专利名称:轻水反应堆燃料组件(替换物)、轻水反应堆和燃料组件的燃料元件的制作方法
技术领域：
本发明通常涉及其中钍作为燃料使用的轻水核反应堆的结构元件，特别地，涉及形状为正方形的无夹套燃料组件的结构元件，其形成水冷、水慢化动力反应堆的堆芯，这些反应堆称作PffR型反应堆(例如，AP-1000，EPR,等)。
现有技术
核能在当今世界仍然是必要的能量资源。许多没有充足矿物燃料资源的国家主要依靠核能发电。在许多其他国家，核能用作用于发电的有竞争力的资源，其同样增加了所用能源类型的多样性。另外，核能对实现例如治理与矿物燃料相关的环境污染(例如，酸雨和全球变暖)以及为后代保存矿物燃料起到非常重要的作用。
尽管安全毫无疑问是与核反应堆的设计和运行相关的首要问题，但另一个关键问题包括可在核武器中使用的物质扩散的危险。这对于政府不稳定的国家来说尤为重要，这些国家拥有核武器会对世界安全产生相当大的威胁。为此，核能必须以不引起核武器扩散和由此导致的使用风险的方式产生和使用。
现有的所有核反应堆产生大量通常称作反应堆级钚的物质。例如，传统的1000兆瓦(MW)反应堆每年产生可适于制造核武器的量级为200-300千克(kg)的反应堆级钚。因此，传统反应堆的堆芯排出的燃料是剧烈倍增的物质，并且需要预防措施，以便确保排出的燃料不落到无权拥有它的人手中。还存在与大量储存的武器级钚(它们在销毁核武器时在美国(USA)和前苏联(USSR)的国家产生)相关的类似的安全问题。
与传统核反应堆运行相关的另一问题源于对长期放射性废物处理的不断需要，以及世界的天然铀原材料资源的迅速消耗。
为了解决这些问题，近年来试图制造这样的核反应堆，它们依靠较少量的非增殖浓缩铀(浓缩铀的U-235含量为20%或以下)运行并且不会产生大量例如钚的倍增物质。 国际申请W085/01826和W093/16477公开了这些反应堆的实例，其中给出了具有包含点火区和增殖区的点火增殖堆芯的反应堆，其利用钍作为燃料从增殖区产生相当高比例的能量。增殖区环绕点火区，由非增殖浓缩铀制造的燃料棒位于点火区内。点火区燃料棒中的铀发出被增殖区中的钍捕获的中子，由此产生能够核裂变的U-233，其就地燃烧并释放用于反应堆发电设备的热量。
使用钍作为核反应堆燃料是有吸引力的，因为世界上的钍储量远高于铀储量。此外，如上所述的两种反应堆是非增殖性的，因为最初装填的燃料和每个燃料循环结束时排出的燃料都不适于制造核武器。这通过只使用非增殖浓缩铀作为点火区燃料实现，在此期间，选择最小限度形成钚的慢化剂/燃料体积比。少量非增殖浓缩铀添加到增殖区中，在增殖区中，U-238组分与增殖循环结束时剩余的U-233均勻混合并且使U-233 “变性”(改变其自然属性)，因此，它变得不再适合于制造核武器。
令人遗憾的是，上述两种反应堆设计都不是真正的“非增殖型”。特别地，人们发
6现，这两种设计都导致点火区的增殖钚形成水平超过了最低可能的水平。使用具有内部或中央增殖区和外部环绕增殖区的圆形点火区不能确保反应堆像“非增殖”反应堆那样运行， 因为薄圆形点火区具有相应较小的“光学厚度”，使得(中子的)点火区光谱在内部和外部增殖区的极高穿透力光谱上占主要地位。这致使点火区中产生更多份额的超热中子，并且产生倍增钚，在数量上与最低量相比更大。
另外，从运行参数的参考标准看，前面两种反应堆设计都没有进行优化。例如，点火区和增殖区中的慢化剂/燃料体积比对于在点火区产生最低数量的钚来说尤为关键，以便确保在点火区中从燃料棒释放适当数量的热量以及实现增殖区内钍到U-233的最佳转化。研究表明，在这些国际申请中指明的优选慢化剂/燃料比值在点火区内过高，在增殖区内过低。
前述堆芯设计在点火区燃料元件中使用非增殖浓缩铀时也不是特别有效。因此， 每个点火区燃料循环结束时排出的燃料棒因而包含许多残留铀，从而有必要对其进行处理以便在另一堆芯中重复使用。
申请W093/16477中披露的反应堆还需要复杂的反应堆机械控制电路，这使得其不适合用于传统反应堆堆芯的重新装备。同样，申请W085/01826中披露的反应堆堆芯不能容易地转换为传统堆芯，因为它的设计参数与传统堆芯的设计参数不兼容。
最后，上述两种反应堆设计都特别地构思为使非增殖浓缩铀及钍一起燃烧并且不适于使用大量钚。因此，这两种设计都不能确保解决所储存累积钚的问题。
