堆内核燃料管理.ppt

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第第6章章堆内核燃料管理堆内核燃料管理反应堆核燃料管理的目的反应堆核燃料管理的目的?

经济性：

保证核燃料能得到充分利用经济性：

保证核燃料能得到充分利用安全性：

保证核燃料不对周围环境造成放射性危害安全性：

保证核燃料不对周围环境造成放射性危害广义的讲，核燃料管理一般可分为三个方面：

广义的讲，核燃料管理一般可分为三个方面：

进堆前核燃料管理进堆前核燃料管理：

铀矿的勘探、开采、冶炼、同位素：

铀矿的勘探、开采、冶炼、同位素分离和燃料元件的制造；分离和燃料元件的制造；堆内核燃料管理堆内核燃料管理：

确定反应堆的初始核燃料的装载方式、：

确定反应堆的初始核燃料的装载方式、换料周期和换料方案等，以使核燃料循环成本最小；换料周期和换料方案等，以使核燃料循环成本最小；出堆后核燃料管理出堆后核燃料管理：

废燃料的储存、运输、后处理以及：

废燃料的储存、运输、后处理以及放射性废物的处理问题放射性废物的处理问题本章主要讨论跟核电厂运行直接相关的堆内核燃料管理本章主要讨论跟核电厂运行直接相关的堆内核燃料管理6.1核燃料的转换与增殖核燃料的转换与增殖1.转换和增殖转换和增殖可以可以作为反应堆燃料的易裂变同位素有作为反应堆燃料的易裂变同位素有235U、239Pu、233U,其中只有其中只有235U在自然界中天然存在。

在自然界中天然存在。

天然铀中天然铀中235U的含量为的含量为0.715%，238U为为99.285%。

我们可以将不易裂变天然铀中。

我们可以将不易裂变天然铀中238U或或232Th转换成易裂变的同位素转换成易裂变的同位素239Pu、233U。

在反应堆中主要的核燃料转换过程有两类。

一是将在反应堆中主要的核燃料转换过程有两类。

一是将238U转换成转换成239Pu（铀（铀-钚燃料循环），核反应为：

钚燃料循环），核反应为：

另一是把另一是把232Th转换成转换成233U（钍钍-铀燃料循环），核反应为：

铀燃料循环），核反应为：

转换比转换比CR（ConversionRatio）用来描述转换过程，用来描述转换过程，定义定义为：

为：

反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变反应堆中每消耗一个易裂变材料原子所产生新的易裂变材料的原子数材料的原子数，即，即假定假定N个易裂变同位素原子核消耗掉，则能产生个易裂变同位素原子核消耗掉，则能产生NCR个新的个新的易裂变同位素易裂变同位素，新的易裂变核又将参与转换过程，并持续下，新的易裂变核又将参与转换过程，并持续下去去。

在。

在CR1的情况下，最终的情况下，最终被消耗被消耗掉的易裂变同位素掉的易裂变同位素核总核总数量数量为：

为：

对于轻水反应堆，对于轻水反应堆，CR0.6,于是于是,最终被利用的易裂变核约为最终被利用的易裂变核约为原来的原来的2.5倍倍,即天然铀资源的利用率仅为即天然铀资源的利用率仅为1.8%。

当当CR1时时,称为称为增殖堆，记为增殖堆，记为BR，充分利用铀钍资源。

，充分利用铀钍资源。

设易裂变核每吸收一个中子设易裂变核每吸收一个中子的中子产额是的中子产额是,因此根据中因此根据中子平衡原理有子平衡原理有:

CR=（-1）-A-L+F其中其中,A、L、F分别是相对分别是相对于易裂变核每吸收一个中子于易裂变核每吸收一个中子时其它材料吸收的中子数，时其它材料吸收的中子数，泄露的中子数，可转换材料泄露的中子数，可转换材料的快中子裂变中子数。

的快中子裂变中子数。

只有只有1时，反应堆才有时，反应堆才有转换即转换即CR1）,必须有必须有2。

要实现增殖即要实现增殖即2u235U及及239Pu，高能区增殖，快中子增殖堆，高能区增殖，快中子增殖堆，热堆无法增殖热堆无法增殖u233U，快中子增殖堆，快中子增殖堆，热堆增殖均可实现热堆增殖均可实现影响反应堆增殖特性的有关参数影响反应堆增殖特性的有关参数

（1）核燃料和可转换材料以外的其他物质的吸收）核燃料和可转换材料以外的其他物质的吸收A:

