CN101447238A - 可提高中子注量率的核反应堆堆芯 - Google Patents

可提高中子注量率的核反应堆堆芯 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，堆芯为环形结构，堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱外围为燃料组件区，燃料组件区外围为铍反射层，整个堆芯为环形结构。中心铍热中子阱区最大热中子注量率可比燃料区大一倍以上；由于热中子阱区可设置高铀量的燃料组件，该燃料组件中心可形成快中子阱区，因而产生的裂变中子注量率高。

Description

可提高中子注量率的核反应堆堆芯
技术领域
本发明涉及一种核反应堆堆芯，具体涉及要求高中子注量率的多用途的研究堆和以燃料材料考验为主的工具堆的堆芯。
背景技术
目前先进研究堆的设计是采用倒(反)中子阱紧凑堆芯。在合适的功率水平下，尽量紧缩堆芯，提高堆芯功率密度，得到高的裂变中子注量率。高度欠慢化的堆芯被周围大体积的重水或铍所包围，大量裂变中子从堆芯表面泄漏到反射层中被慢化，形成热中子注量率峰。在相同的功率水平下，功率区体积越小，泄漏的裂变中子在反射层中形成的热中子注量率越高。
美国的ETR堆堆功率175MW，壳式堆，用于工程试验和同位素生产。1955年开始建造，1957年首次临界。轻水慢化和冷却，铍反射层。堆芯有五个大的考验孔道，最大孔道尺寸为228.6mm×228.6mm，虽然尺寸较大，但没有足够的慢化剂，因此热中子注量率较低，只有6×1014n/cm2/s。
对于新建的多功能研究堆以及工具堆，要以20％的低浓铀取代高浓油。低浓铀与高浓铀相比，在相同的堆芯尺寸和相同的功率下，由于铀装量的增加，理论上热中子注量率要反比降低。一般以反中子阱型堆芯来提高反射层的热中子注量率，但热中子注量率提高得还不够。为便于开展各种试验研究或有较大的高中子注量率的辐照空间创造条件，追求高的快、热中子注量率的紧凑堆芯，必须对堆芯进行优化设计。
发明内容
本发明的目的在于提供一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯。
本发明的技术方案如下：
一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环形结构；堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料组件区外围为铍反射层；
所述的铍热中子阱区包括铍块和控制棒跟随体；所述的燃料组件区包括燃料组件和铍块；所述的铍反射层包括铍块、控制棒跟随体和靶件；
所述的堆芯为六角环形结构；
所述的铍热中子阱区设置有高铀量含铀组件，形成铍快中子阱区；
所述的铍快中子阱区由铍块、控制棒跟随体、高铀量燃料组件和带快中子考验通道的高铀量燃料组件组成。
一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环形结构；堆芯的内部可以划分为若干个子堆芯；每个子堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料组件区外围为子堆芯铍反射层；堆芯外围为大堆芯铍反射层；
所述的铍热中子阱区包括铍块和控制棒跟随体；所述的燃料组件区包括燃料组件；所述的子堆芯铍反射层包括铍块、控制棒跟随体和靶件；所述的大堆芯铍反射层包括铍块；
所述的堆芯和/或子堆芯为六角环形结构；
所述的子堆芯有三个，子堆芯在堆芯中成120°旋转对称分布，堆芯的中心布置一个铍块，作为三个子堆芯的连接点；
所述的铍热中子阱区设置有高铀量含铀组件，形成铍快中子阱区；
所述的铍快中子阱区由铍块、控制棒跟随体、高铀量燃料组件和带快中子考验通道的高铀量燃料组件组成。
本发明的效果在于：堆芯中大量裂变中子从堆芯内、外表面泄漏到中心铍热中子阱和外围铍反射层，经慢化形成热中子注量率峰，由于中心铍热中子阱向内是收敛的，因此热中子注量率在铍热中子阱的中心最高，中心铍热中子阱区最大热中子注量率可比燃料区大一倍以上；由于热中子阱区可设置高铀量的燃料组件，该燃料组件中心可形成快中子阱区，因而产生的裂变中子注量率高，快中子注量率也高，从而为开展反应堆的各种材料研究创造了条件。
附图说明
图1是本发明可提高中子注量率的反应堆堆芯实施例一中六角环形堆芯示意图；
图2是本发明可提高中子注量率的反应堆堆芯实施例二中六角环形堆芯示意图；
图3是本发明可提高中子注量率的反应堆堆芯实施例三中包括三个子堆芯的六角环形堆芯示意图；
图中：1：铍块  2：燃料组件  3：控制棒铍跟随体  4：靶件5：高铀量燃料组件  6：带快中子考验通道的高铀量燃料组件
具体实施方式
本发明一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，包括一个或多个子堆芯，每个子堆芯从中心向外依次划分为铍热中子阱区、燃料组件区和铍反射层，铍热中子阱区包括铍块1和控制棒跟随体3；燃料组件区包括燃料组件2和铍块1；铍反射层包括铍块1、控制棒跟随体3和靶件4，整个堆芯为环形结构。
核截面参数由69群并为四群计算：
能群划分为：
10Mev～0.821Mev(1～5群)为快I群；
0.821Mev～5.53Kev(6～15群)为快II群；
5.53Kev～0.625ev(16～45群)为快III群；
<0.625ev(46～69群)为热群。
实施例一
本实施例以高通量工程试验堆(HFETR)为例，堆芯为六角环形，堆功率90MW，36盒燃料组件，热中子慢化方案。堆芯布置如图1。
堆芯从中心向外呈六角环形布置，共七圈。
铍热中子阱区由中心1盒铍块1、外围(第1圈)呈梅花形布置的6盒铍块1、第2圈呈梅花形布置的6盒铍块1和6盒控制棒跟随体3组成。其中，6盒控制棒跟随体3布置在六个角上。
燃料组件区布置在铍热中子阱的外围两圈(第3、4圈)，共36盒燃料组件2组成。其中，第4圈的六个角上布置有6盒铍块1。
铍反射层布置在燃料组件区的外围三圈(第5，6，7圈)，由18盒铍块1、12盒控制棒铍跟随体3和78盒靶件4组成。其中，铍块1、控制棒铍跟随体3呈1-1-2-1分布(1盒铍块—1盒控制棒铍跟随体—2盒铍块—1盒控制棒铍跟随体)间隔布置在第5圈，78盒靶件4布置在第6和第7圈。
零天：↓Keff(全提棒中子增殖系数)为0.9110↑Keff 1.2046 U-235装量18.719Kg
20天时：↑Keff 1.0692 U-235堆存量15.413Kg
快I群最大中子注量率为5.372×1014n/cm2·s
快II群最大中子注量率为8.710×1014n/cm2·s
快III群最大中子注量率为8.661×1014n/cm2·s
最大热中子注量率为16.32×1014n/cm2·s
热中子阱最大热中子注量率可达到～1.8×1015n/cm2/s。
最大热中子注量率是指一盒燃料组件的平均值。考虑到轴向不均匀因子，取中间区，最大平均热中子注量率可达2.1×1015n/cm2/s。
实施例二
本实施例以高通量工程试验堆(HFETR)为例，堆芯为六角环形，堆功率110MW，在堆芯36盒燃料组件分三区倒料热中子慢化增殖方案基础上，为达到快中子增殖目的，在19盒铍中心的7盒放上铀装量高的燃料组件(芯体厚0.7mm，包壳厚0.4mm)，形成快中子增殖区，采取加压或提高流速的方法导出裂变热。堆芯布置如附图2所示。
堆芯从中心向外呈六角环形布置，共7圈。
铍热中子阱区由中心1盒带快中子考验通道的高铀量燃料组件6、外围(第1圈)呈梅花形布置的6盒高铀量燃料组件5、第2圈梅花形1-1-1(1盒铍块—1盒控制棒跟随体—1盒铍块)间隔布置的6盒铍块1和6盒控制棒跟随体3组成。其中，6盒控制棒铍跟随体3布置在六个角上。
燃料组件区布置在铍热中子阱的外围两圈(第3、4圈)，共36盒燃料组件2组成。其中，第4圈的六个角上布置有6盒铍块1。
铍反射层区布置在燃料组件区的外围三圈(第5、6、7、圈)，由12盒铍块1、12盒控制棒铍跟随体3和84盒靶件4组成。其中，靶件4、控制棒铍跟随体3、铍块1、呈1-1-2-1-1(1盒靶件—1盒控制棒跟随体—2盒铍块—1盒控制棒铍跟随体—1盒靶件)间隔布置在第5圈，78盒靶件4布置在第6和第7圈。
零天：↓Keff为0.9457 ↑Keff 1.1524 U-235装量12.889Kg
20天时：↑Keff 1.0543 U-235堆存量10.365Kg
快I群最大中子注量率为5.561×1014n/cm2·s
快II群最大中子注量率为8.185×1014n/cm2·s
快III群最大中子注量率为6.832×1014n/cm2·s
最大热中子注量率为7.809×1014n/cm2·s
实施例三
本实施例以高通量工程试验堆(HFETR)为例，堆功率135MW，堆芯装载54盒燃料组件，分成三个子堆芯，每个子堆芯中含18盒燃料组件。堆芯布置如图3。
整个堆芯从中心向外呈六角环形布置，共9圈，称为大堆芯。大堆芯内部三个子堆芯在堆芯中成120°旋转对称分布。子堆芯的中心处于大堆芯的第4圈，每个子堆芯中心向外成六角环形布置，共4圈。
每个子堆芯布置如下：
铍热中子阱区由中心1盒铍块1、外围(第1、2圈)呈梅花形布置的18盒铍块1和1盒控制棒铍跟随体3组成。其中1盒控制棒铍跟随体3布置在第2圈靠近大堆芯中心的位置。
燃料组件区布置在铍热中子阱的外围1圈(第3圈)，共18盒燃料组件2组成。
子堆芯铍反射层区布置在燃料组件区的外围一圈(第4圈)，由1盒铍块1、10盒控制棒铍跟随体3和13盒靶件4组成。其中，铍块1、控制棒跟随体3与靶件4呈1-4-5-1-3-1-5-4(1盒铍块-4盒控制棒铍跟随体-5盒靶件-1盒铍块-3盒靶件-1盒铍块-5盒靶件-4盒控制棒铍跟随体)间隔布置在第4圈。
铍热中子阱区由中心1盒铍块1作为三个子堆芯的连接点，分别占有子堆芯的第4圈的一个位置。
在大堆芯中除三个子堆芯的位置外，全部布置为铍块1，共有102盒，作为大堆芯铍反射层。
零天：↓Keff为0.9110↑Keff 1.2046 U-235装量18.719Kg
20天时：↑Keff 1.0692 U-235堆存量15.413Kg
快I群最大中子注量率为5.372×1014n/cm2·s
快II群最大中子注量率为8.710×1014n/cm2·s
快III群最大中子注量率为8.661×1014n/cm2·s
最大热中子注量率为16.32×1014n/cm2·s。

Claims (9)

1.一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环形结构；堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料组件区外围为铍反射层。
2.按照权利要求1所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的铍热中子阱区包括铍块(1)和控制棒跟随体(3)；所述的燃料组件区包括燃料组件(2)和铍块(1)；所述的铍反射层包括铍块(1)、控制棒跟随体(3)和靶件(4)。
3.按照权利要求2所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的堆芯为六角环形结构。
4.一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环形结构；堆芯的内部可以划分为若干个子堆芯；每个子堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料组件区外围为子堆芯铍反射层；堆芯外围为大堆芯铍反射层。
5.按照权利要求4所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的铍热中子阱区包括铍块(1)和控制棒跟随体(3)；所述的燃料组件区包括燃料组件(2；所述的子堆芯铍反射层包括铍块(1)、控制棒跟随体(3)和靶件(4)；所述的大堆芯铍反射层包括铍块(1)。
6.按照权利要求5所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的堆芯和/或子堆芯为六角环形结构。
7.按照权利要求6所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的子堆芯有三个，子堆芯在堆芯中成120°旋转对称分布，堆芯的中心布置一个铍块(1)，作为三个子堆芯的连接点。
8.按照权利要求1至7所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的铍热中子阱区设置有高铀量含铀组件(5)，形成铍快中子阱区。
9.按照权利要求8所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：所述的铍快中子阱区由铍块(1)、控制棒跟随体(3)、高铀量燃料组件(5)和带快中子考验通道的高铀量燃料组件(6)组成。
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Cited By (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102629495A (zh) * 2012-03-19 2012-08-08 西安交通大学 外中子源驱动式核电池
CN103474097A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN103474098A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 机械控制棒结合硼注入系统作为第二套停堆系统的堆芯
CN103474100A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 采用机械控制棒作为第二套停堆系统的堆芯
CN103474099A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯
CN104183279A (zh) * 2014-08-26 2014-12-03 南华大学 一种内冷式压水反应堆堆芯
CN104376879A (zh) * 2013-08-12 2015-02-25 中国核动力研究设计院 一种欠慢化反应堆堆芯
CN106373621A (zh) * 2016-11-14 2017-02-01 清华大学天津高端装备研究院 一种铅铋堆ads的堆芯结构
CN107134298A (zh) * 2017-06-19 2017-09-05 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种紧凑型反应堆堆芯和功率展平方法
WO2017184259A1 (en) * 2016-03-29 2017-10-26 Nuscale Power, Llc Inter-module fuel shuffling
CN107799195A (zh) * 2017-11-24 2018-03-13 北京新核医疗科技有限公司 水平中子束照射方法、微型堆中子治疗装置及医疗系统
CN107967954A (zh) * 2017-11-24 2018-04-27 北京新核医疗科技有限公司 水平中子束照射方法、微型堆中子治疗装置及医疗系统
CN109192331A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
CN109192333A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法
CN109273108A (zh) * 2018-09-13 2019-01-25 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法
CN109859860A (zh) * 2019-02-01 2019-06-07 中国原子能科学研究院 研究性反应堆
CN110111913A (zh) * 2018-09-13 2019-08-09 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法
CN111899899A (zh) * 2020-08-12 2020-11-06 中国核动力研究设计院 一种降低hfetr堆芯不均匀性的方法
CN113192657A (zh) * 2021-04-29 2021-07-30 西南科技大学 一种具有反射层的非均匀控制棒
CN114530265A (zh) * 2022-01-11 2022-05-24 中国原子能科学研究院 一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109192332B (zh) * 2018-09-13 2020-01-07 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯钴靶组件核设计检验堆芯及方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB838528A (en) * 1957-05-01 1960-06-22 Gen Electric Improvements in nuclear reactors
US3175955A (en) * 1961-01-11 1965-03-30 Richard D Cheverton Gradient fuel plates
CN1192820A (zh) * 1994-08-16 1998-09-09 拉德考夫斯基钍动力有限公司 点火区－再生区反应堆
CN1237459A (zh) * 1999-06-16 1999-12-08 深圳大学核技术应用联合研究所 医用放射性玻璃微球及其核辐照装置和方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB838528A (en) * 1957-05-01 1960-06-22 Gen Electric Improvements in nuclear reactors
US3175955A (en) * 1961-01-11 1965-03-30 Richard D Cheverton Gradient fuel plates
CN1192820A (zh) * 1994-08-16 1998-09-09 拉德考夫斯基钍动力有限公司 点火区－再生区反应堆
CN1237459A (zh) * 1999-06-16 1999-12-08 深圳大学核技术应用联合研究所 医用放射性玻璃微球及其核辐照装置和方法

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刘水清 彭凤: "高通量工程试验堆压力容器侧壁中子注量率计算", 《核动力工程》 *
张禄庆: "国外研究堆发展趋向", 《核动力工程》 *

Cited By (37)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN102629495A (zh) * 2012-03-19 2012-08-08 西安交通大学 外中子源驱动式核电池
CN103474100B (zh) * 2012-06-06 2016-06-29 中国核动力研究设计院 采用机械控制棒作为第二套停堆系统的堆芯
CN103474097B (zh) * 2012-06-06 2016-08-10 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN103474098B (zh) * 2012-06-06 2016-08-31 中国核动力研究设计院 机械控制棒结合硼注入系统作为第二套停堆系统的堆芯
CN103474098A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 机械控制棒结合硼注入系统作为第二套停堆系统的堆芯
CN103474099B (zh) * 2012-06-06 2016-08-03 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN103474097A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN103474100A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 采用机械控制棒作为第二套停堆系统的堆芯
CN103474099A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯
CN104376879B (zh) * 2013-08-12 2017-06-20 中国核动力研究设计院 一种欠慢化反应堆堆芯
CN104376879A (zh) * 2013-08-12 2015-02-25 中国核动力研究设计院 一种欠慢化反应堆堆芯
CN104183279A (zh) * 2014-08-26 2014-12-03 南华大学 一种内冷式压水反应堆堆芯
WO2017184259A1 (en) * 2016-03-29 2017-10-26 Nuscale Power, Llc Inter-module fuel shuffling
US10818403B2 (en) 2016-03-29 2020-10-27 Nuscale Power, Llc Inter-module fuel shuffling
CN106373621A (zh) * 2016-11-14 2017-02-01 清华大学天津高端装备研究院 一种铅铋堆ads的堆芯结构
CN106373621B (zh) * 2016-11-14 2017-12-19 清华大学天津高端装备研究院 一种铅铋堆ads的堆芯结构
CN107134298A (zh) * 2017-06-19 2017-09-05 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种紧凑型反应堆堆芯和功率展平方法
CN107134298B (zh) * 2017-06-19 2019-01-29 中科瑞华原子能源技术有限公司 一种紧凑型反应堆堆芯和功率展平方法
CN107967954A (zh) * 2017-11-24 2018-04-27 北京新核医疗科技有限公司 水平中子束照射方法、微型堆中子治疗装置及医疗系统
CN107799195A (zh) * 2017-11-24 2018-03-13 北京新核医疗科技有限公司 水平中子束照射方法、微型堆中子治疗装置及医疗系统
CN107799195B (zh) * 2017-11-24 2024-01-09 北京新核核工程科技有限公司 水平中子束照射方法、微型堆中子治疗装置及医疗系统
CN107967954B (zh) * 2017-11-24 2023-08-04 北京新核核工程科技有限公司 水平中子束照射方法、微型堆中子治疗装置及医疗系统
CN110111913A (zh) * 2018-09-13 2019-08-09 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法
CN109192331A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
CN109273108B (zh) * 2018-09-13 2020-06-23 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法
CN109192333B (zh) * 2018-09-13 2020-06-23 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法
CN109192331B (zh) * 2018-09-13 2020-06-23 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
CN109192333A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法
CN110111913B (zh) * 2018-09-13 2022-02-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法
CN109273108A (zh) * 2018-09-13 2019-01-25 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法
CN109859860A (zh) * 2019-02-01 2019-06-07 中国原子能科学研究院 研究性反应堆
CN111899899A (zh) * 2020-08-12 2020-11-06 中国核动力研究设计院 一种降低hfetr堆芯不均匀性的方法
CN113192657A (zh) * 2021-04-29 2021-07-30 西南科技大学 一种具有反射层的非均匀控制棒
CN113192657B (zh) * 2021-04-29 2022-11-04 西南科技大学 一种具有反射层的非均匀控制棒
CN114530265A (zh) * 2022-01-11 2022-05-24 中国原子能科学研究院 一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆
CN114530265B (zh) * 2022-01-11 2024-03-22 中国原子能科学研究院 一种用于核反应堆的安全棒及核反应堆

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