堆內(nèi)核燃料管理的任務

裴洋核能發(fā)電教研室

核反應堆物理基礎6.1堆內(nèi)核燃料管理的任務核燃料管理中的基本概念

2⑴換料周期與循環(huán)長度【定義】換料周期

兩次停堆換料之間的時間間隔稱為一個換料周期，用符號T表示。反應堆每經(jīng)歷一個換料周期，就稱反應堆經(jīng)歷了一個運行循環(huán)?！径x】循環(huán)長度

核電廠一個運行循環(huán)所經(jīng)歷的運行時間稱為該運行循環(huán)的長度。運行時間通常以等效滿功率天（EFPD）表示。

3循環(huán)長度較短，燃料在堆芯待的時間短，新燃料的富集度可以較低，有利于核電廠的經(jīng)濟性；循環(huán)長度的縮短將導致循環(huán)燃耗和燃料卸料燃耗深度下降，還將使的停堆換料的頻率增加，導致電廠的容量因子減小，經(jīng)濟性下降。循環(huán)長度的選擇必須綜合考慮以上兩個因素?？紤]到換料停堆對用電的影響，換料時間一般選在電力需求較低的春季和秋季。循環(huán)長度的選取影響到核電廠的經(jīng)濟性：

4換料數(shù)與一批換料量為了提高核燃料的利用率，反應堆內(nèi)的燃料組件是分批卸出堆芯的。在每次換料時，只是將燃耗深度已經(jīng)達到或接近限值的那部分燃料組件卸出堆芯，其余燃耗深度較淺的燃料組件則繼續(xù)停留在堆內(nèi)進入下一個循環(huán)。此即分批換料。習慣上把具有同一初始富集度且在堆芯停留同樣時間的燃料組件稱為一批。

5設反應堆內(nèi)燃料組件總數(shù)為NT，每次換料更換的燃料組件數(shù)為N。則批料數(shù)定義為：

N則稱為一批換料量。在循環(huán)長度不變的情況下，提高批料數(shù)n，就增加了燃料在堆芯的停留時間，從而：增加了卸料燃耗深度；需要提高新料的富集度。循反應堆的換料方程：

6⑶循環(huán)燃耗和卸料燃耗【定義】循環(huán)燃耗深度

全堆芯核燃料在經(jīng)歷一個循環(huán)后所凈增的平均燃耗深度稱為該循環(huán)的循環(huán)燃耗深度，用符號BUc表示?！径x】卸料燃耗深度

新料從進入堆芯開始，經(jīng)過若干個循環(huán)，最后卸出堆芯時所達到的燃耗深度稱為卸料燃耗深度，用符號BUd表示。核燃料管理的任務與內(nèi)容

7⑴燃料管理的任務如何在滿足電力系統(tǒng)能量需求的前提下，以及在核電廠安全運行的設計規(guī)范和技術要求限制內(nèi)，盡可能的提高核燃料的利用率，降低核電廠的單位能量成本，是核燃料管理所要研究的內(nèi)容。核電廠堆芯燃料管理的主要任務就是要在滿足電力系統(tǒng)的能量需求的條件下，在電廠設計規(guī)范和技術要求的限制下，為核電廠一系列的運行循環(huán)作出其經(jīng)濟安全運行的全部決策。其核心問題就是如何在保證電廠安全運行的條件下，是核電廠的單位能量成本最低。

8⑵燃料管理的內(nèi)容①堆芯燃料管理策略以及初步換料方案的確定這部分內(nèi)容主要包括下列決策變量的確定：批料數(shù)n或一批換料量N；循環(huán)長度T；新燃料的富集度ε；燃料組件在堆芯的裝載方案X(i,j)；控制毒物在堆芯的布置方案BP(i,j)；控制和運行方案。

9目前在實際工程計算中，為了減少決策變量的數(shù)目，降低問題求解的難度，一般都采用脫耦的方法，即把決策變量分為兩組：多循環(huán)燃料管理：n，N，ε；在對這組變量進行決策時，燃料組件在堆芯內(nèi)的空間布置只以批的特性或點堆模型加以簡單考慮；單循環(huán)燃料管理：X(i,j)，BP(i,j)和控制運行方案；在對這組變量進行決策時，需要詳細考慮燃料組件和控制毒物在堆芯內(nèi)的空間分布。當?shù)玫降慕獠荒軡M足需求時，則需要調(diào)整外部決策變量，

重新進行多循環(huán)分析，求出新的值。

10在得出最佳換料方案后，必須應用精確的堆芯物理/熱工水力程序對最終換料堆芯進行全面、精確的換料核設計，提供反應堆設計、運行以及安全評價所需的全部技術參數(shù)，具體包括：壽期內(nèi)各個規(guī)定時刻的堆芯功率分布和功率峰因子；燃耗計算，給出壽期內(nèi)燃料成分、反應性或臨界硼濃度隨時間的變化；③、最終換料堆芯的核設計

11反應堆啟動物理試驗以及運行所需的堆芯參數(shù)；反應性控制和運行圖；堆芯動態(tài)特性參數(shù)和換料設計安全評價所需的參數(shù)。在最終核設計階段所使用的必然是一個精確的堆芯物理/熱工水力模型和分析程序系統(tǒng)，它一般是經(jīng)過核安全管理機構審查和批準的程序系統(tǒng)。④、啟動條件

12⑤、換料堆芯的安全評價每個循環(huán)確定的換料堆芯的狀態(tài)可能和核電廠設計階段所提供的最終安全分析報告（FSAR）中所