唐海波，张彬航，侯周森，袁显宝，张永红,*

(1.三峡大学 机械与动力学院，湖北 宜昌 443002；2江苏玖清玖蓝环保科技有限公司，江苏 南京 210019)

熔盐堆作为第四代先进核能系统，具有高温、低压、在线换料、燃烧钍燃料等显著特征，在反应堆安全性、燃料利用率、扩展核燃料使用范围等方面有独特的优势。1946年美国橡树岭国家实验室提出的ARE 系统，经过几十年的研究，熔盐堆研究已经取得了重大的进展。目前，基于熔盐增殖堆(MSBR[1])概念衍生而来的熔盐堆增殖性能研究是一个重点研究方向[2,3]。

在全世界核能研究历史中发现，238U在经过一定时间的中子辐照后，能转换为易裂变核239Pu，后来被证明在固态燃料的快中子增殖堆中的多次循环能实现核燃料的增殖。232Th是另外一种可以通过中子辐照后转换为易裂变核的核素，近年来，随着熔盐堆入选第四代核能系统，232Th—233U增殖方案成为一个重点研究方向。熔盐堆采用液态燃料，可以实现连续换料和在线裂变产物去除，能显著搞高反应堆中子经济性，使熔盐堆具有比其他类型反应堆更高的增殖系数。

本文基于文献中[5,6]的快中子堆、热中子堆模型，采用MCNP5程序，计算了熔盐堆中常用的几种燃料盐在反应堆寿期初的转换系数，并从中子平衡角度分析了影响增殖的因素。

1 燃料盐成分介绍

为了研究熔盐的增殖性能，所有堆型使用的燃料盐和增殖盐均为相同的成分，其中每种堆型分别对每种盐分进行了232Th—233U和238U—239Pu的替换计算，燃料盐详细成分参数如表1所示[4]。

表1 九种燃料盐的成分Table 1 The composition of nine fuel salts

表1中的7Li富集度为99.995%。盐分中的HM表示重金属燃料，232Th—233U或238U—239Pu。在增殖区，所有堆型选用的盐的成分均为77.5%7LiF—22.5 %HMF4。即，在进行钍-铀燃料循环的计算时，成分为77.5%7LiF—22.5%ThF4；在进行铀—钚循环的计算时，以天然铀为增殖原料，成分为77.5%7LiF—22.5 %UF4(0.7%235U—99.3%238U)。

结构材料采用C276哈氏合金，具有优秀的耐高温、耐腐蚀性和中子屏蔽性能，是一种被广泛运用于反应堆的合金材料，密度为8.90 g/cm3，其材料成分如表2所示。

表2 C276哈氏合金成分表Table 2 The composition of C276

慢化剂石墨选取其在750 ℃左右的密度为2.25 g/cm3，碳化硼(B4C)，碳化硼作为中子屏蔽层，密度为2.52 g/cm3。

由于熔盐堆可以实现在线换料，所以堆芯初始剩余反应性较低，堆芯可以通过在线连续换料维持反应堆临界，因此本工作中设置一个接近于1的初始反应性。本设计在计算时以堆内的有效增殖因数keff设置为1.05±0.005为标准。堆芯正常运行时应温度在700～800 ℃范围内，本文中取平均值，设置温度为750 ℃。

2 快中子增殖堆

基于Chenggang Yu[5]等人在研究熔盐快堆嬗变次锕系元素研究中分析的快中子增殖堆几何模型参数，建立快中子增殖堆，如图1所示。在该快堆模型中，燃料区设计半径为132.5 cm，高度为124 cm，装载燃料盐；径向增殖区设计厚度为50 cm，高度为103 cm的圆环，装载着增殖盐；增殖区外为设计厚度为2 cm C276哈氏合金隔离层，用以隔离增殖区和燃料区；中子吸收层用以吸收泄漏的中子，设计厚度为10 cm，高度为107 cm，使用了具有强吸收能力的B4C材料；中子反射层用以反射从堆芯上下方向泄露的中子，其设计半径为132.5 cm，上层下高度均为60 cm，使用了C276哈氏合金；最外中子屏蔽层，用以屏蔽泄露的中子，设计厚度为10 cm，使用的材料也是C276哈氏合金。该堆芯整体外直径为285 cm，外高度为264 cm。

图1 快中子增殖堆示意图Fig.1 Schematic diagram of fast neutron breeder reactor

在该堆型的增殖性能分析中，重点考虑中子学性能而不考虑工程和燃料的限制。调节盐分中233U(235U)与232Th(238U)的比例，采用MCNP5计算初始反应性，使keff值在1.05±0.005的范围内，分别得到钍—铀循环与铀—钚循环的转换系数，计算结果如表3、表4所示。

表3 快中子堆钍-铀循环初始keff 、CRTable 3 Initial keff and CR of thorium-uranium cycle in fast reactor

