CN106683724A - 一种核燃料临界安全控制方法 - Google Patents

Abstract

本发明提供一种核燃料临界安全控制方法，其包括向燃料组件导向管中插入中子吸收棒，降低燃料组件的反应性，以实现燃料组件密集化贮存或者装载运输过程中的临界安全控制。本发明提供的核燃料临界安全控制方法，在贮存具有较高初始富集度的燃料组件时，不依靠可溶硼即可实现燃料高度密集化贮存的临界安全控制。而且本发明中，中子吸收棒是独立的，不进行连接，因此中子吸收棒在贮存或者运输过程中可以并排依次放置于该贮存组件中，或放置于具有空导向管或格架结构的组件中，实现中子吸收棒的密集化放置，减少中子吸收棒对空间的占用，同时便于中子吸收棒的运输和贮存。

Description

一种核燃料临界安全控制方法

技术领域

本发明涉及核燃料贮存和运输装置的临界安全控制方法，具体地涉及一种实现燃料临界安全控制的棒状中子吸收装置。

背景技术

核电厂中，位于乏燃料水池中的燃料贮存格架是燃料操作和贮存的重要设施，其主要功能是安全地贮存燃料组件，包括未辐照的新燃料组件、经过辐照的换料组件和不再入堆使用的乏燃料组件，以及可能存在的破损组件等。从堆芯中卸出的乏燃料具有较强的放射性和较大的衰变热，因此必须采用湿法贮存，并对贮存条件提出了较高的要求。湿法贮存的贮存容量有限，且经济性较差。为了提高贮存的经济性，先进的乏燃料贮存将采用密集化的贮存方式，即缩小贮存腔间距，提高贮存容量。其对贮存系统的临界安全控制提出更高的要求。

乏燃料组件湿法贮存一定的年限后，其被运至乏燃料后处理厂或者采用中间贮存方式(干式贮存)进行贮存。干式贮存密封容器在装载乏燃料组件时，通常要对可溶性中子吸收剂进行置信后才能够满足临界安全的要求，其要求装料过程中要对硼浓度进行有效监测。

为了提高核电厂经济性，长周期换料方式已越来越多地被采用。其要求燃料组件具有较高的初始富集度，这对贮存系统的临界安全控制提出更高的要求。

我国核电厂安全导则HAD102/15中规定：“如果池水中包含可溶性中子吸收剂，则只有假设无法提供能够引起池水稀释的补给水时，才可在研究次临界度时加以考虑。可溶性中子吸收剂和燃耗两种信用不应同时应用于相同的贮存区域。”通常核电厂不具备乏燃料池中冷却剂硼浓度的在线监测能力，以及考虑到海啸等事故工况的影响，在临界安全分析中通常不对可溶硼进行置信。该情况下将对贮存系统的临界安全控制提出较高的要求。

从临界安全控制能力的角度，插入燃料组件导向管内的棒状中子吸收体要优于介于燃料组件间的板状中子吸收体。

发明内容

本发明针对现有技术的不足，提出一种核燃料临界安全控制方法。

核燃料临界安全控制方法包括向燃料组件导向管中插入中子吸收棒，降低燃料组件的反应性，以实现燃料组件密集化贮存或者装载运输过程中的临界安全控制。

优选地，还包括中子吸收棒密集贮存，由于中子吸收棒间不进行连接，因此中子吸收棒贮存和运输过程中，可以密集化贮存于特定贮存组件中，或者具有任意空导向管或格架结构的组件中，包括将所述中子吸收棒插入用于贮存中子吸收棒的贮存组件中，或者具有空导向管或格架结构的组件中。

优选地，所述中子吸收棒的材料包括碳化硼、氧化铝碳化硼复合材料、含硼有机材料、含硼硅酸盐材料、含硼不锈钢、金属隔、氧化钆、钆不锈钢中的一种或者几种的组合。

优选地，所述中子吸收体型式是实心棒状或者空心管状。

与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：

1、本发明提供的核燃料临界安全控制方法，在贮存具有较高初始富集度的燃料组件时，不依靠可溶硼即可实现燃料高度密集化贮存的临界安全控制。而且本发明中，中子吸收棒是独立的，不进行连接，因此中子吸收棒在贮存或者运输过程中可以并排依次放置于该贮存组件中，或放置于具有空导向管或格架结构的组件中，实现中子吸收棒的密集化放置，减少中子吸收棒对空间的占用，同时便于中子吸收棒的运输和贮存。

附图说明

图1a为本发明提供的具有中子吸收板的燃料贮存格架示意图。

图1b为本发明提供的具有中子吸收棒的燃料贮存格架示意图。

图2为本发明提供的中子吸收棒贮存组件示意图。

具体实施方式

为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。

核燃料临界安全控制方法包括向燃料组件导向管中插入中子吸收棒，降低燃料组件的反应性，以实现燃料组件密集化贮存或者装载运输过程中的临界安全控制。核燃料临界安全控制方法还包括中子吸收棒密集贮存，由于中子吸收棒间不进行连接，因此中子吸收棒贮存和运输过程中，可以密集化贮存于特定贮存组件中，或者具有任意空导向管或格架结构的组件中，包括将所述中子吸收棒插入用于贮存中子吸收棒的贮存组件中，或者具有空导向管或格架结构的组件中。所述中子吸收棒的材料包括碳化硼、氧化铝碳化硼复合材料、含硼有机材料、含硼硅酸盐材料、含硼不锈钢、金属隔、氧化钆、钆不锈钢中的一种或者几种的组合。所述中子吸收体型式是实心棒状或者空心管状。

