CN111863290B - 包括盘式可燃吸收体的核燃料棒 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种核燃料棒，包括至少一个或多个燃料芯块和包围所述燃料芯块的套管，该核燃料棒包括至少一个或多个位于所述套管内的可燃吸收体，可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围该可燃吸收体材料的套管材料。

Description

包括盘式可燃吸收体的核燃料棒
技术领域
本发明涉及一种包括可燃吸收体的核燃料棒。
背景技术
核电站是指通过核反应释放的核能发电的发电厂。根据减慢中子和中子能量的方法，基于核裂变链式反应的商业核电站分为压水堆(PWR)、加压重水堆(PHWR)、沸水堆(BWR)和快堆(FR)。核裂变链式反应的基本原理是重复以下过程：诸如铀235(U-235)之类的裂变材料吸收一个中子，然后发射约2.5个中子，其引起与其他裂变材料发生其他裂变反应。裂变反应以中子和裂变产物、伽马射线等动能形式释放能量。
在核电厂的核反应堆内部，核裂变释放的中子数被人为调整，以根据需要控制核裂变链式反应。如果通过核裂变反应产生的中子数大于、小于或等于损失的中子数，则将这些状态分别定义为“超临界”、“亚临界”或“临界”状态。表示这种核裂变链式反应程度的物理数值称为“反应性”。当反应性为正时，反应器处于“超临界”状态；当反应性为负时，反应器处于“亚临界”状态；当反应性为零时，反应器处于“临界”状态。
在普通轻水堆(LWR)中，浓缩了一部分铀235的铀基裂变材料被加工成颗粒状(pellet form)，并以核燃料组件(FAs)束的形式装入核反应堆。在核反应堆的设计寿命内，每个核反应堆都以如下方式运行：对每个恒定的燃料循环，抽出一部分已燃烧的核燃料组件FAs，并填充新的核燃料组件FAs。加载新核燃料后的循环开始(BOC)时反应堆以无任何反应性控制的情况下运行，该核反应堆呈现“超临界”状态，此时的反应性值定义为“剩余反应性”。“剩余反应性”通常在核反应堆燃料循环的早期阶段是最高的，随着核燃料的燃烧而逐渐降低，并在循环结束时接近“临界”状态。在核反应堆的实际运行中，在燃料循环期间需要调节“剩余反应性”，并人为地将反应堆保持在“临界状态”。
在普通核反应堆中，通过机械插入或抽出由中子吸收材料组成的控制棒来调节剩余反应性。然而，当剩余反应性较大时，应增加控制棒的机械运动，这样不仅增加了反应性调节的不确定性，而且可能增加发生事故的风险。因此，在一般的核反应堆中，用另一种方法降低剩余反应性，然后使用控制棒进行额外的反应性控制。众所周知的方法之一是向冷却剂中加入含硼水的方法。
但是，在这种方法中，为了中和由硼酸水降低的冷却剂的pH值，需要在冷却剂中进一步添加LiOH。因此，当LiOH和中子反应时，不仅会生成大量的氚，而且当向冷却剂中添加硼酸水时，作为核反应堆固有安全因素之一的慢化剂温度系数(MTC)的负值也会减小，在严重情况下也可能为正值。因此，该方法不仅需要对硼化水浓度进行复杂的控制，而且会降低核反应堆的固有安全性，并且硼酸水本身具有腐蚀核反应堆结构材料的性质。
因此，轻水堆(LWRs)在提高核反应堆固有安全性方面取得了进展，同时旨在通过引入可燃吸收体材料的概念来实现低硼条件下的运行。可燃吸收体材料在吸收中子后转化为中子吸收概率非常小的材料，随着时间从核反应堆燃料循环的初始阶段进展到最终阶段，其变得不能用作中子吸收体材料。BA材料可以与FA中的燃料集成。典型的例子，如整体燃料可燃吸收体(IFBA)，其中燃料芯块的外部涂覆有可燃吸收体材料，以及通过将核燃料与可燃吸收体，例如Gd2O3或Er2O3，均匀混合的方法。
这些现有方法大多在建立极低硼或无硼的条件方面存在明显的局限性，因为其设计灵活性低且已进行了优化，因此只能在一般轻水堆(LWR)环境中以低硼运行。因此，最近韩国高级科学技术研究院(KAIST)提出了一种中央屏蔽可燃吸收体(CSBA)，该结构通过将可燃吸收体(Gd2O3)放置在燃料芯块中来确保设计灵活性，在物理方面，由于可燃吸收体通过利用自屏蔽现象非常缓慢地燃烧，因此可以在核反应堆的循环期间有效地调节剩余反应性。与现有轻水堆环境中现有可燃吸收体的概念相比，优点在于：填充有CSBA的燃料芯块保留在核燃料内，并能有效地调节剩余反应性，这一点已通过各种研究结果得到了验证。此外，已证实即使在多批反应堆堆芯设计中，也可以通过将CSBA插入所有燃料芯块中，并使用不同数量的CSBA来优化剩余反应性。另外，在可制造性方面，证实了可以制造插入有CSBA的燃料芯块，即使在各种温度环境下，也可以确保核燃料的完整性。因此，通过对CSBA的现有研究证实，利用自屏蔽现象的可燃吸收体概念可以通过有效地调节剩余反应性来构建核反应堆的极低硼或无硼的运行环境，因此，核反应堆的固有安全性可以最大化。
然而，所有这些优点，实际操作上有局限性，例如在使用不同数量的CSBA的情况下对核燃料组件(FAs)的管理复杂，插入有CSBA的燃料芯块在中子辐照环境中的完整性，以及由于现有核芯生产方法的变化而对实际商用核反应堆应用的适用性。本发明提出一种用于应用新型可燃吸收体的技术，解决了现有可燃吸收体的上述固有局限性，并且易于制造，同时具有类似于CSBA的优异性能。
发明内容
如上所述，关于现有的压水堆(PWRs)，已经开发了适用于反应堆特性的各种可燃吸收体技术，并且已经充分验证了其性能。然而，为了构建能够显著改善当前商业核反应堆的固有安全性和经济性，并满足未来型长燃料循环压水堆和中小型或模块化反应堆(SMR)要求的极低硼或无硼运行环境，各种现有的可燃吸收体都表现出明显的局限性，因此，需要新概念的可燃吸收体以匹配所需的特性。特定未来型核反应堆的要求可以概括为更简单、更经济的可燃吸收体，实施极低硼或无硼无硼运行，经济安全的长燃料循环操作24个月，通过稍微增加U-235浓缩度(目前大约为4％至5％)来实现超长操作等。
因此，本发明的一方面，提供了一种使用新的可燃吸收体的方法，其中利用自屏蔽现象有效地调节了核反应堆的剩余反应性，以使现有可燃吸收体的缺点最小化，其可以应用于未来型轻水堆和SMR，同时提高商业核反应堆的固有安全性和经济可行性。
根据本发明的一个方面，提供了一种核燃料棒，所述核燃料棒包括至少一个或多个燃料芯块和包围所述燃料芯块的套管，所述核燃料棒包括位于所述套管内的可燃吸收体，并且所述可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围所述可燃吸收体材料的套管材料。
根据本发明的另一方面，提供了一种核燃料棒，该核燃料棒包括至少一个或多个燃料芯块和包围所述燃料芯块的套管，在所述核燃料棒的结构中，所述燃料芯块和盘状可燃吸收体交替堆叠，每个所述可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围所述可燃吸收体材料的套管材料，并且所述燃料芯块的上部和下部包括盘状物。
另外，本发明的另一方面，提供了一种制造核燃料棒的方法，该方法包括：制备至少一个或多个可燃吸收体，每个所述可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围所述可燃吸收体材料的套管材料；在套管中交替堆叠至少一个或多个燃料芯块和至少一个或多个可燃吸收体。
此外，提供了一种包括核燃料棒的核反应堆。
附图简要说明
以下结合附图详细描述本发明的上述和其他目的、特征和其他优点，其中：
图1示出了相关现有技术的核燃料棒的概念视图；
图2示出了本发明的一个实施例的核燃料棒的概念视图；
图3示出了本发明的一个实施例的可燃吸收体的概念视图；
图4示出了本发明的一个实施例的核燃料棒的平面视图；
图5示出了实施例1(DiBA)、对照组(No BA(7重量％UO2))、比较例1(3球CSBA)和比较例2(2球CSBA)之间的比较；