专利RU2176826公开了具有堆芯的反应堆，所述堆芯包括多个点火和转换区，其均包含中央点火区。每个点火区包括点火区燃料元件和围绕点火区的圆形增殖区，所述燃料元件由包含铀-235和铀-238的能够核裂变的物质制成。反应堆还包括增殖区的增殖燃料元件，其主要包含体积为10%或以下的钍和浓缩铀，点火区慢化剂(其中，慢化剂/燃料体积比的取值范围为2. 5到5. 0)和增殖区慢化剂(其中，慢化剂/燃料比的取值范围为 1. 5-2. 0)。因此，每个点火区燃料元件包括铀-锆(U-Zr)合金，点火区占每个点火和转换区的总体积的25-40%。
已知反应堆从经济保证了最佳操作，而并非“增殖”。该反应堆可用于消耗大量钚和钍，不会同时产生组成增殖物质的废物产物。因此，该反应堆产生明显少得多的高放射性废物产物，从而减少对长期废物储存场所的需要。
然而，这种反应堆中使用的点火和转换区不适合于在上述已有的PWR型轻水反应堆(例如，AP-1000、EI3R等)中使用。
专利RU2222837的说明书中披露了一种轻水反应堆燃料组件，其与先前所述的反应堆类似，特别地，它具有正方形横截面，这使得可能将该燃料组件(由点火和转换区组成)安装在传统的轻水反应堆中。
然而，除了指出组件横截面的形状之外，上述书中不包含关于在不对反应堆设计进行任何类型改变的情况下有助于它安装在已有PWR型的轻水反应堆(例如， AP-1000、EPR等)中的组件结构变型的信息。
专利RU2294570公开了一种轻水反应堆燃料组件，其包括燃料元件束、容纳在隔片格栅中的导管、下部喷嘴和上部喷嘴，其中，隔片格栅还通过沿着燃料组件长度定位的部件互连到下部喷嘴，而上部喷嘴包括上部和下部连接板、位于这些板之间的筒夹和弹簧组件；这里，上部喷嘴筒夹具有外部肋，其突出部通过边缘互连，其下部通过多孔板互连。
已知的燃料组件属于无夹套燃料组件设计，因此形成VVER-1000型的水冷、水慢化动力反应堆的堆芯，并且由于刚性提高和上部喷嘴的长度减少，以及燃料元件束和上部喷嘴之间的自由空间扩大和同时燃料元件长度增大，从而具有增强的性能。这使得增加利用具有高燃烧百分比的燃料进行燃料组件的装填成为可能，从而提高了反应堆堆芯功率以及燃料组件操作时间。
然而，本组件中的所有燃料元件由轻水反应堆中常用的裂变物质制成；因此，前述缺陷为具有该类型组件的反应堆所固有-产生大量反应堆级钚。此外，本组件适用于 VVER-1000型反应堆；即，它具有六边形横截面，其不与PWR型反应堆(例如，AP-1000、EPR 等)中使用的燃料组件的形状匹配。
本发明的目的包括制造燃料组件，一方面，其在容纳钍作为燃料的增殖区产生其动力的相当大的部分并且不产生在使用期间构成增殖物质的废物。另一方面，它可以在无需大量改动的情况下放入已有的PWR型轻水反应堆(例如，AP-1000、Era等)中。
发明内容
根据本发明的一个实施例，本目的通过一种轻水核反应堆燃料组件实现，其在平面图中具有正方形形状并且包括点火区，包括在横截面图中布置在正方形坐标格栅的行列中的点火燃料元件的束；在此，每个点火燃料元件包括内核，所述内核含有浓缩铀或钚； 和转换区，所述转换区围绕上述点火区并且容纳增殖燃料元件的束，每个增殖燃料元件含有陶瓷钍；在这种情况下，增殖燃料元件在横截面中布置在正方形坐标格栅的两个行列中， 位于两个正方形环内。
燃料组件还包括导向通道，其布置在点火区内以与用于PWR型核反应堆的燃料组件控制棒的导管的位置匹配，从而确保它们的互换性。特别地，燃料组件包括24个导向通道，它们布置在点火区内以与用于PWR型核反应堆的17X17个燃料组件控制棒的24个导管的位置匹配，从而确保它们的互换性。
每一点火燃料元件具有形成螺旋形间隔肋(spacer rib)的四叶形轮廓。
典型地，在燃料组件横截面中的转换区燃料元件位于由19行和19列组成的正方形坐标格栅的两个最外面行列中，而点火燃料元件位于由13行和13列组成的正方形坐标格栅的行列中。
以此，燃料组件包括具有正方形横截面形状并使点火区的燃料元件与转换区燃料元件分开的通道。点火区的下部喷嘴连接至所述通道，支架结构附接到所述通道以便固定点火燃料元件。另外，导向格栅附接到通道的上部，以便于点火燃料元件的定位，从而使其自由的轴向移动成为可能。
典型地，点火燃料元件的数目为144个，而增殖燃料元件的数目为132个。
转换区包括转换区下部喷嘴、纵向布置的角形单元以及若干个纵向布置的支杆； 在此，转换区下部喷嘴刚性连接至上述角形单元和支杆上，从而形成转换区框架结构。在这种情况下，典型地，与支杆的数目一样，角形单元的数目等于四个。
间隔格栅固定到框架结构上。在每个格栅的中央区域具有用于容纳点火区的开[0030]点火区和转换区通过锁定机构相互连接，所述锁定装置使得可能将这些模块作为一个装置共同插入核反应堆堆芯中以及将它们从堆芯中取出，以及保证分开点火区和转换区的可能性。
