CN109192331A - 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法 - Google Patents

六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法 Download PDF

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Abstract

本发明公开了六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法,所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯包括燃料组件、控制棒组件和水栅元,所述燃料组件为六边形套管型燃料组件,所述控制棒组件由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,所述水栅元为六边形水栅元,所述堆芯共布置265个位置,分别为19个燃料组件、12个控制棒组件和2个34个水栅元,19个燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,12个控制棒组件围绕燃料组件布置,每个燃料组件、控制棒组件和水栅元各占1个位置。本发明能够足检验核设计程序对六边形套管型燃料组件计算可靠性的需求。

Description

六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法
技术领域
本发明涉及核反应堆设计技术领域,具体涉及六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法。
背景技术
核反应堆的发展离不开试验堆,试验堆对各种反应堆堆型的开发有非常重要的作用。先进试验堆的发展趋势是具有高的热中子或快中子注量率,数目多的实验孔道,包括一定数量的大尺寸孔道。
对比文献1(发明专利:高热中子注量率堆芯,专利号201210183206.3)公开了一种高热中子注量率堆芯,该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件;燃料组件为六边形套管型燃料组件,若干个燃料组件呈环形紧凑布置,在燃料组件环形区域的内侧形成热中子阱;紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件,形成倒中子阱;若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。所述高热中子注量率堆芯,在保证安全及结构可行的前提下,有利于提高辐照孔道内热中子注量率,增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。
对比文献2(发明专利:高快中子注量率堆芯,专利号201210182828.4)公开了一种高快中子注量率堆芯,该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件;燃料组件为六边形套管型燃料组件,若干个燃料组件呈环形紧凑布置,最内层环上有6个燃料组件,在其环形区域的中心处形成快中子阱;紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件,形成倒中子阱;若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。所述高快中子注量率堆芯,满足国际限制的U-235富集度水平和国内的燃料芯体制造及冷却剂流速设计水平的要求,可获得较高的辐照孔道内快中子注量率水平,增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。
对比文献1和对比文献2分别公开了一种高热、高快中子注量率堆芯,其燃料组件均采用六边形套管型燃料组件。这两种堆芯及堆芯内孔道的布置方案与现有堆芯均不相同,其采用的燃料组件、控制棒组件等堆芯部件也不同于国际上现有试验堆,因此有必要针对采用六边形套管型燃料组件的堆芯,开展临界物理试验,以检验六边形套管型燃料组件堆芯核设计程序的计算精度和可靠性。
发明内容
本发明的目的在于提供六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,以满足检验核设计程序对六边形套管型燃料组件计算可靠性的需求,依据本发明所述堆芯布置开展临界物理试验,可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料组件以及堆芯内六边形水栅元计算的精度和可靠性。
此外,本发明还涉及上述检验堆芯的调整方法。
本发明通过下述技术方案实现:
六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,所述堆芯包括燃料组件、控制棒组件和水栅元,所述燃料组件为六边形套管型燃料组件,所述控制棒组件由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,所述水栅元为六边形水栅元,所述堆芯共布置265个位置,分别为19个燃料组件、12个控制棒组件和2个34个水栅元,19个燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,12个控制棒组件围绕燃料组件布置,每个燃料组件、控制棒组件和水栅元各占1个位置。
本发明所述检验堆芯能够满足检验核设计程序对六边形套管型燃料组件计算可靠性的需求。依据本发明所述堆芯布置开展临界物理试验,可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料组件以及堆芯内六边形水栅元计算的精度和可靠性。
本发明所述燃料组件、控制棒组件的位置可根据临界试验实测结果进行调整,使得满足在控制棒组件全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值等于计算值。具体地:
本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯安全棒价值大于1000pcm,满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。依据本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,开展临界物理试验,可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料组件以及堆芯内六边形水栅元计算的精度和可靠性。通过对比临界物理试验实测值与核设计程序计算值,可判断是否需要对六边形套管型燃料组件或六边形水栅元计算模型进行调整;如实测值与计算值存在偏差,则需调整六边形套管型燃料组件和六边形水栅元计算模型,以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
进一步地,19个燃料组件分别布置在I11、J11、J12、J13、K10、K11、K12、K13、K14、L10、L11、L12、L13、L14、M12、M13、M14、N13、N14位置。
进一步地,12个控制棒组件由4根A棒组安全棒、2根B棒组补偿棒、2根C棒组补偿棒、2根D棒组补偿棒、2根E棒组调节棒组成,4根A棒组安全棒分别布置于I10、K9、M15、P14位置,2根B棒组补偿棒分别布置于I8、P16位置,2根C棒组补偿棒分别布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒分别布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒分别布置于I13、P11位置。
一种检验堆芯的调整方法,分别获得堆芯有效增殖系数计算值和实测值:
若在控制棒组件全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值与计算值的偏差小于0.2%,则核设计程序对六边形套管型燃料组件以及六边形水栅元计算准确可靠,不需要对六边形套管型燃料组件或六边形水栅元计算模型进行调整;
若控制棒组件全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值与计算值的偏差大于0.2%,则核设计程序对六边形套管型燃料组件以及六边形水栅元计算精度不满足设计要求,通过调整六边形套管型燃料组件和六边形水栅元计算模型,保证核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
进一步地,当堆芯有效增殖系数计算值小于实测值,且偏差大于0.2%时,通过将L10燃料组件调整到P13位置,或将K14燃料组件调整到P13位置,或将K14燃料组件调整到L9位置,以降低试验堆芯有效增殖系数的实测值。
进一步地,经过上述调整后偏差仍然大于0.2%时,通过将燃料组件疏散布置或将部分控制棒组件插入堆芯,以降低试验堆芯有效增殖系数的实测值。
进一步地,当堆芯有效增殖系数计算值大于实测值,且偏差大于0.2%时,通过将I11燃料组件调整到J10位置,或将N13燃料组件调整到J10位置,或在N12位置增加一盒燃料组件,提高试验堆芯有效增殖系数的实测值。
进一步地,经过上述调整后偏差仍然大于0.2%时,通过向堆芯内增加燃料组件,以提高试验堆芯有效增殖系数的实测值。
本发明与现有技术相比,具有如下的优点和有益效果:
1、本发明所述检验堆芯能够满足检验核设计程序对六边形套管型燃料组件计算可靠性的需求。依据本发明所述堆芯布置开展临界物理试验,可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料组件以及堆芯内六边形水栅元计算的精度和可靠性。
2、本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯同时给出了临界物理试验实测值与核设计程序计算值有偏差时的堆芯布置调整方法,以保证堆芯满足临界试验要求。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1为六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯布置示意图。
图2为六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置示意图。
附图中标记及对应的零部件名称:
31-燃料组件,32-控制棒组件,33-水栅元,34-A棒组安全棒,35-B棒组补偿棒,36-C棒组补偿棒,37-D棒组补偿棒,38-E棒组调节棒。
其中,附图1中其余数字标号表示堆芯的位置。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
实施例:
如图1、图2所示,本发明涉及六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法,所述检验堆芯包括燃料组件31、控制棒组件32和水栅元33。燃料组件31为六边形套管型燃料组件,控制棒组件32由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,水栅元33为六边形水栅元,堆芯共布置265个六边形栅元位置,每个燃料组件31、控制棒组件32和水栅元33各占1个位置。所述堆芯中装载19盒六边形套管型燃料组件,集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,分别布置在I11、J11、J12、J13、K10、K11、K12、K13、K14、L10、L11、L12、L13、L14、M12、M13、M14、N13、N14位置。所述堆芯中布置12个控制棒组件,围绕燃料组件分别布置在H11、I8、I10、I13、K9、K15、M9、M15、P11、P14、P16、Q13位置,所述堆芯中除燃料组件、控制棒组件所占栅元位置外,其余位置均布置为水栅元,全堆芯共布置234个水栅元。
如图2所示,本发明所述六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯中布置12个控制棒组件,包括A棒组安全棒34、B棒组补偿棒35、C棒组补偿棒36、D棒组补偿棒37和E棒组调节棒38;A棒组安全棒34共4根,布置于I10、K9、M15、P14位置;B棒组补偿棒35共2根,布置于I8、P16位置;C棒组补偿棒36共2根,布置于H11、Q13位置;D棒组补偿棒37共2根,布置于K15、M9位置;E棒组调节棒38共2根,布置于I13、P11位置。
如图1所示,六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及如图2所示六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置,A棒组安全棒34冷态反应性价值为3747pcm,大于1000pcm,满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。
如图1所示,六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,在控制棒全部提出堆芯状态下,堆芯有效增殖系数核设计程序计算值为1.0016,与名义值1偏差小于0.2%,即认为堆芯恰好临界。依据所述堆芯布置开展临界物理试验,若控制棒全部提出堆芯状态下堆芯实测有效增殖系数等于名义值1(与1偏差小于0.2%),则说明核设计程序对六边形套管型燃料组件以及六边形水栅元计算准确可靠,不需要对六边形套管型燃料组件或六边形水栅元计算模型进行调整;若控制棒全部提出堆芯状态下堆芯实测有效增殖系数不等于名义值1(与1偏差大于0.2%),则说明核设计程序对六边形套管型燃料组件以及六边形水栅元计算精度不满足设计要求,可以通过调整六边形套管型燃料组件和六边形水栅元计算模型,保证核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
当如图1所示堆芯临界试验实测有效增殖系数大于1时(即核设计程序计算值与临界试验结果偏差大于0.2%,有效增殖系数计算值偏小),可以将L10燃料组件调整到P13位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9986;或将K14燃料组件调整到P13位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9953;或将K14燃料组件调整到L9位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9909,满足堆芯临界试验要求。若计算偏差超出了上述调整范围,则采用其他措施以使堆芯临界,例如,将燃料组件疏散布置或将部分控制棒插入堆芯。
当如图1所示堆芯临界试验实测有效增殖系数小于1时(即核设计程序计算值与临界试验结果偏差大于0.2%,有效增殖系数计算值偏大),可以将I11燃料组件调整到J10位置,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0032;或将N13燃料组件调整到J10位置,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0058;或在N12位置增加一盒燃料组件,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0152,满足堆芯临界试验要求。若计算偏差超出了上述调整范围,则采用其他措施以使堆芯临界,例如,向堆芯内增加更多盒燃料组件。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (8)

1.六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,所述堆芯包括燃料组件(31)、控制棒组件(32)和水栅元(33),所述燃料组件(31)为六边形套管型燃料组件,所述控制棒组件(32)由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,所述水栅元(33)为六边形水栅元,所述堆芯共布置265个位置,分别为19个燃料组件(31)、12个控制棒组件(32)和234个水栅元(33),19个燃料组件(31)集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,12个控制棒组件(32)围绕燃料组件(31)布置,每个燃料组件(31)、控制棒组件(32)和水栅元(33)各占1个位置。
2.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,所述19个燃料组件(31)分别布置在I11、J11、J12、J13、K10、K11、K12、K13、K14、L10、L11、L12、L13、L14、M12、M13、M14、N13、N14位置。
3.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,所述12个控制棒组件(32)由4根A棒组安全棒(34)、2根B棒组补偿棒(35)、2根C棒组补偿棒(36)、2根D棒组补偿棒(37)、2根E棒组调节棒(38)组成,4根A棒组安全棒(34)分别布置于I10、K9、M15、P14位置,2根B棒组补偿棒(35)分别布置于I8、P16位置,2根C棒组补偿棒(36)分别布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒(37)分别布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒(38)分别布置于I13、P11位置。
4.一种如权利要求1-3任一项所述检验堆芯的调整方法,其特征在于,分别获得堆芯有效增殖系数计算值和实测值:
若在控制棒组件(32)全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值与计算值的偏差小于0.2%,则核设计程序对六边形套管型燃料组件以及六边形水栅元计算准确可靠,不需要对六边形套管型燃料组件或六边形水栅元计算模型进行调整;
若控制棒组件(32)全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值与计算值的偏差大于0.2%,则核设计程序对六边形套管型燃料组件以及六边形水栅元计算精度不满足设计要求,通过调整六边形套管型燃料组件和六边形水栅元计算模型,保证核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
5.根据权利要求4所述检验堆芯的调整方法,其特征在于,当堆芯有效增殖系数计算值小于实测值,且偏差大于0.2%时,通过将L10燃料组件调整到P13位置,或将K14燃料组件调整到P13位置,或将K14燃料组件调整到L9位置,以降低试验堆芯有效增殖系数的实测值。
6.根据权利要求5所述检验堆芯的调整方法,其特征在于,经过权利要求5所述调整方法调整后偏差仍然大于0.2%时,通过将燃料组件(31)疏散布置或将部分控制棒组件(32)插入堆芯,以降低试验堆芯有效增殖系数的实测值。
7.根据权利要求4所述检验堆芯的调整方法,其特征在于,当堆芯有效增殖系数计算值大于实测值,且偏差大于0.2%时,通过将I11燃料组件调整到J10位置,或将N13燃料组件调整到J10位置,或在N12位置增加一盒燃料组件,提高试验堆芯有效增殖系数的实测值。
8.根据权利要求7所述检验堆芯的调整方法,其特征在于,经过权利要求7所述调整方法调整后偏差仍然大于0.2%时,通过向堆芯内增加燃料组件(31),以提高试验堆芯有效增殖系数的实测值。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111081391A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构
CN111508621A (zh) * 2020-04-28 2020-08-07 中国原子能科学研究院 堆芯

Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04301792A (ja) * 1991-03-29 1992-10-26 Toshiba Corp 原子炉の炉心
JPH06123789A (ja) * 1992-10-09 1994-05-06 Toshiba Corp 高速増殖炉の炉心
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
CN101447238A (zh) * 2007-11-27 2009-06-03 中国核动力研究设计院 可提高中子注量率的核反应堆堆芯
US20130003908A1 (en) * 2003-03-20 2013-01-03 Renzou Takeda Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor
CN103390434A (zh) * 2013-07-04 2013-11-13 西安交通大学 一种新型细棒稠密栅格核反应堆堆芯
CN103474097A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN103474099A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯

Patent Citations (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH04301792A (ja) * 1991-03-29 1992-10-26 Toshiba Corp 原子炉の炉心
JPH06123789A (ja) * 1992-10-09 1994-05-06 Toshiba Corp 高速増殖炉の炉心
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
US20130003908A1 (en) * 2003-03-20 2013-01-03 Renzou Takeda Boiling water reactor core and fuel assemblies therefor
CN101447238A (zh) * 2007-11-27 2009-06-03 中国核动力研究设计院 可提高中子注量率的核反应堆堆芯
CN103474097A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高快中子注量率堆芯
CN103474099A (zh) * 2012-06-06 2013-12-25 中国核动力研究设计院 高热中子注量率堆芯
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯
CN103390434A (zh) * 2013-07-04 2013-11-13 西安交通大学 一种新型细棒稠密栅格核反应堆堆芯

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
AKIHISA IWASAKI .ET AL: "Core Seismic Experiment and Analysis of Hexagonal Bundle Model for Fast Reactor", 《ASME 2017 PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE》 *
刘水清 等: "HFETR材料辐照时间快速估算方法", 《科技视界》 *
廖承奎 等: "高通量工程试验堆物理计算方法的研究", 《核科学与工程》 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111081391A (zh) * 2019-12-31 2020-04-28 中国核动力研究设计院 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构
CN111081391B (zh) * 2019-12-31 2022-06-28 中国核动力研究设计院 一种采用六棱柱包壳的热管反应堆燃料元件的堆芯结构
CN111508621A (zh) * 2020-04-28 2020-08-07 中国原子能科学研究院 堆芯

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