CN105139900B - 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法 - Google Patents

一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法 Download PDF

Info

Publication number
CN105139900B
CN105139900B CN201510398020.3A CN201510398020A CN105139900B CN 105139900 B CN105139900 B CN 105139900B CN 201510398020 A CN201510398020 A CN 201510398020A CN 105139900 B CN105139900 B CN 105139900B
Authority
CN
China
Prior art keywords
erbium
fuel
reactor core
core
months
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.)
Active
Application number
CN201510398020.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105139900A (zh
Inventor
王金雨
李庆
陈长
刘启伟
巨海涛
李向阳
于颖锐
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 CN201510398020.3A priority Critical patent/CN105139900B/zh
Publication of CN105139900A publication Critical patent/CN105139900A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105139900B publication Critical patent/CN105139900B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • 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
    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，换料装载采用低泄漏堆芯装载模式，新燃料组件置于堆芯里圈，堆芯最外圈放置已燃耗过的旧组件，新燃料组件中装有载铒燃料棒，载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置。本发明的有益效果是：能够满足24个月燃料管理策略，可减少机组大修次数，降低年均大修费用，提高核电机组的能力因子，提高年负荷因子，增加年度电量，有利于经济性的提高，可在年换料和18个月换料的基础上进一步提高核电厂运行的经济性。

Description

一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法
技术领域
本发明涉及压水堆堆芯燃料管理技术领域，具体地，涉及一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法。
背景技术
压水堆堆芯燃料管理，是指从首循环到平衡循环堆芯，确定堆芯所使用的燃料富集度、可燃毒物的类型及各种燃料组件和可燃毒物在堆芯内的布置，使得反应堆堆芯的设计结果满足核设计准则和电厂总体要求。堆芯燃料管理的优劣直接影响核电厂的经济性和安全性，是后续安全分析或评价的基础。所谓的燃料管理方法即为堆芯所使用的各种燃料组件、燃料富集度、可燃毒物的类型和在堆芯内的布置的确定方法。
目前，国内在役和在建核电厂普遍已经转入或计划转入18个月长循环燃料管理，随着工业水平和设备制造技术的进步，设备可靠性已经有了很大的提高，为进一步提高电厂的负荷因子，提高电厂的经济效益，可以进一步增加循环长度，达到更长的如24个月换料周期。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是提供一种降低大修费用、提高核电机组的能力因子、增加年度电量、经济性好的采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法。
本发明解决上述问题所采用的技术方案是：
一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，换料装载采用低泄漏堆芯装载模式，新燃料组件置于堆芯里圈，堆芯最外圈放置已燃耗过的旧组件，新燃料组件中装有载铒燃料棒，载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置。
24个月长循环的换料装载方式需要堆芯中装入富集度较高的燃料组件，因此堆芯寿期初的剩余反应性很大，且堆芯内的功率峰因子较高。载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置，一方面用于控制堆芯寿期初的剩余反应性，降低堆芯的硼浓度，另一方面可以展平过高的功率峰。故本发明可满足核电厂向24个月长循环燃料管理过渡的需求，能够满足24个月燃料管理策略，可减少机组大修次数，降低年均大修费用，提高核电机组的能力因子，提高年负荷因子，增加年度电量，有利于经济性的提高，可在年换料和18个月换料的基础上进一步提高核电厂运行的经济性。
堆芯燃料组件中装有的载铒燃料棒，使用Er2O3作为固体可燃毒物，用于控制堆芯剩余反应性，载铒燃料棒中UO2-Er2O3均匀混合在燃料芯块中。
所述的堆芯由177组燃料组件构成，每次加入96组新燃料组件。对于换料设计，一般来说，每批加入堆芯的新组件富集度越高、数量越少、循环长度越长，则燃料经济性就越高。但是受目前国内监管限制，新燃料组件富集度不能超过5%，为实现24个月换料的循环长度，需要每循环加入较多的新燃料组件。本发明目前描述的新组件数量为96组，对应于670EFPD的循环长度。如在此基础上增减新组件数量，则循环长度也会相应延长或缩短。
所述的载铒燃料棒中铒的质量分数为2%～5%，可选的，载铒燃料棒中铒的质量分数为2%、3%及5%。铒的质量分数主要影响控制剩余反应性的能力。铒的质量分数越高，即添加量越大，在寿期初能够控制的剩余反应性就越多，随着毒物在堆芯内不断消耗，能够释放出的反应性也就越多。如铒的质量分数过低，则能够控制的剩余反应性有限，不能起到降低堆芯硼浓度和展平功率峰的作用。铒的质量分数上限主要受制造工艺的影响，目前取5%较为适宜。
所述的新燃料组件均由17×17个栅格位置的组件单元构成，新燃料组件中含有载铒燃料棒的数量为64根、104根、128根或156根，新燃料组件中不含可燃毒物的燃料棒U-235富集度为4.95%，载铒燃料棒的U-235富集度为4.75%或4.45%。对于特定循环长度的反应堆，换料时加入的新燃料组件富集度越高，所需加入的新燃料组件数量就越少，燃料经济性就越高。从这个角度上应尽可能提高燃料组件的富集度。但受监管限制，富集度不能超过5%，因此选择不含可燃毒物的燃料棒U-235富集度为4.95%。载铒燃料芯块与不含可燃毒物的芯块相比，其热导率和熔点会有所下降，因此适当降低了载铒燃料芯棒的富集度，以避免载铒燃料芯棒功率过高造成安全隐患。降低燃料棒的富集度会导致循环长度缩短或特定循环长度所需要的换料新组件数量增加，经济性下降，但并不表示富集度是不可降低的。
优选的，所述的新燃料组件中较高富集度或含铒毒物较少的新燃料组件置于堆芯的次外圈，较低富集度或含铒毒物较多的新燃料组件放在堆芯里圈部分，堆芯最外圈放置旧组件，堆芯里圈的已燃耗过的旧组件与新组件相互搭配组合，新燃料组件中所带载铒燃料棒的数量及铒的质量分数，根据展平堆芯功率分布的需要而加以确定。新燃料组件中较高富集度或含铒毒物较少的新燃料组件的初始反应性较高，而较低富集度或含铒毒物较多的新燃料组件初始反应性较低，将初始反应性较高的组件放置于堆芯的次外圈、将初始反应性较低的组件放置于堆芯内圈有利于展平堆芯的功率峰，以满足安全要求。载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置，一方面用于控制堆芯寿期初的剩余反应性，降低堆芯的硼浓度，另一方面可以展平过高的功率峰。故本发明可满足核电厂向24个月长循环燃料管理过渡的需求，能够满足24个月燃料管理策略。
堆芯最外圈放置旧组件有利于降低堆芯外圈的中子通量，降低堆芯中子泄漏，有利于提高堆芯中子经济性，降低压力容器中子辐照，以满足压力容器寿命要求，因为压力容器的寿命基本决定了整个核电厂的寿命。
载铒燃料棒呈1/8对称布置于燃料组件中。
堆芯里圈已燃耗过的组件按燃耗深度的不同呈交叉排列方式。
综上，本发明的有益效果是：
1、本发明所述的采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，既能够控制堆芯寿期初的剩余反应性，降低堆芯的硼浓度，又可以展平过高的功率峰，可满足核电厂向24个月长循环燃料管理过渡的需求，能够满足24个月燃料管理策略，可减少机组大修次数，降低年均大修费用，提高核电机组的能力因子，提高年负荷因子，增加年度电量，有利于经济性的提高，可在年换料和18个月换料的基础上进一步提高核电厂运行的经济性。
2、典型的1/3年换料采用富集度为3.7%的燃料组件，每循环装入58个新燃料组件，循环长度约为325天；典型的18个月长循环采用富集度为4.45%的燃料组件，每循环装入68个新燃料组件，循环长度约为475天。本发明中所述的24个月长循环采用富集度为4.95%的燃料组件，每循环装入96个新燃料组件，根据组件类型的不同，循环长度可达650天至670天。
换料模式的经济性需要综合考虑燃料循环前端费用、发电收益、机组大修费用和燃料后处理费用等各个因素，下面对各个因素进行分别分析。
核燃料循环前端费用包括天然铀采购费用、转换费用、浓缩费用和燃料元件制造费用。截止2014年10月，天然铀采购单价为28$/lbsU3O8，分离功单价为90$/KgSWU。如考虑市场波动和长期物价上涨，假定天然铀采购单价为50$/lbsU3O8，分离功单价为120$/KgSWU，转化单价为10$/Kg，燃料制造费用为120000$/组。则年换料、18个月长循环和24个月长循环的燃料费用见表1所示。
根据机组的功率、循环长度计算循环上网电量，考虑基准上网电价0.43元/kWh，计算出各换料模式的循环发电收益，见表1所示。
传统年换料一般为30至40天，费用约为5000万元。考虑通货膨胀因素，假定年换料费用为上述数据两倍，大修时间设定为40天，18个月长循环的大修费用设定为年换料的1.2倍，24个月长循环大修费用设定为年换料的1.4倍见表1所示。
乏燃料后处理费用按上网电量收取，单价为0.026元/kWh，见表1所示。
表1 三种换料方式年收益比较
注：表中燃料费用按美元与人民币按1比6.25换算。
由表中数据可见，24个月换料与年换料及18个月换料方式相比其主要优势在于年均发电收益及节省的大修费用，其潜在的劣势在于燃料成本较高，按保守考虑的燃料价格，年均燃料成本较年换料模式和18个月换料模式分别高0.15亿元和0.48亿元，但折算的年均净收益仍比年换料模式和18个月换料模式分别高2.11亿元和0.44亿元，如按现实的燃料市场价格则24个月换料模式收益优势更为明显。
在管理效应上，24个月换料模式可减少大修，提高效率，降低人因失误。
综上所述，虽然发明所描述的24个月换料燃料管理方法的年平均燃料成本略高于年换料和18个月换料，但综合经济性得到了显著提高。
附图说明
图1是应用64根载铒燃料棒的燃料组件；
图2是应用104根载铒燃料棒的燃料组件；
图3是应用128根载铒燃料棒的燃料组件；
图4应用156根载铒燃料棒的燃料组件；
图5是本发明的一种堆芯装载方案的结构示意图。
附图中标记及相应的零部件名称：
1-不含铒燃料棒，2-导向管，3-载铒燃料棒，4-仪表管。
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：
本发明提供了一种应用载铒燃料棒的堆芯概念，应用本发明所述载铒燃料棒的燃料组件如图1、图2、图3和图4所示，应用本发明所述载铒燃料棒的堆芯如图5所示，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，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，图中的方块代表了燃料组件，填充有背景色的方块代表了新燃料组件，新燃料组件方块中上排数字代表该新燃料组件中含有载铒燃料棒的根数，下排数字代表载铒燃料棒中铒的质量分数。但本发明的堆芯并不局限于该种堆芯布置，图5中堆芯布置仅仅给出了本发明提出概念的一种实施例。下面结合图1、图2、图3、图4、图5和具体实施方式对本发明作进一步说明。
如图5所示，一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，换料装载采用低泄漏堆芯装载模式，新燃料组件置于堆芯里圈，堆芯最外圈放置已燃耗过的旧组件，新燃料组件中装有载铒燃料棒，载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置。本领域技术人员能够容易地根据具体堆芯装载方案的功率分布计算结果确定堆芯中功率峰较高的位置。
