CN115831413A - 溶解器临界安全控制方法 - Google Patents
溶解器临界安全控制方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN115831413A CN115831413A CN202211390227.2A CN202211390227A CN115831413A CN 115831413 A CN115831413 A CN 115831413A CN 202211390227 A CN202211390227 A CN 202211390227A CN 115831413 A CN115831413 A CN 115831413A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- dissolver
- critical safety
- safety control
- neutron absorber
- neutron
- 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
Images
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明公开了一种溶解器临界安全控制方法,包括以下步骤:将中子吸收体颗粒加入到溶解器中,中子吸收体颗粒用于吸收中子,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮,通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比,对溶解器进行临界安全控制。本发明提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度,同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
Description
技术领域
本发明属于核燃料后处理技术领域,具体涉及一种溶解器临界安全控制方法。
背景技术
溶解器是乏燃料后处理设施的一个关键设备。由于燃料芯块在其中形成固液两相的不均匀分布,反应性较高,临界安全控制难度较大。
传统的溶解器临界安全控制,主要依靠几何控制方法,溶解器设计成细长圆柱形状,并且仅能处理较低初始富集度的乏燃料组件。
随着提高溶解器处理量、提高可处理乏燃料组件初始富集度的设计需求,溶解器的临界安全控制增加了固体中子吸收体控制、可溶中子吸收体控制、质量控制、富集度-燃耗控制等临界安全控制方法。质量控制是指限制每批次溶解的乏燃料质量,这种控制方法很大程度上限制了设施的处理能力。富集度-燃耗联合控制的临界安全控制方法,通过应用燃耗信用制,考虑了由于燃料随堆芯辐照和冷却时间增加引起的反应性的整体降低,挖掘了一定的计算裕量,因而提升了采用该方法进行核临界安全设计的核设备或核设施的经济性。但由于乏燃料组件的燃耗深度受核电站燃料管理方案控制,其最小卸料燃耗深度下,溶解器的临界安全控制仍存在较大难度,往往需要配合使用中子吸收材料进一步增大溶解器的处理能力。
使用中子吸收材料的方式一般有两种,一种是使用固体中子吸收体,一种是使用可溶中子吸收体。
对于固体中子吸收体的临界安全控制方法,一般采用固定式固体中子吸收体的方式。由于乏燃料剪切后的短段通过斜溜槽滑落至容器的大吊兰或戽斗中,会对大吊兰或戽斗内的结构造成冲击,而且大吊兰或戽斗内若设置了其他部件,可能会造成燃料短段的局部堆积,因此固体中子吸收体一般不能布置在大吊兰或戽斗内,只能布置在大吊兰或戽斗外侧,对易裂变材料最为集中、反应性最大的溶解区域的控制效果有限,大吊兰或戽斗的尺寸仍存在较大限制。
对于可溶中子吸收体的临界安全控制方法,一般采用可溶钆的方法,通过限定溶解器内溶解液中钆浓度不低于一定的限值,达到临界安全控制的目的。采用可溶钆能够有效降低溶解器的反应性,提高设备处理能力,但可溶钆成为了溶解液很难分离的一个组分,需要在后续工艺流程进行分离,对高放废液的生成量、最终铀钚产品的品质产生一定的不利影响。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有技术中存在的上述不足,提供一种溶解器临界安全控制方法,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。
解决本发明技术问题所采用的技术方案是提供一种溶解器临界安全控制方法,包括以下步骤:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中,中子吸收体颗粒用于吸收中子,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮,通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比,对溶解器进行临界安全控制。
优选的是,中子吸收体颗粒包括:中子吸收体本体、设置于中子吸收体本体内的孔隙,孔隙与外界隔离。孔隙与外界不连通。
优选的是,中子吸收体颗粒的孔隙率为20%~70%。
优选的是,预设体积占比为0.01%~5%。
优选的是,中子吸收体颗粒的粒径为1μm~100μm。
优选的是,中子吸收体颗粒的质量密度为乏燃料溶解液的质量密度的100±10%。
优选的是,中子吸收体颗粒的材料包括:碳化硼、单质硼、含硼硅酸盐、含硼钛酸盐、钆氧化物、钐氧化物、铪氧化物、铕氧化物、碳化铪、铪酸钐、铪酸铕、钛酸镝、钛酸钐、钛酸铪、钛酸铕、铁酸镝、钛酸铽、铝酸镝、铝酸钆、铝酸铽中的一种或几种。
优选的是,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮的具体方法为:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中的乏燃料溶解液中,或者将中子吸收体颗粒加入到酸性溶液中,再加入乏燃料组件。
优选的是,所述的溶解器临界安全控制方法,还包括以下步骤:
控制中子吸收体颗粒的悬浮液在溶解器中流动。
优选的是,溶解器包括:溶解器本体、设置于溶解器本体内的过滤机构,过滤机构用于过滤乏燃料组件中未溶解固体,过滤机构上设置有过滤孔,中子吸收体颗粒的粒径小于过滤孔。
优选的是,过滤机构包括:设置于溶解器本体内的大吊兰、设置于溶解器本体内的小吊兰,溶解器本体上设置有溶解器入口,溶解器入口用于加入乏燃料组件,大吊兰位于小吊兰上方,大吊兰上设置有第一过滤孔,第一过滤孔用于对有溶解器入口进入的乏燃料组件中未溶解固体进行初次过滤,小吊兰上设置有第二过滤孔,第二过滤孔用于对由第一过滤孔流出的滤液进行再次过滤,第二过滤孔的孔径小于第一过滤孔的孔径,中子吸收体颗粒的粒径小于第二过滤孔的孔径。
本发明的有益效果如下:本发明提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度,同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
附图说明
图1是本发明实施例2中的溶解器的结构示意图;
图2是本发明实施例2中溶解器中加入悬浮中子吸收体颗粒的临界安全分析模型的局部截面图。
图中:1.斜溜槽;2.溶解器本体;3.大吊兰;4.小吊兰;5.循环槽;6.下循环管;7.上循环管;8.动力装置;9.监测分析装置。
具体实施方式
为使本领域技术人员更好地理解本发明的技术方案,下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细描述。
下面详细描述本专利的实施例,所述实施例的示例在附图中示出,其中自始至终相同或类似的标号表示相同或类似的元件或具有相同或类似功能的元件。下面通过参考附图描述的实施例是示例性的,仅用于解释本专利,而不能理解为对本专利的限制。
实施例1
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,包括以下步骤:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中,中子吸收体颗粒用于吸收中子,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮,通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比,对溶解器进行临界安全控制。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度,同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例2
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,包括以下步骤:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中,中子吸收体颗粒用于吸收中子,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮,通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比,对溶解器进行临界安全控制。
具体的,本实施例中的中子吸收体颗粒为不溶的中子吸收体颗粒,中子吸收体颗粒采用陶瓷形式的中子吸收体颗粒。
优选的是,中子吸收体颗粒包括:中子吸收体本体、设置于中子吸收体本体内的孔隙,孔隙与外界隔离。中子吸收体本体表面为密封层,使得孔隙与外界隔离,孔隙与外界不连通,具备防止溶液进入或溶解、腐蚀的能力。
优选的是,中子吸收体颗粒的孔隙率为20%~70%。具体的,本实施例中的中子吸收体颗粒的孔隙率为50%。
优选的是,预设体积占比为0.01%~5%。
具体的,本实施例中通过监测分析装置9监测分析乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比。
优选的是,中子吸收体颗粒的粒径为1μm~100μm。
优选的是,中子吸收体颗粒的质量密度为乏燃料溶解液的质量密度的100±10%。
优选的是,中子吸收体颗粒的材料包括:碳化硼、单质硼、含硼硅酸盐、含硼钛酸盐、钆氧化物、钐氧化物、铪氧化物、铕氧化物、碳化铪、铪酸钐、铪酸铕、钛酸镝、钛酸钐、钛酸铪、钛酸铕、铁酸镝、钛酸铽、铝酸镝、铝酸钆、铝酸铽中的一种或几种。
优选的是,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮的具体方法为:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中的乏燃料溶解液中,或者将中子吸收体颗粒加入到酸性溶液中,再加入乏燃料组件。
优选的是,所述的溶解器临界安全控制方法,还包括以下步骤:
控制中子吸收体颗粒的悬浮液在溶解器中流动。
具体的,本实施例中的方法,通过动力装置8控制中子吸收体颗粒的悬浮液在溶解器中循环流动,具体动力装置8为泵。
优选的是,溶解器包括:溶解器本体2、设置于溶解器本体2内的过滤机构,过滤机构用于过滤乏燃料组件中未溶解固体,过滤机构上设置有过滤孔,中子吸收体颗粒的粒径小于过滤孔。
优选的是,过滤机构包括:设置于溶解器本体2内的大吊兰3、设置于溶解器本体2内的小吊兰4,溶解器本体2上设置有溶解器入口,溶解器入口用于加入乏燃料组件,大吊兰3位于小吊兰4上方,大吊兰3上设置有第一过滤孔,第一过滤孔用于对有溶解器入口进入的乏燃料组件中未溶解固体进行初次过滤,小吊兰4上设置有第二过滤孔,第二过滤孔用于对由第一过滤孔流出的滤液进行再次过滤,第二过滤孔的孔径小于第一过滤孔的孔径,中子吸收体颗粒的粒径小于第二过滤孔的孔径。
如图1所示,具体的,本实施例中的溶解器为批式操作的溶解器,批式操作一次溶解一根乏燃料组件,溶解完成后卸除溶解液、不溶的包壳端头等,重新开始下一次溶解操作。具体的,本实施例中溶解器包括:斜溜槽1、溶解器本体2、大吊兰3、小吊兰4、循环槽5、下循环管6、上循环管7,斜溜槽1设置于溶解器本体2上部,斜溜槽1用于向溶解器本体2内添加中子吸收体颗粒或者中子吸收体颗粒的悬浮酸溶液,上循环管7设置于溶解器本体2上部,上循环管7还与循环槽5连接,下循环管6设置于溶解器本体2下部,下循环管6还与循环槽5连接。此外,溶解器还包括溶液循环动力装置8,为乏燃料溶解器过程中提供溶液循环的动力。具体的,本实施例中的溶解器本体2为溶解管。
溶解操作时,剪切后的乏燃料短段经斜溜槽1落入大吊兰3内,在其中进行溶解。大吊兰3壁面设有第一过滤孔,乏燃料短段的芯块在大吊兰3中溶解,不溶的包壳、端头等留在大吊兰3中,溶解完成后提出大吊兰3倒出处理,大吊兰3的第一过滤孔是为了让大吊兰3内外的溶解液相互流通。
第一过滤孔允许溶液流动,穿过大吊兰3壁面的第一过滤孔的燃料颗粒或不同残渣颗粒,由小吊兰4收纳,小吊兰4用于承接将从大吊兰3中漏出的不溶残渣,第二过滤孔也是为了让大吊兰3内外的溶解液相互流通,只是第二过滤孔更小一些。溶解时,由溶液循环动力装置8提供溶液循环的动力,溶解液从溶解器本体2底部的下循环管6进入,向上流动,经小吊兰4、大吊兰3、溶解器本体2、上循环管7流入循环槽5,再从循环槽5流入下循环管6,形成闭式循环。
应用本实施例中的溶解器临界安全控制方法,在溶解开始前,按照一定百分比将1μm~100μm粒径的不溶陶瓷形式的中子吸收体细微颗粒加入溶解器内,或在调酸设备内将不溶陶瓷形式的中子吸收体细微颗粒加入酸溶液,具体为硝酸溶液,后续硝酸溶液用于溶解乏燃料,一同转运至溶解器内。
由于不溶陶瓷形式的中子吸收体颗粒密度与溶解器内溶解完成后溶解液最大质量密度相当。乏燃料溶解液的密度是有一个变化范围的,随着溶解过程,溶解液中铀钚浓度增大,其密度也逐渐增大,这里定性要求不溶陶瓷形式的中子吸收体细微颗粒的质量密度与溶解完成后的最大质量密度相当。中子吸收体颗粒其表面为紧实密封层,具备防止溶液进入或溶解、腐蚀的能力,因此不溶陶瓷形式的中子吸收体颗粒在循环流动的溶解液内会形成弥散悬浮分布的形式,通过上循环管7处设置的监测分析装置9,监测分析核实中子吸收体细微颗粒体积占比,确保溶解器内溶液中子吸收体细微颗粒体积占比满足一定限值要求,即可开始溶解操作,从而实现溶解器的临界安全控制。乏燃料被剪切后,乏燃料短段进入大吊兰3,其中芯块在大吊兰3中溶解,不溶的包壳、端头等留在大吊兰3中,溶解完成后提出大吊兰3倒出处理,溶解液转运至溶解液接收设备。
溶解完成后,溶解液需进行沉降离心操作,去除其中的不溶残渣,在沉降离心的工艺流程中,不溶陶瓷形式的中子吸收体细微颗粒能够随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。不溶陶瓷颗粒随不溶残渣一同送往固体废物处置流程。
具体的,本实施例中不溶陶瓷形式的中子吸收体颗粒的材料,采用碳化硼陶瓷颗粒材料,具有良好的耐腐蚀性能、中子吸收性能,加工工艺也较为成熟,颗粒表面可以紧实密封,内部的密实度具有可调性。其他的一些中子吸收材料也是可选的,如单质硼、含硼硅酸盐、含硼钛酸盐、钆氧化物、钐氧化物、铪氧化物、铕氧化物、碳化铪、铪酸钐、铪酸铕、钛酸镝、钛酸钐、钛酸铪、钛酸铕、铁酸镝、钛酸铽、铝酸镝、铝酸钆、铝酸铽等,材料选型时应考综合虑耐腐蚀性能、中子吸收性能、表面紧实密封性能、内部密实度可调性等。
对本实施例的临界安全控制效果进行分析,在不采用固定式固体中子吸收体的临界安全控制方法或可溶中子吸收体的临界安全控制方法时,溶解器最大反应性对应的中子有效增殖因子keff达约1.05。
采用平均粒径50μm的碳化硼陶瓷颗粒,将其随机弥散分布于溶解器的溶液内,临界安全分析模型中大吊兰3处的横截面,考虑了燃料颗粒溶解时的最佳慢化分布,对应途中的燃料颗粒与溶液的相间栅格分布;临界安全分析模型中溶解管处的横截面,仅考虑溶解液的单相状态。无论是对燃料颗粒溶解时的最佳慢化分布,还是对溶解液的单相状态,具有不溶陶瓷颗粒弥散悬浮于溶解液中,如图2为临界安全分析模型的局部截面图所示,中子吸收体颗粒分布于乏燃料溶解液中。
经采用三维蒙特卡罗程序模拟分析,采用三维蒙特卡罗法计算,仅需1‰的不溶陶瓷形式的中子吸收体颗粒体积占比,即可使得溶解器最大反应性对应的中子有效增殖因子keff达降低至0.93以下,满足临界安全限值要求。结合溶解器内总的溶液体积,每次溶解仅需不足2kg量级的碳化硼中子吸收体颗粒就能满足临界安全控制要求。相比于在大吊兰3外侧布置离散的固体中子毒物棒的方式,本实施例中的中子吸收体材料体积占比减少了97%,且由于中子吸收体材料弥散分布,大吊兰3和溶解管尺寸还可以根据需要进一步增大,不溶陶瓷形式的中子吸收体颗粒体积占比仅需少量增加即可。
由此可见,本实施例提出的一种溶解器临界安全控制方法,是一种非常高效、可行的临界安全控制方法。
本实施例涉及一种溶解器临界安全控制方法,采用不溶陶瓷形式的中子吸收材料细微颗粒,依靠与溶解器内溶液相近的质量密度、在溶解器内溶液的循环流动的中子吸收体颗粒吸收中子,不溶陶瓷颗粒弥散悬浮于溶解器内,通过监测分析核实中子吸收体颗粒体积占比,确保溶解器内溶液中子吸收体颗粒体积占比为预设占比,满足一定限值要求,从而实现溶解器的临界安全控制。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例3
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的孔隙率为20%。
本实施例中的预设体积占比为0.01%。
本实施例中的中子吸收体颗粒的粒径为1μm。
本实施例中的中子吸收体颗粒的质量密度为乏燃料溶解液的质量密度的110%。
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:单质硼和含硼硅酸盐,两者质量比为2:1。
本实施例中使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮的具体方法为:
将中子吸收体颗粒加入到酸性溶液中,再加入乏燃料组件。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例4
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的孔隙率为70%。
本实施例中的预设体积占比为5%。
本实施例中的中子吸收体颗粒的粒径为100μm。
本实施例中的中子吸收体颗粒的质量密度为乏燃料溶解液的质量密度的90%。
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:含硼钛酸盐。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例5
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:钆氧化物。
本实施例中的预设体积占比为2.5%。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例6
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:钐氧化物。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例7
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:铪氧化物。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例8
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:铕氧化物。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例9
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:碳化铪。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例10
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:铪酸钐、铪酸铕,两者质量比为1:2。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例11
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:钛酸镝、钛酸钐、钛酸铪、钛酸铕,四者质量比为1:2:3:4。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例12
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:铁酸镝。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例13
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:钛酸铽。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例14
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:铝酸镝。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
实施例15
本实施例提供一种溶解器临界安全控制方法,与实施例2中的溶解器临界安全控制方法的区别为:
本实施例中的中子吸收体颗粒的材料包括:铝酸钆、铝酸铽,两者质量比为2:3。
本实施例的有益效果如下:本实施例提供了一种溶解器临界安全控制方法,能够在不增加溶解管内固体构件的基础上,大幅降低溶解器所在系统的核反应性,提高溶解器的横截面积、处理质量、处理组件的最高富集度。反应性是指表征易裂变材料链式持续裂变反应可能性的一种指标,降低系统反应性是指降低系统中易裂变材料链式持续裂变反应的可能性,从而使设备更不易发生临界事故风险,更加安全。溶解器为细长圆柱形状,受限于临界安全控制,其横截面积不能太大,而横截面积决定了设备处理乏燃料的处理量。另外,在相同横截面积下,受限于临界安全控制,设备可处理的乏燃料富集度也是有限制的,不能太高,采用本实施例的方法,可以提高富集度的限值。
同时中子吸收体颗粒能够在沉降离心的工艺流程中随不溶残渣一同去除,避免了加入可溶中子吸收材料进行溶解器临界安全控制引入的对后续流程及最终产品的不利影响。
可以理解的是,以上实施方式仅仅是为了说明本发明的原理而采用的示例性实施方式,然而本发明并不局限于此。对于本领域内的普通技术人员而言,在不脱离本发明的精神和实质的情况下,可以做出各种变型和改进,这些变型和改进也视为本发明的保护范围。
Claims (11)
1.一种溶解器临界安全控制方法,其特征在于,包括以下步骤:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中,中子吸收体颗粒用于吸收中子,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮,通过监测乏燃料溶解液中的悬浮的中子吸收体颗粒的体积占比为预设体积占比,对溶解器进行临界安全控制。
2.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,中子吸收体颗粒包括:中子吸收体本体、设置于中子吸收体本体内的孔隙,孔隙与外界隔离。
3.根据权利要求2所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,中子吸收体颗粒的孔隙率为20%~70%。
4.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,预设体积占比为0.01%~5%。
5.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,中子吸收体颗粒的粒径为1μm~100μm。
6.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,中子吸收体颗粒的质量密度为乏燃料溶解液的质量密度的100±10%。
7.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,中子吸收体颗粒的材料包括:碳化硼、单质硼、含硼硅酸盐、含硼钛酸盐、钆氧化物、钐氧化物、铪氧化物、铕氧化物、碳化铪、铪酸钐、铪酸铕、钛酸镝、钛酸钐、钛酸铪、钛酸铕、铁酸镝、钛酸铽、铝酸镝、铝酸钆、铝酸铽中的一种或几种。
8.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,使得中子吸收体颗粒在溶解器中的乏燃料溶解液中悬浮的具体方法为:
将中子吸收体颗粒加入到溶解器中的乏燃料溶解液中,或者将中子吸收体颗粒加入到酸性溶液中,再加入乏燃料组件。
9.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,还包括以下步骤:
控制中子吸收体颗粒的悬浮液在溶解器中流动。
10.根据权利要求1所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,溶解器包括:溶解器本体、设置于溶解器本体内的过滤机构,过滤机构用于过滤乏燃料组件中未溶解固体,过滤机构上设置有过滤孔,中子吸收体颗粒的粒径小于过滤孔。
11.根据权利要求10所述的溶解器临界安全控制方法,其特征在于,过滤机构包括:设置于溶解器本体内的大吊兰、设置于溶解器本体内的小吊兰,溶解器本体上设置有溶解器入口,溶解器入口用于加入乏燃料组件,大吊兰位于小吊兰上方,大吊兰上设置有第一过滤孔,第一过滤孔用于对有溶解器入口进入的乏燃料组件中未溶解固体进行初次过滤,小吊兰上设置有第二过滤孔,第二过滤孔用于对由第一过滤孔流出的滤液进行再次过滤,第二过滤孔的孔径小于第一过滤孔的孔径,中子吸收体颗粒的粒径小于第二过滤孔的孔径。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202211390227.2A CN115831413A (zh) | 2022-11-08 | 2022-11-08 | 溶解器临界安全控制方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202211390227.2A CN115831413A (zh) | 2022-11-08 | 2022-11-08 | 溶解器临界安全控制方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN115831413A true CN115831413A (zh) | 2023-03-21 |
Family
ID=85527096
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202211390227.2A Pending CN115831413A (zh) | 2022-11-08 | 2022-11-08 | 溶解器临界安全控制方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN115831413A (zh) |
-
2022
- 2022-11-08 CN CN202211390227.2A patent/CN115831413A/zh active Pending
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Inoue et al. | Development of pyroprocessing and its future direction | |
JP6326369B2 (ja) | 二対流体原子炉 | |
KR101138445B1 (ko) | 저농축 고밀도 판상 우라늄 타겟의 제조방법 및 이에 의하여 제조되는 저농축 우라늄 고밀도 타겟 | |
DE3113238A1 (de) | Brueter | |
CN114093529A (zh) | 一种熔盐快堆 | |
Natarajan | Reprocessing of spent fast reactor nuclear fuels | |
CN115831413A (zh) | 溶解器临界安全控制方法 | |
CN108538417A (zh) | 一种直接分离二氧化铀或者乏燃料中稀土元素的方法 | |
Someya et al. | Progress in design and engineering issues on JA DEMO | |
CA2979634A1 (en) | Nuclear reactor assemblies, nuclear reactor target assemblies, and nuclear reactor methods | |
US9428401B1 (en) | Separation of the rare-earth fission product poisons from spent nuclear fuel | |
Gao et al. | Criticality safety evaluation of materials concerning pyroprocessing | |
US3159548A (en) | Process of nuclear fission | |
RU2733810C2 (ru) | Способ растворения ядерного топлива | |
CN216311353U (zh) | 一种熔盐快堆 | |
US2991236A (en) | Separating liquid moderator from a slurry type reactor | |
Chmielewski | Chemistry for the nuclear energy of the future | |
Mishra et al. | Fabrication of Nuclear Fuel Elements | |
CN110729063B (zh) | 一种核燃料后处理中混合澄清槽的临界安全控制方法 | |
Cenerino et al. | Lifetime extension of French 900 MWe NPPs: French TSO main conclusions regarding long term sump performance during a severe accident | |
Allardice et al. | 40 Experience gained in processing PFR irradiated fuel | |
SE536022C2 (sv) | Förfarande för reduktion av strålningsexponering i kärnkraftverk via införsel av järninnehållande föreningar i kylsystemet | |
Repetto et al. | R&D Project Investigating the Filtering System in the Sump of a PWR NPP During Loss of Coolant Accident. VIKTORIA Experiments | |
Sawa et al. | Study on storage and reprocessing concept of the high temperature engineering test reactor (HTTR) fuel | |
Pillon et al. | Impact of the Curium Management on the Fabrication of Ma-bearing Targets at an Industrial Scale in the Frame of a Mixed PWR and FR P&T Scenario |
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 |