[发明专利]节约重水堆的核燃料的方法

说明书

本发明尤其涉及节约核燃料的方法，通过调节棒的材料的变更来抑制不必要的功率降低并能够生产钴‑60，提供节约重水堆的核燃料的方法，包括以下步骤：第一步骤，将由第一至第七调节棒组构成的七个调节棒组设置为可分别引入或引出于核燃料组件的不同部位，并使构成第七调节棒组的调节棒的反应度值小于构成其余调节棒组的调节棒的反应度值；以及第二步骤，在将第一至第七调节棒组全部从核燃料组件引出时，使第七调节棒组最后引出，能够防止在第七调节棒组的引出过程中，由于液体区域控制器的水位自动上升至调节棒引入条件水位以上导致的第七调节棒组自动再次引入的现象，消除第七调节棒组的自动再次引入而引起的不必要的燃烧度抑制现象，从而能够通过提高燃烧度而大幅节约所需的核燃料。

技术领域

本发明涉及一种节约核燃料的方法，尤其涉及通过调节棒的材料的变更来抑制不必要的功率降低，并能够生产钴-60的节约核燃料的方法。

背景技术

韩国国内已建设并投入使用的核电站大致分为轻水堆式(Light Water Reactor)和重水堆式(Heavy Water Reactor)。这种分类是根据作为使中子减速而能够稳定地进行核发电的减速材料是采用轻水还是重水来进行区分的。

并且，轻水堆需要提高核燃料的浓缩度才能达到可稳定地发生核裂变的临界状态，但重水堆即使采用未浓缩的天然铀或浓缩度低的核燃料也能够达到临界状态，因而产生的废弃物的量少，并能够在运转状态下更换核燃料。虽然与轻水相比，重水由于中子的吸收被抑制，中子的移动距离无需很长，因而具有能够实现核反应堆容器的小型化的优点，但与轻水堆相比，重水堆存在为了提高运转率而需要频繁更换燃料的缺陷。

为了避免这种核反应堆容器的大型化及核燃料浓缩度的增加而开发的核反应堆为压力管式重水堆，代表性的是加拿大开发的CANDU型(Canadian Deuterium Uranium)核反应堆。

与轻水堆相同，CANDU也包括在堆芯直接生成蒸汽的沸腾重水堆(boiling heavywater reactor，BHWR)、以及将堆芯的热量输送到蒸汽发生器以生成蒸汽的加压重水堆(pressurized heavy water reactor，PHWR)。除了早期关闭的250MWe容量的Gentilly-1以外，全世界运转使用的重水堆均为加压重水堆(PHWR)。

韩国国内运转使用的重水堆包括当前在月城运营的1、2、3、4号机，在重水堆中，核燃料组件被设置于称作排管(Calandria)的容器，用作减速材料的重水内置于排管，冷却水经过将燃料棒插入至排管的通道，因而重水与冷却材料在空间上相互分离。

重水堆核电站在输出运转时，由反应度控制装置自动调节整个堆芯及各区域的反应度。即，在正常运转时，使用液体区域控制器(LZC，Liquid Zone Controller)自动控制反应度，超出LZC控制范围的反应度则由吸收棒自动控制。如图5所示，液体区域控制器(LZC)在核反应堆内部被分为14个区域，通过适当控制各区域的垂直方向的圆筒形的区域分隔空间(zone compartment)内的内部水位，从而调节各区域的中子吸收率并控制局部输出。

发电站出现过渡状态时，根据运转变量异常信号，通过吸收棒执行分阶段降低功率(Stepback)或连续降低功率(Setback)，从而安全地控制发电站。

在发生非正常情况(中子高功率、功率增大等)时，启动与控制用计算机(DCC)分开运转的第一停堆系统(插入停堆棒)和第二停堆系统(注入毒物质)，从而使发电站安全停堆。

调节棒由不锈钢材质制成且设置于排管的21个区域，以几个调节棒为一组将该21个区域划分并设置为7组，使得堆芯功率的分布平坦化。正常运转时，调节棒完全插入而保持在锁定状态，在需要正的反应度的情况下引出调节棒。在此，需要正的反应度的情况为核反应堆突然停止后需要在30分钟内再启动的情况、燃料交换机发生故障的情况、或者需要分阶段降低功率、连续降低功率的情况。但韩国核电站为了强化安全性并不适用发电站停止后30分钟内再启动的情况。