一种用于嬗变的高通量热中子堆堆芯

摘要

本发明公开了一种属于核工程技术领域的用于嬗变的高通量热中子堆堆芯。该热中子堆堆芯为圆柱形，由多层燃料搭建而成，每层燃料为圆筒形，相邻的燃料层之间为慢化剂，堆芯分为内层和外层两部分，其中内层的慢化剂层厚度比外层的慢化剂层厚度大，使中子得到更好的慢化；外层燃料层数比内层燃料层数多，并且燃料层厚度较内层要厚，为内层提供足够的中子源，从而保证能在内层得到较高的热中子通量。高通量热中子堆采用的是成熟的热堆技术，并且嬗变效率高，对我国核能行业的健康稳定发展以及先进核燃料循环体系的实现具有重要意义。

说明书

技术领域

本发明属于核工程技术领域，涉及一种用于嬗变的高通量热中子堆堆芯。

背景技术

核电的大规模发展给人类提供了大量的清洁型能源，满足了社会和居民生 活需要，但发展的同时也带来了相应的社会和环境问题。其中公众最关注的问 题之一就是如何处置核电站乏燃料中大量高放射性核废物，特别是长寿命高放 废物。乏燃料中的长寿命高放废物包括²³⁷Np、²⁴¹Am、²⁴²mAm、²⁴³Am、²⁴³Cm、 ²⁴⁴Cm及²⁴⁵Cm等少数锕系核素(Minor Actinides，简称MA)和⁹⁹Tc、¹²⁹I等长寿命 裂变产物(LLFP)，它们构成了对地球生物和人类环境主要的长期放射性危害。 因此，要实现核能的可持续发展，重要问题之一就是必须妥善解决乏燃料中长 寿命高放废物的后处理问题。

目前国际上核燃料循环的方式主要有两种，(1)“一次性通过” (Once-through-cycle)，即将从核电站中卸载出来的乏燃料经过储存、固化后直 接进行地质掩埋处置；(2)“后处理核燃料循环”(Reprocessing-fuel-cycle)，即 将乏燃料经过分离处理，将其中的U、Pu等核素回收，再次加工成核燃料(如 混合氧化物燃料mixed oxide fuel，简称MOX)，进行重复利用，将分离出来的 长寿命高放射性核素经玻璃固化等处理后进行地质掩埋处置。“后处理核燃料循 环”可以回收其中部分铀、钚等核素进行再循环利用，相对于“一次性通过” 的处理方法，在一定程度上提高的铀、钚等资源的利用率，但其对高放废物的 处置方式仍然采用地质掩埋的处置方法，因此依然存在长期的潜在放射性隐患。

嬗变技术是目前唯一可缩短放射性核素寿命的方法，嬗变技术是指长寿命 高放核素在中子场中经过中子照射，发生裂变、俘获等反应后转化成其他无危 害的核素过程，目的是使长寿命核素转换成短寿命或稳定核素，从而消除长寿 命放射性核素对生态环境的危害。可提供中子源的嬗变设施包括热中子堆、快 中子堆、和加速器驱动的次临界装置(ADS)及其它中子源。其中技术最成熟、 在运行最多的堆型是热堆，因此开展热堆嬗变技术的研究具有重要意义，在国 内外嬗变研究的基础上我们提出了专用于嬗变的热堆-高通量热中子堆。

发明内容

本发明针对现有技术嬗变MA核素能力的不足，提供一种用于嬗变的高通 量热中子堆。

一种用于嬗变的高通量热中子堆堆芯，该热中子堆堆芯为圆柱形，由多层 燃料搭建而成，每层燃料为圆筒形，相邻的燃料层之间为慢化剂，堆芯分为内 层和外层两部分，其中内层的每层慢化剂厚度比外层的每层慢化剂厚度大，使 中子得到更好的慢化；外层燃料层数比内层燃料层数多，并且每层燃料厚度较 内层的每层燃料要厚，为内层提供足够的中子源，从而保证能在内层得到较高 的热中子通量。当堆芯处理长寿命高放废物时，将内层的其中部分燃料层替换 为长寿命高放废物。

所述慢化剂为轻水或重水。

所述燃料为MOX或UO₂燃料。

所述长寿命高放废物为MA。

一种优选的方案：内层有36层燃料，外层有60层燃料，其中外层每层燃 料的厚度为0.125cm，每层慢化剂的厚度为0.125cm，内层每层慢化剂的厚度为 0.4cm，每层燃料厚度为0.1cm。当堆芯处理MA时，将内层的第1、16和31 层燃料替换为MA。

本发明的有益效果为：本发明高通量热中子堆的嬗变效率可达6.3％，因此 高通量热中子堆嬗变MA的效率要高于快堆。传统热堆(主要是压水堆)的中 子通量低，不能充分利用MA核素俘获中子生成的易裂变产物，因此嬗变MA 的效率非常低，仅有1％左右。高通量热中子堆采用的是成熟的热堆技术，并且 嬗变效率高，对我国核能行业的健康稳定发展以及先进核燃料循环体系的实现 具有重要意义。

