CN1760990B - 改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法 - Google Patents

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Abstract

一种改进的初始堆芯燃料布置，用于提高核反应堆的燃料管理效率且因此提高了经济性。一种实现这种初始堆芯的方法，提供大量具有不同铀235平均浓缩度的燃料组件，并在初始堆芯布置中排列所述燃料组件，所述布置构造成使其至少在空间反应性分布上仿效公知的均衡循环换料堆芯。初始堆芯中最终的平均浓缩度的范围从下面约1.0wt％铀235至约5.0wt％铀235。本发明还公开了一种改进的栅格。

Description

改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法
发明背景 
发明领域
本发明一般涉及用于核反应堆的燃料组件，并尤其涉及一种通过轻水反应堆初始堆芯中核燃料组件的排列来改进燃料管理的方法。本发明还涉及改进的用于核反应堆的初始堆芯。 
背景技术
现代商用核动力反应堆使用含有低浓缩U-235的铀作燃料。大量细长的、矩形的燃料组件排列在圆柱形容器内组成反应堆堆芯。燃料组件依据要满足某种工程需要的装载模式(loading pattern)来排列，例如功率分布，包括在堆芯内限定功率峰值。其他因素包括燃料循环的最大值，或者两次换料期间的时间间隔。反应堆寿期内初始装载布置(configuration)、置换设计和燃料排列称作堆内燃料管理，并且它是核反应堆设计的主要考虑因素。低浓缩U-235燃料的使用使堆芯各部分需要周期性移走和用新的或者未用过的燃料替换。因而，通常将先前燃料周期的燃料组件与新燃料结合使用。一种典型的燃料组件装载量包括大约三分之一通常叫作进料组件的新燃料组件，大约三分之一经过一次燃烧的燃料组件和大约三分之一经过二次燃烧的燃料组件。 
从而，用于核反应堆，例如轻水反应堆首次堆芯的燃料装载模式，一般根据给定区域内燃料组件的U-235的平均浓缩度而采用三个浓缩区，每区一般具有相等的比例。图1表示了这种现有技术公知的、采用通常大小相等的三批燃料4、6、8的装载模式2的示意图。一批燃料是指一起装入然后永久移出堆芯14的一组燃料组件。要注意图1所示的模式仅仅描述了八分之一的反应堆堆芯14并且假设堆芯是对称的。如图所示，所述区域包含两个通常对着反应堆内部10以棋盘式装载的低浓缩度区4、6和一个主要装载在反应堆外围12的高浓缩度区8。 
根据前述布置组合而成的堆芯14的燃料换料周期以基本上相同的方式由所有区域4、6、8的浓缩度变化来调节。然而，主要由于被设置在反应堆外围12的高浓缩区8引起的高中子泄漏使得燃料利用效率较差。此外，关于换料周期，三个区域4、6、8占用通常大小相等的区域，这与当前工业上燃料布置惯例不同，惯例换料部分是作为所期望周期的函数而加以调整的。一个循环是指反应堆堆芯内正常固定燃料的布置没有发生变化的这段时间，一般从一批加料或一批新燃料放入堆芯开始到高燃耗燃料组件被移走为止。燃料组件经历过的燃烧次数就是它在反应堆堆芯内的循环次数。一次典型的循环可以持续10-18个月。举例说，依据前面现有技术所述的18个月循环，每个周期需要更换大约40％的堆芯，这种更换通常包括具有低和高初始浓缩度的燃料组件的组合更换。因而，应该意识到相同大小批次的使用将导致低浓缩区或区域的燃耗非常低，这就需要相当大的资本投资。因而，这么做是低效率和不经济的。在全部燃料成本中最大的节约是通过使达到均衡燃料管理计划所需求的初始浓缩度最小化而实现的。 
进一步补充指出用于确定初始堆芯的现有方法的低效率是基于这种方法实质上特别基础、在技术上依赖于多年实践的充分反复试验基础上来完成的。从来没有提出改进首次堆芯的系统化方法。因此，以这种方法构建的初始堆芯必须采用留有误差裕度的保守设计，这就导致堆芯需用更长时间才能达到平衡，因而增大了成本支出。 
因此，人们期望避免遭受与已知初始堆芯核燃料管理计划相联系的实际燃料循环成本的过多支出。因此就需要对核反应堆提出一种实现初始堆芯的改进方法。 
因而，用于核反应堆的堆内燃料管理技术的改善余地包括初始堆芯燃料组件排列及其实现上述排列的方法。 
发明简述 
本发明能满足这些要求和其他一些要求，本发明涉及一种将初始堆芯装载于核反应堆的方法，基本上仿效(emulate)高经济性和高效的核反应堆的均衡循环换料(reload)堆芯。 
作为本发明的一个方面，一种实现核反应堆经济性初始堆芯的方法包括：提供大量具有不同U-235平均浓缩度的燃料组件；在初始堆芯布置中 排列所述大量燃料组件，所述布置构造成使其至少在空间反应性分布上仿效公知的均衡循环换料堆芯。 
所述方法可以包括提供大量的燃料组件束，其中所述束包括高浓缩度燃料批、较低浓缩度燃料批和最低浓缩度燃料批。所述均衡循环换料堆芯可以包括进料燃料组件批、一次燃烧燃料组件批和二次燃烧燃料组件批，其中进料燃料组件具有最高的U-235平均浓缩度，一次燃烧燃料组件中燃料具有较低浓缩度，而二次燃烧燃料组件中燃料具有最低浓缩度燃料，并且其中初始堆芯的高浓缩度燃料批具有与均衡循环换料堆芯的进料燃料批近似相同的大小和浓缩度。 
所述方法可以进一步包括：通过在初始堆芯中使用燃料批，所述燃料批基于非零的循环燃耗开始的反应性以及均衡循环换料堆芯的一次和二次燃烧燃料的初始浓缩度具有初始平均浓缩度，使初始堆芯中均衡循环换料堆芯的一次燃烧燃料批和二次燃烧燃料批的反应性相接近。 
初始堆芯的一个或多个燃料批包括一个或多个含有具有相似平均浓缩度的燃料组件的次级批。所述方法可包括提供大小和浓缩度仿效所述公知均衡循环换料堆芯的进料燃料批的两个高浓缩度次级批，作为高浓缩度燃料批。朝着初始堆芯的内部装载高浓缩度次级批，而燃料的低浓缩度批主要装载在初始堆芯的外围。 
所述方法包括提供一种用于初始堆芯的改进的棚格(lattice)设计，其中构造改进的栅格设计以补偿由初始堆芯布置内高浓缩度燃料批和初始堆芯布置内较低浓缩度燃料批邻接所导致的大的热中子通量峰值(fluxpeak)。改进的栅格包括相邻接的燃料棒排的普通方形(generally squarepattern)；其中燃料棒包括平均浓缩度涵盖了从最低浓缩度直至最高浓缩度的至少六种不同的燃料棒类型；并且其中所述改进的棚格在所述普通方形的角上配置最低浓缩度燃料棒，在所述普通方形最外侧排上配置次低浓缩度燃料棒，而朝向所述普通方形的中心配置最高浓缩度燃料棒。 
作为本发明的另一方面，一种用于核反应堆的改进的初始堆芯包括：大量具有不同铀235平均浓缩度的燃料组件，其中初始堆芯是通过在布置中排列所述大量燃料组件，使其至少在空间反应性分布上仿效公知的均衡循环换料堆芯来装载的。 
改进的初始堆芯可以包括大量燃料组件束，其中所述束包括至少高浓缩度燃料批、较低浓缩度燃料批和最低浓缩度燃料批。均衡循环换料堆芯可以包括进料燃料组件批、一次燃烧燃料组件批和二次燃烧燃料组件批，其中进料燃料组件具有最高的铀235平均浓缩度，一次燃烧燃料组件中燃料浓缩度较低而二次燃烧燃料组件中燃料浓缩度最低；并且其中初始堆芯的高浓缩度燃料批具有与均衡循环换料堆芯的进料燃料批近似相同的大小和浓缩度。 
通过使用初始堆芯的燃料批，所述燃料批基于非零的循环燃耗开始的反应性以及均衡循环换料堆芯的一次和二次燃烧燃料的初始浓缩度具有初始平均浓缩度，可以使初始堆芯中均衡循环换料堆芯的一次燃烧燃料批和二次燃烧燃料批的反应性相接近。初始堆芯的一个或多个燃料批可以包括一个或多个含有具有相似平均浓缩度的燃料组件的次级批。初始堆芯的高浓缩度燃料批可以大小和浓缩度仿效所述公知的均衡循环换料堆芯的进料燃料批的两个高浓缩度次级批。可以朝着初始堆芯的内部装载高浓缩度次级批；而燃料的低浓缩度批可以主要装载在所述初始堆芯的外围。 
所述改进的初始堆芯可以包括一种改进的栅格设计，其中构造所述栅格以补偿由初始堆芯布置内高浓缩度燃料批和初始堆芯布置内较低浓缩度燃料批邻接所导致的大的热中子通量峰值。 
附图简述 
结合附图阅读时本发明的所有内容能够从下列优选实施例的描述中获得，其中： 
图1是核反应堆首次堆芯装载模式的示意图，它表示出堆芯的八分之一，并且假定堆芯是对称的。 
图1A是整个堆芯的示意图，剖面线图表示轮廓和高亮线表示图1所示的八分之一部分在堆芯内的方位。 
图2是用于核反应堆的一种均衡循环换料堆芯的示意图。 
图3是根据本发明的一种改进的初始堆芯的示意图。 
图4是用于图3所示初始堆芯的一种改进的棚格的左上方的示意图，其中燃料棒排列假定是栅格对称的。 
图4A是整个棚格的示意图，剖面线图表示图4所示栅格部分的轮廓和 那里的方位。 
优选实施方案的描述 
本发明将被描述为一种对采用18个月均衡循环换料堆芯数据作为设计目标的轻水核反应堆实现初始堆芯的方法，但是本发明显然也能同样地使用到其它燃料换料循环，而不管所用燃料批的数目。还应该意识到，这些图和相应的公开仅仅提供了经过实施本发明方法产生的有代表性的初始堆芯实施例，因此并不对本发明范围构成限定。 
在对本发明进行更详细描述之前，概括一下在核动力工业中普遍使用的术语是必要的，因为它们会在这里用到。有几个这类术语已经在这以前的背景技术部分描述过了。其它术语现在就要描述。 
象这里所使用的，所提到的“棋盘”习惯于描述一种现有技术公知的反应堆堆芯燃料组件装载模式，其中相同浓缩度的燃料组件以类似于棋盘中红和黑正方形格子的相似方式排列，一种浓缩度燃料组件(如一次燃烧燃料)设置在与所述棋盘中红正方形格子相应的位置，另一种浓缩度燃料组件(如二次燃烧燃料)设置在交错、邻近位置，与所述棋盘中黑正方形格子相应。 
术语“均衡”一般用来指反应堆堆芯非常理想的、充分稳定的状态，通常在初始堆芯循环之后经过几次燃料换料循环以后可达到“均衡”。一旦达到，所述均衡循环提供非常有效的运行(如燃料燃烧)以及可预测的、经济节约的在随后的换料循环中的堆芯换料。因此，在电站寿期内常常希望能够尽可能早的达到均衡堆内燃料管理计划。在均衡态，进料组件将总是具有实质上相同的浓缩度，并将被安放在与之前进料组件相同的位置上，而堆芯中其它那些经一次燃烧和二次燃烧的组件将被移动到为之前的一次和二次燃烧组件所占据的相应位置上。 
象这里所使用的，术语“束”指一个或一个以上的(即，许多个)燃料组件。 
术语“栅格”指燃料组件中燃料的排列和这种排列中单个燃料棒的特殊排列。 
本发明的所述改进的燃料组件布置方式导致首次堆芯装载模式与理想的均衡换料堆芯的空间反应性分布非常接近。 
将本发明的初始堆芯与例如图1布置的现有技术公知的初始堆芯燃料组件和图2的一般在图1所示初始堆芯循环后经过几次换料循环以后才能达到的理想的均衡堆芯相比较，将有助于获得对本发明清晰的认识和理解。 
如前所述，图1显示了一种现有技术公知的反应堆堆芯装载模式2，假定反应堆堆芯14形状对称，图1示意性表示出了反应堆堆芯14的八分之一。图1A表示了整个堆芯14的轮廓和它的八分之一部分(图1所示)的位置。如图1所示，装载模式2将浓缩度最高的区域8布置在堆芯14的外围12，区域8包括用字母符号A标示出的燃料。区域4、6分别包括具有较低反应性的一次燃烧燃料B和具有最低反应性的二次燃烧燃料C，B和C如图所示朝着堆芯14的内部10布置排列。如前所述，这种布置方式将导致反应堆功率分布在堆芯外围12的附近到达峰值，在那里中子将泄漏出反应堆，并且再也不能回来。因而，前述的燃料组件布置致使燃料利用率和经济效率较差。 
本发明的改进的初始堆芯(如图3的214)和实现该改进的初始堆芯的方法，通过提供一种允许初始浓缩度较低但同时能够提供相同能量输出并在整个燃耗周期内能够维持中央峰值式功率分布的初始堆芯214(图3)，克服了这些缺点。特别是本发明采用理想的均衡循环换料堆芯114(图2)作为设计目标，并且初始堆芯214(图3)至少模仿均衡堆芯114的反应性分布。均衡堆芯114(图2)的反应性分布给出了一种用于确定在首次堆芯装载模式216(图3)中的离散区域数目的模型，所述首次堆芯装载模式216模仿作为目标的均衡换料循环堆芯114的新燃料(例如图2所示区域108中的燃料组件A′)、一次燃烧燃料(例如图2所示区域104中的燃料组件B′)和二次燃烧燃料(例如图2所示区域106中的燃料组件C′)。由燃料组件A、B、C的初始浓缩度，以及较低程度上由这些组件装载的可燃吸收剂，确定均衡堆芯114的反应性值。这可以通过比较马上要更进一步详细讨论的图2和图3来更全面地理解。 
图2表示以均衡循环换料堆芯为目标的装载模式116的示意图。象图1一样，图2也假定是对称的八分之一堆芯。如图所示，与图1的现有技术装料方式2中区域B的高浓缩度燃料A不同，在区域108中高浓缩度燃料 A′对着堆芯内部110安放。在区域104中与一次燃烧燃料组件B′呈棋盘状交替分布的高浓缩度燃料A′也对着堆芯内部110放置。最低浓缩度燃料组件C′主要放置在堆芯外围112。 
图3示意性说明了采用本发明改进方法的典型的首次堆芯装载模式216以及由此而形成的初始堆芯214，采用本发明改进方法目的是为了模仿图2所示的理想均衡循环换料堆芯114。特别地，依据本发明的改进方法，理想的均衡循环换料堆芯114的反应性分布是公知的。这种分布在图2的例子中已加以阐明。此外，众所周知的是，与核反应堆的均衡循环有关的许多数据，包括与这种反应性分布相关的数据，通常是可以获取得到的。通过对各种类型反应堆均衡循环的经年累月的监测，和通过长期以来为了优化堆内燃料管理而把许多已知现有技术方法(如各种算法)发展和应用于核技术领域，人们已经获得了这些数据。其实，本发明改进方法包括取得这些数据，并将这些数据应用于初始堆芯214以便模仿非常经济的且高效的均衡循环换料堆芯114(图2)的反应性分布。换句话说，本发明的方法模仿通常要花费多年才能达到的理想最终结果(如堆芯均衡)，而在初始步骤(如反应堆的初始堆芯214)就达到了同等的结果，因而显著地提高燃料管理效率和经济性。这一切包括应用理想均衡循环换料堆芯114的已知参数，诸如特定燃料组件104、106、108的初始浓缩度以及可燃吸收剂装载量或组件燃耗量，而模仿由这些参数产生的反应性分布，只使用那些可在初始堆芯214内加以改变的燃料组件参数。例如，只有堆芯内燃料组件的初始浓缩度、批量和位置可以改变，因为所有其它参数是零可变性的初始启动值，初始堆芯也未曾经历过任何燃耗。因此，本发明方法利用理想均衡目标堆芯的已知参数而尽可能逼真地复制它们以实现改进堆芯214。 
图3也显示的是堆芯214的八分之一，并假定堆芯是对称的。图3的初始堆芯214与图2的均衡循环换料堆芯114相比较，显然在次级批批量和空间分布两个方面，典型初始堆芯214达到了精确模仿非常经济的均衡循环换料堆芯114之空间反应性分布的目的。为了实现这个目的，与具有三个实质上相等的区域的已知初始堆芯(如图1的区域4、6、8)不同，本发明方法提供的堆芯具有一些本质上必不可少的、适当的燃料批和次级批的组合与配置。特别是，典型初始堆芯214的浓缩度是通过使用与均衡循环进料批108有近似相同大小和浓缩度的一组高浓缩度燃料棒束208′而获得的。其次，均衡换料循环堆芯114中燃烧过的燃料104、106是使用近似于循环开始(BOC)时非零燃耗反应性的初始浓缩度和均衡换料循环堆芯114的燃烧过的燃料剩存量104、106的初始浓缩度而加以模拟的。最后所得到的初始堆芯214的浓缩度范围比公知现有技术(参见例如图1)大得多。例如，以U-235的重量计，图3所示典型初始堆芯214具有的浓缩度范围为从约0.30到约4.5以上。相反，作为相对照的例子，图1所示有代表性的初始堆芯14具有的浓缩度范围为约2.35的U-235重量到约4.45的U-235重量。
而且，图3的典型初始堆芯214包括两种高浓缩度次级批208′，设定它们的大小和浓缩度用以模仿均衡换料循环116的新燃料区或区域108。其次两种次级批204′大小相同，设定它们的大小和浓缩度用以模仿均衡循环换料堆芯114中经过一次燃烧的部分104的反应性。最后，其它次级批如206′，设定它们的大小用以反映了换料堆芯114中经过二次燃烧的部分106，选择设定它们相等的浓缩度，用以模仿均衡换料堆芯114中经过二次燃烧的燃料106的反应性。 
在图3的例子中，所述两种高浓缩度燃料次级批208′以对着堆芯214内部210的方式设置，胜于如公知现有技术那样设置在外围(参见，如高浓缩度燃料8位于图1的堆芯外围12)。所述方法还包括将一对燃料次级批206′主要地设置在堆芯214外围212，模仿均衡循环换料堆芯114的二次燃烧燃料106。为了复制理想的均衡循环，初始堆芯214内其余的燃料可以根据需要以任意组合方式进行浓缩和排列。例如，图3所示的初始堆芯214包括两种大小和浓缩度模仿均衡堆芯214一次燃烧燃料104的次级批204′。这种次级批204′为达到所要求反应性分布的需要而间断设置。从而，本发明的初始堆芯214和实现上述堆芯的方法克服了现有技术中子泄漏、高浓缩度燃料过早移动或置换以及由此导致经济效率差的缺陷。 
此外，由于初始堆芯214模仿均衡换料堆芯114的反应性分布，换料堆芯循环过渡期的时间或循环时间显著增加。这种改进主要由于浓缩度范围更宽和在改进的初始堆芯214中使用不同大小的次级批。这样规定的改进堆芯设计参数具有使初始堆芯214的浓缩度消耗最小化作用，并因此使在反应堆内继续留用的燃料的浓缩度得以最大化。从初始循环214延续到换料循环的燃料具有与目标换料堆芯114相同的浓缩度和反应性。 
为了支撑前述的改进的初始堆芯设计214，就要求一种改进的栅格设计。栅格是燃料的阵列和在一个燃料组件中棒位的特殊排列。图4表示了这种至少用于典型初始堆芯214某些燃料组件的改进的棚格设计300的一种典型实施例。为了方便说明，只表示出了栅格的左上部分300。假定其余部分是镜面对称的(参见图4A，显著表示出了图4所示的四分之一部分在栅格300中所处的位置)。设计栅格300用以补偿与低浓缩束(如206′)相邻的内侧高浓缩度燃料束208(图4)、208′(图3)。众所周知，由于低浓缩束206(图4未示出)的吸收率非常低，所以这样一种燃料装载布置将致使在高浓缩束208的半径边界线304上产生大的热中子通量峰值。这是在初始堆芯214(图3)中未能模仿到均衡换料堆芯114(图2)的一个方面，因为均衡换料堆芯低反应性束(如106)具有比初始堆芯低浓缩束(如204)高得多的中子吸收率。这是由于换料堆芯114中经过燃烧的束包括有高吸收裂变产物和大原子序数的锕类元素。初始堆芯低浓缩束(如206′)尚未经过燃烧，所以也就不具有这类吸收核产物。 
在现有技术公知的栅格设计中(未显示)，所供组件的每根燃料棒通常具有相同的浓缩度。对高浓缩束，采取均一的浓缩束设计，将使典型的初始堆芯214(图3)产生不能接受的高功率峰值因子。因此，本发明的改进的棚格设计300在一个分布图中采用6种不同类型的棒(参见例如图4栅格300下面的图例)，通过分布设计来降低峰值因子，此时高浓缩组件与低浓缩组件(参见例如图3中燃料组件208′邻接着燃料组件206′)相邻接。为了模拟经过燃烧的组件(如104、106)的反应性，在这里低浓缩指的是范围从大约1至2.50U-235重量之间的浓缩度。 
特别如图4所示，应用束208的半径分区来降低位于束208边缘的燃料棒302的浓缩度，并因此导致得以补偿在束外围212(图3)异常高的热中子通量的束功率分布。这种浓缩度降低通常限制于束208的前两排304、306，由于在高浓缩束208中热中子平均自由程相对短(如大概一节距)。 
图4的实施例表示栅格300或表示燃料棒怎样排列成一束的，例如所示的高浓缩束208。6种类型的燃料棒302、304、306、308、310、312按照 浓缩度高低依次从最低浓缩度到最高浓缩度被分别应用和排列。如前所述，在这个实施例中低浓缩度指的是在大约1-2.50U-235重量之间，中浓缩度优选在大约2.50-3.50U-235重量之间，而高浓缩度优选在大约3.50-5U-235重量之间。然而应该意识到浓缩度、甚至它的种类名称(如低、中、高)是可改变的。通过对照图1-3中燃料组件(如A、B、C、A′、B′、C′)和束(如4、6、8、104、106、108、204′、206′、208′)以及在图4棚格300下面的图例中标明的各个燃料棒(如302、304、306、308、310、312)的各种浓缩度应该意识到这些。还会进一步意识到这里所图解和讨论的特定浓缩度水平和范围仅仅作为按照本发明装料的初始堆芯(如214)的一个实施例。替代布置的更多变化在本发明的保护范围之内。 
图4的栅格300具有通常为方形的邻接燃料棒。浓缩度最低的燃料棒302放置于棚格300的角部。浓缩度次低的燃料棒304沿着棚格300的侧边或边缘放置。燃料棒浓缩度随着燃料棒位置接近栅格300的中心也逐渐增加，在中心处浓缩度最高的燃料棒310和浓缩度次高的燃料棒308对称设置。因此，本发明的前述改进的栅格300补偿周围热通量峰值，主要通过使典型初始堆芯214(图3)的内侧高浓缩束208′(图3的示出最清楚)与低浓缩度束206′(图3的示出最清楚)邻接、通过降低在栅格300边缘或侧边304的浓缩度而实现的，从而降低了这个功率峰值、维持了高效以及从而获得本发明经济的初始堆芯214(图3)。 
虽然本发明的具体实施例已经详细描述了，本领域普通技术人员应该意识到这些细节的各种修改和选择可以根据所述公开的全部教导而改进。因此，所公开的具体排列只是想要解释说明而没有限制本发明由其中附加的整个权利要求书和任何实质相同内容确定的范围。 

Claims (8)

1.一种实现核反应堆经济性初始堆芯的方法，所述方法包括：
提供大量具有不同铀235平均浓缩度的燃料组件；
在首次堆芯装载模式中排列所述大量燃料组件以提供初始堆芯布置，所述布置构造成使其至少在空间反应性分布上在首次运行循环中仿效公知的均衡循环换料堆芯；和
提供所述大量燃料组件的束，其中所述束包括至少高浓缩度燃料批、较低浓缩度燃料批和最低浓缩度燃料批；
其中所述均衡循环换料堆芯包括进料燃料组件批、一次燃烧燃料组件批和二次燃烧燃料组件批；其中所述进料燃料组件具有最高的铀235平均浓缩度，一次燃烧燃料组件中燃料浓缩度较低而二次燃烧燃料组件中燃料浓缩度最低；并且其中所述初始堆芯的所述高浓缩度燃料批具有与所述均衡循环换料堆芯的所述进料燃料批近似相同的大小和浓缩度；并且
其中所述初始堆芯的一个或多个所述燃料批包括多个含有具有相似平均浓缩度的燃料组件的次级批。
2.如权利要求1所述的方法，包括提供大小和浓缩度仿效所述公知的均衡循环换料堆芯的所述进料燃料批的两个高浓缩度次级批。
3.如权利要求2所述的方法，其中所述初始堆芯包括内部和外围；其中朝着所述初始堆芯的内部装载所述高浓缩度次级批；并且其中燃料的所述最低浓缩度燃料批主要装载在所述初始堆芯的外围。
4.如权利要求1所述的方法，其中所述初始堆芯内最终的平均浓缩度范围是从约0.3wt％铀235至约5.0wt％铀235。
5.一种用于核反应堆的改进的初始堆芯，包括：
大量具有不同铀235平均浓缩度的燃料组件，其中所述初始堆芯由下述方法装载，该方法包括： 
在首次堆芯装载模式布置中排列所述大量燃料组件，使其至少在空间反应性分布上在首次运行循环中仿效公知的均衡循环换料堆芯；和
提供所述大量燃料组件的束，其中所述束包括至少高浓缩度燃料批、较低浓缩度燃料批和最低浓缩度燃料批；
其中所述均衡循环换料堆芯包括进料燃料组件批、一次燃烧燃料组件批和二次燃烧燃料组件批；其中所述进料燃料组件具有最高的铀235平均浓缩度，一次燃烧燃料组件中燃料浓缩度较低而二次燃烧燃料组件中燃料浓缩度最低；并且其中所述初始堆芯的所述高浓缩度燃料批具有与所述均衡循环换料堆芯的所述进料燃料批近似相同的大小和浓缩度；并且
其中所述初始堆芯的一个或多个所述燃料批包括多个含有具有相似平均浓缩度的燃料组件的次级批。
6.如权利要求5所述的改进的初始堆芯，包括提供大小和浓缩度仿效所述公知的均衡循环换料堆芯的所述进料燃料批的两个高浓缩度次级批。
7.如权利要求6所述的改进的初始堆芯，其中所述初始堆芯包括内部和外围；其中朝着所述初始堆芯的内部装载所述高浓缩度次级批；并且其中燃料的所述最低浓缩度燃料批主要装载在所述初始堆芯的外围。
8.如权利要求7所述的改进的初始堆芯，其中所述初始堆芯内最终的平均浓缩度范围是从约0.3wt％铀235至约5.0wt％铀235。 
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Families Citing this family (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1760990B (zh) * 2004-10-15 2011-11-30 西屋电气有限责任公司 改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法
CN101206930B (zh) * 2006-12-22 2011-06-15 深圳中广核工程设计有限公司 多堆联合核燃料循环利用方法
CN101241772B (zh) * 2007-09-26 2011-07-27 大亚湾核电运营管理有限责任公司 压水堆核电站百万千瓦机组18个月换料方法
CN101847450B (zh) * 2009-05-27 2012-10-03 中广核工程有限公司 一种核电站燃料联合配置方法
CN102054538B (zh) * 2009-10-30 2013-07-17 中国广东核电集团有限公司 压水堆核电站百万千瓦机组完全低中子泄漏先进四分之一换料方法及其安全分析系统
CN102184751B (zh) * 2011-03-01 2013-03-20 福建福清核电有限公司 利用首炉堆芯备用燃料组件提高反应堆燃料安全性的方法
US20140133619A1 (en) * 2012-04-17 2014-05-15 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Extended operating cycle for pressurized water reactor
CN103871528B (zh) * 2012-12-14 2017-04-05 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆芯的长周期燃料管理方法
CN103151084B (zh) * 2013-02-21 2016-02-03 中科华核电技术研究院有限公司 一种压水堆堆芯及其新组件换料装载方法
US10593436B2 (en) 2013-11-21 2020-03-17 Terrapower, Llc Method and system for generating a nuclear reactor core loading distribution
CN105843178B (zh) * 2015-01-13 2019-10-01 国核（北京）科学技术研究院有限公司 用于循环燃料管理的自动换料方法及系统
US10818403B2 (en) 2016-03-29 2020-10-27 Nuscale Power, Llc Inter-module fuel shuffling
JP6896561B2 (ja) * 2016-09-26 2021-06-30 株式会社東芝 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心、軽水炉用燃料集合体製造方法およびｍｏｘ燃料集合体製造方法
JP6878251B2 (ja) * 2017-02-09 2021-05-26 株式会社東芝 軽水炉用燃料集合体、軽水炉炉心設計方法および軽水炉用燃料集合体設計方法
CN108039216B (zh) * 2017-12-08 2019-09-24 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆芯的平衡循环18个月换料装载方法
KR102159723B1 (ko) * 2018-03-08 2020-09-24 울산과학기술원 가압 경수로 장주기 운전을 위한 핵연료 집합체 및 혼합주기 운전 방법
CN109741844B (zh) * 2018-12-29 2022-10-21 中核北方核燃料元件有限公司 一种芯块自动装管装置
CN110991809B (zh) * 2019-11-06 2022-11-15 中国辐射防护研究院 一种基于华龙一号的堆芯积存量实时估算方法
CN111584107B (zh) * 2020-04-17 2022-04-19 岭东核电有限公司 核电站燃料机组重组替代方法、装置、设备和存储介质

Family Cites Families (37)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3432389A (en) * 1966-07-25 1969-03-11 Combustion Eng Core design for nuclear reactor
JPS5459594A (en) 1977-10-21 1979-05-14 Hitachi Ltd Nuclear reactor
US4451427A (en) * 1978-02-03 1984-05-29 Combustion Engineering, Inc. In-core fuel management for nuclear reactor
JPS5572891A (en) * 1978-11-29 1980-06-02 Hitachi Ltd Reactor core structure
US4574069A (en) 1980-11-21 1986-03-04 Combustion Engineering, Inc. In-core fuel management for nuclear reactor
JPS57197490A (en) * 1981-05-29 1982-12-03 Nippon Atomic Ind Group Co Boiling-water reactor
JPS61128185A (ja) 1984-11-28 1986-06-16 株式会社日立製作所 原子炉炉心
JP2564383B2 (ja) 1988-12-12 1996-12-18 株式会社日立製作所 原子炉の炉心及び原子炉の燃料装荷方法並びに原子炉の運転方法
US5272736A (en) 1992-11-05 1993-12-21 General Electric Company Core loading strategy for reload of a plurality of different fuel bundle fuel designs
CA2115876A1 (en) 1993-03-22 1994-09-23 Henry Alexander Kautz Methods and apparatus for constraint satisfaction
JP3175996B2 (ja) * 1993-06-04 2001-06-11 株式会社東芝 沸騰水型原子炉の初装荷炉心
US5631939A (en) * 1994-09-09 1997-05-20 Hitachi, Ltd. Initial core of nuclear power plant
JPH0915361A (ja) 1995-06-30 1997-01-17 Hitachi Ltd 初装荷炉心
JP3186546B2 (ja) 1995-10-11 2001-07-11 株式会社日立製作所 初装荷炉心
US5923717A (en) 1996-01-29 1999-07-13 General Electric Company Method and system for determining nuclear core loading arrangements
JPH09329682A (ja) * 1996-06-07 1997-12-22 Hitachi Ltd 初装荷炉心
JP3945719B2 (ja) * 1996-09-04 2007-07-18 株式会社日立製作所 初装化炉心
US5822388A (en) 1996-11-15 1998-10-13 Combustion Engineering Inc. MOX fuel arrangement for nuclear core
WO1998041991A1 (fr) * 1997-03-17 1998-09-24 Hitachi, Ltd. Procede d'exploitation d'un reacteur
JP3435308B2 (ja) * 1997-05-16 2003-08-11 株式会社日立製作所 初装荷炉心
US6934350B1 (en) 1998-02-17 2005-08-23 General Electric Company Core configuration for a nuclear reactor
FR2778749B1 (fr) 1998-05-15 2000-07-28 Jay Electronique Sa Barriere optique formee d'elements emetteurs/recepteurs regroupes en mobiles
KR100279614B1 (ko) 1998-09-10 2001-03-02 구자홍 자기 기록 재생기의 회전 검출장치 및 방법
US6404437B1 (en) 1999-09-10 2002-06-11 General Electric Company Nuclear reactor core performance data visualization system
EP1093129B1 (en) 1999-10-14 2003-12-10 Kabushiki Kaisha Toshiba Fuel assembly and nuclear reactor
JP4161486B2 (ja) 1999-10-26 2008-10-08 株式会社日立製作所 沸騰水型原子炉の初装荷炉心
US6748348B1 (en) 1999-12-30 2004-06-08 General Electric Company Design method for nuclear reactor fuel management
JP2001272489A (ja) * 2001-03-09 2001-10-05 Hitachi Ltd 燃料集合体
US6658078B2 (en) 2001-07-23 2003-12-02 Tokyo Electric Power Co. MOX nuclear fuel assembly employable for a thermal neutron nuclear reactor
US6891912B1 (en) 2002-06-26 2005-05-10 Pinnacle West Capital Corporation Fuel assemblies in a reactor core and method of designing and arranging same
US7231333B2 (en) 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors
US7266481B2 (en) 2002-12-23 2007-09-04 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method, arrangement and computer program for determining standardized rod types for nuclear reactors
US7693249B2 (en) 2003-01-31 2010-04-06 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of improving nuclear reactor performance
US6931090B2 (en) * 2003-02-25 2005-08-16 Westinghouse Electric Company Llc Method of establishing a nuclear reactor core fuel assembly loading pattern
US6862329B1 (en) 2003-10-06 2005-03-01 Global Nuclear Fuel-Americas Llc In-cycle shuffle
CN1760990B (zh) * 2004-10-15 2011-11-30 西屋电气有限责任公司 改进的首次堆芯燃料组件布置和实现上述布置的方法
US7224761B2 (en) 2004-11-19 2007-05-29 Westinghouse Electric Co. Llc Method and algorithm for searching and optimizing nuclear reactor core loading patterns

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