目前压水堆核电厂中，乏燃料贮存格架临界安全控制主要通过置于贮存腔体间的中子吸收板实现，而燃料组件具有导向管，在导向管中插入中子吸收棒，在不扩大贮存腔间距的情况下，可以显著地降低贮存系统反应性。图1a是仅具有中子吸收板的燃料贮存格架示意图。如图1a所示，包括燃料棒1、导向管2、中子吸收板3和贮存格架4。图1b是本发明具有中子吸收棒的燃料贮存格架示意图。如图1b所示，包括置于导向管中的中子吸收棒5，同时去除了格架间中子吸收板。

如图1b所示置于导向管中的中子吸收棒。由于中子吸收棒具有吸收体包壳，且考虑乏燃料池中中子注量率较低，因此中子吸收棒相对于中子吸收板对于吸收材料的力学和辐照性能要求相对较低，扩大了选材范围。具体实施过程中可以根据需求选取包括碳化硼、氧化铝碳化硼复合材料、含硼有机材料、含硼硅酸盐材料、含硼不锈钢、金属隔、氧化钆、钆不锈钢中的一种或者几种。

为了说明本发明的有效性，分别对如图1a和如图1b两种密集化贮存模型开展了临界计算，其中中子吸收材料为碳化硼。计算结果表明：相对于如图1a所示的未插棒情况，贮存系统反应性降低了约11000pcm，临界安全裕量显著提高。

图2是本发明中子吸收棒贮存组件示意图，如图2所示，包括中子吸收棒贮存管6。贮存组件中，贮存管之间可以采用条带进行连结，亦可采用焊接方式进行连结。由于本发明中，中子吸收棒是独立的，不进行连接，因此中子吸收棒在贮存或者运输过程中可以并排依次放置于该贮存组件中，亦或放置于具有空导向管或格架结构的组件中，实现中子吸收棒的密集化放置，节省燃料贮存空间。

当中子吸收棒被贮存或者运输时，可以放置于贮存组件或者具有空导向管或格架结构的组件中，中子吸收棒的装载数目可根据需求进行调整；当中子吸收棒用于临界控制时，将被分别被提出后依次插入燃料组件导向管中，之后连同燃料组件一同被放置于贮存格架、转运容器或者运输容器中。

虽然已经附图描述例子，但各种示图示出本公开的示例架构或其他配置，其用来帮助理解可在本公开中包括的特征和功能。本公开不限于示出的示例性架构或配置，而是可用各种替代性架构和配置被实现。另外虽然以上关于各种例子和实现描述了本公开，但应理解，在例子中的一个或更多个描述的各种特征和功能在它们的适用性方面不限于描述它们的特定例子。而是，对于本公开的其他例子中一个或更多了，它们可单独地或者以某种组合被应用，不管这样的例子是否被描述，并且不管这样的特征作为描述的例子的一部分被该处。再次，本公开的范围不应被上述例子的任一个限制。

与现有技术相比，本实施例具有以下有益效果：

1、本实施例提供的核燃料临界安全控制方法，在贮存具有较高初始富集度的燃料组件时，不依靠可溶硼即可实现燃料高度密集化贮存的临界安全控制。而且本发明中，中子吸收棒是独立的，不进行连接，因此中子吸收棒在贮存或者运输过程中可以并排依次放置于该贮存组件中，或放置于具有空导向管或格架结构的组件中，实现中子吸收棒的密集化放置，减少中子吸收棒对空间的占用，同时便于中子吸收棒的运输和贮存。

本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的系统而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。

本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。

显然，本领域的技术人员可以对发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。

Claims (4)

1.一种核燃料临界安全控制方法，其特征在于，包括向燃料组件导向管中插入中子吸收棒，降低燃料组件的反应性，以实现燃料组件密集化贮存或者装载运输过程中的临界安全控制。

2.根据权利要求1所述的核燃料临界安全控制方法，其特征在于，还包括中子吸收棒密集贮存，由于中子吸收棒间不进行连接，因此中子吸收棒贮存和运输过程中，可以密集化贮存于特定贮存组件中，或者具有任意空导向管或格架结构的组件中，包括将所述中子吸收棒插入用于贮存中子吸收棒的贮存组件中，或者具有空导向管或格架结构的组件中。

3.根据权利要求1所述的核燃料临界安全控制方法，其特征在于，所述中子吸收棒的材料包括碳化硼、氧化铝碳化硼复合材料、含硼有机材料、含硼硅酸盐材料、含硼不锈钢、金属隔、氧化钆、钆不锈钢中的一种或者几种的组合。

4.根据权利要求1所述的核燃料临界安全控制方法，其特征在于，所述中子吸收体型式是实心棒状或者空心管状。