CN109473183A - 一种超大型压水堆核电站堆芯布置 - Google Patents

一种超大型压水堆核电站堆芯布置 Download PDF

Info

Publication number
CN109473183A
CN109473183A CN201811353025.4A CN201811353025A CN109473183A CN 109473183 A CN109473183 A CN 109473183A CN 201811353025 A CN201811353025 A CN 201811353025A CN 109473183 A CN109473183 A CN 109473183A
Authority
CN
China
Prior art keywords
reactor core
ultra
power plant
large type
reactor
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.)
Pending
Application number
CN201811353025.4A
Other languages
English (en)
Inventor
王晨琳
崔怀明
李向阳
周金满
吉文浩
陈长
陈亮
王诗倩
蒋朱敏
巨海涛
于颖锐
黄世恩
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 CN201811353025.4A priority Critical patent/CN109473183A/zh
Publication of CN109473183A publication Critical patent/CN109473183A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12—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
    • 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

本发明公开了一种超大型压水堆核电站堆芯布置，所述堆芯装载205、221或257组燃料组件，堆芯活性段高度介于3.66～4.27m；堆芯中按1/4旋转对称布置不少于85束控制棒组件；堆芯中燃料组件采用17×17栅格布置；所述超大型压水堆的额定热功率不低于3700MWt。本发明用于满足核电厂以热功率不低于3700MWt的水平实现特定循环长度的燃料管理的需求；利于提高反应堆功率、降低电厂比投资，增加年度发电量，有利于经济性的提高。

Description

一种超大型压水堆核电站堆芯布置
技术领域
本发明涉及核电技术领域，具体涉及一种超大型压水堆核电站堆芯布置。
背景技术
当前国际上将电功率大于1400MWe的压水堆堆型统称为超大型压水堆(简称超大堆)，考虑到电厂效率，即超大堆对应热功率大于3700MWt的压水堆。在燃料管理周期相同的情况下，提高反应堆功率可相应降低电厂比投资，提高电厂经济性。根据国际国内市场动态和技术发展趋势，从电力需求、是否参与调峰等因素出发，超大堆具有一定的市场需求，有必要研究其堆芯布置形式。
发明内容
本发明提供了一种用于超大型压水堆堆芯的布置方法，利于提高反应堆功率、降低电厂比投资，增加年度发电量，有利于经济性的提高。
本发明通过下述技术方案实现：
一种超大型压水堆核电站堆芯布置，所述堆芯装载205、221或257组燃料组件，堆芯活性段高度介于3.66～4.27m；堆芯中按1/4旋转对称布置不少于85束控制棒组件；堆芯中燃料组件采用17×17栅格布置；所述超大型压水堆的额定热功率不低于3700MWt。
优选地，所述控制棒组件按价值大小分为灰棒组件(相对价值小)和黑棒组件(相对价值大)。
优选地，所述灰棒组件用于正常燃耗寿期内的功率控制，以满足包括负荷跟踪在内的运行需求；所述黑棒组件用于提供停堆反应性和辅助进行功率控制。具体地所述黑棒组件主要用于提供停堆反应性，部分黑棒组件辅助进行功率控制。
优选地，所述控制棒吸收体材料采用银铟镉、碳化硼或不锈钢，且沿堆芯轴向分段设计。
优选地，所述燃料组使用钆或铒作为可燃毒物，可燃毒物的形式为均匀弥散，并采用轴向分段设计。
本发明具有如下的优点和有益效果：
本发明可满足核电厂以热功率不低于3700MWt的水平实现特定循环长度的燃料管理的需求；利于提高反应堆功率、降低电厂比投资，增加年度发电量，有利于经济性的提高。
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为本发明超大堆的燃料组件栅格布置图；
图2为本发明堆芯燃料组件及控制棒组件布置图；标有字母R的位置表示该位置布置有控制棒；
图3为燃料组件的轴向分段设计；
图4为控制棒组件的轴向分段设计。
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
本发明提供了一种超大型压水堆核电站堆芯布置，所述堆芯装载205、221或257组燃料组件，堆芯活性段高度介于3.66～4.27m；堆芯中按1/4旋转对称布置不少于85束控制棒组件；堆芯中燃料组件采用17×17栅格布置；所述超大型压水堆的额定热功率不低于3700MWt。
具体地，控制棒组件数量和超大型压水堆的额定热功率的上限值依据机械结构等实际情况确定，在机械结构等允许的情况下，控制棒数目和超大型压水堆的额定热功率可根据设计的需要增加。
所述控制棒组件包括灰棒组件和黑棒组件，所述灰棒组件用于正常燃耗寿期内的功率控制，以满足包括负荷跟踪在内的运行需求；所述黑棒组件主要用于提供停堆反应性，部分黑棒组件辅助进行功率控制。所述控制棒吸收体材料采用银铟镉、碳化硼或不锈钢，且沿堆芯轴向分段设计；所述燃料组使用钆或铒作为可燃毒物，可燃毒物的形式为均匀弥散，并采用轴向分段设计。
本发明通过增加堆芯所装载的燃料组件数、增大堆芯活性段高度来提升压水堆功率。增加堆芯装载的燃料组件数意味着堆芯具有较大的等效直径，这与增大堆芯活性段高度一起使得堆芯的几何曲率变低，降低堆芯泄漏，提高堆芯的中子经济性，这也意味着几何较大的反应堆具有中子经济性较好的固有特性。
控制棒组件的总数及分组布置需首要保证堆芯具有足够的停堆能力。将控制棒组件分为价值较低(即灰棒组件)与价值较高(即黑棒组件)两大类，使用价值较低的控制棒组件用于正常燃耗寿期内的功率控制，以满足负荷跟踪等运行需求；使用价值较高的控制棒组件用于提供停堆反应性，部分价值高的控制棒组件辅助进行功率控制。将用于提供停堆反应性的控制棒组件进行轴向分层，在底部设置随中子辐照燃耗效应较低的材料，如不锈钢等，使得其底部不会因反射层中的中子辐照而快速燃耗，从而避免停堆能力不足。控制棒组件按照1/4旋转对称方式布置，以保证控制棒组件插入堆芯时，在堆芯四个象限内的功率分布不会发生不对称的畸变。
燃料组件轴向根据需要采取分段设计，在燃料顶端或底端不设置可燃毒物并考虑降低富集度，以抑制堆芯轴向功率的振荡、提高堆芯轴向安全特性，同时提高轴向的中子经济性。部分燃料芯块中均匀弥散钆或铒可燃毒物以控制堆芯的后备反应性、确保堆芯具有负的慢化剂反馈效应，同时展平组件及堆芯的功率分布。
实施例2
本发明提供了一种超大型压水堆堆芯布置，应用本发明所述燃料组件栅格布置如图1所示，应用本发明所述堆芯燃料组件、控制棒组件布置如图2所示。但本发明的堆芯并不局限于该种堆芯布置，图2中控制棒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和具体实施方式对本发明作进一步说明。
如图1所示，燃料组件为17×17的栅格布置，其中布置有1根中心仪表管及24根用于插入控制棒组件的导向管，其余为燃料棒。图2给出了221组燃料组件的超大堆堆芯的典型布置方式。特别地，其中有93组燃料组件中布置了控制棒组件，并且满足1/4旋转对称。
燃料组件的轴向分段设计：如图3所示，燃料组件轴向进行分段设计，在不同的段内，燃料富集度及可燃毒物含量存在不同设计。其中，A区燃料富集度2，可燃毒物含量2；B区燃料富集度1，可燃毒物含量1；C区燃料富集度3，可燃毒物含量3。
控制棒组件的轴向分段设计：如图4所示，控制棒组件轴向进行分段，下部解决堆芯活性区的区段设置随中子辐照燃耗效应较低的材料。其中，D区为主要的控制棒吸收体材料区，E区为燃耗效应较小的控制棒吸收体材料，F区为燃料活性区。
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 (5)

1.一种超大型压水堆核电站堆芯布置，其特征在于，所述堆芯装载205、221或257组燃料组件，堆芯活性段高度介于3.66～4.27m；堆芯中按1/4旋转对称布置不少于85束控制棒组件；堆芯中燃料组件采用17×17栅格布置；所述超大型压水堆的额定热功率不低于3700MWt。
2.根据权利要求1所述的一种超大型压水堆核电站堆芯布置，其特征在于，所述控制棒组件按价值大小分为灰棒组件和黑棒组件。
3.根据权利要求1所述的一种超大型压水堆核电站堆芯布置，其特征在于，所述灰棒组件用于正常燃耗寿期内的功率控制，以满足包括负荷跟踪在内的运行需求；所述黑棒组件用于提供停堆反应性和辅助进行功率控制。
4.根据权利要求1所述的一种超大型压水堆核电站堆芯布置，其特征在于，所述控制棒吸收体材料采用银铟镉、碳化硼或不锈钢，且沿堆芯轴向分段设计。
5.根据权利要求1所述的一种超大型压水堆核电站堆芯布置，其特征在于，所述燃料组使用钆或铒作为可燃毒物，可燃毒物的形式为均匀弥散，并采用轴向分段设计。
CN201811353025.4A 2018-11-14 2018-11-14 一种超大型压水堆核电站堆芯布置 Pending CN109473183A (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811353025.4A CN109473183A (zh) 2018-11-14 2018-11-14 一种超大型压水堆核电站堆芯布置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201811353025.4A CN109473183A (zh) 2018-11-14 2018-11-14 一种超大型压水堆核电站堆芯布置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN109473183A true CN109473183A (zh) 2019-03-15

Family

ID=65672889

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201811353025.4A Pending CN109473183A (zh) 2018-11-14 2018-11-14 一种超大型压水堆核电站堆芯布置

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN109473183A (zh)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
CN115223733A (zh) * 2022-07-07 2022-10-21 中国核动力研究设计院 一种全陶瓷包覆燃料元件及小型直接循环反应堆堆芯

Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1832053A (zh) * 2005-03-11 2006-09-13 田嘉夫 轻水型中小动力反应堆堆芯燃料组件布料和换料方法
CN102576573A (zh) * 2009-08-06 2012-07-11 阿海珐核能公司 允许达到钚平衡循环的压水核反应堆运行方法
CN103236276A (zh) * 2013-04-21 2013-08-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却反应堆的控制棒
CN103544999A (zh) * 2012-07-12 2014-01-29 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备
CN103985420A (zh) * 2014-06-05 2014-08-13 西南科技大学 一种能展平堆芯轴向功率分布的控制棒及控制棒组件
CN204577112U (zh) * 2015-05-12 2015-08-19 中国核动力研究设计院 一种采用177个燃料组件的压水堆电站反应堆堆芯
CN104952493A (zh) * 2015-05-12 2015-09-30 中国核动力研究设计院 一种177堆芯的控制棒分布结构
CN105139900A (zh) * 2015-07-09 2015-12-09 中国核动力研究设计院 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法
CN105957561A (zh) * 2016-07-05 2016-09-21 上海核工程研究设计院 一种控制棒机构
WO2018013317A1 (en) * 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor

Patent Citations (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1832053A (zh) * 2005-03-11 2006-09-13 田嘉夫 轻水型中小动力反应堆堆芯燃料组件布料和换料方法
CN102576573A (zh) * 2009-08-06 2012-07-11 阿海珐核能公司 允许达到钚平衡循环的压水核反应堆运行方法
CN103544999A (zh) * 2012-07-12 2014-01-29 国核华清（北京）核电技术研发中心有限公司 使压水堆堆内熔融物滞留在压力容器中的方法以及用于实施该方法的设备
CN103236276A (zh) * 2013-04-21 2013-08-07 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却反应堆的控制棒
CN103985420A (zh) * 2014-06-05 2014-08-13 西南科技大学 一种能展平堆芯轴向功率分布的控制棒及控制棒组件
CN204577112U (zh) * 2015-05-12 2015-08-19 中国核动力研究设计院 一种采用177个燃料组件的压水堆电站反应堆堆芯
CN104952493A (zh) * 2015-05-12 2015-09-30 中国核动力研究设计院 一种177堆芯的控制棒分布结构
CN105139900A (zh) * 2015-07-09 2015-12-09 中国核动力研究设计院 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法
CN105957561A (zh) * 2016-07-05 2016-09-21 上海核工程研究设计院 一种控制棒机构
WO2018013317A1 (en) * 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
孙汉虹: "《第三代核电技术AP1000(第二版)》", 31 March 2016 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
CN115223733A (zh) * 2022-07-07 2022-10-21 中国核动力研究设计院 一种全陶瓷包覆燃料元件及小型直接循环反应堆堆芯

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN105390167B (zh) 一种超临界水堆燃料组件及堆芯
JP2002122687A (ja) 原子炉炉心および原子炉運転方法
CN109036603B (zh) 一种超大型压水堆堆芯长循环换料装载方法
CN107039090A (zh) 一种分段设计钠冷快堆控制棒
CN101128885B (zh) 压水型原子反应堆的燃料集合体及燃料集合体的设计方法
CN109473183A (zh) 一种超大型压水堆核电站堆芯布置
CN103578579B (zh) 一种先进的聚变-裂变次临界能源堆堆芯
CN103578578A (zh) 一种先进的聚变-裂变次临界能源堆堆芯燃料组件
Fetterman AP1000 core design with 50% MOX loading
Lapanporo et al. Parametric study of thorium fuel utilization on small modular pressurized water reactors (PWR)
CN107093480A (zh) 一种压水堆寿期长短交替的堆芯燃料换料装载方法
Wu et al. Core design of super LWR with double tube water rods
Fareha et al. Design Study of 600 MWt Long Life Modular Gas Cooled Fast Reactors
Nguyen et al. Optimization of centrally shielded burnable absorbers in soluble-boron-free SMR design
JP4098002B2 (ja) 燃料集合体群および原子炉炉心
Franceschini et al. Transition cycle analysis for optimum ATF implementation in current PWRs
JP3828345B2 (ja) 軽水炉炉心及び燃料集合体
Suud Design study of small gas cooled fast nuclear power plant for synergetic energy system with renewable energy by employing pump storage
Trianti et al. Design study of thorium cycle based long life modular boiling water reactors
Trianti et al. Preliminary design study of small long life boiling water reactor (BWR) with tight lattice thorium nitride fuel
Pencer et al. Evolution of the core physics concept for the Canadian supercritical water reactor
Liu et al. Application of Probabilistic Safety Analysis in Analysis of Impact of Fangjiashan Nuclear Power Plant’s Load-Following Operation
JP2003107183A (ja) 熱中性子原子炉用ｍｏｘ燃料集合体
US20240047088A1 (en) High energy nuclear fuel, fuel assembly, and refueling method
Xiaoling et al. Summary of the History of Improvement and Optimization of Fuel Management Strategies for Two 1000 MWe PWR Units

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
RJ01 Rejection of invention patent application after publication

Application publication date: 20190315

RJ01 Rejection of invention patent application after publication