本发明是在能源部授予的合同号de-ne0000633的政府支持下完成的。政府对本发明享有一定的权利。
相关事宜的声明
本申请要求于2017年2月28日提交的美国申请no.15/445,186的优先权，该美国申请要求2016年3月29日提交的名称为“inter-moduleshufflingforfuelcycleoptimization(用于燃料循环优化的模块间倒换)”的美国临时申请no.62/314,523的优先权，这些申请的内容通过引用整体并入本文。
背景技术
虽然某些类型核电厂的燃料成本可能比同等规模的化石燃料电厂更低且更稳定，但核电厂的燃料成本仍可能每年达数百万美元。为了优化整个工厂的运行，在燃料从反应堆排放到乏燃料池之前，通常仅消耗核燃料中的一小部分实际裂变同位素。
在已知的压水反应堆(pwr)和沸水反应堆(bwr)中，反应堆堆芯可包含大量燃料棒，这些燃料棒可被布置为多个燃料组件。通过在大型反应堆堆芯内倒换燃烧的燃料组件可以实现燃料燃耗的一些改进，该反应堆堆芯可包含超过200个燃料组件；然而，核心物理因素显著地限制了燃料消耗的潜在增益以及相应的燃料成本降低。
在可以更换反应堆堆芯中的一些或所有燃料棒的再加燃料操作期间，必须至少部分地拆卸反应堆容器以便进入反应堆堆芯。因此，在再加燃料操作期间必须关闭反应堆，此时典型的发电厂不再能够发电。
本申请解决了这些和其它问题。
技术实现要素：
本文公开了在与多个燃料循环相关联的多个反应堆堆芯中装载燃料的示例性方法。示例性方法可以包括，在第一燃料循环中，将第一反应堆堆芯装载有选自第一批燃料的第一燃料组件，将第一反应堆堆芯装载有来自第二批燃料的第一部分乏燃料组件，将第二反应堆堆芯装载有来自第一批燃料的第二燃料组件，以及将第二反应堆堆芯装载有来自第二批燃料的第二部分乏燃料组件。在可以在第一燃料循环完成之后执行的第二燃料循环中，该方法可以包括将第二反应堆堆芯装载有新鲜燃料组件以及将第二反应堆堆芯装载有来自第一批燃料的第一燃料组件。
这里公开了示例性燃料装载系统。示例性燃料装载系统可包括：燃料存储设施，其构造成存储与多个现场反应堆堆芯相关联的一定数量的燃料组件；以及运输设备，其构造成将乏燃料组件运输到燃料存储设施。第一反应堆堆芯可包括第一燃料装载构造，该第一燃料装载构造包括与第一批燃料相关联的第一燃料组件和与第二批燃料相关联的第一部分乏燃料组件。
第二反应堆堆芯可包括第二燃料装载构造，该第二燃料构造包括与第一批燃料相关联的第二燃料组件、与第二批燃料相关联的第二部分乏燃料组件、以及包括先前已经完成两次燃料循环的部分乏核燃料的第三循环燃料组件。在先前的燃料循环之后，第二部分乏燃料组件可以从第一反应堆堆芯中移除并运输到燃料存储设施。
另外，第三反应堆堆芯可包括第三燃料装载构造，该第三燃料装载构造包括与第一批燃料相关联的第三燃料组件和替换第三反应堆堆芯中的第三循环燃料组件的第三部分乏燃料组件。在先前的燃料循环之后，第三循环燃料组件可以从第三反应堆堆芯中移除并运输到燃料存储设施。
这里公开了示例性存储装置。示例性存储装置可以具有存储在其上的指令，该指令响应于处理装置的执行而使得处理装置执行操作。操作可以包括：对于第一燃料循环，确定与第一反应堆堆芯相关联的第一燃料构造。第一燃料构造可包括选自第一批燃料的第一燃料组件和选自第二批燃料的第一部分乏燃料组件。操作还可以包括：对于第一燃料循环，确定与第二反应堆堆芯相关联的第二燃料构造。
第二燃料构造可包括选自第一批燃料的第二燃料组件和选自第二批燃料的第二部分乏燃料组件。另外，操作可以包括：对于在第一燃料循环完成之后实施的第二燃料循环，更新与第二反应堆堆芯相关联的第二燃料构造，以包括新鲜燃料组件和从第一批燃料中选择的第一燃料组件。
附图说明
图1示出了示例性核反应堆模块。
图2示出了包括部分拆卸的反应堆压力容器的示例性核反应堆模块。
图3示出了示例性反应堆堆芯。
图4示出了示例性燃料组件的放大视图。
图5a示出了与第一燃料循环相关联的示例性燃料组件阵列的平面图。
图5b示出了与第二燃料循环相关联的示例性燃料组件阵列的平面图。
图5c示出了与第三燃料循环相关联的示例性燃料组件阵列的平面图。
图6示出了包括多个反应堆模块的核动力设施。
图7a示出了与一定数量的燃料循环相关联的示例性燃料倒换构造。
图7b示出了与后续燃料循环相关联的另一示例性燃料倒换构造。
图7c示出了与另一燃料循环相关联的又一示例性燃料倒换构造。
图8a示出了示例性燃料倒换构造，其中燃料可以在正向和反向两个方向上倒换。
图8b示出了与后续燃料循环相关联的另一示例性多向燃料倒换构造。
图8c示出了与后续燃料循环相关联的又一示例性多向燃料倒换构造。
图9示出了与在多个反应堆堆芯中装载燃料相关联的示例性系统。
图10示出了与多个燃料循环相关联的多个反应堆堆芯的示例性燃料倒换过程。
具体实施方式
本文公开和/或提及的各种示例可以与2016年1月22日提交的名称为“in-coreinstrumentation(堆芯内仪器)”的美国专利申请no.15/004,128中的一个或多个特征一致或结合地操作，该美国专利申请的全部内容通过引用并入本文。
图1示出了具有干燥和/或排空的容纳区域14的示例性核反应堆模块100。核反应堆模块100可以包括被反应堆压力容器52包围的反应堆堆芯6。反应堆压力容器52中的一次冷却剂10围绕反应堆堆芯6。
反应堆压力容器52可以由容纳容器54包围。在一些例子中，容纳容器54可以位于反应堆池150中。反应堆池150可以包括存储在地平面以下的硼化水。容纳容器54可以至少部分地浸没在反应堆池150中。在一些示例中，容纳容器54的上部头部的至少一部分可以位于反应堆池150的表面155上方，以便保持通过上部头部的任何电连接和/或穿透干燥。另外，容纳容器54可以被构造成禁止与反应堆压力容器52相关联的任何一次冷却剂10释放而逸出容纳容器54进入反应堆池150和/或周围环境。