图6示出了本发明的一个实施例的核燃料棒的平面视图；
图7示出了燃料芯块和可燃吸收体的中心区域的径向温度分布；
图8示出了包括可燃吸收体的核燃料棒的轴向和径向温度分布。
具体实施方式
在下文中，将参照附图详细描述本发明的优选实施例，使得本发明所属领域的技术人员可以容易地实施本发明的技术思想。然而，本发明可以以不同的形式实施，不应被解释为限于本申请的实施例。在附图中，为了清楚起见，将省略描述对于本申请不必要的部分，在整个说明书中，附图中相同的附图标记表示相同的元件。
在本申请的下文中，当一个部件(或元件，装置等)“连接”到另一部件(或元件，装置等)时，应理解前者可以“直接连接”到后者，或通过中间部分(或元件，设备等)与后者电连接。
在本发明的整个说明书中，当一个元件在另一个元件“上”时，不仅包括该元件与另一个元件接触的情况，还包括在两个元件之间还存在另一个元件的情况。
此外，在没有具体限制的情况下，当描述一个对象包括(或包含或具有)一些元件时，应当理解为其可以只包括(或包含或具有)这些元件，或者其也可以包括(或包含或具有)除这些元件之外的其他元件。本发明说明书中所使用的术语“大约”、“基本上”等解释为接近或临近某一数值，以对上述解释提供允许的制造或材料误差，这些术语用于防止不道德的侵权者非法使用描述了准确或绝对数值的内容。本申请的整个说明书中使用的术语“(执行)的步骤……”或“…的步骤”并不意味着“用于……的步骤”。
在本发明的整个说明书中，马库什类型声明中包括的术语“其组合”是指选马库什类型声明中描述的元素中的一种或多种的组合，也指所包括的元素中的一种或多种。
本发明的一个方面，提供了一种核燃料棒10，包括至少一个或多个燃料芯块11和包围所述燃料芯块的套管12，其中，所述核燃料棒10中包括可燃吸收体13，每个所述可燃吸收体13包括可燃吸收体材料13a和包围所述可燃吸收体材料13a的套管材料13b。
在此，本发明的一个方面所提供的核燃料棒10通过图2和图3的示意图进行说明。在下文中，参见图2和图3的示意图，将详细描述本发明的一个方面中提供的核燃料棒10。
首先，下面将描述可燃吸收体内部的自屏蔽现象。中子从可燃吸收体材料的表面渗透可燃吸收体材料，中子首先在可燃吸收体材料表面与可燃吸收体材料反应，将可燃吸收体材料转换为在该位置不吸收中子的材料。这样，从表面渗透的中子与可燃吸收体材料逐渐发生反应，在此期间中子的数量在朝向可燃吸收体材料内部的方向上减少，这被称为自屏蔽现象。由于这种自屏蔽现象，实现了以下效果：吸收中子的可能性在可燃吸收体材料内部降低，使整个可燃吸收体材料的燃烧减慢。因此，提供了这样一种效果：具有相同体积的可燃吸收体的表面积越小，自屏蔽性越强，从而可燃吸收体的燃烧速度越慢。
本发明的一方面，提供了一种可燃吸收体，其形状可被适当填充，以便在空间上与核燃料分离。在新提供的具有可燃吸收体的核燃料棒中，可以通过自由设定可燃吸收体的设计来确定体积与表面积的比，因此，主旨在于可以优化自屏蔽效应的物理特性。
图1示出了普通核燃料棒1的概念视图。图2示出了本发明的一个实施例的核燃料棒10的概念视图。图3示出了本发明的一个实施例的可燃吸收体13的概念视图。
参见图2的概念视图，本发明的一个方面提供的核燃料棒10可以具有这样的形状：燃料芯块11和可燃吸收体13形成在套管12的内部，可燃吸收体插入燃料芯块11之间。每个燃料芯块为普通颗粒状(pellet shape)。
在一个具体实施例中，每个可燃吸收体13包括可燃吸收体材料13a和包围可燃吸收体材料13a的套管材料13b，如图3的概念示图所示，可燃吸收体有利地为盘状。可燃吸收体为圆盘状表示可燃吸收体由盘状可燃吸收体材料和包围该盘状可燃吸收体材料的套管材料形成。
本发明的一个方面提供的核燃料棒10包括可燃吸收体，该可燃吸收体包括包围可燃吸收体材料的套管材料，并且该可燃吸收体由可燃吸收体材料和套管材料形成，因此，核燃料棒还可直接用于可燃吸收体材料，如具有相对低熔点的钆(Gd)，以调整核反应堆运行期间的剩余反应性。可燃吸收体材料被熔点较低的套管材料密封，因此可以预期的效果是，即使当可燃吸收体材料在核反应堆的异常环境中熔化时，也可以通过使可燃吸收体材料保留在套管材料内部，来防止可燃吸收体材料的损失。此外，将具有优异导热率的套管材料应用到堆叠在核芯之间的可燃吸收体上，从而具有降低在核反应堆运行期间形成的燃料芯块的最高温度的效果，从而使得在燃料芯块中产生的热量通过可燃吸收体更有效地转移到冷却剂中。
可燃吸收体材料13a可以是钆(Gd)、氧化钆(Gd2O3)、铒(Er)、Er2O3和碳化硼(B4C)等。本发明的一个方面提供的核燃料棒10包括可燃吸收体13，从而在现有技术中难以应用的钆(Gd)或铒(Er)也可以按其本来的状态应用。
由于不与核燃料接触的设计特性，可燃吸收体材料用作稳定材料，因此，在可燃吸收体材料的应用中不需要进一步添加其他材料。因此，诸如Gd、Gd2O3、Er、Er2O3和B4C的材料可以是候选材料，如果有必要，可以浓缩和使用这些可燃吸收体材料的特定同位素。具体地，当应用B4C时，预期其更经济，同时表现出与西屋公司(Westinghouse Co.)的IFBA类似的性能，当通过浓缩Er-167等来应用Er2O3时，相比于Er2O3与Gd2O3一起使用的情况，由于反应性降低，预期有更有效的适用性。
此外，套管材料13b可以是包含锆的合金。通常，可以使用用于核燃料棒套管的原材料。
此外，核燃料棒10可具有位于至少两个或更多个核芯块11之间的至少一个或多个可燃吸收体13。在一个具体实施例中，燃料棒可具有这样的结构：其中一个盘状可燃吸收体堆叠在燃料芯块上，另一个核芯块堆叠在该可燃吸收体上，另一个可燃吸收体堆叠在该另一个燃料芯块上，即，燃料棒可具有多个燃料芯块和多个可燃吸收体交替堆叠的结构。
可燃吸收体13的直径可以等于燃料芯块11的直径。如果可燃吸收体的直径大于燃料芯块的直径，则由于套管的限制，不能将可燃吸收体装入套管中。当可燃吸收体的直径小于燃料芯块的直径时，可燃吸收体可能会在套管内部移动，从而引起机械问题。
可燃吸收体13的厚度可以是包括可燃吸收体材料13a和包围可燃吸收体材料的套管材料13b的形状的厚度，可以是大约0.1-2.0mm、大约0.5-1.8mm、大约1.0-1.7mm，或大约1.3-1.6毫米。当可燃吸收体的厚度超过约2.0mm时，可能存在限制，即整个反应堆芯的高度过高。
可燃吸收体13的可燃吸收体材料13a和套管材料13b的厚度可以基于可燃吸收体的厚度范围来设定。通过表面积与体积比来调节自屏蔽效应，本发明的一个方面中提供的可燃吸收体可以通过灵活地调节可燃吸收体材料的设计来优化自屏蔽效应。
可燃吸收体材料13a的直径可以是燃料芯块11直径的大约30-95％、大约40-95％、大约50-90％、大约65-93％、大约70-92％、大约80-90％、大约50-85％、大约50-75％或大约60-70％。
在一个具体实施例中，如图4所示，在可燃吸收体13中，可燃吸收体材料13a的半径可以由a表示，a可以为大约1-3mm、大约1.5-2.5mm或1.7-2.4mm。另外，吸收体材料的厚度可以由b表示，b可以为0.8-1.6mm或1.0-1.4mm。另外，可燃吸收体的厚度可以由c表示，c可以为大约0.1-2.0mm。另外，套管材料的厚度d可以为大约0.05-0.2mm、大约0.07-0.15mm或大约0.08-0.12mm。另外，可以在可燃吸收体和核芯之间形成预定空间，该预定空间或间隙的厚度可以由e表示，e可以大约为0.01-0.1mm、或者大约为0.03-0.07mm。另外，可燃吸收体的半径可以由f表示并且等于核芯块的半径，f可以为大约2-5mm或大约3.5-4.5mm。
在又一实施例中，燃料芯块12可在核燃料棒10的上部和下部形成有盘状物。在燃料芯块的上表面和下表面形成有盘状物，从而可防止燃料芯块12由于芯块被中子照射而被推出和沿轴向膨胀。
图6示出了本发明的一个实施例的核燃料棒10的平面视图，具体地，核燃料棒10具有这样的结构：其中，燃料芯块11和盘状可燃吸收体13交替堆叠，并且可燃吸收体包括可燃吸收体材料13a和包围所述可燃吸收体材料13a的套管材料13b，燃料芯块在其上部和下部具有槽(grooves)11a。
根据本发明的一个方面提供的核燃料棒的优点在于，可燃烧吸收体的形状可以自由调节，并可以有效地利用自屏蔽效果。另外，优点在于由于可燃吸收体位于燃料芯块之间的设计，因此形成的可燃吸收体的最高温度相对低于燃料芯块，并且可燃吸收体融化的可能性降低。优点还在于，即使在假设熔化的情况下，熔化的可燃吸收体也位于套管内部。此外，优点在于，由盘状简单结构构成的可燃吸收体的制造过程也非常容易，并且优点在于，由于可燃吸收体具有与核燃料分离并独立存在的形状，可以确保已经众所周知的核燃料的完整性。
另外，本发明的另一方面，提供了一种制造核燃料棒的方法，该方法包括：制备可燃吸收体的步骤，该可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围所述可燃吸收体材料的套管材料；以及在套管中交替堆叠至少一个或多个燃料芯块和至少一个或多个可燃吸收体的步骤。本发明的另一方面提供的用于制造核燃料棒的方法提供了制造上述核燃料棒10的方法的示例，并且核燃料棒10的部件与上述相同，因此在此不进行详细描述。
此外，本发明的另一个方面，还提供了包括核燃料棒的核反应堆。
下面将通过实验例详细介绍本发明。
但是，下面的实验例仅仅是对本发明的描述，本发明的内容并不受下面的实验例的限制。
<实验例1>
如图4所示，作为实施例1(DiBA)的核燃料棒，设计了这样的核燃料棒，其中形成了单元主体，使得可燃吸收体位于燃料芯块之间的燃料芯块的上部和下部。在此，a约为0.22527cm，b约为0.12048cm，c约为0.14048cm，d约为0.01cm，e约为0.005cm，f约为0.40958cm。Gd2O3用作可燃吸收体材料。
此外，将现有技术的CSBA设计为比较例1(3球CSBA)的核燃料棒和比较例2(2球CSBA)的核燃料棒。钆用作可燃吸收体材料。
此外，设计了一种核燃料，其中浓缩有约7wt％的氧化铀作为对照组(No BA(7wt％UO2))。
该实验是使用计算代码Serpent 2进行的，该代码能够在ENDF/B-VII.1核数据库的基础上基于概率法进行非常精确的计算模拟。对于西屋公司(Westinghouse Co.)的17x17核FAs，通过使用大约100,000个历史记录，在所有反射边界条件下评估了根据燃耗产生的反应性。评估是在核燃料的温度约为600K的情况下进行的，此时的不确定度相对于倍增系数约为30pcm。
图5示出了图4的设计中使用钆(Gd)作为可燃吸收剂与具有反应控制性能的现有钆(Gd2O3)CSBA设计的比较结果。在这种情况下使用的CSBA的尺寸，即可燃吸收体材料的半径，在两个CSBA(比较例2：2球CSBA)的情况下被优化为大约0.14cm，在三个CSBA(比较例1：3球CSBA)的情况下被优化为大约0.12cm。选择例子(对照组)，其中使用了浓缩度约为7％的核燃料以反映未来型长循环周期压水堆(PWR)和中小型或模块化反应堆(SMR)的要求，为了比较反应性控制性能的问题，通过使用蒙特卡罗代码，即，Serpent 2代码，将CSBA和DiBA应用于燃料芯块来形成单个装置，并在全反射性边界条件环境下进行反应性评估。当与现有CSBA(比较例1和2)的结果进行比较时，其中球形吸收体材料能够固有地使自屏蔽效应最大化，这是由表面积与体积比来确定的，反应了通过优化控制反应性方面，盘状可燃吸收体也具有优异的性能。此外，在实施例1的核燃料棒中应用了钆，从而可以解决现有技术中难以应用钆的问题。同时，即使当将Gd2O3用作中子吸收剂时，也得到了与图5的金属Gd的情况非常相似的结果。
下面将描述特定的反应性控制性能。当可燃吸收体在循环周期的初期迅速反应并燃烧时，初始反应性将被评估为低。随后，在没有可燃吸收体的情况下，尽管仍处于循环周期的初始阶段，但是由于可燃吸收体的快速燃烧反应性将以向反应活性趋同的形式而迅速增加。此后增加的反应性呈现出一个递减的形状，直到循环周期的最后阶段，该现象是在诸如Gd的强可燃吸收剂中出现的固有特性，被称为反应性摆动。所有可燃吸收体的设计均应通过优化设计适当地显示出反应性摆幅，目标可能是在整个循环周期内保持几乎平坦的反应性。
在这方面，当评估图5所示的实施例1(DiBA)以及比较例1和2(CSBA)的反应性摆幅时，可以确认，虽然在整个循环周期中有效地保留了可燃吸收体，但是保持了平坦的反应性，使得几乎没有出现反应性摆幅。因此，可以说，当使用相同的可燃吸收体时，CSBA和DiBA具有几乎相似的反应性控制性能。
<实验例2>
如图6所示，作为实施例2(DiBA)的核燃料棒，设计了这样的核燃料棒，其中形成了单元主体，使得可燃吸收体位于燃料芯块之间的燃料芯块的上部和下部。该燃料芯块在其上部和下部具有盘状物。在此，a约为0.12048cm、b约为0.22527cm、c约为0.14048cm、d约为0.01cm、e约为0.005cm、f约为0.40958cm。槽的直径约为0.40100cm，槽的高度约为0.02500cm。轧(Gd)用作可燃吸收体材料。
为了防止核燃料被中子照射并且膨胀不均匀的现象，在制造过程中，在初始燃料芯块的上部和下部形成小的盘状物。在反应性控制方面，由于去除了非常少量的核燃料，因此表现出与现有结果几乎相同的性能。然而，由于不能忽略具有这样盘状物的燃料芯块对核燃料棒内部的可燃吸收体中的温度分布的影响，因此考虑盘状物而进行了传热评价。
对于上述实施例2的核燃料棒，通过使用基于FEM的COMSOL代码来分析传热性能，其结果如图7和图8所示。
图7示出了来自燃料芯块和可燃吸收体的中心区域的径向温度分布。
图8示出了包括可燃吸收体的核燃料棒的轴向和径向温度分布。
如图7和图8所示，可以确认，即使考虑到燃料芯块的盘状物的传热效果，也有意义地形成了从燃料芯块到可燃吸收体的温度梯度。当与没有盘状物的情况相比时，评估出最高点的温度差约为50K。如图7和图8所示，在该评估中，可燃吸收体的最高温度被评估为比钆(Gd)的熔点约1586K低约600K，因此，在正常环境下，无需担心可燃吸收体的熔化。即使由于某些原因，钆(Gd)熔化了，其还被密封在套管材料中，只要形成的温度低于套管材料的熔点2123K，就有大约500K的余量。另外，如图8所示，轴向传热是通过燃料芯块内部的可燃吸收体进行的。这表明，优点是，UO2核燃料的导热系数相对较低，可以用可燃吸收体来补充。
本发明提出的可燃吸收体概念的优点在于，通过自由调节可燃吸收体的形状可以有效地利用自屏蔽效应。另外，优点在于由于可燃吸收体位于燃料芯块之间的设计，因此形成的可燃吸收体的最高温度相对低于燃料芯块，并且可燃吸收体融化的可能性降低，优点还在于，即使在假设熔化的情况下，熔化的可燃吸收体也位于套管材料内部。此外，优点在于，由盘状简单结构构成的可燃吸收体的制造过程也非常容易，并且优点在于，由于可燃吸收体具有与核燃料分离并独立存在的形状，可以确保已经众所周知的核燃料的完整性。
将包含可燃吸收体的核燃料棒放置在实际商用核反应堆中使用的核FA中并进行了数值分析后，可以确认，由于具有自屏蔽效应，所产生的效果可媲美或优于现在有效的应用的CSBA的性能。另外，在传热方面评估了包括可燃吸收体的核燃料棒的性能之后，证实了由于存在于燃料芯块之间的可燃吸收体，可燃吸收体的最高温度相对显著降低。这意味着可以考虑将各种材料作为核燃料棒的可燃吸收体。由于可燃吸收体的实际位置独立于燃料芯块的位置，因此优点为在可制造性和相容性方面没有问题。同样在制造设备方面，通过优化燃料芯块的高度来另外确定独立的可燃吸收体的位置是经济的，因此不仅在实际的压水堆中，而且在沸水反应堆中都期望有很高的适用性和可行性。特别地，在PWR的情况下，预期除去在大型工业反应器中引起各种问题的水溶性硼，经济可行性和安全性显著提高。另外，预期即使在作为下一代核反应堆受到关注的SMR中，反应堆堆芯的设计，可操作性、安全性和经济可行性也将得到极大改善，并将有可能实现高性能SMR。
