低浓化医院中子照射器(IHNI-1)堆芯的物理方案设计

　　1　前言

　　国内外早期微堆(功率小于30 kW、池水自然循环冷却、寿期内不换料)堆芯一般采用高浓铀AlU4合金燃料[1, 2],其235U富集度均大于90%。为了将该堆推广应用于硼中子俘获治疗(boron neutroncapture therapy,BNCT)恶性肿瘤领域,一方面,反应堆堆芯燃料元件需要进行低浓化处理,以满足国际原子能组织(IAEA)规定的富集度小于20%的民用标准[3, 4],另一方面,反应堆功率需要适当提高,以便在孔道出口处得到较强的满足BNCT临床治疗的中子束流。文章中反应堆堆芯燃料低浓化物理方案设计着重研究反应堆功率为30 kW且满足热工条件下的低浓铀堆芯的堆芯结构布置、NH/N5比(氢原子数与原子数的比值)、临界装载质量、控制棒价值、后备反应性等堆芯关键物理参数,通过分析比较,得到固有安全性较高、寿期达10年且寿期内无需换料、采用低浓化UO2燃料元件的IHNI-1反应堆( in hospital neutron irradiator-mark1)堆芯的物理设计方案,确保IHNI-1反应堆辅助系统少、运行灵活、寿期内不换料及堆芯反应性的安全可控。

　　2　净堆堆芯燃料低浓化物理设计

　　文章首先采用具有324, 340, 345个燃料栅位的3种低浓铀净堆堆芯来研究堆芯NH/N5比、临界装载量与堆芯富集度的关系,通过分析比较,优选一个富集度小于20%,NH/N5比较小的堆芯布置方案,为IHNI-1堆芯物理参数的模拟设计提供依据。

　　2. 1　堆芯结构描述

　　图1~图3分别给出了3种低浓铀净堆堆芯的布置方式,图4、图5分别给出了堆芯辅助组件和实验孔道的布置方式。由图1~图5可知,堆芯外围有侧铍反射层和底铍反射层,无顶铍反射层,堆芯和侧铍反射层内均无控制棒、中子探测器等吸收体,侧铍反射层外有热中子滤束装置和超热中子滤束装置。

　　低浓铀堆芯由中心控制棒栅元(净堆计算时该栅元为水)和10圈燃料栅元组成。每圈燃料栅格孔在该圈内均匀排布,燃料元件由上、下栅板定位,324, 340, 345个燃料栅位堆芯均有5根4Zr连接杆(直径8 mm),布置方式示于图1~图3。

　　燃料元件采用烧结UO2燃料芯体,密度10. 6 g/,芯体活性区高度240mm;包壳采用4Zr,密度6. 5 g/,包壳外径5. 1 mm,内径4. 3 mm;芯体与包壳管之间为0. 05 mm厚的氦气;芯体上下端塞采用4Zr材料,上下端塞的厚度分别为8 mm,7 mm,上端塞与燃料芯体之间有1 mm厚的气隙;中心控制棒栅元外围有4Zr导管,内径8 mm,外径12 mm。

　　2. 2　堆芯燃料低浓化模拟设计计算

　　采用蒙特卡罗程序MCNP/4B[3]模拟计算3种净堆堆芯的临界装载量、NH/N5比与富集度的对应关系,计算中,UO2燃料的富集度分别采用10%, 11%, 12%, 13%, 14%, 15%, 20%,25%, 30%,对应于不同富集度,堆芯有不同的燃料元件临界装载量,而未装载燃料元件的外围栅元由水填充,计算结果示于图6和图7。