CN1171164A - 可消耗中子吸收体的燃料装置及在反应堆使用这种装置的方法 - Google Patents
可消耗中子吸收体的燃料装置及在反应堆使用这种装置的方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1171164A CN1171164A CN95197044A CN95197044A CN1171164A CN 1171164 A CN1171164 A CN 1171164A CN 95197044 A CN95197044 A CN 95197044A CN 95197044 A CN95197044 A CN 95197044A CN 1171164 A CN1171164 A CN 1171164A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- gadolinium
- fuel rod
- fuel
- concentration
- contain
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- 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
-
- 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)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Abstract
用于压水反应堆的燃料装置由含有燃料材料并位于网络结点处的燃料棒组成。一些燃料棒含有5~12%的第一质量含量的钆。四到十二支附加燃料棒(16)含有0.5到2%的钆。
Description
本发明涉及压水反应堆的核燃料装置,这种装置由配置在方阵结点处的、至少大部分含有燃料材料的燃料棒所组成,大多数棒的燃料是富含同位素235和/或钚的氧化铀;燃料棒通常由具有导引管和保持格栅联结的两个端套的构架来支承。
这种装置已为大家所熟知,其中一些燃料棒含有由质量浓度在5%到12%范围内的钆所构成的中子吸收体。钆有两种功能。因为钆吸收中子,当部分或全部装上新燃料装置后,它可减小堆芯的初始反应。钆的逐渐消失用来补偿核燃料的逐渐耗尽。在堆芯中适当配置含有钆的燃料装置,就可能达到更规则的功率径向配置,并且这是在重新装燃料之前堆芯的整个工作周期内。
在这种装置的应用中,含有钆的燃料棒都有相同的浓度,在每一周期开始,减小核反应的方面,它确实有比较好的效果,它相应地减小在水中所要求的硼浓度,且有理想的中子流径向分配。但是,在希望延长每个堆芯利用周期至18个月到24个月时,和/或需要限制径向中子泄漏以更好利用燃料时,它不可能达到满意的堆芯控制。
本发明旨在提供一种燃料装置,其初始核反应是较高的,它可获得较理想的堆芯控制。
本发明利用这一事实,即燃料棒中的钆所提供的初始抗反应(在新燃料棒中)不是与它的浓度成比例,而是随着浓度超过约1%后非常缓慢地增长。
所以,本发明提出了一种上述类型的装置,其中,燃料棒除了包括钆的质量浓度在约5%到约10%范围的燃料棒,还有四到十二个具有钆浓度在0.5%到2%、最好是约1%的燃料棒。
具有低钆浓度燃料棒的抗反应,从反应堆周期开始时起,较之具有相当高浓度燃料棒的反应,急剧地降低。于是,具有低钆含量的燃料棒补偿初始过高的核反应,并在减速系数上给出安全限度,而不会在一个周期内在功率径向分配上产生不利的效果。
可以认为,本发明使钆独立地起两种功能作用成为可能:减小初始反应和控制径向流分布。在单一浓度的情况下,可以在一个长周期内只用大数目的具有10%到12%钆的燃料棒提供第一种功能,但这将破坏功率分配的控制,特别是在钆逐渐消失时的周期末期。
以上的这些及其它特点将通过本发明的作为非限定例子的实施例的说明而更加清楚,说明参考附图进行:
图1是在本发明的第一种装置中燃料棒配置的平面示意图;
图2表示在两种分别含有4.50%(实线曲线)和3.90%(虚线曲线)的铀235的氧化物燃料的装置中,燃料棒的抗反应作为钆含量的函数而变化的曲线图;
图3表示在四分之一核反应堆中,根据装置的实施方式的一种可能配置图;
图4与图1类似,表示具有高钆含量的八支燃料棒的第二种配置图;
图5和6表示功率峰值因数随时间变化的曲线图。
本发明所采用装置的完整结构在本文中未作说明,这是由于该结构是常规的。图1只是表示现在通常所采用的这种装置中被燃料棒和导引管10所占据的15×15的位置。其中心位置12由仪器管所占据。其它的位置均由燃料棒所占据。
该装置已被大家所熟知,其中十六支燃料棒14在图1中用阴影线来表示,它的初始氧化钆的重量成份占10%。这种含量是不受限制的。在其它反应堆中,有可能采用较低的含量,例如在5%到10%的范围内。同样也可能采用比10%稍微高些的含量,达到12%。根据反应堆的情况,含有钆的燃料棒包含或者是富含U235或钚的铀,其浓缩度等于或低于邻近的燃料棒的浓缩度,或者是天然铀,或者甚至是贫化铀。在其它的情况下,可以设置四到十二支燃料棒14,或二十支燃料棒14。
在上述的装置中,所有含有可消耗中子吸收体的燃料棒具有相同的钆元素含量。这些燃料棒被均匀地配置。
在图1所示的本发明的装置中,用×号标示的四支燃料棒16含有低的初始钆含量。当燃料棒14按上面所说明的方式进行配置时,这些燃料棒16分布在装置的四个角附近,例如在每个对角线上的最边上的第二个位置。对于含有10%钆的燃料棒可选择相同的铀介质。
图2表示由燃料棒14和燃料棒16所给出的初始抗反应作用不是与它的钆含量成比例。例如,在图2中可以看出,对于由初始浓缩度为4.50%(U235/(U238+U235))的燃料棒所组成的装置,由1%钆所给出的抗反应能力稍大于500pcm(十万分之一),而由8%钆所给出的抗反应性只在750pcm左右。其结果,在初始钆含量降低比为8比1时,所得到的抗反应性降低的比率只约为1.47比1。
再举例来看,图3表示在三分之一的装置被新装置更换之后核燃料装置的一种可能配置。阴影位置由在反应堆中已经通过一次或两次的装置所占据。
没有作标注位置上的装置则没有钆。其余的包括四支含有第二浓度、即约1%钆浓度的燃料棒。它们还包括十六支如图1所示的那种含有10%钆浓度的燃料棒,或只有八支含有第一浓度、10%钆浓度的棒,并按图4所示的分布,其对应于图1的元件用相同标号标注。
如上所述,含有钆的燃料棒可能有不同的组成成分。但是,通常对于含有第二浓度钆的燃料棒,最好采用接近于不含钆的邻近燃料棒的浓缩水平。
这一结果特别表现在对于燃料中各种浓度的U235所获得的结果比较上。特别是,用有十六支含10%钆的棒和四支含1%钆的棒的装置进行了试验,装置的数目是这样的,其总数目有一百一十二支含1%钆的棒。图5示出用1%钆棒和贫化至0.25%铀235的氧化铀,浓缩至2.30%铀235的氧化铀和浓缩至3.90%铀235的铀(即浓缩至与邻近的无中子吸收体燃料棒的相同程度)的结果。可以看出对于所有的棒采用相同浓缩度的优点,其中相对于当前技术类型的控制,其径向峰值功率因素Fxy有较少的衰减,其周期持续时间为3500个全功率等效日左右。
其它的试验也已证明,在所有的情况下,硼的初始浓度可以显著地降低。
该结果还可通过在只有八支含10%钆的燃料棒的装置中增加四支含1%钆的燃料棒来得到进一步的改善,于是整个反应堆芯含有1%钆的燃料棒的总数为一百六十。图6所示为对于一个有一百六十支含1%钆、2.30%铀235的燃料棒的反应堆芯,其径向峰值功率因素Fxy在参考条件下随能耗的变化。
在这种情况下,与参考控制相比较,可以发现在初始硼浓度中存在差异,其差异可达到-103pcm,同时还发现其减速剂温度系数的减小量为1.7pcm/℃。
还可以举出无数的其它不同的实例。该装置可以是任何已知的类型,具有的方阵的结点数可在14×14到20×20之间变化。含有第二浓度钆的燃料棒可以按众多的4级旋转对称布置中的任何一种进行配置。特别是,含有第二浓度钆的燃料棒配置在边上的一排;燃料棒安排在邻近导引管或仪器管周围的结点上。如果不存在中心仪器管,含有第二浓度钆的燃料棒则可以安置在装置的中心。
Claims (9)
1.用于压水反应堆的燃料装置,包括分布在方阵结点处并含有燃料材料的棒,其中的一些棒(14)含有在5%到12%范围内的第一质量浓度钆,该装置的特征为,四到十二支的附加棒(16)含有在0.5%到2%范围内的第二质量浓度的钆。
2.根据权利要求1的装置,其特征为,含有第二浓度钆的燃料棒由富含铀235的氧化铀构成,其铀235的含量小于或等于不含钆的邻近燃料棒。
3.根据权利要求1或2的装置,其特征为,含有第一浓度钆的燃料棒由天然的、贫化的或富含铀235的氧化铀构成。
4.根据上述权利要求之一的装置,其特征为,含有第一浓度钆的燃料棒的数量是四到二十支。
5.根据权利要求1到4之一的装置,其特征为,它包括四支含有1%钆并位于方阵对角线上倒数第二排上的燃料棒。
6.根据权利要求1到4之一的装置,其特征为,含有第二浓度钆的燃料棒按4级旋转对称配置在边排上。
7.根据权利要求1到4之一的装置,其特征为,含有第二浓度钆的燃料棒按4级旋转对称配置在方阵的结点上,这些结点邻近于导引管或中心仪器管所占据的结点。
8.根据权利要求1到7之一的装置,其特征为,如果没有中心仪器管,含有第二浓度钆的燃料棒放置在装置的中心。
9.反应堆的使用方法,其中同一个装置多次在反应堆堆芯中的不同位置处连续通过,其特征是,一方面,将根据前面任一权利要求所述的、有八支含第一浓度钆的燃料棒的装置布置在堆芯的周边,另一方面,将根据前面任一权利要求所述的装置布置在堆芯中。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR94/15593 | 1994-12-23 | ||
FR9415593A FR2728718A1 (fr) | 1994-12-23 | 1994-12-23 | Assemblage combustible a poison consommable et procede d'exploitation de reacteur mettant en oeuvre un tel assemblage |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1171164A true CN1171164A (zh) | 1998-01-21 |
Family
ID=9470203
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN95197044A Pending CN1171164A (zh) | 1994-12-23 | 1995-12-20 | 可消耗中子吸收体的燃料装置及在反应堆使用这种装置的方法 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5852645A (zh) |
EP (1) | EP0799484B1 (zh) |
CN (1) | CN1171164A (zh) |
DE (1) | DE69504103T2 (zh) |
ES (1) | ES2120786T3 (zh) |
FR (1) | FR2728718A1 (zh) |
TW (1) | TW289830B (zh) |
WO (1) | WO1996020484A1 (zh) |
ZA (1) | ZA9510736B (zh) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN1898752B (zh) * | 2003-11-27 | 2010-10-20 | 阿海珐核能公司 | 包含富集铀且不含钚的压水式核反应堆用组件 |
CN103329207A (zh) * | 2010-11-15 | 2013-09-25 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
CN103329207B (zh) * | 2010-11-15 | 2016-11-30 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE60305182T2 (de) * | 2003-10-01 | 2007-03-08 | Framatome Anp | Brennstabbündel für einen Druckwasserkernreaktor mit Brennstäben mit zwei Gadoliniumgehalten |
ES2264889B1 (es) * | 2005-06-27 | 2008-05-16 | Enusa Industrias Avanzadas, S.A. | Elemento combustible para reactores nucleares de agua a presion, y metodo de carga de elementos combustibles en un nucleo de un reactor nuclear. |
US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
CA2710432C (en) | 2007-12-26 | 2016-04-26 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly |
ES2715529T3 (es) | 2008-12-25 | 2019-06-04 | Thorium Power Inc | Un elemento combustible y un método para fabricar un elemento combustible para un conjunto combustible de un reactor nuclear |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
CN103000232B (zh) * | 2012-12-05 | 2015-07-29 | 中国核电工程有限公司 | 一种先进的首循环18个月换料装载方法 |
KR102478329B1 (ko) | 2014-12-31 | 2022-12-15 | 테라파워, 엘엘씨 | 플럭스-이동 반응성 제어 시스템 |
CN114188046B (zh) * | 2021-12-03 | 2023-12-12 | 中国原子能科学研究院 | 零功率反应堆启动控制方法及装置 |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5984184A (ja) * | 1982-11-05 | 1984-05-15 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
FR2559943B1 (fr) * | 1984-02-22 | 1986-07-04 | Fragema Framatome & Cogema | Assemblage de combustible nucleaire et procede d'exploitation de reacteur nucleaire en comportant application |
EP0369305A1 (en) * | 1988-11-14 | 1990-05-23 | Westinghouse Electric Corporation | Fuel assembly containing fuel rods having standardized-length burnable absorber integral with fuel pellets and method of customizing fuel assembly |
-
1994
- 1994-12-23 FR FR9415593A patent/FR2728718A1/fr active Granted
-
1995
- 1995-12-18 ZA ZA9510736A patent/ZA9510736B/xx unknown
- 1995-12-20 ES ES95943248T patent/ES2120786T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-20 CN CN95197044A patent/CN1171164A/zh active Pending
- 1995-12-20 EP EP95943248A patent/EP0799484B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-20 DE DE69504103T patent/DE69504103T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-20 US US08/860,227 patent/US5852645A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-12-20 WO PCT/FR1995/001700 patent/WO1996020484A1/fr active IP Right Grant
-
1996
- 1996-01-03 TW TW085100063A patent/TW289830B/zh active
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN1898752B (zh) * | 2003-11-27 | 2010-10-20 | 阿海珐核能公司 | 包含富集铀且不含钚的压水式核反应堆用组件 |
US9799414B2 (en) | 2010-09-03 | 2017-10-24 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel bundle containing thorium and nuclear reactor comprising same |
CN103329207A (zh) * | 2010-11-15 | 2013-09-25 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
CN103329207B (zh) * | 2010-11-15 | 2016-11-30 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
CN107068210A (zh) * | 2010-11-15 | 2017-08-18 | 加拿大原子能有限公司 | 含中子吸收剂的核燃料 |
US10176898B2 (en) | 2010-11-15 | 2019-01-08 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES2120786T3 (es) | 1998-11-01 |
EP0799484B1 (fr) | 1998-08-12 |
WO1996020484A1 (fr) | 1996-07-04 |
FR2728718A1 (fr) | 1996-06-28 |
TW289830B (zh) | 1996-11-01 |
US5852645A (en) | 1998-12-22 |
EP0799484A1 (fr) | 1997-10-08 |
ZA9510736B (en) | 1997-06-18 |
FR2728718B1 (zh) | 1997-02-28 |
DE69504103T2 (de) | 1999-04-01 |
DE69504103D1 (de) | 1998-09-17 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1171164A (zh) | 可消耗中子吸收体的燃料装置及在反应堆使用这种装置的方法 | |
RU98104447A (ru) | Реактор с двойной активной зоной, включающей запальную зону и зону воспроизводства | |
CN101572127A (zh) | 一种核燃料棒、核燃料组件及核反应堆堆芯 | |
CN1006423B (zh) | 用轻水慢化和冷却的核反应堆及其操作方法 | |
US4652427A (en) | Fuel assembly | |
JPS6327673B2 (zh) | ||
SE505363C2 (sv) | Bränslepatron för kärnreaktor | |
JPH0450551B2 (zh) | ||
EP0051441A1 (en) | Nuclear reactor and fuel assembly therefor | |
Youinou et al. | Heterogeneous assembly for plutonium multi recycling in PWRs: the Corail concept | |
US5347550A (en) | Core of light-water reactor | |
US5754608A (en) | Control cluster for a nuclear reactor | |
JPS58187891A (ja) | 燃料集合体 | |
JPS60201284A (ja) | 燃料集合体 | |
JPH0415436B2 (zh) | ||
CN101632132A (zh) | 包括具有两种钆含量的棒的压水式核反应堆用组件 | |
RU2634476C1 (ru) | Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана 233u | |
JPH0545482A (ja) | 燃料集合体 | |
Awaluddin et al. | Temperature coefficient and conversion ratio analysis on proposed modified core model traveling wave reactor prototype | |
JP3121543B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用制御棒及び沸騰水型原子炉炉心 | |
JPS63293494A (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
McCulloch | Fuel enrichment reduction for heavy water moderated research reactors | |
JPS60146183A (ja) | 燃料集合体 | |
JPS6244683A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
JP2656279B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C02 | Deemed withdrawal of patent application after publication (patent law 2001) | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |