[发明专利]一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法

说明书

一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法，包括：进行燃料棒剪切段随机分布模型的建立，设定溶解器和溶解区域的尺寸、燃料棒剪切段长度、半径、数量，从而形成燃料棒剪切段的随机分布坐标；进行气泡小球随机分布模型的建立，在燃料棒剪切段随机分布坐标生成的前提下，生成随机分布的不同数量、大小的气泡小球坐标；使用燃料棒剪切段随机分布坐标和气泡小球坐标共同建立几何模型，用于溶解器中乏燃料剪切段溶解过程的模拟分析。本发明在模型建立时充分考虑了真实情况下燃料棒剪切段的随机分布状态及气泡小球的随机分布状态，可针对性的用于乏燃料溶解器的临界安全分析及物理设计，使模拟更加接近真实状态。

技术领域

本发明属于反应堆乏燃料后处理技术，具体涉及一种用于核临界安全分析的溶解器乏燃料剪切段建模方法。

背景技术

乏燃料溶解器是后处理厂中的关键核心设备，是影响整个后处理工艺流程的生产瓶颈。作为第一个核临界安全控制点，处理能力、处理时间、溶解过程临界安全控制等都将直接决定整个后处理厂乏燃料年处理能力、安全性。面对现阶段核电发展带来的乏燃料的大量累积，乏燃料后处理刻不容缓，而溶解器作为起“门户”设备，也是关键设备，在保证处理量、提高经济性的同时也要保证核临界安全。

目前控制溶解器临界安全的手段通常采用简单可行、安全有效的方法，从设计上限制其形状和尺寸，从而在任何情况下都不可能达到临界状态。例如动力堆燃料中²³⁵U富集度比天然铀高几倍，浸取设备不能采取生产堆乏燃料中所用罐式溶解器，而是要用一定直径以下的圆管或一定厚度以下的平板型槽子。但几何形状控制的后果之一是溶解器容量很小(约150-500L)，因此要同时设置几个溶解器才能满足后续工序的供料需要。在此基础上，也会采用限制一次投料量的质量控制，或为扩大生产能力添加可溶性中子毒物，即一定浓度的硝酸钆。

为缩小限制范围，提高处理量与经济性，世界上多个国家对乏燃料溶解器的设计和临界安全问题进行研究。

日本原子能研究机构的STACY(Static Critical Experiment Facility)为研究后处理厂中溶解器的临界安全特性，开展了大量的不均匀堆芯临界安全实验。在验证实验临界安全计算代码的基础上，考虑了裂变产物中子吸收效应，燃耗信任制level-2中特定元素反应性效应，并对评估临界事故效应的温度特性和增殖系数进行了研究。通过对溶解过程中各类影响因素的实际研究测量，为溶解器的设计和临界安全分析奠定基础。

法国作为世界核能大国，具有一套完整的后处理体系。法国阿格后处理中心现已成为世界上最大的轻水堆乏燃料后处理中心。法国在溶解器的设计和运行方面具有独特经验，对压水堆乏燃料UO₂最初的溶解器设计遵照以下假设：使用几何形状控制临界；计算时考虑吊篮中的不锈钢；²³⁵U富集度为3％或5％；假定燃料为新燃料；忽略包壳材料。随着实验与研究的进步，对一些假设和偏差数据进行了更改：溶解器的临界控制使用几何控制和质量限值；质量限值依照初始富集度和燃耗；3N硝酸最小化假设；铀浓度最大假设(Cu400g/l)。通过上述假设，所分析的溶解器处理能力得以增加，但仍存在大量改进方面，需要根据实际应用，依靠燃耗测量、临界实验等得到最优化的乏燃料溶解器。

英国作为传统核大国，一直坚持乏燃料后处理政策。英国的后处理厂主要在塞拉菲尔德与唐瑞两个基地，位于塞拉菲尔德的THORP后处理厂可对改进型气冷堆(AGR)和压水堆(PWR)卸出的乏燃料进行处理。THORP后处理厂在初期设计分析时，为确保溶解器的临界安全，一般使用新燃料假设，保证k_eff具有5％的安全裕量，并使用几何限值来确保临界安全。随着技术的发展，该处理厂将燃耗信任制技术应用到溶解器的设计中，该方法增加了处理量，使溶解器设计和操作简单，减少废物产出并提高了经济性。