CN102810338A - 一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法及钠空泡实验组件 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，包括：（Ⅰ）在堆芯选择测量位置；（Ⅱ）在正常操作状态下步骤（I）中测量位置堆芯燃料组件存在钠冷却剂，调节反应堆状态至微小超临界状态，记录堆芯状态参数、各控制棒的棒位以及中子探测器计数和反应性数据，拟合计算出基准点的超临界反应性ρ1；（Ⅲ）降棒停堆，待计数降低到本底时，采用无钠冷却剂存在的钠空泡实验组件替换步骤（Ⅱ）的燃料组件，按步骤（Ⅱ）的方法得到测量点的超临界反应性ρ2；（Ⅳ）由ρ1-ρ2得到钠空泡反应性的测量值；（Ⅴ）对该测量值进行各种修正。本发明还提供用于该方法的钠空泡实验组件。采用本发明的方法和组件能够得到比较准确的钠空泡反应性价值。

Description

一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法及钠空泡实验组件
技术领域
本发明属于反应堆反应性系统校正技术领域，具体涉及一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法及钠空泡实验组件。
背景技术
快中子反应堆是下一代核能系统的主要堆型，其中钠冷快中子动力堆（简称钠冷快堆）以其技术成熟度及优良性能等优势，在下一代核能系统开发中占有重要地位。钠冷快堆采用液态金属钠作为冷却剂，其钠空泡反应性效应是设计过程中的重要内容之一，涉及燃料选型、堆芯布置、安全系统及燃料管理、安全分析等。中国实验快堆是我国首座钠冷快中子动力堆，为了进行设计验证，并确立钠冷快堆安全审评标准，需在该堆上进行钠空泡反应性价值测量试验。钠空泡反应性效应属于小反应性效应，其准确测量是钠冷快堆面临的难题之一。上世纪六七十年代，国外实验快堆中采用专门试验通道移动钠空腔、钠空泡实验组件替代燃料组件等方法进行过钠空泡反应性的测量，国外堆芯组件由于结构不同，形成钠空腔所采用的密封方法不同，同时由于当时测量和控制技术比较落后，给测量结果造成较大误差。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷，本发明的一个目的是提供一种精确的钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法。
本发明的另一个目的是提供一种用于测量钠冷快堆钠空泡反应性的钠空泡实验组件。
为达到以上目的，本发明采用的技术方案是：一种钠冷快堆钠空泡反应性价值的测量方法，具体包括以下步骤：
（Ⅰ）在钠冷快堆物理启动试验阶段，在堆芯选择一个测量位置；
（Ⅱ）在正常操作状态下步骤（I）中测量位置堆芯燃料组件存在钠冷却剂，调节反应堆状态至微小超临界状态，准确记录微小超临界状态下的堆芯状态参数、各控制棒的棒位以及在上述测量位置的中子探测器计数和反应性仪记录的反应性数据，根据中子探测器计数拟合计算得出微小超临界状态下中子指数增长的倍增周期，进而计算出进行了中子源和死时间修正的基准点的超临界反应性ρ1；
（Ⅲ）完成基准点测量后，降棒停堆，待计数降低到本底时，采用无钠冷却剂存在的钠空泡实验组件替换步骤（Ⅱ）的燃料组件，调节预先选取的测量用控制棒，使反应堆状态恢复至前述微小超临界状态，并保证堆芯状态参数与步骤（Ⅱ）的堆芯状态参数相同，其他控制棒恢复至之前基准点棒位，准确记录在上述测量位置的中子探测器计数和反应性仪记录的反应性数据，按步骤（Ⅱ）的方法得到进行了中子源和死时间修正的测量点的超临界反应性ρ2；
（Ⅳ）由ρ1-ρ2得到钠空泡反应性的测量值；
（Ⅴ）针对所选定的测量位置按步骤（Ⅱ）、（Ⅲ）各重复测量多次，对该测量值进行统计偏差修正，并进行温度修正、易裂变材料成分区别修正和综合误差修正，得到钠空泡反应性的标准误差修正值。
进一步，步骤（Ⅰ）中的钠冷快堆物理启动试验阶段已完成燃料装载试验、控制棒价值刻度试验及核发热点测量试验。
进一步，步骤（Ⅱ）、（Ⅲ）中，反应堆状态调节至微小超临界状态时，中子指数增长的倍增周期为100～120秒；要准确记录的堆芯状态参数包括反应堆循环泵转速、堆芯冷却剂温度、覆盖气体压力。
进一步，调节各控制棒时，各控制棒都采用单向提升方式。
进一步，步骤（Ⅲ）中所采用的钠空泡实验组件包括步骤（Ⅱ）中燃料组件的燃料元件棒区和分别密封连接在该燃料元件棒区上、下部的操作头、管脚，燃料元件棒区包括固定于栅格板上的成束的燃料元件棒和包容该棒束的外套六角导管，燃料元件棒束之间及燃料元件棒束与六角导管之间的空隙被操作头、管脚封闭形成实验所需的钠空腔。
再进一步，操作头包括组件操作端头和组件上过渡接头，组件上过渡接头与燃料元件棒区的六角导管之间密封连接。
进一步，管脚采用适应流量区栅格插孔的结构形式并制作成实心；管脚与燃料元件棒区的六角导管之间密封连接。
本发明测量钠空泡反应性价值时，采用专门设计的钠空泡实验组件，除引入钠空腔外，其与测量位置燃料组件的结构成分保持最大可能的相似性，以减少结构成分变化引入的反应性对钠空泡小反应性测量的影响，因此采用本发明方法能较精确测量钠冷快堆钠空泡反应性价值；此外，实验组件设计具备一定的通用性，以保证能测量多个位置的钠空泡反应性价值，得出其沿轴向的分布。
附图说明
图1是本发明提供的用于测量中国实验快堆钠空泡反应性的钠空泡实验组件的结构示意图；
图2是图1中沿A-A向的截面图。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步描述。
以下以中国实验快堆为例说明所提供的一种钠冷快堆钠空泡反应性价值的测量方法。在具体说明本发明测量方法之前，简要说明一下测量所使用的燃料组件和钠空泡实验组件。
中国实验快堆采用的燃料组件一般包括燃料元件棒区和分别位于燃料元件棒区上、下部的上、下管座，燃料元件棒区2包括固定于栅格板23上的成束的燃料元件棒21和包容该棒束的外套六角导管22。燃料元件棒21是由包壳管内填充氧化铀材料芯块做成的细棒，以三角形式排列成六角形状，固定于栅格板23上，装载于六角导管22中。反应堆进行裂变反应时，下管座使钠冷却剂进入燃料元件棒区2内部并沿其中的燃料元件棒21向上流动，以带走产生的热量。
如图1所示，中国实验快堆采用的钠空泡实验组件由上述燃料组件改造而成，具体改造方法是：用专门设计制造的操作头1和管脚3分别替换一盒燃料组件的上、下部，并使操作头1、管脚3分别与燃料组件中部的燃料元件棒区2密封连接，其余结构及成分与燃料组件一致，并进行氦气捡漏。
上述钠空泡实验组件中，操作头1包括组件操作端头11和组件上过渡接头12。操作头1不设置出钠通道，组件上过渡接头12与燃料元件棒区2的六角导管22之间密封连接，以确保组件内钠空腔的形成和保持，其他结构与燃料组件相同。
管脚3采用适应所有流量区栅格插孔的结构形式。管脚3不设置进钠通道并制作成实心，管脚3与燃料元件棒区2的六角导管22之间密封连接，确保实验组件钠空腔的形成和保持。
本发明通过采用上述结构布置，即通过操作头1和管脚3封闭钠冷却剂进出燃料组件的所有进、出口，燃料元件棒束之间及燃料元件棒束与六角导管22之间的空隙被操作头1、管脚3封闭形成实验所需的钠空腔。
以下具体说明本发明所提供的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，该方法包括以下步骤：
（Ⅰ）在钠冷快堆物理启动试验阶段，在堆芯选择一个测量钠空泡反应性的测量位置。
钠空泡反应性的测量通常在中国实验快堆的物理启动试验阶段进行，并且是在已完成燃料装载试验、控制棒价值刻度试验及核发热点测量试验之后进行的。
其中核发热点测量试验中，测量的核发热点，反应堆功率约为热功率100kW，相当于满功率65MW的1.5‰，而实际的钠空泡反应性的测量试验是该功率水平的几分之一，也就是几十千瓦的水平，这是全堆79盒燃料组件的功率，平均到实验组件也就千瓦量级，相对于满功率状态是非常低的。并且这种功率水平只维持几秒的时间，累积发热很少。钠空泡反应性的测量试验是在上述极低功率下、对无钠冷却的实验组件在试验状态可能最大功率水平进行释热评估，保证其试验的安全性。
在后续测量开始前，通过换料系统将已制造好的前述钠空泡实验组件运输至堆芯乏燃料贮存阱暂存位置预热。
（Ⅱ）在正常操作状态下步骤（I）中测量位置堆芯燃料组件存在钠冷却剂，调节反应堆状态至微小超临界状态，中子指数增长的倍增周期约为100秒，准确记录微小超临界状态下的堆芯状态参数、各控制棒的棒位以及在上述测量位置的中子探测器计数和反应性仪记录的反应性数据（该反应性数据为实时的，所以是波状的数据，实际应用时，取稳定区一段数据的平均值）。
对已准确记录下来的数据进行处理，即通过对中子探测器计数进行最小二乘法拟合计算得出微小超临界状态下中子指数增长的倍增周期，进而采用核反应堆物理中通用的计算方法计算出进行了中子源和死时间修正的基准点的超临界反应性ρ1。
（Ⅲ）完成基准点测量后，降棒停堆，待计数降低到本底时，采用钠空泡实验组件替换步骤（Ⅱ）的燃料组件，此时需要调节预先选取的测量用控制棒，使反应堆状态恢复至前述微小超临界状态，并保证堆芯状态参数与步骤（Ⅱ）的堆芯状态参数相同，其他控制棒恢复至之前基准点棒位，准确记录在上述测量位置的中子探测器计数和反应性仪记录的数据，然后按步骤（Ⅱ）的方法得到进行了中子源和死时间修正的测量点的超临界反应性ρ2。
（Ⅳ）由ρ1-ρ2得到钠空泡反应性的测量值。
（Ⅴ）针对所选定的测量位置，按步骤（Ⅱ）与（Ⅲ）各重复测量5次，对测量值进行统计偏差修正；并进一步进行温度修正、易裂变材料成分区别修正以及综合误差修正，得到钠空泡反应性的标准误差修正值。
本实施例中，根据记录堆芯状态比较，对测量结果进行温度修正，反应性温度系数可采用计算值或测量值；此外，参照测量位置组件与实验组件产品说明书的成分区别，主要是易裂变材料成分区别，通过计算给出成分区别的修正值。
测量过程中，为保证钠空泡实验组件替换前后状态的可比较性，需保证堆芯状态参数不变，例如反应堆循环泵转速固定为150r pm、堆芯冷却剂温度维持在245～255℃、覆盖气体压力调节在5kPa；调节各控制棒时，各控制棒都采用单向提升方式，保证尽量多的控制棒与基准点棒位一致；此外，还应根据测量前分析计算值恰当选取测量用控制棒，通过调节该控制棒调节反应堆状态至微小超临界状态。
根据本发明提供的方法，用已制造好的钠空泡实验组件分别依次替换堆芯5个测量位置中原有的燃料组件，每次替换只针对一个测量位置，分别获取5个测量位置处钠空泡反应性的测量结果，如表1所示。
表1
注①：含周期法计数率经过死时间与外源修正，及测量统计偏差；
②：考虑综合误差±5pcm后的标准误差。
本发明提供的方法就液态金属反应堆（包括钠冷反应堆及铅冷、铅铋冷反应堆）具有通用性，其燃料选型、堆芯布置、安全分析等方法都可以参照采用。对于不同堆芯布置，具体测量位置不一定与实施例完全一样，但采取典型位置、尽量包容全部流量区、避免在控制棒附近减少干涉效应等原则是通用的，也就是说，不同堆芯的试验位置大同小异。
上述实施例只是对本发明的举例说明，本发明也可以以其它的特定方式或其它的特定形式实施，而不偏离本发明的要旨或本质特征。因此，描述的实施方式从任何方面来看均应视为说明性而非限定性的。本发明的范围应由附加的权利要求说明，任何与权利要求的意图和范围等效的变化也应包含在本发明的范围内。

Claims (10)

1.一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，具体包括以下步骤：
（Ⅰ）在钠冷快堆物理启动试验阶段，在堆芯选择一个测量位置；
（Ⅱ）在正常操作状态下步骤（I）中测量位置堆芯燃料组件存在钠冷却剂，调节反应堆状态至微小超临界状态，准确记录微小超临界状态下的堆芯状态参数、各控制棒的棒位以及在上述测量位置的中子探测器计数和反应性仪记录的反应性数据，根据中子探测器计数拟合计算得出微小超临界状态下中子指数增长的倍增周期，进而计算出进行了中子源和死时间修正的基准点的超临界反应性ρ1；
（Ⅲ）完成基准点测量后，降棒停堆，待计数降低到本底时，采用无钠冷却剂存在的钠空泡实验组件替换步骤（Ⅱ）测量位置处的燃料组件，调节预先选取的测量用控制棒，使反应堆状态恢复至前述微小超临界状态，并保证堆芯状态参数与步骤（Ⅱ）的堆芯状态参数相同，其他控制棒恢复至之前基准点棒位，准确记录在上述测量位置的中子探测器计数和反应性仪记录的反应性数据，按步骤（Ⅱ）的方法得到进行了中子源和死时间修正的测量点的超临界反应性ρ2；
（Ⅳ）由ρ1-ρ2得到钠空泡反应性的测量值；
（Ⅴ）针对所选定的测量位置按步骤（Ⅱ）、（Ⅲ）各重复测量多次，对该测量值进行统计偏差修正，并进行温度修正、易裂变材料成分区别修正和综合误差修正，得到钠空泡反应性的标准误差修正值。
2.根据权利要求1所述的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，其特征在于，步骤（Ⅰ）中的钠冷快堆物理启动试验阶段已完成燃料装载试验、控制棒价值刻度试验及核发热点测量试验。
3.根据权利要求1或2所述的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，其特征在于，步骤（Ⅱ）、（Ⅲ）中，反应堆状态调节至微小超临界状态时，中子指数增长的倍增周期为100-120秒；要准确记录的堆芯状态参数包括反应堆循环泵转速、堆芯冷却剂温度、覆盖气体压力。
4.根据权利要求1所述的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，其特征在于，调节各控制棒时，各控制棒都采用单向提升方式。
5.根据权利要求1所述的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，其特征在于，步骤（Ⅲ）中所采用的钠空泡实验组件包括步骤（Ⅱ）中燃料组件的燃料元件棒区（2）和分别密封连接在该燃料元件棒区（2）上、下部的操作头（1）、管脚（3），燃料元件棒区（2）包括固定于栅格板（23）上的成束的燃料元件棒（21）和包容该棒束的外套六角导管（22），燃料元件棒束之间及燃料元件棒束与六角导管（22）之间的空隙被操作头（1）、管脚（3）封闭形成实验所需的钠空腔。
6.根据权利要求5所述的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，其特征在于，操作头（1）包括组件操作端头（11）和组件上过渡接头（12），组件上过渡接头（12）与燃料元件棒区（2）的六角导管（22）之间密封连接。
7.根据权利要求5所述的一种钠冷快堆钠空泡反应性的测量方法，其特征在于，管脚（3）采用适应所有流量区栅格插孔的结构形式并制作成实心；管脚（3）与燃料元件棒区（2）的六角导管（22）之间密封连接。
8.一种钠空泡实验组件，其特征在于，包括燃料元件棒区（2）和分别密封连接在该燃料元件棒区（2）上、下部的操作头（1）、管脚（3），燃料元件棒区（2）包括固定于栅格板（23）上的成束的燃料元件棒（21）和包容该棒束的外套六角导管（22），燃料元件棒束之间及燃料元件棒束与六角导管（22）之间的空隙被操作头（1）、管脚（3）封闭形成实验所需的钠空腔。
9.根据权利要求8所述的一种钠空泡实验组件，其特征在于，操作头（1）包括组件操作端头（11）和组件上过渡接头（12），组件上过渡接头（12）与燃料元件棒区（2）的六角导管（22）之间密封连接。
10.根据权利要求8所述的一种钠空泡实验组件，其特征在于，管脚（3）采用适应流量区栅格插孔的结构形式并制作成实心；管脚（3）与燃料元件棒区（2）的六角导管（22）之间密封连接。
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Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104183290A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国原子能科学研究院 实验快堆用含镎嬗变试验组件
CN106409349A (zh) * 2016-09-30 2017-02-15 中山大学 一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统
CN106992028A (zh) * 2017-04-05 2017-07-28 中山大学 钠冷快堆严重事故时熔融燃料池晃动特性的可视化实验系统
CN107170497A (zh) * 2017-05-10 2017-09-15 中国原子能科学研究院 一种大型池式钠冷快堆中子探测方法
CN107578832A (zh) * 2014-08-15 2018-01-12 中国广核集团有限公司 核电站动态刻棒现场实施方法
CN108122621A (zh) * 2017-12-22 2018-06-05 中国原子能科学研究院 一种反应堆运行功率负反馈控制系统
CN108292532A (zh) * 2015-09-30 2018-07-17 国家原子能公司原子能署代表俄罗斯联邦 快中子反应堆燃料棒
CN113533420A (zh) * 2021-07-15 2021-10-22 中国核动力研究设计院 一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置
CN108122621B (zh) * 2017-12-22 2024-05-14 中国原子能科学研究院 一种反应堆运行功率负反馈控制系统