附图说明

图1高通量热中子堆外层结构示意图；

图2高通量热中子堆内层结构示意图；

图3为高通量热中子堆的整体结构；

图4高通量热中子堆纵向截面图；

图5高通量热中子堆嬗变层的布置。

具体实施方式

下面的实施例可以使本专业技术人员更全面的理解本发明，但不以任何方 式限制本发明。

实施例1

一、高通量热中子堆基本结构

一种用于嬗变的高通量热中子堆堆芯，该热中子堆堆芯为圆柱形，由多层 燃料搭建而成，每层燃料为圆筒形，相邻的燃料层之间为慢化剂层，堆芯分为 内层和外层两部分，内层有36层燃料，外层有60层燃料，其中外层每层燃料 的厚度为0.125cm，每层慢化剂的厚度为0.125cm，如图1所示；为了在堆芯内 层得到较高的热中子通量，内层每层慢化剂的厚度为0.4cm，每层燃料厚度为 0.1cm，最内层燃料的内径为0.5cm，中心为慢化剂，如图2所示。所述慢化剂 为轻水。

二、高通量热中子堆堆芯的基本参数

高通量热中子堆堆芯模型的基本参数如下表1所示，由于堆芯中子通量高， 因此可采用MOX燃料。表2为堆芯达到临界时，堆芯燃料的基本组成，燃料中 UO₂的质量分数为92％，其中UO₂中U-235的富集度为0.25％；PuO₂的含量为 8％，Pu中包含有²³⁸Pu、²³⁹Pu、²⁴⁰Pu、²⁴¹Pu、²⁴²Pu五种同位素，其质量分数分 别为4％、54.4％、22.8％、11.8％、7％。

经模拟计算，堆芯临界时，中子通量密度可达2.0×10¹⁵n/cm²·s。

表1高通量热中子堆堆芯主要技术参数

表2高通量热中子堆燃料组成

三、高通量热中子堆嬗变MA的性能

采用MOX作为燃料时，高通量超热中子堆的最高中子通量密度可达2.0× 10¹⁵n/cm²·s。将MA做成单独的嬗变层，将内层的第1、16和31层燃料替换为 MA嬗变层，如图5所示。

表3为MA嬗变层中各核素的组成比例。

经分析计算MA嬗变层在高通量热中子堆中经过300天照射后，²³⁷Np、 ²⁴¹Am、²⁴³Am的消失率分别为73.7％、98.1％、82.8％，但直接裂变消失率仅分 别为3.19％、3.07％、2.54％；²⁴⁴Cm、²⁴⁵Cm经过照射后，其质量不但没有减少 还大量增加，增加量分别为68.1％、1130％，如表4所示。MA素在热中子堆中 具有很大的俘获截面，能够俘获中子生成易裂变核素，并且高通热中子堆的中 子通量非常高，因此能够保证易裂变核素发生衰变消失之前发生裂变，经统计 计算，经过300天照射后卸载出来的MA层中剩余的重核的质量为3.31Kg(初 始量为3.97Kg)，消失量为0.66Kg，其中生成He的质量为0.41Kg，因此总得裂 变消失的质量为0.25，占初始量得6.3％。也就是说高通量热中子堆的嬗变率可 达6.3％，要比快堆等的嬗变效率高很多。但照射后卸载出来的MA嬗变层中²³⁸Pu 生成量很大，占MA中超铀元素的质量分数为38％。

另外，经分析计算，高通量热中子堆的MOX燃料经过300天辐照后²³⁸Pu 核素的焚毁率高达63％，因此我们可以将堆芯嬗变MA时生成的²³⁸Pu核素作为 MOX燃料中的一部分在高通量热中子堆中焚烧。

国内外研究显示快堆嬗变MA核素的效率一般4-5％，而高通量热中子堆的 嬗变效率可达6.3％，因此高通量热中子堆嬗变MA的效率要高于快堆。传统热 堆(主要是压水堆)的中子通量低，不能充分利用MA核素俘获中子生成的易 裂变产物，因此嬗变MA的效率非常低，仅有1％左右。总之高通量热中子堆采 用的是成熟的热堆技术，并且嬗变效率高，对我国核能行业的健康稳定发展以 及先进核燃料循环体系的实现具有重要意义，

表3MA中各核素的比例

表4MA在高通量热中子堆模型中经过300天照射后各核素的消失率

以上所述，仅为本发明较佳的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局 限于此，任何熟悉本技术领域的技术人员在本发明揭露的技术范围内，可轻易 想到的变化或替换，都应涵盖在本发明的保护范围之内。因此，本发明的保护 范围应该以权利要求的保护范围为准。