容纳容器54的形状可以大致为圆柱形。在一些例子中，容纳容器54可以具有一个或多个椭圆形、圆顶形或球形端部，从而形成胶囊形容器。容纳容器54可以焊接或以其它方式与环境密封，使得在反应堆模块100的正常操作期间不允许液体和/或气体从容器54中逸出或进入容器54。在各种例子中，反应堆压力容器52和/或容纳容器54可以是底部支撑的、顶部支撑的、围绕其中心支撑的、或者它们的任何组合。
在一些例子和/或操作模式中，反应堆压力容器52的内表面可以暴露于包括一次冷却剂10和/或蒸汽的潮湿环境，并且反应堆压力容器52的外表面可以暴露于基本干燥的环境。反应堆压力容器52可以包括和/或由不锈钢、碳钢、其它类型的材料或复合材料或其任何组合制成。
在容纳容器54内形成的容纳区域可以基本上围绕反应堆压力容器52。在一些示例和/或操作模式中，容纳区域14可以包括干燥的、空的、排空的和/或气体的环境。容纳区域14可以包括一定量的空气、诸如氩气的诺贝尔气体、其它类型的气体或其任何组合。另外，界定了容纳区域14的反应堆压力容器52和容纳容器54中的一个或两个的表面可以在反应堆池150内的某些操作模式(例如加燃料、停堆或运输)期间暴露于水。
容纳区域14可以保持在或低于大气压力，包括大约300mmhg绝对压力(5.8psia)或更小的部分真空。在一些示例中，容纳区域14可以保持在大约50mmhg的绝对压力(1psia)。在其它例子中，容纳区域14可以保持在基本上完全的真空。容纳容器54中的任何气体或多种气体可在操作反应堆模块100之前被排空和/或移除。在反应堆模块100的正常操作期间，容纳区域14可保持干燥和/或排空任何水或液体。类似地，容纳区域14可以保持至少部分地排空任何空气或气体。
热交换器可以被构造成使给水和/或蒸汽在二次冷却系统中循环以便发电。在一些例子中，给水穿过热交换器并可能变成过热蒸汽。二次冷却系统中的给水和/或蒸汽与反应堆压力容器52中的一次冷却剂10保持隔离，从而不允许它们彼此混合或彼此直接(例如流体)接触。
第二冷却系统的热交换器和/或相关联的管道可以被构造成在一个或多个增压室30处穿透反应堆压力容器52。另外，二次管道可以布置到反应堆池150的高度上方的容器的上部区域，其中管道穿过容纳容器54。通过退出反应堆池150上方的容器，高温蒸汽和给水管线不会散热到反应堆池水150。
在正常的非紧急停堆期间，一个或多个蒸汽发生器可被构造成释放蒸汽并将反应堆模块100从正常操作温度冷却到约250°f(121℃)。然而，由于释放蒸汽的过程在250°f下可能变得在一定程度上是无效的，所以反应堆模块的温度越接近达到二次冷却剂的沸腾温度就可以变得基本上是静态或固定的。
冷却过程可以通过至少部分地溢流示例性反应堆模块100的容纳区域14来增强。在一些例子中，容纳区域14可以溢流有来自反应堆池150的硼化水直到水位达到或高于定位在反应堆压力容器52中的加压器挡板的高度。在冷却过程中，进入容纳区域14的水保持在反应堆压力容器52的外部，并且类似地，所有的一次冷却剂10都保持在反应堆压力容器52内。
反应堆压力容器52的上部头部可以保持在水位以上，以避免可能穿过上部头部的任何连接部分被浸没或以其它方式暴露于水中。在一些例子中，容纳区域14内的预定水位可以与溢流容纳区域14相关联，使得大部分反应堆压力容器52被水包围。在其它例子中，整个反应堆压力容器52可以被包围或浸没在使容纳区域14溢流的水中。
容纳区域14可以至少部分地填充有水，以启动被动冷却过程至冷停堆状态，例如，与低于200°f(93℃)的一次冷却剂温度相关的停堆状态。一旦容纳区域14被溢流在预定水平以上，可能不需要进一步的动作，并且操作温度被动冷却到低于200°f可主要根据以下因素而发生：反应堆压力容器52内的一次冷却剂10的自然循环、停堆反应堆的衰变热、从一次冷却剂10到容纳区域14中的水的热传递、以及反应堆池150的温度。
图2示出了示例性核反应堆模块200，其包括容纳在部分拆卸的容纳容器240内的反应堆压力容器220。可以从包含在反应堆压力容器220内的反应堆堆芯260移除堆芯内仪器230。在一些示例中，堆芯内仪器230可包括十二个或更多个堆芯内仪器组件。每个堆芯内组件可包括监视器、传感器、测量装置、检测器、其它类型的仪器或其任何组合。
示出了下部容器头部225已经从反应堆压力容器220移除，例如在再加燃料、维护、检查或反应堆模块200的其它非操作过程期间。在容纳容器240的拆卸期间，下部容器头部225可以保持完全浸没在反应堆池(例如反应堆池150(图1))的表面155下方。虽然反应堆压力容器220可以在容纳容器240的拆卸期间保持完整和/或密封，但至少反应堆压力容器220的下部部分也可以被反应堆池包围。
反应堆压力容器220可以通过上部容器凸缘222和下部容器凸缘224可拆卸地附接到下部容器头部225。例如，多个螺栓可以穿过和/或连接上部容器凸缘222到下部容器凸缘224。在从反应堆压力容器220移除下部容器头部225之前，可以松开和/或移除螺栓。在一些示例中，在移除下部容器头部225之前，可以类似地拆卸容纳容器240。
作为从反应堆压力容器220移除下部容器头部225的结果，当下部容器头部225被分离时，堆芯内仪器230可以有效地从反应堆堆芯260中收回。在非操作过程(例如再加燃料)期间，可以执行反应堆压力容器220和容纳容器240的外部的目视检查。在移除下部容器头部225之后，可以在容器和/或下部头部支撑在一个或多个支架中的同时远程检查容器的凸缘和内表面。在一些示例中，远程检查可以包括关键焊缝的超声波测试和内表面的全面目视检查。另外，一些或所有检查可以发生在反应堆池的表面155的下方。
可以在不破坏容纳容器240与周围水池之间形成的水密密封的情况下完成从反应堆堆芯260和引导管中收回堆芯内仪器230。例如，在反应堆压力容器220和容纳容器240的拆卸期间，至少部分地位于反应堆池的表面155上方的容纳容器240的上部头部可以保持完全密封到周围环境。另外，下部容器头部225可以移动到再加燃料隔间，或者保持在后面而不移动，使得可以对反应堆模块200的分离部件执行多个操作。
在反应堆模块200和/或容纳容器240的拆卸和运输过程中，堆芯内仪器230的下端部可始终保持浸没在反应堆池水中并被反应堆池水包围。反应堆池水可以用于降低堆芯内仪器230的温度，并为可能从下端部发射的任何辐射提供屏蔽。
图3示出了示例性反应堆堆芯300，其可以与图2的反应堆堆芯260类似地构造。反应堆堆芯300可包括燃料组件阵列325，其可以以大致对称的样式布置。燃料组件阵列325可包括多个燃料组件(例如部分地从反应堆堆芯300移除的燃料组件400)以及一个或多个中子源。包括在反应堆堆芯中的燃料组件的数量可以在一个反应堆与另一个反应堆之间变化，这至少部分地取决于反应堆可以构造产生的总功率量。在示例性反应堆堆芯300中，示出了总共三十七个燃料组件，但是本文考虑了每个反应堆堆芯更多或更少的燃料组件。
在一个或多个过程(例如检查过程或再加燃料过程)期间，可以从反应堆堆芯300中移除、添加和/或替换一些或所有燃料组件。另外，在一些示例中，各种燃料组件可以可互换地定位或放置在反应堆堆芯300内，使得燃料组件400可以在一个或多个燃料循环期间从阵列325中的一个位置移动到阵列中的另一个位置。
反应堆堆芯300的宽度350可根据燃料组件的数量和/或尺寸而变化。仅通过说明性示例，宽度350可以是大约1.5米，并且本文考虑与反应堆堆芯300相关联的其它宽度。
图4示出了与反应堆堆芯隔离的示例性燃料组件400的放大视图。燃料组件400可包括多个燃料棒425。在一些示例中，燃料组件400可包括超过一百个燃料棒。燃料棒425可以通过上部安装结构410和下部安装结构420支撑在燃料组件400内。另外，燃料组件400可包括多个引导管(从上部安装结构410上方可见)，在反应堆运行期间可将一个或多个控制杆插入到引导管中。
燃料棒425可包括放射性材料，例如氧化铀(uo2)燃料、混合的铀-钚氧化物(mox)燃料、其它类型的核燃料、或其任何组合。当铀或其它放射性物质的有效浓度随着使用和/或时间而消耗或耗尽时，燃料组件400的总反应性水平可能降低。在一些示例中，燃料组件400可以在用于反应堆之前、期间或之后作为整体结构运输和/或存储，并且一旦安装它们就不需要移除控制杆425。在其它示例中，一旦燃料组件400的使用寿命完成，就可以移除各个控制杆以进行再处理或处置。
燃料组件400的高度450可以根据燃料棒425的尺寸而变化。仅通过说明性示例，高度450可以是大约2.5米，并且本文考虑了与燃料组件400相关联的其它高度。
图5a示出了与第一燃料循环相关联的示例性燃料组件阵列500的平面图。燃料组件阵列500可以在逻辑上划分为多个部段，并且在一些示例中，可以有三个部段。部段的数量可以对应于预期的燃料循环的数量，并且在一些示例中，部段可以在燃料阵列500中以近似同心的布置取向。
燃料阵列500的第一部段510可包括一定数量的表示为“a0”的燃料组件，并且在一些示例中，a0燃料组件可表示尚未在反应堆中消耗的新燃料或新鲜燃料。第一部段510可以大致位于燃料阵列500的外部同心区域中。为清楚起见，在图5a中强调了示例性第一部段510的位置。
燃料阵列500的第二部段520可以包括一定数量的表示为“b”的燃料组件，并且在一些示例中，b燃料组件可以表示已经在反应堆中部分消耗的燃料。第二部段520可大致位于与第一部段510相关联的同心区域的内部。出于清楚的目的，在图5b中强调了示例性第二部段520的位置。
燃料阵列500的第三部段530可包括一定数量的表示为“c”的燃料组件，并且在一些示例中，c燃料组件可以表示已经在反应堆中部分消耗的燃料。第三部段530可以大致位于与第二部段520相关联的同心区域的内部，或者在一些示例中，主要位于阵列500的中心区域中。为清楚起见，在图5c中强调了示例性第三部段530的位置。
与每个部段相关的放射性或反应性可能会有所不同。例如，与第二部段520相关联的b燃料组件可以比与第三部段530相关联的c燃料组件更具反应性，并且b燃料组件可以比与第二部段520相关联的a0燃料组件更不具有反应性。根据反应堆堆芯的尺寸和/或与燃料相关联的燃料循环的数量，可以在其它示例性燃料组件阵列中提供额外的部段和/或数量的同心燃料区域。
在一些示例中，第一部段510中的a0燃料组件的数量可以等于第二部段520中的b燃料组件的数量，并且类似地，第二部段520中的b燃料组件的数量可以等于第三部段530中的c燃料组件的数量。
中子源可位于燃料阵列500的中心“s”处。在其它示例中，燃料组件可以位于阵列500的中心s处，其可以或可以不与其它部段倒换。在其它示例中，中心s可以保持敞开以提供用于冷却剂的通路或通道，和/或容纳促进快中子热化的介质，从而增加周围燃料组件中的中子吸收。
图5b示出了与第二燃料循环相关联的示例性燃料组件阵列500的平面图，其中一些或所有燃料组件可以是倒换的。位于图5a中的第一部段510处的a0燃料组件可以移动到第二部段520，并且类似地，位于图5a中的第二部段520处的b燃料组件可以移动到第三部段530。在一些示例中，燃料阵列500的第一部段510可包括一定数量的表示为“a1”的燃料组件，并且这些燃料组件表示在第二燃料循环之前尚未在反应堆堆芯中消耗的新的或新鲜的一批燃料。
图5c示出了与第三燃料循环相关联的示例性燃料组件阵列500的平面图，其中一些或所有燃料组件可以再次倒换。位于图5b中的第一部段510处的a1燃料组件可以移动到第二部段520，并且类似地，位于图5b中的第二部段520处的a0燃料组件可以移动到第三部段530。在一些示例中，燃料阵列500的第一部段510可包括一定数量的表示为“a2”的燃料组件，并且这些燃料组件表示在第三燃料循环之前尚未在反应堆中消耗的新的或新鲜的一批燃料。
与每个部段相关联的燃料组件可以与不同量的剩余使用寿命或燃料循环数量相关联。例如，位于第三部段530中的a0燃料组件可能先前已经经历了第三燃料循环之前的两个燃料循环，如参考图5a至5c的进展所示的强调部分可以容易地理解的。另一方面，位于第二部段520中的a1燃料组件可能先前在第三燃料循环之前仅经历了一个燃料循环。
对于与三个循环再加燃料过程或燃料倒换相关联的燃料阵列500，a0燃料组件可在其使用寿命完成之前具有一个剩余燃料循环，例如第三燃料循环，而新的a2燃料组件仍可具有使用寿命的三个剩余燃料循环，包括第三燃料循环。在一些示例中，每个燃料组件可以在其使用寿命期间在燃料阵列的不同部段之间倒换。
虽然在图5a-5c中所示的燃料倒换的方向被示出为从燃料阵列500的外部燃料组件位置或第一部段510朝向第三部段530或中心s发生，但是在其它示例中，燃料倒换的方向可以以相反的方式从第三部段530或中心s朝向燃料阵列500的外部燃料组件位置指向。在其它示例中，燃料倒换可以以其它几何图案或方向的组合来实现，以提供替代的反应性曲线。
图6示出了核动力建筑物600，其包括多个反应堆模块，例如反应堆模块610和另外的反应堆模块620。核动力建筑物600被示出为仅包括十二个反应堆模块，并且本文考虑了每个核动力建筑物的更少或更多的反应堆模块。
核动力建筑物600可包括架空起重机655，其构造成移动或运输多个反应堆模块。在所示的示例中，反应堆模块610已从反应堆隔间630中移除，并且正处于通过共用反应堆建筑物通道650运输的过程中。通道650可以流体地连接到每个反应堆隔间，例如反应堆隔间630，以允许反应堆模块610通过起重机655运输，同时至少部分地浸没在水下。
通道650可以将反应堆隔间630流体地连接到乏燃料池680和/或干坞690。另外，通道650可以将反应堆隔间630流体地连接到包含容纳容器支架660和反应堆压力容器支架670的再加燃料隔间665。
容纳容器支架660可以构造成在反应堆模块关闭后组装和/或拆卸容纳容器，例如容纳容器240(图2)。在拆卸反应堆模块期间，容纳容器的下部容纳头部可以放置在容纳容器支架660中。例如，起重机可以构造成从反应堆隔间运输整个反应堆模块，然后将反应堆模块降低到容纳容器支架660中。
在放置在容纳容器支架660中之后，与下部容纳头部相关联的容纳凸缘可以通过容纳工具来松开，例如通过松开和/或移除一定数量的螺栓。在下部容纳头部与容纳容器分离的情况下，反应堆模块可以通过起重机从容纳容器支架660提升并放置在反应堆压力容器支架670中。在下部容纳头部留在容纳容器支架660后面的情况下，与反应堆压力容器相关联的下部容器头部可以放置在反应堆压力容器支架670中。
在放置在反应堆压力容器支架670中之后，可以通过反应堆压力容器工具，例如通过松开和/或移除一定数量的螺栓，使与下部容器头部相关联的反应堆容器凸缘松开。反应堆压力容器工具和容纳工具中的一个或两个可以远程操作。在下部容器头部与反应堆压力容器分离的情况下，反应堆模块可以通过起重机从反应堆压力容器支架670提升并移动到维护设施。另外，下部容器头部可以与反应堆模块分开地移动，或者下部容器头部可以在保持在反应堆压力容器支架670中的同时被再加燃料和/或执行维护工作。
通过包括多个反应堆模块，反应堆模块610可以离线以用于再加燃料和/或维护，同时剩余的反应堆模块继续运行并产生电力。在每个反应堆模块具有两年的设计燃料寿命的包括十二个反应堆模块的核动力设施中，作为连续再加燃料循环的一部分，可以每两个月为不同的反应堆模块再加燃料。对于具有较长设计燃料寿命的反应堆模块，反应堆模块可以较不频繁地再加燃料。
燃料运输设备640可构造成在再加燃料隔间665和燃料存储设施680之间运输一个或多个燃料组件。在一些示例中，燃料运输设备640可包括用于移除、替换或添加燃料到反应堆堆芯的自动燃料装载系统。
在一些示例中，燃料运输设备640可以包括下部容器检查树(lvit)，其可以被构造为通过开口或门进入核动力建筑物600，以便进行反应堆模块的视觉和/或超声波检查。在一些示例中，燃料运输设备640和/或lvit可以通过起重机655在核动力建筑物600内移动。
包括在核动力建筑物600中的每个反应堆模块可包括相对小的反应堆堆芯，在一些示例中，该反应堆堆芯可包括37个燃料组件。因此，具有类似构造的反应堆堆芯的十二模块发电厂可以被理解为在十二个操作堆芯中包含总共444个燃料组件。排出的和/或部分乏燃料组件以及新的燃料组件可以存储在共用乏燃料池680中。在一些示例中，多模块发电厂构造因此可以允许将从一个模块排放到另一个模块中的燃料组件交叉装载的可能性。通过组件的明智的模块间倒换，可以最大化燃料消耗，同时保持各个操作堆芯的反应性限制。
图7a示出了可以与一定数量的燃料循环相关联的示例性燃料构造700或燃料倒换过程。对于包括三个或更多个反应堆模块和/或三个或更多个反应堆堆芯的多模块发电厂，模块间燃料倒换过程可以与第一反应堆堆芯710、第二反应堆堆芯720和第三反应堆堆芯730相关联。在一些示例中，燃料倒换构造700可以与三个或更多个燃料循环相关联，其中三批燃料可以在反应堆堆芯之间倒换或以其它方式移动。
第一批燃料712、722、732可分别与第一反应堆堆芯710、第二反应堆堆芯720和第三反应堆堆芯730相关联。第一批燃料可包括新鲜燃料或新燃料。在一些示例中，第一批燃料可位于外部反应堆堆芯位置，例如图5a的第一部段510。
类似地，第二批燃料714、724、734可分别与第一反应堆堆芯710、第二反应堆堆芯720和第三反应堆堆芯730相关联。第二批燃料可包括在先前燃料循环期间已经使用或部分消耗的燃料。在一些示例中，第二批燃料可位于中间反应堆堆芯位置，例如图5b的第二部段520。
此外，第三批燃料716、726、736可分别与第一反应堆堆芯710、第二反应堆堆芯720和第三反应堆堆芯730相关联。第三批燃料可包括在两个先前燃料循环期间已经使用或部分消耗的燃料。在一些示例中，第三批燃料可位于中心反应堆堆芯位置，例如图5c的第三部段530。
在第一燃料循环期间，三个反应堆堆芯710、720、730可以用图7a中所示的燃料构造操作。例如，第一反应堆堆芯710可以以燃料712、714、716在线或临界。类似地，第二反应堆堆芯720可以以燃料722、724、726在线，并且第三反应堆堆芯730可以以燃料732、734、736在线。
在第一燃料循环结束时，一些或所有燃料可以在反应堆堆芯之间倒换。燃料712、714可以从第一反应堆堆芯710移动到第二反应堆堆芯720，并且燃料722、724可以从第二反应堆堆芯720移动到第三反应堆堆芯730。在一些示例中，通常可以理解燃料沿“向前”方向移动，从第一反应堆堆芯710移动到第二反应堆堆芯720，以及从第二反应堆堆芯720移动到第三反应堆堆芯730。另外，通常可以理解燃料从反应堆堆芯的外部部段移动到反应堆堆芯的中心部段，同时燃料在反应堆堆芯之间倒换，如参考图5a至5c进一步理解的。
在由三个反应堆堆芯组成的多模块发电厂中，燃料732、734可以以类似于上面直接描述的方式从第三反应堆堆芯730移动到第一反应堆堆芯710。在一些示例中，燃料可以以闭环或圆形模式倒换，其中在每个后续燃料循环结束时燃料在三个反应堆堆芯之间移动。
在包括多于三个反应堆堆芯的多模块化设备中，燃料732、734可以从第三反应堆堆芯730移动到第四反应堆堆芯(未示出)。第四反应堆堆芯可以与第二组三个反应堆堆芯相关联，这些反应堆堆芯可以与反应堆堆芯710、720、730类似地构造。在一些示例中，发电厂可构造有一定数量的反应堆堆芯，该数量等于燃料循环数量的倍数。
在三燃料循环倒换过程的示例中，发电厂可包括三个反应堆堆芯、六个反应堆堆芯、九个反应堆堆芯、十二个反应堆堆芯等。每组三个反应堆堆芯可以与反应堆堆芯710、720、730类似地构造，并且在一些示例中，可以在每组反应堆堆芯之间完成燃料倒换，以便在后续反应堆堆芯在线时形成更大的燃料倒换的闭环或圆形模式。
在示例性的四循环燃料倒换过程中，发电厂可以构造有多组四个反应堆堆芯，使得发电厂可以包括四个反应堆堆芯、八个反应堆堆芯、十二个反应堆堆芯等。此外，与每个反应堆堆芯相关联的燃料批次的数量可以等于燃料循环的数量。在示例性三循环燃料倒换过程中，每个反应堆堆芯可以与布置在反应堆堆芯内的三个离散位置的三批燃料相关联。而在示例性的四循环燃料倒换过程中，每个反应堆堆芯可以与布置在反应堆堆芯内的四个离散位置中的四批燃料相关联。
在与图7a所示的燃料构造相关联的燃料循环结束时，燃料716、726、736可以被理解为已经用于三个燃料循环，并且在一些示例中，可以进一步被理解为他们的使用寿命已经到了尽头。因此，燃料716、726、736可以从反应堆堆芯710、720、730移除并且被处理、再加工或存储在燃料存储设施790中，或以其它方式处置。在一些示例中，燃料存储设施790可以被理解为包括共用乏燃料池。类似地，在燃料循环结束时，可以将来自燃料源780的新燃料或新鲜燃料添加到反应堆堆芯710、720、730中以替换已经移除的燃料。
新燃料780可以以与关于图5a-c中所示的燃料阵列500所描述的类似方式放置在反应堆堆芯710、720、730中。例如，新燃料可以放置在反应堆堆芯的外周边，而燃料716、726、736可以从相应反应堆堆芯的中心或内部部段移除。燃料可以在反应堆堆芯710、720、730之间倒换，以最佳地扰动或重新配置功率分配。可以每第三燃料循环的第三次堆芯重新装载重复完全循环模式。
图7b示出了与后续或第二燃料循环相关联的另一示例性燃料倒换构造，其中新燃料742、752、762已分别添加到反应堆堆芯710、720和730，并且部分使用的燃料已经如先前参考关于图7a描述的一个或多个示例所描述的那样进行倒换。
除了新燃料742之外，第一反应堆堆芯710示出为包括先前用于一个燃料循环的燃料782以及已用于两个先前燃料循环的燃料784。除了新燃料752之外，第二反应堆堆芯720被示出为包括先前用于第一反应堆堆芯710中的一个燃料循环的燃料712以及已用于两个先前燃料循环的燃料714。类似地，第三反应堆堆芯730示出为包括从第二反应堆堆芯720接收的部分乏燃料722和燃料724。
在第二燃料循环结束时，燃料742和燃料782可以从第一反应堆堆芯710移动到第二反应堆堆芯720，并且已经用于三个燃料循环的燃料784可以从第一反应堆堆芯710移除并存储在燃料存储设施790中或以其它方式处置。类似地，燃料752和燃料712可以从第二反应堆堆芯720移动到第三反应堆堆芯730。已经用于三个燃料循环的燃料714、724可以存储在燃料存储设施790中或以其它方式处置。在第三燃料循环中，可以以与先前描述的类似方式将新燃料780添加到一些或所有反应堆堆芯710、720、730中。
图7c示出了与后续燃料循环相关联的又一示例性燃料倒换构造。尽管图7b中所示的燃料构造可以通过将燃料沿向前方向倒换到下一个顺序反应堆堆芯来完成，但在其它示例中，一批或多批燃料可以跳过该下一个反应堆堆芯。例如，参考图7a中所示的燃料构造700，燃料712可以从第一反应堆710移动到第二反应堆720，而燃料714可以从第一反应堆710移动到第三反应堆730。类似地，燃料722可以从第二反应堆720移动到第三反应堆730。
例如，由三个反应堆堆芯或单组反应堆堆芯组成的发电厂，燃料712随后可以从第二反应堆720移动到第一反应堆710，如虚线所示。类似地，燃料722可替代地从第三反应堆730移动到第二反应堆720。在一些示例中，燃料从第二反应堆720返回到第一反应堆710和/或从第三反应堆堆芯730返回到第二反应堆堆芯720的运输可以被理解为在“反向”方向上执行。
图8a示出了另一示例性燃料构造800或燃料倒换过程，其中燃料可在“向前”和“反向”方向上倒换。在燃料构造800中，可以用第四批燃料或更一般地n+1批燃料来增强或补充三循环燃料倒换过程，其中“n”表示与燃料的使用寿命相关联的标准燃料循环的数量。
对于包括四个或更多个反应堆模块和/或四个或更多个反应堆堆芯的多模块发电厂，模块间燃料倒换过程可以与第一反应堆堆芯810、第二反应堆堆芯820、第三反应堆堆芯830和第四反应堆堆芯840相关联。更一般地说，图8a可以被理解为示出了一组反应堆堆芯，其中n+1个反应堆堆芯用于n个燃料循环。在燃料可以与三个燃料循环的使用寿命相关联的示例中，第四反应堆堆芯840可以包括n+1反应堆堆芯。另外组的n+1反应堆堆芯可以类似地构造，以提供可以倒换和/或包括在更大的模块间燃料倒换构造中的附加燃料组件。
第一批燃料812、822、832可分别与第一反应堆堆芯810、第二反应堆堆芯820和第三反应堆堆芯830相关联。第一批燃料可包括新鲜燃料或新燃料。第二批燃料814、824、844可分别与第一反应堆堆芯810、第二反应堆堆芯820和第四反应堆堆芯840相关联。第二批燃料可包括在先前燃料循环期间已经使用或部分消耗的燃料。此外，第三批燃料816、836、846可分别与第一反应堆堆芯810、第三反应堆堆芯830和第四反应堆堆芯840相关联。第三批燃料可包括在两个先前燃料循环期间已经使用或部分消耗的燃料。
在与图8a所示的燃料构造相关的燃料循环结束时，可以将来自燃料源880的新燃料或新鲜燃料添加到反应堆堆芯810、820、830中以替换已经移除的燃料。另外，与第四反应堆堆芯840相关联的第四批燃料842可以类似地用新燃料或新鲜燃料890替换，其可以添加到反应堆堆芯840中以替换已经被移除的燃料842。在一些示例中，燃料842可以在反向方向上从第四反应堆堆芯840倒换到第三反应堆堆芯830，如虚线所示。类似地，燃料834可以在反向方向上从第三反应堆堆芯830倒换到第二反应堆堆芯820。
燃料源890可包括与燃料源880不同类型的燃料。在一些示例中，燃料源880可以包括氧化铀燃料，并且燃料源890可以包括混合的铀-钚氧化物(mox)燃料。来自燃料源880的燃料通常可理解为在向前方向上在一些或所有反应堆堆芯之间倒换，而来自燃料源890的燃料通常可理解为在反向方向上在一些或所有反应堆堆芯之间倒换。
在图8a所示的燃料循环结束时，燃料816、826、836、846可被理解为已用于三个燃料循环，并且在一些示例中，可进一步被理解为他们的使用寿命已经到了尽头。因此，源自燃料源880的燃料，例如燃料816、836、846，可以从反应堆堆芯810、830、840移除，并且处理、再加工或存储在第一燃料存储设施885中，或以其它方式处置。类似地，在燃料循环结束时，可以从第二反应堆堆芯820移除源自燃料源890的燃料，例如燃料826，并且在一些示例中，可以单独处理、再加工或存储在第二燃料存储设施895中。
在第一燃料循环期间，四个反应堆堆芯810、820、830、840可以用图8a中所示的燃料构造操作。例如，第一反应堆堆芯810可以以燃料812、814、816在线或临界。类似地，第二反应堆堆芯820可以以燃料822、824、826在线，第三反应堆堆芯830可以以燃料832、834、836在线，并且第四反应堆堆芯840可以以燃料842、844、846在线。在第一燃料循环结束时，一些或所有燃料可在反应堆堆芯之间倒换。
图8b示出了与后续燃料循环相关联的另一示例性多向燃料倒换构造。燃料812可以从第一反应堆堆芯810移动到第二反应堆堆芯820。然而，虽然燃料834示出为已经沿反向方向从第三反应堆堆芯830移动到第二反应堆堆芯820，但是燃料814可以从第一反应堆堆芯810移动到第三反应堆堆芯830，实质上跳过第二反应堆堆芯820。另外，虽然燃料842示出为已经沿反向方向从第四反应堆堆芯840移动到第三反应堆堆芯830，但是燃料822和燃料824中的每一个可以从第二反应堆堆芯820移动到第四反应堆堆芯840，从而跳过第三反应堆堆芯830。
在后续或第二燃料循环结束时，燃料872可以从第三反应堆堆芯830移动到第五反应堆堆芯，类似地，燃料822可以从第四反应堆堆芯840移动到第五反应堆堆芯。第五反应堆堆芯可以与第二组四个反应堆堆芯相关联，这些反应堆堆芯类似地布置为反应堆堆芯810、820、830、840。在一些示例中，可以存在三组或更多组反应堆堆芯，每组反应堆堆芯包括四个反应堆堆芯。
另一方面，在由四个反应堆堆芯组成的多模块发电厂中，燃料872可以从第三反应堆堆芯830移动到第一反应堆堆芯810(堆芯位置示出为包括燃料892)，并且燃料822可以从第四反应堆堆芯840移动到第一反应堆堆芯810(堆芯位置示出为包括燃料894)。在一些示例中，燃料可以以闭环或圆形模式倒换，其中未耗尽的燃料在每个后续燃料循环结束时在四个反应堆堆芯之间移动。
如上所述，源自燃料源880的主批燃料沿向前方向前进通过反应堆堆芯的示例性燃料装载构造可以补充有源自燃料源890的n+1批燃料，其可以通过反应堆堆芯向后倒换。具有最大过量反应性的新燃料可与具有中等至低过量反应性的其它批次燃料组合。例如，当890燃料中的过量反应性降低时，n+1批燃料可以向后倒换到与具有中等和高过量反应性的燃料相关的一个或多个堆芯中。
可以选择n+1批燃料的特性来捕获未充分利用的燃料中的剩余能量输出，以帮助实现有利的堆芯中子或动力分配特性、燃烧在发电厂中作为所用燃料的一部分的mox燃料、或其任何组合。除了产生总体燃料消耗的改进之外，可以优化示例性模块间倒换过程以减少处理现有钚库存所需的燃料循环的数量。
在十二模块或其它类型的多模块和/或多堆芯发电厂中，燃料组件可以进行倒换、移动或者基于一定数量的标准或特征以其它方式从乏燃料池和/或反应堆模块中选择。作为非穷举的示例，特征可以包括：1)具有更多可用的过量反应性以降低新鲜燃料负载的富集(成本)，2)具有暴露或过量反应性特征，其与用于功率峰值和燃料利用优化的模块中的其它组件兼容，和/或3)在单模块重新装载方案中可能被认为完全“耗尽”的组件可以与具有足够过量反应性而使得燃料组件可以在另外的循环中使用的新鲜燃料组合。
如上所述，模块间燃料倒换也可以在混合燃料源范例中受益，例如mox和uo2的双燃料利用。除了前面提到的好处之外，模块间燃料倒换可以更快速和更充分地耗尽mox燃料组件。例如，mox库存可能以更方便的方式耗尽，同时也获得最大的能量输出。
在一些示例中，装载mox的第一个堆芯，例如第四反应堆堆芯840，可能导致具有最大过量反应性的批次的燃料的高初始耗尽，因此它将最优先燃烧。通过将燃料保持在反应堆堆芯中三个循环，可以使mox燃料组件的燃耗最大化。
图8c示出了与后续燃料循环相关联的又一示例性多向燃料倒换构造。图8c中所示的构造与图8b中所示的构造的不同之处在于，先前位于第三反应堆堆芯830(参见图8a)中的燃料834已经向后倒换到第一反应堆堆芯810而不是第二反应堆堆芯820。另外，与图8b相比，由于第二反应堆堆芯820不再沿向后方向从第三反应堆堆芯830供给燃料，因此燃料894可以向前移动到第二反应堆堆芯820中，而不是移动到第一反应堆堆芯810中。
另外的示例性燃料构造
从以下参考图8a-8c的描述中可以另外理解示例性燃料装载系统、构造和/或再加燃料方法。第一反应堆堆芯810可包括第一燃料装载构造，该第一燃料装载构造包括与第一批燃料相关联的第一燃料组件812以及与第二批燃料相关联的第一部分乏燃料组件814。
第二反应堆堆芯820可包括第二燃料装载构造，该第二燃料装载构造包括与第一批燃料相关联的第二燃料组件822以及与第二批燃料相关联的第二部分乏燃料组件824。在先前的燃料循环之后，第二部分乏燃料组件824可以已经从第一反应堆堆芯820移除并且被运输到燃料存储设施。另外，第二反应堆堆芯820可包括第三循环燃料组件826，其包括先前已完成两个燃料循环的部分乏核燃料。
第三反应堆堆芯830可包括第三燃料装载构造，该第三燃料装载构造包括与第一批燃料相关联的第三燃料组件832以及第三部分乏燃料组件834，该第三部分乏燃料组件替换从第三反应堆堆芯830移动到第二反应堆堆芯820的第三循环燃料组件826。在一些示例中，第三循环燃料组件826可以在先前的燃料循环之后从第三反应堆堆芯830移除并且在被插入第二反应堆堆芯820之前被运输到第二燃料存储设施895。
第四反应堆堆芯840可包括第四燃料装载构造，该第四燃料装载构造包括选自第四批燃料的第四燃料组件842。第四批燃料可包括从燃料源890获得的新鲜燃料。在一些示例中，在先前的燃料循环之后，第四燃料组件842可以已经替换从第四反应堆堆芯840移动到第三反应堆堆芯830的第三部分乏燃料组件834。
可以在后续燃料循环期间重新布置一个或多个燃料装载构造。例如，可以更新与第二反应堆堆芯820相关联的第二燃料构造以包括用于后续燃料循环的第四燃料组件842，如图8b中的虚线所示。类似地，可以更新与第四反应堆堆芯840相关联的第四燃料构造以包括用于后续燃料循环的第二部分乏燃料组件812。
尽管示例性构造和过程已经示出了前向和后向倒换的各种构造，包括可以在任一方向上的一个或多个情形中“跳过”相邻反应堆堆芯的燃料倒换技术，但是本文考虑了其它示例性燃料倒换技术和模式。例如，不同的燃料批次可以遵循不同的模式或在燃料装载模式之间交替，例如图8a和8b中所示的构造的组合。类似地，可以采用不同数量和组合的批次、反应堆堆芯、燃料类型和/或燃料循环来进一步改变燃料倒换组合。
更进一步，尽管所示示例中的若干示例一般示出燃料在反应堆堆芯之间倒换，但是在一些示例中，可以执行模块间和模块内燃料倒换的组合。例如，来自一个反应堆堆芯的第一部段的燃料可以移动到同一反应堆堆芯的第二部段中，而来自反应堆堆芯的第二部段的燃料可以倒换到另一个反应堆堆芯。
在传统发电厂的隔离或单个反应堆堆芯中，与上述具有模块间燃料倒换的示例性多模块反应堆设备相比，堆芯设计者可能受到可装入的组件数量以及现有组件可以倒换的位置数量的限制。少数组件限制了有效分配各种暴露或过量反应性的组件的能力，而不会挑战功率峰值限制以及对反应性限制的其它挑战。
通过提供如本文所述的各种示例性构造和过程所描述的模块间倒换过程，可以极大地增加燃料位置和倒换的数量以及可能的布置。
反应堆启动燃料构造
图8a所示的燃料构造800也可以针对初始反应堆启动操作进行优化，例如反应堆设备第一次在线。新燃料812、822、832和842可分别从燃料源880和890获得。然而，由于反应堆启动可能是反应堆堆芯810、820、830、840中的一些或全部第一次在线，因此额外批次的燃料(例如第二批和/或第三批)也可能先前没有在任何反应堆堆芯810、820、830、840中使用。在其它示例中，少于全部的反应堆堆芯810、820、830、840可以最初操作，并且剩余的反应堆堆芯可以在以后添加或在线，以在能量需求随时间增加时提供补充功率。
为了促进反应堆堆芯的启动并实现类似的反应性和功率曲线，就好像发电厂的所有反应堆堆芯已经在多个燃料循环中运行一样，第二批和第三批中的一些燃料组件可以包括降低的活动水平或降低的燃料含量以模拟部分乏燃料。例如，一些燃料组件可以制造为启动燃料组件，其包括不同量的铀或不同浓度的浓缩物以复制部分乏燃料。
通过将启动燃料组件引入可以首次启动的反应堆堆芯中，燃料构造可以表现得类似于包括已经在两个或更多个燃料循环中倒换的部分乏燃料的燃料构造。因此，反应堆堆芯可以在第一次启动期间以与后续设备启动类似的方式在线，所述后续设备启动可以在发电厂运行一定数量的燃料循环之后在再加燃料操作之后发生。
在一些示例中，一个或多个燃料循环可以是交错的，例如通过在反应堆堆芯之间执行启动差异以产生多个燃料批次序列。在其它示例中，一半反应堆堆芯的燃料可以在燃料循环之后进行模块间倒换，并且另一半反应堆堆芯中的燃料可以在相同的燃料循环之后进行模块间倒换。此外，部分乏燃料可以在后续燃料循环期间临时存储在燃料存储设施中，使得燃料可以跳过燃料循环并且随后被重新引入燃料倒换程序，以便提供具有不同数量的燃料循环使用的燃料批次。
在其它示例中，不同数量的燃料循环可以与不同的反应堆堆芯相关联。例如，用于第一组反应堆堆芯的燃料可以与三个燃料循环相关联，并且用于第二组反应堆堆芯的燃料可以与四个燃料循环相关联。每个燃料循环的长度可以在各组反应堆堆芯之间变化，使得燃料的总可用寿命是相同的。
另外，可以通过调节反应堆堆芯内的一个或多个控制棒的位置和/或通过改变一次冷却剂的化学组成(例如通过添加硼)以改变裂变事件的数量或反应堆堆芯的临界性，来控制在新发电厂的启动期间和/或运行期间可能经历的不同量的反应性。
在从反应堆启动起数月或数年之后，所有反应堆堆芯中的燃料批次可以以与本文所述的一种或多种模块间燃料倒换技术类似的方式在所有在线反应堆堆芯之间倒换。
图9示出了与在多个反应堆堆芯中装载燃料相关联的示例性系统900。系统900可包括多个反应堆堆芯，包括第一反应堆堆芯910、第二反应堆堆芯920、第三反应堆堆芯930、第四反应堆堆芯940、以及一个或多个另外的反应堆堆芯970。在一些示例中，一些或所有反应堆堆芯910、920、930、940可以与第一组反应堆堆芯相关联，并且另外的反应堆堆芯970可以与两个或更多个另外的反应堆堆芯组相关联。另外的反应堆堆芯组可以与第一组反应堆堆芯类似地构造。
燃料存储设施960可以构造成存储与多个现场反应堆堆芯相关联的一定数量的燃料组件。燃料存储设施可包括共用的乏燃料存储池，该乏燃料存储池流体地联接到容纳多个现场反应堆堆芯的多个反应堆隔间。
运输设备950可以构造成将乏燃料组件运输到燃料存储设施960。在一些示例中，运输设备950可包括起重机，该起重机构造成将一个或多个反应堆堆芯从多个反应堆隔间运输到位于燃料存储设施960附近的再加燃料站。另外，运输设备950可包括自动、半自动和/或远程燃料处理设备，其构造成添加、移除、替换和/或以其它方式处理新燃料和乏燃料。
运输设备950可以构造成将部分乏燃料组件运输到燃料存储设施960和/或替换位于再加燃料站中的反应堆堆芯的一个或多个部分乏燃料组件，其中一个或多个其它的部分乏燃料组件位于先前已从其它现场反应堆堆芯移除的燃料存储设施960中。
存储装置990可以具有存储在其上的指令，该指令响应于处理装置980的执行而使得处理装置980和/或运输设备950执行一个或多个操作。例如，操作可以包括：对于第一燃料循环，确定与第一反应堆堆芯910相关联的第一燃料构造。第一燃料构造可包括选自第一批燃料的第一燃料组件和选自第二批燃料的第一部分乏燃料组件。
操作可以进一步包括：对于第一燃料循环，确定与第二反应堆堆芯920相关联的第二燃料构造。第二燃料构造可包括选自第一批燃料的第二燃料组件和选自第二批燃料的第二部分乏燃料组件。
另外，操作可以包括：对于在第一燃料循环完成之后实施的第二燃料循环，更新与第二反应堆堆芯920相关联的第二燃料构造，以包括新鲜燃料组件和从第一批燃料中选择的第一燃料组件。
在一些示例中，还可以对于第一燃料循环确定与第三反应堆堆芯930相关联的第三燃料构造。第三燃料构造可包括选自第一批燃料的第三燃料组件和第三部分乏燃料组件。通过更新第二燃料构造以包括第三部分乏燃料组件，可以为第二燃料循环更新第二燃料构造。
此外，操作可以包括：对于第一燃料循环，确定与第四反应堆堆芯940相关联的第四燃料构造，包括选自第四批燃料的第四燃料组件。在一些示例中，可以对于第二燃料循环更新与第三反应堆堆芯相关联的第三燃料构造以包括第四燃料组件。
在第三燃料循环期间，操作可以包括：更新与第二反应堆堆芯920相关联的第二燃料构造以包括第四燃料组件，以及更新与第四反应堆堆芯940相关联的第四燃料构造以包括第二部分乏燃料组件。
图10示出了与多个燃料循环相关联的多个反应堆堆芯的示例性燃料倒换过程1000。在一些示例中，示例性操作1010至1060中的一个或多个可以被理解为与第一燃料循环相关联。另外，示例性操作1070至1090中的一个或多个可以被理解为与第二燃料循环相关联。本文描述的其它示例性操作可另外与第三燃料循环、附加燃料循环或其任何组合相关联。
在第一燃料循环中，在操作1010处，第一反应堆堆芯可装载有选自第一批燃料的第一燃料组件。另外，在操作1020处，第一反应堆堆芯可装载有来自第二批燃料的第一部分乏燃料组件。在操作1030处，第二反应堆堆芯可装载有来自第一批燃料的第二燃料组件，并且在操作1040处，第二反应堆堆芯可装载有来自第二批燃料的第二部分乏燃料组件。
在与第一燃料循环相关联的一些示例性操作中，例如操作1050，第三反应堆堆芯可装载有选自第一批燃料的第三燃料组件。另外，在操作1060处，第三反应堆堆芯可装载有第三部分乏燃料组件。在一些示例中，第三燃料组件可包括具有至少一种铀同位素的核燃料，第三部分乏燃料组件可包括具有至少一种钚同位素的核燃料。
在第一燃料循环完成之后执行的第二燃料循环中，操作1070可以包括将第二反应堆堆芯装载有新鲜燃料组件。在操作1080处，第二反应堆堆芯可以另外装载由来自第一批燃料的第一燃料组件。在一些示例中，通过从第一反应堆堆芯移除第一燃料组件并用第一燃料组件替换第二部分乏燃料组件，第二反应堆堆芯可以装载有第一燃料组件。
在与第二燃料循环相关的一些示例性操作中，例如操作1090，第二反应堆堆芯可装载有第三部分乏燃料组件。在第一燃料循环结束后可以从第一反应堆堆芯中移除第一部分乏燃料组件的示例性操作中，第三反应堆堆芯可以在第二燃料循环中装载有第一部分乏燃料组件。
在包括四个或更多个反应堆堆芯的实例中，第四反应堆堆芯可以在第一燃料循环中装载有选自第四批燃料的第四燃料组件。第三反应堆堆芯可以在第二燃料循环中装载有第四燃料组件。在一些示例中，第一批燃料可包括与第一核同位素相关联的燃料，第四批燃料可包括与不同于第一核同位素的第二核同位素相关联的燃料。作为进一步的非穷举示例，第一批燃料可包括氧化铀(uo2)燃料，第四批燃料可包括混合的铀-钚氧化物(mox)燃料。
通过从第三反应堆堆芯移除第三部分乏燃料组件并用第四燃料组件替换第三部分乏燃料组件，第三反应堆堆芯可装载有第四燃料组件。
在包括从第二反应堆堆芯移除第二部分乏燃料组件和从第三反应堆堆芯移除第四燃料组件的示例性燃料循环中，与后续或第三燃料循环相关联的操作可包括将第二反应堆堆芯装载有第四燃料组件，以及将第四反应堆堆芯装载有第二部分乏燃料组件。
这里描述的一个或多个示例性系统可以包括各种核反应堆技术，并且可以包括和/或与核反应堆结合使用，所述核反应堆使用氧化铀、铀氢化物、铀氮化物、碳化铀、混合氧化物、铀硅化物、钍基燃料(如钍-钚或铀-钍)、锆-铀金属燃料、先进的事故耐受燃料、和/或其它类型的燃料。虽然本文提供的例子主要描述了压水反应堆和/或轻水反应堆，但是这些例子可以应用于其它类型的动力系统。例如，这些例子及其变型形式也可以与沸水反应堆、钠液态金属反应堆、气体冷却反应堆、卵石床反应堆和/或其它类型的反应堆设计一起进行操作。
另外，本文所示的例子不一定限于任何特定类型的反应堆冷却机构，也不限于用于在核反应内或与核反应相关联地产生热的任何特定类型的燃料。本文描述的任何比率和值仅仅是示例性的。其它比率和值可以通过实验来确定，例如通过构建核反应堆系统的全尺寸或比例模型。
已经在此描述和图示了各种例子，应当明显的是，可以在布置和细节上修改其它例子。我们要求保护所有在以下权利要求的精神和范围内的修改和变化。