CN101226782A - 中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法 - Google Patents

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Abstract

本发明适用于压水堆堆芯燃料管理领域,提供了中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法。该方法在首循环中,使用钆作为可燃毒物。本发明实施例在首循环中使用钆作为可燃毒物,减少了放射性废物,有利于环保。

Description

中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法
技术领域
本发明属于压水堆堆芯燃料管理领域,尤其涉及中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法。
背景技术
在压水堆核电站反应堆堆芯燃料组件布置中,传统的反应堆堆芯燃料组件在首循环中使用硼玻璃作为可燃毒物,将堆芯燃料组件按照富集度不同分为三个富集区,三区的富集度分别为1.8%、2.4%、3.1%。其中富集度为1.8%的燃料组件中不含可燃毒物,富集度为2.4%和3.1%的燃料组件中均含有硼玻璃可燃毒物。
在满足各项安全准则的前提下,首循环中使用硼玻璃可燃毒物,实现了自然循环长度达到316等效满功率天(Effective Full Power Days,EFPD)。
在制作工艺上,传统的硼玻璃可燃毒物制造较为复杂;硼玻璃可燃毒物是作为插卸式相关组件,直接插在燃料组件的控制棒导向管位置,因此插入硼玻璃可燃毒物的燃料组件就不可能再插控制棒,硼玻璃可燃毒物的使用在一定程度上限制了设计的灵活性;同时,硼玻璃可燃毒物作为插卸式组件,需要进行额外的包装和处理,大亚湾核电站和岭澳核电站在首循环中每个机组都含有68组硼玻璃可燃毒物的燃料组件,因此额外造成的放射性废物为68×4=272组硼玻璃可燃毒物组件,不利于环境保护。
发明内容
本发明实施例的目的在于提供中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法,旨在解决首循环中使用传统的硼玻璃作为可燃毒物导致放射性废物多、不利于环保、设计上不灵活的问题。
本发明实施例是这样实现的,中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法,所述方法在首循环中,使用钆作为可燃毒物。
本发明实施例在首循环中采用钆作为可燃毒物,实现了自然循环长度达到346等效满功率天,与现有的首循环中使用硼玻璃可燃毒物相比,循环长度长了近30EFPD,有相当高的经济性和运行灵活性;在首循环中使用钆毒物代替硼玻璃,减少了放射性废物,有利于环境保护。
附图说明
图1是本发明实施例提供的中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法中堆芯燃料组件布置的示意图,它表示出四分之一堆芯的布置。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白,以下结合附图及实施例,对本发明进行进一步详细说明。应当理解,此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明,并不用于限定本发明。
本发明实施例,首循环中,使用钆作为可燃毒物,改变燃料组件的堆内布置,在首循环中达到346等效满功率天的循环长度。
压水堆核电站反应堆堆芯由157组全M5材料的AFA3G燃料组件构成,堆芯燃料活性段高度为365.76cm,等效直径304.04cm,高径比为1.203。每个全M5 AFA 3G燃料组件燃料棒按17×17方阵排列,去除24根导向管和1根仪表管,共264根燃料棒。
钆毒物的主要成份是Gd2O3,它的重量百分比可以从2%至10%不等。作为本发明的一个实施例,首循环中可燃毒物钆的重量百分比为8%。
一个17×17的燃料组件可以含有4根、8根、12根、16根、20根、24根钆棒,这样在设计上有相当大的灵活性,从而可以较容易地展平堆芯的功率分布,降低功率峰因子。在本发明实施例中,首循环初始堆芯燃料组件布置含可燃毒物钆棒的数目为8根和12根。
首循环中,钆作为可燃毒物,在结构上是与UO2混合并烧结在UO2芯块内,因此使用钆作为可燃毒物不占据燃料组件中控制棒导向管的位置,而传统的硼玻璃可燃毒物则是作为插卸式相关组件,直接插在燃料组件的控制棒导向管位置,因此插入硼玻璃的燃料组件就不可能再插控制棒,一定程度上硼玻璃的使用将限制了设计的灵活性;另外,使用钆毒物还可以实现对寿期初慢化剂温度系数较好的控制。由于钆毒物是与UO2芯块一起烧结,不增加乏燃料之外的废物量,而硼玻璃作为插卸式组件,需要进行额外的包装及处理,会额外造成放射性废物。同时,钆毒物的制造工艺相对较为简单容易,而硼玻璃可燃毒物作为插卸式组件,在制造上较为复杂。
首循环中,初始堆芯燃料组件都是新组件,按235U的富集度不同分为三个富集区。三个富集区的富集度可以分别为1.8%、2.4%和3.1%,其中富集度为2.4%和3.1%的燃料组件中均含有可燃毒物钆棒,燃料组件数分别为53、52和52个,如表一所示。富集度最高的燃料组件装载在堆芯外区,另外两种富集度较低的燃料组件按棋盘式布置在堆芯内区,即燃耗浅的组件被燃耗深的组件包围着以展平堆芯功率分布。
分区 富集度   第一循环
    1   1.8%     53
    2   2.4%     52
    3   3.1%     52
表一
图1是本发明实施例提供的中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法中堆芯燃料组件布置的示意图,由于全堆芯的燃料组件布置遵循1/4旋转对称,图中仅给出了四分之一堆芯的布置;其中n表示可燃毒物钆棒的数目。
横坐标从外圈向里圈依次由A-H排列,纵坐标从里圈向外圈依次由08-15排列,在首循环中,初始堆芯的H15、G15、G14、F14、E14、E13、D13、D12、C12、C11、B11、B10、B09、A09、A08位置摆放235U富集度为3.1%的燃料组件,其中在坐标E13、D12、C11的位置摆放的燃料组件含有带8根可燃毒物钆棒的燃料组件。
在初始堆芯的H13、F13、G12、E12、H11、F11、D11、G10、E10、C10、H09、F09、D09、G08、E08、C08的位置摆放235U富集度为2.4%的燃料组件,其中在F13、G10、C10、F09的位置摆放的燃料组件含有带8根可燃毒物钆棒的燃料组件;在H13、G12、E12、H11、F11、D11、E10、H09、D09、G08、E08、C08的位置摆放的燃料组件含有带12根可燃毒物钆棒的燃料组件。
在初始堆芯的H14、G13、H12、F12、G11、E11、H10、F10、D10、G09、E09、C09、H08、F08、D08、B08的位置摆放235U富集度为1.8%的燃料组件,该燃料组件均不含有钆棒可燃毒物。
作为本发明的一个实施例,首循环中含钆棒的燃料组件按照棋盘式布置。
堆芯装载搜索是在基本安全准则的前提下,综合考虑了燃料管理性能参数和中子学参数得出的。首循环的燃料管理计算结果如表二所示,中子学参数计算结果如表三所示。
        循环     第一循环
  循环长度     MWd/tU     13868
    EFPD     346
  慢化剂温度系数,pcm/℃     -1.32
  最大组件燃耗     18060
  最大径向功率峰因子     1.359
  最大核焓升因子     1.514
  最大热点因子     1.89
  可燃毒物棒根数     656
  使用可燃毒物     Gd
  新组件可燃毒物类型     0/8/12
    停堆裕量,pcm     3647(61)
表二
主要参数 第一循环   一核18个月换料   岭澳一期1/4换料
慢化剂密度系数—最大值(Δk/k/g/cm3) 0.432 0.54 0.58
Doppler温度系数(绝对值最大值)pcm/℃ -4.04 -4.65 -4.65
Doppler温度系数(绝对值最小值)pcm/℃ -1.86 -1.88 -1.88
Doppler功率系数(低限值)pcm/%FP     -9.4~-7.4(0%-100%)   -9.2~-6.8(0%-100%)     -9.2~-6.8(0%-100%)
Doppler功率系数(高限值)pcm/%FP     -18.3~-12.7(0%-100%)   -18.3~-13.6(0%-100%)     -18.3~-13.6(0%-100%)
缓发中子份额—最大值     0.00733   0.00750     0.00750
缓发中子份额—最小值     0.00480   0.00440     0.00440
瞬发中子寿命μs(最大值)     26.5   27.9     27.9
表三
以上首循环中的初始堆芯装载方案满足基本设计参数:FDH≤1.55;FQ≤2.45和基本安全准则,得到的功率峰因子相当低,为热工安全分析提供足够的裕量,其中FDH为焓升因子,FQ为热点因子。根据表三中计算的中子学参数结果对二回路的事故进行系统的评价和分析,确定首循环中可燃毒物的改变对二回路的事故分析影响很小。从表二和表三中的计算结果可以得出此首循环中对新燃料组件的设计方案完全满足国际安全准则。
本发明实施例中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法,在首循环中使用钆作为可燃毒物,改变燃料组件的布置方式,使首循环达到了346等效满功率天的循环长度,与传统年度换料方法中在首循环使用硼玻璃可燃毒物相比,循环长度长了近30等效满功率天;有相当高的经济性和运行灵活性。首循环使用钆作为可燃毒物可以减少放射性废物,有利于环保。
以上所述仅为本发明的较佳实施例而已,并不用以限制本发明,凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (5)

1.中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法,其特征在于:首循环中,使用钆作为可燃毒物。
2.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述首循环中含可燃毒物的燃料组件按照棋盘式布置。
3.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述首循环中达到了346等效满功率天的循环长度。
4.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述首循环中可燃毒物钆的重量百分比为8%。
5.如权利要求1所述的方法,其特征在于,所述首循环中含钆棒的堆芯燃料组件为带8根和12根钆棒的燃料组件。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103000232A (zh) * 2012-12-05 2013-03-27 中国核电工程有限公司 一种先进的首循环18个月换料装载方法
CN103578588A (zh) * 2013-10-18 2014-02-12 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂平衡循环18个月换料的堆芯装载方法
CN104952492A (zh) * 2015-05-11 2015-09-30 中国核动力研究设计院 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯
CN107863166A (zh) * 2017-12-08 2018-03-30 中国核动力研究设计院 一种压水堆首循环含硼堆芯的18个月换料装载方法
CN107910078A (zh) * 2017-12-08 2018-04-13 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆芯的18个月换料多循环燃料的管理方法
CN113488213A (zh) * 2021-06-11 2021-10-08 广东核电合营有限公司 防止压水反应堆下行投运rra发生严重瞬变方法及装置

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1229514A (zh) * 1996-09-04 1999-09-22 株式会社日立制作所 初装载反应堆心
SE0003784D0 (sv) * 2000-10-19 2000-10-19 Westinghouse Atom Ab Reactor core

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103000232A (zh) * 2012-12-05 2013-03-27 中国核电工程有限公司 一种先进的首循环18个月换料装载方法
CN103000232B (zh) * 2012-12-05 2015-07-29 中国核电工程有限公司 一种先进的首循环18个月换料装载方法
CN103578588A (zh) * 2013-10-18 2014-02-12 中国核电工程有限公司 一种压水堆核电厂平衡循环18个月换料的堆芯装载方法
CN104952492A (zh) * 2015-05-11 2015-09-30 中国核动力研究设计院 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯
CN104952492B (zh) * 2015-05-11 2017-08-01 中国核动力研究设计院 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯
CN107863166A (zh) * 2017-12-08 2018-03-30 中国核动力研究设计院 一种压水堆首循环含硼堆芯的18个月换料装载方法
CN107910078A (zh) * 2017-12-08 2018-04-13 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆芯的18个月换料多循环燃料的管理方法
CN107863166B (zh) * 2017-12-08 2019-12-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆首循环含硼堆芯的18个月换料装载方法
CN107910078B (zh) * 2017-12-08 2020-01-10 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆芯的18个月换料多循环燃料的管理方法
CN113488213A (zh) * 2021-06-11 2021-10-08 广东核电合营有限公司 防止压水反应堆下行投运rra发生严重瞬变方法及装置

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