表4 快中子堆铀-钚循环初始keff、CRTable 4 Initial keff and CR of uranium-plutonium cycle in fast reactor

从表3、表4中计算数据可以清晰的看出，在保持反应堆的keff为设定值的情况下，钍—铀循环的转换比约为铀—钚循环的转换比的1.5倍，主要是因为在快中子区233U平均每次裂变中子数比235U多，同样因为平均裂变中子数的原因，导致了反应堆维持临界状态时所需要易裂变核235U量更高。另外，裂变中子的利用率也是影响转换比的一个重要因素，从表3、表4中可以看到采用LiF熔盐比采用 NaF熔盐转换比普遍较高，主要是由于Na相对于Li有更大的吸收截面，因而含Li熔盐的燃料具有更高的中子利用率。

表5中给出了在快中子堆中主要核素中子吸收情况，表中数据表明，232Th的中子俘获能力显著强于238U的中子俘获能力，而238U和232Th的中子俘获能力直接影响燃料在反应堆内的转化比，这是钍—铀循环的转换比约为铀-钚循环高的另外一个因素。另外，235U的中子俘获份额占比在15%到20%之间，而233U的中子俘获在5%到6%之间，235U中子俘获份额是233U中子俘获的3倍，因此，在该快堆中，采用233U—232Th燃料循环中子经济性更好。

表5 快堆的俘获/裂变权重表Table 5 the Capture/Fission of Fast Reactor

3 热中子增殖堆

基于R.J.Sheu[6]等人在熔盐堆的燃耗研究中提供热中子堆参数，建立如图2所示模型。该堆型为环形结构，包含两个由石墨隔离的燃烧区。燃料区装载相同的燃料盐，中心燃烧区的设计半径为38.5 cm，外围燃烧区的设计厚度为19 cm，两区高度均为174.8 cm；石墨慢化层设计厚度为18.5 cm，高度为174.8 cm，材料为石墨的圆环；最外层为中子屏蔽层，厚度为5 cm，使用的材料为C276哈氏合金。堆芯整体外直径为200 cm，高度为184.8 cm。

微调熔盐中燃料成分配比，采用MCNP5计算初始反应性，使keff值在1.05±0.005的范围内，分别得到钍铀循环与铀钚循环下的转换系数，计算结果如表6、表7所示。

图2 热中子堆示意图Fig.2 Schematic diagram of thermal neutron reactor

表6 热中子堆钍-铀循环初始keff 、CRTable 6 Initial keff and CR of thorium-uranium cycle in thermal reactor

表7 热中子堆铀-钚循环初始keff 、CRTable 7 Initial keff and CR of uranium-plutonium cycle in thermal reactor

从表6、表7中计算数据可以看出，在保持反应堆的keff为设定值的情况下，两种燃料循环模式下可得到快堆中同样的结论，即由于233U平均每次裂变中子数比235U多，钍—铀循环的转换比约为铀—钚循环的转换比的1.5倍，反应堆达到临界状态时所需要235U含量相对于233U更高。而在热堆中，Na吸收中子对转换比的影响相对快堆中小，主要与该堆能谱有关[6]，在该能谱的堆中，Li、Na元素对中子的吸收所占份额小，对整个堆中中子的影响大大弱化。

表8中数据是热堆中主要燃料核的中子吸收数据，232Th的中子俘获能力同样强于238U的中子俘获能力，而235U的中子俘获份额较大，远大于233U的中子俘获份额，因此，在热堆中，钍—铀燃料循环的转换比优于铀—钚燃料循环。

表8 热中子堆的俘获/裂变权重表Table 8 the Capture/Fission ofThermal Reactor

4 结论

本文分析了9类熔盐堆中常用的燃料盐分别在快中子堆和热中子堆寿期初的燃料转换比，并从中子平衡角度分析了影响反应堆燃料转换比的中子学因素：由于233U在全能区内平均每次裂变中子数比235U多，因此，在快堆和热堆中，233U比235U有更好的增殖表现；对于同样采用233U或235U的燃料时，燃料成分中含有Na元素的燃料转换比偏小，主要是由于Na元素相对于Li元素具有更大的吸收截面，影响了中子利用率；另外，233U发生俘获反应的占比为235U的30%左右，即233U燃料中子有效吸收更高。综上所述，从反应堆初态临界性能来看，反应堆中采用233U燃料具有更好的中子经济性。

但是由于本工作中只分析了反应堆寿期初的情况，随着燃耗深度的增加，堆内裂变产物及次锕系核素的累积对反应堆能谱和堆内中子吸收相对于寿期初有很大改变，因此，分析熔盐堆中燃料增殖性能还需要重点分析燃料在燃烧过程中的中子吸收、中子能谱等参数，这部分工作将在后续完成。