24个月长循环的换料装载方式需要堆芯中装入富集度较高的燃料组件，因此堆芯寿期初的剩余反应性很大，且堆芯内的功率峰因子较高。载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置，一方面用于控制堆芯寿期初的剩余反应性，降低堆芯的硼浓度，另一方面可以展平过高的功率峰。故本发明可满足核电厂向24个月长循环燃料管理过渡的需求，能够满足24个月燃料管理策略，可减少机组大修次数，降低年均大修费用，提高核电机组的能力因子，提高年负荷因子，增加年度电量，有利于经济性的提高，可在年换料和18个月换料的基础上进一步提高核电厂运行的经济性。
堆芯燃料组件中装有的载铒燃料棒，使用Er2O3作为固体可燃毒物，用于控制堆芯剩余反应性，载铒燃料棒中UO2-Er2O3均匀混合在燃料芯块中。
如图5所示，本实施例所述的堆芯由177组燃料组件构成，图5给出了一个典型的平衡循环堆芯的装载示意图，每次加入96组新燃料组件。对于换料设计，一般来说，每批加入堆芯的新组件富集度越高、数量越少、循环长度越长，则燃料经济性就越高。但是受目前国内监管限制，新燃料组件富集度不能超过5%，为实现24个月换料的循环长度，需要每循环加入较多的新燃料组件。本发明目前描述的新组件数量为96组，对应于670EFPD的循环长度。如在此基础上增减新组件数量，则循环长度也会相应延长或缩短。
所述的新燃料组件中较高富集度或含铒毒物较少的新燃料组件置于堆芯的次外圈，较低富集度或含铒毒物较多的新燃料组件放在堆芯里圈部分，堆芯最外圈放置旧组件，堆芯里圈的已燃耗过的旧组件与新组件相互搭配组合，优选的，堆芯里圈已燃耗过的组件按燃耗深度的不同呈交叉排列方式，新燃料组件中所带载铒燃料棒的数量及铒的质量分数，根据展平堆芯功率分布的需要而加以确定。新燃料组件中较高富集度或含铒毒物较少的新燃料组件的初始反应性较高，而较低富集度或含铒毒物较多的新燃料组件初始反应性较低，将初始反应性较高的组件放置于堆芯的次外圈、将初始反应性较低的组件放置于堆芯内圈有利于展平堆芯的功率峰，以满足安全要求。堆芯最外圈放置旧组件有利于降低堆芯外圈的中子通量，降低堆芯中子泄漏，有利于提高堆芯中子经济性，降低压力容器中子辐照，以满足压力容器寿命要求，因为压力容器的寿命基本决定了整个核电厂的寿命。
所述的载铒燃料棒中铒的质量分数为2%～5%，优选的，载铒燃料棒中铒的质量分数为2%、3%及5%，所述的新燃料组件均由17×17个栅格位置的组件单元构成，新燃料组件中含有载铒燃料棒的数量为64根、104根、128根或156根，新燃料组件中不含可燃毒物的燃料棒U-235富集度为4.95%，载铒燃料棒的U-235富集度为4.75%或4.45%。对于特定循环长度的反应堆，换料时加入的新燃料组件富集度越高，所需加入的新燃料组件数量就越少，燃料经济性就越高。从这个角度上应尽可能提高燃料组件的富集度。但受监管限制，富集度不能超过5%，因此选择不含可燃毒物的燃料棒U-235富集度为4.95%。载铒燃料芯块与不含可燃毒物的芯块相比，其热导率和熔点会有所下降，因此适当降低了载铒燃料芯棒的富集度，以避免载铒燃料芯棒功率过高造成安全隐患。降低燃料棒的富集度会导致循环长度缩短或特定循环长度所需要的换料新组件数量增加，经济性下降，但并不表示富集度是不可降低的。
如图1所示，为本发明所述的应用64根载铒燃料棒3的新燃料组件，新燃料组件中含有载铒燃料棒3的数量为64根，新燃料组件的17×17个栅格位置的组件单元中：有1个栅格位置的组件单元为仪表管4，位于燃料组件的中心；有24个栅格位置的组件单元为导向管2，间隔布置于燃料组件中；有64个栅格位置的组件单元为载铒燃料棒3，呈1/8对称布置于燃料组件中。载铒燃料棒3对称布置有利于获得均匀的组件内径向功率分布，其余栅格位置的组件单元为不含铒燃料棒1。
如图2所示，为本发明所述的应用104根载铒燃料棒3的新燃料组件，新燃料组件中含有载铒燃料棒3的数量为104根，新燃料组件的17×17个栅格位置的组件单元中：有1个栅格位置的组件单元为仪表管4，位于燃料组件的中心；有24个栅格位置的组件单元为导向管2，间隔布置于燃料组件中；有104个栅格位置的组件单元为载铒燃料棒3，呈1/8对称布置于燃料组件中。载铒燃料棒3对称布置有利于获得均匀的组件内径向功率分布，其余栅格位置的组件单元为不含铒燃料棒1。
如图3所示，为本发明所述的应用128根载铒燃料棒3的新燃料组件，新燃料组件中含有载铒燃料棒3的数量为128根，新燃料组件的17×17个栅格位置的组件单元中：有1个栅格位置的组件单元为仪表管4，位于燃料组件的中心；有24个栅格位置的组件单元为导向管2，间隔布置于燃料组件中；有128个栅格位置的组件单元为载铒燃料棒3，呈1/8对称布置于燃料组件中。载铒燃料棒3对称布置有利于获得均匀的组件内径向功率分布，其余栅格位置的组件单元为不含铒燃料棒1。
如图4所示，为本发明所述的应用156根载铒燃料棒3的新燃料组件，新燃料组件中含有载铒燃料棒3的数量为156根，新燃料组件的17×17个栅格位置的组件单元中：有1个栅格位置的组件单元为仪表管4，位于燃料组件的中心；有24个栅格位置的组件单元为导向管2，间隔布置于燃料组件中；有156个栅格位置的组件单元为载铒燃料棒3，呈1/8对称布置于燃料组件中。载铒燃料棒3对称布置有利于获得均匀的组件内径向功率分布，其余栅格位置的组件单元为不含铒燃料棒1。
如上所述，可较好的实现本发明。

Claims (7)

1.一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，换料装载采用低泄漏堆芯装载模式，新燃料组件置于堆芯里圈，堆芯最外圈放置已燃耗过的旧组件，新燃料组件中装有载铒燃料棒，载铒燃料棒布置在堆芯中功率峰较高的位置；
堆芯燃料组件中装有的载铒燃料棒，使用Er2O3作为固体可燃毒物，用于控制堆芯剩余反应性，载铒燃料棒中UO2-Er2O3均匀混合在燃料芯块中；
所述的载铒燃料棒中铒的质量分数为2%～5%。
2.根据权利要求1所述的一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，所述的堆芯由177组燃料组件构成，每次加入96组新燃料组件。
3.根据权利要求1所述的一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，所述的新燃料组件均由17×17个栅格位置的组件单元构成，新燃料组件中含有载铒燃料棒的数量为64根、104根、128根或156根，新燃料组件中不含可燃毒物的燃料棒U-235富集度为4.95%，载铒燃料棒的U-235富集度为4.75%或4.45%。
4.根据权利要求1所述的一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，所述的新燃料组件中较高富集度或含铒毒物较少的新燃料组件置于堆芯的次外圈，较低富集度或含铒毒物较多的新燃料组件放在堆芯里圈部分，堆芯最外圈放置旧组件，堆芯里圈的已燃耗过的旧组件与新组件相互搭配组合。
5.根据权利要求2所述的一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，载铒燃料棒中铒的质量分数为2%、3%及5%。
6.根据权利要求1所述的一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，载铒燃料棒呈1/8对称布置于燃料组件中。
7.根据权利要求3所述的一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法，其特征在于，堆芯里圈已燃耗过的组件按燃耗深度的不同呈交叉排列方式。
CN201510398020.3A 2015-07-09 2015-07-09 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法 Active CN105139900B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510398020.3A CN105139900B (zh) 2015-07-09 2015-07-09 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510398020.3A CN105139900B (zh) 2015-07-09 2015-07-09 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105139900A CN105139900A (zh) 2015-12-09
CN105139900B true CN105139900B (zh) 2017-04-05

Family

ID=54725217

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510398020.3A Active CN105139900B (zh) 2015-07-09 2015-07-09 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN105139900B (zh)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN107093478A (zh) * 2017-03-30 2017-08-25 中国核电工程有限公司 一种压水堆堆芯平衡循环24个月的换料方法
CN107977504B (zh) * 2017-11-28 2021-03-16 广东核电合营有限公司 一种非对称堆芯燃料管理计算方法、装置及终端设备
CN108364696B (zh) * 2018-02-13 2019-09-03 中国核动力研究设计院 一种十万千瓦级反应堆堆芯反应性控制方法
CN108364695B (zh) * 2018-02-13 2019-09-03 中国核动力研究设计院 一种十万千瓦级反应堆堆芯燃料管理方法
CN109473183A (zh) * 2018-11-14 2019-03-15 中国核动力研究设计院 一种超大型压水堆核电站堆芯布置
CN109994233B (zh) * 2019-04-08 2022-02-22 中国核动力研究设计院 一种适用于模块式小型堆的部分低泄漏装载换料方法
CN114242272B (zh) * 2021-12-17 2024-01-30 中国核动力研究设计院 一种小型核电源用不换料反应堆堆芯
CN115376712A (zh) * 2022-08-03 2022-11-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种非能动核电厂长周期平衡循环的燃料管理方法及堆芯