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) * 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
JPH04252995A (ja) * 1991-01-30 1992-09-08 Hitachi Ltd 原子炉炉心

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3367837A (en) * 1965-10-24 1968-02-06 Atomic Power Dev Ass Inc Minimizing the positive sodium void coefficient in liquid metal-cooled fast reactor systems
JPH04252995A (ja) * 1991-01-30 1992-09-08 Hitachi Ltd 原子炉炉心

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
刚直: "CEFR物理启动钠空泡反应性效应测量试验中成分误差的计算分析", 《第十一届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2006年反应堆物理会议论文集》 *
徐銤: "中国实验快堆的安全特性", 《核科学与工程》 *

Cited By (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104183290B (zh) * 2013-05-28 2016-12-28 中国原子能科学研究院 实验快堆用含镎嬗变试验组件
CN104183290A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国原子能科学研究院 实验快堆用含镎嬗变试验组件
CN107578832A (zh) * 2014-08-15 2018-01-12 中国广核集团有限公司 核电站动态刻棒现场实施方法
CN107578832B (zh) * 2014-08-15 2019-08-23 中国广核集团有限公司 核电站动态刻棒现场实施方法
CN108292532A (zh) * 2015-09-30 2018-07-17 国家原子能公司原子能署代表俄罗斯联邦 快中子反应堆燃料棒
CN108292532B (zh) * 2015-09-30 2022-02-25 由俄罗斯原子能集团公司代表的俄罗斯联邦 快中子反应堆燃料棒
CN106409349A (zh) * 2016-09-30 2017-02-15 中山大学 一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统
CN106409349B (zh) * 2016-09-30 2018-02-13 中山大学 一种钠冷快堆碎片床形成特性的实验系统
CN106992028A (zh) * 2017-04-05 2017-07-28 中山大学 钠冷快堆严重事故时熔融燃料池晃动特性的可视化实验系统
CN107170497B (zh) * 2017-05-10 2019-03-12 中国原子能科学研究院 一种大型池式钠冷快堆中子探测方法
CN107170497A (zh) * 2017-05-10 2017-09-15 中国原子能科学研究院 一种大型池式钠冷快堆中子探测方法
CN108122621A (zh) * 2017-12-22 2018-06-05 中国原子能科学研究院 一种反应堆运行功率负反馈控制系统
CN108122621B (zh) * 2017-12-22 2024-05-14 中国原子能科学研究院 一种反应堆运行功率负反馈控制系统
CN113533420A (zh) * 2021-07-15 2021-10-22 中国核动力研究设计院 一种铅铋堆气泡堆芯分布实验的空泡份额测量方法及装置

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