可提高中子注量率的核反应堆堆芯
专利汇可以提供可提高中子注量率的核反应堆堆芯专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且本 发明 公开了一种可提高 中子 注量率的 核反应堆 堆芯 ，堆芯为环形结构，堆芯的中心为铍 热中子 阱区，铍热中子阱外围为 燃料 组件区， 燃料组件 区外围为铍反射层，整个堆芯为环形结构。中心铍热中子阱区最大热中子注量率可比燃料区大一倍以上；由于热中子阱区可设置高 铀 量的燃料组件，该燃料组件中心可形成 快中子 阱区，因而产生的裂变中子注量率高。，下面是可提高中子注量率的核反应堆堆芯专利的具体信息内容。
1.一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环 形结构；堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃 料组件区外围为铍反射层。
2.按照权利要求1所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在 于：所述的铍热中子阱区包括铍块(1)和控制棒跟随体(3)；所述的燃料组件区 包括燃料组件(2)和铍块(1)；所述的铍反射层包括铍块(1)、控制棒跟随体(3) 和靶件(4)。
3.按照权利要求2所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在 于：所述的堆芯为六角环形结构。
4.一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环 形结构；堆芯的内部可以划分为若干个子堆芯；每个子堆芯的中心为铍热中 子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料组件区外围为子堆芯铍反射 层；堆芯外围为大堆芯铍反射层。
5.按照权利要求4所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在 于：所述的铍热中子阱区包括铍块(1)和控制棒跟随体(3)；所述的燃料组件区 包括燃料组件(2；所述的子堆芯铍反射层包括铍块(1)、控制棒跟随体(3)和靶 件(4)；所述的大堆芯铍反射层包括铍块(1)。
6.按照权利要求5所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在 于：所述的堆芯和/或子堆芯为六角环形结构。
7.按照权利要求6所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在 于：所述的子堆芯有三个，子堆芯在堆芯中成120°旋转对称分布，堆芯的 中心布置一个铍块(1)，作为三个子堆芯的连接点。
8.按照权利要求1至7所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特 征在于：所述的铍热中子阱区设置有高铀量含铀组件(5)，形成铍快中子阱区。
9.按照权利要求8所述的可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在 于：所述的铍快中子阱区由铍块(1)、控制棒跟随体(3)、高铀量燃料组件(5) 和带快中子考验通道的高铀量燃料组件(6)组成。
技术领域
本发明涉及一种核反应堆堆芯，具体涉及要求高中子注量率的多用途的 研究堆和以燃料材料考验为主的工具堆的堆芯。
背景技术
美国的ETR堆堆功率175MW，壳式堆，用于工程试验和同位素生产。 1955年开始建造，1957年首次临界。轻水慢化和冷却，铍反射层。堆芯有五 个大的考验孔道，最大孔道尺寸为228.6mm×228.6mm，虽然尺寸较大，但 没有足够的慢化剂，因此热中子注量率较低，只有6×1014n/cm2/s。
对于新建的多功能研究堆以及工具堆，要以20％的低浓铀取代高浓油。 低浓铀与高浓铀相比，在相同的堆芯尺寸和相同的功率下，由于铀装量的增 加，理论上热中子注量率要反比降低。一般以反中子阱型堆芯来提高反射层 的热中子注量率，但热中子注量率提高得还不够。为便于开展各种试验研究 或有较大的高中子注量率的辐照空间创造条件，追求高的快、热中子注量率 的紧凑堆芯，必须对堆芯进行优化设计。
发明内容
本发明的技术方案如下：
一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环形 结构；堆芯的中心为铍热中子阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料 组件区外围为铍反射层；
所述的铍热中子阱区包括铍块和控制棒跟随体；所述的燃料组件区包括 燃料组件和铍块；所述的铍反射层包括铍块、控制棒跟随体和靶件；
所述的堆芯为六角环形结构；
所述的铍热中子阱区设置有高铀量含铀组件，形成铍快中子阱区；
所述的铍快中子阱区由铍块、控制棒跟随体、高铀量燃料组件和带快中 子考验通道的高铀量燃料组件组成。
一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，其特征在于：整个堆芯为环形 结构；堆芯的内部可以划分为若干个子堆芯；每个子堆芯的中心为铍热中子 阱区，铍热中子阱区外围为燃料组件区，燃料组件区外围为子堆芯铍反射层； 堆芯外围为大堆芯铍反射层；
所述的铍热中子阱区包括铍块和控制棒跟随体；所述的燃料组件区包括 燃料组件；所述的子堆芯铍反射层包括铍块、控制棒跟随体和靶件；所述的 大堆芯铍反射层包括铍块；
所述的堆芯和/或子堆芯为六角环形结构；
所述的子堆芯有三个，子堆芯在堆芯中成120°旋转对称分布，堆芯的 中心布置一个铍块，作为三个子堆芯的连接点；
所述的铍热中子阱区设置有高铀量含铀组件，形成铍快中子阱区；
所述的铍快中子阱区由铍块、控制棒跟随体、高铀量燃料组件和带快中 子考验通道的高铀量燃料组件组成。
本发明的效果在于：堆芯中大量裂变中子从堆芯内、外表面泄漏到中心 铍热中子阱和外围铍反射层，经慢化形成热中子注量率峰，由于中心铍热中 子阱向内是收敛的，因此热中子注量率在铍热中子阱的中心最高，中心铍热 中子阱区最大热中子注量率可比燃料区大一倍以上；由于热中子阱区可设置 高铀量的燃料组件，该燃料组件中心可形成快中子阱区，因而产生的裂变中 子注量率高，快中子注量率也高，从而为开展反应堆的各种材料研究创造了 条件。
附图说明
图1是本发明可提高中子注量率的反应堆堆芯实施例一中六角环形堆芯 示意图；
图2是本发明可提高中子注量率的反应堆堆芯实施例二中六角环形堆芯 示意图；
图3是本发明可提高中子注量率的反应堆堆芯实施例三中包括三个子堆 芯的六角环形堆芯示意图；
图中：1：铍块 2：燃料组件 3：控制棒铍跟随体 4：靶件 5：高铀量燃料组件 6：带快中子考验通道的高铀量燃料组件
具体实施方式
核截面参数由69群并为四群计算：
能群划分为：
10Mev～0.821Mev(1～5群)为快I群；
0.821Mev～5.53Kev(6～15群)为快II群；
5.53Kev～0.625ev(16～45群)为快III群；
<0.625ev(46～69群)为热群。
实施例一
本实施例以高通量工程试验堆(HFETR)为例，堆芯为六角环形，堆功率 90MW，36盒燃料组件，热中子慢化方案。堆芯布置如图1。
堆芯从中心向外呈六角环形布置，共七圈。
铍热中子阱区由中心1盒铍块1、外围(第1圈)呈梅花形布置的6盒铍块1、 第2圈呈梅花形布置的6盒铍块1和6盒控制棒跟随体3组成。其中，6盒控制棒 跟随体3布置在六个角上。
燃料组件区布置在铍热中子阱的外围两圈(第3、4圈)，共36盒燃料组件 2组成。其中，第4圈的六个角上布置有6盒铍块1。
铍反射层布置在燃料组件区的外围三圈(第5，6，7圈)，由18盒铍块1、12 盒控制棒铍跟随体3和78盒靶件4组成。其中，铍块1、控制棒铍跟随体3呈 1-1-2-1分布(1盒铍块—1盒控制棒铍跟随体—2盒铍块—1盒控制棒铍跟随体) 间隔布置在第5圈，78盒靶件4布置在第6和第7圈。
零天：↓Keff(全提棒中子增殖系数)为0.9110↑Keff 1.2046 U-235 装量18.719Kg
20天时：↑Keff 1.0692 U-235堆存量15.413Kg
快I群最大中子注量率为5.372×1014n/cm2·s
快II群最大中子注量率为8.710×1014n/cm2·s
快III群最大中子注量率为8.661×1014n/cm2·s
最大热中子注量率为16.32×1014n/cm2·s
热中子阱最大热中子注量率可达到～1.8×1015n/cm2/s。
最大热中子注量率是指一盒燃料组件的平均值。考虑到轴向不均匀因子， 取中间区，最大平均热中子注量率可达2.1×1015n/cm2/s。
实施例二
本实施例以高通量工程试验堆(HFETR)为例，堆芯为六角环形，堆功率 110MW，在堆芯36盒燃料组件分三区倒料热中子慢化增殖方案基础上，为达 到快中子增殖目的，在19盒铍中心的7盒放上铀装量高的燃料组件(芯体厚 0.7mm，包壳厚0.4mm)，形成快中子增殖区，采取加压或提高流速的方法导 出裂变热。堆芯布置如附图2所示。
堆芯从中心向外呈六角环形布置，共7圈。
铍热中子阱区由中心1盒带快中子考验通道的高铀量燃料组件6、外围(第 1圈)呈梅花形布置的6盒高铀量燃料组件5、第2圈梅花形1-1-1(1盒铍块—1 盒控制棒跟随体—1盒铍块)间隔布置的6盒铍块1和6盒控制棒跟随体3组成。 其中，6盒控制棒铍跟随体3布置在六个角上。
燃料组件区布置在铍热中子阱的外围两圈(第3、4圈)，共36盒燃料组件 2组成。其中，第4圈的六个角上布置有6盒铍块1。
铍反射层区布置在燃料组件区的外围三圈(第5、6、7、圈)，由12盒铍 块1、12盒控制棒铍跟随体3和84盒靶件4组成。其中，靶件4、控制棒铍跟随 体3、铍块1、呈1-1-2-1-1(1盒靶件—1盒控制棒跟随体—2盒铍块—1盒控制 棒铍跟随体—1盒靶件)间隔布置在第5圈，78盒靶件4布置在第6和第7圈。
零天：↓Keff为0.9457 ↑Keff 1.1524 U-235装量12.889Kg
20天时：↑Keff 1.0543 U-235堆存量10.365Kg
快I群最大中子注量率为5.561×1014n/cm2·s
快II群最大中子注量率为8.185×1014n/cm2·s
快III群最大中子注量率为6.832×1014n/cm2·s
最大热中子注量率为7.809×1014n/cm2·s
实施例三
本实施例以高通量工程试验堆(HFETR)为例，堆功率135MW，堆芯装载 54盒燃料组件，分成三个子堆芯，每个子堆芯中含18盒燃料组件。堆芯布置 如图3。
整个堆芯从中心向外呈六角环形布置，共9圈，称为大堆芯。大堆芯内部 三个子堆芯在堆芯中成120°旋转对称分布。子堆芯的中心处于大堆芯的第4 圈，每个子堆芯中心向外成六角环形布置，共4圈。
每个子堆芯布置如下：
铍热中子阱区由中心1盒铍块1、外围(第1、2圈)呈梅花形布置的18盒 铍块1和1盒控制棒铍跟随体3组成。其中1盒控制棒铍跟随体3布置在第2圈靠 近大堆芯中心的位置。
燃料组件区布置在铍热中子阱的外围1圈(第3圈)，共18盒燃料组件2组 成。
子堆芯铍反射层区布置在燃料组件区的外围一圈(第4圈)，由1盒铍块1、 10盒控制棒铍跟随体3和13盒靶件4组成。其中，铍块1、控制棒跟随体3与靶 件4呈1-4-5-1-3-1-5-4(1盒铍块-4盒控制棒铍跟随体-5盒靶件-1盒铍块-3盒靶件 -1盒铍块-5盒靶件-4盒控制棒铍跟随体)间隔布置在第4圈。
铍热中子阱区由中心1盒铍块1作为三个子堆芯的连接点，分别占有子堆 芯的第4圈的一个位置。
在大堆芯中除三个子堆芯的位置外，全部布置为铍块1，共有102盒，作 为大堆芯铍反射层。
零天：↓Keff为0.9110↑Keff 1.2046 U-235装量18.719Kg
20天时：↑Keff 1.0692 U-235堆存量15.413Kg
快I群最大中子注量率为5.372×1014n/cm2·s
快II群最大中子注量率为8.710×1014n/cm2·s
快III群最大中子注量率为8.661×1014n/cm2·s
最大热中子注量率为16.32×1014n/cm2·s。
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