mox燃料研究在中国的进展

mox燃料研究在中国的进展

1mox燃料生产快速沉积是实现核电厂附加值、提高原油资源利用率和减少长寿核素的最重要途径。20世纪60年代,比利时、法国、美国、意大利、德国、日本和印度等国纷纷建立钚实验室,开发供增殖快堆使用的MOX燃料。1970—1985年国际上形成了快堆MOX燃料的研究高潮。截至80年代末,大多数建成的快中子堆(包括实验、原型和验证堆)都成功地使用了MOX燃料。目前,全世界有20多个快中子堆装载了MOX燃料,最高燃耗已达到13%裂变消耗的原子分数,即相当于120GWd/kgM),积累了300堆·年的快堆运行经验。当前法国、俄罗斯、日本和印度的快堆仍在运行之中。国际上共建造了24座MOX燃料厂,其中LWR-MOX燃料厂和FBR-MOX燃料厂各占一半。截至2004年,全世界累计生产了1840t重金属(HM)。目前MOX燃料的生产能力己达213t/a。美国早期曾建造了5个小规模的MOX燃料厂,生产总量为50~70t/a。但运行至1976年时,由于后处理厂被美国政府无限期关闭并最终被拆除,MOX燃料生产也被迫停止下来。目前,美国虽然选择核废物直接永久处置的“一次通过”循环,但其乏燃料累计已达5万多吨,每年产生乏燃料2000t,尤卡山乏燃料填埋场将很快被塞满,面临再花巨额资金建设一个新的填埋场的压力。进入21世纪后,美国对乏燃料采取“一次通过”的政策受到挑战,意识到要大规模发展核电和降低核燃料成本,必须提高铀资源利用率和减少核废物产生率。2006年美国启动了“全球核能合作伙伴计划”(GNEP),并计划建立统一的核燃料处理中心(CFTC)和建造一座600MW先进钠冷快堆(ABR),用于焚烧和嬗变含有钚和其他次锕系元素的新型MOX燃料。1962年,法国CFCa燃料工厂开始小规模研制快堆MOX燃料,先后建造了两条FBR-MOX燃料研制生产线。80年代中,法国电力公司(EDF)决定将MOX燃料应用于压水堆中,以消耗因发展快堆MOX燃料而贮存的大量钚,于是将其中一条FBR-MOX燃料生产线改造成PWR-MOX燃料生产线,并于1990年投产。2004年,法国MOX乏燃料后处理厂投入运行,已回收了10tMOX乏燃料,并克服了完全溶解PuO2技术难题。目前法国正在考虑发展第四代快堆设计的后处理方案,预计于2020年建成符合第四代核电站指标的原型快堆。20世纪70年代,俄罗斯建成了3个FBR-MOX燃料制造厂。目前俄罗斯已决定在商业快堆中循环利用钚,并计划再建3座类似的商业快堆。1972年,日本建造了含有两条MOX燃料生产线的PFFF工厂,其中一条是生产先进热堆ATR-MOX燃料,另一条是生产FBR-MOX燃料,1988年,日本又建成了一条全自动化的PFPF燃料工厂,其MOX燃料生产能力足以供应Joyo和Monju两个快堆。日本确认快堆是能源战略的重要内容,在建成一座实验快堆和一座原型快堆的基础上,目前正在加快商用快堆和MOX燃料的研发。印度于1985年建成了实验快堆(FBTR)。2002年决定建造一座500MW原型快堆(PFBR),计划2010年建成。为此,印度提前几年就开始建造一座100t/a的快堆MOX燃料工厂。该工厂可为计划2020年前即将建造运行的5座快堆电站提供MOX燃料。2推动我国快堆发展的“三步走”战略MOX燃料厂是位于后处理厂和核电站之间的重要中间环节,开展MOX燃料研究是实施核燃料闭式循环战略的必然要求。铀是不可再生的有限宝贵资源,而核能长期发展对铀资源提出了巨大和持续的需求。