这些材料这些材料对热中子的吸收截面比较大，快中子堆中的有害吸收就比较小。

对热中子的吸收截面比较大，快中子堆中的有害吸收就比较小。

（2）泄漏损失）泄漏损失L：

热中子堆数值不大，但快堆由于堆芯体积：

热中子堆数值不大，但快堆由于堆芯体积小，泄漏严重，通常在芯部外围加一层由可转换材料如小，泄漏严重，通常在芯部外围加一层由可转换材料如238U构成的构成的“再生区再生区”，用来吸收泄漏的中子，提高增殖比。

，用来吸收泄漏的中子，提高增殖比。

（3）快裂变份额）快裂变份额F：

热中子堆数值很小，快堆可达：

热中子堆数值很小，快堆可达0.2左右。

左右。

可见，快堆具有作为增殖堆的许多有利条件。

可见，快堆具有作为增殖堆的许多有利条件。

2.轻水堆的燃料循环轻水堆的燃料循环两次停堆换料之间的时间间隔称两次停堆换料之间的时间间隔称换料周期换料周期反应堆经历了一个换料周期，也就是经历了一个运行循环。

反应堆经历了一个换料周期，也就是经历了一个运行循环。

一个运行循环经历的运行时间以等效满功率天（一个运行循环经历的运行时间以等效满功率天（EFPD）表表示称为示称为循环长度循环长度循环长度的选取直接影响到核电厂的经济性。

若较短，反循环长度的选取直接影响到核电厂的经济性。

若较短，反应堆的初始剩余反应性可以较小，核燃料的装载量可以较应堆的初始剩余反应性可以较小，核燃料的装载量可以较小，这有利于核电厂的经济性；但循环长度过短将导致频小，这有利于核电厂的经济性；但循环长度过短将导致频繁停堆换料，燃料的燃耗也达不到足够的深度，这使经济繁停堆换料，燃料的燃耗也达不到足够的深度，这使经济性下降；世界上大多数压水堆核电厂都取性下降；世界上大多数压水堆核电厂都取18个月或个月或1年为年为换料周期换料周期，而且将换料时间取在电力需求相对较低的春季，而且将换料时间取在电力需求相对较低的春季或秋季。

或秋季。

6.2.1核燃料管理中的基本物理量核燃料管理中的基本物理量1、换料周期与循环长度、换料周期与循环长度6.2堆内核燃料管理堆内核燃料管理批料数批料数n=NT/N，NT为堆内燃料组件总数，为堆内燃料组件总数，N为一批换料量，为一批换料量，即一次换料更换的换料组件数。

如秦山核电厂，堆芯共即一次换料更换的换料组件数。

如秦山核电厂，堆芯共121个个燃料组件，一批换料量为燃料组件，一批换料量为40或或41，则批料数为，则批料数为3，称，称3批换料批换料方案方案,这是目前大部分压水堆核电站采用的换料方案。

这是目前大部分压水堆核电站采用的换料方案。

3、循环燃耗、循环燃耗BUc和卸料燃耗和卸料燃耗BUd循环燃耗循环燃耗BUc：

堆芯经过一个运行循环后净增燃耗深度。

堆芯经过一个运行循环后净增燃耗深度。

卸料燃耗卸料燃耗BUd：

新燃料从进入堆芯（经若干个循环）到卸新燃料从进入堆芯（经若干个循环）到卸出堆芯所达到的燃耗深度。

出堆芯所达到的燃耗深度。

2、批料数、批料数n和一批换料量和一批换料量N堆芯燃耗深度与位置有关，中心较深，边缘较浅，换料时实堆芯燃耗深度与位置有关，中心较深，边缘较浅，换料时实行行分批换料分批换料，即只换掉燃耗较深的部分燃料。

，即只换掉燃耗较深的部分燃料。

6.2.2核燃料管理的主要任务核燃料管理的主要任务管理的核心问题：

是如何在保证核电厂安全运行的条件下，使管理的核心问题：

是如何在保证核电厂安全运行的条件下，使核电厂的单位能量成本最低。

包括以下两个管理内容。

核电厂的单位能量成本最低。

包括以下两个管理内容。

1、堆芯燃料管理策略及换料方案确定、堆芯燃料管理策略及换料方案确定a.批料数批料数n或一批换料量或一批换料量Nb.循环长度循环长度Tc.新燃料的富集度新燃料的富集度d.循环功率水平循环功率水平Pe.燃料组件在堆芯的装载方案燃料组件在堆芯的装载方案f.控制毒物在堆芯的布置和控制方案控制毒物在堆芯的布置和控制方案上述变量之间存在相互影响和耦合的关系，例如各运行循上述变量之间存在相互影响和耦合的关系，例如各运行循环之间存在强耦合，因为分批换料方案使燃料在堆芯停留环之间存在强耦合，因为分批换料方案使燃料在堆芯停留三个循环以上，在选择变量时，必须进行优化决策处理。

