一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法

摘要

本发明公开了一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，压水堆堆芯由121组燃料组件组成，首循环燃料组件按U‑235富集度分为4区，4区的U‑235富集度分别为1.8％、2.4％、3.1％和3.9％，燃料组件数分别为13、44、40和24组，首循环堆芯采用高泄漏装载模式，首循环堆芯采用的固体可燃毒物为载钆燃料棒。本发明克服了3区布置难以获得符合要求的核焓升因子的困难，实现了首循环18个月长周期换料设计的技术需求，将循环长度由年换料的387个等效满功率天提高到473个等效满功率天；本发明还解决了可燃毒物产生额外的放射性废物的问题，提高了燃料组件的灵活运用性和安全性。

权利要求

1.一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，其特征在于，压水堆堆芯由121组燃料组件组成，首循环燃料组件按U-235富集度分为4区，4区的U-235富集度分别为

1.8％、2.4％、3.1％和3.9％，燃料组件数分别为13、44、40和24组，堆芯采用高泄漏装载模式，采用的固体可燃毒物为载钆燃料棒；所述高泄漏装载模式为最高富集度的燃料组件放在堆芯最外圈，而在堆芯内部把富集度较大的组件和富集度较低的组件相互搭配组合；首循环中富集度为2.4％、3.1％的两种组件中使用载钆燃料棒作为可燃毒物，富集度为1.8％和3.9％两种组件不使用载钆燃料棒。

2.根据权利要求1所述的一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，其特征在于，载钆燃料棒的数量为4根、8根、12根、16根、20根或24根。

3.根据权利要求1所述的一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，其特征在于，首循环中较低富集度的3种燃料组件在堆芯内部交叉布置，最高富集度的燃料组件全部放在堆芯最外圈。

4.根据权利要求1所述的一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，其特征在于，所述载钆燃料棒为UO2-Gd2O3均匀混合在芯块中形成。

5.根据权利要求4所述的一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，其特征在于，UO2-Gd2O3燃料芯块中U-235富集度为1.8％～2.5％、Gd2O3的重量百分比为6％～10％。

说明书

一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法

技术领域

[0001] 本发明涉及压水堆堆芯换料技术领域，具体涉及一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法。

背景技术

[0002] 压水堆堆芯燃料管理，一般指从首循环到平衡循环堆芯(通常堆芯经历5个或6个燃料循环便达到平衡状态)，确定堆芯所使用的燃料富集度、可燃毒物的类型及各种组件和毒物在堆芯内的布置等，使得反应堆堆芯的设计结果满足核设计准则和电厂总体要求。堆芯燃料管理的优劣直接影响核电厂的经济性和安全性，是后续安全分析或评价的基础。

[0003] 目前，国内60万千瓦压水堆核电厂的首循环堆芯装载的传统方法主要为年换料装载方法。堆芯燃料组件分三区装载，三区燃料组件数目分别为41、40、40个，循环长度为387个等效满功率天，使用的固体可燃毒物为硼硅酸盐玻璃。

[0004] 采用上述方法的缺点在于循环长度短，电厂的可利用率低；而对于群堆厂址而言，可能会导致用电低谷时段多机组同时大修，而在高峰时段没有机组大修，对于电厂维修人员的需求波动很大。

发明内容

[0005] 本发明的目的在于提供一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，解决现有装载方法导致的首循环换料周期短的问题，通过本发明所述装载方法能够快速且容易实现首循环18个月长周期换料的目标，且克服了采用硼硅酸盐玻璃作为可燃毒物产生的放射性废物、制作工艺复杂的问题。

[0006] 本发明通过下述技术方案实现：

[0007] 一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，压水堆堆芯由121组燃料组件组成，首循环燃料组件按U-235富集度分为4区，4区的U-235富集度分别为1.8％、2.4％、3.1％和3.9％，燃料组件数分别为13、44、40和24组，堆芯采用高泄漏装载模式，采用的固体可燃毒物为载钆燃料棒；所述高泄漏装载模式为最高富集度的燃料组件放在堆芯最外圈，而在堆芯内部把富集度较大的组件和富集度较低的组件相互搭配组合。

[0008] 现有的堆芯燃料组件分三区装载，三区燃料组件数目分别为41、40、40个，对应的三种富集度分别为1.9％、2.6％、3.1％，循环长度为387个等效满功率天。采用该方法的缺点在于循环长度短，电厂的可利用率低；而对于群堆厂址而言，可能会导致用电低谷时段多机组同时大修，而在高峰时段没有机组大修，对于电厂维修人员的需求波动很大。并且，现有的首循环通常是采用硼硅酸盐玻璃棒作为可燃性毒物，硼硅酸盐玻璃棒的工艺制造较为复杂，须以可燃毒物棒的形式直接插在燃料组件的导向管位置，限制了控制棒设计的灵活性，首循环结束后硼硅酸盐玻璃棒会产生额外的放射性废物，不利于环境保护。

[0009] 为了提高提高电厂的利用率，增大反应堆的经济性，需将反应堆的循环周期增加至18个月。堆芯组件如果继续采用3区装载，则需提高最高富集度燃料组件的数量或使用更高富集度的组件，该方法不利于堆芯径向功率分布的展平，难以获得符合设计准则要求的核焓升因子。核焓升因子是堆芯装载方案的重要设计指标之一，根据设计准则要求，核焓升因子应低于某一限值，这一要求可以使反应堆的安全性得到保证。

[0010] 本发明通过将首循环燃料组件按U-235富集度分为4区，可以减少组件富集度大小的差别，利于堆芯径向功率分布的展平，从而获得符合设计准则要求的核焓升因子，确保反应堆具有较高的安全性。本发明将最高富集度的燃料组件放在堆芯最外圈，而在堆芯内部把富集度较大的组件和富集度较低的组件相互搭配组合，在组件内插入载钆燃料棒作为可燃毒物，将循环长度由年换料的387个等效满功率天提高到483个等效满功率天，通过合理设置各区组件的数目，使首循环周期增加至18个月。

[0011] 本发明以载钆燃料棒作为可燃毒物，载钆燃料棒的制作工艺相对简单，且不会产生放射性物质，在满足实现首循环18个月长周期换料目标的前提下，避免了采用硼硅酸盐玻璃棒作为可燃毒物生产工艺复杂的问题，以及硼硅酸盐玻璃棒作为可燃毒物产生额外放射性废物的问题。与硼硅酸盐玻璃棒相比，载钆燃料棒不会占用组件导向管，避免了与控制棒的布置形成冲突。设计人员可以根据展平功率分布的需要灵活的使用载钆燃料棒，提高了燃料组件的灵活运用性。

[0012] 进一步地，首循环中富集度为2.4％、3.1％的两种组件中使用载钆燃料棒作为可燃毒物，富集度为1.8％和3.9％两种组件不使用载钆燃料棒。

[0013] 进一步地，载钆燃料棒的数量为4根、8根、12根、16根、20根或24根。

[0014] 根据堆芯装载设计准则，慢化剂温度系数必须为负值或零，以保证反应堆具有一定的安全性。通过上述布置方式合理布置可燃毒物，可以有效抑制初始剩余反应性，确保慢化剂温度系数为负值或零。

[0015] 进一步地，首循环中较低富集度的3种燃料组件在堆芯内部交叉布置，最高富集度的燃料组件全部放在堆芯最外圈。

[0016] 交叉棋盘式布置能够使得辐射更为均匀。

[0017] 进一步地，载钆燃料棒为UO2-Gd2O3均匀混合在芯块中形成。

[0018] 进一步地，UO2-Gd2O3燃料芯块中U-235富集度为1.8％～2.5％、Gd2O3的重量百分比为6％～10％。

[0019] 本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

[0020] 1、本发明提供的首循环堆芯装载方法，针对由121个燃料组件组成的60万千瓦压水堆堆芯，本发明通过将燃料组件按U-235富集度分4区布置，减少组件富集度大小的差别，克服了3区布置难以获得符合要求的核焓升因子的困难，确保反应堆具有较高的安全性。通过合理设置各区组件的数目，本发明实现了首循环18个月长周期换料设计的技术需求，解决了传统年换料装载方法存在的循环长度短、电厂经济性差以及对电厂维修人员的需求波动很大的问题，具有很高的经济性和运行灵活性。

[0021] 2、本发明以载钆燃料棒为可燃毒物，载钆燃料棒的制作工艺相对简单，且不会产生放射性物质，在满足首循环18个月长周期换料目标的前提下，避免了采用硼硅酸盐玻璃棒作为可燃毒物生产工艺复杂的问题，以及硼硅酸盐玻璃棒作为可燃毒物产生额外的放射性废物的问题，提高了燃料组件的灵活运用性和安全性。

附图说明

[0022] 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：

[0023] 图1为本发明实施例1的首循环堆芯的装载示意图。

[0024] 其中：图中数值指新燃料组件中载钆燃料棒根数；

[0025] 指富集度为1.8％的燃料组件 指富集度为2.4％的燃料组件

[0026] 指富集度为3.1％的燃料组件 指富集度为3.9％的燃料组件

具体实施方式

[0027] 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。

[0028] 实施例1：

[0029] 如图1所示，一种压水堆首循环含钆堆芯的18个月换料装载方法，压水堆堆芯由121组AFA3G燃料组件组成冷态时堆芯燃料活性段高度为365.8cm，等效直径267.0cm，高径比为1.37。每个AFA 3G燃料组件由264个燃料棒、24个锆合金导向管和一个锆合金仪表管按
17×17方阵排列组成。

[0030] 首循环堆芯装载按照U-235富集度的不同分为4区，采用4种不同U-235富集度的燃料组件，相比3种富集度能够更好地展平堆芯功率分布；4区的U-235富集度分别为1.8％、2.4％、3.1％和3.9％，燃料组件数分别为13、44、40和24组，考虑到首循环所用的全部为新燃料组件，为了有效展平堆芯功率分布，采用高泄漏的装载模式，4种富集度中最高的3.9％的燃料组件布置在堆芯的最外圈，其余的3种富集度1.8％、2.4％、3.1％的燃料组件则布置在堆芯的内部，且较低富集度的3种燃料组件在堆芯内部交叉布置。

[0031] 为了控制初始堆芯剩余反应性，实现18个月换料寿期并更好地展平堆芯功率分布，首循环采用载钆燃料棒作为固体可燃毒物；载钆燃料棒为UO2-Gd2O3均匀混合在芯块中形成；UO2-Gd2O3燃料芯块中U-235富集度为1.8％、Gd2O3的重量百分比为6％。

[0032] 本实施例中，首循环堆芯含可燃毒物的组件分为五种类型：含4根载钆燃料棒、富集度为2.4％的组件，含8根载钆燃料棒、富集度为2.4％的组件，含8根载钆燃料棒、富集度为3.1％的组件，含12根载钆燃料棒、富集度为3.1％的组件，含16根载钆燃料棒、富集度为3.1％的组件。

[0033] 图1是本发明实施例提供的60万千瓦压水堆核电厂的反应堆堆芯燃料组件布置图，其中图中标的数字表示组件中含载钆燃料棒的数目。

[0034] 横坐标从右往左依次由A-N排列，在首循环中，G03、E05、G05、J05、C07、E07、G07、J07、L07、E09、G09、J09、G11位置布置U-235富集度为1.9％的燃料组件，该类型组件不含载钆燃料棒。

[0035] F03、H03、E04、F04、G04、H04、J04、D05、F05、H05、K05、C06、D06、E06、F06、G06、H06、J06、K06、L06、D07、F07、H07、K07、C08、D08、E08、F08、G08、H08、J08、K08、L08、D09、F09、H09、K09、E10、F10、G10、H10、J10、F11、H11位置布置U-235富集度为2.4％的燃料组件，其中F03、H03、E04、G04、J04、D05、F05、H05、K05、C06、E06、G06、J06、L06、D07、F07、H07、K07、C08、E08、G08、J08、L08、D09、F09、H09、K09、E10、F10、G10、H10、J10、F11、H11位置的组件含8根载钆燃料棒，F04、H04、D06、F06、H06、K06、D08、F08、H08、K08、F10、H10位置的组件含4根载钆燃料棒。

[0036] E02、F02、G02、H02、J02、D03、E03、J03、K03、C04、D04、K04、L04、B05、C05、L05、M05、B06、M06、B07、M07、B08、M08、B09、C09、L09、M09、C10、D10、K10、L10、D11、E11、J11、K11、E12、F12、G12、H12、J12位置布置U-235富集度为3.1％的燃料组件，其中F02、G02、H02、E03、J03、C05、L05、B06、M06、B07、M07、B08、M08、B09、C09、E11、J11、F12、G12、H12位置的组件含12根载钆燃料棒，D03、K03、C04、L04、C10、L10、D11、K11位置的组件含8根载钆燃料棒，D04、K04、D10、K10位置的组件含16根载钆燃料棒。

[0037] F01、G01、H01、D02、K02、C03、L03、B04、M04、A06、N06、A07、N07、A08、N08、B10、M10、C11、L11、D12、K12、F13、G13、H13位置布置U-235富集度为3.9％的燃料组件，该类型组件不含载钆燃料棒。

[0038] 首循环堆芯装载能够满足安全准则要求，其主要的计算结果见表1。

[0039] 表1首循环堆芯燃料管理计算结果

[0040]

[0041] 由表1可知：通过本发明所述装载方法，首循环的等效满功率天为483天，即首循环的换料周期达到了18个月的设计要求。

[0042] 实施例2：

[0043] 本实施例基于实施例1，将实施例中富集度为2.4％的组件的载钆燃料棒数替换成12根，也可以是16根或20根，将富集度为3.1％的组件的载钆燃料棒数替换成20根，也可以
24根；UO2-Gd2O3燃料芯块中U-235富集度为2.5％、Gd2O3的重量百分比为10％。

[0044] 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。