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1991014268A1 (en) * 1990-03-07 1991-09-19 Combustion Engineering, Inc. Pressurized water reactor fuel
US5176877A (en) * 1989-09-22 1993-01-05 Hitachi, Ltd. Nuclear fuel assembly and nuclear reactor core containing said assembly
US5337337A (en) * 1991-03-29 1994-08-09 Hitachi, Ltd. Fuel assembly
US5781604A (en) * 1995-10-11 1998-07-14 Hitachi, Ltd. Initial core and fuel assembly
US6005905A (en) * 1995-06-30 1999-12-21 Hitachi, Ltd. Initial core
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 (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5176877A (en) * 1989-09-22 1993-01-05 Hitachi, Ltd. Nuclear fuel assembly and nuclear reactor core containing said assembly
WO1991014268A1 (en) * 1990-03-07 1991-09-19 Combustion Engineering, Inc. Pressurized water reactor fuel
US5337337A (en) * 1991-03-29 1994-08-09 Hitachi, Ltd. Fuel assembly
US6005905A (en) * 1995-06-30 1999-12-21 Hitachi, Ltd. Initial core
US5781604A (en) * 1995-10-11 1998-07-14 Hitachi, Ltd. Initial core and fuel assembly
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
24个月换料周期燃料管理初步研究;王丹 等;《核动力工程》;20130731;第34卷;第99-102页 *
几种新型可燃毒物的特性以及在我国的应用前景;黄锦华 等;《原子能科学技术》;19980131;第32卷(第1期);第90-96页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN105139900A (zh) 2015-12-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105139900B (zh) 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法
CN103871528B (zh) 一种压水堆堆芯的长周期燃料管理方法
US6263038B1 (en) MOX fuel arrangement for nuclear core
CN105139899A (zh) 一种压水堆核电厂首循环的堆芯装载方法
Colton et al. Full-Core Evaluation of Uranium-Based Fuels Augmented with Small Amounts of Thorium in Pressure Tube Heavy Water Reactors
CN109036603A (zh) 一种超大型压水堆堆芯长循环换料装载方法
CN103366836B (zh) 核燃料芯块、制作方法及核反应堆
CN108039216B (zh) 一种压水堆堆芯的平衡循环18个月换料装载方法
CN101206930B (zh) 多堆联合核燃料循环利用方法
Bromley et al. Heterogeneous Cores for Implementation of Thorium-Based Fuels in Heavy Water Reactors
CN104952492B (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
CN114242283A (zh) 一种压水堆堆芯24个月换料周期燃料装载方法
CN103366835B (zh) 核燃料芯块、制作方法及核反应堆
CN112259269A (zh) 百万千瓦压水堆核电厂堆芯18个月循环长度的装载方法
Lapanporo et al. Parametric study of thorium fuel utilization on small modular pressurized water reactors (PWR)
Wu et al. Core design of super LWR with double tube water rods
Penndorf et al. Some neutron physical consequences of maximizing the conversion ratio of pressurized water reactors operated in the uranium-plutonium cycle
Papi et al. Advanced fuel and burnable absorbers designed for long-cycle operation of BNPP
CN107910078B (zh) 一种压水堆堆芯的18个月换料多循环燃料的管理方法
Joo et al. Alternative applications of homogeneous thoria-urania fuel in light water reactors to enhance the economics of the thorium fuel cycle
Galahom Improving the neutronic characteristics of a boiling water reactor by using uranium zirconium hydride fuel instead of uranium dioxide fuel
Puill et al. Improved plutonium consumption in a pressurised water reactor
Trianti et al. Preliminary design study of small long life boiling water reactor (BWR) with tight lattice thorium nitride fuel
Nailatussaadah et al. Neutronic Analysis of The SMART Modular Reactor Fuel Using SRAC 2006
McDonald et al. Checkerboard heterogeneous uranium-thorium seed-blanket cores for pressure-tube heavy water reactors

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