尹文静 张海青 曹长青 林 俊 朱智勇

1（中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800）

2（中国科学院大学 北京 100049）

TRISO钍铀包覆燃料颗粒裂变气体生成规律

尹文静1,2张海青1曹长青1林 俊1朱智勇1

1（中国科学院上海应用物理研究所 嘉定园区 上海 201800）

2（中国科学院大学 北京 100049）

三结构同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆燃料颗粒产生的裂变气体是影响燃料元件安全性的一个重要因素。本工作利用ORIGEN计算程序，研究了基于热堆的TRISO包覆燃料颗粒中裂变气体氙和氪的积累随中子能谱和中子通量的变化规律。计算结果表明，中子能谱、通量和运行时间均相同时，UO2包覆颗粒中氙的生成量为氪的约7倍，ThO2包覆颗粒中氙的生成量约为氪的4.5倍。研究了ThO2包覆颗粒裂变气体饱和值与能谱的关系，结果表明，能谱越软，越易达到饱和，但能谱较软时达到的饱和值较小。通过对裂变气体积累量的计算估计了ThO2包覆颗粒因内压导致破损的寿命值。

三结构同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆燃料颗粒，裂变气体，中子能谱，中子通量

固态熔盐堆[1]概念是由美国科学家于20世纪初首先提出的，采用氟化物熔盐作为冷却剂，石墨作为慢化剂，三结构同向性型(Tri-structural iso-tropic, TRISO)包覆颗粒球形元件作为燃料。球形燃料元件[2-3]分为燃料区和非燃料区，燃料区是由TRISO包覆燃料颗粒均匀分散在基体石墨中，非燃料区为基体石墨材料。TRISO包覆燃料颗粒由燃料核芯和四层包覆结构组成，尽管包覆结构使燃料颗粒安全性大为增加，但是如果反应堆的运行环境超过它所能够承受的范围，也会导致包覆颗粒破损失效。包覆燃料颗粒失效的机制有SiC层压力壳破损、燃料核芯迁移、固态裂变产物对SiC层的腐蚀以及SiC层的高温分解等，其中因气体积累导致SiC层破损是包覆燃料颗粒失效的主要机制。在中子辐照过程中，包覆燃料颗粒内产生的气体主要包括裂变气体氙与氪、CO和CO2。实验[4]显示燃耗在15% FIMA (fissions per initial metal atom)以内，裂变的氙氪气体产生的内压为CO和CO2产生的约4倍，且温度越低、燃耗越小时CO和CO2的产量越少。因此，分析裂变气体氙和氪的生成规律对于燃料的安全运行具有重要意义。

球形燃料元件最早应用于高温气冷堆中，一些国家已经发展了相应的安全性分析模型，如德国的CONVOL模型[2]、PANAMA模型[5]和美国的SORS模型[6]，这些模型都假定包覆燃料颗粒为弹性微球压力容器，运用弹性力学的原理进行计算。本文选取了几种热中子反应堆能谱，应用ORIGEN[7]程序对TRISO包覆燃料颗粒中主要的裂变气体氙和氪的生成规律进行了计算，并初步分析了裂变气体对包覆颗粒安全性的影响。

1 计算工具与模型

ORIGEN(Oak Ridge Isotope Generation and Depletion Code)是美国橡树岭国家实验室研发的一个多功能点燃耗及放射性衰变计算程序，它能模拟核燃料循环过程中放射性物质的积累、衰变和各种中间过程，其中子截面库为单群有效中子截面库，能够计算出核素的成分、放射性活度、衰变热、化学毒性以及其他特性。

为了研究固态熔盐堆中裂变气体积累对包覆颗粒安全性的影响，并考虑到目前固态熔盐堆的能谱偏热但截面数据库尚未建立，本文选用几种热堆数据库作为输入进行计算，它们分别为热中子数据库THERMAL.LIB、沸水堆数据库BWRU.LIB、重水堆数据库CANDUSEU.LIB以及压水堆数据库PWRU.LIB，其针对不同堆型和燃料而设计[8-9]，其中PWRU和BWRU的燃料为低富集度铀，卸载燃耗分别为33.0 MWd/kgHM和27.5 MWd/kgHM，CANDUSEU的燃料为1.2wt%低富集度浓缩铀(Slightly Enriched Uranium, SEU)。采用文献[7-9]中相关热中子通量的THERM、RES和FAST因子以及统计学方法可计算出这几种堆型的中子能群通量分布百分比(表1)。计算中UO2和ThO2包覆颗粒采用的参数如表2所示[2]，主要参考为清华大学HTR-10试验堆燃料参数和德国球形燃料元件参数。

表1 反应堆的中子能群通量分布百分比以及对应的235U和233U的裂变截面Table1 Percentage distribution of neutron flux in four energy groups and the corresponding fission cross sections of 235U and 233U.

