堆内核燃料管理.ppt

第6章堆内核燃料管理广义的讲，核燃料管理一般可分为三个方面：
进堆前核燃料管理：铀矿的勘探、开采、冶炼、同位素分离和燃料元件的制造；
堆内核燃料管理：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；
出堆后核燃料管理：废燃料的储存、运输、后处理以及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6.1核燃料的转换与增殖转换比CR(ConversionRatio)用来描述转换过程，定义
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
材料的原子数，即

假定N个易裂变同位素原子核消耗掉，则能产生NCR个新的
易裂变同位素，新的易裂变核又将参与转换过程，并持续下
去。在CR<1的情况下，最终被消耗掉的易裂变同位素核总
数量为：

对于轻水反应堆，CR~0.6,于是,最终被利用的易裂变核约为
原来的2.5倍,即天然铀资源的利用率仅为1.8%。

当CR<1时，转换堆
当CR>1时,称为增殖堆，记为BR，充分利用铀钍资源。设易裂变核每吸收一个中子
的中子产额是,因此根据中
子平衡原理有:
CR=(-1)-A-L+F
其中,A、L、F分别是相对
于易裂变核每吸收一个中子
时其它材料吸收的中子数，
泄露的中子数，可转换材料
的快中子裂变中子数。
只有>1时，反应堆才有
转换即CR<1。要实现增殖
（CR>1）,必须有>2。

要实现增殖即>2
235U及239Pu，高能区增殖，快中子增殖堆，热堆无法增殖
233U，快中子增殖堆，热堆增殖均可实现影响反应堆增殖特性的有关参数
2.轻水堆的燃料循环两次停堆换料之间的时间间隔称换料周期批料数n=NT/N，NT为堆内燃料组件总数，N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121个燃料组件，一批换料量为40或41，则批料数为3，称3批换料方案,这是目前大部分压水堆核电站采用的换料方案。6.2.2核燃料管理的主要任务（1）多循环或堆外燃料管理。此步骤主要确定a-c三个变量，这些变量受燃料在堆芯的空间分布影响较小，可用“点堆”模型分析，即将空间效应通过“批”平均特性表示，因此此步骤也称为堆外燃料管理。2、初始堆芯及换料堆芯的核设计6.2.3换料方案非均匀的分区装料方式1、内-外装料方案这种分区装料方式可以使燃料燃耗比较均匀，相对于均匀装载可以有较高的平均卸料燃耗深度，同时由于富集度高的燃料组件放在中心部分，因而反应堆的中子泄漏损失较小，反应堆的寿期比较长。
它的重大缺点是：寿期初的中心部分中子通量密度很大，因而堆芯的功率不均匀系数较大，限制了反应堆的功率水平。而且在大型堆芯中，在燃料富集度不同区域的交界处，功率分布有显著的突变。将引起较大的功率峰因子。因此．在动力堆的实际运行中不采用这种装料方式。2、外-内装料方案3、外-内分区交替装料4、低泄漏装料方案由于新燃料组件移到堆芯内部，使功率峰值较外-内装料方案增加。为了得到可接受的功率峰值，除了恰当地选择组件的合理布置，必须采用一定数量的可燃毒物棒来抑制功率峰以达到允许的数值。通常用硼玻璃作为可燃毒物。但可燃毒物棒的使用带来了另一副作用，即在循环寿期末硼-10未能全部烧完，尚残留一小部分，这就减少了反应堆的剩余反应性，即带来所谓残硼反应性惩罚，缩短了堆芯的寿期。这一效应部分地抵消了低泄漏装料所带来的经济效益。除要确定各种燃料组件在堆芯的布置外，还需解决可燃毒物棒的分布问题，同时还应检验整个循环寿期内功率峰值的变化，使其满足安全约束条件。因而，低泄漏的装料方案需要根据经验经过详细计算来优化确定。从图6-7的计算流程，其计算可分为两大模块2.堆芯计算模块6.2.5堆芯换料设计的优化