堆内核燃料管理

低泄漏装料具有的问题
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。
要决策的变量：
a.批料数n或一批换料量N
c.新燃料的富集度ε e.燃料组件在堆芯的装载方案
b.循环长度T
d.循环功率水平P
f.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 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。
238
(n,)
U
239
U

-
239
2 3 m in
Np

-
239
2.3 d
Pu
另一是把232Th转换成233U（ 钍-铀燃料循环），核反应为：
232
(n,)
Th
233
Th

-
233
2 2 m in
Pa
27 d
-
233
U
转换比CR(Conversion Ratio)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
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） 和换料设计安全评价所需的参数
6.2.3 换料方案
换料方案要解决的问题是： 燃料在堆芯中如何布置？
分两中布置方式：均匀装料和非均匀装料
均匀装料：整个堆芯采用相同富集度的燃料元件．在这种装料 方式下，寿期初堆芯的功率峰因子很大，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，这是均匀装料方式 的一大缺点。另一方面由于堆芯中心区功率密度很大，因而这 区域中的燃料消耗很快；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 率密度分布己趋于平坦（如图9.8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 反应堆的平均燃耗深度也很低，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。
2. 轻水堆的燃料循环
6.2 堆内核燃料管理
6.2.1核燃料管理中的基本物理量
1、换料周期与循环长度 两次停堆换料之间的时间间隔称换料周期 反应堆经历了一个换料周期，也就是经历了一个运行循环。 一个运行循环经历的运行时间以等效满功率天（EFPD)表 示称为循环长度 循环长度的选取直接影响到核电厂的经济性。若较短，反 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 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18个月或1年为 换料周期，而且将换料时间取在电力需求相对较低的春季 或秋季。
非均匀的分区装料方式
堆芯按径向分成若干个 区域，在不同区域，燃 料的富集度不同。如图 压水堆中，从中心到边 缘分三区，富集度分别 为2.1%、2.6%、3.1%。 换料时，先把富集度最 低的一批组件卸去，然 后替换上新的燃料组件。 新的和旧的燃料组件相 对布置可有下列几种非 均匀装料方案：
1、内-外装料方案
（2）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 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
设计方法：先用具有一定精度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/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。
4、低泄漏装料方案
是70年代末发展起来的目前多数压水堆采用的装料方式，它吸收了 前面几种装料方案的优点。它将新燃料组件多数布置在离开边缘靠 近堆芯区的位置上，而把烧过二个循环以上的组件安置最外面的边 缘区，把烧过的第二和第三循环组件交替地布置在堆芯的中间区。
优点：堆芯边缘中子通量密度较低，
减少了中子从堆芯的泄漏，提高了中 子利用的经济性和芯部的有效增殖系 数，延长了芯部的寿期； 在新燃料组件数相同的情况下。与 前面外-内装料方案相比，富集度可 减少5％-10 % ； 快中子泄漏的降低，减少了堆芯压 力壳的积分中子通量，降低了热冲 击，从而延长了压力壳和反应堆的 寿命。
第6章 堆内核燃料管理
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 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： • 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
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 办法，即将变量a-f的决策问题分解为对变量a-d和e-f两个相对独 立的决策步骤，分别为： （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。
另一方面，对于传统的外-内装料方式，新燃料组件放最外区， 除第一循环外，不采用可燃毒物棒，因而其功率峰值将随燃耗 的增加趋于减小，设计时只要保证循环寿期初满足功率峰值的 约束要求就可以了。 但是在低泄漏装料方式中，功率峰值可能随燃耗的增加而增大。 因此，低泄漏装料方案的堆芯装换料方案设计要比通常的换料 设计复杂得多。
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。
6.2.4 堆芯燃料管理计算
计算包括两个方面： 堆芯换料方案的确定；最终换料方案的核计算与安全评估。 前者提供堆芯的换料方案；后者则是对选定的堆芯换料方案进行 最终的核设计，提供各种参数，确保装料方案能满足运行、安全 和经济性的各项要求。两者都是对给定方案进行计算，计算内容 和步骤基本一样，只是计算精度和用的程序系统有差异。后者计 算的程序应是国家核安全机构审查的堆物理/热工水力计算程序 系统。
图6.4 四分之一圆柱形堆芯燃料装载图
3、外-内分区交替装料
这是压水堆传统的一种装料方式，它是在外-内装料方案基础上 发展起来的。新组件仍放在堆芯外区．而在中间和中心两区把 第二和第三循环的燃料组件象图所示那样，不同富集度（燃耗 深度）的组件分散交替地排列在堆芯中。 换料时，新的燃料组件装在 最外区，而内区经过了三个 循环的燃料组件由外区经过 了一个循环燃料组件代替。 每次换料时不必移动堆芯中 全部然料组件，因而缩短了 换料时间，装卸也较简便。 这种装料方式，芯部富集度 分布比较均匀，中子通量密 度分布将象精细的波浪形， 降低了局部功率峰因子，在 80年代被广泛采用。
2、外-内装料方案
与前面内-外装料方案刚好相反，新鲜的燃料组件装在堆芯的 边缘区。换料时，先把中心区的组件卸去，然后把边缘区的组 件按批向里倒料。
这种装料由于新的组件是 排在芯部边缘区而中心则 是经过二个循环燃耗比较 深的组件，因而能达到展 平堆芯中子通量密度的目 的而使功率峰因子下降。 它的缺点是中子泄漏损失 较大，使堆芯寿期减小。 同时压力壳内的积分中子 通量密度较高，对压力壳 的热冲击大，使压力壳的 寿命降低。
3、循环燃耗BUc和卸料燃耗BUd 循环燃耗BUc：堆芯经过一个运行循环后净增燃耗深度。 卸料燃耗BUd：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。
6.2.2 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 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
2
N CR
3
Leabharlann BaiduN /( 1 CR )
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。
• 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
1. 转换和增殖 可以作为反应堆燃料的易裂变同位素有235U、239Pu、 233U, 其中只有235U在自然界中天然存在。天然铀中235U的含量为 0.715%，238U为99.285%。我们可以将不易裂变天然铀中 238U或232Th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238U 转换成239Pu（铀-钚燃料循环），核反应为：
2、批料数n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 行分批换料，即只换掉燃耗较深的部分燃料。 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。
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
（1）核燃料和可转换材料以外的其他物质的吸收A: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。 （2）泄漏损失L：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238U 构成的“再生区”，用来吸收泄漏的中子，提高增殖比。 （3）快裂变份额F：热中子堆数值很小，快堆可达0.2左右。 可见，快堆具有作为增殖堆的许多有利条件。
CR 易裂变核的生成率 易裂变核的消耗率 堆内可转换物质的辐射 堆内所有易裂变物质的 俘获率 吸收率
假定N个易裂变同位素原子核消耗掉，则能产生NCR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：
N N CR N CR
从图6-7的计算流程，其计算可分为两大模块 1.燃料组件计算或少群群常数计算
把芯部自内向外分为三区， 把新鲜燃料装在堆芯最内区， 把烧过一个循环的燃料组件 布置在第二区，而在最外区 布置烧过二个循环的燃料组 件。换料时把最外区的燃料 组件卸去，然后把中间两区 的燃料组件依次移到第二区 和边缘区，而在中心区装上 新的燃料组件。
图6.4 四分之一圆柱形堆芯燃料装载图
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。