第44卷第1期原子能科学技术Vo l.44,N o.1 2010年1月Atomic Ener gy Science and T echno logy Jan.2010聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层 马续波，陈义学，王悦，张斌，杨寿海，韩静茹，张普忠，石生春
(华北电力大学核科学与工程学院，北京102206)
摘要：聚变裂变混合堆比纯聚变堆在工程及技术方面要求低，且在产生核燃料、嬗变长寿命核废料以及固有安全性方面具有一定优势，因此，越来越受到人们的重视。增殖包层是混合堆系统的关键部件，已有的包层研究基本上是基于较成熟的铀-钚燃料循环技术。针对我国铀资源相对较少而钍资源较丰富的现状，本文就一种新型的钍基燃料增殖锕系元素嬗变包层进行了初步的中子学研究，利用一维离散纵标法燃耗程序BISO NC以及M o nte-Car lo粒子输运程序M CNP，对包层的关键核参数，诸如氚增殖比、少量锕系元素的嬗变质量、233U产量以及热功率等，进行了较详细的计算分析。计算结果表明，生成的核燃料233U的富集度可达到3.65%，从而满足压水堆燃料富集度要求。分析结果为下一步的包层优化设计提供了依据。 关键词：中子学；聚变裂变混合堆；钍包层；锕系元素
中图分类号:T L627文献标志码:A文章编号:1000-6931(2010)01-0054-06
Preliminary Neutronics Calculation of Thorium-Based and MA Transmutation Breeding Blanket for Hybrid Fusion-Fission Reactor
MA Xu-bo,CH EN Y-i x ue,WANG Yue,ZH ANG Bin,YANG Shou-hai,
H AN Jing-ru,ZH ANG Pu-zho ng,SH I Sheng-chun
(S chool of N uclear Science and E ngineer ing,N or th China Electr ic Pow er Univ er sity,
Beij ing102206,China)
Abstract:H y brid fusion-fission r eacto r has advantages of productio n of nuclear fuel and tr ansm utation of lo ng-life nuclear w aste and having inherent safety,at the same time, demand is sig nificantly reduced compare to the pur e fusion reactor.Breeding blanket is the key part of the fusio n-fission reactor and in the past,the uranium-plutonium blanket concept w as w idely inv estig ated.Considering the problem of uranium-plutonium cy cle and abundant in thorium in o ur co untry,in this w or k,a thorium-based breeding and MA(minor actinides)transmutation blanket concept w as pr opo sed and the preliminar y neutr onics calculatio n w as discussed.One-dimensional transp
or t and bur nup calculation
收稿日期:2008-10-28；修回日期:2009-04-10
基金项目：教育部科学技术研究重点项目(107029)；国家自然科学基金资助项目(10705011)；长江学者和创新团队发展计划资助项目(IRT0720)；华北电力大学青年教师基金资助项目
作者简介：马续波(1979))，男，河南鹤壁人，讲师，博士研究生，核能科学与工程专业
code BISONC and M onte -Carlo transport code M CN P w ere used to calculate the key parameters,such as tritium breeding ratio,production o f 233U m ass and pow er density ,and so on.The fuel of 233U enrichment can be 3.65%.It is the foundation for optimization of the blanket.
Key words:neutronics;fusion -fissio n reactor;tho rium -based blanket;m inor actinides 根据核电中长期发展规划，到2020年，我国核电运行装机容量达到40GW，核电将成为我国能源结构中的重要组成部分。然而，我国核能的大规模、可持续发展尚受到几个重要因素的影响：核燃料资源问题、长寿命放射性废物处理问题、反应堆安全问题、核不扩散问题等。针对核能发展中存在的这些问题，国际及国内的研究机构进行了大量研究探索工作，其中，聚变裂变混合堆系统被认为是解决上述问题的一条非常有吸引力的途径[1-5]。基于已有及预期近期可达到的聚变等离子体物理参数及技术水平，探索利
用聚变嬗变堆高效安全地实现核燃料的增殖、嬗变处理裂变核电站高放废物的途径，对核燃料问题以及长寿命放射性废物的处理均具有非常重要的意义。过去，人们对U -Pu 循环实现核燃料增殖进行了大量研究。本工作在以前工作的基础上，拟提出一种先进的233U 燃料增殖、锕系元素(M A)嬗变包层次临界反应堆新概念，并对它进行初步的中子学计算，包括氚增殖比、233
U 产量、次锕系元素嬗变、功率分布等。
1 计算程序与核数据库
本研究采用国际上比较通用的聚变堆或混合堆的中子学分析软件BISONC [6]
和MC -N P [7]
。BISON C 是一维离散纵标法燃耗程序，计算快捷可靠，广泛用于混合堆中子学分析。BISON C 计算需3个数据库，分别是输运库、燃耗库和响应函数库。计算使用的是程序自带的数据库，包括42中子、60种核素、P -5展开。采用国际上通用的粒子输运Monte -Carlo 模拟程序MCNP 计算氚增殖比。MCNP 所用数据库是IAEA 发布的聚变评价核数据库FENDL/2。
2 包层结构和计算模型
本研究选择球型托克马克(ST ,Spherical
Tokamak)结构(图1)，因ST 除具有较好的
图1 球形聚变-裂变堆混合结构
F ig.1 St ruct ur e of hybrid fusion -fissio n r eact or
经济性及工程可行性外，其中子源强度也很高，大于常规托卡马克，亦高于一般的裂变反应
堆[8]，因此，对锕系元素嬗变非常有利；整个包层及第1壁系统的结构材料采用不锈钢。第1壁及其它板壁采用高压H e 气冷却。
M A 嬗变区放在燃料增殖区后，主要原因如下:
1)使核燃料增殖233
U 的产量尽可能的高;2)M A 放在燃料增殖区之后(相对于等离子体)，可在一定程度上展平包层径向功率密度分布，另一方面又可优化调节系统的次临界度(k eff )。
其中,MA 中各核素份额与压水堆核电站乏燃料中各次锕系核素的份额相同。
氚增殖区位于M A 嬗变区之后。高能中子经MA 嬗变区增殖和减速后到达Li 2O 氚增殖区，除少量高能中子与7Li 发生(n,n c t)反应生成氚外，主要是中低能中子与6Li 发生(n,t)反应生成氚。氚增殖能力用氚增殖比来衡量。使用高压氦气做冷却剂，对燃料床进行冷却，燃料为球床状，比表面积大，有较好的传热效率。H e 气是惰性气体，有很好的中子学、物理和化学性能。在紧急事故情况下，燃料可借助
重力迅速从包层底部卸出，保证整个系统的安全。本研究的高放射性废物主要是MA ，其中包括237Np 、241Am 、243Am 、244
Cm 4种核素。考虑到
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第1期 马续波等：聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究
中子泄漏和氚衰变等因素的影响，设计要求氚增值比TBR 大于1.05。参照ITER [9]的设计标准，第1壁的中子壁负载设定为0.5MW/m 2。
聚变-裂变混合堆各区材料及体积分数列
于表1。
表1 聚变-裂变混合堆各区材料及其体积分数Fig.1 Materials and their volume fractions
堆区材料及体积分数
区号区厚度/cm
中心区Cu 139等离子体空3200刮削层空415护甲层Be,100%
50.2壁316SS ,70%;He 气,30%
2,8,10,12
1,1,1,1燃料增值区ThO 2,31.7%；石墨,31.7%;SiC ,10.6%;H e 气,26%
712M A 区Li 2O,35%;Be,35%;H e 气,27%;M A,3%
918氚增值区Li 2O,35%;Be,35%;He 气,30%
1120反射层石墨,90%;H e 气,10%1330结构层
316SS ,70%;He 气,30%
14
10
3 结果及分析
3.1 氚增殖比
本系统以Li 2O 为氚增殖剂,Li 2O 可做成陶瓷形式，在反应堆中不需包壳材料。系统第1年的T BR 随6
Li 丰度的变化如图2所示。从
图2可看出,TBR 随6
Li 丰度的增加而增大,6
Li 丰度约为50%时,TBR 达到1.0。本系统6
Li 的富集度为90%,T BR 为1.15，满足氚
自持。
图2 6
L i 丰度与氚增殖比的关系F ig.2
6
L i itium breeding ratio
3.2
233
U 增殖
在聚变裂变混合堆中实现钍-铀循环，进而
实现核燃料增殖是钍基包层的主要功能之一。
核燃料增殖能力的大小可用233U 总产量和比增
殖能力K b 表示,K b 定义为:
K b =233
U 年产量功率
(g #MW -1#a -1
)
233U 总产量与K b 的关系如图3所示。从图3可看出，在寿期初期,K b 非常大，即单位功率单位时间增殖的核燃料较多，燃料增殖效率较高。定义燃料的富集度为:
A (
233
U)=
233
U 产量初装料232
Th 质量
@100%图3 K b 、233
U 总产量和233U 富集度
随运行时间的变化
F ig.3
233U pr oduction capability ,quality and 233
U enr ichment vs.operatio n t ime
从图3可看出，燃料的富集度随运行时间的增加而增大，其主要原因是233U 产量随运行
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原子能科学技术 第44卷
时间的增加而增加。到寿期末，燃料的富集度为3.65%，达到压水堆中所用新燃料的富集度水平。10年可产生约1060kg 233
U 核燃料,
平均每年233
U 产量约为106kg 。3.3 MA 嬗变特性
本系统除了利用钍-铀循环实现对核燃料增殖外，另一个重要特点是可实现对次锕系元素的嬗变。图4示出了包层中M A 不同体积份额对系统k eff 的影响。从图4可看出，系统的k eff 的大小与MA 初装量成正比,M A 初装量的体积份额越大，系统初始的k eff 越高。对于不同的体积份额,k eff 均随运行时间的增加而增加，主要原因是随着辐照时间的增加,232Th 转化为233U 越来越多，进而使中子与233U 发生裂变反应的反应率增大，促使了k eff 随辐照时间的增
加而增大。
图4 M A 初装量与k eff 的关系Fig.4 Effect of M A vo lume fraction on k eff
图5示出不同M A 初装量体积份额对MA 嬗变的影响。初装量体积份额由3%提高到4%时，相对燃耗有比较明显的提高，再提高
MA 的初装量时，相对燃耗基本无变化。这说明，在此系统中,MA 的嬗变总量与M A 的初装量成线性关系。为了嬗变更多的MA,MA 的初装量越多越好，但考虑到我国现有的MA 总量，本模型中M A 的初装量体积份额为3%，质量为9.58t 。
衡量系统的嬗变能力的一个重要指标是支持比SR，其定义为给定功率的嬗变堆每年可处置的核废料与相同功率的裂变堆每年所产生的核废料的比值。表2列出系统嬗变率与SR 的计算结果。图6示出平均功率密度随运行时间
的变化。随着运行时间的增加，包层的年平均
图5 M A 初装量体积分数与相对燃耗的关系
Fig.5 Effect o f M A vo lume fractio n
on r elativ e burnup o f M A
热功率为110MW 。MA 的年嬗变量为28.88kg，按照1座1GWe 压水堆M A 的年产量为25kg 、包层的热功率按110M W 计算，包层的SR 为32(热电转换效率为33%)。燃耗掉的MA 占初装料的3.01%。
表2 系统嬗变率与SR
Table 2 System transm utation ratio and support ratio
M A
初装料/kg
卸料/kg
10年燃耗(M A)
质量/k g 百分比/%
237Np
4.386@103 4.308@10378.0 1.78241Am 4.082@103 3.943@103139 3.41243Am 9.106@1028.951@1021
5.5 1.70244Cm
2.056@102 1.493@10256.327.4小计
9.584@103
9.295@103
288.8
3.01
注:1)10年燃耗的M A 质量百分比=(10年燃耗的M A
质量/M A 初装量)@100%
图6 平均功率密度随运行时间的变化F ig.6 A ver age pow er density vs.operation time
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第1期 马续波等：聚变裂变混合堆钍基增殖锕系元素嬗变包层中子学初步研究
3.4 包层功率特性分析
图7所示为寿期初期包层功率密度随径向距离的分布，最大功率密度靠近第1壁，主要原因是靠近第1壁的中子注量率最大。由图6可知，随着运行时间的增加,232T h 和233U 的燃耗增多，系统的平均功率会有所增加，但变化不是很大，平均最大功率密度为10.1W/cm 3
。根据以往高温气冷堆的设计经验[11]
，工程上可
以实现。
图7 燃料增殖区和M A 区的功率密度与
径向距离的关系
F ig.7 Pow er density in fuel zone and M A zone
vs.r adial distance
3.5 计算结果校核
为验证本工作计算分析的可靠性，分别用
M CNP 、一维离散纵标法程序ANISN [11]
和程序包SCAL5.1中的一维离散纵标法程序XSDRNPM [12]对计算结果进行了校验和分析。4种不同程序计算的燃料增殖区的中子注量率随径向距离的变化列于表3。
表3 燃料增殖区各栅元中子注量率随径向距离的变化Table 3 Neutron fluence rate in fuel breeding zone
vs.radial distance
径向距离/
cm 10-14中子注量率/(cm -2#s -1)BIS ONC XSDRM P ANISN M CNP 256.7 2.53 2.17 2.19 2.14258.7 2.21 1.91 1.93 2.00260.7 1.89 1.64 1.67 1.84262.7 1.58 1.37 1.43 1.65264.7 1.27 1.11 1.18 1.46266.7
0.978
0.841
0.942
1.24
从表3可看出，中子注量率随径向距离的增大而减小。BISONC 、ANISN 和XSDRNPM 的计算结果随径向距离的增大而减小的程度基本一致，而M CNP 的计算结果与以上结果相比，减小程度偏小。
护甲层和第1壁中的中子注量率示于图8
。
图8 护甲层(a)和第1壁(b)中子能谱比较
F ig.8 A r mor (a)and the first w all (b)neut ron fluence rate w ith different co des
n )))BISONC;w )))ANIS N;")))M CNP;u )))XSDRNPM
从图8可看出，在大部分能区,4种程序计算的结果吻合较好，低能区BISONC 、AN ISN 及XSDRN PM 的计算结果比M CNP 的结果偏大，主要归因于不同程序使用的数据库以及计算方法不同。
4 结论
从嬗变中子学角度初步研究了氦气冷却钍基包层次临界聚变-裂变堆特性，给出了系统的氚增殖比、233
U 的产量、M A 嬗变特性以及燃料增殖区的功率分布等。计算结果表明,10年可
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原子能科学技术 第44卷
