[其他]应用气体置换的谱移反应堆及控制方法

说明书

本发明概括地论述了关于压水核反应堆能谱偏移方面的问题，详细论述了应用气体置换的谱移压水核反应堆。

在典型的压水核反应堆中，对于裂变过程的控制，也就是反应性控制，是在反应堆运行过程中通过改变反应堆堆芯中中子慢化和吸收材料的数量来实现的。实现反应堆控制的一种方法，是使用含有中子吸收材料或抑制剂并插入反应堆堆芯内的控制棒。对裂变过程的控制可通过改变控制棒的数量、控制棒的尺寸及其在堆芯内的径向和轴向位置来实现。可燃吸收体（通过裂变过程）和溶解在反应堆冷却剂中的抑制剂可用来辅助进行上述控制。

为了延长堆芯寿命（二次换料之间的时间）反应堆启动时含有过量的反应性进行设计。剩余反应性按上面介绍的方法进行控制，并在持续的堆芯寿命期间逐渐地减少。在轻水压水堆中，常常用溶解于反应堆冷却剂中的可溶硼来控制初始的剩余反应性。当堆芯剩余反应性在反应堆运行过程中减少时，逐渐地排出吸收中子的硼，以便利用初始的剩余反应堆来维持裂变过程。虽然这种控制方案在持续的堆芯寿命期间提供了控制核反应堆的有效方法，但在堆芯寿命期中使用的吸收中子的硼却从反应堆堆芯中吸收掉中子并消除了反应性，这种反应性在其它情况下可在生产中加以利用。例如，反应性可用来将增殖性材料转换为钚或裂变铀，通过使后来产生的裂变材料进行裂变可进一步延长反应堆的堆芯寿命。可是，如果没有这种转换，反应性的消耗就是铀的低效率消耗，这会导致燃料费用比其它情况下更高。鉴于上述情况，使一个具有初始剩余反应性的堆芯，不用中子吸收材料消除剩余反应性，而是积极地利用剩余反应性，从而能延长堆芯寿命同时燃料总费用较低，这将是一个显著的优点。

大家知道，通过在燃料循环的第一阶段中使用“硬化”（较高的中子能量）能谱的方法，以降低剩余反应性、增加增殖性材料至裂变材料的转换;然后在燃料循环的后期使用“软化”（较低能量）中子能谱的方法，通过使以前产生的裂变物质进行裂变，来增加反应性、延长堆芯寿命，从而能降低燃料元件的浓缩度、提高生产裂变材料的转换化。应用上述原理的这样一种方法称之为能谱偏移控制，它可使反应堆的堆芯寿命得到延长，而又减少反应堆堆芯中中子吸收材料的数量。在应用这种控制方法的一个实例中，有一个用机械方法实现能谱偏移非反应堆，在堆芯的一些燃料组件内装有一些空心的置换棒（当然，这些棒会在燃料组件中排出相同体积的水），这些棒可以用机械方法提出或者穿入，以使可用的体积注入水。在堆芯寿命的早期阶段，用置换棒从堆芯中排出一部分水，使中子能谱硬化。而在后期，通过前面所说的置换棒提升或穿入从在堆芯中加进水，使中子能谱软化。专利申请号为217，054由A.J.Impink，Jr等、1980年12月1日提出申请并转让给西屋电气公司的美国专利“能谱偏移的反应堆控制方法”，揭示了这样一个用机械方法进行能谱偏移的反应堆。

实现能谱偏移的另一种方法，是在堆芯寿命的早期利用重水或氧化氘置换堆芯中等量体积的水，然后在堆芯寿命的后期逐渐地减少重水的体积并代之以平常的反应堆冷却剂。这种低效的慢化剂（重水）允许采用较低的燃料浓缩度，并得到将增殖性材料转换为裂变材料的较高转换比，这两点结合起来就可以保证降低燃料的价格和延长堆芯的寿命。

当压水核反应堆能谱偏移控制的原理以多种形式存在时，就存在着通过提供一定的装置和方法更有效地实现这一原理的进一步要求，要求这些装置和方法比较简单、总价格低廉、适应于现有的商用核反应堆、并能进一步提高核反应堆的安全性。

因此，本发明的主要目的是为压水反应堆提供装置和方法，其中包括在堆芯寿命期内改变反应堆冷却水体积的装置，这些装置在堆芯寿命的早期置换一部分水，然后当堆芯寿命降低时逐渐地恢复原始的反应堆冷却剂。

从这目的出发，本发明归结为在液体慢化的核反应堆中实现中子能谱偏移的一种方法，这种方法的特点是：在堆芯寿命的早期，部分堆芯充以具有低中子截面的气体;而在堆芯寿命的后期，上述气体再由上述慢化剂取代。

在压力容器外部设置一个气/水系统，用以供给和补充高压的气体和水。最好设置一个无动力的压力平衡控制系统，该系统使反应堆内气体和水之间的压差降低到近于0，以保证压力容器内气体连接管组件的完整性。

通过对附图中表示的推荐的具体装置（仅作为例子）作下述说明，将会使本发明变得更加容易理解，其中：

图1是装有本发明一个具体装置的反应堆压力容器的部分剖面示意图;

图2是图1的燃料组件的剖面图;

图3是图1的堆芯剖面示意图;

图4是供图1的谱移反应堆用的气体系统和水系统的原理图;

图5是可供图1具体装置使用的另一种燃料组件的剖面图;