根据本发明的另一实施例，该目的通过与如上所述实施例不同的燃料组件实现， 其中，增殖燃料元件在横截面中布置在正方形坐标格栅的行列中，位于三个正方形环内。
在此，一些导管位于点火区内，而剩余导管位于转换区内；在这种情况下，所有导管布置成与用于PWR型核反应堆的燃料组件控制棒的导管位置相匹配，从而保证它们的互换性。
根据本发明的第二实施例，点火区和转换区在横截面中布置在正方形坐标格栅的 17行和17列中，其中，点火燃料元件位于该格栅中间部分中，位于11行和11列中。
几乎与第一实施例中的组件一样，本实施例中的燃料组件包括具有正方形横截面形状并使点火区燃料组件与转换区燃料组件分开的通道。这里，使16个导管位于通道内， 而8个导管位于通道外，以与用于PWR型核反应堆的17X 17燃料组件的24个控制棒的位置相匹配，从而保证它们的互换性。点火区的下部喷嘴也连接至所述通道，支架结构附接到所述通道以便固定点火燃料元件。另外，导向格栅附接到通道的上部，以便于点火燃料元件的定位，从而使其自由的轴向移动成为可能。
在燃料组件的该实施例中，与上述实施例不同，多个点火燃料元件包括大量的主要点火燃料元件和多个次级点火燃料元件，所述主要点火燃料元件在横截面中布置在正方形坐标格栅的中间部分的9行和9列中，所述次级点火燃料元件位于正方形坐标格栅的中间部分的最外面行列中。每个主要点火燃料元件具有比每个次级点火燃料元件大的对角宽度。以此，多个主要点火燃料元件包括72个元件，而多个次级点火燃料元件包括36个元件。
位于点火区横截面的两行和两列中每一行列的次级点火燃料元件朝向所述通道的中心移动，用于限制点火燃料元件的横向运动的装置位于所述通道的内表面上，位于两个相邻的次级点火燃料元件之间，以便避免点火燃料元件的横向移动。这些装置制造为点火区通道上的凸出区或者纵向布置在通道内的棒状物。
本实施例中的增殖燃料元件组包括156个增殖燃料元件，其在燃料组件的横截面内布置在位于正方形坐标格栅的三个最外面行列中。
几乎与第一实施例一样，本实施例中的转换区包括转换区下部喷嘴；然而，在本实施例中，该下部喷嘴刚性连接至位于转换区中的导管上，从而形成转换区框架结构。间隔格栅也固定到框架结构上。在每个格栅的中央区域具有用于容纳点火区的开口。
与根据第一实施例的组件中一样，点火区和转换区通过锁定机构相互连接，所述锁定装置使将这些模块作为单个装置共同插入核反应堆堆芯中以及将它们从堆芯中取出， 并且保证分开点火区和转换区的可能性。
根据第一和第二实施例的燃料组件的尺寸和形状、以及中子和热液压性质与用于 PWR型核反应堆的传统燃料组件的尺寸和形状、以及中子和热液压性质匹配，从而保证它们的互换性。当在不对反应堆设计进行任何额外改变的情况下，燃料组件代替用于PWR型核反应堆的传统燃料组件放入核反应堆中时，该燃料组件的输出功率位于用于利用传统燃料组件运行的反应堆的设计极限范围之内。
根据本发明，该目的还通过核反应堆燃料组件的燃料元件包括含有浓缩铀或钚的内核并且具有四叶形轮廓来实现。除了内核之外，元件包括环绕内核的包壳。轮廓叶片形成螺旋形间隔肋；螺旋形间隔肋的轴向螺距为燃料元件长度的5%到30%。包壳由锆合金制成；具有几乎正方形横截面形状的置换件沿着内核的纵向轴线定位。置换件由锆或其合金制成，内核由铀-锆(U-Zr)合金制成，其中铀百分比高达30% ；利用铀-235同位素，铀浓缩高达20%。内核由钚-锆(Pu-Zr)合金制成，能量级钚百分比高达30%。
此外，根据本发明，该目的通过轻水反应堆包括大量燃料组件，燃料组件中的最少一个或全部根据本发明的一个或其他实施例制造。
通过参考附图对本发明的优选实施例进行的以下详细描述，本发明的特性和优点将变得显而易见，其中
图1是根据本发明第一实施例的燃料组件的总体示意图；
图2是根据本发明第一实施例的燃料组件的横截面布局图；
图3是根据本发明第二实施例的燃料组件的总体示意图；
图4是根据本发明第二实施例的燃料组件的横截面布局图；
图5是根据本发明第二实施例位于点火区的外围区域中的燃料元件的位置的布局图；
图6是点火区燃料元件的透视布局图；
图7是点火区燃料元件的横截面布局图；
图8是点火和转换区下部喷嘴接头的一种方案的布局图；
图9是间隔格栅中的转换区燃料元件位置的布局图；
图10是容纳根据本发明制造的燃料组件的反应堆堆芯的横截面布局图。
具体实施方式
图1显示了根据本发明第一实施例的燃料组件，其总体标为1。燃料组件1包含点火区2、转换区3、上部喷嘴4、点火区下部喷嘴5和转换区下部喷嘴6。如图2所示，点火区2容纳燃料元件束7，而转换区3容纳燃料元件束8。束7中的每个燃料组件具有四叶形轮廓，其沿着燃料元件的长度形成螺旋形间隔肋9 (图6)并且包括含有浓缩铀或钚的内核 10(图7)，以及环绕它的由锆合金制成的包壳11。置换件12位于内核10内。所有燃料元件7与束7中的每个相邻燃料元件在螺旋形间隔肋9接触点处接触。螺旋形间隔肋9接触点沿轴向方向彼此隔开与螺旋线螺距值的25%相等的距离。
每个燃料元件8在平面图中具有圆形形状并且由添加有浓缩铀的钍制成。燃料元件模块7和8布置在横截面为正方形坐标格栅的行列中，使得燃料组件总体上在平面图内具有正方形形状。特别地，模块7的燃料元件布置在正方形坐标格栅的行列中，由13行和 13列组成，而转换区的燃料元件8位于正方形坐标格栅的两个最外面行列中，由19行和19 列组成。
束7的每个燃料元件的轮廓具有相同的对角宽度，例如为12. 6毫米(mm)。燃料元件7的数量为144。燃料元件8具有相同的直径，例如为8. 6毫米(mm)，并且沿着正方形的边布置在正方形坐标格栅的两个行列中。燃料元件8的数量为132。[0057]管13位于点火区2的中心，其形成其中用于容纳控制器的导向通道。导管14位于点火区2的范围内以便插入吸收棒和安全棒，它们位于上部喷嘴4中以使轴向移动成为可能，除此以外，它们通过螺纹接头15或套筒夹具(collet fixture) 16 (图8)连接至点火区2的下部喷嘴5和转换区3的下部喷嘴6。
点火区2的燃料元件束7由固定在下部喷嘴5中的通道17围绕。点火区2的燃料元件束7的下端部位于支架结构18中，其上端部位于导向格栅19中(图1)。点火区2 的燃料元件7可以利用组合模压技术(通过阴模挤出)制造为单个组件单元的形式。螺旋形间隔肋9的螺旋线螺距根据相邻燃料元件7的轴线以与燃料元件的横截面对角宽度相等的距离彼此对齐的情况进行选择并且为燃料元件长度的5%到30%。
转换区3包含由附接到下部喷嘴6上的四个支杆21和四个角形元件20形成的框架结构。间隔格栅22通过其中穿过有燃料元件8的孔固定到框架结构上(图9)。间隔格栅22具有位于其中央区域的开口以将点火区2容纳其中。
图3显示了根据本发明第二实施例的燃料组件，其总体标为Γ。该组件1包含点火区2'、转换区3'、上部喷嘴4'、点火区下部喷嘴5'和转换区下部喷嘴6'。如图4 所示，点火区2'容纳燃料元件束7'，而转换区3'容纳燃料元件束8'。
与根据本发明第一实施例的燃料组件类似，每个燃料组件7'具有四叶形轮廓，其沿着燃料元件的长度形成螺旋形间隔肋9 (图6)并且包含包括浓缩铀或钚的内核10 (图7) 以及围绕内核的锆合金制包壳11。置换件12位于内核10的内部。每个燃料元件8'在平面图中具有圆形形状并且由钍和铀的各种陶瓷配方制成。
燃料元件模块7'和8'布置在横截面为正方形坐标格栅的行列中，使得燃料组件总体上在平面图内具有正方形形状。特别地，点火区的燃料元件7'和转换区的燃料元件 8'沿着正方形坐标格栅的17行和17列布置，燃料元件7'布置在该格栅中间部分的11行和11列中。
位于正方形坐标格栅的最外面行列中的燃料元件7 ‘的轮廓具有相同的对角宽度，例如为10. 3mm。剩余燃料元件7'的轮廓具有相同的较长对角宽度，例如为12. 6mm。位于正方形坐标格栅的最外面行列中的燃料元件7'的数目为36个(正方形坐标格栅的每个最外面行列中为9个)，而剩余燃料元件7'的数目为72个。燃料元件8'具有相同的直径 (其例如为9. 5mm)并且布置在正方形坐标格栅的三个行列中。燃料元件8'的数量为156。
与根据本发明第一实施例的燃料组件类似，管13位于点火区2'的中心，其形成用于在其中容纳控制器的导向通道。一些导管14位于点火区2'的范围内，用于插入吸收棒和安全棒，它们安装在上部喷嘴4中从而使轴向移动成为可能，并且它们通过螺纹接头 15或套筒夹具16(图8)连接至点火区2'的下部喷嘴5'。剩余外围导管14'位于转换区3 ‘的范围内，安装在上部喷嘴4中从而使轴向移动成为可能，并且通过螺纹接头15或套筒夹具16 (图8)连接至转换区3'的下部喷嘴6'。
与根据本发明第一实施例的燃料组件类似，点火区2'的燃料元件束7'由固定到下部喷嘴5'上的通道17'环绕。点火区2'的燃料元件7'的下端部位于支架结构18 中，其上端部位于导向格栅19中(图3)。
与根据本发明第一实施例的燃料组件类似，转换区3'容纳由外围导管14'形成的框架结构，用于插入安装在上部喷嘴4中的吸收棒和安全棒，从而使轴向移动成为可能。间隔格栅22通过开口附接到框架结构上，燃料元件8'从所述开口中穿过(图9)。间隔格栅22具有位于中央区域的开口以适应点火区2'在其中的定位。
点火区2'的通道17'和转换区3'的框架结构可以使用球形定位装置23 (如图 3所示)利用位于燃料组件1'上部的定位装置连接，所述球形定位装置与固定到转换区 3'的框架结构上的筒夹24相互作用。
如上所述和如图4所示，点火区2'的正方形坐标格栅的最外面行列的燃料元件 7'具有比点火区2'的剩余燃料元件7'短的对角宽度。为了稳定燃料元件7'在通道 17'中的相对位置，在其内表面上设置用于限制燃料元件7'的横向运动的装置。
图5显示了根据本发明第二实施例的点火元件在点火区的外围区域中的布局。所有燃料元件7'与束7'中的每个相邻燃料元件在螺旋形间隔肋9的切点处相接触，所述螺旋形间隔肋沿着轴向方向以与螺旋线螺距值的25%相等的距离彼此隔开。燃料元件7' 与点火区2'的通道17'接触的点可以位于凸出区25的区域中(位于通道17'的变形区中)，如图5的右侧部分所示。间隔棒26可以作为替换物，如图5上部所示，其沿着轴向方向布置并且附接到下部喷嘴6'上。图5中的实线和虚线表示横截面不同的燃料元件7' 的四叶形轮廓，以便显示这些接触点的位置。
根据本发明的燃料组件具有点火区的燃料元件，其具有包括浓缩铀或钚的内核 10。内核10主要由铀-锆(U-Zr)合金(其中，燃料混合物中的铀百分比高达30%，铀-235 同位素富集度高达20%)或者钚-锆(Pu-Zr)合金(其中，钚百分比高达30%)制成。沿着内核10的纵向轴线定位的置换件12实际上具有正方形横截面形状。螺旋形间隔肋9的螺旋线螺距等于燃料元件长度的5% -30%。
反应堆堆芯具有与PWR型的传统轻水反应堆(例如，AP-1000，EPR等)相同的几何构造和尺寸，以使得该反应堆可以重新装备这种类型的组件并且堆芯能够由所需数量的燃料组件制成。图10显示了总体上具有圆形横截面并具有若干个燃料组件的轻水反应堆堆芯27的一个实例，每个组件具有正方形横截面。
根据本发明第一实施例的燃料组件1按照下列顺序制造。将燃料组件7、管13和导管14置于点火区2的下部支架结构18中。将支架结构18固定到点火区2的下部喷嘴 5上。将燃料元件7、管13和导管14的上端置于上部导向格栅19中。其后，使通道17在燃料元件束上滑动并且固定到下部喷嘴5和导向格栅19上。将上部喷嘴4安装在管13的上端和导管14的上端，然后将管13和导管14固定在上部喷嘴4中，使轴向移动成为可能。
将由角形元件20和支杆21 (间隔格栅22位于其上)形成的支架结构固定到转换区3的下部喷嘴6上。将转换区3的燃料元件8置于间隔格栅22中。其后，将容纳燃料元件7的点火区2 (其通过管13和导管14连接至上部喷嘴)和上部喷嘴4插入间隔格栅22 的开口中，由此，管13的下部和外围导管14的下部穿过转换区的下部喷嘴6，随后利用螺纹接头15或套筒夹具16固定。因此，将点火区2和转换区3彼此相连。
将组合的燃料组件1安装在反应堆堆芯27中。
在将燃料组件1'从反应堆堆芯27中取出之后，将燃料组件1按相反顺序拆卸。
根据本发明第二实施例的燃料组件Γ根据用于相对固定点火区2'和转换区 3'的方法情况而采用不同的方式制造。
1.如果使用球形定位装置23，将它固定到通道17'上。进一步地，点火区2'以与本发明第一实施例中的点火区2类似的方式实施。将束7'的燃料元件、管13和导管14 置于点火区2'的下部支架结构18中。将支架结构18固定到点火区2'下部喷嘴5'上。 将束7的燃料元件、管13和导管14的上端置于上部导向格栅19中。其后，使通道17'在燃料元件束上滑动，由此，将它固定到下部喷嘴5'和导向格栅19上。将上部喷嘴4安装在管13的上端和导管14的上端，由此将管13和导管14固定成使轴向移动成为可能。
将外围导管14'安装在转换区3'的下部喷嘴6中并且将间隔格栅22紧固到导管14'上。格栅22形成转换区3'的框架结构。将转换区3'的燃料元件8置于间隔格栅 22和筒夹24中。
其后，将容纳燃料元件7'的点火区2'(其通过管13和外围导管14'连接至上部喷嘴)和上部喷嘴4安装到间隔格栅22的开口中，并且将导管14'固定到上部喷嘴4 中，从而使轴向移动成为可能。球形定位装置23确保点火区2'和转换区3'的框架结构相对固定。
将组合的燃料组件1安装在堆芯27中。
在将燃料组件1'从堆芯27中取出之后，将它按相反顺序拆卸。
2.如果使用螺纹接头或套筒夹具，将燃料组件1'按照与安装/拆卸本发明第一实施例中的燃料组件类似的方式进行安装和拆卸；即，将点火区2'的下部喷嘴5和转换区 3'的下部喷嘴6通过螺纹接头15或套筒夹具16相互连接。
在反应堆堆芯27中，燃料组件1和1'以与已知的PWR型反应堆(例如，AP-1000、 Era等)类似的方式工作。
使用本发明使得有可能确保由于燃料组件设计中存在钍组分(转换区)而实现天然铀的保存，因为形式为铀-233的次级核燃料在钍燃尽过程期间积聚，其燃烧对容纳该类型组件的堆芯的发电具有重要作用。这会提高防扩散特征和简化处理废燃料组件的问题， 因为对于PWR反应堆(例如，AP-1000，EI5R等)而言常见的次级核燃料(适于制造核武器的钚)的积聚大幅度减少(80%)，而新的次级核燃料-铀_233(或更准确地说，当其在钍转换区中“就地”燃烧之后留下的部分)_由于其被铀-232同位素和甚至钚同位素污染而不适合于制造核武器。因此，有可能通过延长规定燃料寿命和通过减少在排出燃料中具有长期辐射毒性的同位素含量以减少废物体积的手段来简化处理废燃料组件的问题。
根据本发明设计燃料组件由于其与标准燃料组件设计的机械、液压和中子兼容性便于其在PWR型反应堆(例如，AP-1000、EI3R等)中使用。
下列特征确保与PWR反应堆(例如，AP-1000、EPR等)的标准燃料组件的机械兼容性
存在承载框架结构，承载框架结构连同连接尺寸的相同性质一起，用于确保在长时间操作期间和当存在高燃料耗尽率时对变形的阻力；
使用与标准燃料组件的类似部件兼容的下部喷嘴、上部喷嘴和承载框架结构设计；以及
点火区设计与标准控制器和再充电装置设计的兼容性。
根据本发明的燃料组件的所有液压特征由于存在两个平行通道的系统而与标准燃料组件实质一致，所述系统由通过共用分配(排出)和返回上部喷嘴连接的点火区和转换区形成。因此，点火和转换区在下部进口和上部出口部分内以液压方式相互连接。这种燃料组件实施方式确保了具有根据本发明的燃料组件的PWR型反应堆(例如，AP-1000、EPR 等)的堆芯的阻力保持在标准值水平。因此，在PWR反应堆(例如，AP-1000，Era等)安装根据本发明的燃料组件不会使反应堆主回路中的冷却剂流率发生变化。这里，组件进口 (转换区的堆芯部分)与根据本发明的燃料组件和标准燃料组件中的组件出口之间的液压阻力比接近，这确保根据本发明的燃料组件和标准组件的液压兼容性以及确保它们之间不会发生非常规的(附加的)冷却剂泄漏。这使得有可能在使用标准反应堆燃料组件的同时， 在反应堆中使用一些根据本发明的燃料组件。
下列特征确保与标准燃料组件的中子物理兼容性
通过使用特别选定的燃料混合物和包含可燃吸收体的混合物获得直到燃尽的规定寿命；
燃料组件的标准功率通过在点火和转换区燃料混合物中使用特别选定的燃料装填内容实现；
通过在点火区燃料组件的不同行中使用特别选定的燃料装填内容和在转换区中使用燃料装填内容满足控制能量释放曲线不一致性的要求；
通过使用特别选定的燃料混合物特征将反应结果保持在对标准燃料组件来说典型的范围内；以及
两段式燃料组件设计与用于容纳控制器的标准燃料通道(管)设计方案的兼容性确保了通过标准控制器进行功率水平调节和能量排放的可能性。
本发明的优点还在于根据本发明的双段式燃料组件是可拆卸的，这使得有可能确保点火区的独立模块装填。点火区更频繁的模块装填使得有可能为放入组件转换区中的钍产生更有利的条件(就中子平衡和放射持续时间而言)。
权利要求
1.一种用于轻水核反应堆的燃料组件，其在平面图中具有正方形形状并且包括点火区，包括在横截面中布置在正方形坐标格栅的行列中的点火燃料元件的束；每个点火燃料组件包含具有浓缩铀或钚的内核；转换区，围绕上述点火区并且包括增殖燃料元件的束，每个增殖燃料元件包含陶瓷钍； 这些增殖燃料元件在横截面中布置在正方形坐标格栅的行列中，位于两个正方形环内。
2.如权利要求
1所述的燃料组件，包括多个导向通道，所述导向通道布置在点火区内以与用于PWR型核反应堆的燃料组件控制棒的导管的位置匹配，从而确保它们的互换性。
3.如权利要求
2所述的燃料组件，包括24个导向通道，所述24个导向通道布置在点火区内以与用于PWR型核反应堆的17X17个燃料组件控制棒的24个导管的位置匹配，从而确保它们的互换性。
4.如权利要求
1所述的燃料组件，其中，所述点火燃料元件中的每一个点火燃料元件具有四叶形轮廓，其形成螺旋形间隔肋。
5.如权利要求
4所述的燃料组件，其中，在燃料组件的横截面中，转换区的燃料元件位于由19行和19列组成的正方形坐标格栅的两个最外面的行列中，而点火燃料元件位于由 13行和13列组成的正方形坐标格栅的行列中。
6.如权利要求
5所述的燃料组件，包括具有正方形横截面形状并使点火区的燃料元件与转换区的燃料元件分开的通道。
7.如权利要求
6所述的燃料组件，包括连接至所述通道的点火区的下部喷嘴。
8.如权利要求
7所述的燃料组件，包括支架结构，所述支架结构紧固到点火区的下部喷嘴上以用于固定点火燃料元件。
9.如权利要求
6所述的燃料组件，包括固定到通道的上部的导向格栅，以便于点火燃料元件的定位，从而使其自由的轴向移动成为可能。
10.如权利要求
5所述的燃料组件，其中，点火燃料元件的数目为144。
11.如权利要求
5所述的燃料组件，其中，增殖燃料元件的数目为132。
12.如权利要求
1所述的燃料组件，其中，转换区包括转换区的下部喷嘴，以及纵向布置的角形元件和若干个纵向布置的支杆；以此，转换区的下部喷嘴刚性连接到上述角形元件和支杆上，从而形成转换区的框架结构。
13.如权利要求
12所述的燃料组件，其中，角形元件的数目等于四个。
14.如权利要求
13所述的燃料组件，其中，支杆的数目等于四个。
15.如权利要求
12所述的燃料组件，包括固定到间隔格栅的框架结构上的间隔格栅； 在每个格栅的中央区域具有用于在其中容纳点火区的开口。
16.如权利要求
1所述的燃料组件，包括用于连接点火区和转换区的装置，以便于它们作为单一装置共同插入核反应堆的堆芯中和从堆芯中取出。
17.如权利要求
16所述的燃料组件，其中，用于连接点火区和转换区的装置制造成可拆卸的，从而确保分开点火区和转换区的可能性。
18.如权利要求
1所述的燃料组件，其尺寸和形状、以及中子和热液压性质与用于PWR 型反应堆的传统燃料组件的尺寸和形状、以及中子和热液压性质匹配，从而保证它们的互换性。
19.如权利要求
18所述的燃料组件，当在不对反应堆设计进行任何额外改变的情况下，燃料组件代替用于PWR型核反应堆的传统燃料组件放入核反应堆中时，该燃料组件的输出功率位于用于利用传统燃料组件运行的反应堆的设计极限范围之内。
20.一种用于轻水核反应器的燃料组件，其在平面图内具有正方形形状并且包括点火区，包括在横截面中布置在正方形坐标格栅的行列中的点火燃料元件的束；每个点火燃料元件包含具有浓缩铀或钚的内核；转换区，围绕上述点火区并且包括增殖燃料元件的束，每个增殖燃料元件包含陶瓷钍； 这些增殖燃料元件在横截面中布置在正方形坐标格栅的行列中，位于三个正方形环内。
21.如权利要求
20所述的燃料组件，包括多个导向通道，一部分导向通道位于点火区内，而剩余导向通道位于转换区内；以此，所有导管定位成与用于PWR型核反应堆的燃料组件控制棒的导管的位置相匹配，从而保证它们的互换性。
22.如权利要求
21所述的燃料组件，包括24个导向通道，所述24个导向通道一部分位于点火区内，而剩余通道位于转换区内；所有24个导管布置成与用于PWR型核反应堆的 17X17燃料组件的24个控制棒匹配，从而保证它们的互换性。
23.如权利要求
20所述的燃料组件，其中，所述点火燃料元件中的每一个点火燃料元件具有四叶形轮廓，其形成螺旋形间隔肋。
24.如权利要求
23所述的燃料组件，其中，在燃料组件的横截面内，点火区和转换区的燃料元件布置在正方形坐标格栅的17行和17列中；点火燃料元件布置在位于该格栅中间部分内的11行和11列中。
25.如权利要求
24所述的燃料组件，包括具有正方形横截面形状并使点火区的燃料元件与转换区的燃料元件分开的通道。
26.如权利要求
25所述的燃料组件，包括24个导向通道，其中16个导向通道位于所述通道内，8个位于所述通道外，以与用于PWR型反应堆的17X 17燃料组件的24个控制棒匹配，从而保证它们的互换性。
27.如权利要求
25所述的燃料组件，包括连接至所述通道的点火区的下部喷嘴。
28.如权利要求
27所述的燃料组件，包括支架结构，所述支架结构紧固到点火区的下部喷嘴上以用于固定点火燃料元件。
29.如权利要求
28所述的燃料组件，包括固定到通道的上部的导向格栅，以便于点火燃料元件的定位，从而使其自由的轴向移动成为可能。
30.如权利要求
25所述的燃料组件，其中，所述点火燃料元件包括大量主要点火燃料元件和多个次级点火燃料元件，所述主要点火燃料元件位于燃料组件的横截面内并且布置在正方形坐标格栅的中间部分的9行和9列中，所述次级点火燃料元件位于正方形坐标格栅的中间部分的最外面行列中；每个主要点火燃料元件具有比每个次级点火燃料元件大的对角宽度。
31.如权利要求
30所述的燃料组件，其中，主要点火燃料元件的数目为72，而次级点火燃料元件的数目为36。
32.如权利要求
31所述的燃料元件，其中，位于点火区横截面的两行和两列中每一行列的次级点火燃料元件朝向所述通道的中心移动。
33.如权利要求
32所述的燃料组件，其中，用于限制点火燃料元件的移动的装置位于所述通道的内表面上，位于两个相邻的次级点火燃料元件之间。
34.如权利要求
33所述的燃料组件，其中，用于限制点火燃料元件的横向移动的装置实施为位于点火区通道上的凸起区的形式。
35.如权利要求
33所述的燃料组件，其中，用于限制点火燃料元件的横向移动的装置实施为在所述通道内纵向布置的棒状物的形式。
36.如权利要求
24所述的燃料组件，其中，所述增殖燃料元件组包括156个增殖燃料元件，其在燃料组件横截面内布置在正方形坐标格栅的三个最外面行列中。
37.如权利要求
21所述的燃料组件，其中，转换区包括转换区的下部喷嘴，其刚性连接到位于转换区内的导向通道上，从而形成转换区的框架结构。
38.如权利要求
37所述的燃料组件，包括固定到框架结构上的间隔格栅；在每个格栅的中央区域具有开口以在其中容纳点火区。
39.如权利要求
20所述的燃料组件，包括用于连接点火区和转换区的装置，以便于它们作为单一装置共同插在核反应堆的堆芯中和从堆芯中取出。
40.如权利要求
39所述的燃料组件，其中，用于连接点火区和转换区的装置制造成可拆卸的，从而确保分开点火区和转换区的可能性。
41.如权利要求
20所述的燃料组件，其尺寸和形状、以及中子和热液压性质与用于PWR 型核反应堆的传统燃料组件的尺寸和形状、以及中子和热液压性质匹配，从而保证它们的互换性。
42.如权利要求
41所述的燃料组件，当在不对反应堆设计进行任何额外改变的情况下，燃料组件代替用于PWR型核反应堆的传统燃料组件放入核反应堆中时，该燃料组件的输出功率位于用于利用传统燃料组件运行的反应堆的设计极限范围之内。
43.一种用于轻水核反应堆的燃料组件燃料元件，包括含有浓缩铀或钚的内核，以及围绕内核的包壳；该燃料元件具有四叶形轮廓。
44.如权利要求
43所述的燃料元件，其中，轮廓叶片形成螺旋形间隔肋。
45.如权利要求
44所述的燃料元件，其中，螺旋形间隔肋的轴向螺距为燃料元件长度的5%到30%。
46.如权利要求
43所述的燃料元件，其中，所述包壳由锆合金制成。
47.如权利要求
43所述的燃料元件，包括沿着内核的纵向轴线定位并具有几乎正方形横截面形状的置换件。
48.如权利要求
47所述的燃料元件，其中，所述置换件由锆或其合金制成。
49.如权利要求
43所述的燃料元件，其中，所述内核由铀-锆(U-Zr)合金制成，其中铀百分比高达30% ；利用铀-235同位素，铀浓缩高达20%。
50.如权利要求
43所述的燃料元件，其中，所述内核由钚锆(Pu-Zr)合金制成，其中能量级钚百分比高达30%。
51.包括一组燃料组件的轻水核反应堆，其特征在于，它包括根据权利要求
1-19所述的至少一个燃料组件。
52.如权利要求
51所述的轻水反应堆，其特征在于，所有燃料组件是如权利要求
1-19 所述的燃料组件。
53.包括大量燃料组件的轻水反应堆，其特征在于，包含如权利要求
20-42所述的至少一个燃料组件。
54.如权利要求
53所述的轻水反应堆，其特征在于，所有燃料组件是如权利要求
20-42 所述的燃料组件。
专利摘要
本发明涉及轻水反应堆设计，其中，钍用作燃料，特别地，涉及用于形成水冷动力反应堆中的堆芯的无夹套燃料元件组件的设计，例如PWR型反应堆(例如，AP-1000、EPR等)。轻水反应堆的燃料组件(1)具有正方形形状并且包括点火模块(2)、围绕所述点火模块的转换模块(3)、头部(4)、点火模块的尾部(5)和转换模块的尾部(6)。点火模块(2)的燃料元件的束布置在正方形坐标格栅的行列中并且具有四叶形轮廓，其沿着燃料元件的长度形成螺旋形间隔肋。转换模块(3)包括主体，添加有浓缩铀的由钍形成的燃料元件的束布置在其中。转换模块的燃料元件布置在正方形坐标格栅的两个行列中。在本发明的另一个实施例中，轻水反应堆燃料组件具有类似的设计；其中转换模块的燃料元件布置在正方形坐标格栅的三个行列中。本发明还涉及可在燃料组件中使用的燃料元件和使用燃料组件的PWR型轻水反应堆(例如，AP-1000、EPR等)。
文档编号G21C3/02GKCN102301430SQ200880132741
公开日2011年12月28日 申请日期2008年12月25日
发明者A·G·莫罗佐夫, S·M·巴什基尔采夫, V·F·库兹涅佐夫, V·V·克夫罗莱夫 申请人:钍能源股份有限公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan