CN104952492A - 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯 - Google Patents

载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯 Download PDF

Info

Publication number
CN104952492A
CN104952492A CN201510235002.3A CN201510235002A CN104952492A CN 104952492 A CN104952492 A CN 104952492A CN 201510235002 A CN201510235002 A CN 201510235002A CN 104952492 A CN104952492 A CN 104952492A
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel rod
fuel
uranium
gadolinia
fuel assembly
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.)
Granted
Application number
CN201510235002.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104952492B (zh
Inventor
王连杰
李庆
陈长
刘启伟
巨海涛
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN201510235002.3A priority Critical patent/CN104952492B/zh
Publication of CN104952492A publication Critical patent/CN104952492A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104952492B publication Critical patent/CN104952492B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • 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

本发明公开了一种载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯。载钆燃料棒的燃料芯体由回收铀氧化物和Gd2O3构成，Gd2O3的质量分数为3%~5%，回收铀氧化物的质量分数为95%~97%。具有载钆燃料棒的燃料组件，包括燃料棒、导向管、仪表管，燃料棒、导向管、仪表管排列成方形结构，仪表管排布在燃料组件中心；燃料棒包括不含钆燃料棒和前述载钆燃料棒。压水堆堆芯采用前述具有载钆燃料棒的燃料组件协助控制堆芯剩余反应性。本发明应用回收铀燃料制成载钆燃料棒和燃料组件用于堆芯，满足堆芯安全要求，同时满足堆芯剩余反应性控制对固体可燃毒物的需求，有效节约了铀资源并减少了回收铀储存费用。

Description

载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，具体地，涉及一种载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯。
背景技术
压水堆核电站反应性控制是通过可溶硼溶液、固体可燃毒物和控制棒束来实现的。可溶硼浓度超过一定数值时，慢化剂温度系数将变为正值。为了使反应堆具有负的慢化剂温度系数，必须限制可溶硼浓度，用固体可燃毒物补偿部分剩余反应性，使堆芯临界硼浓度降低，并且通过燃料的分区装载和可燃毒物棒的合理布置来展平堆芯的径向功率分布。
采用长循环换料策略的压水堆核电站首循环堆芯可燃毒物棒通常采用硼硅玻璃，自第二循环堆芯开始使用载钆燃料棒（UO2-Gd2O3）。载钆燃料棒的燃料富集度通常明显低于不载钆燃料棒的燃料富集度，以防其成为热棒。载钆燃料棒中Gd2O3可燃毒物质量分数通常不超过10%，如8%。
为补偿堆芯部分剩余反应性，中国专利 CN 103871528 A 《一种压水堆堆芯的长周期燃料管理方法》公开了一种压水堆堆芯的长周期燃料管理方法，堆芯后续循环使用由UO2-Gd2O3均匀混合在芯块中形成的载钆燃料棒作为固体可燃毒物。现有技术中，载钆燃料棒中燃料的235U富集度为2.5%，仍需使用富集铀。
另一方面，铀资源是一种不可再生资源，乏燃料后处理后有大量的回收铀（RU）和回收钚产生和积累。回收铀内235U富集度较低（一般不超过1.5%），现有技术难以实现回收铀燃料在压水堆核电站中的直接应用，长期、安全地存放回收铀需要花费不菲的维护费用。
发明内容
本发明的目的就在于克服上述现有技术的缺点和不足，提供一种直接采用回收铀作燃料的载钆燃料棒，节约铀资源；本发明还提供了这种具有回收铀载钆燃料棒的燃料组件结构及压水堆核电站堆芯结构，堆芯应用回收铀载钆燃料棒替代目前压水堆中常用的低富集度载钆燃料棒，在满足堆芯反应性控制对固体可燃毒物需求的前提下，节约铀资源并减少回收铀的长期储存费用。
本发明解决上述问题所采用的技术方案是：
载钆燃料棒，包括燃料芯体，所述燃料芯体由回收铀氧化物和Gd2O3构成，所述Gd2O3的质量分数为3%~5%，回收铀氧化物的质量分数为95%~97%。本方案中，载钆燃料棒仅采用回收铀氧化物和Gd2O3构成燃料芯体，完全不使用现有技术中的天然铀、贫化铀等材料，燃料成分仅为回收铀一种，辅以Gd2O3，本方案直接利用回收铀，不仅可以有效节约铀资源，还能减少回收铀的长期储存费用；本发明的载钆燃料棒中Gd2O3的质量分数大大降低，在保证堆芯要求的前提下有效节约了可燃毒物的使用和成本。
进一步，所述回收铀氧化物中的235U的富集度不超过1.5%，所述Gd2O3的质量分数为4%。本方案中，载钆燃料棒中235U富集度不超过1.5%，相对不含钆燃料棒明显更低，保证载钆燃料棒不会成为热棒，此外， 235U富集度较低，燃料棒中Gd2O3可燃毒物质量分数可相应降低至3%~5%。相对于压水堆常用载钆燃料棒明显减少了可燃毒物装量，节约了可燃毒物的使用和成本。
进一步，所述回收铀氧化物中的235U富集度为1.3%，1.3%的回收铀富集度与4%的Gd2O3可燃毒物质量分数匹配，能够更好地满足燃料组件内功率分布展平及反应性控制要求。
具有载钆燃料棒的燃料组件，包括燃料棒、导向管、仪表管，燃料棒、导向管、仪表管以栅格形式排列成方形结构，所述仪表管排布在燃料组件中心；其特征在于，所述燃料棒包括不含钆燃料棒和回收铀载钆燃料棒，所述回收铀载钆燃料棒为上述任一方案中的载钆燃料棒；导向管以仪表管为中心排列成至少1圈导向管环，回收铀载钆燃料棒也以仪表管为中心排列成至少1圈回收铀载钆燃料棒环，导向管环与回收铀载钆燃料棒环间隔排布，方形结构中的其他栅格位置设置不含钆燃料棒。本方案中的燃料组件能够获得均匀的组件内径向功率分布。
进一步，所述导向管以仪表管为中心排布成至少两圈导向管环，每圈导向管环中相邻两个导向管被不含钆燃料棒隔开；所述回收铀载钆燃料棒以仪表管为中心排布成1至3圈回收铀载钆燃料棒环，每圈回收铀载钆燃料棒环中，相邻两根回收铀载钆燃料棒也被不含钆燃料棒隔开；所述导向管环与仪表管之间被不含钆燃料棒隔开，相邻两圈导向管环之间设置有一圈回收铀载钆燃料棒环。
进一步，相邻两圈导向管环之间还设置有不含钆燃料棒。
优选的，所述导向管以仪表管为中心排布成两圈导向管环，所述回收铀载钆燃料棒的数量为8根、12根、16根、20根或24根。
压水堆堆芯，包括净燃料组件和可燃毒物燃料组件，所述可燃毒物组件为上述方案中的具有载钆燃料棒的燃料组件中的任一种，可燃毒物燃料组件穿插布置于净燃料组件之间。
进一步，所述可燃毒物燃料组件包括第一可燃毒物燃料组件、第二可燃毒物燃料组件、第三可燃毒物燃料组件，其中第一可燃毒物燃料组件具有8根回收铀载钆燃料棒，第二可燃毒物燃料组件具有12根回收铀载钆燃料棒，第三可燃毒物燃料组件具有16根回收铀载钆燃料棒；其中第一可燃毒物燃料组件和第二可燃毒物燃料组件以堆芯中心为中心排布成一圈燃料组件环，第三可燃毒物燃料组件位于第一可燃毒物燃料组件和第二可燃毒物燃料组件形成的燃料组件环内。本方案中，压水堆堆芯的核焓升因子可有效控制在1.60以内，满足堆芯安全要求，同时满足堆芯剩余反应性控制对固体可燃毒物的需求。
进一步，所述第一可燃毒物燃料组件的数量为20组、第二可燃毒物燃料组件的数量为16组、第三可燃毒物燃料组件的数量为32组；所述净燃料组件的数量为109组。本方案中的压水堆堆芯采用上述采用回收铀的载钆燃料棒，相较于现有技术中采用235U富集度为2.5%的载钆燃料棒的压水堆堆芯，每循环可节省864根235U富集度为2.5%的燃料棒中的富集铀资源，有效节约了铀资源并减少了回收铀储存费用。
综上，本发明的有益效果是：
1、本发明的载钆燃料棒仅采用回收铀氧化物和Gd2O3构成燃料芯体，完全不使用现有技术中的天然铀、贫化铀等材料，燃料成分仅为回收铀一种，不仅能有效节约铀资源，还能降低储存回收铀所需的维护费用。
2、本发明的载钆燃料棒中235U富集度较低，保证其不会成为热棒，且燃料棒中Gd2O3可燃毒物质量分数可相应降低，减少了可燃毒物装量，节约了可燃毒物费用。
3、本发明的燃料组件结构能够获得均匀的组件内功率分布。
4、本发明的载钆燃料棒制作成燃料组件及应用于压水堆核反应堆堆芯，满足堆芯后备反应性补偿要求和功率分布展平要求。
5、本发明的堆芯结构能够将堆芯核焓升因子可有效控制在1.60以内，满足堆芯安全要求，同时满足堆芯剩余反应性控制对固体可燃毒物的需求。
6、本发明实现了回收铀在压水堆核电站中的直接应用，在节省铀资源的同时降低回收铀储存费用，而且提供了一种回收铀的处理途径，具有显著的实际意义。
附图说明
图1为实施例3中的具有载钆燃料棒的燃料组件的结构示意图。
图2为实施例4中的具有载钆燃料棒的燃料组件的结构示意图。
图3为实施例5中的具有载钆燃料棒的燃料组件的结构示意图。
图4为实施例6中的具有载钆燃料棒的燃料组件的结构示意图。
图5为实施例7中的具有载钆燃料棒的燃料组件的结构示意图。
图6为压水堆堆芯的四分之一结构示意图。
附图中标记及相应的零部件名称：1、不含钆燃料棒；2、导向管；3、回收铀载钆燃料棒；4、仪表管；5、第一可燃毒物燃料组件；6、第二可燃毒物燃料组件；7、第三可燃毒物燃料组件；8、净燃料组件。
具体实施方式
下面结合实施例及附图，对本发明作进一步地的详细说明，但本发明的实施方式不限于此。
实施例1：
载钆燃料棒，包括燃料芯体，所述燃料芯体由回收铀氧化物和Gd2O3构成，所述Gd2O3的质量分数为3%~5%，回收铀氧化物的质量分数为95%~97%，回收铀中235U富集度不超过1.5%。
回收铀(Recycled  Uranium, RU)是使用轻水堆（LWR）的核电生产中产生的乏燃料制造而成的，乏燃料经化学再处理后分离出来的铀在业界称为再处理或回收铀。回收铀（RU）不同于天然铀（NU），天然铀（NU）仅含有三种同位素234U、235U和238U。而在LWR中辐照和冷却后得到的RU具有与天然铀不同的同位素，具体而言，RU包括四种并不存在于天然铀中的额外的铀同位素236U、232U、233U和237U，即RU包括同位素234U、235U、238U、236U、232U、233U和237U。回收铀氧化物为UO2，其中，U为回收铀。氧化钆（Gd2O3)是常用作核反应堆燃料组件的可燃毒物。
本实施例中，载钆燃料棒仅采用回收铀氧化物和Gd2O3构成燃料芯体，完全不使用现有技术中的天然铀、贫化铀等材料，燃料成分仅为回收铀一种。也相当于采用回收铀燃料替代现有技术中载钆燃料棒中的铀燃料，能有效节约铀资源、降低回收铀储存成本。
现有技术中载钆燃料棒中的铀燃料富集度一般为2.5%，不含钆燃料棒富集度约4%~5%，而本实施例中的载钆燃料棒中燃料采用回收铀燃料，回收铀富集度不超过1.5%，远低于现有技术中的载钆燃料棒和不含钆燃料棒，保证其不会成为热棒，本实施例中的载钆燃料棒制成燃料组件应用于堆芯中时，能够补偿剩余反应性。而且由于本实施例中的回收铀载钆燃料棒中235U富集度较低，燃料棒中Gd2O3可燃毒物质量分数可相应降低至3%~5%，相对于现有技术中压水堆常用载钆燃料棒（可燃毒物质量分数约8%）明显减少了可燃毒物装量，节约了可燃毒物费用。
实施例2：
本实施例中，具有载钆燃料棒的燃料组件，包括燃料棒、导向管2、仪表管4，所述燃料棒包括不含钆燃料棒1和回收铀载钆燃料棒3，所述回收铀载钆燃料棒3为实施例1中的采用回收铀的载钆燃料棒，所述回收铀载钆燃料棒3的数量为8根、12根、16根、20根或24根。
本实施例中的燃料组件用于压水堆核电站堆芯。
所述导向管2、仪表管4、不含钆燃料棒1和回收铀载钆燃料棒3以正方形栅格形式排列成方形结构：
所述仪表管4排布在燃料组件中心；
所述导向管2以仪表管4为中心排布成至少两圈，形成至少两个导向管环，每圈导向管环中相邻两个导向管2被不含钆燃料棒1隔开；
所述回收铀载钆燃料棒3也以仪表管4为中心排列成至少1圈回收铀载钆燃料棒环，每圈回收铀载钆燃料棒环中，相邻两根回收铀载钆燃料棒3也被不含钆燃料棒1隔开，所述回收铀载钆燃料棒环为圆环状或矩形环状；
导向管环与回收铀载钆燃料棒环间隔排布，即在自组件中心向外的方向上，导向管环、回收铀载钆燃料棒环依次间隔排布，相邻两个导向管环之间设置有一个回收铀载钆燃料棒环，相邻两个回收铀载钆燃料棒环之间设置有一个导向管环；回收铀载钆燃料棒环靠近导向管环设置，方形结构中的其他栅格位置设置不含钆燃料棒1。
位于内圈的导向管环与仪表管4之间被不含钆燃料棒1隔开；相邻两圈导向管环之间设置有一圈回收铀载钆燃料棒环，相邻两圈导向管环之间的其他栅格位置设置有不含钆燃料棒1，即相邻两圈导向管环之间被不含钆燃料棒1和回收铀载钆燃料棒3隔开。
由于导向管2附近慢化效果较好，本实施例中，将回收铀载钆燃料棒3靠近导向管2设置，能够获得均匀的组件内功率分布。
为进一步获得尽量均匀的组件内功率分布，本实施例中的导向管2和回收铀载钆燃料棒3在组件内均以仪表管4为中心呈1/8对称排布，前述呈1/8对称是指将组件以仪表管4为中心均分为8份时，8份分组件中，不含钆燃料棒1、回收铀载钆燃料棒3、导向管2的分布完全对称。
本实施例中的燃料组件用于压水堆核电站堆芯时，可优先采用富集度水平高的回收铀，如富集度为1.5%的回收铀，为了能够更好地满足燃料组件内功率分布展平及反应性控制要求，本实施例中采用富集度为1.3%的回收铀，实际应用中，回收铀的富集度范围可以在1.3%-1.5%中调整。
实施例3：
在实施例2的基础上，本实施例中提供一种回收铀载钆燃料棒3的数量为8根的燃料组件的具体结构。
如图1所示，燃料组件包括8根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4、256根不含钆燃料棒1，256根不含钆燃料棒1、8根回收铀载钆燃料棒3、导向管2、仪表管4呈17×17的方形排列，即排成17排17列：
仪表管4排布在燃料组件中心；
24根导向管2以仪表管4为中心排布成两圈导向管环：内圈和外圈，内圈位于以仪表管4为中心的7×7的矩形环上，内圈上均匀分布了8根导向管2；外圈呈一个圆形或矩形环状，16根导向管2大致均匀分布在外圈上，16根导向管2的排布方式可以为均匀排布在以仪表管4为中心的13×13的矩形环上，也可以将其中12根排布在以仪表管4为中心的13×13的矩形环上、另外四根排布在以仪表管4为中心的11×11的矩形环四个角上；
8根回收铀载钆燃料棒3均匀排布成一个回收铀载钆燃料棒环，回收铀载钆燃料棒环位于内圈导向管2和外圈导向管2之间。
在17×17方形排列的燃料组件的其余位置上全部排布不含钆燃料棒1。
本实施例中的256根不含钆燃料棒1、8根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4均呈1/8对称布置，有利于获得均匀的组件内径向功率分布。
实施例4：
在实施例2的基础上，本实施例中提供一种回收铀载钆燃料棒3的数量为12根的燃料组件的具体结构。
如图2所示，燃料组件包括12根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4、252根不含钆燃料棒1，252根不含钆燃料棒1、12根回收铀载钆燃料棒3、导向管2、仪表管4呈17×17的方形排列，即排成17排17列：
仪表管4排布在燃料组件中心；
24根导向管2以仪表管4为中心排布成两圈导向管环：内圈和外圈，内圈位于以仪表管4为中心的7×7的矩形环上，内圈上均匀分布了8根导向管2；外圈呈一个圆形或矩形环状，16根导向管2大致均匀分布在外圈上，16根导向管2的排布方式为：其中12根排布在以仪表管4为中心的13×13的矩形环上、另外四根排布在以仪表管4为中心的11×11的矩形环四个角上；
12根回收铀载钆燃料棒3排布成2个回收铀载钆燃料棒环：内环和外环，内环上均匀分布了8根回收铀载钆燃料棒3，内环位于内圈导向管2和外圈导向管2之间；外环上均匀分布了四根回收铀载钆燃料棒3，外环设置在外圈导向管环之外。本实施例中外环的四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的13×13的矩形环的四个角上。
在17×17方形排列的燃料组件的其余位置上全部排布不含钆燃料棒1。
本实施例中的252根不含钆燃料棒1、12根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4均呈1/8对称布置，有利于获得均匀的组件内径向功率分布。
实施例5：
在实施例2的基础上，本实施例中提供一种回收铀载钆燃料棒3的数量为16根的燃料组件的具体结构。
如图3所示，燃料组件包括16根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4、248根不含钆燃料棒1，248根不含钆燃料棒1、16根回收铀载钆燃料棒3、导向管2、仪表管4呈17×17的方形排列，即排成17排17列：
仪表管4、24根导向管2的分布方式同实施例4；
16根回收铀载钆燃料棒3排布成3个回收铀载钆燃料棒环：内环、外环、中环，中环上均匀分布了8根回收铀载钆燃料棒3，中环位于内圈导向管2和外圈导向管2之间；外环上均匀分布了四根回收铀载钆燃料棒3，外环设置在外圈导向管2之外；内环上也均匀分布了四根回收铀载钆燃料棒3，内环设置在内圈导向管2之内。本实施例中外环的四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的13×13的矩形环的四个角上，内环的四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的5×5的矩形环的四个角上。
在17×17方形排列的燃料组件的其余位置上全部排布不含钆燃料棒1。
本实施例中的248根不含钆燃料棒1、16根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4均呈1/8对称布置，有利于获得均匀的组件内径向功率分布。
实施例6：
在实施例2的基础上，本实施例中提供一种回收铀载钆燃料棒3的数量为20根的燃料组件的具体结构。
如图4所示，燃料组件包括20根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4、244根不含钆燃料棒1，244根不含钆燃料棒1、20根回收铀载钆燃料棒3、导向管2、仪表管4呈17×17的方形排列，即排成17排17列：
仪表管4、24根导向管2的分布方式同实施例4；
20根回收铀载钆燃料棒3排布成3个回收铀载钆燃料棒环：内环、外环、中环，中环上分布有12根回收铀载钆燃料棒3，中环位于内圈导向管2和外圈导向管2之间；外环上均匀分布了四根回收铀载钆燃料棒3，外环设置在外圈导向管环之外；内环上均匀分布了四根回收铀载钆燃料棒3，内环设置在内圈导向管环之内。本实施例中外环的四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的13×13的矩形环的四个角上，内环的四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的5×5的矩形环的四个角上。
在17×17方形排列的燃料组件的其余位置上全部排布不含钆燃料棒1。
本实施例中的244根不含钆燃料棒1、20根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4均呈1/8对称布置，有利于获得均匀的组件内径向功率分布。
实施例7：
在实施例2的基础上，本实施例中提供一种回收铀载钆燃料棒3的数量为24根的燃料组件的具体结构。
如图5所示，燃料组件包括24根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4、240根不含钆燃料棒1，240根不含钆燃料棒1、24根回收铀载钆燃料棒3、导向管2、仪表管4呈17×17的方形排列，即排成17排17列：
仪表管4、24根导向管2的分布方式同实施例4；
24根回收铀载钆燃料棒3排布成3个回收铀载钆燃料棒环：内环、外环、中环，中环上均匀分布了8根回收铀载钆燃料棒3，中环位于内圈导向管2和外圈导向管2之间；外环上分布了12根回收铀载钆燃料棒3，外环设置在外圈导向管环之外；内环上均匀分布了四根回收铀载钆燃料棒3，内环设置在内圈导向管环之内。本实施例中，内环的四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的5×5的矩形环的四个角上，外环中：四根回收铀载钆燃料棒3位于以仪表管4为中心的13×13的矩形环的四个角上，另外八根回收铀载钆燃料棒3均匀分布在以仪表管4为中心的15×15的矩形环上。
在17×17方形排列的燃料组件的其余位置上全部排布不含钆燃料棒1。
本实施例中的240根不含钆燃料棒1、24根回收铀载钆燃料棒3、24根导向管2、1根仪表管4均呈1/8对称布置，有利于获得均匀的组件内径向功率分布。
实施例8：
压水堆堆芯（即压水堆核电站堆芯）包括净燃料组件8和可燃毒物燃料组件，所述可燃毒物组件为实施例2-7中任一所述的具有载钆燃料棒的燃料组件，可燃毒物燃料组件呈1/8对称穿插布置于净燃料组件8之间，前述呈1/8对称是指以堆芯中心为中心，将堆芯均分为8份时，8份分堆芯中，各种燃料组件分布完全对称。图6中的RU-GD表示具有载钆燃料棒的燃料组件，其载钆燃料棒是实施例1中的采用回收铀的载钆燃料棒。
所述可燃毒物燃料组件包括第一可燃毒物燃料组件5、第二可燃毒物燃料组件6、第三可燃毒物燃料组件7，其中第一可燃毒物燃料组件5具有8根回收铀载钆燃料棒3，第二可燃毒物燃料组件6具有12根回收铀载钆燃料棒3，第三可燃毒物燃料组件7具有16根回收铀载钆燃料棒3；其中第一可燃毒物燃料组件5和第二可燃毒物燃料组件6以堆芯中心为中心排布成一圈燃料组件环，第三可燃毒物燃料组件7位于第一可燃毒物燃料组件5和第二可燃毒物燃料组件6形成的燃料组件环内。
以下给出一种具体的压水堆堆芯的实施方式：
本实施例中的压水堆堆芯包括109组净燃料组件8、20组第一可燃毒物燃料组件5、16组第二可燃毒物燃料组件6、32组第三可燃毒物燃料组件7。图6是四分之一堆芯结构，图6中左上角的栅格为堆芯的中心，图6中的两条虚线为堆芯的四分之一平分线，两条虚线交点为堆芯的中心点，由虚线划分出的右下角为压水堆核电站堆芯的四分之一结构。
如图6所示，第一可燃毒物燃料组件5和第二可燃毒物燃料组件6在靠近堆芯边缘的位置形成一圈燃料组件环，第三可燃毒物燃料组件7位于该燃料组件环以内，每个第三可燃毒物燃料组件7至少与3组净燃料组件8相邻。
本实施例中，燃料组件环上的燃料组件的排布方式如下：
燃料组件环与堆芯的四分之一平分线（即图中的两条虚线）的交点所在位置设置第一可燃毒物燃料组件5；燃料组件环上，在燃料组件环与四分之一堆芯结构的平分线（两条虚线构成的直角的角平分线）的交点（图6中点A）两侧的各设置两个第一可燃毒物燃料组件5；燃料组件环中的其他位置全部设置第二可燃毒物燃料组件6。
本实施例中，全堆芯共采用177组燃料组件，包括20组含8根回收铀载钆燃料棒的燃料组件5、16组含12根回收铀载钆燃料棒的燃料组件6和32组含16根回收铀载钆燃料棒的燃料组件7，以及109组净燃料组件8。全堆芯共采用864根回收铀载钆燃料棒3。
上述应用回收铀载钆燃料棒3的压水堆核电站堆芯，堆芯核焓升因子可有效控制在1.60以内，满足堆芯安全要求，同时满足堆芯剩余反应性控制对固体可燃毒物的需求。
目前在重水堆核电站中，一般使用天然铀燃料，一般要求235U的富集度低于1.2%；而在压水堆核电站中，一般使用富集铀燃料，235U富集度范围为1.8%~5%，一般为4%~5%。本实施例中为压水堆堆芯，其燃料组件可优先采用富集度水平高的回收铀，如富集度为1.5%的回收铀，为了能够更好地满足燃料组件内功率分布展平及反应性控制要求，本实施例中采用富集度为1.3%的回收铀，实际应用中，回收铀的富集度范围可以在1.3%-1.5%中调整。
与现有技术中采用235U富集度为2.5%的载钆燃料棒的压水堆堆芯相比，应用本发明所述的回收铀载钆燃料棒的压水堆堆芯，每循环可节省864根235U富集度为2.5%的燃料棒中的富集铀资源，有效节约了铀资源并减少了回收铀储存费用。
实施例9：
在实施例1-实施例8中任一实施例的基础上，本实施例中对载钆燃料棒燃料芯体进行进一步改进：
本实施例中，回收铀氧化物中回收铀的富集度为1.3%，Gd2O3的质量分数为4%，回收铀氧化物的质量分数为96%。发明人发现燃料芯体中回收铀富集度和Gd2O3的质量分数对堆芯存在较大的影响，发明人通过对比实验证明1.3%的回收铀富集度与4%的Gd2O3可燃毒物质量分数匹配，能够更好地满足燃料组件内功率分布展平及反应性控制要求。
以下是发明人以实施例8中的压水堆核电站堆芯为例进行的对比实验结果，该压水堆核电站堆芯的燃料组件结构采用的是实施例5中的燃料组件结构。
                                                      
核反应堆堆芯满足反应性控制要求是对载钆燃料棒的基本要求，在满足这个基本要求的前提下，燃料组件的组件内功率不均匀系数越低越好，不超过1.1最佳。通过上表可以看出，Gd2O3的质量分数为4%、回收铀富集度为1.3%时既满足了核反应堆堆芯满足反应性控制要求，又取得了最低的组件内功率不均匀系数，是一种较佳的芯体组分组合。
以上仅是本发明的优选实施方式，本发明的保护范围并不仅局限于上述实施例，凡属于本发明思路下的技术方案均属于本发明的保护范围。应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明原理前提下的若干改进和润饰，应视为本发明的保护范围。

Claims (10)

1.载钆燃料棒，包括燃料芯体，其特征在于，所述燃料芯体由回收铀氧化物和Gd2O3构成，所述Gd2O3的质量分数为3%~5%，回收铀氧化物的质量分数为95%~97%。
2.根据权利要求1所述的载钆燃料棒，其特征在于，所述回收铀氧化物中的235U的富集度不超过1.5%，所述Gd2O3的质量分数为4%。
3.根据权利要求1所述的载钆燃料棒，其特征在于，所述回收铀氧化物中的235U的富集度为1.3%。
4.具有载钆燃料棒的燃料组件，包括燃料棒、导向管（2）、仪表管（4），燃料棒、导向管（2）、仪表管（4）以栅格形式排列成方形结构，所述仪表管（4）排布在燃料组件中心；其特征在于，所述燃料棒包括不含钆燃料棒（1）和回收铀载钆燃料棒（3），所述回收铀载钆燃料棒（3）为权利要求1至3中任一所述的载钆燃料棒；导向管（2）以仪表管（4）为中心排列成至少1圈导向管环，回收铀载钆燃料棒（3）也以仪表管（4）为中心排列成至少1圈回收铀载钆燃料棒环，导向管环与回收铀载钆燃料棒环间隔排布，方形结构中的其他栅格位置设置不含钆燃料棒（1）。
5.根据权利要求4所述的具有载钆燃料棒的燃料组件，其特征在于， 所述导向管（2）以仪表管（4）为中心排布成至少两圈导向管环，每圈导向管环中相邻两个导向管（2）被不含钆燃料棒（1）隔开；所述回收铀载钆燃料棒（3）以仪表管（4）为中心排布成1至3圈回收铀载钆燃料棒环，每圈回收铀载钆燃料棒环中，相邻两根回收铀载钆燃料棒（3）也被不含钆燃料棒（1）隔开；所述导向管环与仪表管（4）之间被不含钆燃料棒（1）隔开，相邻两圈导向管环之间设置有一圈回收铀载钆燃料棒环。
6.根据权利要求5述的具有载钆燃料棒的燃料组件，其特征在于，相邻两圈导向管环之间还设置有不含钆燃料棒（1）。
7.根据权利要求6述的具有载钆燃料棒的燃料组件，其特征在于，所述导向管（2）以仪表管（4）为中心排布成两圈导向管环，所述回收铀载钆燃料棒（3）的数量为8根、12根、16根、20根或24根。
8.压水堆堆芯，包括净燃料组件（8）和可燃毒物燃料组件，其特征在于，所述可燃毒物组件为权利要求4-7中任一所述的具有载钆燃料棒的燃料组件，可燃毒物燃料组件穿插布置于净燃料组件（8）之间。
9.根据权利要求8所述的压水堆堆芯，其特征在于，所述可燃毒物燃料组件包括第一可燃毒物燃料组件（5）、第二可燃毒物燃料组件（6）、第三可燃毒物燃料组件（7），其中第一可燃毒物燃料组件（5）具有8根回收铀载钆燃料棒（3），第二可燃毒物燃料组件（6）具有12根回收铀载钆燃料棒（3），第三可燃毒物燃料组件（7）具有16根回收铀载钆燃料棒（3）；其中第一可燃毒物燃料组件（5）和第二可燃毒物燃料组件（6）以堆芯中心为中心排布成一圈燃料组件环，第三可燃毒物燃料组件（7）位于第一可燃毒物燃料组件（5）和第二可燃毒物燃料组件（6）形成的燃料组件环内。
10.根据权利要求9所述的压水堆堆堆芯，其特征在于，所述第一可燃毒物燃料组件（5）的数量为20组、第二可燃毒物燃料组件（6）的数量为16组、第三可燃毒物燃料组件（7）的数量为32组；所述净燃料组件（8）的数量为109组。
CN201510235002.3A 2015-05-11 2015-05-11 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯 Active CN104952492B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510235002.3A CN104952492B (zh) 2015-05-11 2015-05-11 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510235002.3A CN104952492B (zh) 2015-05-11 2015-05-11 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104952492A true CN104952492A (zh) 2015-09-30
CN104952492B CN104952492B (zh) 2017-08-01

Family

ID=54167096

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510235002.3A Active CN104952492B (zh) 2015-05-11 2015-05-11 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN104952492B (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107093467A (zh) * 2017-03-28 2017-08-25 中山大学 用于嬗变和展平功率的mox燃料组件及展平功率的方法
WO2019062507A1 (zh) * 2017-09-28 2019-04-04 华龙国际核电技术有限公司 燃料棒和燃料组件
CN112420223A (zh) * 2020-11-18 2021-02-26 中国核动力研究设计院 一种基于钆富集的压水堆堆芯长循环换料装载方法
CN113496784A (zh) * 2020-04-03 2021-10-12 华龙国际核电技术有限公司 一种核电站反应堆堆芯

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01153996A (ja) * 1987-12-11 1989-06-16 Toshiba Corp 燃料集合体
CN101226782A (zh) * 2007-10-19 2008-07-23 大亚湾核电运营管理有限责任公司 中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法
CN101241772A (zh) * 2007-09-26 2008-08-13 大亚湾核电运营管理有限责任公司 中国压水堆核电站百万千瓦机组18个月换料方法
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

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH01153996A (ja) * 1987-12-11 1989-06-16 Toshiba Corp 燃料集合体
CN101241772A (zh) * 2007-09-26 2008-08-13 大亚湾核电运营管理有限责任公司 中国压水堆核电站百万千瓦机组18个月换料方法
CN101226782A (zh) * 2007-10-19 2008-07-23 大亚湾核电运营管理有限责任公司 中国压水堆核电站百万千瓦机组首循环堆芯装载方法
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

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
陈宝山 等: "高性能燃料组件用含钆燃料棒的国产化", 《2004学术年会论文集》 *
黄世恩 等: "等效天然铀燃料混合比计算方法研究", 《原子能科学技术》 *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107093467A (zh) * 2017-03-28 2017-08-25 中山大学 用于嬗变和展平功率的mox燃料组件及展平功率的方法
WO2019062507A1 (zh) * 2017-09-28 2019-04-04 华龙国际核电技术有限公司 燃料棒和燃料组件
CN109585036A (zh) * 2017-09-28 2019-04-05 华龙国际核电技术有限公司 一种燃料棒和燃料组件
CN113496784A (zh) * 2020-04-03 2021-10-12 华龙国际核电技术有限公司 一种核电站反应堆堆芯
CN113496784B (zh) * 2020-04-03 2024-04-19 华龙国际核电技术有限公司 一种核电站反应堆堆芯
CN112420223A (zh) * 2020-11-18 2021-02-26 中国核动力研究设计院 一种基于钆富集的压水堆堆芯长循环换料装载方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN104952492B (zh) 2017-08-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN108389634A (zh) 一种熔盐堆钍燃料循环利用方法
Zou et al. Preliminary study on TRUs utilization in a small modular Th-based molten salt reactor (smTMSR)
CN108511088A (zh) 重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统
CN104952492A (zh) 载钆燃料棒及具有载钆燃料棒的燃料组件及压水堆堆芯
CN105139899A (zh) 一种压水堆核电厂首循环的堆芯装载方法
CN107093467A (zh) 用于嬗变和展平功率的mox燃料组件及展平功率的方法
CN101206930B (zh) 多堆联合核燃料循环利用方法
CN109086506B (zh) 一种适用于液态燃料熔盐堆的燃耗分析计算方法
Zuhair et al. The implication of thorium fraction on neutronic parameters of pebble bed reactor
CN208385016U (zh) 重水慢化熔盐堆堆芯及重水慢化熔盐堆系统
WO1993016477A1 (en) Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium
Fetterman AP1000 core design with 50% MOX loading
CN113871047B (zh) 考虑燃料组件燃耗分布的乏燃料溶解器临界安全分析方法
Glebov et al. Research of Features of U-Pu-Th Fuel Cycle and its Use for Burning Up of Minor Actinides in Supercritical Water-Cooled Reactor With Fast Neutron Spectrum
Trellue et al. Salt-cooled modular innovative thorium heavy water-moderated reactor system
Peng et al. The feasibility research of thorium breeding using fluoride salt as a fast reactor coolant
Zhang et al. Future development of modular HTGR in China after HTR-PM
Andika Putra Dwijayanto et al. The implication of Thorium fraction on neutronic parameters of pebble bed reactor.
Dwijayanto et al. Investigation on Criticality and Burnup Performance of Pebble Bed Reactor with Thorium-based Nuclear Fuel.
Belov et al. Arrangement of the BN-600 Reactor Core Refueling at Transition to the Increased Fuel Burnup
Fehrenbach et al. HWR Fuel Cycles
Alesso Proven commercial reactor types: An introduction to their principal advantages and disadvantages
Golan et al. NUCLEAR FUEL LOGISTICS.
Zhang et al. CANDU Position and Prospect in Chinese Nuclear Fuel Cycle
Suk Advanced fuel cycle options for CANDU-6 reactors in Korea

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant