Vol. 55 ,No. 2
Feb. 2021
第55卷第2期2021年2月原子能科学技术
Atomic Energy Science and Technology 可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究
徐士坤2，于涛金森12兴，刘金聚「2
(1•南华大学核科学技术学院，湖南衡阳421001；
2.南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心，湖南衡阳421001)
摘要：针对长寿期堆芯的应用需求，开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象，对不同
栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算，得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸 的燃料栅格进行输运-燃耗计算，得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件，并选择转换
性能好的钢系核素240 P u O 2作为可燃毒物，利用如Pu 吸收中子转换成易裂变核素的特性，对堆芯实
现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择，提高了燃料利用率，达
到延长堆芯寿期的目的。
关键词：长寿期堆芯；燃耗最佳栅格尺寸；可转换可燃毒物；堆芯寿期中图分类号:TL329
文献标志码：A 文章编号：1000-6931(2021)02-0265-07
doi ：10. 7538/yzk. 2020. youxian. 0204
Study on Burnable Poison to Improve Life of Small PWR Core
XU Shikun 1'2 , YU Tao 1'2 , XIE Jinse 十",LIU Jinju 1'2
(1. School of Nuclear Science and Technology ,
University of South China , Hengyang 421001, China ;
2. Hunan Engineering & Technology Research Center for Virtual Nuclear Reactor ,
University of South China , Hengyang 421001, China)
Abstract : According to the application requirements of long-life cores , research on
improving the core life of small pressurized water reactor (PWR) was carried out. Tak ing rod-shaped fuel as the object , the selection of different lattice sizes and different
burnable poisons was calculated, and the influencing factors of core life of small PWR
were obtained. By carrying out transport-burnup calculations on fuel lattices of different
sizes , the burnup optimum lattice size was obtained. The components were built with
the burnup optimum lattice size and the actinide nuclide 240 PuO 2 with good conversion
performance was selected as a burnable poison. Using the characteristic of 240 Pu absorb
ing neutrons converted to fissile nuclide 241 Pu, reactivity control of the core and life extension are achieved. Through the reasonable selection of fuel lattice size and burnable
poison, the fuel utilization ratio is improved and the core life is extended.
收稿日期：2020-03-30；修回日期：2020-05-28
作者简介：徐士坤（1996—），男，四川资中人，硕士研究生，从事反应堆物理研究* 通信作者：谢金
森，E-mail ： xiejinsen@139. com
266原子能科学技术第55卷
Key words:long-life core；burnup optimum lattice size；switchable burnable poison；
core life
堆芯寿期是体现反应堆性能的关键指标之一，长寿期堆芯是反应堆（特别是小型或微型反应堆）的发展趋势丄。目前长寿期堆芯设计主要采用提高堆芯燃料转化比和提高富集度两种方式比30
在压水堆（PWR）中，采用低富集度社铀燃料和较小水铀比栅格来提高堆芯燃料转化⑷，延长堆芯燃耗寿期，但稠密栅格堆芯的空泡系数会出现正值⑸，不利于反应堆的安全性。采用高富集度的燃料通过提高堆芯初始剩余反应性，从而达到长寿期堆芯的设计，其难点在于反应性的控制和铀富集技术。目前国内针对长寿期压水堆堆芯寿期进行了相关研究页，但对于小型棒状压水堆的栅格尺寸选取和可燃毒物在组件-堆芯中的燃耗特性及相关中子学机理分析，目前研究还较少。
本文针对延长小型长寿期压水堆堆芯寿期问题，选择具有较长堆内运行经验的U02燃料，利用DRAGON和DONJON程序计算不同栅格尺寸的燃耗深度，得出燃耗最佳栅格尺寸。利用燃耗最佳栅格尺寸在堆芯中进行不同可燃毒物燃耗计算，选取使堆芯达到最大燃耗深度的可燃毒物，得出提高小型压水堆堆芯寿
期的方法。
1计算对象
1.1计算程序
本文采用DRAGON和DONJON程序进行输运-燃耗计算。DRAGON和DONJON程序是由加拿大蒙特利尔理工大学开发的确定论反应堆组件-堆芯计算程序⑺，可采用多种数值计算方法进行1D/2D/3D中子输运问题的求解，如界面流法、碰撞概率法、离散纵标法、特征线法和球谐函数法等；可处理不同几何结构（包括管束状、板状、六边形等）和不同堆型（轻水堆、重水堆）的燃料组件，因而具有强大的几何适用性和灵活性，是堆芯-组件计算研究的有力工具⑻。在采用两步法进行计算时，组件（栅格）计算主要用于产生不同工况下的组件均匀化少常数，这些离散工况的均匀化少常数通过特定方法进行拟合（插值）可用于任何堆芯工况计算，其栅格燃耗计算的准确性得到了验证卩⑷。
1.2对象简述
通过DRAGON程序进行计算对象建模，材料截面库以ENDF/B-W.0为母库，热谱堆芯使用172WIMSD格式截面库，程序版本选用DRAGON和DONJON的4.1.0版本进行计算，其中中子输运计算方法和通量求解分别选用EXCEL和TYPE K模块进行处理。燃料芯体选择U0?燃料，燃料栅格的芯体半径为4.6mm，
富集度为4%。包壳厚度为0.57mm，材料为错4合金。气隙厚度为0.008mm，采用正方形栅格布置，栅距选择范围为10.4〜18.4mm，栅格均在欠慢化区，其中18.4mm 为最佳水铀比时的栅距，10.4mm为最稠密栅格的栅距。
2栅格尺寸
在UO?燃料中是易裂变核素，可直接由中子诱发裂变；是可裂变核素，难以直接裂变，但可通过吸收中子转化为易裂变核素239Pu0燃耗深度是装入堆芯的单位质量核燃料所产生的总能量的一种度量，相同的初始燃料装载量，燃耗深度越大，燃料利用率越高，堆芯寿期也就越长⑼。因此可通过提高缈U的燃耗率和的转化率来提高g燃料的利用率，使燃料达到较高的燃耗深度。在欠慢化区，的消耗速率与可转换核素的转换率决定了仏nf下降的速率：稠密栅格的慢化能力较弱，中子能谱偏硬，栅格的初始為f较小，但的转化率高；最佳水铀比栅格的慢化能力较强，初始仏nf最大，即后备反应性最大，但的转化率较低。因此存在一燃耗最佳栅格尺寸，使得初始阳适当侗时的转化率较高怎f随燃耗深度的加深下降较为缓慢，此时燃料的燃耗深度最大，燃料利用率最高。
采用DRAGON程序计算得到不同栅距下燃料的燃耗深度，结果如图1所示。由图1可见，在相同芯体半径下，燃料的燃耗深度随栅距的增加先增加再减少，栅距为15.9mm 时燃耗
第2期徐士坤等：可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究267
深度最大，为35900MW•d/tU，比最佳水铀比栅格的燃耗深度大2700MW•d/tU，比最稠密栅格的燃耗深度大31800MW•d/tU。
ICT*燃耗深度/(MW-dtU-i)
图1不同栅距时的燃耗深度
Fig.1Burnup depth at different lattice pitches
3可燃毒物
可燃毒物选型和设计通常考虑以下特性：1）消耗速率;2）初始引入的负反应性价值;3）占用的体积；4）对反应性系数的影响；5）成本；6）与燃料和包壳的相容性；7）对燃料和包壳物性的影响。从中子学角度，可燃毒物设计通常应遵循3个原则：1）寿期初，可燃毒物引入足够大的负反应性;2）寿期内，可燃毒物缓慢释放反应性，控制功率的分布，降低功率峰因子；3）寿期末，可燃毒物的反应性惩罚应尽可能小4]O 离散型可燃毒物有较大的自屏效应，对慢化剂和冷却剂的挤水效应导致组件功率畸变和反应性惩罚较大，因此本文重点研究整体型可燃毒物，从反应性补偿角度评价U（L燃料压水堆整体型可燃毒物。选择ZrB2,Gd2O3.Eu2O3. Er2O;1,Dy2O s,Hf6种可燃毒物和1种可能作为新型可燃毒物的'“Pu（1作为研究对象，对比分析可燃毒物燃耗-反应性变化曲线，并从可燃毒物相关核素的微观截面等角度进行
中子学机理分析。其中ZrB2采用涂层形式,Gd2O3,E u2O3, Er2Os、Dy2O3>Hf和210PuO z采用可燃毒物和燃料弥散在一起的形式，计算时可燃毒物密度均取理论密度的95%丄：。
3.1可燃毒物性能
天然循中包含两种同位素®Eu和153Eu，其热中子吸收截面分别为9.2X10-21cm2和0.31X10-21cm2：13：，所以采用E u?O3作为可燃毒物吸收体材料可控制反应性，但采用E u2O3作为可燃毒物吸收体时在燃耗后期仍有少量残余，在寿期末存在一定的反应性惩罚天然银包含6种同位素，其中时Er的热中子吸收截面最大，为0.66X10-21cm2，是最主要的中子吸收核素。因此可选用Er2O3作为可燃毒物吸收体材料，但采用Er2O；i作为可燃毒物吸收体时在燃耗后期仍有少量残余，在寿期末存在一定的反应性惩罚⑷。
reactor technology天然诒包含6种同位素，其中174Hf和庐Hf 具有一定的热中子吸收截面，分别为0.56X 1021cm2和0.373X1021cm2：l3：o选用天然诒作为可燃毒物吸收体时在寿期末会存在一定的反应性惩罚
天然鏑包含7种同位素，其中,6,DyJ-Dy. ^DyJ"Dy含量较多并均具有一定的热中子吸收截面。Dy元素的链式吸收及最终衰变生成具有一定中子吸收截面的,65H o（0.065X 1021cm2）[l3：，使得含Dy可燃毒物组件在整个燃耗过程中的反应性抑制较大，反应性释放缓慢，在寿期末的反应性惩罚也较大°5：。
天然轧包含7种同位素,l55Gd和®Gd起着关键作用，这两种同位素的热中子吸收截面分别为60.9X1（）71cm2和254X10-21cm2[13：0大吸收截面导致如果在每个燃料元件中加入少量Gd2O3可燃毒物，那么具有高中子吸收截面的"Gd核素会被快速燃烧，生成热中子吸收截面较小的,58Gd（2.26X1024cm2）o Gd同位素的中子俘获产物在热能区的吸收截面均相对较小，在堆芯寿期末基本不会造成反应性惩罚。
天然硼包含两种同位素，其中起主要作用的是的热中子吸收截面虽较Gd的热中子吸收截面小，但相较于和Pu还是很大。采用Zrb作为可燃毒物的堆芯在寿期的前中期可燃毒物基本消耗殆尽。ZrB?作为可燃毒物时，由于在吸收中子后转化为对中子透明的He和Li"：，在堆芯寿期末基本不会造成反应性惩罚。
钢系核素中部分核素在吸收中子后可转换为易裂变核素，这类核素作为可燃毒物可在寿期中后期补充反应性，且可实现剩余反应性的平缓变化，延长堆芯寿期「山，但需在铜系核素的后处理方面和高放核素的加工技术方面进一步改进。以钵为例，图2示出^Pu和miPu
的俘获截面和
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图3示门"3汀旳和nf裂变麼素出I.的愕烧戯I前艮U心⑴咬应的反血戯5-由J：?吐见：厂旳柞较J缽L具冇更大旳热屮子1沁戡IHI加此NJ较好地抑制堆芯的初蛤般余反战性鼎H：尸G斓叮""Pu具有较少的播中二评点戒商，立同等茂子密度卜一•H：燃託皿率更慢•復律F5住戟反I?副I•勺榔町以扣制淮芯论凋余反应忙.此外•出于…】％佯快屮r后町转换为易裂变核盍讪九，击此采用":[5()，作.：抽IJ-燃査物还可龍甞加蜒耗號度」
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of"Gd.L，b,-TlJ<.[!!■r匸3.2组件廳耗特性
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毒籾甘昭燃託最仏栅恪尺寸为'1.^阿,J JX可燃直物淸况鞠住较軒3含叮B存胪”I‘皿).的燃耗^!
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格尺寸直辽13贰時燃斜H f~-7'阍件内a
根悴制萍叶in n■I权屮心片向律和I订根虧糾棒，卯图二所示"采用IjRzlGON那斥芫汀件进行樹运谯託讣笳笫半如剤$I'.'i/J;..11-產G|C见：斗呆11.|卜k:f」.、Ivr；I)：：、【换I匕、11「ft .为可燃克物旳-m件Yr-：与刈末卸I皿了不同程反的反应性惩苛:，听能赵训的辭碟反较小I<；口栅楙尺寸汛反陶性密制卜•J n「燃0牺山氏和Gdj.)，时织件引能达刊n;j燃耗法度9尢1U 燃年物m件逸刹的熾M深度儿乎亘耳*即未丧观出明显的反应性菠罚；釆用打Pud作为可.啓电物的组件达測的燃梅裸度人于尢町燃苒峻.汇件噩]対甥耗謀龙
..
弟2期 讣I 坤箫：可辜t R 觀提计1、也压水堆芯歩州萨玄
10-4燃耗深度/(MWd-tU->) 10-4燃耗深度/(MWdtU-1)
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3.3堆芯计算结果
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