基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆及管理方法
阅读说明：本技术 基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆及管理方法 (Liquid metal cooling reactor based on improvement of fuel utilization rate and management method ) 是由 夏榜样 孙伟 严明宇 余红星 柴晓明 李松蔚 李文杰 于 2019-11-21 设计创作，主要内容包括：本发明公开了基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆及管理方法,所述反应堆的堆芯外围布置低温强慢化组件、次外围布置高温强慢化组件,堆芯内部区域交叉布置高功率控制棒组件和高功率强慢化组件。本发明根据液态金属冷却快堆的固有中子学特性、功率及燃耗分布特点,构建了不同功能及用途的组件：用于堆芯最外围减少中子泄漏的低功率燃料组件、用于堆芯内部的高功率燃料组件及控制棒组件,形成了独特的液态金属冷却快堆堆芯装载方案,显著提高了液态金属冷却快堆的平均卸料燃耗、核燃料转换比,增强了液态金属冷却快堆闭式铀-钚燃料循环体系的工程可实现性。(The invention discloses a liquid metal cooling reactor based on fuel utilization rate improvement and a management method thereof. According to the inherent neutronics characteristics, power and burnup distribution characteristics of the liquid metal cooling fast reactor, the invention constructs components with different functions and purposes: the low-power fuel assembly used for reducing neutron leakage at the outermost periphery of the reactor core, the high-power fuel assembly used for the inside of the reactor core and the control rod assembly form a unique liquid metal cooling fast reactor core loading scheme, the average unloading fuel consumption and the nuclear fuel conversion ratio of the liquid metal cooling fast reactor are obviously improved, and the engineering realizability of a closed uranium-plutonium fuel circulation system of the liquid metal cooling fast reactor is enhanced.)
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆及管理方法。
背景技术
采用闭式铀-钚燃料循环体系的液态金属冷却反应堆，在核废料嬗变及核燃料增殖方面具有巨大的发展潜力，如钠冷快堆(SFR)、铅(铋)冷快堆(LFR)等，对核燃料的可持续发展具有重要意义。此外，液态金属冷却反应堆还具有较高的安全性及经济性，因而成为了第IV代先进核能系统的主力堆型。由于液态金属无中子慢化能力，导致堆芯高富集铀钚氧化物燃料或二氧化铀燃料的装载量较高。为了满足安全性要求，液态金属反应堆通常采用强中子吸收不锈钢作为包壳材料，影响了堆芯的燃料经济性。同时，液态金属冷却快堆的中子泄漏大，也会降低燃料利用率。上述原因导致金属快堆的闭式铀-钚循环核燃料的增殖能力与理论值相比存在较大差距，因而非常有必要探索核燃料利用率更高的液态金属冷却快堆堆芯设计方法，提高核燃料增殖能力，强化闭式铀-钚核燃料循环体系的工程可实现性。
发明内容
本发明的目的在于提供基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆及管理方法，提高核燃料的增殖能力，强化现有液态金属冷却快堆闭式铀-钚循环的工程可实现性。
本发明通过下述技术方案实现：
基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆，所述反应堆的堆芯最***布置一圈低功率燃料组件，堆芯内部区域交叉布置控制棒组件和高功率燃料组件，所述低功率燃料组件和高功率燃料组件均为由定位管、仪表管、天然二氧化铀燃料棒元件和铀钚氧化物燃料棒元件构成的六边形燃料组件；所述低功率燃料组件中天然二氧化铀燃料棒元件布置两圈，所述铀钚氧化物燃料棒元件布置在两圈天然二氧化铀燃料棒元件之间，所述高功率燃料组件中天然二氧化铀燃料棒元件布置一圈，所述铀钚氧化物燃料棒元件布置在天然二氧化铀燃料棒元件内侧；所述制棒组件为由定位管、铀钚氧化物燃料棒元件和导向管构成的六边形燃料组件，所述导向管设置在六边形燃料组件的中心位置，该导向管内设置环状控制棒。
与现有国内外液态金属冷却快堆方案相比，本发明根据液态金属冷却快堆的固有中子学特性、功率及燃耗分布特点，构建了具有独特布置形式的燃料组件和控制棒组件，形成了独特的液态金属冷却反应堆堆芯装载方案，显著降低了铀钚氧化物燃料的装载量，提高了平均卸料燃耗，增强了金属冷却快堆闭式铀-钚燃料循环的工程可实现性。
进一步地，高功率燃料组件中的定位管、仪表管、天然二氧化铀燃料棒元件和铀钚氧化物燃料棒元件具有相同的外形及尺寸，按照正三角形栅格排列，构成正六边形燃料组件，其中，定位管位于六边形燃料组件的六个角点处，仪表管位于六边形燃料组件的中心处，天然二氧化铀燃料棒元件位于燃料组件的内部和最***，铀钚氧化物燃料棒元件位于天然二氧化铀燃料棒元件围成的环形区域。针对金属冷却快堆功率密度高等特点，设计了上述天然二氧化铀燃料棒元件与铀钚氧化物燃料棒元件相互嵌套布置方案，使燃料组件内部及堆芯径向功率分布更为平坦，更加有效地利用铀钚氧化物燃料棒元件释放的快中子，减少堆芯快中子被结构材料吸收。
进一步地，低功率燃料组件中的定位管、仪表管、天然二氧化铀燃料棒元件和铀钚氧化物燃料棒元件具有相同的几何外形及尺寸，按照正三角形栅格排列，构成正六边形组件，其中，定位管位于六边形燃料组件的六个角点处，仪表管位于六边形燃料组件的中心处，天然二氧化铀燃料棒元件位于燃料组件的最***，铀钚氧化物燃料棒元件位于燃料组件的中心区域。针对金属冷却快堆中子泄漏大等特点，设计了上述以天然二氧化铀燃料棒元件为主、以铀钚氧化物燃料棒元件为辅的布置方案，作为堆芯的反射层燃料组件，充分利用堆芯泄漏的快中子，增强燃料转换，同时具有一定功率份额，使堆芯径向功率分布更均匀。
进一步地，控制棒组件中的定位管、铀钚氧化物燃料棒元件具有相同的外形及尺寸，按照正三角形栅格排列，构成正六边形燃料组件，其中，定位管位于六边形燃料组件的六个角点处，导向管布置在控制棒组件的中心位置。导向管占用若干个标准棒栅位置，为外方内圆结构形式，有效减少了导向管周边冷却剂旁流，控制棒吸收体为环状结构，在保证反应性控制能力条件下，有效降低了控制棒重量，提高了吸收体利用效率。
进一步地，铀钚氧化物燃料棒元件芯体中的239Pu富集度小于等于20％。
进一步地，反应堆的堆芯由199盒正六边形组件，包括48盒低功率燃料组件、132盒高功率燃料组件、19盒控制棒组件，低功率燃料组件作为反射层布置在堆芯的最外圈，包围整个堆芯，高功率燃料组件与控制棒组件在内部交叉布置。上述组件的外形尺寸相同。
进一步地，堆芯的***设置整体式异形金属反射层，其内侧与堆芯的不规则几何形状高度匹配，外部为圆形。整体式异形金属反射层用于为维持堆芯的整体几何形状。
一种基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆的管理方法，包括以下步骤：
低功率燃料组件及控制棒组件，经历若干循环达到设计寿命后，采用整体换料方式，即全部从堆芯卸出并装入相应新燃料组件；高功率燃料组件经历若干循环达到燃耗限值后，从堆芯内部卸出，未达到燃耗限值的高功率燃料组件从堆芯***向内部位置进行倒换料，新燃料组件优先装载至堆芯***区域。
上述燃料管理方法在保证燃料组件安全性条件下，能够充分利用各类组件，有效提高燃料组件的平均卸料燃耗深度及核燃料利用率。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
本发明根据液态金属冷却快堆的固有中子学特性、功率及燃耗分布特点，构建了不同功能及用途的组件：用于堆芯最***减少中子泄漏的低功率燃料组件、用于堆芯内部的高功率燃料组件及控制棒组件，形成了独特的液态金属冷却快堆堆芯装载方案，显著提高了液态金属冷却快堆的平均卸料燃耗、核燃料转换比，增强了液态金属冷却快堆闭式铀-钚燃料循环体系的工程可实现性。
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为高功率燃料组件示意图；
图2为低功率燃料组件示意图；
图3为控制棒组件示意图；
图4为堆芯装载及控制棒布置示意图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-定位管，2-天然二氧化铀燃料棒元件，3-铀钚氧化物燃料棒元件，4-仪表管，5-导向管，6-环状控制棒，7-低功率燃料组件，8-高功率燃料组件，9-控制棒组件，10-整体式异形金属反射层。
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。
实施例1：
如图1至图4所示，基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆，所述反应堆的堆芯最***布置一圈低功率燃料组件7，堆芯内部区域交叉布置控制棒组件9和高功率燃料组件8，所述低功率燃料组件7和高功率燃料组件8均为由定位管1、仪表管4、天然二氧化铀燃料棒元件2和铀钚氧化物燃料棒元件3构成的六边形燃料组件；所述低功率燃料组件7中天然二氧化铀燃料棒元件2布置两圈，所述铀钚氧化物燃料棒元件3布置在两圈天然二氧化铀燃料棒元件2之间，所述高功率燃料组件8天然二氧化铀燃料棒元件2布置一圈，所述铀钚氧化物燃料棒元件3布置在天然二氧化铀燃料棒元件2内侧；所述制棒组件9为由定位管1、铀钚氧化物燃料棒元件3和导向管5构成的六边形燃料组件，所述导向管5设置在六边形燃料组件的中心位置，该导向管5内设置环状控制棒6，所述堆芯外设置有整体式异形金属反射层10。具体地：
如图1所示，所述高功率燃料组件8中的定位管1、仪表管4、天然二氧化铀燃料棒元件2和铀钚氧化物燃料棒元件3具有相同的几何外形及尺寸，相邻元件的间距为2.0mm，按照正三角形栅格排列，构成正六边形燃料组件，燃料组件的对边距为148.6mm，其中，6根外径为8.0mm的定位管1位于六边形燃料组件的六个角点处，外径为8.0mm的仪表管4位于六边形燃料组件的中心，72根外径为8.0mm的天然二氧化铀燃料棒元件2位于高功率燃料组件8的内部和最***一圈，138根外径为8.0mm铀钚氧化物燃料棒元件3位于高功率燃料组件8的外部，其中，天然二氧化铀燃料棒元件2的包壳厚度为0.65mm，材料为不锈钢，燃料芯体直径为6.5mm，材料为天然二氧化铀陶瓷芯块；定位管1的管壁厚度为2.0mm，材料为不锈钢；仪表管4的管壁厚度为1.0mm，材料为不锈钢。
如图2所示，所述低功率燃料组件7中的定位管1、仪表管4、天然二氧化铀燃料棒元件2和铀钚氧化物燃料棒元件3具有相同的几何外形及尺寸，相邻元件的间距为2.0mm，按照正三角形栅格排列，构成正六边形燃料组件，燃料组件的对边距为148.6mm，其中，6根外径为8.0mm的定位管1位于六边形燃料组件的六个角点处，外径为8.0mm的仪表管4位于六边形燃料组件的中心位置，174根外径为8.0mm的天然二氧化铀燃料棒元件2位于低功率燃料组件7的最***5圈，36根外径为8.0mm的铀钚氧化物燃料棒元件3位于中心区三圈，天然二氧化铀燃料棒元件3的包壳厚度为0.65mm，材料为不锈钢，芯体直径为6.5mm，材料为天然二氧化铀陶瓷芯块；所述铀钚氧化物燃料棒元件3的芯体为铀钚氧化物陶瓷块，芯体直径为6.6mm，包壳材料为不锈钢；定位管1的壁厚为2.0mm，材料为不锈钢；仪表管4的壁厚为1.0mm，材料为不锈钢。
如图3所示，所述控制棒组件9中的由定位管1、铀钚氧化物燃料棒元件3具有相同的几何外形及尺寸，按照正三角形栅格排列，构成正六边形燃料组件，燃料组件的对边距为148.6mm，其中，6根外径为8.0mm的定位管1位于六边形燃料组件的六个角点处，1个对边距为44.5mm的导向管5布置在控制棒组件9的中心位置，174根外径为8.0mm的铀钚氧化物燃料棒元件3围绕导向管5布置，共5圈，所述铀钚氧化物棒元件3的包壳厚度为0.65mm，材料为不锈钢，芯体直径为6.5mm，材料为富集度为20.0％的铀钚氧化物陶瓷芯块；定位管1的壁厚为2.0mm，材料为不锈钢，位于组件中心区的导向管5，所述导向管5为外方内圆，占用了19个栅格位置，为“外六边内圆”形状，导向管5的内径为40.0mm。控制棒6由外径为35.0mm、内径为15.0mm的环状中子吸收体构成。
如图4所示，反应堆的堆芯由199盒正六边形组件，包括48盒低功率燃料组件，布置在堆芯的最***1圈位置、19盒控制棒组件和132盒高功率燃料组件，交叉均匀布置在堆芯内部，为反应堆的高功率密度区，相邻组件中心距为150mm。
一种实施例1所述的基于提高燃料利用率的液态金属冷却反应堆的管理方法，包括以下步骤：低功率燃料组件7及控制棒组件9，经历若干循环达到设计寿命后，采用整体换料方式，不进行倒换料，即全部从堆芯直接卸出并装入相应类型的新燃料组件；堆芯内部高功率燃料组件8，经历若干循环之后，若达到燃耗限值，从堆芯卸出，若未达到燃耗限值的高功率燃料组件从堆芯***向堆芯内部位置进行倒换料，新燃料组件优先装载至堆芯***。详细参数见表1。
表1液态金属冷却反应堆堆芯主参数
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。