我国已探明铀储量与核电发展对铀资源的需求存在较大差距,如果我国只发展UO2燃料,铀资源的供应紧张将成为我国核电可持续发展的主要制约因素之一,发展MOX燃料有利于提高铀资源利用率。Pu是制造核武器的主要原料,库存Pu的累积增加加大了核扩散风险,发展MOX燃料有利于保护环境和防止核扩散。国际上热堆的铀资源利用率只有1%左右,而通过快堆及其燃料循环可以将铀资源利用率提高60~70倍;快堆具有独特的燃料增殖和核废物嬗变功能。开展MOX燃料研究有利于推动我国快堆发展。我国核电发展遵循“近期发展压水堆、中期发展快堆、远期发展聚变堆”三步走的技术路线。由于铀资源的限制,我国今后要大规模发展核能,必须依靠压水堆和快堆匹配发展的核燃料闭式循环路线。专家预计2020—2030年左右MOX燃料在我国PWR核电站商用是有可能的,但目前中国实验快堆(CEFR)对MOX燃料的需求更为急迫。最近,我国正在抓紧制定实验快堆→示范快堆→商用快堆的“三步走”战略发展路线。计划2010年建成一座电功率为20MW的中国实验快堆,CEFR是按MOX燃料设计的,需要MOX燃料芯块500kg/a。但由于目前没有国产MOX燃料,也几乎不可能从国外进口MOX燃料,CEFR首炉及以后两炉燃料不得不暂时用从俄罗斯进口的富集度为64.4%的高浓UO2燃料。从快堆发展角度来看,不应长期使用高富集度UO2燃料,而应装载MOX燃料,才能发挥其独特的燃料增殖作用。因此,预计2010年后CEFR必须装载部分FBR-MOX燃料进行换料运行试验;国产MOX燃料也必须借助CEFR这个研究平台,才能完成一定燃耗深度的辐照考验。我国还计划2020年建成一座电功率800~900MW的中国示范快堆电站。示范快堆也是按MOX燃料设计的,每座示范快堆电站的换料量约为10t/a。3快速堆栈条件下的mox燃料制造技术的特点和困难3.1燃料棒的设计快堆MOX燃料的特殊性在于其材料要承受远高于热中子堆的负荷,突出表现在快中子堆的中子注量率高约30倍,快中子注量率高约50倍,燃耗深度高2~3倍,比功率高3~5倍,功率密度高5倍多,包壳工作温度比压水堆UO2燃料高约300℃。而与PWR-MOX燃料相比,FBR-MOX燃料具有以下特点:(1)PuO2含量高达25%,具有高能量中子谱(PWR-MOX燃料中PuO2含量一般为5%);(2)低密度实心圆柱体燃料芯块(≤90%TD),或高密度(95%TD)中空环形圆柱体燃料芯块,以降低燃料中心温度和减轻芯块-包壳相互作用,抑制高燃耗下燃料肿胀而导致燃料棒外径增大;(3)采用轴向转换区贫UO2芯块,以实现钚的增殖;(4)燃料棒设计了与活性高度相当的气腔(0.4~1m),以容纳更多的在高燃耗和高温下产生的裂变气体;(5)为了保证燃料中心温度低于熔点和更高的能量密度,燃料棒必须设计得很细,燃料芯块外径为ϕ5~7mm,可设计内径为ϕ1.6mm的中心孔;芯块表面不需加工和干燥(PWR-MOX燃料芯块为实心圆柱体,外径为ϕ8.43mm,需研磨加工,并在350℃以上温度进行真空干燥,以防止包壳产生氢脆);(6)燃料棒束以三角形栅元紧密排列在不锈钢制的六角形组件盒内,以尽量减小冷却剂的慢化作用;棒表面螺旋绕制的绕丝提供了间隙约为1mm的钠冷却剂通道(PWR-MOX燃料棒以格栅定位,表面无螺旋绕丝,棒间隙较大);(7)采用316Ti奥氏体钢作为包壳结构材料,与芯块和钠在高温下具有良好的相容性,包壳外径6~8mm、厚度0.4mm(PWR-MOX燃料为锆合金包壳,尺寸稍大)。3.2mox燃料的制备MOX燃料是一种新型燃料。MOX燃料组件制造技术的主要研究内容包括:MOX燃料元件和组件设计、MOX燃料堆芯设计和安全评估分析、MOX燃料组件制造厂房设计施工、专用工艺设备研制、专用手套箱研制、MOX燃料组件制造工艺(见图1)和性能检测、堆外性能检验、堆内辐照考验和辐照后检验等一系列不同于传统UO2燃料的科研开发工作。MOX燃料是含有剧毒、强放射性钚的燃料,它发射γ射线和中子。烧结的MOX芯块如果长期放置空气中,由于α粒子的反冲作用,表面会产生含钚微粒和气溶胶,存在被人体吸入的危险。因此,从安全防护考虑,要求MOX燃料芯块、单棒和组件的制造过程全部在带屏蔽的厚重密封手套箱或热室内进行,有些制造工艺和性能检测必须实现自动化或远距离操作,这给MOX燃料组件制造厂房设计施工、工艺设备研制和维修、工艺操作、燃料运送、堆内外性能检测、堆内辐照考验和辐照后检验带来很多困难。在UO2燃料制造厂较简单的操作,在MOX燃料制造厂却变得异常复杂,设备去污和维修特别困难,代价非常高,使研制难度增大,研制周期延长,制造成本提高。MOX燃料生产对辐射屏蔽防护和设备可靠性提出了非常严格的要求。在MOX燃料芯块和单棒的制造过程中,由于存在操作人员接触强放射性钚料、吸入钚粉尘的风险,以及专用装置被玷污后难清洗,部件损坏后难维修。因此,从MOX粉末到芯块、单棒均是污染最严重的工序,芯块和单棒制造工艺设备和相关工艺是MOX燃料的关键技术。对厂房建筑设计、室内设施布局设计,设备的可靠性、操作方便性、可维修性,以及工人的辐射剂量监控和屏蔽防护都提出了非常严格的要求。MOX燃料组件设计对制造工艺也提出了很高的技术要求。与UO2燃料相比,MOX燃料是UO2和PuO2的混合氧化物,而Pu具有不同于U的中子物理特性,要求U和Pu的同位素在MOX燃料芯块中分布非常均匀。而且,同位素分布不均匀的MOX乏燃料在后处理过程中,要使硝酸溶解率达到99%有较大难度。这些都对MOX粉末混合工艺技术和芯块同位素分布均匀性检测技术提出了新的挑战。CEFR-MOX燃料的PuO2含量为25%~30%左右,混合技术难度小于PWR-MOX燃料,可以采用简单的一次性直接混合工艺,但其放射性和临界安全问题更突出;芯块中心孔内径仅为1.6mm,自动成型压制时模具芯杆易断裂;燃料棒包壳细小(ϕ外约6mm,厚度0.4mm),芯块装管易污染,燃料运行工况极严,这些使得不锈钢包壳制造技术复杂,难度增大。MOX燃料粉末制备工艺可分为机械混合法(俗称干法)和化学共沉淀法(俗称湿法)。湿法可获得较好的产品均匀度,并形成固溶体粉末,被德国、日本、俄罗斯等国致力开发并用于LWR-MOX燃料的试制生产,但因产生较多废液而难以实现工业化生产。机械混合法最早被用于制造PuO2含量较高、均匀混合较易的FBR-MOX燃料,后来经过改进,形成两步混合法即微细化主混合(MIMAS)工艺,又用于生产PuO2含量较低、均匀混合难度大的LWR-MOX燃料。其工艺比较成熟,已达到工业生产规模。为了获得MOX燃料中钚同位素和晶粒组织双重的均匀度,以避免使用中产生局部功率峰,同时为了提高MOX乏燃料在后处理时的硝酸溶解度,许多国家相继研究了如何提高机械混合法MOX粉末的铀钚分布均匀度。制备钚分布均匀的LWR-MOX燃料的技术经验很值得快堆MOX燃料借鉴。例如,比利时、法国创造了两步混合的微细化主混合(MIMAS)工艺,取代了原来一步混合的COCA工艺;德国发明了优化共磨(OCOM)工艺。为了减小富钚颗粒尺寸,并尽量缩短制造流程以利于操作者的剂量防护,降低成本,英国研制成功了简短无黏结剂(SBR)工艺。俄罗斯则发明了ABC-150高效磁力混合机,只需混合几分钟就可以获得非常均匀的MOX燃料粉末。日本则重点研究(U、Pu)硝酸溶液的微波加热脱硝工艺,快速制备出MOX固溶体粉末。德国独创了三碳酸铀钚酰铵共沉淀(AUPuC)法,制备出均匀、高活性的MOX固溶体粉末。印度仍然使用常规的机械混合法。原则上,上述方法都可以制造出满足设计技术要求的LWR-MOX燃料,但一般认为共沉淀法具有混料均匀,压制前无需造粒,可烧结成均匀单相固溶体,以及乏燃料溶解性好等优点。而机械混合法的工艺简短,废液量少,经过努力也可制得性能与共沉淀法相当的MOX燃料芯块。因此,英国、法国、比利时建成的40t/a中等规模和120t/a大型MOX燃料制造厂仍采用机械混合法。最初法国GOGEMA公司是采用直接混合(COCA)工艺生产轻水堆MOX芯块,由于辐照后裂变气体释放率高而被淘汰。后来法国发明了微细化主混合(MIMAS)工艺,第一步是用球磨机将UO2+30%PuO2粉末进行球磨,球磨时间一般为5h。第二步是用高效混合器将第一步得到的主混合粉末与剩余的UO2粉末进行混合。传统MIMAS工艺是用AUC-UO2粉末,但后来法国MELOX工厂的批量生产改用ADU-UO2粉末。如表1所示,MIMAS工艺规定最大富钚颗粒尺寸不超过150μm。MIMAS-ADU工艺制造的MOX芯块中一般含有3种不同成分的相,即富铀相(基体相)、富钚相和UO2表面包覆一层钚的涂层相。英国发明的SBR工艺是将干法IDR-UO2和PuO2粉末直接进行高能球磨,球磨时间一般为30min。与MIMAS工艺一样,SBR工艺也用硬脂酸锌作成型润滑剂。并加入了一种名叫CONPOR的造孔剂,以保证芯块的热稳定性。烧结温度一般为1700℃。SBR-MOX芯块的烧结密度为95%TD,O/M(氧与金属的原子比)=2.00,晶粒尺寸为7.8μm。形成的气孔呈双峰分布,主峰分别为1μm和10~20μm,与IDR-UO2芯块的气孔分布相似。SBR-MOX芯块的富钚颗粒最大仅为35μm,比MIMAS和OCOM工艺的富钚颗粒尺寸都要小得多,因此钚分布均匀性要更好,如图2所示。在同样辐照燃耗下,SBR-MOX燃料的裂变气体释放率小于MIMAS-MOX燃料。1997年美国LosAlamos国家实验室(LANL)利用武器级钚和贫铀(ADU-UO2)研制出了11个PWR-MOX燃料辐照考验棒。MOX芯块成分为UO2-5%PuO2的质量分数为5%,采用两步混合工艺。原设计要求任何一个横截面上富钚颗粒尺寸大于400μm的百分比不超过1.5%。后来为了进一步减少裂变气体释放,改进了球磨工艺,将最大富钚颗粒尺寸减少至100μm,使钚分布更均匀。2005年,日本核燃料循环研究院用三种方法制备了快堆MOX燃料芯块,芯块最高考验燃耗为144GWd/kgM。芯块1:用ADU-UO2粉末和草酸钚煅烧PuO2粉末进行混合、压制和烧结,不加造孔剂。烧结后只产生少量不均匀的气孔,密度92%~94%TD。最大富钚颗粒尺寸小于90μm。微观组织如图3所示。芯块1在燃耗为20GWd/kgM时就有明显的裂变气体释放,并且随着燃耗增加而增大,几乎与线功率无关。芯块2:用微波脱硝UO2-PuO2(Pu∶U=20∶1)粉末和ADU-UO2粉末进行混合、压制和烧结,该粉末烧结活性高,加入0.3%~0.8%造孔剂。烧结后产生大量中小气孔,密度94%TD。最大富钚颗粒尺寸小于138μm。芯块2在燃耗为40GWd/kgM时开始释放裂变气体,而且释放率随着线功率增大而增加。芯块3:用ADU-UO2粉末和草酸钚煅烧PuO2粉末进行混合、压制和烧结,加入1.3%~1.5%造孔剂。烧结后产生大量大气孔,密度仅为85%TD。最大富钚颗粒尺寸小于60μm。芯块3的裂变气体释放率最高,是因为该芯块的密度偏低,芯块的热导率随之降低,局部温度偏高加速了裂变气体的扩散迁移。研究指出,当燃耗小于70GWd/kgM时,随着燃耗增大,裂变气体释放率逐渐增加;裂变气体主要是储存在大的气孔内,因此改进芯块的微观组织,可以减少裂变气体释放。当燃耗接近100GWd/kgM时,裂变气体释放率高达80%,而与燃耗、芯块制造工艺和微观组织等因素无关,说明此时裂变气体储存能力很低,这一点要引起快堆设计者的考虑。总之,MOX燃料的制造和应用要比UO2燃料复杂得多,研制周期长,投入高,需要培养从事MOX燃料研究开发的专门人才,以及长期积累相关技术和经验。MOX燃料元件和组件设计、MOX燃料芯块、单棒和组件制造及相关性能检测、MOX燃料元件和组件的辐照考验技术等存在大量的关键技术需要攻克。MOX燃料必须在密封性能很好、屏蔽性能符合要求的手套箱内进行,这给工艺设备的安全性、可靠性和可操作性提出了特殊的要求,给工艺和测试设备的研制带来了极大困难,西方国家在MOX燃料的研制过程中也走了不少弯路。按照国外发展经验,在科研条件得到保障的条件下,MOX燃料元件从实验室研究到工业化生产应用至少需要15a的时间。4mox燃料芯块的机械装料设计我国已选择核燃料闭式循环战略路线,并且坚持走核电自主化建设道路。1987年国家科委曾批准了“863”计划能源技术领域快堆燃料研究课题。由中国原子能科学研究院、核工业第一研究设计院和404厂合作开展了MOX芯块研制、金属型含钚燃料预先研究、低密度UO2芯块制备、重结构辐照实验及MOX乏燃料后处理研究等工作。经过3年努力,课题组用化学共沉淀法(AUPuC)在实验室规模制备出81块MOX芯块,并完成芯块部分性能指标的测量。“九五”期间国家支持了MOX燃料领域的一些软课题研究,中国原子能科学研究院初步开展了CEFR采用MOX燃料的堆芯设计和随堆辐照考验的可行性研究,核工业第五研究设计院进行了年产500kgMOX燃料制造厂的工程初步设计,404厂开展了MOX燃料制造工艺流程的初步设计。2001年12月,原国防科工委批准了“十五”核能开发科研项目——“MOX燃料元件技术研究”。该项目由中国原子能科学研究院、核工业第五研究设计院和404厂共同承担,发挥厂院结合的优势进行联合攻关。通过“十五”科研攻关,开展了MOX燃料元件堆芯转换用CIATTION程序、RICP程序、FMP程序包、NVI-TAMIN-C截面数据库、WINMS新数据库的应用开发,提交了堆芯物理计算设计报告。开展了MOX燃料元件设计用BEHAVE-SST和METERO-1.5程序的应用开发,提交了CEFR-MOX辐照考验组件的设计报告。CEFR堆芯的设计有相当的灵活性。CEFR-MOX燃料芯块尺寸初步按ϕ外5.10mm、ϕ内1.60mm、高度6.50~9.00mm进行设计,单个芯块重量为1.25~1.73g。根据堆芯初步设计计算,如果CEFR采用MOX燃料,则MOX燃料的初步成分设计为:235U富集度为36%(质量分数)的中浓铀,PuO2为29.4%(质量分数)。由于CEFR堆芯可以扩充一排燃料组件,因此也可采用235U富集度为19.6%、而工业PuO2质量分数为31.8%的MOX燃料;按此装料方案,一炉CEFR-MOX燃料需289.2kgUO2和134.8kgPuO2;一炉料是80个组件,每个组件含61根单棒,则每个组件含1.6854k