[其他]轻水慢化型原子核反应堆

说明书

在一个燃料单一循环的轻水慢化型原子核反应堆中，反应堆堆芯被隔板分隔成中心区和外围区。中心区的氢原子数与轴原子数的比值（γＨ／Ｕ）小于外围区中的这一比值。第一种燃料组件布置在中心区（高转换区）。中心区中的第一种燃料组件移到外围区（燃烧区）中作为第二种燃料组件。在高反应区中的燃料棒使用寿命的前半期。钚的生产增加、铀的用量减少。在燃烧区中的燃料棒使用寿命的后半期。取出时的燃耗值增加。

本发明是关于一个轻水慢化型原子核反应堆，特别是关于燃料一次循环的压水型原子核反应堆或者燃料单一循环的沸水型原子核反应堆。

在轻水慢化型原子核反应堆（以下简称轻水反应堆）中使用燃料材料的方法基本上分为燃料单一循环方法和燃料反复循环方法。

在采用燃料单一循环方法时，轻水反应堆使用浓集的铀作为燃料，从轻水反应堆中取出的用过的燃料棒中所含的燃料材料都不能再次（再循环）使用于轻水反应堆中。燃料一次循环方法或系统在燃料费用上有好处，这是当回收燃料的费用高于浓缩铀的费用的时候。

此外，回收和再循环方法或系统的目的是从已用过的燃料棒中回收燃料材料来制造新的燃料棒，并将这些新的燃料棒装到轻水反应堆中对燃料材料再加以利用。

燃料一次循环有效地利用燃料材料的办法是大大提高燃料组件取出时的燃耗值，这就是实现高的烧尽程度。要得到高的烧尽程度就需要提高浓缩铀的浓集度，但是提高了浓缩铀的浓缩度以后就会出现如下的问题。

在轻水反应堆堆芯的中心部分有一些燃料组件，它们具有很不相同的中子无限倍增因子，因为新的燃料组件的高浓缩，并且在输出功率上产生不同的大的取出时燃耗也在一些燃料组件中占一定比例，从而引起较大的输出功率不协调并且提高了输出功率的峰值。

此外，随着浓集的增加，需要在燃烧的开始阶段加以控制的过剩反应性（reactivity）也增大了;所以使用含钆的燃料棒的一般燃料组件不得不增加含钆的燃料棒的数量。

在一般压水型原子核反应堆的堆芯中，燃料棒具有均匀一致的氢原子数与燃料材料的原子数的比值（r_H/U）大约为2.0。一般压水型原子核反应堆堆芯的特性用图11中的曲线p₅（虚线所示）来表示。一般轻水反应堆的燃料棒的原始浓缩要提高，以便能够达到图11中的曲线p所表示的取出时的燃耗Eb点。

采用这样的反应堆堆芯，原始的中子倍增因子是大的，为了防止这一点，要把大量的可燃吸收体，如钆加到燃料组件之中，从而就影响了中子的有效使用。

此外，在反应堆堆芯中把中子倍增因子很不相同的燃料组件混合在一起就会很难以将输出功率分配拉平。最大程度的燃耗会受到尖峰功率的燃料棒的限制，其结果是降低了取出时的平均燃耗值。

一般轻水反应堆的中子倍增因子的不协调是比较大的，因此燃料组件的取出时的平均燃耗值不可能高。不可能实现高的烧尽程度。

一般轻水反应堆堆芯具有均匀的氢原子数与燃料材料原子数的比值（r_H/U）（大约为2.0）。

在一般轻水反应堆中的中子倍增因子的变化情况可用图10中的曲线P₄（虚线所示）来表示。在一般轻水反应堆中，燃料组件是在燃耗Ec点时更换新的燃料组件。也就是说，装在一般轻水反应堆堆芯中的燃料棒的取出时的平均燃耗值是在Ec点。在一般轻水反应堆中，装入的燃料量在整个反应堆堆芯中是一样的。

反应堆堆芯的燃料棒的取出时的平均燃耗Ec不能加大，所以在一般轻水反应堆上不可能节省铀。

从有效地利用铀资源的观点出发，已经提出一种轻水反应堆的建议，使从铀-238向裂变材料（钚-239）的转变得到改进。