fuel assembly

The reactivity of nuclear fuel decreases with irradiation (or burnup) due to the transformation of heavy nuclides and the formation of fission products. Burnup credit studies aim at accounting for fuel irradiation in criticality studies of the nuclear fuel cycle (transport, storage, etc…). The principal objective of this study is to evaluate the potential capabilities of a newly developed burnup code called “BUCAL1”. BUCAL1 differs in comparison with other burnup codes as it does not use the calculated neutron flux as input to other computer codes to generate the nuclide inventory for the next time step. Instead, BUCAL1 directly uses the neutron reaction tally information generated by MCNP for each nuclide of interest to determine the new nuclides inventory. This allows the full capabilities of MCNP to be incorporated into the calculation and a more accurate and robust analysis to be performed. Validation of BUCAL1 was processed by code-to-code comparisons using predictions of several codes from the NEA/OCED. Infinite multiplication factors (k_∞) and important fission product and actinide concentrations were compared for a MOX core benchmark exercise. Results of calculations are analysed and discussed.     

乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗信任制技术的应用能大幅提高系统的经济性,影响均可达到30%。     

未来十年的临界安全技术

半个世纪以来,临界安全技术主要借鉴核武器与反应堆技术,未来十年临界安全将面临含易裂变材料废物贮存、长期地置处置、系统临界安全分析、贫铀在临界安全中的利用,法规改进,临界实验与基准、燃耗信用的应用、乏燃料元件干法贮存,计算方法改进,次临界袷度的统一标准等问题,本文展望了未来十年的临界安全技术,并对其中一些问题作了初步探讨。     

Taking burnup credit into account in criticality studies: the situation as it is now and the prospect for the future

As enrichment of the fuel has become higher than the limits used at the designing stages, it seemed necessary to consider fuel depletion during irradiation to guarantee the criticality safety for relatively high enriched fuels transportation, storage or reprocessing. This burnup credit will make it possible to use the devices for spent fuels which are initially relatively high enriched. For that purpose, a method was developed considering: (i) partial Uranium-and-Plutonium burnup credit in the criticality studies, and (ii) a conservative assumption concerning the axial profile; this actinides-only method was supported by an experimental program called HTC. The method was accepted by the French Safety Authority. Moreover, in order to reduce again the calculated values of the reactivity for irradiated fuels, a French working group was set up in 1997 to define a conservative method which enables industrial companies to take burnup credit into account with some of the fission products and using a more precise profile. The work of this group has been divided into four tasks related to: the determination of (i) the composition of the fuel, (ii) a conservative profile, (iii) a conservative irradiation history, and (iv) the calculation scheme. This work is also supported by experimental programs related to the validation of the fission products effects, in terms of reactivity.