表2 TRISO包覆燃料颗粒设计参数Table2 Design parameters of TRISO coated fuel particles.

2 结果与讨论

2.1 中子能谱和中子通量对UO2核芯裂变气体生成量的影响

为分析能谱对裂变气体生成量的影响，参考中国科学院钍基熔盐堆先导专项(TMSR)固态熔盐实验堆目前的设计参数，选择中子通量φ=5×1013cm-2·s-1进行计算。运行时间2200 d内(约6年)，氙和氪的生成量在不同能谱下随时间的变化关系如图1所示。由图1，同一能谱条件下，UO2核芯氙和氪生成量都随运行时间持续增加，当时间和能谱相同时，氙的生成量约为氪的7倍；在运行时间相同时，能谱越硬，氙和氪的生成量越小。根据235U的裂变碎片的质量-产额曲线，氙的平均原子质量数为131.3，对应的235U裂变产额约为8%，而氪的平均原子质量数为83.8，对应的裂变产额约为1.2%，所以氙的生成量约为氪的7倍。

选取数据库THERMAL.LIB，计算了不同通量下UO2核芯氙和氪的生成量随时间的变化关系，结果如图2所示。由图2，在中子通量φ=3×1013cm-2·s-1和φ=5×1013cm-2·s-1条件下，UO2核芯中氙和氪的生成量随通量和时间增加，并最终随着UO2核芯内235U的消耗而趋于饱和。在较高通量下(φ= 3×1014cm-2·s-1和φ=5×1014cm-2·s-1)，前期氙和氪的生成量快速增加，在约200 d后其增速大幅放缓，但随时间仍近似以线性关系增加。后期氙和氪的生成量随时间线性增加的现象不能由235U的裂变得到解释。由计算可知，在这两个通量下，235U基本消耗殆尽的时间都低于200 d。假定在第200 d后235U的裂变过程完全停止，则相应的氙和氪的产生都会停止，且随时间增加其存量还会略有减少（如图2中虚线所示），可见，后期氙和氪生成量的线性增加只能是氙和氪的其它前驱体与中子反应的结果。计算发现，反应后期对氙的产量贡献较大的主要有132Xe、134Xe和136Xe，对氪产量贡献较大的主要有84Kr和86Kr。132Xe一部分是由131I先与中子发生(n,γ)反应再放出β粒子转化而来，另一部分是由131Xe与中子发生(n,γ)生成，134Xe和136Xe分别是127I和129I先与中子发生(n,γ)反应，放出β粒子之后再与中子发生多次(n,γ)反应生成。84Kr和86Kr分别是由79Br和81Br先与中子发生(n,γ)反应、放出β粒子之后再与中子发生多次(n,γ)反应生成的。

图1 不同中子能谱UO2核芯氙(a)和氪(b)的生成量随时间的变化关系Fig.1 Production of xenon (a) and krypton (b) vs. time in the kernel of UO2 at different neutron spectra.■ BWRU, ★ CANDUSEU, ▽ PWRU, ○ THERMAL

图2 不同中子通量下UO2核芯氙(a)和氪(b)的生成量随时间的变化关系Fig.2 Production of xenon (a) and krypton (b) vs. time in the kernel of UO2 at different neutron fluxes.■ 3×1013 cm-2·s-1, ▲ 5×1013 cm-2·s-1, · 3×1014 cm-2·s-1, ★ 5×1014 cm-2·s-1,○ 3×1014 cm-2·s-1 (decay), ☆ 5×1014 cm-2·s-1 (decay)

2.2 中子能谱和中子通量对ThO2核芯裂变气体生成量的影响

图3是中子通量为5×1013cm-2·s-1时ThO2核芯中氙和氪的生成量在不同能谱下随着时间的变化关系。由图3，当运行时间和能谱相同时，ThO2核芯中氙的生成量约为氪的4.5倍；运行时间相同时，能谱越硬，裂变气体氙和氪的生成量越小。氙与氪的生成比例与233U裂变碎片的质量-产额曲线相符。

