CN103098141A - 用于轻水反应堆的二硅化三铀核燃料组合物 - Google Patents
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Abstract
本发明涉及包括二硅化三铀的核燃料组合物。二硅化三铀包括铀成分，所述铀成分包括铀-235。铀-235的存在量使得其占所述二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约20重量％。本发明的核燃料组合物特别适用于轻水反应堆。
Description
对相关申请的交叉引用
本专利申请是美国专利申请第12/827,237号的部分继续申请，上述部分继续申请的标题为“用于轻水反应堆的二硅化三铀核燃料组合物”，于2010年6月30日提交，并且在美国专利和商标局等待审批。
发明领域
本发明涉及轻水反应堆，且特别涉及用于轻水反应堆的铀燃料组合物。
发明背景
轻水反应堆(“LWR”)可以包括压水反应堆(“PWR”)和沸水反应堆(“BWR”)。例如，在PWR中，反应堆堆芯(reactor core)包括大量的燃料组件，每一个燃料组件由多个长的燃料元件或燃料棒构成。每个燃料棒含有裂变材料，例如二氧化铀(UO2)，这些材料通常为核燃料芯块的堆叠体(stack)的形式；然而，也使用环状或颗粒形式的燃料。燃料棒被聚集在一起成为阵列，组织所述阵列以便在堆芯中提供足以支持高的核裂变速率的中子流，并且因此，以热形式释放大量的能量。冷却剂(诸如水)被泵送通过堆芯以便吸收堆芯中产生的部分热，用以产生有用功。燃料组件的尺寸和设计根据期望的堆芯尺寸和反应堆尺寸而变化。
当新反应堆启动时，其堆芯通常分为多个(例如三个或更多个)组件群，可以通过它们在堆芯中的位置和/或它们的富集水平而区分这些组件群。例如，第一批或第一区域可富集到2.0％的铀-235的同位素含量。第二批或第二区域可富集至2.5％的铀-235，而第三批或第三区域可富集至3.5％的铀-235。在约10到24个月的运行之后，通常关闭反应堆，并且将第一燃料批次取出且代之以新的批次，通常为富集水平更高(达到优选的最大富集水平)的新批次。随后的周期以约8到24个月的间隔重复该顺序。上述的燃料补给(refueling)是所需要的，因为反应堆在其维持临界质量时只能作为核装置运行这么长时间。因此，在燃料周期开始时为核反应堆提供充分的过剩反应性，从而允许运行规定的时间段，通常为约6到18个月。
例如，用于PWR的常规燃料芯块典型地通过将合适的粉末压入通常为圆柱形的模具中而制成。将压制的材料进行烧结，这导致体积的显著减小。所得芯块通常为圆柱形，并且常常因压制作用而在每端具有凹陷表面。燃料芯块典型地由二氧化铀构成。二氧化铀的铀成分包括铀-238和铀-235。典型地，芯块的燃料组合物包括大量的铀-238和少量的铀-235。例如，常规的燃料芯块可包括最大值小于5重量％的铀-235，且铀成分中的其余铀由铀-238构成。
可通过以下方法来增加芯块的燃料组合物中的铀-235的百分比：(i)在燃料组合物中使用较大百分比的铀-235，例如大于5重量％(目前这是在许多核燃料制造设施的许可限度)或者(ii)增加燃料组合物的密度以容许更大的铀-235量。燃料芯块组合物中较高的铀-235百分比能够提供经济效益，例如更长的燃料周期和/或在区域的批次替换期间使用更少的新燃料组件。此外，如果能够获得更高的导热性，所述导热性将允许更高的热负荷。
因此，需要增加铀-235的含量以及增加含铀燃料组合物的导热性。
发明概述
一方面，本发明提供了一种包括二硅化三铀的核燃料组合物。该二硅化三铀具有包括铀-235的铀成分。铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约20重量％。在一个实施方案中，铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约5重量％。
另一方面，本发明提供了一种包括多个燃料棒的燃料组件。每个燃料棒含有多个核燃料芯块。每个核燃料芯块的组成包括二硅化三铀。所述二硅化三铀具有包括铀-235的铀成分。铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约20重量％。在一个实施方案中，铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约5重量％。
又一方面，本发明提供了一种具有燃料组件的轻水反应堆。该燃料组件包括多个燃料棒，并且每个燃料棒含有多个核燃料芯块。每个核燃料芯块的组成都包括二硅化三铀。二硅化三铀具有包括铀-235的铀成分。铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约20重量％。在一个实施方案中，铀-235的存在量可使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％至约5重量％。
附图简述
从下面的对所示本发明的某些优选实施的详细描述(仅为举例)以及附图，将更清楚权利要求书中所述的本发明，其中：
图1是本发明可应用的现有技术核反应堆的纵视图，部分为截面图并且部分是正视图。
图2是沿着图1的2-2线所取的反应堆的简化放大俯视图，但是其堆芯具有依照本发明的燃料构造和设置。
图3是图2的反应堆中的核燃料组件之一的正视图，为清晰起见部分为截面并且部分去除，以竖向透视缩短形式示出燃料组件。
图4是含有燃料芯块的图3的燃料组件的燃料棒的放大的透视缩短纵向轴截面图。
发明详述
本发明涉及用于轻水反应堆(“LWR”)的包括二硅化三铀的核燃料组合物。本发明适用于各种LWR，包括但不限于压水反应堆(“PWR”)和沸水反应堆(“BWR”)。然而，为了便于描述本发明的细节，下面的参照附图的描述将依照PWR。
在下面的描述中，同样的附图标记在若干视图中指代同样或相应的部件。此外在下面的描述中，应理解诸如“前”、“后”、“左”、“右”、“上”、“下”等术语是为了方便所用的词语，并且不应解释为限定性术语。
现在参看附图，尤其是图1和图2，仅作为举例显示了本发明的实施方案以及许多适宜的反应堆类型之一，即总体上以数字10标注的PWR。PWR 10包括反应堆压力容器12，其容纳核反应堆堆芯14，所述核反应堆堆芯14由多个长的燃料组件16构成。图1中显示的相对少的燃料组件16只是为了简明目的。实际上，正如图2示意显示，反应堆堆芯14由大量的燃料组件构成。
从反应堆压力容器12在内部径向间隔开的是通常为圆柱形的堆芯围筒(barrel)18，并且该围筒18内是型框(former)和挡板系统，下文中将其称为挡板结构20，其允许从圆柱形围筒18过渡到由多个燃料组件16在其中排列而形成的反应堆堆芯14的方形边缘。挡板结构20环绕着反应堆堆芯14的燃料组件16。典型地，挡板结构20由用螺钉(未显示)连接在一起的板22制成。反应堆堆芯14和挡板结构20被设置在上堆芯板24和下堆芯板26之间，所述上堆芯板24和下堆芯板26进而由堆芯围筒18支撑。
反应堆压力容器12的上端被可拆卸的封头28气密密封，在该封头28上安装多个控制棒驱动机构30。同样为了简明起见，仅显示了许多控制棒驱动机构30中的一些。每个驱动机构30选择性地将棒束控制机构32定位在一些燃料组件16上方及内部。
在反应堆堆芯14的燃料组件16中进行的核裂变过程产生热，在PWR10运行期间通过使冷却剂流体(例如具有可溶性硼的轻水)流通经过反应堆堆芯14而带走所述热。更具体而言，典型地通过多个入口喷嘴34(图1中只显示了其中之一)将冷却剂流体泵送到反应堆压力容器12中。冷却剂流体向下经过反应堆压力容器12和堆芯围筒18(和堆芯围筒上的热屏蔽38)之间所限定的环形区域36，直到其到达反应堆压力容器12的底部，冷却剂流体在这里翻转180度，然后继续向上经过下堆芯板26，并且然后向上经过反应堆堆芯14。在向上流过反应堆堆芯14的燃料组件16时，通过从燃料组件16到流体的热能传递而将冷却剂流体加热至反应堆的工作温度。热的冷却剂流体然后通过多个出口喷嘴40(图1仅显示一个)离开反应堆压力容器12，所述出口喷嘴40延伸穿过堆芯围筒18。因此，燃料组件16施加给冷却剂流体的热能被流体从反应堆压力容器12带走。
由于堆芯围筒18中存在孔(未示出)，因此冷却剂流体也存在于围筒18和挡板结构20之间，并处于比反应堆堆芯14内更高的压力下。然而，当流体向下流经反应堆压力容器12和堆芯围筒18之间的环形区域36时，挡板结构20、连同堆芯围筒18一起将冷却剂流体从燃料组件16分离。
如上简述，反应堆堆芯14由大量长的燃料组件16构成。转到图3，每个燃料组件16，作为在PWR 10中使用的类型，主要包括处在下堆芯板26上的下端结构或底部喷嘴42(其支持所述组件)以及若干纵向延伸的导管或套管44，所述导管或套管从底部喷嘴42向上突出。每个燃料组件16进一步包括多个横向支承栅板46，其沿着导引套管44的长度轴向间隔并且与其连接。栅板46横向间隔，并且以有组织的阵列形式支承多个燃料棒48。此外，每个燃料组件16具有位于其中心的仪表管50，以及连接到导引套管44上端的上端结构或顶部喷嘴52。通过这样的部件设置，每个燃料组件16形成了整体单元，该整体单元能够被方便地操纵而不会损伤组件的部件。
如图3和图4所示，燃料组件16的每个燃料棒48具有相同的构造，以致每个均包括长的中空包覆管54，具有连接到并且密封所述管54的相对端的顶端塞56和底端塞58，从而在其中限定出密封腔室60。多个核燃料芯块62以端部对端部邻接配置或堆叠体被放置在腔室60内，并且通过放置于腔室60内、处在芯块堆叠体顶部和顶端塞56之间的弹簧64的作用而被压向底端塞58。
如前所述，用于LWR的常规核燃料组合物包括二氧化铀。二氧化铀含有大量的铀-238和少量的铀-235。此外，如前所述，在核燃料组合物中增加铀-235的含量具有经济效益。此类效益可包括更长的燃料周期或者使用较小的批次。此外，如果能获得更高的导热性，则能够由此产生更高的热负荷。因此，为了增加核燃料组合物中的铀-235量，本发明使用了二硅化三铀。通常，二硅化三铀的密度大于二氧化铀的密度。二硅化三铀的密度为12.2克/cm3，而二氧化铀的密度为10.96克/cm3。不希望受任何特定理论限制，据认为由于使用二硅化三铀来全部或部分替代常规燃料芯块中典型使用的二氧化铀，密度的增加通过实现更长的燃料周期和/或更高的额定功率而导致改良的核电厂性能。例如，在核燃料组合物中使用二硅化三铀可允许核燃料组件中的铀-235含量提高约17％，与使用二氧化铀所得结果相比导热性提高3到5倍。
在本发明中，二硅化三铀至少部分替代常规核燃料组合物中典型存在的二氧化铀内含物。二硅化三铀的量可以变化。在一个实施方案中，二硅化三铀完全替代核燃料组合物中的二氧化铀内含物。在替代性的实施方案中，二硅化三铀的存在量使得其占核燃料组合物总重量的约80重量％到约100重量％，或约50重量％到约100重量％。
在其它实施方案中，除二硅化三铀之外，核燃料组合物也可以包括硅化三铀、三硅化三铀、和两者的组合。在一个实施方案中，核燃料组合物基本上包含二硅化三铀以及仅仅痕量的硅化三铀、三硅化三铀及其组合。
二硅化三铀包括铀成分。铀成分可以包括各种铀的同位素，例如但不限于铀-238、铀-236、铀-235、铀-234、铀-233、铀-232、以及它们的混合物。在一个实施方案中，二硅化三铀的铀成分基本上包括铀-238和铀-235，并任选地包括痕量的铀-236和铀-232。在另一个实施方案中，二硅化三铀的铀成分包括一定量的铀-235，使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约20重量％。在又一个实施方案中，二硅化三铀的铀成分包括一定量的铀-235，使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约5重量％。
在一个实施方案中，二硅化三铀中的铀-235百分比可取决于用以替代包括二氧化铀燃料组合物的现有燃料棒中的铀-235所需的铀-235的量。在另一实施方案中，二硅化三铀中的铀-235百分比为最大值，例如约19.75％到约20.00％，从而该批次中燃料组件数目被减少或被最小化。
本发明的核燃料组合物可以为各种形式，例如但不限于核燃料芯块。核燃料芯块可以竖直堆积在燃料棒中(如图4所示)，燃料棒是压水反应堆的燃料组件的一部分。
粉状二硅化三铀已被用于操作温度低于约100℃的试验反应堆中，且粉状二硅化三铀分散在铝金属中以维持燃料相对冷却，并且保护燃料免于暴露在冷却剂中。然而，二硅化三铀并未被认为是用于LWR(例如PWR)的商业运营的适宜燃料，因为它有可能与水(如反应堆堆芯中的冷却剂)发生反应，也因为它相对较低的熔点(与二氧化铀的熔点约2847℃的熔点相比，二硅化三铀的熔点为约1662℃)。
此外，认为二硅化三铀不适合用于核燃料组合物的另一个原因是，与二氧化铀(2847℃)相比它的熔点(1662℃)相对低。估算二硅化三铀的预计操作温度以得到操作二氧化铀燃料组合物的最大功率密度。结果显示，当在LWR的正常操作温度下使用时，二硅化三铀具有比二氧化铀更大的性能(capability)。例如，假定圆柱体具有均匀的内部加热q和恒定的导热率k，可以根据公式I计算中心线温度：
T中心线＝T表面+q*((D*D)/k)/4 (I)
其中对于二氧化铀：
最大T中心线(熔点温度)为2846.85℃；
T表面为400℃；
D(即芯块直径)为0.322英寸(0.819cm)；而
k为0.03W/cm/℃。
对于二氧化铀，可以根据公式Ⅱ计算最大体积生热率q：
q＝(T中心线-T表面)*4*(k/(D*D)) (II)
q＝(2846.85℃-400℃)*4*(0.03/(0.819*0.819))＝438w/cm3
如果相同的体积生热率q用于二硅化三铀，可根据上面的公式I计算T中心线：
其中对于二硅化三铀，
T表面为400℃；
q为438w/cm3
D(即芯块直径)为0.322英寸(0.819cm)；且
K＝0.15W/cm/℃。
T中心线＝400℃+(438*((0.819*0.819)/0.15)/4)
T中心线＝890℃
二氧化铀和二硅化三铀两者的q值相同时，计算出的二硅化三铀中心线温度为890℃，这比二硅化三铀的熔化温度(1662℃)低了772℃。因此，根据上述计算，二硅化三铀显示具有比二氧化铀更高的热通量性能。操作温度越高，中心线温度也就越高。因此正常的(例如LWR，如PWR)操作温度应被维持相对较低，使得在失常条件期间，中心线温度不会超过二硅化三铀的熔点。在一个实施方案中，本发明的包括二硅化三铀的核燃料组合物应用于LWR例如PWR中，其中正常的操作温度不超过约900℃。
在另一个实施方案中，与包括二氧化铀的燃料组合物相比，包括二硅化三铀的燃料芯块组合物具有增加的铀-235数密度(原子数/cm3)，其中这两种组合物的U-235的富集水平相同(5.06原子％)。例如，二氧化铀的铀-235的数密度计算如下：
10.96g UO2/cm3*(1摩尔UO2/(238+(16*2)g UO2)
*0.6023E24分子UO2/摩尔UO2*1原子U/分子UO2
*0.0506原子U-235/原子U
＝1.237E21U-235原子/cm3。
二硅化三铀的铀-235的数密度计算如下：
12.2g U3Si2/cm3*(1摩尔U3Si2/((238*3)+(28*2)g U3Si2)
*0.6023E24分子U3Si2/摩尔U3Si2*3原子U/分子U3Si2
*0.0506原子U-235/原子U
＝1.449E21U-235原子/cm3。
如上所示，对于二硅化三铀和二氧化铀燃料芯块组合物，当铀-235富集水平保持相同时(例如铀-235的富集水平保持恒定)，在燃料芯块组合物中使用二硅化三铀替代二氧化铀导致铀-235的数密度(原子数/cm3)增加17％。在一个替代性实施方案中，与在燃料芯块组合物中使用二氧化铀相比，当使用二硅化三铀时，铀-235的数密度增加百分比为10％到17％。
虽然本文出于说明目的描述了本发明的具体实施方案，本领域的技术人员清楚，可以进行若干细节改变而不偏离与所附权利要求书中描述的本发明。
Claims (14)
1.一种核燃料组合物，包括：
包含铀成分的二硅化三铀，所述铀成分包含铀-235，其中铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约20重量％。
2.权利要求1的核燃料组合物，其中所述铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约5重量％。
3.权利要求1的核燃料组合物，其中所述组合物进一步包括硅化三铀、三硅化三铀、以及它们的混合物。
4.权利要求1的核燃料组合物，其中所述二硅化三铀占所述燃料组合物的总重量的约80重量％到约100重量％。
5.权利要求1的核燃料组合物，其中所述二硅化三铀占所述燃料组合物总重量的约50重量％到约100重量％。
6.权利要求1的核燃料组合物，其中所述铀成分进一步包含选自由铀-232、铀-233、铀-234、铀-236、铀-238、以及它们的混合物构成的组中的铀同位素。
7.权利要求1的核燃料组合物，其中所述组合物为芯块的形式。
8.权利要求1的核燃料组合物，其中，所述核燃料组合物具有的铀-235数密度比包括二氧化铀作为二硅化三铀的替代且具有相同铀-235重量百分比的核燃料组合物高出约10％到约17％。
9.一种燃料组件(16)，其包含多个燃料棒(48)，每个燃料棒(48)含有多个核燃料芯块(62)，其中每个核燃料芯块(62)的组成包括含铀成分的二硅化三铀，所述铀成分包含铀-235，其中铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约20重量％。
10.权利要求9的燃料组件(16)，其中所述铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约5重量％。
11.权利要求9的燃料组件(16)，其中所述二硅化三铀占每个燃料芯块总重量的约80重量％到约100重量％。
12.具有燃料组件(16)的轻水反应堆，所述燃料组件(16)包含多个燃料棒(48)，每个燃料棒(48)含有多个核燃料芯块(62)，其中每个核燃料芯块(62)的组成包括含铀成分的二硅化三铀，所述铀成分包铀-235，其中铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约20重量％。
13.权利要求12的轻水反应堆，其中所述铀-235的存在量使得其占二硅化三铀的铀成分总重量的约0.7重量％到约5重量％。
14.权利要求12的轻水反应堆，其中正常的操作温度不超过约900℃。
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