基本介紹
- 中文名：燃耗計算
- 外文名：burnup calculation
反應堆運行期間原子的感生核變換。它反映反應堆內中子核反應導致核燃料中易裂變核密度數減少，以及由增殖材料核轉化生成的易裂變核的積累過程。在反應堆內，由於可控制的自持鏈式反應，大量的易裂變同位素核(如U)發生裂變，從而釋放出裂變能。以U為燃料，熱功率1MW的反應堆運行一天，反應堆中有1.28g的U消耗掉，其中約1.08g的U的核發生裂變，其餘U的核俘獲中子而轉換為U。燃耗對反應堆堆芯壽期、控制反應性和功率分布均有重要影響。在計算堆芯壽期，確定堆芯燃料裝載量時，必須計及燃耗過程引起的反應性變化；在確定堆芯換料方案時，必須保證由燃耗引起的堆芯功率分布變化不致引起堆芯熱工參數超過限值。確定最佳的燃料燃耗深度和換料方案是降低核電成本的重要關鍵之一。所以，燃耗問題的分析與研究是核電廠設計、運行中一個重要課題。
燃耗計算
燃耗過程的分析，包括堆芯壽期內反應堆中子注量率(功率)分布和燃料成分隨(輻照)時間變化的計算。在運行過程中，燃料成分隨時間的變化引起了堆芯反應性隨(輻照)時間的變化。為了維持反應堆在穩定功率下運行，必須不斷地補償由於燃料燃耗而損失的反應性，以使反應堆處於臨界狀態並具有穩定的功率分布。通常，壓水堆主要靠改變溶於冷卻劑(水)中的硼濃度進行這類調節。在進行燃耗過程的分析計算時，把堆芯壽期分成為若干個燃耗間隔。在每個間隔內可以近似地認為反應堆內中子注量率或功率分布保持不變。利用反應堆設計提供的基本參數(如燃料組件結構，燃料的富集度和元件的直徑，包殼厚度，燃料組件中可燃毒物棒數目等)，對每個燃耗間隔進行三種計算。
(1)根據每個燃耗間隔初始時刻堆芯各區的燃料成分，計算各區的熱中子和快中子能譜，從而得到各區少群(或多群)群常數，包括平均中子擴散參數以及燃料中重同位素的平均中子微觀俘獲截面和裂變截面等。
(2)利用求得的堆芯各區的少群群常數，求解少群(或多群)中子擴散方程，可以得到保證反應堆處於臨界狀態所需要的控制量，例如壓水堆冷卻水中的臨界硼濃度，以及在此狀態下反應堆中的功率分布(中子注量率分布)。
(3)求解燃料內重同位素的燃耗方程，計算堆芯各區內各種燃料重同位素的核密度隨(輻照)時間的變化。
重同位素的燃耗方程 表示同位素鏈中各種重同位素的核密度隨時間變化的微分方程，表示為：
式中λA、λB分別為同位素A、B的衰變常數。-λANA(r，t)是A種核由於放射性衰變而引起的損失率。λBNB(r，t)是B種核衰變而形成A種核的產生率。右邊第二項表示A種核由於各個能群(g)中子的吸收核反應引起的損失率。式中 NC表示C種核俘獲中子轉換成A種核的產生率。式中中子注量率j和核密度N均系空間坐標和時間的函式。
利用這些求得的核密度值作為下一個燃耗間隔計算的初始值，對下一個燃耗間隔進行上述三種計算。這些步驟重複下去便可得到核燃料中各種重同位素核密度隨時間(輻照)的變化。
燃耗深度
表示反應堆燃料燃耗的程度的物理量。燃耗深度有三種度量方式:①對動力反應堆，通常以單位質量核燃料所釋放的能量來度量燃耗深度，即，α1=，MW·d/tU，式中WU、P、t分別為核燃料(鈾)的質量(tU)，反應堆的熱功率(MW)，燃耗的時間(d)。②以燃耗掉的裂變同位素質量WB和裝載的裂變同位素質量Wf的比值來度量，即，α2=×100%。③以燃耗掉的裂變同位素質量WB kg對裝載的燃料質量WU tU的比值來度量，即，α3=kg/tU。燃耗分析計算中，常根據工程設計經驗將壓水堆的堆芯壽期，按燃耗深度(MW·d/tU)分為若干燃耗間隔，如(0，500，1000，2000，4000，…，40000，42000)。設反應堆以滿功率運行，則可由Δt=來確定一個燃耗間隔對應的燃耗(輻照)時間。其中，ΔE是燃耗(輻照)間隔，MW·d/tU；WU是堆芯中核燃料(鈾)的裝載量 ，tU；P是堆的熱功率，MW；Δt是燃耗(輻照)時間，d。燃料元件成本昂貴，為提高經濟性，在燃料輻照性能條件允許下，卸出堆芯的乏燃料，應具有合適的燃耗深度。以目前的壓水堆核電廠為例，目前卸料燃耗深度在35000~40000MW·d/t(U)之間。
