CN114496315A - 以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法 - Google Patents
以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN114496315A CN114496315A CN202210147487.0A CN202210147487A CN114496315A CN 114496315 A CN114496315 A CN 114496315A CN 202210147487 A CN202210147487 A CN 202210147487A CN 114496315 A CN114496315 A CN 114496315A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- reactor
- irradiated fuel
- neutron source
- starting
- new 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 59
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 26
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 35
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 35
- 238000012216 screening Methods 0.000 claims abstract description 3
- JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N uranium-235 Chemical compound [235U] JFALSRSLKYAFGM-OIOBTWANSA-N 0.000 claims description 8
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 5
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 abstract description 8
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 10
- 230000008569 process Effects 0.000 description 9
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 5
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 description 4
- 230000007547 defect Effects 0.000 description 3
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 3
- WZSDNEJJUSYNSG-UHFFFAOYSA-N azocan-1-yl-(3,4,5-trimethoxyphenyl)methanone Chemical compound COC1=C(OC)C(OC)=CC(C(=O)N2CCCCCCC2)=C1 WZSDNEJJUSYNSG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 2
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 239000003245 coal Substances 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000012805 post-processing Methods 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
-
- 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
- G21C17/108—Measuring reactor flux
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,涉及核反应堆技术领域,其技术方案要点是:从已运行反应堆所循环卸出的组件中筛选出达到预设燃耗深度的已辐照燃料组件;将已辐照燃料组件装入新反应堆中靠近堆外源量程探测器侧,作为首循环启动中子源。本发明将已运行的反应堆经过论证后的已辐照燃料组件装入新反应堆,用作新反应堆首循环的启动中子源;使得新反应堆不需要再使用一次中子源组件,为新反应堆省略了一次中子源组件,继而减少了放射性废物产生量,可显著降低放射性废物贮存和后处理成本;同时布置方式简单,避免了对临界安全不利的盲区问题。
Description
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域,更具体地说,它涉及以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法。
背景技术
核反应堆是一种以可控方式实现自持链式裂变反应的装置。当今世界上广泛使用的反应堆主要是以铀235(元素符号:235U)为主要燃料的裂变反应堆。其主要原理是:铀235原子核受到外来中子轰击时,能够吸收中子并分裂成两个中等质量的核,同时产生两个以上的裂变中子,并释放出蕴藏在原子核内部的核能。在适当的条件下,这些裂变中子又会引起周围其他铀235原子核裂变,如此不断继续下去,形成链式裂变反应。铀235原子核裂变一次大约释放200兆电子伏的能量,据此计算,1kg铀235完全裂变所产生的能量大约相当于2800吨标准煤完全燃烧所产生的能量,利用核裂变所释放的能量可为人们提供高效清洁的能源。
为了保证反应堆装料和启动过程中的临界安全可控,通常在堆芯中加入启动中子源,并在堆外布置中子探测器,对堆内中子注量率变化进行有效监测,避免出现瞬发临界事故。通常要求启动中子源具备足够强的中子释放强度,抬高堆芯中子通量水平,以使得布置在反应堆外部的中子探测器达到规定的计数率要求。常用的启动中子源分为一次中子源和二次中子源。一次中子源能够自发产生中子,通常用于反应堆建成后首循环的启动;二次中子源则需要在堆内经过辐照活化之后才能产生中子,通常在第一循环放入反应堆内活化,从第二循环开始用于反应堆的启动。
传统的将一次中子源和二次中子源材料制作成中子源组件,放入堆芯,就可用于新核反应堆的首循环启动及其后续循环的启动。但传统启动方式存在启动中子源应用成本高、后期处理难度大以及放射性风险大等缺陷。为了克服上述缺陷,现有技术中已有依赖燃料组件自身释放的中子来进行反应堆在首循环和后续循环的启动,进而替代和取消一次中子源和二次中子源。例如,申请人在先申请的专利,公告号为CN110580957B,公开了一种无外加中子源的反应堆装料启动方法。
然而,现有的依靠燃料组件的启动方案,在首循环,依靠的全部为新燃料组件,其自身释放的中子强度很低,在反应堆装料和启动过程中,无法保证中子探测器一直都能达到规定的计数率要求,即存在盲区,这对保证反应堆临界安全是不利的。因此,如何研究设计一种能够克服上述所有缺陷的新反应堆首循环启动中子源的方法是我们目前急需解决的问题。
发明内容
为解决现有技术中的不足,本发明的目的是提供一种以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,为核反应堆省略了一次中子源组件,减少了放射性废物产生量,可显著降低放射性废物贮存和后处理成本,同时布置方式简单,避免了对临界安全不利的盲区问题。
本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的:以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,包括以下步骤:
从已运行反应堆卸出的燃料组件中筛选出达到预设燃耗深度的已辐照燃料组件;
将已辐照燃料组件装入新反应堆首循环中靠近堆外源量程探测器侧,作为首循环启动中子源。
进一步的,所述已辐照燃料组件燃耗超过20000MWd/tU。
进一步的,所述新反应堆首循环装入的已辐照燃料组件数量为2 的倍数。
进一步的,所述新反应堆首循环装入的已辐照燃料组件初始的铀 235富集为0.8%~5%。
进一步的,所述新反应堆装载已辐照燃料组件前,从堆芯装载评价、核设计及安全评价进行系列论证。
进一步的,所述新反应堆配置有两个对称设置的堆外源量程探测器。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:
1、本发明提出的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,将已运行的反应堆经过论证后的已辐照燃料组件装入新反应堆,用作新反应堆首循环的启动中子源;使得新反应堆不需要再使用一次中子源组件,由此解决了现有技术利用一次中子源作为首循环启动中子源所带来的审批流程复杂、存在意外临界和人员剂量超限风险等技术问题;此外,为新反应堆省略了一次中子源组件,继而减少了放射性废物产生量,可显著降低放射性废物贮存和后处理成本;
2、本发明提出的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,能够保证新反应堆在装入足够的已辐照燃料组件时,堆外源量程探测器的计数在装料和启动过程中满足相关标准要求,不存在探测盲区。
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是本发明实施例中一种新反应堆装载已辐照燃料组件的分布示意图;
图2是本发明实施例中另一种新反应堆装载已辐照燃料组件的分布示意图。
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。
需说明的是,当部件被称为“固定于”或“设置于”另一个部件,它可以直接在另一个部件上或者间接在该另一个部件上。当一个部件被称为是“连接于”另一个部件,它可以是直接或者间接连接至该另一个部件上。
需要理解的是,术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是两个或两个以上,除非另有明确具体的限定。
实施例:以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法
在已经运行的某个反应堆A的其中一个循环后,卸出的燃料组件中存在3.25%富集度的燃料组件,选取其中的28500MWd/tU、 30000MWd/tU、23500MWd/tU三种燃耗,将其应用于反应堆B的首循环启动过程中。燃料组件从反应堆A的停堆到用于反应堆B得到启动使用的时间间隔为7年。
反应堆B装载已辐照燃料组件前,从堆芯装载评价、核设计及安全评价进行系列论证。筛选出的已辐照燃料组件燃耗不能太低,将保证其源强在放入新的反应堆后满足核测系统探测要求,但该组件燃耗也不能太高,这将避免组件在新的反应堆中继续燃耗后突破其燃耗设计限制,也将保证其在新的反应堆内具有足够的反应性。
需要说明的是,反应堆B配置有两个对称设置R位置侧、A位置侧的堆外源量程探测器。如图1所示,作为一种可选的实施方式,选取四个已辐照燃料组件,分别装载在A07、A09、R07、R09位置。已辐照燃料组件28500MWd/tU,也可以单独选择30000MWd/tU或 23500MWd/tU,还可以选择两种及以上的任意组合。SRC为堆外源量程探测器。
如图2所示,作为另一种可选的实施方式,在反应堆B装料的某一步序下,堆芯排布为:4个28500MWd/tU燃耗的已辐照燃料组件分别位于A07、A09、R07、R09位置;2个30000MWd/tU燃耗的已辐照燃料组件分别位于A08、R08位置;4个23500MWd/tU燃耗的已辐照燃料组件位于A06、A10、R06、R10位置,已辐照燃料组件在堆芯内的排布相对于堆外源量程探测器为对称分布。
需要说明的是,已辐照燃料组件在反应堆A中呈对称布置,放入反应堆B中后也呈对称布置。
使用SCIENCE、ORIGEN、MCNP等程序分别对组件的源强、材料成分、中子通量等参数进行计算,最终得到反应堆B在装入以上10 个已辐照燃料组件时堆外源量程探测器的计数率为0.86cps,大于 0.5cps。此时,堆芯仍处于较深的次临界状态,不存在临界风险。因此反应堆B的后续装料过程中,堆外源量程探测器的计数率一直大于 0.5cps,满足相关标准要求,不存在探测盲区。
由此可见,使用已辐照燃料组件作为首循环的启动中子源,可以保证在反应堆装料和启动过程中,对外核测系统中的探测器获得有效计数率信号(大于0.5cps),能够满足相关标准要求。
工作原理:本发明将已运行的反应堆经过论证后的已辐照燃料组件装入新反应堆,用作新反应堆首循环的启动中子源;使得新反应堆不需要再使用一次中子源组件,由此解决了现有技术利用一次中子源作为首循环启动中子源所带来的审批流程复杂、存在意外临界和人员剂量超限风险等技术问题;此外,为新反应堆省略了一次中子源组件,继而减少了放射性废物产生量,可显著降低放射性废物贮存和后处理成本。
此外,使用SCIENCE、ORIGEN、MCNP等程序分别对组件的源强、材料成分、中子通量等参数进行论证分析,证明新反应堆在装入足够的已辐照燃料组件时,堆外源量程探测器的计数在装料和启动过程中满足相关标准要求,不存在探测盲区。
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 (6)
1.以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,其特征是,包括以下步骤:
从已运行反应堆卸出的燃料组件中筛选出达到预设燃耗深度的已辐照燃料组件;
将已辐照燃料组件装入新反应堆首循环中靠近堆外源量程探测器侧,作为首循环启动中子源。
2.根据权利要求1所述的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,其特征是,所述已辐照燃料组件燃耗高于20000MWd/tU。
3.根据权利要求1所述的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,其特征是,所述新反应堆装入的已辐照燃料组件数量为2的倍数。
4.根据权利要求1-3任意一项所述的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,其特征是,所述新反应堆首循环装入的已辐照燃料组件初始的铀235富集为0.8%~5%。
5.根据权利要求1-3任意一项所述的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,其特征是,所述新反应堆装载已辐照燃料组件前,从堆芯装载评价、核设计及安全评价进行系列论证。
6.根据权利要求1-3任意一项所述的以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法,其特征是,所述新反应堆配置有两个对称设置的堆外源量程探测器。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202210147487.0A CN114496315A (zh) | 2022-02-17 | 2022-02-17 | 以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202210147487.0A CN114496315A (zh) | 2022-02-17 | 2022-02-17 | 以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN114496315A true CN114496315A (zh) | 2022-05-13 |
Family
ID=81481949
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202210147487.0A Pending CN114496315A (zh) | 2022-02-17 | 2022-02-17 | 以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN114496315A (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN115050495A (zh) * | 2022-06-27 | 2022-09-13 | 中国核动力研究设计院 | 适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置 |
CN115171922A (zh) * | 2022-07-21 | 2022-10-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆初始堆芯装载低燃耗燃料组件的装载方法 |
CN115472321A (zh) * | 2022-09-20 | 2022-12-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种首循环装载低燃耗燃料组件的堆芯装料临界监督方法 |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106898387A (zh) * | 2017-02-28 | 2017-06-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆取消二次中子源的方法 |
CN107068211A (zh) * | 2017-02-28 | 2017-08-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法 |
CN110580957A (zh) * | 2019-09-19 | 2019-12-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种无外加中子源的反应堆装料启动方法 |
-
2022
- 2022-02-17 CN CN202210147487.0A patent/CN114496315A/zh active Pending
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106898387A (zh) * | 2017-02-28 | 2017-06-27 | 中国核动力研究设计院 | 一种反应堆取消二次中子源的方法 |
CN107068211A (zh) * | 2017-02-28 | 2017-08-18 | 中国核动力研究设计院 | 一种使用已辐照燃料元件替代一次中子源的方法 |
CN110580957A (zh) * | 2019-09-19 | 2019-12-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种无外加中子源的反应堆装料启动方法 |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
朱建平;肖锋;高希龙;吕焕文;李兰;: "燃料操作区域气载放射性浓度分析", 核技术, no. 04, 10 April 2016 (2016-04-10) * |
费罗杰;勒瑞;: "取消昌江核电厂二次中子源的理论探究", 设备管理与维修, no. 2, 25 August 2015 (2015-08-25) * |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN115050495A (zh) * | 2022-06-27 | 2022-09-13 | 中国核动力研究设计院 | 适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置 |