本发明的一个方面提供的核燃料棒，引入了具有适当填充形状以与核燃料分开的可燃吸收体，其表面积与体积比可以通过自由设定可燃吸收体的设计来确定。因此，可以优化作为物理性质的自屏蔽效应。另外，可燃吸收体材料和套管材料形成为可燃吸收体，从而提供了中子吸收体的位置被固定的可能性，甚至对于金属可燃吸收体材料，例如具有相对较低的熔点的钆(Gd)，也是如此。因此，可直接应用可燃吸收体以调节核反应堆运行过程中的剩余反应性。用具有相对较高熔点的套管材料密封可燃吸收体材料，从而可以预期的效果是，即使当可燃吸收体材料在核反应堆的异常环境中熔化时，也可以防止可燃吸收体材料的损失，使可燃吸收体材料保留在套管材料内部。此外，将具有优异导热率的套管材料应用到堆叠在核芯之间的可燃吸收体上，从而具有降低在核反应堆运行期间形成的燃料芯块的最高温度的效果，从而使得在燃料芯块中产生的热量通过可燃吸收体更有效地转移到冷却剂中。
到目前为止，已经描述了在本发明的一个方面提供的包括可燃吸收体的核燃料棒，但是本发明不应当被限制于说明书中公开的实施例和附图，本领域技术人员在本发明的技术构思之内可以对本发明进行各种修改。

Claims (10)

1.一种核燃料棒，包括至少一个或多个燃料芯块、包围所述燃料芯块的套管和位于所述套管内的可燃吸收体，
其中，所述可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围所述可燃吸收体材料的套管材料，
所述可燃吸收体是盘状的，并且
所述套管材料是包含锆的合金。
2.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，在所述核燃料棒中，至少一个或多个可燃吸收体位于至少两个或更多个燃料芯块之间。
3.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，所述核燃料棒具有堆叠结构，所述堆叠结构包括所述燃料芯块和形成在所述燃料芯块上的盘状可燃吸收体。
4.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，所述可燃吸收体材料包括以下一种或多种：钆(Gd)、氧化钆(Gd2O3)、铒(Er)、Er2O3和碳化硼(B4C)。
5.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，所述可燃吸收体的直径等于所述燃料芯块的直径。
6.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，所述可燃吸收体的厚度为0.1mm-2.0mm。
7.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，在所述可燃吸收体中，所述可燃吸收体材料的直径为所述燃料芯块直径的30-95％。
8.根据权利要求1所述的核燃料棒，其中，所述燃料芯块为颗粒状。
9.一种制造核燃料棒的方法，所述方法包括：
制备盘状可燃吸收体，每个所述可燃吸收体包括可燃吸收体材料和包围所述可燃吸收体材料的套管材料，所述套管材料是包含锆的合金；和
在套管中交替堆叠至少一个或多个燃料芯块和至少一个或多个所述可燃吸收体。
10.一种核反应堆，包括权利要求1所述的核燃料棒。
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