为了研究中子通量对ThO2核芯裂变气体生成量的影响，选取数据库THERMAL.LIB进行计算，得到不同通量下氙和氪的生成量随时间的变化关系如图4所示。由图4，ThO2核芯在THERMAL.LIB能谱下，氙和氪的生成量在累积中子通量约为5.18×1023cm-2时达到饱和，且氙的饱和值是氪的约5.7倍。在裂变气体生成量达到饱和前，通量越大，所产生的裂变气体就越多，但在裂变气体生成量达到饱和之后，通量越大产生的气体量反而要小。这是因为在运行初期，通量越高，产生的233U就越多，相应的裂变量就越大，而当反应趋于稳态时，计算表明此时233U的裂变量将达到饱和，且233U的饱和裂变量随着通量增加而减少，这就使得高通量下裂变气体的饱和生成量反而比低通量时要低。

不同能谱相同通量条件下，ThO2核芯氙和氪的生成量与能谱的关系如图5所示。由图5，裂变气体达到饱和的先后顺序与能谱的软硬程度有关，即能谱越软越易达到饱和。同样，裂变气体产生量的饱和值也与能谱软硬有关，能谱越软饱和值越小。在裂变气体氙和氪产生未达到饱和前，能谱越软，裂变气体的生成量越大，而当氙和氪的产生量趋于饱和时，能谱越软，氙和氪的饱和值越小。这是因为在运行初期，较软的能谱更易于诱发232Th向可裂变核素233U的转化，从而使得233U的裂变量大，导致氙和氪的产生量就大。而由于越软的中子谱下其233U的饱和值也小，因此相应的饱和裂变气体产生量也就小。

图3 不同中子能谱下ThO2核芯氙(a)和氪(b)的生成量随时间的变化关系Fig.3 Production of xenon (a) and krypton (b) vs. time in the kernel of ThO2 at different neutron spectra.■ BWRU, ★ CANDUSEU, ○ PWRU, ▽ THERMAL

图4 不同中子通量下ThO2核芯氙(a)和氪(b)的生成量随时间的变化关系Fig.4 Production of xenon (a) and krypton (b) vs. time in the kernel of ThO2 at different neutron fluxes.□ 3×1014 cm-2·s-1, ▲ 5×1014 cm-2·s-1, ☆ 3×1015 cm-2·s-1, · 5×1015 cm-2·s-1

图5 中子通量为5×1015 cm-2·s-1，不同中子能谱下ThO2核芯氙(a)和氪(b)生成量随时间的变化关系Fig.5 Production of xenon (a) and krypton (b) vs. time in the kernel of ThO2 at different neutron spectra and at neutron flux of 5×1015 cm-2·s-1.■ BWRU, ★ CANDUSEU, ○ PWRU, ▽ THERMAL

图6给出了233U的裂变量和232Th的消耗量与中子能谱的关系。可以看到，不同能谱下233U的裂变量随时间的变化趋势与氙和氪的生成量的变化趋势基本相同，开始时，能谱最软的THERMAL谱233U的裂变量最多，从而导致氙与氪的生成量高于其他较硬的能谱；随着运行时间的延长，较软的能谱下233U的裂变量先趋向饱和，且饱和值较小，能谱越硬233U裂变量的饱和值越大。这与图中虚线部分的232Th的消耗情况相一致，能谱越硬232Th向233U的转化速率越慢，且转化的量也比较小，而反应后期(约1400 d之后)由于较软的能谱条件下232Th已基本消耗殆尽，而较硬的能谱下尚剩余较多的232Th，所以此时其232Th的转化速率和233U的裂变速率都要较软谱时快，从而使得233U的裂变量逐渐超过软能谱条件下的裂变量，相应的裂变气体的产生量也就比较高。

图6 ThO2核芯中232Th的剩余量以及233U的裂变量与中子能谱的关系Fig.6 232Th residual and 233U fission vs. neutron spectra in the kernel of ThO2.

2.3 UO2和ThO2核芯裂变气体生成量的比较

根据前面的计算结果，对UO2与ThO2核芯在裂变反应过程中的裂变气体生成量作如下比较。

(1) 由图1和图3可知，中子能谱、通量和运行时间都相同时，UO2核芯氙和氪的生成量比ThO2的要多。这一方面是由于232Th要先转化成233U才能裂变，另一方面也是由于233U和235U的裂变气体产额略有不同。

(2) 中子能谱较软时，UO2和ThO2包覆颗粒中裂变气体的生成速率都更快，但裂变气体的增加趋势明显不同，这是因为UO2燃料中可裂变燃料235U占17%，所以开始就与中子发生裂变，之后随着235U的逐渐消耗，裂变气体生成速率逐渐减缓。在ThO2燃料中232Th需俘获中子后再经过两次β-衰变(半衰期分别为22.3 min和27 d)才得到可裂变物质233U，相比之下其裂变气体的产生速率要比UO2燃料小。

(3) 为了估计ThO2包覆颗粒的使用寿命，选择THERMAL.LIB能谱和通量φ=5×1013cm-2·s-1，计算了UO2和ThO2核芯产生的裂变气体氙和氪的总量随时间的变化关系，结果如图7所示。根据文献[2]获知，UO2包覆颗粒卸载燃耗为8% FIMA，计算可知在THERMAL.LIB能谱下，达到卸载燃耗时裂变气体的总量约为6.44×10-8mol，所需时间约为250 d。由图7可见，ThO2核芯若要达到相同的气体总量，累积时间约为3150 d。假设裂变气体氙和氪的积累所产生的内压是导致包覆颗粒失效的主要机制，则上述计算结果表明，相同能谱和通量条件下，ThO2包覆颗粒的寿命为UO2包覆颗粒的约12倍。

图7 THERMAL.LIB能谱下，不同燃料TRISO包覆颗粒中，裂变气体氙和氪的总生成量随时间的变化关系Fig.7 Production of total fission gases (Xe+Kr) vs. time in different kernels of TRISO coated fuel particles (calculated by using data from THERMAL.LIB).

3 结语

本文利用ORIGEN程序研究分析了钍、铀燃料TRISO包覆颗粒在不同热堆、不同中子通量情况下裂变气体氙和氪的生成规律。结果表明，中子能谱、通量和运行时间均相同时，UO2核芯中氙的生成量约为氪的7倍，ThO2核芯中氙的生成量约为氪的4.5倍；对于ThO2核芯，能谱越软，裂变气体生成量越易达到饱和，但能谱较软时达到的饱和值较小；假设裂变气体氙和氪的积累所产生的内压是导致包覆颗粒失效的主要机制，则在UO2燃料富集度为17%时，同样中子能谱和中子通量条件下，ThO2包覆颗粒的寿命为UO2包覆颗粒的约12倍。

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CLCTL277

Investigation of fission product gas formation in TRISO Th/U coated fuel particles

YIN Wenjing1,2ZHANG Haiqing1CAO Changqing1LIN Jun1ZHU Zhiyong1
1(Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, Jiading Campus, Shanghai 201800, China)
2(University of Chinese Academy of Sciences, Beijing 100049, China)

Background: Fission product gas accumulation in Tri-structural iso-tropic (TRISO) coated fuel particles can cause the failure of TRISO fuel elements. Purpose: The aim is to study the fission product gases (xenon and krypton) accumulation in UO2and ThO2coated particles with respect to various neutron spectra and neutron flux. Methods: Calculations were conducted using ORIGEN code with the neutron databases of THERMAL.LIB, BWRU.LIB, CANDUSEU.LIB and PWRU.LIB as input. Results: It was found that, with the same neutron spectrum, neutron flux and running time, the production of xenon is about 7 times of that of krypton in the UO2coated particles, and about 4.5 times in the ThO2coated particles. For the ThO2coated particles, both xenon and krypton reach saturation earlier when the neutron spectrum are softer, and the saturation values are smaller compared with those in the harder spectrum environment. Conclusion: Taking the fission product gas accumulation as the main factor of TRISO coated particles, the calculation implies that the ThO2coated particles can have a longer lifetime than the UO2coated particles under the same neutron environment.

TRISO (Tri-structural iso-tropic) coated fuel particles, Fission product gas, Neutron spectrum, Neutron flux

TL277

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.010601

中国科学院战略性先导科技专项(Grant No. XDA02030200)资助

尹文静，女，1988年出生，2011年毕业于徐州师范大学，现为中国科学院上海应用物理研究所在读硕士研究生

朱智勇，E-mail: zhuzhiyong@sinap.ac.cn

2013-10-18，

2013-11-07