CN115050495B (zh) * | 2022-06-27 | 2024-01-30 | 中国核动力研究设计院 | 适用于六角形结构高通量堆的中子源与堆外探测器布置 |
CN115171922A (zh) * | 2022-07-21 | 2022-10-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆初始堆芯装载低燃耗燃料组件的装载方法 |
CN115171922B (zh) * | 2022-07-21 | 2024-05-07 | 中国核动力研究设计院 | 一种压水堆初始堆芯装载低燃耗燃料组件的装载方法 |
CN115472321A (zh) * | 2022-09-20 | 2022-12-13 | 中国核动力研究设计院 | 一种首循环装载低燃耗燃料组件的堆芯装料临界监督方法 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN114496315A (zh) | 以已辐照燃料组件作为新反应堆首循环启动中子源的方法 | |
Pontillon et al. | Behaviour of fission products under severe PWR accident conditions: The VERCORS experimental programme—Part 2: Release and transport of fission gases and volatile fission products | |
Kessler et al. | The risks of nuclear energy technology | |
Jammes et al. | Neutron flux monitoring system of the French GEN-IV SFR: Assessment of diverse solutions for in-vessel detector installation | |
Salvatores et al. | Nuclear waste transmutation | |
Şahin et al. | Utilization of TRISO fuel with reactor grade plutonium in CANDU reactors | |
Galahom | Simulate the effect of integral burnable absorber on the neutronic characteristics of a PWR assembly | |
Tran et al. | Study on Transmutation of Minor Actinides as Burnable Poison in VVER‐1000 Fuel Assembly | |
Reda et al. | Neutronic Performance of the VVER‐1000 Reactor Using Thorium Fuel with ENDF Library | |
Kessler | Requirements for nuclear energy in the 21st century nuclear energy as a sustainable energy source | |
Rineiski et al. | Proliferation-resistant fuel options for thermal and fast reactors avoiding neptunium production | |
JP7010711B2 (ja) | 軽水炉の運転計画方法、軽水炉燃料の運用方法、軽水炉燃料集合体、および軽水炉炉心 | |
Sogbadji | Neutronic study of the mono-recycling of americium in PWR and of the core conversion in MNSR using the MURE code | |
Darnowski et al. | Minor actinides impact on basic safety parameters of medium-sized sodium-cooled fast reactor | |
Şahin et al. | Large‐scale energy production with thorium in a typical heavy‐water reactor using high‐grade plutonium as driver fuel | |
Soga et al. | Irradiation test of fuel containing minor actinides in the experimental fast reactor Joyo | |
Rubio et al. | FREC-II: An upgrade to SNL's Annular Core Research Reactor | |
Yamanaka | Effective Delayed Neutron Fraction in Subcritical States | |
JP7447046B2 (ja) | 軽水炉ウラン燃料集合体及び核燃料サイクルの運用方法 | |
RU2791731C1 (ru) | Урановая тепловыделяющая сборка легководного реактора и способ функционирования ядерного топливного цикла | |
CN115472321A (zh) | 一种首循环装载低燃耗燃料组件的堆芯装料临界监督方法 | |
Chen et al. | Analysis of Irradiation Ability of China Experimental Fast Reactor | |
Nabila et al. | An attempt to find the optimal loading pattern of minor actinides in the PWR fuel rods | |
Bess et al. | Benchmark Development in Support of Generation-IV Reactor Validation (IRPhEP 2010 Handbook) | |
Tran et al. | Study on minor actinide transmutation in the VVER-1000 fuel assembly |
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 |