CN109273107B - 六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法 - Google Patents
六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN109273107B CN109273107B CN201811069135.8A CN201811069135A CN109273107B CN 109273107 B CN109273107 B CN 109273107B CN 201811069135 A CN201811069135 A CN 201811069135A CN 109273107 B CN109273107 B CN 109273107B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- beryllium
- assembly
- core
- assemblies
- active area
- 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
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C23/00—Adaptations of reactors to facilitate experimentation or irradiation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
- G21C5/16—Shape of its constituent parts
-
- 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
本发明公开了六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法,六所述堆芯包括燃料组件、控制棒组件、水栅元和铍组件,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,所述铍组件为活性区外铍组件或活性区内铍组件或活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合,所述堆芯共布置265个位置,每个燃料组件、控制棒组件、水栅元和铍组件各占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
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铍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,因此有必要针对含铍组件六边形套管型燃料组件堆芯,开展临界物理试验,以检验堆芯核设计程序对铍组件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铍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堆芯铍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堆芯内铍组件,包括活性区内铍组件和活性区外铍组件,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:
六边形套管型燃料铍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、水栅元和铍组件,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,所述铍组件为活性区外铍组件或活性区内铍组件或活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合,所述堆芯共布置265个位置,每个燃料组件、控制棒组件、水栅元和铍组件各占1个位置。
本发明所述六边形套管型燃料堆芯铍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堆芯铍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堆芯内铍组件,包括活性区内铍组件和活性区外铍组件,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,可判断是否需要对铍组件计算模型进行调整;如实测值与计算值存在偏差,则需调整铍组件计算模型,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,当铍组件为活性区外铍组件时,所述堆芯装载7盒燃料组件、27盒活性区外铍组件、12个控制棒组件和219个水栅元,其中,7盒燃料组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,27盒活性区外铍组件围绕燃料组件布置在活性区外,12个控制棒组件围绕活性区外铍组件布置。
进一步地,7盒燃料组件分别布置在K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置;27盒活性区外铍组件分别布置在I10、I11、I12、J9、J10、J11、J12、J13、K9、K10、K12、K13、L9、L10、L14、L15、M10、M11、M14、M15、N12、N13、N14、N15、P12、P13、P14位置;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棒组补偿棒和2根E棒组调节棒构成,4根A棒组安全棒布置于I8、I13、P11、P16位置,2根B棒组补偿棒布置于H9、Q15位置,2根C棒组补偿棒布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒布置于K8、M16位置。
进一步地,当铍组件为活性区内铍组件时,所述堆芯装载20盒燃料组件、7盒活性区内铍组件、12个控制棒组件和226个水栅元,其中,7盒活性区内铍组件集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,20盒燃料组件围绕活性区内铍组件布置,12个控制棒组件围绕燃料组件布置。
进一步地,7盒活性区内铍组件分别布置在K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置,20盒燃料组件分别布置在J9、J10、J11、J12、J13、K10、K13、K14、L9、L10、L14、L15、M10、M11、M14、N11、N12、N13、N14、N15位置,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棒组补偿棒和2根E棒组调节棒构成,4根A棒组安全棒布置于I8、I13、P11、P16位置,2根B棒组补偿棒布置于H9、Q15位置,2根C棒组补偿棒布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒布置于K8、M16位置。
进一步地,当铍组件为活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合时,所述堆芯装载7盒活性区内铍组件、12盒燃料组件、11盒活性区外铍组件、12个控制棒组件和223个水栅元,其中,7盒活性区内铍组件布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,12盒燃料组件围绕活性区内铍组件布置,11盒活性区外铍组件围绕燃料组件布置,12个控制棒组件绕活性区外铍组件布置。
