固态燃料熔盐冷却快堆的钍铀增殖特性研究
钍增殖堆的研究对于我国加快利用钍燃料具有重要意义,是解决核燃料可持续性发展的重要手段。钍基燃料在各类堆型中的利用,已有大量研究。
液态燃料氟盐热堆MSRs和液态燃料氟盐快堆MSFRs分别是钍利用最理想的热堆和快堆堆型。Nagy以FLiBe为冷却剂,分析了MSRs实现燃料自持,需要在线快速去除裂变产物FP和次锕系元素MA,并且萃取233Pa放到堆外转变为233U后,重新返回堆芯,燃料盐的在线处理的速度和难度是一项巨大挑战。
钍基MSFRs具有良好的中子经济性,相比其他快堆更具安全优势。但是MSFRs堆芯运行的主要挑战有:（1）采用罐式结构,内部无慢化和结构材料,堆芯外壁在高温下需承受强中子辐照;（2）在高温高中子通量下的在线处理等。
本文提出了固态燃料熔盐冷却快堆LSFR（Liquid-Salt-cooled Fast Reactor）的钍铀增殖特性研究。采用固态燃料形式,具有放射性包容优势,可以提高燃料装载量,获得较硬的能谱,燃耗深度高,可提高堆型的经济性,其增殖不需依赖在线处理技术,技术要求低。
堆芯燃料采用UC/ThC陶瓷燃料,包壳采用SiC材料,反射层采用Zr3Si2材料,燃料组件形式为棒状燃料元件六边形排布,三维堆芯布置参考了伯克利增殖焚烧堆的设计。本文研究固态燃料熔盐快堆钍铀增殖的可行性区域,堆芯平衡态物理特性,闭式燃料循环的特点和给出堆芯参考设计方案。
首先,进行了快谱下熔盐冷却剂的筛选和固态燃料熔盐快堆钍铀增殖的可行性研究。无限单组件模型下,在五种备选熔盐中选择了性能优秀、成本合理的FNaBe盐作为钍基燃料氟盐冷却快堆的冷却剂。
在钍铀增殖可行性的研究中,首先,论证了简化无限均匀介质堆芯模型下,中子平衡分析方法和最小二乘法对LSFR系统参数化研究的准确性和有效性。随后,使用该方法系统研究了燃料体积分数、清除裂变气体、中子损失项和功率密度水平等因素对中子平衡演化的影响,给出了钍铀增殖的可行性区域,表明实现LSFR的钍铀增殖是切实可行的。
研究表明,燃料体积分数的大小强烈影响了233U<sub>uni</sub>浓度、卸料燃耗深度BU<sub>uni</sub>和卸料处的FIR（Fissile Inventory Rate from EOC to BOC,FIR>1表明堆芯至少可实现燃料自持）等参数;清除堆芯内的裂变气体,可以显著加深卸料燃耗深度BU<sub
>uni</sub>,清除裂变气体后,60%燃料占比堆芯卸料燃耗深度高达40.84%FIMA;中子平衡方程的唯一解对中子损失项大小非常敏感,建议中子损失项不超过6%,否则难以维持堆芯<sup>233</sup>U燃料自持。进一步研究了钍基燃料LSFR的三维均匀堆芯模型平衡态物理特征。
首先,分别采用了2D和3D燃料管理方案分析平衡态物理特性。3D换料方式相比2D换料方式具有以下优势:易裂变材料<sup>233</sup>U的装载量降低4%,堆芯的卸料时的FIR从1.013提高到1.090,卸料燃耗峰因子从1.25下降到1.09,降低了活性区泄漏率、平衡态反应性摆幅和包壳材料最高辐照损伤,提高了中子的经济性。
随后,采用3D换料方案分析了燃料体积分数、清除裂变气体和功率密度水平等参数对堆芯平衡态物理特性的影响。当燃料体积占比增大时,堆芯<sup>233</sup>U装载量减少,钍铀增殖性能变好,但是平衡态反应性摆幅、卸料燃耗不均匀性和辐照时间均增加,包壳辐照损伤超过限值（50 MW/m<sup>3</sup>功率密度,60%燃料体积占比的堆芯燃料辐照时间长达77.9年,其包壳材料的辐照损伤为285.23 DPA,超过了碳化硅材料的承受限值）;功率密度水平强烈影响了堆芯的循环长度,功率密度水平从50 MW/m<sup>3</sup>增加一倍到100 MW/m<sup>3</sup>,其循环长度减少一半以上。
在三维均匀堆芯模型基础上,结合多代堆概念,研究了U再循环方案和U、Pu、MA再循环方案下钍基固态燃料熔盐冷却快堆从初代堆到第八代堆的闭式燃料循环的特点和乏燃料特性。分析表明,再循环核素可以部分替代<sup>233</sup>U燃料,有利于降低多代堆<sup>233</sup>U装载量,提高堆芯的增殖性能;另外U、Pu、MA再循环方案优势稍大。
reactor 性能但是,再循环核素在快谱下的吸收截面基本高于<sup>232</sup>Th和<sup>233</sup>U,因此多代堆内活性区内的材料中子吸收率增加,活性区泄漏率减少了13%-16%,堆芯功率峰因子增加到3.22-3.29,虽然提高了堆内中子的经济性,但为反应堆的运行带来了挑战。钍基LSFR不能嬗变超铀核素,随着燃料的再循环,超铀元素逐渐积累,后果以积累超铀核素最多的U、Pu、MA再循环方案下的第八代堆芯乏燃料为例,其放射性活度和衰变热水平与普通铀钚循环的压水堆相当;其放射性毒性水平远低于采用铀钚循环的压水堆乏燃料的。
最后,给出了3D换料方案下3100 MWth和6200 MWth钍基LSFR参考堆芯设计,参考堆芯采用非均匀堆芯。结合参考堆芯进行了全堆芯增殖能力、中子学特性和燃耗特性分析,给出了反应堆内各子组件详细的中子物理信息图像。
钍基LSFR堆芯平衡态物理具有以下特征:（1）高卸料燃耗深度—20%FIMA上下;（2）45%
燃料体积占比,可接受的包壳材料辐照损伤峰值:3100 MWth和6200 MWth参考堆芯包壳辐照损伤峰值分别是171.5 DPA和112.1 DPA;（3）反应堆平衡态运行期间反应性摆幅很小:3100 MWth和6200 MWth参考堆芯平衡态反应性摆幅分别是0.530%δk/k和0.534%δk/k,远小于美国伯克利大学增殖焚烧堆的平衡态反应性摆幅（2D换料方案:4.83%δk/k,3D换料方案:6.96%δk/k）;（4）增殖性能不如铀钚循环快增殖堆,但可实现<sup>233</sup>U燃料自持,表明在不添加可裂变<sup>233</sup>U材料的情况下,可以充分利用钍资源,有利于核能的可持续发展;（5）平衡态始末,堆芯总温度反应性系数为负。

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