CN101206930B - 多堆联合核燃料循环利用方法 - Google Patents
多堆联合核燃料循环利用方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN101206930B CN101206930B CN2006101579055A CN200610157905A CN101206930B CN 101206930 B CN101206930 B CN 101206930B CN 2006101579055 A CN2006101579055 A CN 2006101579055A CN 200610157905 A CN200610157905 A CN 200610157905A CN 101206930 B CN101206930 B CN 101206930B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- fuel element
- reactor core
- stove
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title claims abstract description 18
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 16
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 94
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 10
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 11
- 238000004064 recycling Methods 0.000 claims description 10
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims description 8
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 3
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims description 3
- 230000008901 benefit Effects 0.000 abstract description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 abstract description 4
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 abstract description 3
- 238000005457 optimization Methods 0.000 abstract description 3
- 238000009835 boiling Methods 0.000 abstract 1
- 125000004122 cyclic group Chemical group 0.000 description 3
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 2
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 230000006872 improvement Effects 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 230000000306 recurrent effect Effects 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明涉及核电技术，特别涉及应用在核电站首炉堆芯燃料管理设计中的一种多堆联合核燃料循环利用方法，对可互换燃料元件的多个反应堆联合进行核燃料循环利用，部分燃料元件依次在多个反应堆中使用。本发明的有益效果在于可以把新建核电站前期的燃料利用率提高到后期平衡循环时的水平，节省燃料采购及乏燃料后处理的费用；使得停堆换料堆型在首炉堆芯就能实现长周期换料。该方法也用于已运行堆之间的堆芯燃料管理设计优化，可以提高燃料利用率。本发明方法对停堆换料堆型和连续换料堆型都适用，适用于压水堆、沸水堆、重水堆和高温气冷堆。
Description
技术领域
本发明涉及核电技术，特别涉及应用在核电站首炉堆芯燃料管理设计中的一种多堆联合核燃料循环利用方法。
背景技术
核能发电是一种新型能源。从廿世纪50年代第一座核电站建成以来越来越受到人们重视。据统计，截止2002年底世界上已有30多个国家和地区建成约441座核电站，发电容量约为3.6亿千瓦。正在建造中的约有40座，计划建造的约60座，全部建成装机容量将近5亿千瓦，约占那时世界发电量的20％左右。原子核反应堆通常以铀或钚作核燃料，可控地进行链式裂变反应，并持续不断地将裂变能量带出作功的一种特殊的原子锅炉。
现在的核电站首炉堆芯所使用的燃料均为新燃料，其缺点是前期的卸料燃耗相对较低，燃料利用不经济；对停堆换料的堆型来说，还造成首炉堆芯实现长周期换料困难。
发明内容
本发明的目的在于提供一种多堆联合核燃料循环利用方法，能够解决新建核电站的前期燃料利用不经济和停堆换料堆型在首炉堆芯实现长周期换料困难的问题。
本发明解决其技术问题所采用的技术方案是：一种多堆联合核燃料循环利用方法，对可互换燃料元件的多个反应堆联合进行核燃料循环利用，部分燃料元件依次在多个反应堆中使用。
进一步的，使用新燃料元件和部分燃耗过的燃料元件组成新旧燃料混合堆芯作为新机组的首炉堆芯。
进一步的，所述首炉堆芯的构成与平衡循环堆芯的构成一致或相近。所述部分燃耗过的燃料元件为拥有一定燃耗深度、仍有利用价值的燃料元件。且所述部分燃耗过的燃料元件已经放置至少一年。
本发明可应用于已运行堆之间的堆芯燃料管理设计优化，可以提高燃料利用率。当应用在新机组的首炉堆芯时，可以把新建核电站前期的燃料利用率提高到后期平衡循环时的水平，节省燃料采购及乏燃料后处理的费用，并使停堆换料堆型在首炉堆芯就能实现长周期平衡循环或准平衡循环。本发明方法对停堆换料堆型和连续换料堆型都适用，适用于压水堆、沸水堆、重水堆和高温气冷堆。
具体实施方式
下面以堆芯装载157个燃料元件、需要停堆换料的压水堆核电站首炉长周期平衡循环堆芯为例对本发明作进一步阐述。
首先开展多堆联合核燃料循环设计，按照长周期平衡循环堆芯的构成特点列出新机组首炉堆芯所需各种新旧燃料元件清单。例如，当M310型压水堆首炉循环长度定为17个月时，可以采用72组富集度为4.45％的新燃料、56组在18个月燃料循环中使用过一次的燃料和29组在18个月燃料循环中使用过两次的燃料。再例如，当M310型压水堆首炉循环长度定为19个月时，则可以采用76组富集度为4.45％的新燃料、52组在18个月燃料循环中使用过一次的燃料和29组在18个月燃料循环中使用过两次的燃料。
本发明中，所述长周期平衡循环堆芯的构成由核电站的具体参数(如堆芯装载的燃料元件数量、燃料循环长度和燃料富集度等)决定，在平衡循环中，机组燃料的利用率和安全系数最佳。
通过一个或多个已运行核电站的多次换料为新机组的首炉堆芯凑足所需的部分燃耗过的燃料元件，这包括经过一个循环和两个循环的燃料元件；当上述只部分燃耗过的燃料元件在乏燃料水池中放置了至少一年之后，其剩余发热量及放射性水平将降到足够低，可以满足运输条件。
根据新旧燃料元件的实测数据对新机组的首炉堆芯设计进行校核计算，必要时进行调整直到满足要求。
在新机组的乏燃料水池可以使用后，就可以在新机组的首炉堆芯准备装料前使用乏燃料运输容器将这些已经满足运输条件的、部分燃耗过的燃料元件运到新机组的乏燃料水池。所需新燃料则按现有方法运到新机组的乏燃料水池。
按照设计结果为新机组的首炉堆芯装料。
本发明的其它实施例中，新机组首炉堆芯的新燃料元件和只部分燃耗过的燃料元件的构成比例及其它参数与平衡循环堆芯时的状态也可以完全不同，只要能满足设计要求即可，比较灵活。
这样，通过实施多堆联合核燃料循环，可以参考核电站平衡循环堆芯的构成特点，为新建核电站构造一个可直接达到平衡循环或准平衡循环状态的首炉堆芯，节省燃料采购及乏燃料后处理的费用。对停堆换料堆型来说，在首炉堆芯就能实现长周期换料。
上述首炉堆芯的设计方式同样可以应用于不停堆换料的堆型。下面以球床高温气冷堆为例对本发明在不停堆换料堆型首炉堆芯上的应用作进一步阐述。
首先开展多堆联合核燃料循环设计，按照球床高温气冷堆平衡循环堆芯的构成特点得到新机组首炉堆芯所需各种新旧燃料元件的清单。
通过一个或多个已运行高温气冷堆核电站的连续换料为新机组的首炉堆芯凑足所需只部分燃耗过的燃料元件；当上述只部分燃耗过的燃料元件放置了至少一年之后，其剩余发热量及放射性水平将降到足够低，可以满足运输条件。
根据新旧燃料元件的实测数据对新机组的首炉堆芯设计进行校核计算，必要时进行调整直到满足要求。
在新机组满足燃料元件接受条件之后，就可以在新机组的首炉堆芯准备装料前使用球形燃料元件的乏燃料运输容器将这些已经满足运输条件的只部分燃耗过的燃料元件运到新机组。所需新燃料则按现有方法运到新机组。
按照设计结果为新机组的首炉堆芯装料。
本发明方法也可用于已运行堆之间的堆芯燃料管理设计优化。以M310压水堆18个月燃料循环和四分之一年度燃料循环的联合核燃料循环设计为例作进一步阐述。
18个月燃料循环具有机组可用率高的优点，四分之一年度燃料循环具有燃料利用率高的优点。将18个月燃料循环中边缘位置改为全部放置经过了两个循环的燃料元件，增加4组新燃料元件以保持燃料循环长度，多余出来的只经过了一个循环的燃料元件则放入四分之一年度燃料循环堆芯，可提高燃料利用率。这样，当长周期换料堆芯和短周期换料堆芯联合进行换料设计后，长周期换料高机组可用率的优点和短周期换料燃料利用率高的优点都能得到发挥。
以上所述仅为本发明的优选实施例而已，并不用于限制本发明，对于本领域的技术人员来说，本发明可以有各种更改和变化。凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的权利要求范围之内。
Claims (4)
1.一种多堆联合核燃料循环利用方法，其特征在于：对可互换燃料元件的多个反应堆联合进行核燃料循环利用，部分燃料元件依次在多个反应堆中使用；
其中，使用新燃料元件和部分燃耗过的燃料元件组成新旧燃料混合堆芯作为新机组的首炉堆芯；所述首炉堆芯的构成与平衡循环堆芯的构成一致或相近；所述部分燃耗过的燃料元件中包括使用过一次的燃料元件、使用过两次的燃料元件。
2.根据权利要求1所述的多堆联合核燃料循环利用方法，其特征在于，
对于首炉循环长度定为17个月的M310型压水堆，采用72组富集度为4.45％的新燃料元件、56组在18个月燃料循环中使用过一次的燃料元件、以及29组在18个月燃料循环中使用过两次的燃料元件。
3.根据权利要求1所述的多堆联合核燃料循环利用方法，其特征在于，
对于首炉循环长度定为19个月的M310型压水堆，采用76组富集度为4.45％的新燃料元件、52组在18个月燃料循环中使用过一次的燃料元件、以及29组在18个月燃料循环中使用过两次的燃料元件。
4.根据权利要求1-3中任一项所述的多堆联合核燃料循环利用方法，其特征在于，还包括以下步骤：
将所述部分燃耗过的燃料元件在乏燃料水池中放置至少一年，使其剩余发热量及放射性水平将降到足够低，以满足运输条件；
在新机组的首炉堆芯准备装料前，使用乏燃料运输容器将这些已经满足运输条件的、部分燃耗过的燃料元件运到新机组的乏燃料水池。
Priority Applications (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN2006101579055A CN101206930B (zh) | 2006-12-22 | 2006-12-22 | 多堆联合核燃料循环利用方法 |
| PCT/CN2007/002445 WO2008077297A1 (fr) | 2006-12-22 | 2007-08-14 | Procédé utilisant un cycle de combustible nucléaire combiné pour multiples réacteurs |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN2006101579055A CN101206930B (zh) | 2006-12-22 | 2006-12-22 | 多堆联合核燃料循环利用方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN101206930A CN101206930A (zh) | 2008-06-25 |
| CN101206930B true CN101206930B (zh) | 2011-06-15 |
Family
ID=39562084
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN2006101579055A Active CN101206930B (zh) | 2006-12-22 | 2006-12-22 | 多堆联合核燃料循环利用方法 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN101206930B (zh) |
| WO (1) | WO2008077297A1 (zh) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN101847450B (zh) * | 2009-05-27 | 2012-10-03 | 中广核工程有限公司 | 一种核电站燃料联合配置方法 |
| US10818403B2 (en) * | 2016-03-29 | 2020-10-27 | Nuscale Power, Llc | Inter-module fuel shuffling |
| CN109359433B (zh) * | 2018-12-04 | 2022-08-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆芯换料设计的自动化方法 |
| CN109273121B (zh) * | 2018-12-07 | 2020-11-27 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐燃料多堆系统 |
| CN110689984B (zh) * | 2019-10-23 | 2021-03-26 | 中国科学院上海应用物理研究所 | 一种熔盐堆堆芯换料管理方法 |
| CN115274163B (zh) * | 2022-08-05 | 2024-02-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆核电厂堆芯的燃料组件管理方法 |
| CN116857634A (zh) * | 2022-10-18 | 2023-10-10 | 浙江城建煤气热电设计院股份有限公司 | 一种供热管网的供汽方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006030001A (ja) * | 2004-07-16 | 2006-02-02 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 使用済み燃料の再利用方法及び高速炉の炉心構造 |
| CN1760990A (zh) * | 2004-10-15 | 2006-04-19 | 西屋电气有限责任公司 | 改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法 |
| CN1783352A (zh) * | 2004-12-03 | 2006-06-07 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 压水堆核电站反应堆堆芯装载方法 |
| JP2006234396A (ja) * | 2005-02-22 | 2006-09-07 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 原子炉燃料の運用方法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6166988A (ja) * | 1984-09-11 | 1986-04-05 | 株式会社東芝 | 燃料の装荷方法 |
| US5923717A (en) * | 1996-01-29 | 1999-07-13 | General Electric Company | Method and system for determining nuclear core loading arrangements |
| JP2000221297A (ja) * | 1999-01-28 | 2000-08-11 | Toshiba Corp | 使用済み燃料利用発電プロセスとシステム |
| CN1170290C (zh) * | 2002-01-08 | 2004-10-06 | 李玉仑 | 核电站乏燃料低温核反应堆 |
| CN1832053A (zh) * | 2005-03-11 | 2006-09-13 | 田嘉夫 | 轻水型中小动力反应堆堆芯燃料组件布料和换料方法 |
-
2006
- 2006-12-22 CN CN2006101579055A patent/CN101206930B/zh active Active
-
2007
- 2007-08-14 WO PCT/CN2007/002445 patent/WO2008077297A1/zh active Application Filing
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2006030001A (ja) * | 2004-07-16 | 2006-02-02 | Japan Nuclear Cycle Development Inst States Of Projects | 使用済み燃料の再利用方法及び高速炉の炉心構造 |
| CN1760990A (zh) * | 2004-10-15 | 2006-04-19 | 西屋电气有限责任公司 | 改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法 |
| CN1783352A (zh) * | 2004-12-03 | 2006-06-07 | 大亚湾核电运营管理有限责任公司 | 压水堆核电站反应堆堆芯装载方法 |
| JP2006234396A (ja) * | 2005-02-22 | 2006-09-07 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 原子炉燃料の運用方法 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 谢仲生，霍小东.PWR/CANDU联合核燃料循环研究.《核科学与工程》.2002,第22卷(第3期),256-260. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2008077297A1 (fr) | 2008-07-03 |
| CN101206930A (zh) | 2008-06-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN101206930B (zh) | 多堆联合核燃料循环利用方法 | |
| CN105139900B (zh) | 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法 | |
| Colton et al. | Full-Core Evaluation of Uranium-Based Fuels Augmented with Small Amounts of Thorium in Pressure Tube Heavy Water Reactors | |
| Tucker et al. | Thorium-based mixed oxide fuel in a pressurized water reactor: A burnup analysis with MCNP | |
| Bromley et al. | Heterogeneous Cores for Implementation of Thorium-Based Fuels in Heavy Water Reactors | |
| Zhang et al. | Design of Chinese modular high-temperature gas-cooled reactor HTR-PM | |
| CN114242283A (zh) | 一种压水堆堆芯24个月换料周期燃料装载方法 | |
| Fetterman | AP1000 core design with 50% MOX loading | |
| WO1993016477A1 (en) | Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium | |
| Odeh et al. | Core design optimization and analysis of the Purdue Novel Modular Reactor (NMR-50) | |
| Vasile et al. | Advanced fuels for plutonium management in pressurized water reactors | |
| Barré et al. | Development trends for future French pressurized water reactors | |
| Gregg et al. | Effect of highly enriched/highly burnt UO2 fuels on fuel cycle costs, radiotoxicity, and nuclear design parameters | |
| Lunin et al. | Development of four-year fuel cycle based on the advanced fuel assembly with uranium-gadolinium fuel and its implementation to the operating WWER-440 units | |
| Melese-d'Hospital et al. | Status of gas-cooled fast breeder reactor programs | |
| Lopez | Fuel assembly with inert matrix fuel rods as reload options for Laguna Verde NPP | |
| Jeong et al. | New high‐performance light water reactor core concept with mixed cycle length operation | |
| Fetterman | Advanced first core design for the Westinghouse AP1000 | |
| McMahon et al. | Modeling and design of a reload PWR core for a 48-month fuel cycle | |
| Brown et al. | Extended Power Uprates and 2-yr Cycles for BWRs-Where Do We Go from Here? | |
| McMahon et al. | Reload light water reactor core designs for an ultralong operating cycle | |
| Semchenkov et al. | Advanced fuel cycles for WWER-1000 reactors | |
| Belov et al. | Arrangement of the BN-600 Reactor Core Refueling at Transition to the Increased Fuel Burnup | |
| Nagano et al. | Basic evaluation on nuclear characteristics of BWR high burnup MOX fuel and core | |
| Dukhovenski et al. | Concept of fuel assemblies for the WWER-1500 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C06 | Publication | ||
| PB01 | Publication | ||
| C10 | Entry into substantive examination | ||
| SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
| C14 | Grant of patent or utility model | ||
| GR01 | Patent grant | ||
| PE01 | Entry into force of the registration of the contract for pledge of patent right | ||
| PE01 | Entry into force of the registration of the contract for pledge of patent right |
Denomination of invention: Multi reactor joint nuclear fuel cycle utilization method Effective date of registration: 20231108 Granted publication date: 20110615 Pledgee: Bank of China Limited Shenzhen Pingshan Branch Pledgor: CHINA NUCLEAR POWER DESIGN COMPANY Ltd. (SHENZHEN) Registration number: Y2023980064548 |