进一步地,7盒活性区内铍组件分别布置在K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置;12盒燃料组件分别布置在J10、J11、J12、K10、K13、L10、L14、M11、M14、N12、N13、N14位置;11盒活性区外铍组件分别布置在I10、I11、J9、J13、K14、M10、M15、N11、N15、P13、P14位置;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棒组补偿棒和2根E棒组调节棒构成,4根A棒组安全棒布置于I8、I13、P11、P16位置,2根B棒组补偿棒布置于H9、Q15位置,2根C棒组补偿棒布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒布置于K8、M16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%,则核设计程序对铍组件计算准确可靠,不需要对活性区内铍组件和活性区外铍组件计算模型进行调整;
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%,则核设核设计程序对铍组件计算精度不满足设计要求,需要调整活性区内铍组件和活性区外铍组件计算模型,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,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:
当铍组件为活性区外铍组件时,通过将I12铍组件调整到H12位置,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件时,通过将M10燃料组件调整到N10位置,或将M10燃料组件调整到L8位置,或同时将M10燃料组件调整到L8位置、L15燃料组件调整到I9位置,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合时,通过将M10铍组件调整到N10位置,降低试验堆芯有效增殖系数;
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:
当铍组件为活性区外铍组件时,通过将P12铍组件调整到P14位置,提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件时,通过同时将L9燃料组件调整到K9位置、L15燃料组件调整到M15位置,或同时将L9燃料组件调整到I10位置、M10燃料组件调整到I11位置,或同时将L9燃料组件调整到K9位置、L15燃料组件调整到M15位置、N11燃料组件调整到I10位置、N15燃料组件调整到I11位置,提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合时,通过在J8位置增加一个铍组件,提高试验堆芯有效增殖系数;
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,当堆芯有效增殖系数计算值小于实测值,经过上述调整后且偏差仍然大于0.2%时:
当铍组件为活性区外铍组件时,通过将活性区外铍组件疏散布置或将部分控制棒组件插入堆芯,降低试验堆芯有效增殖系数。
当铍组件为活性区内铍组件时,通过将燃料组件疏散布置或将部分控制棒组件插入堆芯,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合时,通过将活性区外铍组件疏散布置或将部分控制棒组件插入堆芯;
当堆芯有效增殖系数计算值大于实测值,经过上述调整后且偏差仍然大于0.2%时:
当铍组件为活性区外铍组件时,通过向堆芯内增加活性区外铍组件,提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件时,通过向堆芯内增加燃料组件,提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件和活性区内铍组件的组合时,通过向堆芯内增加活性区外铍组件,提高试验堆芯有效增殖系数。
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铍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铍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铍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为活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯布置示意图。
图2为活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置示意图。
图3为活性区内铍组件核设计可靠性检验堆芯布置示意图。
图4为活性区内铍组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置示意图。
图5为活性区内铍组件和活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯布置示意图。
图6为活性区内铍组件和活性区外铍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-活性区外铍组件,33-控制棒组件,34-水栅元,35-A棒组安全棒,36-B棒组补偿棒,37-C棒组补偿棒,38-D棒组补偿棒,39-E棒组调节棒,310-活性区内铍组件。
其中,附图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1:
如图1、图2所示,本实施例涉及六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法,所述检验堆芯包括燃料组件31、活性区外铍组件32、控制棒组件33和水栅元34。燃料组件31为六边形套管型燃料组件,活性区外铍组件32为六边形铍组件,控制棒组件33由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,水栅元34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、活性区外铍组件32、控制棒组件33和水栅元34各占1个位置。所述堆芯中装载7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K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置。所述堆芯中装载27盒活性区外铍组件32,围绕燃料组件31布置在活性区外,分别布置在I10、I11、I12、J9、J10、J11、J12、J13、K9、K10、K12、K13、L9、L10、L14、L15、M10、M11、M14、M15、N12、N13、N14、N15、P12、P13、P14位置。所述堆芯中布置12个控制棒组件33,围绕活性区外铍组件32,分别布置在H9、H11、I8、I13、K8、K15、M9、M16、P11、P16、Q13、Q15位置。所述堆芯中除燃料组件31、活性区外铍组件32、控制棒组件33所占栅元位置外,其余位置均布置为水栅元34,全堆芯共布置219个水栅元。
如图2所示,本发明所述六边形套管型燃料活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯中布置12个控制棒组件33,包括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和E棒组调节棒39。A棒组安全棒35共4根,布置于I8、I13、P11、P16位置;B棒组补偿棒36共2根,布置于H9、Q15位置;C棒组补偿棒37共2根,布置于H11、Q13位置;D棒组补偿棒38共2根,布置于K15、M9位置;E棒组调节棒39共2根,布置于K8、M16位置。