三个循环以上，在选择变量时，必须进行优化决策处理。

要决策的变量：

要决策的变量：

（11）多循环或堆外燃料管理。

此步骤主要确定）多循环或堆外燃料管理。

此步骤主要确定a-ca-c三个三个变量，这些变量受燃料在堆芯的空间分布影响较小，可变量，这些变量受燃料在堆芯的空间分布影响较小，可用用“点堆点堆”模型分析，即将空间效应通过模型分析，即将空间效应通过“批批”平均特平均特性表示，因此此步骤也称为堆外燃料管理。

性表示，因此此步骤也称为堆外燃料管理。

核燃料管理是一个多变量（多级循环和空间上多维）的决策过程，核燃料管理是一个多变量（多级循环和空间上多维）的决策过程，应用数值方法计算。

实际计算，为降低求解的困难，采用脱耦的应用数值方法计算。

实际计算，为降低求解的困难，采用脱耦的办法，即将变量办法，即将变量a-f的决策问题分解为对变量的决策问题分解为对变量a-d和和e-f两个两个相对独相对独立的决策步骤，立的决策步骤，分别为：

分别为：

（2）单循环或堆内燃料管理。

此步骤主要考虑燃料和毒物的）单循环或堆内燃料管理。

此步骤主要考虑燃料和毒物的空间分布影响，而不考虑循环之间的影响，一般通过二维堆芯空间分布影响，而不考虑循环之间的影响，一般通过二维堆芯分析计算，得到最佳换料方案。

分析计算，得到最佳换料方案。

2、初始堆芯及换料堆芯的核设计、初始堆芯及换料堆芯的核设计设计方法：

先用具有设计方法：

先用具有一定精度一定精度的计算模型和软件对成百上千个的计算模型和软件对成百上千个换料方案进行初选，然后用精确堆芯物理换料方案进行初选，然后用精确堆芯物理/热工水力模型对所选热工水力模型对所选方案进行计算评价，得到最终的换料核设计。

方案进行计算评价，得到最终的换料核设计。

最终的换料核设计要提供：

最终的换料核设计要提供：

寿期内各规定时刻的堆芯功率分布和功率峰因子寿期内各规定时刻的堆芯功率分布和功率峰因子寿期内燃料成分、反应性或临界可溶硼浓度随时间的变化寿期内燃料成分、反应性或临界可溶硼浓度随时间的变化反应堆启动物理试验参数及运行所需堆芯参数反应堆启动物理试验参数及运行所需堆芯参数反应堆控制和运行图反应堆控制和运行图堆芯动态特性参数（燃料和慢化剂温度系数，硼微分价值等）堆芯动态特性参数（燃料和慢化剂温度系数，硼微分价值等）和换料设计安全评价所需的参数和换料设计安全评价所需的参数6.2.3换料方案换料方案换料方案要解决的问题是：

换料方案要解决的问题是：

燃料在堆芯中如何布置？

燃料在堆芯中如何布置？

均匀装料均匀装料：

整个堆芯采用：

整个堆芯采用相同富集度的燃料元件相同富集度的燃料元件在这种装料在这种装料方式下，方式下，寿期初堆芯的功率峰因子很大寿期初堆芯的功率峰因子很大，堆芯中心区域的中子堆芯中心区域的中子通量密度很高，限制了反应堆的输出功率通量密度很高，限制了反应堆的输出功率，这是均匀装料方式，这是均匀装料方式的一大缺点。

另一方面由于堆芯的一大缺点。

另一方面由于堆芯中心区中心区功率密度很大，因而这功率密度很大，因而这区域中的区域中的燃料消耗很快燃料消耗很快；而在堆芯边缘区域的功率密度很小，；而在堆芯边缘区域的功率密度很小，因而这区域中的燃料消耗很慢。

这样，在堆芯寿期末，虽然功因而这区域中的燃料消耗很慢。

这样，在堆芯寿期末，虽然功率密度分布己趋于平坦（如图率密度分布己趋于平坦（如图9.8所示），但是己经快要换料所示），但是己经快要换料了。

在卸出的核燃料中，许多燃料元件的燃耗深度很低，因此了。

在卸出的核燃料中，许多燃料元件的燃耗深度很低，因此反应堆的反应堆的平均燃耗深度也很低平均燃耗深度也很低，这是均匀装料方式的另一重大，这是均匀装料方式的另一重大缺点。

基于这些原因，目前动力堆都不采用这种换料方式。

缺点。

基于这些原因，目前动力堆都不采用这种换料方式。

分两中布置方式：

分两中布置方式：

均匀装料均匀装料和和非均匀装料非均匀装料非均匀的分区装料方式非均匀的分区装料方式堆芯堆芯按径向分成若干个按径向分成若干个区域，区域，