王瑞，句宇锋

（国核示范电站有限责任公司，山东 威海 264300）

0 引言

在乏燃料贮存池系统的设计中，目前多假定乏燃料为新燃料，乏燃料贮存水池可溶硼浓度为零，以获得较高的安全裕量。但是，这种方法过于保守，在实际应用中，例如核电厂乏燃料贮存、运输及后处理设施中，乏燃料的安全贮存容量被极大压缩，降低了核电厂的经济性。目前燃料贮存临界分析中多采用燃耗信用技术和可溶硼信用技术[1]。燃耗信用制技术，即在乏燃料贮存、运输和后处理过程中，考虑因燃料的燃耗带来的反应性降低的分析方法。由于考虑辐照后燃料反应性的降低，它能够在保障安全的前提下，增加现有乏燃料贮存池或运输罐的贮存量；或减小乏燃料贮存池、或贮存、运输罐的几何设计尺寸，从而提高乏燃料运输、贮存或处理的经济性。所谓可溶硼信用技术，是指考虑贮存水池中的可溶性中子吸收剂，如硼酸等，同时假设不存在能够引起池水稀释的补给水来源时，在临界安全分析中考虑可溶性中子吸收剂对反应性的影响，从而有效提高经济性。

1 法规要求

燃耗信用和可溶硼信用是燃料贮存临界分析的两种方法，国内外均对燃料贮存安全进行了相关法规标准的要求，对采用上述两个信用的使用条件进行了规定。

1.1 美国法规标准要求

1.1.1 10CFR50.68

如果不考虑可溶硼，装载有具有最大燃料组件反应性的燃料的乏燃料贮存格架，如果淹没在无硼水中，则在95%概率和95%置信水平下的Keff必须不大于0.95。如果考虑可溶硼，装载有具有最大燃料组件反应性的燃料的乏燃料贮存格架，如果淹没在硼水中，则在95%概率和95%置信水平下的Keff必须不大于0.95，并且如果淹没在无硼水中，则在95%概率和95%置信水平下的Keff必须仍然小于1.0。

1.1.2 ANSI-N16.1

双偶然准则：两种不太可能的、独立的、同时发生的事件或者假定事故超出了要求的分析范围，即临界分析中不需要考虑两种相互独立异常事件同时发生。

1.2 国内法规标准要求

1.2.1 HAF102

根据HAF102的规定，已辐照燃料装卸和贮存系统的设计必须符合下述要求：采用物理手段或工艺（以几何安全布置为宜），以防止在最佳慢化的状态下达到临界。未辐照燃料装卸和贮存系统的设计必须符合下述要求；通过采用物理手段或工艺（以几何安全布置为宜）并自有规定的裕量，以防止在最佳慢化的核动力厂状态下达到临界[2]。

1.2.2 HAD102/15

如果不能够仅仅凭借配置乏燃料的方法保持次临界，就应在设计时规定用其它方法保持次临界，例如用固定式中子吸收体或者采用燃耗信用。如果池水中包含可溶性中子吸收剂，则只有假设无法提供能够引起池水稀释的补给水时，才可在研究次临界度时加以考虑。可溶性中子吸收剂和燃耗两种信用不应同时应用于相同的贮存区域[6]。

在任何时候和在贮存已辐照燃料的任何地方，都应保持次临界状态，以防止对核动力厂人员或公众造成任何严重辐射影响及任何放射性物质的释放。设计应保证即使有两个独立的异常事件同时发生也能够保持次临界。

HAD102/15（2007版）要求正常和事故工况下，未辐照过的燃料贮存应保证维持在次临界状态，并没有给出具体的次临界限值要求。而旧版本HAD102/15（1990版）中则给出了正常工况下0.95、事故工况0.98设计限值的建议。鉴于目前我国核安全当局对此类设备的次临界安全限值标准仍然参考HAD102/15（1990版）。

在确定次临界度时，除考虑新燃料贮存的上述因素外，还应考虑下列因素：①应对因易裂变同位素的积累或吸收中子同位素的衰变而可能增加的反应性自出裕量。②应对可燃毒物存量留出裕量，该裕量只有当国家核安全监管部门接受了给出的论证并且该论证考虑了反应性随着燃耗可能增加才能确定。③如果不能够仅仅凭借配置乏燃料的方法保持次临界，就应在设计时规定用其它方法保持次临界，例如用固定式中子吸收体或者采用燃耗信用。如果池水中包含可溶性中子吸收剂，则只有假设无法提供能够引起池水稀释的补给水时，才可在研究次临界度时加以考虑[3]。可溶性中子吸收剂和燃耗两种信用不应同时应用于相同的贮存区域。④所有燃料都应假定具有带来最大反应性的某个燃耗水平和富集度值，除非燃耗信用的假定是在燃料贮存之前依据确认裂变材料含量或损耗水平计算值的精确测量作出的。⑤在所有的临界计算中都应考虑中子的反射效应。⑥对于不同的贮存区域的中子去搞假设应使用精确计算的方法核实。⑦应考虑可能贮存没有完全“烧乏”的燃料组件[6]。

1.3 法规标准要求对比

从上述法规对比中，可以看出，美国标准允许同时使用可溶硼和燃耗两种信用；而对于国内法规标准，如果池水中包含可溶性硼等中子吸收剂，一般不予考虑。只有能够证明无引起池水稀释的补给水来源时，才可在临界分析时加以考虑，同时可溶硼任用和燃耗信用不应同时应用于相同的贮存区域。在国内燃料贮存中，由于影响硼浓度的因素很多，且难以严格满足证明无“引起池水稀释的补给水”来源，故在实际分析中，一般只考虑燃耗信用，不考虑可溶硼信用[4]。

国内某电站燃料贮存格架设计由于采用美国法规标准要求，同时使用了燃耗信用和可溶硼信用，不满足国内HAD102/15（2007版）对于乏燃料格架临界安全分析的要求，最终导致乏池2区每四个储存单元中3个储存燃料组件，另外1个用盖子堵住，乏池储存容量下降到75%左右，从原来的满足18年运行减少到只能满足13.5年。

2 燃耗信用研究方法

乏燃料贮存格架核临界安全计算分析主要采用蒙特卡罗方法程序[4]，并基于一定的假设进行分析，一般包括：①无论乏燃料池中是含硼水或纯水，在计算中均考虑运行范围内导致最大反应性的温度或密度；②不考虑燃料组件中定位格架以及搅混格架，其用水代替；③在分析中不考虑可溶硼信用；④仅考虑燃料活性区间的贮存格架和中子吸收板；⑤忽略新燃料组件中的可燃毒物。

燃耗信用制分析方法就是在上述保守性假设的基础上，建立可装载乏燃料组件初始富集度与限值燃耗的关系曲线（装载曲线），如图1所示。

图1 国内某核电站乏燃料池2区装载曲线

该装载曲线应用于核电站等进行乏燃料的贮存管理。核电站等单位要建立内部管理程序，对进入乏燃料贮存装置的乏燃料组件的富集度和燃耗进行核查，确保满足装载曲线的要求，避免不符合装载要求的组件误装入，引发临界安全事件。

2.1 核素成分确定

核燃料在堆内裂变反应、俘获反应等一系列复杂反应，导致易裂变核素数量的不断变化，和大量裂变产物等核素的产生，这些核素一般中子吸收截面较大，其存在会吸收中子，造成反应性的降低。故在核燃料贮存、运输及后处理过程中，目前国际上通常采用以下四级燃耗信用制的应用水平：①只考虑易裂变同位素的净减少，APU-0；②考虑易裂变同位素的净减少和锕系核素的中子吸收，APU-1；③考虑易裂变同位素的净减少、锕系核素的中子吸收和部分裂变产物的中子吸收，APU-2；④考虑易裂变同位素的净减少、全部锕系核素的中子吸收、全部裂变产物的中子吸收和其他中子吸收毒物的存在，APU-M[5]。

上述四种燃耗信用，安全性和保守型随信用水平的增加而降低。一般在实际应用中选取燃耗信用等级，只要是考虑设计方法的成熟度，设计参数的不确定性以及设计软件的不确定性。一般如设计方法、设计参数及设计软件可信度较高，可选取较高的燃耗信用等级，相应提高了贮存系统的容量，提高了电厂的经济型。同时也要关注所在国家核安全监管部门的审评要求，避免审评风险。

2.2 临界计算步骤

燃耗信用制的临界计算的关键步骤包括：①燃耗计算；②选取燃耗信用制应用水平的级别；③进行临界计算，并验证临界计算结果；④计算结果的偏差与不确定度分析。

临界计算一般使用蒙特卡罗方法程序。

计算得到的包含偏差和不确定性的乏燃料贮存格架最大中子有效增殖因子最终由以下公式确定：

其中：KKENO：按照设计名义值计算的中子有效增殖因子结果；

ΔKibias：计算方法偏差和温度变化引起的系统反应性计算差异；

CU：计算方法偏差不确定性；

ΔKieff：制造公差和燃料组件在贮存腔内非中心放置造成的不确定性；

σKENO：按照设计名义值计算的中子有效增殖因子标准差。

在临界计算中考虑的设计输入包括燃料组件的设计参数、堆芯运行参数、轴向燃耗分布、中子吸收体情况等。需要特别说明的是，通过统计各循环不插棒堆芯燃耗模型和插棒堆芯燃耗模型卸料组件的轴向相对燃耗分布，可得自组件顶部和自底部不同长度平均的相对燃耗，用以分析确定包络的轴向燃耗分布曲线。

同时在临界分析中，还需考虑异常和事故工况，包括：①温度异常；②组件水平掉落事故；③组件垂直掉进格架事故；④误装新燃料组件事故；⑤误放新燃料组件事故。

考虑上述事故后，临界分析结果满足HAD102/15（2007版）的要求。

3 结语

在乏燃料贮存过程中，假定乏燃料为新燃料，乏燃料贮存水池可溶硼浓度为零是过于保守的，即既不信用可溶硼，也不信用燃耗是不经济的。我国乏燃料管理的政策是实施乏燃料后处理，以实现核燃料闭式循环，随着核电的快速发展，会产生越来越多的乏燃料，目前国内乏燃料离堆贮存需求大大增加，超过了404厂的处理和贮存能力，后处理大厂目前正处于前期筹备阶段，后处理能力为800t/a，但也远远满足不了国内乏燃料后处理的需求。本文主要对燃耗信用制技术进行研究，分析国内外法规标准对燃耗信用制技术应用的差异，并对燃耗信用制具体燃耗分析和临界分析过程进行介绍，使核电站及后处理设施等单位能够在满足法规标准要求的情况下进行核燃料贮存设计和管理，兼顾安全性和经济性，提高乏燃料贮存量。

但燃耗信任制的应用只能短期解决目前燃料贮存面临的问题，后处理大厂的建立和先进的燃料后处理技术的研究和应用才能从根本上解决国内乏燃料离堆贮存问题。