CN1182540C - 点火区-再生区反应堆 - Google Patents

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Abstract

点火区-再生区型核反应堆堆芯(10，100)用于燃烧钍燃料以及常规的反应堆燃料，包括防扩散浓缩铀和武器级或反应堆级钚。在第一实施例中，堆芯(10)是完全防扩散的，即，无论是反应堆燃料还是产生的废物都不能用于制造核武器。在本发明的第二实施例中，堆芯(100)用于燃烧大量的武器级钚以及钍，并提供一种方便的机制，用于破坏储存的武器级钚并使之转化为电能。两个实施例的堆芯都包含多个点火区-再生区单元(12，102)，它们具有位于中央的点火区(18，104)，它们被环形的再生区(20，106)包围。点火区包含铀或钚燃料棒(22，110)，而再生区包含钍燃料棒(26，118)。慢化剂/燃料体积比值以及点火区和再生区的相对尺寸是优化的，从而这两个实施例都不产生能用于制造核武器的废物。还结合第一实施例采用一种新的换装燃料方案，以最大限度地利用点火区燃料，并进一步确保烧过的燃料不能用于制造核武器。

Description

点火区-再生区反应堆
技术领域
本发明一般涉及使用钍作为燃料的轻水核反应堆的设计。该反应堆可以燃烧钍、防扩散浓缩铀、武器级钚或反应堆级钚。
背景技术
当今在全球核能仍然是一种重要的能源。许多当地出产矿物燃料不足的国家为了生产电力而大量依靠核能。对于许多其他国家来说，把核能当作一种有竞争性的电力生产者来用，这样使得这些国家的能量配置多样化。此外，核能还对控制矿物燃料的污染(例如，酸雨、地球变暖)和为后代保存矿物燃料等方面有很重要的贡献。就数量而论，核能大约提供了世界电力的11％。在1994年末，在37个国家中有424座核电站。在90年代末，在建的核电站将使此数目增至大约500座核电站。
虽然安全性无疑是设计和运行核反应堆时主要涉及的问题，但另一个主要问题是扩散可用于核武器的材料的威胁。在政府不稳定的国家中，这一点尤其重要，它们拥有核武器会对世界安全构成严重威胁。因此必须如此来设计和使用核能，它不会引起核武器的扩散，并且使用亦无风险。
不幸，所有当今的核能反应堆都产生大量的称之为反应堆级钚的物质。例如，一座典型的1,000MWe反应堆产生数量级为200～300公斤/年的反应堆级钚。不难将这种卸出的反应堆级钚再处理成武器级钚，而制造一件核武器仅仅需要大约7.5公斤的反应堆级钚。因此，从常规反应堆堆芯卸出的燃料是高度扩散的，需要采取保护措施确保卸出的燃料不被未经授权的个人获得。当美国和前苏联的国家拆除它们的核武器时产生的大量武器级钚储存也存在类似的安全问题。
常规核反应堆运行带来的其他问题涉及长期放射性废物的永久处置以及世界范围内天然铀矿石供给的迅速缩减。对于前者，政府所有的放射性废物堆放场所实际上不存在，而位于美国的Yucca Flats工程项目现已被国会推迟。至于后者，可以预见到今后50年内供应天然铀矿石带来的严重问题。
作为上述问题的结果，过去曾企图建造这样的核反应堆，它在数量较少的防扩散浓缩铀(浓缩铀具有20％或更少的U-235成份)的基础上运行，并且不产生明显数量的扩散物质，诸如钚。在本人先前的两份国际申请中揭示了这种反应堆的例子，这两份国际申请是1985年4月25日公布的PCT/US 84/01670(国际公布号为WO85/01826)和1993年8月19日公布的PCT/US 93/01037(国际公布号为WO93/06477)。′826和′477号申请都揭示了点火区-再生区反应堆，它们从加钍燃料的再生区导出相当部分的功率。再生区围绕环形的点火区，点火区包含防扩散浓缩铀的燃料棒。在点火区燃料棒内的铀释放中子，这些中子被再生区中的钍俘获，由此产生易裂变的U-233，它在原处燃烧，并产生为反应堆提供功率的热量。
按上述方式把钍作为核反应堆的燃料使用是有吸引力的，因为在世界上钍要比铀丰富得多。在′826和′477号申请中揭示的反应堆是以防扩散为特征的，意即起始装填的燃料和在每个燃料循环结束时卸出的燃料都不适于制造核武器。通过只使用防扩散浓缩铀作为点火区燃料，选择使钚的产出最小的慢化剂/燃料体积比值以及添加少量的防扩散浓缩铀至再生区(其U-238成份在再生区循环结束时与剩余的U-233均匀地混和，并使U-233“中毒”，从而使它不能用于制造核武器)来做到这一点。
不幸，申请人通过继续的研究发现，在上述国际申请中揭示的反应堆设计没有一个是真正防扩散的。特别，现已发现，由于环形的点火区结构，这些设计都导至在点火区得到比扩散钚的最小产出为高的产出。使用环形点火区以及一个内部的(中央)再生区部分和一个外部围绕的再生区部分，不能做到防扩散，这是因为薄的、环形的点火区具有相应的较小的“光学厚度”，它使得点火区谱由内、外再生区部分更硬的谱支配。这导致在点火区得到更大部分的超热中子和比扩散钚最小产出更多的扩散钚。
从运行参数的观点来看，这此先前的反应堆设计也都未进行优化。例如，在使点火区中钚的产出减至最小，允许从点火区燃料棒移出适当的热量，并确保在再生区钍至U-233的最佳转换方面，点火区和再生区中慢化剂/燃料的体积值特别关键。进一步的研究指出，在这些国际申请中揭示的慢化剂/燃料比值在点火区中太高而在再生区中太低。
在耗尽点火区燃料元件中的防扩散浓缩铀方面，先前的反应堆堆芯设计也不是特别有效的。结果，在每次点火区燃料循环结束时卸出的燃料棒包含如此之多的剩余铀，以至需要对它们再处理后重新用于另外一个反应堆堆芯。
在’477号申请中揭示的反应堆还需要一大套复杂的机械结构来控制反应堆，这使得它不适合于改装成常规的反应堆堆芯。与此类似，’826号申请中揭示的反应堆也不容易地改装成常规的堆芯，因为其设计参数与常规堆芯的设计参数不相容。
最后，先前的反应堆设计是特别设计来燃烧防扩散浓缩铀和钍的，但不适于消耗大量的钚。这样，这些设计不能对于储存的钚提供一种解决办法。
发明概述
考虑到上面所述，本发明的一个目的是提供改进的点火区-再生区反应堆，从经济的和防扩散的观点来看，它们能提供最佳的运行。
本发明的另一个目的是提供这样的点火区-再生区反应堆，可将它们容易地改装成常规的反应堆堆芯。
本发明的又一个目的是提供这样的点火区-再生区反应堆，它们能消耗大量的钚和钍，而不产生扩散的废物。
本发明还有一个目的是提供这样的点火区-再生区反应堆，它们产生的高放射性废物的数量大大减少，因此大大减少了对长期废物存储场所的需求。
本发明的上述和其它目的可以通过提供改进的点火区-再生区反应堆来达到，该反应堆使用钍燃料以及铀或钚燃料。本发明的第一较佳实施例包括一种对在’477号申请中揭示的防扩散反应堆的改进形式。通过使用特定的慢化剂对燃料的比值以及一套新的换料方案，本发明的此实施例达到的燃料燃耗效率是任何已知的反应堆所不可能达到的，并且只产生不能用于制造核武器的核废物。本发明的第二较佳实施例是特别加以设计的，以快速、有效的方式消耗大量的反应堆级卸出钚和武器级钚。由此产生的废物也不能用于制造核武器。
本发明的第一实施例称之为防扩散轻水钍反应堆，而对它如此命名是因为其燃料和废物都不能用于制造核武器。防扩散反应堆堆芯包括多个点火区-再生区单元(SBU)，每个单元包括一个位于中央的点火区和一个围绕它的环形再生区。SBU经特殊设计，使得可容易地对其改装，以取代常规反应堆堆芯的燃料组件。
SBU中的点火区域具有大于1的倍增系数，并包含浓缩铀的点火区燃料元件，其U-235对U-238的比值等于或小于20％U-235对80％U-238，这个比值是防扩散的最大比值。浓缩铀最好取棒和/或板的形式，由铀-锆合金或金属陶瓷燃料(氧化铀粒子嵌入锆合金基体)构成。
再生区具有小于1的倍增系数，并且包含再生区燃料元件，该元件主要包含Th-232和少量浓缩铀(仍然浓缩高至20％U-235)，以在运行起始阶段当钍本身尚不能提供功率时帮助点火区提供反应器功率。通过把浓缩铀添加至再生区，再生区在起动阶段能够产生与以后产生的功率大约相同大小的功率，以后的功率是当大量由点火区燃料元件释放的中子被再生区中的钍燃料元件吸收时产生的。这一吸收产生了易裂变的U-233，它在原处燃烧，并且当反应堆起动和运行时，从再生区提供功率。
在再生区中的20％浓缩的氧化铀也用于在其寿命结束时毒化剩在再生区中的残留的U-233，其做法是均匀混合U-233和不裂变的铀同位素(包括U-232、U-234、U-236和U-238)。这一毒化很重要，因为几乎无法把剩余的U-233和不裂变的同位素分开，从而使残留的U-233不适于制造核武器。
在每个SBU的点火区和再生区使用轻水慢化剂，以控制反应率。与在常规铀堆芯中的不同，当功率运行时，硼不溶解在水慢化剂中，因为这将不可接受地降低再生区的倍增系数，于是导致大大降低再生区功率份额。
在每个区域中，水慢化剂对燃料的体积比值很关键。在点火中，为确保反应堆将不产出足够数量的被认为扩散的钚废物，慢化剂/燃料比值要尽可能高，以减缓点火区中的中子，并降低这些中子被点火区中的铀-238吸收从而产生钚的可能。不幸，为在点火区增加慢化剂体积，自然意味着必须相应地减少燃料体积，而这将增大功率密度，如果增加太多，这将产生太多的热量。为在点火区确定最佳的慢化剂/燃料比值，因此必须考虑这两个因素。对于点火区燃料使用铀/锆合金允许较大的慢化剂/燃料比值，因为与氧化物燃料相比，铀/锆合金具有较高的导热率。使用这些类型的燃料元件，在点火区的慢化剂/燃料比值应在2.5与5.0之间，而以在3.0和3.5之间较佳。在点火区使用高的慢化剂/燃料比值的另一好处是导致大大减少强放射性废物(尤其是超铀锕系元素)的产生。这一好处连同再生区燃料棒要在堆芯中搁置大约10年这一事实导致长期废物存放空间需求的减少。
在再生区中，慢化剂/燃料体积比值应该比在点火区中的该比值低许多，因为希望在再生区中的钍燃料吸收尽可能多的中子。为把钍转变成易裂变的U-233，这样做是必须的，U-233就地燃烧并提供相当大的一部分反应堆功率。研究发现，在再生区中，慢化剂/燃料体积比值之优化值应在大约1.5-2.0的范围内，而以大约1.7为较佳。如果此比值大于2.0，则水将吸收太多的热中子，而如果此比值低于1.5，则在再生区中将产生太多的镤，这也将干扰U-233的生成。
第一较佳实施例使用一次燃料循环，这不需要为以后的使用而再处理烧过的燃料组件。此外，采用一套新的换料方案，并使得在点火区和再生区中的燃料消耗得最多，并进一步减少在烧过的燃料元件中剩下的任何燃料能被再处理和用于制造核武器的可能。在这种换料方案中，以错开的方式更换点火区燃料元件，其中，在每次燃料循环结束时，更换全部点火区燃料元件的一部分(最好是1/3)，而每个点火区燃料元件在堆芯中搁置多于1次(最好是3次)燃料循环。每次燃料循环的长度大约是13个月。由于再生区燃料元件主要由钍构成，因此它们能在堆芯中搁置多达9次燃料循环，即大约10年。然而，在每次燃料循环结束时，要倒换堆芯中的SBU，以改进整个堆芯的功率分布。
这套换料方案使得浓缩铀点火区燃料棒中的U-235含量消耗至起初U-235含量的20％以下。此外，点火区燃料元件在堆芯中长的搁置时间使Pu-238的产出增大至这样的程度，使得它毒化数量较少的由点火区燃料元件产生的Pu-239。结果，烧过的点火燃料元件事实上对于制造核武器毫无用处。
本发明的第二较佳实施例如第一较佳实施例那样采用相同的基本的点火区-再生区堆芯结构，其多个SBU能改装成常规的反应堆堆芯。然而，本发明的此实施例是特别为消耗数量很大的钚(武器级的或反应堆卸下级的)以及在再生区中的钍而设计的。于是，在再生区燃料棒中把氧化钍与钚混合，而点火区燃料棒主要由钚-锆合金构成。与第一实施例(其目标是由再生区中的钍产生的功率达到最大)不同，第二实施例的目标是使钚的消耗最大，而不象在常规反应堆中那样产生大量新的钚。
钚焚烧炉实施例也采用较大的水慢化剂/燃料体积比值，最好在大约2.5和3.5之间。然而，采用较大比值的理由却不同于第一实施例。特别，较大的水对燃料体积比值在点火区提供非常热的谱。这简化了堆芯控制，因为所有的控制都集中在点火区，因而可不用硼化学控制或增加使用控制棒进行控制。
在再生区，在钚焚烧炉实施例中唯一值得注意的差别在于，把在再生区燃料棒中的氧化钍与少量的氧化钚混合，以在起始反应堆运行时相助。此外，极其重要的是，大约把2-5％(体积)的铀尾矿(天然铀，其U-235含量低至大约0.2％)加至再生区燃料棒中。这些尾矿用于毒化当反应堆运行时在再生区中形成的U-233(使之在制造核武器时无用)。再生区中的慢化剂/燃料比值最好在大约1.5和2.0之间，以满足中子的和热力水力的约束条件。
本发明一个方面提供一种具有包括多个点火区-再生区单元的堆芯的核反应堆，每个所述点火区-再生区单元包括：a)中央点火区，所述点火区包括由裂变物质构成的点火区燃料元件，所述裂变物质包括U-235和U-238；b)环形再生区，它围绕所述点火区，并包含再生区燃料元件，所述燃料元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；c)在所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及d)在所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
本发明再一个方面提供一种轻水核反应堆堆芯，包括多个点火区-再生区单元，每个所述点火区-再生区单元具有一种横截面形状，该形状选自包括六角形和方形的组，每个所述点火区-再生区单元包括：a)中央点火区，所述中央点火区包含由含有U-235和U-238的裂变物质所构成的点火区燃料元件，第一组所述点火区-再生区单元，所述单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至第一浓度的铀，以及第二组所述点火区-再生区单元，所述单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至较高的第二浓度的铀，其中，在所述第一组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置一次点火区燃料循环，而在所述第二组点火区-再生区单元中所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置至少两次点火区燃料循环；b)环形再生区，它围绕所述点火区并包含再生区燃料元件，所述元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；c)在所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及d)在所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5至2.0的范围内。
本发明再一个方面提供一种轻水核反应堆堆芯，包括多个点火区-再生区单元，每个所述点火区-再生区单元具有一种横截面形状，该横截面形状选自包括六角形和方形的组，每个所述点火区-再生区单元包括：a)中央点火区，所述点火区在每个所述点火区-再生区单元的总体积中占25％至40％，所述点火区包含点火区燃料元件，所述元件由包括U-235和U-238的裂变物质构成；b)环形再生区，它围绕所述点火区并且包含再生区燃料元件，所述元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；c)在所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及d)在所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5至2.0的范围内。
本发明再一个方面提供一种轻水核反应堆堆芯，包括多个点火区-再生区单元，每个所述点火区-再生区单元具有一种横截面形状，该横截面形状选自包括六角形和方形的组，每个所述点火区-再生区单元包括：a)中央点火区，所述点火区在每个所述点火区-再生区单元的总体积中占25％至40％，所述点火区包含点火区燃料元件，所述元件由包括U-235和U-238的裂变物质构成，两种成份的比值为20％或以下的U-235对80％或以上的U-238，第一组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至第一浓度的铀，而第二组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至较高的第二浓度的铀，其中，在所述第一组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置一次点火区燃料循环，而在所述第二组点火区-再生区单元的所述点火区燃料元件设计得在在堆芯中搁置至少两次点火区燃料循环；b)环形再生区，它围绕所述点火区并且包含再生区燃料元件，所述元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；c)在所述点火区中的轻水慢化剂，慢化剂对燃料的体积的值在2.5至5.0的范围内；以及d)在所述再生区中的轻水慢化剂，慢化剂对燃料的比值在1.5至2.0的范围内。
本发明再一个方面提供一种用于轻水核反应堆的点火区-再生区单元燃料组件，所述组件的截面形状选自由六角形和正方形组成的组，并包括：a)占所述点火区-再生区单元总体积25％至40％的中央点火区，所述点火区含有由浓缩铀形成的点火燃料元素，所述浓缩铀包含U-235和U-238；b)环形再生区，它环绕所述中央点火区并含有再生燃料元素，所述再生区燃料元素包含为钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；c)所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及d)所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
本发明再一个方面提供一种用于轻水核反应堆的点火区-再生区单元燃料组件，所述组件的截面形状选自由六角形和正方形组成的组，并包括：a)中央点火区，含有由浓缩铀形成的点火燃料元素，所述浓缩铀包含比率为20％或以下的U-235和80％或以上的U-238；b)环形再生区，环绕所述中央点火区并含有再生燃料元素，所述再生区燃料元素包含为钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，浓缩铀中有20％或以下的U-235；c)所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及d)所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
本发明再一个方面提供一种用于核反应堆的点火区-再生区单元燃料组件，包括：a)中央点火区，所述点火区含有由浓缩铀形成的点火燃料元素，所述浓缩铀包含U-235和U-238，所述点火燃料元素是这样配置的，在与所述点火区中慢化剂作用期间，在所述点火区中慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及b)环形再生区，环绕所述中央点火区并含有再生燃料元素，所述再生区燃料元素包含为钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，所述再生燃料元素是这样配置的，在与所述再生区中的慢化剂作用期间，在所述再生区中慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
附图概述
从下面结合附图对本发明多个较佳实施例的详细描述，将可看出本发明的特征和优点，在这些附图中：
图1是按照本发明的第一较佳实施例构造的核反应堆堆芯的横截面示意图，这种反应堆称为防扩散轻水钍反应堆；
图2是在第一较佳实施例中使用的点火区-再生区燃料组件单元(SBU)的详细的横截面图；
图3是一个SBU的部分横截面图，该SBU经改进而包括用于反应堆控制的可燃烧毒物棒；
图4是对于图3所示的改进的SBU的多种变更，其曲线表示反应性大小与第一点火区燃料循环的满功率天数的函数关系；
图5.1-5.9是燃料装料图，它们相应于运行图1所示的反应堆堆芯时采用的九次不同的点火区燃料循环中的每次循环；
图6是按照本发明的第二较佳实施例构造的反应堆堆芯横截面示意图，该实施例称作钚焚烧炉；
图7是在第二较佳实施例中使用的SBU的详细的横截面图；以及
图8是表示第二较佳实施例的重新装填构造和累积燃耗。
本发明的最佳实现方式
A.防扩散轻水钍核反应堆
现在转向本发明第一较佳实施例的详细考虑，它称之为防扩散轻水钍核反应堆。图1示出了核反应堆堆芯10，它包括多个燃料组件12(称为点火区-再生区单元(SBU))，把这些组件布置在大体上呈六角形的结构中，而这些组件本身的横载面亦为六角形。堆芯10与称之为VVER-1000的常规俄国轻水反应堆具有相同的几何结构和尺寸，因此很容易把它改装成VVER-1000，它由163个SBU燃料组件12构成。堆芯10和VVER-1000反应堆堆芯的区别在于SBU12的组成，这将在下面详细讨论。应该明白，可以按需要改变堆芯10和SBU12的形状和布置，以便改装成任何型式的常规轻水压水反应堆(PWR)。例如，在美国和其他国家中，常规的PWR使用的燃料组件具有方形横截面，因此，如果要把SBU12设计成改装为这种PWR，则它们也要具有方形横截面。
围绕堆芯10的是反射层14，它最好由多个反射体组件16构成，如图1和5.1-5.9所示。每个反射体组件16最好包含水和堆芯筒体/压力容器金属的混合。换一种做法，每个反射体组件16也可主要由氧化钍构成。
图2表示每个SBU燃料组件12的构成。每个SBU12包括位于中间的点火区18和环形的再生区20(它围绕点火区18)。点火区18包括多根点火燃料棒22，它们最好由铀-锆合金构成，该合金包含U-235/U-238，起始浓缩高至20％的U-235，这是防扩散(即，不可能用于制造核武器)的最大的浓缩值。虽然不需将起始的U-235浓缩度提高到20％，但最好使用这种浓缩度以在反应堆运行期间将钚的生产降至最低。另一种做法，燃料棒22可由金属陶瓷燃料制成，将氧化铀粒子嵌入锆合金基体。在点火区燃料棒22中使用锆合金(zircalloy)较使用氧化物型燃料为佳，因为锆合金燃料具有高得多的导热率。如在下面要详细讨论的，这一点很重要，因为它减小了在SBU12中为热量移出所需的空间大小，由此增大了水慢化剂可用的空间大小。点火区18还包含多根水管24，用于容纳水慢化剂(或者常规的可燃烧毒物棒和/或控制棒，这在下面要详细讨论)，以控制点火区18中的反应性。
再生区20包含多根再生区燃料棒26，它们最好由混合的钍-铀氧化物构成。在钍-铀混合物中，起始的氧化铀的体积容量最好在大约2～10％的范围内，并在钍有机会吸收来自点火区的中子之前用于帮助对再生区20加燃料以起动再生区，并产生再生区自己的易裂变燃料U-233。如在点火区燃料棒22中那样，含于再生区燃料棒24中的氧化铀最好是U-235/U-238，起始浓缩高至防扩散比值的最大值20∶80。
点火区-再生区堆芯10按下述简化的公式运行，以在点火区18和再生区20之间分摊功率：
Pb/Ps＝ε(Kb/(1-Kb))((Ks-1)/Ks
在上述方程中，Ks和Kb分别是点火区和再生区的倍增系数。Ps和Pb分别是在点火区和再生区中产生的功率。而ε是快中子裂变效应，其值略大于1。点火区倍增系数Ks大于1，而再生区倍增系数Kb小于1。这样，再生区是次临界的，而点火区之作用如同再生区的中子源。
为了使由钍产生的能量值达到最大，必须使在再生区20中产生的堆芯功率部分尽可能大。通过使Ks尽可能高做到这一点，并且已经确定，Ks能高至1.70，而Kb在大约0.85和1之间选择。
在点火区18由U-238吸收的中子数必须减至最小。在U-238中吸收的大多数中子处于称为谐振能量区之中，该区域由极高吸收的小间距的能量间隔来标记。另一方面，在U-235中的大多数裂变发生在热区域的较低能量处，热区域中平均中子能量与轻水慢化剂的周围温度接近平衡。通过使点火区18的水含量尽可能高，则减少谐振区域的中子数，于是，U-238俘获不多的中子。
U-238俘获能力的减小产生两个有利的效果。第一，增大了点火区的倍增系数Ks，由此增加在再生区产生的堆芯功率的份额，如上所述，第二，钚的产出减至最小，因为正是U-238的中子俘获形成钚。
在点火区18中能够放置的水的量受到需要有足够的空间来容纳燃料棒22以允许从燃料棒移出适当的热量的限制。因此，燃料棒的体积和表面积不得降低到堆芯中的功率密度升高到超出由反应堆冷却系统所确定的运行极限的程度。通过用铀/锆合金(它比氧化物燃料有高得多的导热率)来制造点火区燃料元件22，点火区18中的水慢化剂/燃料体积比值可以做到高至4或5比1，而在常规铀堆芯中，该比值为低于2比1。因此，在点火区中的水慢化剂/燃料比值应在大约2.5与5.0之间选择，而最好在3.0与3.5之间选择。
在点火区18中高的慢化剂/燃料体积比值的另一个好处是大大减少了在点火区18中产生的强放射性废物的数量。特别是，由于点火区谱水占了很大的份额，因此其谱很热，而很少产生超铀或少量(minor)锕系元素。正是这些锕系元素(其半衰期为数百万年)需在地下堆放场储存极长时间。因此，10年的再生区寿命连同从防扩散堆芯10产生的很少的锕系元素，将产生较少的放射性废物和较小的长时间热量生成。这导致对地下堆放场所需求的显著降低。此外，由于在正常运行中没有硼酸溶入水慢化剂，因此弱放射性废物也有所减少，因此在堆芯中不产生氚。应该注意，在水慢化剂中不使用硼酸的原因是，它将不可接受地降低再生区20中的倍增系数。
然而，再生区20中的慢化剂/燃料比值也是一个很重要的参数，它受不同的约束条件制约。特别，在再生区20中的情况较为复杂，因为过多的水通过吸收过多的来自点火区燃料元件的中子从而把它们从钍取走而减小了Kb。另一方面，再生区中过少的水将增加镤的损失。当钍吸收一个中子时，它形成了镤，在经过了27.4天的半衰期后，它衰变为易裂变的U-233。在此期间，镤容易吸收一个中子从而形成不裂变的U-234。这是中子和预期的U-233核的双重损失。研究指出，为减少这一损失，再生区20中的水/燃料比值的优化值应在大约1.5和2.0之间选择，并以大约1.7为较佳。
点火区18最好包括SBU12总体积的大约25％至40％。也是根据竞争因素的考虑确定这个值的范围的。首先，设计的堆芯10燃烧尽可能多的钍，于是再生区20必须做得尽可能大。另一方面，点火区18不能做得如此之小，以至其中的功率密度升得太高，其理由已在前面给出。已经确定出25％-40％的范围，以提供考虑中的这些竞争因素的最佳平衡。
SBU12的另一个重要的设计方面是中央点火区/环形再生区的结构。在申请人先前公布的国际申请(公布号WO 85/01826)中，揭示了一种点火区-再生区堆芯，它使用一个环形的点火区以及一个内部的中央再生区部分和一个外部的围绕的再生区部分。这样一种结构不能做到防扩散，因为薄的环形点火区具有相应较小的“光学厚度”，它使得点火区谱由内部和外部再生区部分更硬的谱支配。这导致更高的热中子能量，并在点火区产出更多的PU-239。SBU12的中央点火区结构克服了这一缺点，其做法是使点火区18足够厚，以避免与热中子的过多交互作用，这些热中子是从再生区20进入点火区18的。
对于堆芯10和每个SBU12的参考堆芯和燃料组件参数分别在下面表1和2中给出。选择这些参数以提供SBU燃料组件与现有的(典型的)VVER-1000电站完全的相容性。
                                    表1
                                 堆芯参数
参数
总功率(MWth)                     3000
平均功率密度(w/cm3)             107
平均慢化剂温度℃                 306
堆芯中的SBU数目                  163
控制棒束(CRC)的数目              61
每个CRC的控制棒的数目            12
再生区燃料                       U+Th(O2)
点火区燃料                       U/Zr合金
点火区重新装填时间表             54个点火区/循环(≈1年)
再生区重新装填时间表             163个再生区/9个循环(≈10年)
                         表2
                       SBU参数
参数                  点火区              再生区
燃料芯块外半径，cm         0.310                0.380
气隙外半径，cm             -                    0.3865
包壳外半径，cm             0.370                0.4585
栅元半径，cm               0.6652               0.5731
栅距，cm                   1.267                1.282
慢化剂/燃料体积比值        3.18                 1.68
燃料棒的数目               156                  162
水管的数目                 12                   0
其他管的数目               1                    0
点火区总重量，tH.M.        6.71                 -
再生区总重量，tH.M.        -                    35.82
U(在再生区中)t             -                    3.11
在每次点火区循环期间，为提供额外的反应性控制，可以对SBU12作修改，如图3所示，以包括多根可燃烧毒物棒28和30，在点火区18中，把它们放在隔开的位置处。在图3所示的例子中，第一组可燃烧毒物棒28包括标准的Westinghouse可燃烧毒物棒(称为WABA)，它们目前用于常规的PWR燃料系统中。这些棒由一种复合材料构成，其中包括硼-10、硼-11、碳、铝和氧。第二组可燃烧毒物棒30包括铀/锆合金点火区燃料棒，已对它们加以变更以包含少量的天然钆。如有需要，可以使用任何数目和组合的可燃烧毒物棒28和30。在图3所示的例子中，每个SBU12包含12根WABA 28和6根钆/燃料棒30。
两种可燃烧毒物棒各有优点。WABA提供更均匀的反应性控制，直至每次反应性堆燃料循环的结束，而钆/燃料棒30对于开头1/3个反应堆循环寿命提供大的负反应性输入。图4示出了在每个SBU12中反应性水平K与满功率天数的函数关系，共有4种点火区控制变化：无毒物、钆毒物、硼毒物以及钆和硼组合毒物。如图所示，两种毒物控制的组合导致最平坦的反应性曲线。
也可用常规的控制棒来抵消反应堆堆芯中过多的反应性。此外，对于反应堆的紧急停堆和抵消由于氙振荡和慢化剂温度瞬变而产生的功率瞬变，可使用控制棒。把控制棒装成控制棒束(CRC)，每个CRC有12根控制棒。如表1所指出的，不必每个SBU 12包括1个CRC，并且计算指出，在堆芯中，对于163个SBU，每61个SBU放置1个CRC就够了。
在防扩散轻水钍核反应堆堆芯10的运行中，采用一次燃料循环，其中，在点火区和再生区18和20中的所有的燃料棒在反应堆堆芯中只使用一次。然而，采用独特的燃料管理时间表，其中，点火区和再生区燃料组件遵循分开的燃料管理路径。特别，每根点火区燃料棒22在反应堆堆芯中搁置一次以上的点火区燃料循环(每次循环大约13个月)，最好是3次循环，然而，在每次点火区燃料循环结束时置换一部分(最好是1/3)点火区。SBU12在堆芯10中的位置最好在每次点火区燃料循环结束时也加以倒换，以改进整个堆芯的功率分布。与此成对照，每根再生区燃料棒24要在再生区20的整个寿命期间搁置在每个SBU12中，它最好是9次燃料循环，或大约10年。
这种燃料管理方案连同点火区-再生区结构和相关的堆芯参数允许点火区燃料元件22中大约80～90％的铀在从堆芯10移出前已被消耗掉。结果，烧过的点火区燃料棒22没有经济价值和核价值，因为原先的U-235装料只剩极少。
此外，点火区燃料棒的这种延伸的燃耗造成Pu-238的积累，它高到足以使在点火区18中产生的少量(大约每年30公斤)的Pu-239完全中毒。具体些说，由反应堆堆芯10生产的全部钚的大约8-9％是Pu-238。由于Pu-238是热量发生器(它产生的热量大约是武器级钚Pu-239产生的热量的300倍)，因此如此之高的Pu-238百分比避免了由反应堆堆芯产生的钚用于军事目的。特别，许多研究确定，即使将武器冷却至0°F，即Pu-238的含量等于或超过4.9％(以重量计)时，反应堆级钚仍不能用于军事目的。在这样的浓度下，由Pu-238产生的热量造成强烈爆炸而熔化并且最终还熔化钚堆芯，或至少从其正常的α(alpha)相变至δ(delta)相。相变使其密度减小并显著增加其临界质量。由于防扩散堆芯10产生的Pu-238的浓度大大超过4.9％，因此这有效地使卸出的钚基本上是防扩散的。
多批燃料管理方案在图5.1~5.9中详细示出，这些图示出了堆芯10中约占1/5的SBU 12的饼状横截面。图5.1~5.9的每张图示出对于9次点火区燃料循环(对应于1次再生区燃料循环)的每次循环的燃料装填图。燃料装填图反映出所采用的基本方法，即，3批燃料管理方案。这意味着，在所有循环时(过渡循环1和2除外)，有三个点火区批次：新鲜、燃烧过一次和燃烧过二次。这些在重新装填图中分别用F，O和T来表示。另一个影响重新装填方式的主要因素是可燃烧毒物的大量使用，它们能抑制局部功率峰。还应注意，新鲜燃料的大部分不装填在堆芯的周边，而主要分布在堆芯的中央部分的位置6、8、10和12处，以及接近周边的位置20、21、23、26和32处。图5.1~5.9示出的额外信息给出在堆芯中U-Gd和WABA毒物棒的分布。精心作出的可燃烧毒物的分布反映出重新装填方式的复杂性和本设计中使用的低泄漏结构。具有CRC的SBU还用C来指明。
在堆芯寿命开始时，即在循环1，装填所有新鲜的点火区燃料组件。为了获得较好的径向功率分布，使用三种不同的铀浓缩度和重量百分数。如图5.1所示，SBU12的第一个1/3包含这样的点火区燃料棒，其铀占9.5％(体积)，U-235浓缩至12％(重量)；SBU12的第二个1/3包含这样的点火区燃料棒，其铀占14.5％(体积)，U-235浓缩至17％(重量)；而SBU12余下的1/3包含这样的点火区燃料棒，其铀占17％(体积)，而U-235浓缩至20％(重量)。对于其后的循环3-9的每次循环，采用U-235浓缩至20％(重量)的靶新鲜燃料。这样，循环1和2是过渡循环，而循环3-9是准平衡循环。新鲜燃料浓缩度恒为U-235为20％(重量)，但在U/Zr合金中的铀的重量百分数是改变的，以确保300个满功率运行日(这相应于1次点火区燃料循环)。由于在整个燃料循环期间，反应堆通常不是以满功率运行的，因此估计点火区燃料循环的实际长度约为13个月。
B.钚焚烧炉
本发明的第二较佳实施例是另一种点火区-再生区反应堆堆芯设计，称为钚焚烧炉。正如其名称所隐含的意思，本发明的此实施例的目标是尽可能多地消耗武器级或反应堆级钚。这与本发明的第一较佳实施例的目标(从再生区的钍燃料中导出尽可能多的能量)形成对照。如下面要详细讨论的，钚焚烧炉完全不同的目标决定了要采用完全不同的堆芯参数。
钚焚烧炉实施例的较佳形式如图6所示，它包括一个仍由多个SBU102构成的反应堆堆芯100。堆芯100具有大体呈圆形的横截面，它有89个SBU102，每个SBU具有方形的横截面。应该再次注意，反应堆堆芯的大小和形状是任意的，并可按需要改变以得到所需的功率输出，和/或适合于改装成任何类型的常规堆芯。
每个SBU102包括一个中央点火区104和环形再生区106。在此实施例中，由点火区104所占据的SBU体积的总百分数要选得尽可能大，最好在大约45％和55％之间，从而使尽可能多的钚在点火区中燃烧。用任何合适材料(诸如氧化钍)做的反射体108围绕堆芯100。
SBU102的一种较佳形式示于图7。如图所示，点火区104包括第一种多根点火区燃料棒110，该棒由钚(武器级或反应堆级)和锆合金构成，或者，换一种做法，用金属陶瓷燃料构成。把多个水孔112均匀地间隔放置在整个点火区104中，以容纳控制棒细棒。在整个点火区104内还均匀地放置第一类和第二类可燃烧毒物棒114和116。可燃烧毒物棒114最好由点火区燃料和钆的混合物构成。它们可有两种类型，第一种类型具有的钆浓度为0.36g/cc，而第二种类型具有的钆浓度为0.72g/cc。可燃烧毒物棒116最好包括常规的WABA毒物棒。如有需要，可以使用两种类型的可燃烧毒物棒114和116的任何组合。
再生区106包含多根再生区燃料棒118，它们主要由氧化钍构成。在再生区燃料棒118中，最好把少量的(大约小于1％(体积))氧化钚与氧化钍混合，以在起始反应堆运行期间保持再生区的倍增系数。此外，极为重要的是，把大约2～5％(体积)的铀尾矿(天然铀，去除其大部分U-235同位素)添加至钍，以使U-233中毒，这些U-233是当反应堆运行时由不裂变的同位素(诸如U-232、U-234、U-236和U-238)在钍中形成的。这是必需的，因为，与实施例1(在该实施例中，把少量的浓缩铀添加至再生区燃料棒，该棒本身可产生这些不裂变的同位素)不同，在钚焚烧炉实施例中把钚添加至再生区燃料棒不能产生这些不裂变的同位素。
把点火区的慢化剂/燃料体积比值选取得比常规反应堆堆芯中的高得多，然而，这样做的原因与本发明的防扩散实施例中的不同。特别，把慢化剂/燃料比值选在大约2.5和3.5之间，最好在2.5和3.0之间。这一效应在点火区产生一热中子阱，并进一步增大其中的控制毒物反应性价值，由此使得反应堆更容易控制。如在防扩散堆芯实施例中那样，在大约1.5和2.0之间选择再生区中的慢化剂/燃料比值。
对于本发明的钚焚烧炉实施例，主堆芯和SBU参数的举例值在下面的表3和表4中给出：
                                表3
                                        主堆芯参数
参数                                   值
功率大小，MWth                          3250
堆芯中的SBU的数目                       89
堆芯的等效直径，cm                      380
堆芯的有效高度，cm                      365
平均功率密度，w/cz                      78.5
表4
附加的堆芯参数
参数                      点火区               再生区
每个SBU的燃料棒数目        264                   384
每个SBU的水孔数目          25                    0
跨过平面的距离，cm         35.5                  35.7
SBU体积的％                51                    49
燃料细棒直径，mm           8.7                   8.7
燃料棒直径，mm             9.7                   9.7
栅距，mm                   15.0                  12.75
慢化剂/燃料体积比值        2.54                  1.49
燃料类型                   金属氧化物复合物
燃料材料                   2.4％(体积)Pu         0.55％(体积)Pu O2
                           97.6％(体积)锆合金    94.45~97.45％(体积)ThO2
                                                 2.0~5.0％(体积)U尾矿
堆芯重金属装填，kg         2300Pu                60,700Th
                                                 392Pu
                                                 100U尾矿
在钚焚烧炉堆芯100的运行中，点火区燃料棒110和再生区燃料棒118在堆芯中搁置2年，并同时卸出。这种燃料重新装填方案从钚投料量减少率的观点来看是最佳的，但从利用钍的观点来看可能是次最佳的。然而，由于钚焚烧炉堆芯100的目标是使钚的消耗达到最大值，这关系不大。
燃料管理方案最好采取一种两批堆芯和一种标准的进-出方式。在图8的堆芯图中示出了这种重新装填结构，和对于烧过一次和二次的燃料组件的累积的燃耗。对于烧过一次组件的累积燃耗是大约15GWD/T，而卸出燃料平均大约31GW/T。图8的堆芯图中示出三种不同类型的燃料组件。A型组件使用20根钆基的可燃烧毒物棒114，每根棒具有的钆浓度为0.36g/cc，B型燃料组件也包含20根钆基的可燃烧毒物棒114，然而，这些棒的钆浓度为0.72g/cc，C型燃料组件包含20根钆基可燃烧毒物棒114(其钆浓度为0.72g/cc)以及20根WABA可燃烧毒物棒116。
在钚焚烧炉堆芯100中的Pu-239的年装料量约为1350公斤。每年，从反应堆卸出500公斤钚，由此得出总的钚的净耗损率为850公斤，虽然只有大约200公斤的Pu-239剩下，因为留下的钚的其余部分是其他的钚同位素的形式Pu-240、241和242。使用点火区-再生区概念的基于标准尺寸的LWR燃料组件的平衡循环将给出等价的结果。
使用钍燃料循环在点火区-再生区反应堆中焚烧Pu-239的好处来自钍的中子性质，即其大的热吸收截面。这导致高的起始Pu投料量，因此，导致每单位能量Pu的高消耗量。用Pu易裂变材料驱动钍再生区导致高的Pu功率份额，从而导致充分的Pu焚烧。
使用常规的均匀轻水反应堆(LWR)堆芯设计会出现可控制性问题。Pu基燃料循环的过度反应性与类似的铀基循环等值，而标准控制机构的反应性价值显著低下、Pu基燃料之特征为极大的热吸收横截面，它与用于热中子的控制毒物材料相竞争。常规均匀组件设计的结果指出，与常规的LWR值相比，控制棒、可溶性硼和可燃烧毒物的有效性大约减小了一半。对这个问题的显然的解决办法是提高不同控制机构的反应性控制价值，诸如使用更有效的吸收剂和/或增加堆芯的慢化剂/燃料体积比值。不幸，这些解决办法对反应堆的安全性和经济性能参数有负面影响。
钍基点火区-再生区设计对于这个问题有一独特的解决办法，它不带来经济的或运行的损失。由于只把控制棒和/或可燃烧毒物棒放在每个SBU102的点火区104中，因此这些棒的控制有效性显著提高，因为点火区部分的功率密度要比堆芯平均值高得多。于是，点火区中的中子价值函数很高，从而提高了控制棒和毒物棒的反应性价值。此外，点火区中大的慢化剂/燃料体积比值改进了SBU中的功率分布，因而在点火区中产生热中子阱，由此进一步提高了控制毒物反应性价值。
C.总结
总起来说，本发明提供了两种新型的钍基点火区-再生区反应堆堆芯结构，它们的特别有用之处在于它们对于核扩散和武器级核燃料的损耗问题提供了经济的、可行的解决办法，与此同时，提供了一种经济可靠的电力源。本发明的防扩散实施例供那些欠发达国家使用很是理想，因为它消除了把反应堆燃料或废物用于制造核武器的任何担心，这是由于这些东西都不能用于这个目的。钚焚烧炉实施例对于下述使用情况特别有吸引力，即提供一种能够方便地破坏存储着的武器和反应堆级钚的极好方法。在这两种实施例中，点火区-再生区堆芯结构必须提供所需的结果。没有它，防扩散实施例就不奏效，即，它会产生扩散的废物。在钚焚烧炉中，需要点火区-再生区结构确保特定的反应堆控制，并避免产生新的一定数量的Pu-239。
虽然本发明已用许多较佳实施例加以揭示，但应明白，可以对其作许多其他的改变和变更而不偏离如下述权利要求书中所规定的本发明的范围。

Claims (54)

1.一种具有包括多个点火区-再生区单元的堆芯的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元包括：
a)中央点火区，所述点火区包括由裂变物质构成的点火区燃料元件，所述裂变物质包括U-235和U-238：
b)环形再生区，它围绕所述点火区，并包含再生区燃料元件，所述燃料元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；
c)在所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及
d)在所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
2.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区燃料元件包括铀-锆合金。
3.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，在每个所述点火区-再生区单元的总体积中，所述点火区占了25％至40％。
4.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，第一组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至第一浓度的铀，并且第二组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至更高的第二浓度的铀，其中，第一组所述点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在堆芯中搁置一次点火燃料循环，而所述第二组所述点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在堆芯中搁置至少两次点火区燃料循环。
5.如权利要求4所述的核反应堆，其特征在于，第三组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件的铀浓缩至再高一些的第三浓度，其中，所述第三组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置至少三次点火区燃料循环。
6.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，在所述点火区和再生区中的所述慢化剂是轻水。
7.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，在所述点火区中的慢化剂对燃料的体积比值在3.0至3.5的范围内。
8.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述中央点火区还包含多根可燃烧毒物棒。
9.如权利要求8所述的核反应堆，其特征在于，所述多根可燃烧毒物棒包括WABA毒物棒和含钆毒物棒。
10.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，所述点火区燃料元件由包括U-235和U-238的裂变物质构成，两种成份的比值为20％或以下的U-235对80％或以上的U-238，并且所述再生区燃料元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，其中具有20％或以下的U-235。
11.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区燃料元件包括铀-锆合金。
12.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，在每个所述点火区-再生区单元的总体积中，所述点火区占25％至40％。
13.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，第一组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至第一浓度的铀，而第二组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至较高的第二浓度的铀，其中，在所述第一组的所述点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在堆芯中搁置一次点火区燃料循环，而在所述第二组的所述点火区-再生区单元的所述点火区燃料元件设计得在堆芯中搁置至少两次点火区燃料循环。
14.如权利要求13所述的核反应堆，其特征在于，第三组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件浓缩至更高的第三铀浓度，其中，在所述第三组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置至少三次点火区燃料循环。
15.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，在所述点火区和再生区中的所述慢化剂是轻水。
16.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，在所述点火区中，慢化剂对燃料的体积比值在3.0至3.5的范围内。
17.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，所述中央点火区还包含多根可燃烧的毒物棒。
18.如权利要求17所述的核反应堆，其特征在于，所述多根可燃烧的毒物棒包括WABA毒物棒和含钆毒物棒。
19.如权利要求10所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元具有一横截面形状和尺寸，能将所述点火区-再生区单元改装成常规的压水反应堆。
20.如权利要求19所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元具有六角形的横截面形状。
21.如权利要求19所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元具有方形的横截面形状。
22.如权利要求1所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元具有一横截面形状和尺寸，能将所述点火区-再生区单元改装成常规的压水反应堆。
23.如权利要求22所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元具有六角形的横截面形状。
24.如权利要求22所述的核反应堆，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元具有方形的横截面形状。
25.一种轻水核反应堆堆芯，包括多个点火区-再生区单元，每个所述点火区-再生区单元具有一种横截面形状，该形状选自包括六角形和方形的组，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元包括：
a)中央点火区，所述中央点火区包含由含有U-235和U-238的裂变物质所构成的点火区燃料元件，第一组所述点火区-再生区单元，所述单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至第一浓度的铀，以及第二组所述点火区-再生区单元，所述单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至较高的第二浓度的铀，其中，在所述第一组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置一次点火区燃料循环，而在所述第二组点火区-再生区单元中所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置至少两次点火区燃料循环；
b)环形再生区，它围绕所述点火区并包含再生区燃料元件，所述元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；
c)在所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及
d)在所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5至2.0的范围内。
26.如权利要求25所述的轻水核反应堆堆芯，其特征在于，在每个所述点火区-再生区单元的总体积中，所述点火区占25％至40％。
27.如权利要求25所述的轻水核反应堆堆芯，其特征在于，第三组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件浓缩至更高的第三铀浓度，其中，在所述第三组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置至少三次点火区燃料循环。
28.如权利要求25所述的轻水核反应堆堆芯，其特征在于，所述点火区燃料元件由包括U-235和U-238的裂变物质构成，两种成份的比值为20％或以下的U-235对80％或以上的U-238，而所述再生区燃料元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，浓缩铀有20％或以下的U-235。
29.一种轻水核反应堆堆芯，包括多个点火区-再生区单元，每个所述点火区-再生区单元具有一种横截面形状，该横截面形状选自包括六角形和方形的组，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元包括：
a)中央点火区，所述点火区在每个所述点火区-再生区单元的总体积中占25％至40％，所述点火区包含点火区燃料元件，所述元件由包括U-235和U-238的裂变物质构成；
b)环形再生区，它围绕所述点火区并且包含再生区燃料元件，所述元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；
c)在所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及
d)在所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5至2.0的范围内。
30.一种轻水核反应堆堆芯，包括多个点火区-再生区单元，每个所述点火区-再生区单元具有一种横截面形状，该横截面形状选自包括六角形和方形的组，其特征在于，每个所述点火区-再生区单元包括：
a)中央点火区，所述点火区在每个所述点火区-再生区单元的总体积中占25％至40％，所述点火区包含点火区燃料元件，所述元件由包括U-235和U-238的裂变物质构成，两种成份的比值为20％或以下的U-235对80％或以上的U-238，第一组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至第一浓度的铀，而第二组所述点火区-再生区单元包括点火区燃料元件，所述元件包含浓缩至较高的第二浓度的铀，其中，在所述第一组点火区-再生区单元中的所述点火区燃料元件设计得在所述堆芯中搁置一次点火区燃料循环，而在所述第二组点火区一再生区单元的所述点火区燃料元件设计得在在堆芯中搁置至少两次点火区燃料循环；
b)环形再生区，它围绕所述点火区并且包含再生区燃料元件，所述元件包括钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；
c)在所述点火区中的轻水慢化剂，慢化剂对燃料的体积的值在2.5至5.0的范围内；以及
d)在所述再生区中的轻水慢化剂，慢化剂对燃料的比值在1.5至2.0的范围内。
31.一种用于轻水核反应堆的点火区-再生区单元燃料组件，所述组件的截面形状选自由六角形和正方形组成的组，并包括：
a)占所述点火区-再生区单元总体积25％至40％的中央点火区，所述点火区含有由浓缩铀形成的点火燃料元素，所述浓缩铀包含U-235和U-238；
b)环形再生区，它环绕所述中央点火区并含有再生燃料元素，所述再生区燃料元素包含为钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的；
c)所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及
d)所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
32.如权利要求31所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述点火燃料元素由包含U-235和U-238的浓缩铀构成，两种成份的比值为20％或以下的U-235对80％或以上的U-238，以及所述再生区燃料元件包含钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，浓缩铀中有20％或以下的U-235。
33.如权利要求31所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，每个所述点火燃料元素包括铀-锆合金。
34.如权利要求33所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，每个所述再生燃料元素由混合钍-铀氧化物组成。
35.如权利要求31所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，在所述点火区中慢化剂与燃料的体积比在3.0至3.5的范围。
36.如权利要求31所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述中央点火区进一步包含多个可燃烧毒物棒。
37.如权利要求36所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述多个可燃烧毒物棒包括选自由WABA毒物棒和含钆的毒物棒组成的组。
38.一种用于轻水核反应堆的点火区-再生区单元燃料组件，所述组件的截面形状选自由六角形和正方形组成的组，并包括：
a)中央点火区，含有由浓缩铀形成的点火燃料元素，所述浓缩铀包含比率为20％或以下的U-235和80％或以上的U-238；
b)环形再生区，环绕所述中央点火区并含有再生燃料元素，所述再生区燃料元素包含为钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，浓缩铀中有20％或以下的U-235；
c)所述点火区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及
d)所述再生区中的慢化剂，慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
39.如权利要求38所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，每个所述点火燃料元素包括铀-锆合金。
40.如权利要求39所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，每个所述再生燃料元素由混合钍-铀氧化物组成。
41.如权利要求38所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，在所述点火区中慢化剂与燃料的体积比在3.0至3.5的范围。
42.如权利要求38所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述中央点火区进一步包含多个可燃烧毒物棒。
43.如权利要求42所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述多个可燃烧霉物棒包括选自由WABA霉物棒和含钆的霉物棒组成的组。
44.一种用于核反应堆的点火区-再生区单元燃料组件，包括：
a)中央点火区，所述点火区含有由浓缩铀形成的点火燃料元素，所述浓缩铀包含U-235和U-238，所述点火燃料元素是这样配置的，在与所述点火区中慢化剂作用期间，在所述点火区中慢化剂对燃料的体积比值在2.5至5.0的范围内；以及
b)环形再生区，环绕所述中央点火区并含有再生燃料元素，所述再生区燃料元素包含为钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，所述再生燃料元素是这样配置的，在与所述再生区中的慢化剂作用期间，在所述再生区中慢化剂对燃料的体积比值在1.5和2.0的范围内。
45.如权利要求44所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，每个所述点火燃料元素包括铀-锆合金。
46.如权利要求45所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，每个所述再生燃料元素由混合钍-铀氧化物组成。
47.如权利要求44所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，在所述点火区-再生区的总体积中，所述点火区占25％至40％之间。
48.如权利要求44所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述点火燃料元素是这样配置的，在与所述点火区中慢化剂作用期间，在所述点火区中慢化剂与燃料的体积比在3.0至3.5的范围。
49.如权利要求44所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述中央点火区进一步包含多个可燃烧毒物棒。
50.如权利要求49所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述多个可燃烧毒物棒包括选自由WABA毒物棒和含钆的毒物棒组成的组。
51.如权利要求44所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述点火燃料元素由包含U-235和U-238的浓缩铀构成，两种成份的比值为20％或以下的U-235对80％或以上的U-238，以及所述再生区燃料元件包含钍和10体积％或以下的浓缩铀，浓缩铀的体积比是相对于再生区燃料棒的总体积而言的，浓缩铀中有20％或以下的U-235。
52.如权利要求44所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述组件的截面形状和尺寸使得所述点火区-再生区单元在普通轻水反应堆中能够更新花样。
53.如权利要求52所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述组件具有六角形截面形状。
54.如权利要求52所述的点火区-再生区单元燃料组件，其中，所述组件具有正方形截面形状。
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Families Citing this family (51)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH11508686A (ja) * 1995-07-04 1999-07-27 ユーロピーアン アトミック エナージー コンミュニティ （ユーラトム） 軽水炉での照射によるプルトニウムの破壊方法
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
US7013279B1 (en) * 2000-09-08 2006-03-14 Fuji Xerox Co., Ltd. Personal computer and scanner for generating conversation utterances to a remote listener in response to a quiet selection
JP3823804B2 (ja) * 2001-10-22 2006-09-20 ソニー株式会社 信号処理方法及び装置、信号処理プログラム、並びに記録媒体
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US8873698B2 (en) * 2002-12-18 2014-10-28 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US7231333B2 (en) * 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors
US9047995B2 (en) * 2002-12-18 2015-06-02 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
US7424412B2 (en) * 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
US20050069075A1 (en) * 2003-06-04 2005-03-31 D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
US7499840B2 (en) 2003-10-06 2009-03-03 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for creating and editing a nuclear reactor core loading template
US7636652B2 (en) * 2003-10-06 2009-12-22 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for facilitating recovery of nuclear fuel from a fuel pool
US7220549B2 (en) * 2004-12-30 2007-05-22 Helicos Biosciences Corporation Stabilizing a nucleic acid for nucleic acid sequencing
GB0720452D0 (en) * 2007-10-19 2007-11-28 Rolls Royce Plc An assembly
DE102008001481B4 (de) * 2007-11-20 2010-08-05 Ald Vacuum Technologies Gmbh Brennelement für Leichtwasserreaktoren geeignet für den Thoriumeinsatz mit getrennter Spalt- und Brutstoff-Anordnung und seine Herstellung
CN101447238B (zh) * 2007-11-27 2013-03-20 中国核动力研究设计院 可提高中子注量率的核反应堆堆芯
CN103971758B (zh) * 2007-12-26 2017-06-23 钍能源股份有限公司 用于燃料组件的燃料元件
KR101474864B1 (ko) * 2007-12-26 2014-12-19 토륨 파워 인코포레이티드 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소
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
US20100067644A1 (en) * 2008-09-12 2010-03-18 D Auvergne Hector A Thorium-based nuclear reactor and method
EP2372717B1 (en) * 2008-12-25 2016-04-13 Thorium Power, Inc. Fuel assembly for a light-water nuclear reactor and light-water nuclear reactor
EA023549B9 (ru) * 2008-12-25 2016-07-29 Ториум Пауэр Инк. Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора
KR102057337B1 (ko) 2009-11-02 2019-12-18 테라파워, 엘엘씨 정상파 핵 분열 반응로 및 방법
US9786392B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9922733B2 (en) * 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
RU2557257C2 (ru) * 2009-11-06 2015-07-20 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе и ядерный реактор
US10008294B2 (en) * 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9852823B1 (en) * 2010-03-30 2017-12-26 The Boeing Company Methods and systems for producing fissile material from fertile feedstock
AU2015202628A1 (en) * 2010-05-11 2015-06-25 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation 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
CN107068209B (zh) * 2010-09-03 2020-09-15 加拿大原子能有限公司 含钍的核燃料棒束以及包含这种核燃料棒束的核反应堆
KR20130114675A (ko) 2010-11-15 2013-10-17 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로
CN107068210B (zh) 2010-11-15 2021-04-09 加拿大原子能有限公司 含中子吸收剂的核燃料
RU2524686C2 (ru) * 2012-12-04 2014-08-10 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ получения изотопа бор-11 и соединений на его основе
US11056248B2 (en) 2013-01-17 2021-07-06 Atomic Energy Of Canada Limited Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors
RU2541516C1 (ru) * 2013-07-26 2015-02-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u
RU2539352C1 (ru) * 2013-08-05 2015-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора
JP6039524B2 (ja) * 2013-09-25 2016-12-07 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 核変換用集合体およびそれを用いた高速炉原子力発電システム
US20150098544A1 (en) * 2013-10-09 2015-04-09 Anatoly Blanovsky Sustainable Modular Transmutation Reactor
EA033959B1 (ru) * 2014-09-16 2019-12-13 Лайтбридж Корпорейшн Тепловыделяющая сборка
EP3010025B1 (en) 2014-10-17 2017-10-04 Thor Energy AS Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor
RU180840U1 (ru) * 2017-12-12 2018-06-28 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Твэл дисперсионного типа
CN109273105B (zh) * 2018-09-13 2022-03-25 中国核动力研究设计院 一种超临界二氧化碳反应堆燃料组件
CN109545397A (zh) * 2018-10-23 2019-03-29 中广核研究院有限公司 一种纳冷快堆堆芯结构
CN110867261B (zh) * 2019-11-21 2021-07-06 中国核动力研究设计院 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法
KR20240021174A (ko) 2021-05-11 2024-02-16 클린 코어 토륨 에너지 엘엘씨 가압중수로를 위한 토륨 기반 연료 설계
CN113566970B (zh) * 2021-06-22 2023-06-16 中国辐射防护研究院 一种Pu-238同位素热源的搜寻方法和装置
JP7306759B1 (ja) 2022-06-27 2023-07-11 株式会社ジェック 流雪溝通水区間切替システム

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2898281A (en) * 1954-09-29 1959-08-04 Untermyer Samuel Neutronic reactor control
DE1175370B (de) * 1959-12-22 1964-08-06 Asea Ab Verfahren zum Regeln und Betrieb eines homogenen Kernreaktors
US3154471A (en) * 1963-11-15 1964-10-27 Radkowsky Alvin Nuclear reactor
US3219535A (en) * 1964-12-15 1965-11-23 Thomas R Robbins Nuclear reactor control means
US3309277A (en) * 1965-05-17 1967-03-14 Jaye Seymour Nuclear reactor and method of fuel management therefor
US3335060A (en) * 1965-09-20 1967-08-08 Richard L Diener Seed-blanket neutronic reactor
US3859165A (en) * 1970-07-29 1975-01-07 Atomic Energy Commission Epithermal to intermediate spectrum pressurized heavy water breeder reactor
US3671392A (en) * 1971-03-15 1972-06-20 Atomic Energy Commission Light-water breeder reactor
US3957575A (en) * 1974-04-16 1976-05-18 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Mechanical design of a light water breeder reactor
US3998692A (en) * 1974-07-09 1976-12-21 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor for breeding U233
US3960655A (en) * 1974-07-09 1976-06-01 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor for breeding U233
UST947011I4 (zh) * 1975-04-17 1976-06-01
US4169760A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor with scrammable part length rod
IL53122A (en) * 1977-10-13 1980-11-30 Univ Ramot Nuclear reactor and method of operating same
DE2819734C2 (de) * 1978-05-05 1986-10-16 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Kernreaktor
US4968476A (en) * 1982-05-14 1990-11-06 Touro College Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle
IL70026A0 (en) * 1983-10-21 1984-01-31 Univ Ramot Nuclear reactors of the seed and blanket type
US4609522A (en) * 1984-02-03 1986-09-02 Westinghouse Electric Corp. Mechanical drive system for moving fuel
US4820478A (en) * 1986-01-07 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth
US4879086A (en) * 1988-09-27 1989-11-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Neutron economic reactivity control system for light water reactors
US4941158A (en) * 1989-03-30 1990-07-10 The Babcock & Wilcox Company Nuclear reactivity control configuration
WO1993016477A1 (en) * 1992-02-04 1993-08-19 Radkowsky Thorium Power Corporation Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium

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