如图1所示六边形套管型燃料活性区外铍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活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置,A棒组安全棒冷态反应性价值为1526pcm,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活性区外铍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1.0002,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活性区外铍组件计算准确可靠,不需要对活性区外铍组件计算模型进行调整;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活性区外铍组件计算精度不满足设计要求,可以通过调整活性区外铍组件计算模型,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I12铍组件调整到H12位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9954,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,将活性区外铍组件32疏散布置或将部分控制棒组件33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P12铍组件调整到P14位置,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0058,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活性区外铍组件32。
实施例2:
如图3、图4所示:实施例涉及六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法,所述检验堆芯包括燃料组件31、活性区内铍组件310、控制棒组件33和水栅元34。燃料组件31为六边形套管型燃料组件,活性区内铍组件310为六边形铍组件,控制棒组件33由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,水栅元34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、活性区内铍组件310、控制棒组件33和水栅元34各占1个位置。所述堆芯中装载7盒活性区内铍组件310,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K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置。所述堆芯中装载20盒六边形套管型燃料组件,围绕活性区内铍组件310布置,分别布置在J9、J10、J11、J12、J13、K10、K13、K14、L9、L10、L14、L15、M10、M11、M14、N11、N12、N13、N14、N15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H9、H11、I8、I13、K8、K15、M9、M16、P11、P16、Q13、Q15位置。所述堆芯中除燃料组件31、活性区内铍组件310、控制棒组件33所占栅元位置外,其余位置均布置为水栅元34,全堆芯共布置226个水栅元。
如图4所示,本发明所述六边形套管型燃料活性区内铍组件核设计可靠性检验堆芯中布置12个控制棒组件33,包括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和E棒组调节棒39。A棒组安全棒35共4根,布置于I8、I13、P11、P16位置;B棒组补偿棒36共2根,布置于H9、Q15位置;C棒组补偿棒37共2根,布置于H11、Q13位置;D棒组补偿棒38共2根,布置于K15、M9位置;E棒组调节棒39共2根,布置于K8、M16位置。
如图3所示六边形套管型燃料活性区内铍组件核设计可靠性检验堆芯及如图4所示六边形套管型燃料活性区内铍组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置,A棒组安全棒35冷态反应性价值为1257pcm,大于1000pcm,满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。
如图3所示六边形套管型燃料活性区内铍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1.0003,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活性区内铍组件310计算准确可靠,不需要对活性区内铍组件计算模型进行调整;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活性区内铍组件计算精度不满足设计要求,可以通过调整活性区内铍组件310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3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M10燃料组件调整到N10位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9954;或将M10燃料组件调整到L8位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9904;或同时将M10燃料组件调整到L8位置、L15燃料组件调整到I9位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9887,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31疏散布置或将部分控制棒组件33插入堆芯。
当如图3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),可以同时将L9燃料组件调整到I10位置、M10燃料组件调整到I11位置,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0048;或同时将L9燃料组件调整到I10位置、M10燃料组件调整到I11位置,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0107;或同时将L9燃料组件调整到K9位置、L15燃料组件调整到M15位置、N11燃料组件调整到I10位置、N15燃料组件调整到I11位置,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0158,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31。
实施例3:
如图5、图6所示:实施例涉及六边形套管型燃料铍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、活性区外铍组件32、活性区内铍组件310、控制棒组件33和水栅元34。燃料组件31为六边形套管型燃料组件,活性区外铍组件32、活性区内铍组件310为六边形铍组件,控制棒组件33由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,水栅元34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、活性区外铍组件32、活性区内铍组件310、控制棒组件33和水栅元34各占1个位置。所述堆芯中装载7盒活性区内铍组件310,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K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置。所述堆芯中装载12盒六边形套管型燃料组件31,围绕活性区内铍组件310布置,分别布置在J10、J11、J12、K10、K13、L10、L14、M11、M14、N12、N13、N14位置。所述堆芯中装载11盒活性区外铍组件32,围绕燃料组件31布置,分别布置在I10、I11、J9、J13、K14、M10、M15、N11、N15、P13、P14位置。所述堆芯中布置12个控制棒组件33,活性区外铍组件32,分别布置在H9、H11、I8、I13、K8、K15、M9、M16、P11、P16、Q13、Q15位置。所述堆芯中除燃料组件31、活性区外铍组件32、活性区内铍组件310、控制棒组件33所占栅元位置外,其余位置均布置为水栅元34,全堆芯共布置223个水栅元。
如图6所示,本发明所述六边形套管型燃料活性区内铍组件和活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯中布置12个控制棒组件33,包括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和E棒组调节棒39。A棒组安全棒35共4根,布置于I8、I13、P11、P16位置;B棒组补偿棒36共2根,布置于H9、Q15位置;C棒组补偿棒37共2根,布置于H11、Q13位置;D棒组补偿棒38共2根,布置于K15、M9位置;E棒组调节棒39共2根,布置于K8、M16位置。
如图5所示六边形套管型燃料活性区内铍组件和活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯及如图6所示六边形套管型燃料活性区内铍组件和活性区外铍组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置,A棒组安全棒35冷态反应性价值为1566pcm,大于1000pcm,满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。
如图5所示六边形套管型燃料活性区内铍组件和活性区外铍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1.0013,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铍组件计算准确可靠,不需要对活性区内铍组件310、活性区外铍组件32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铍组件计算精度不满足设计要求,可以通过调整活性区内铍组件310、活性区外铍组件32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5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M10铍组件调整到N10位置,降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9951,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,将活性区外铍组件32疏散布置或将部分控制棒组件33插入堆芯。
当如图5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),可以在J8位置增加一个铍组件,提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0051,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活性区外铍组件32。
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 (10)
1.六边形套管型燃料铍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(33)、水栅元(34)和铍组件,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(33)由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成,所述水栅元(34)为六边形水栅元,所述铍组件为活性区外铍组件(32)或活性区内铍组件(310)或活性区外铍组件(32)和活性区内铍组件(310)的组合,所述堆芯共布置265个位置,每个燃料组件(31)、控制棒组件(33)、水栅元(34)和铍组件各占1个位置。
2.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,当铍组件为活性区外铍组件(32)时,所述堆芯装载7盒燃料组件(31)、27盒活性区外铍组件(32)、12个控制棒组件(33)和219个水栅元(34),其中,7盒燃料组件(31)集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,27盒活性区外铍组件(32)围绕燃料组件(31)布置在活性区外,12个控制棒组件(33)围绕活性区外铍组件(32)布置。
3.根据权利要求2所述的六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,7盒燃料组件(31)分别布置在K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置;27盒活性区外铍组件(32)分别布置在I10、I11、I12、J9、J10、J11、J12、J13、K9、K10、K12、K13、L9、L10、L14、L15、M10、M11、M14、M15、N12、N13、N14、N15、P12、P13、P14位置;12个控制棒组件(33)由4根A棒组安全棒(35)、2根B棒组补偿棒(36)、2根C棒组补偿棒(37)、2根D棒组补偿棒(38)和2根E棒组调节棒(39)构成,4根A棒组安全棒(35)布置于I8、I13、P11、P16位置,2根B棒组补偿棒(36)布置于H9、Q15位置,2根C棒组补偿棒(37)布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒(38)布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒(39)布置于K8、M16位置。
4.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,当铍组件为活性区内铍组件(310)时,所述堆芯装载20盒燃料组件(31)、7盒活性区内铍组件(310)、12个控制棒组件(33)和226个水栅元(34),其中,7盒活性区内铍组件(310)集中布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,20盒燃料组件(31)围绕活性区内铍组件(310)布置,12个控制棒组件(33)围绕燃料组件(31)布置。
5.根据权利要求4所述的六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,7盒活性区内铍组件(310)分别布置在K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置,20盒燃料组件(31)分别布置在J9、J10、J11、J12、J13、K10、K13、K14、L9、L10、L14、L15、M10、M11、M14、N11、N12、N13、N14、N15位置,12个控制棒组件(33)由4根A棒组安全棒(35)、2根B棒组补偿棒(36)、2根C棒组补偿棒(37)、2根D棒组补偿棒(38)和2根E棒组调节棒(39)构成,4根A棒组安全棒(35)布置于I8、I13、P11、P16位置,2根B棒组补偿棒(36)布置于H9、Q15位置,2根C棒组补偿棒(37)布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒(38)布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒(39)布置于K8、M16位置。
6.根据权利要求1所述的六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,当铍组件为活性区外铍组件(32)和活性区内铍组件(310)的组合时,所述堆芯装载7盒活性区内铍组件(310)、12盒燃料组件(31)、11盒活性区外铍组件(32)、12个控制棒组件(33)和223个水栅元(34),其中,7盒活性区内铍组件(310)布置在以L12为中心位置的堆芯的中央区域,12盒燃料组件(31)围绕活性区内铍组件(310)布置,11盒活性区外铍组件(32)围绕燃料组件(31)布置,12个控制棒组件(33)绕活性区外铍组件(32)布置。
7.根据权利要求6所述的六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯,其特征在于,7盒活性区内铍组件(310)分别布置在K11、K12、L11、L12、L13、M12、M13位置;12盒燃料组件(31)分别布置在J10、J11、J12、K10、K13、L10、L14、M11、M14、N12、N13、N14位置;11盒活性区外铍组件(32)分别布置在I10、I11、J9、J13、K14、M10、M15、N11、N15、P13、P14位置;12个控制棒组件(33)由4根A棒组安全棒(35)、2根B棒组补偿棒(36)、2根C棒组补偿棒(37)、2根D棒组补偿棒(38)和2根E棒组调节棒(39)构成,4根A棒组安全棒(35)布置于I8、I13、P11、P16位置,2根B棒组补偿棒(36)布置于H9、Q15位置,2根C棒组补偿棒(37)布置于H11、Q13位置,2根D棒组补偿棒(38)布置于K15、M9位置,2根E棒组调节棒(39)布置于K8、M16位置。
8.一种如权利要求1-7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(33)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%,则核设计程序对铍组件计算准确可靠,不需要对活性区内铍组件和活性区外铍组件计算模型进行调整;
若控制棒组件(33)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偏差大于0.2%,则核设核设计程序对铍组件计算精度不满足设计要求,需要调整活性区内铍组件和活性区外铍组件计算模型,以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。
9.根据权利要求8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:
当铍组件为活性区外铍组件(32)时,通过将I12铍组件调整到H12位置,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件(310)时,通过将M10燃料组件调整到N10位置,或将M10燃料组件调整到L8位置,或同时将M10燃料组件调整到L8位置、L15燃料组件调整到I9位置,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件(32)和活性区内铍组件(310)的组合时,通过将M10铍组件调整到N10位置,降低试验堆芯有效增殖系数;
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:
当铍组件为活性区外铍组件(32)时,通过将P12铍组件调整到P14位置,提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件(310)时,通过同时将L9燃料组件调整到K9位置、L15燃料组件调整到M15位置,或同时将L9燃料组件调整到I10位置、M10燃料组件调整到I11位置,或同时将L9燃料组件调整到K9位置、L15燃料组件调整到M15位置、N11燃料组件调整到I10位置、N15燃料组件调整到I11位置,提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件(32)和活性区内铍组件(310)的组合时,通过在J8位置增加一个铍组件,提高试验堆芯有效增殖系数;
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。
10.根据权利要求9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,且经过权利要求9所述调整后偏差仍然大于0.2%时:
当铍组件为活性区外铍组件(32)时,通过将活性区外铍组件(32)疏散布置或将部分控制棒组件(33)插入堆芯,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件(310)时,通过将燃料组件(31)疏散布置或将部分控制棒组件(33)插入堆芯,降低试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件(32)和活性区内铍组件(310)的组合时,通过将活性区外铍组件(32)疏散布置或将部分控制棒组件(33)插入堆芯;
当堆芯有效增殖系数计算值大于实测值,且经过权利要求9所述调整方法调整后偏差仍然大于0.2%时:
当铍组件为活性区外铍组件(32)时,通过向堆芯内增加活性区外铍组件(32),提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区内铍组件(310)时,通过向堆芯内增加燃料组件(31),提高试验堆芯有效增殖系数;
当铍组件为活性区外铍组件(32)和活性区内铍组件(310)的组合时,通过向堆芯内增加活性区外铍组件(32),提高试验堆芯有效增殖系数。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201811069135.8A CN109273107B (zh) | 2018-09-13 | 2018-09-13 | 六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN201811069135.8A CN109273107B (zh) | 2018-09-13 | 2018-09-13 | 六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN109273107A CN109273107A (zh) | 2019-01-25 |
CN109273107B true CN109273107B (zh) | 2020-01-14 |
Family
ID=65188633
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201811069135.8A Active CN109273107B (zh) | 2018-09-13 | 2018-09-13 | 六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN109273107B (zh) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN110211710B (zh) * | 2019-06-12 | 2022-03-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种多辐照目标材料辐照考验堆芯结构及布置和运行方法 |
CN111667933A (zh) * | 2020-06-19 | 2020-09-15 | 中国核动力研究设计院 | 一种球床先进高温堆堆芯装载方法 |
CN114446496B (zh) * | 2022-02-17 | 2024-04-23 | 中国核动力研究设计院 | 基于环形燃料元件的超高通量反应堆堆芯 |
Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20090036336A (ko) * | 2007-10-09 | 2009-04-14 | 한국원자력연구원 | 연구용원자로의 고속중성자 조사장치 |
CN101719384A (zh) * | 2009-12-03 | 2010-06-02 | 中国核动力研究设计院 | 具有快中子转换区的核反应堆堆芯 |
CN102610284A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-07-25 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 利用快-热耦合混合能谱实现长期能量放大的混合堆包层 |
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 |
CN103514970A (zh) * | 2012-06-15 | 2014-01-15 | 北京凯佰特科技有限公司 | 医院中子照射器-ⅰ中子源装置的堆芯部件 |
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 |
-
2018
- 2018-09-13 CN CN201811069135.8A patent/CN109273107B/zh active Active
Patent Citations (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR20090036336A (ko) * | 2007-10-09 | 2009-04-14 | 한국원자력연구원 | 연구용원자로의 고속중성자 조사장치 |
CN101719384A (zh) * | 2009-12-03 | 2010-06-02 | 中国核动力研究设计院 | 具有快中子转换区的核反应堆堆芯 |
CN102610284A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-07-25 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 利用快-热耦合混合能谱实现长期能量放大的混合堆包层 |
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 |
CN103514970A (zh) * | 2012-06-15 | 2014-01-15 | 北京凯佰特科技有限公司 | 医院中子照射器-ⅰ中子源装置的堆芯部件 |
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 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
HFETR 三维堆芯输运燃料管理程序的应用;朱磊等;《核动力工程》;20151231;全文 * |
高通量工程试验堆(HFETR)材料辐照中子注量率计算方法验证;王皓等;《核动力工程》;20170630;全文 * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN109273107A (zh) | 2019-01-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN109273107B (zh) | 六边形套管型燃料铍组件核设计可靠性检验堆芯及方法 | |
CN109192332B (zh) | 六边形套管型燃料堆芯钴靶组件核设计检验堆芯及方法 | |
RU2508571C2 (ru) | Способ проверки работы активной зоны контрольно-измерительными приборами активной зоны | |
Pinem et al. | Fuel element burnup measurements for the equilibrium LEU silicide RSG GAS (MPR-30) core under a new fuel management strategy | |
CN109192331B (zh) | 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 | |
CN109215812B (zh) | 六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯及方法 | |
CN109215811B (zh) | 六边形铍组件和铝组件核设计可靠性检验堆芯及调整方法 | |
US20100104059A1 (en) | Renormalization method of excore detector | |
CN107092782B (zh) | 一种处理共振干涉效应的共振伪核素方法 | |
CN109192333B (zh) | 六边形套管型燃料组件核设计可靠性检验堆芯及验证方法 | |
JP5745850B2 (ja) | 混合インコアマッピングを確立する方法及び固定された計装の較正への応用 | |
CN109273108B (zh) | 六边形套管型燃料堆芯孔道核设计检验堆芯及试验方法 | |
CN110111913B (zh) | 六边形套管型燃料堆芯中子注量率测量的试验堆芯及方法 | |
Suzuki et al. | Analysis of BEAVRS revision 2.0 LWR whole core calculation using MVP with JENDL-4.0 | |
JP2012112768A (ja) | 原子燃料集合体およびそれを用いた炉心 | |
Fütterer et al. | Irradiation results of AVR fuel pebbles at increased temperature and burn-up in the HFR Petten | |
CN117153440B (zh) | 轴向氙振荡试验及堆外校刻方法、装置、存储介质和终端 | |
JPH0426718B2 (zh) | ||
JP2009156724A (ja) | 燃料棒検査方法、燃料棒検査装置および燃料集合体の製造方法 | |
US20230197302A1 (en) | Core performance calculation apparatus | |
Marmier et al. | Preliminary Results of the HFR-EU1 Fuel Irradiation of INET and AVR Pebbles in the HFR Petten | |
KR100450002B1 (ko) | 원자력발전소의 임계전 노외계측기 선형부채널 교정을 위한 교정상수 결정방법 | |
Honda et al. | ICONE23-1130 BURN-UP DEPENDENCY OF CONTROL ROD POSITION AT ZERO POWER CRITICALITY IN THE HIGH TEMPERATURE TEST ENGINEERING REACTOR | |
CN115101225A (zh) | 堆外探测器中间量程的保护定值标定方法和系统 | |
Manwaring et al. | Axial Flux Profile in the Advanced Test Reactor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |