具有固有安全性的“水锅炉”溶液核反应堆
阅读：918发布：2020-06-20
专利汇可以提供具有固有安全性的“水锅炉”溶液核反应堆专利检索，专利查询，专利分析的服务。并且本 发明 公开一种具有固有安全性的“ 水 锅炉 ”溶液 核反应堆 ，以浓缩的UO2(NO3)2溶液或UO2SO4溶液为核 燃料 ，采用扁平 堆芯 结构，堆芯溶液高/堆芯直径比为0.3～0.8，体积比功率维持在2.0～2.5kW/L时，堆芯溶液体积可达50～200L，堆功率大于100kW。，下面是具有固有安全性的“水锅炉”溶液核反应堆专利的具体信息内容。
1.一种具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，用浓缩的UO2(NO3)2 溶液或UO2SO4溶液作为核燃料，其特征在于：采用堆芯溶液高/堆芯直径比 为0.3～0.8的扁平堆芯，体积比功率维持在2.0～2.5kW/L时，堆芯溶液体 积可达50～200L，堆功率大于100kW。
2.根据权利要求1所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆， 其特征在于：所述的扁平堆芯为平底圆柱形堆芯或者碟底圆柱形堆芯，堆芯 划分为内外两区，内区无冷却管，外区布置冷却管；无冷却管内区(1)布 置有控制棒导管(4)，控制棒导管(4)与堆芯容器(2)的上盖以及堆芯容 器(2)的下底密封焊接，控制棒导管(4)内为冷却水，外与燃料溶液接触； 堆芯溶液径向外区布置有冷却管燃料内区(3)，冷却管成螺旋状纵向盘绕， 冷却管水汇流到冷却管汇流管(5)，再由冷却水进出口管(6)进出；堆芯 溶液上方设有堆芯上部反射层(7)，堆芯容器外设有水或石墨反射层(8)。
3.根据权利要求1或2所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应 堆，其特征在于：堆芯溶液中加有可燃中子毒物Gd-155。
4.根据权利要求3所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆， 其特征在于：可燃中子毒物Gd-155为Gd(NO3)3形式。
5.根据权利要求3所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆， 其特征在于：采用变溶液铀浓度及变功率运行的方式运行。
技术领域
本发明涉及“水锅炉”溶液核反应堆，具体涉及具有固有安全性的“水 锅炉”溶液核反应堆。
背景技术
以铀盐水溶液作为核燃料的均匀性溶液核反应堆又称为“水锅炉”反应 堆。其特点是燃料溶液在核反应工况下自然对流(也包括气流上升扰动)将 裂变热通过对流传给冷却管或冷却壁。
1943年在世界上最早提出了这种“水锅炉”反应堆概念，并于1944年 在美国Los.Alamos国家实验室内建成了以硫酸铀酰水溶液为燃料的Lopo (零功率)堆。它不仅提供了临界质量数据，还提供了操纵和控制经验。
1944年12月建成了带功率运行的Hypo堆，它是在Lopo堆基础上燃料 由硫酸铀酰水溶液改为硝酸铀酰水溶液，堆功率提高到1～5.5kW范围。溶 液中由于裂变产生的碎片轰击水产生的氢氧气体以及裂变产生的放射性气 体通过稀释、过滤经烟囱排入大气。运行几百kW-h后，原溶液中的氮成分 减少了30％，被空气带走，因此要求有6cm3酸水/kW-h补入以保证连续运 行。
为解决氮流失和氢氧复合水回堆问题，1950年将Hypo堆改建成Supo 堆，堆功率最高曾达45kW，燃料溶液仍为硝酸铀酰水溶液。该堆建立密闭 气回路，通过催化床将氢气和氧气复合成水，在冷凝下回堆，把放射性气体 及氮、氧化氮都密封在气回路中避免了溶液中氮的损失，U-235富集度由14.5 ％改成88.7％，大大减少了由硝酸分解产生的气体。
上述一些堆型以追求最小临界质量为出发点，并没有强调燃料溶液稀释 和浓缩条件下引入负反应性的固有安全性。
溶液堆主要用于中子活化分析、中子照像以及各种研究工作，由于固体 燃料研究堆的开发成功，能提供更高的功率水平和中子注量率水平，研究堆 逐渐代替了溶液堆。上世纪九十年代，由于世界各国绝大部分研究堆已老化， 面临今后医用同位素的来源问题。美国提出医用同位素生产堆(MIPR)的 概念设计。这给溶液堆重新开发利用创造了时机，由于世界上对核安全非常 重视，溶液堆的重新开发必须建立在更加安全可靠的基础上。
俄罗斯“Argus”堆是具有固有安全性的溶液堆。即燃料溶液不管浓缩 还是稀释都引入负反应性。另一个特点是在冷却系统失效及控制保护系统故 障工况下，依靠燃料溶液的升温引入负反应性，使堆功率下降。升温引入的 负反应性抵消降功率空泡份额减少引入的正反应性，堆功率自动调节至与自 然散热相平衡功率水平。此时燃料溶液温度仍低于燃料溶液沸腾温度。俄罗 斯“Argus”堆是20kW，高径比为1∶1，即堆芯直径30cm，溶液高约30cm， 溶液体积约20L。铀-235为90％，初始铀装量为1.5kg，从溶液中铀-235浓 度与后备有效反应性(Keff)变化曲线看，60～85g/l范围内铀-235临界质量 最小，即可实现溶液浓缩或稀释引入负反应性。虽然该堆具有固有安全性， 但堆功率只有20kW，生产能力低，要提高生产能力，必须提高堆功率，使 堆即具有固有安全性又具有较大的堆功率。目前，国内外还未见堆功率大于 100kW固有安全性的溶液堆的相关报道。
1943年在世界上最早提出了这种“水锅炉”反应堆概念，并于1944年 在美国Los.Alamos国家实验室内建成了以硫酸铀酰水溶液为燃料的Lopo (零功率)堆。它不仅提供了临界质量数据，还提供了操纵和控制经验。
1944年12月建成了带功率运行的Hypo堆，它是在Lopo堆基础上燃料 由硫酸铀酰水溶液改为硝酸铀酰水溶液，堆功率提高到1～5.5kW范围。溶 液中由于裂变产生的碎片轰击水产生的氢氧气体以及裂变产生的放射性气 体通过稀释、过滤经烟囱排入大气。运行几百kW-h后，原溶液中的氮成分 减少了30％，被空气带走，因此要求有6cm3酸水/kW-h补入以保证连续运 行。
为解决氮流失和氢氧复合水回堆问题，1950年将Hypo堆改建成Supo 堆，堆功率最高曾达45kW，燃料溶液仍为硝酸铀酰水溶液。该堆建立密闭 气回路，通过催化床将氢气和氧气复合成水，在冷凝下回堆，把放射性气体 及氮、氧化氮都密封在气回路中避免了溶液中氮的损失，U-235富集度由14.5 ％改成88.7％，大大减少了由硝酸分解产生的气体。
上述一些堆型以追求最小临界质量为出发点，并没有强调燃料溶液稀释 和浓缩条件下引入负反应性的固有安全性。
溶液堆主要用于中子活化分析、中子照像以及各种研究工作，由于固体 燃料研究堆的开发成功，能提供更高的功率水平和中子注量率水平，研究堆 逐渐代替了溶液堆。上世纪九十年代，由于世界各国绝大部分研究堆已老化， 面临今后医用同位素的来源问题。美国提出医用同位素生产堆(MIPR)的 概念设计。这给溶液堆重新开发利用创造了时机，由于世界上对核安全非常 重视，溶液堆的重新开发必须建立在更加安全可靠的基础上。
俄罗斯“Argus”堆是具有固有安全性的溶液堆。即燃料溶液不管浓缩 还是稀释都引入负反应性。另一个特点是在冷却系统失效及控制保护系统故 障工况下，依靠燃料溶液的升温引入负反应性，使堆功率下降。升温引入的 负反应性抵消降功率空泡份额减少引入的正反应性，堆功率自动调节至与自 然散热相平衡功率水平。此时燃料溶液温度仍低于燃料溶液沸腾温度。俄罗 斯“Argus”堆是20kW，高径比为1∶1，即堆芯直径30cm，溶液高约30cm， 溶液体积约20L。铀-235为90％，初始铀装量为1.5kg，从溶液中铀-235浓 度与后备有效反应性(Keff)变化曲线看，60～85g/l范围内铀-235临界质量 最小，即可实现溶液浓缩或稀释引入负反应性。虽然该堆具有固有安全性， 但堆功率只有20kW，生产能力低，要提高生产能力，必须提高堆功率，使 堆即具有固有安全性又具有较大的堆功率。目前，国内外还未见堆功率大于 100kW固有安全性的溶液堆的相关报道。
发明内容
本发明的目的在于提供一种具有固有安全性的“水锅炉”溶液核反应堆， 其堆功率大于100kW。
本发明的一种具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其堆芯采用扁 平堆芯，堆芯溶液高/堆芯直径比为0.3～0.8，用浓缩的UO2(NO3)2溶液或 UO2SO4溶液作为核燃料，体积比功率维持在2.0～2.5kW/L时，堆芯溶液体 积可达50～200L，堆功率大于100kW。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其采用的扁平堆 芯为平底圆柱形堆芯或者碟底圆柱形堆芯，堆芯划分为内外两区，内区无冷 却管，外区布置冷却管；无冷却管内区布置有控制棒导管，控制棒导管与堆 芯容器的上盖以及堆芯容器的下底密封焊接，控制棒导管内为冷却水，外与 燃料溶液接触；堆芯溶液径向外区布置有冷却管燃料内区，冷却管成螺旋状 纵向盘绕，冷却管水汇流到冷却管汇流管，再由冷却水进出口管进出；堆芯 溶液上方设有堆芯上部反射层，堆芯容器外设有水或石墨反射层。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其堆芯溶液中 加有可燃中子毒物Gd-155。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其堆芯溶液中 加有的可燃中子毒物Gd-155为Gd(NO3)3形式。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其采用变溶液 铀浓度及变功率运行的方式运行。
在设计堆功率大于100kW固有安全性的溶液核反应堆时，如果仅通过 扩大堆芯溶液体积，按照正常堆芯高径比(1∶1)设计时，会使反应堆后备 有效反应性(Keff)大到很难控制的地步。为使Keff减少，本发明采用扁平堆 芯结构，通过中子泄漏的增大，Keff随溶液铀浓度变化曲线的最大值向铀-235 浓度减少方向移动，以利于堆芯溶液体积的扩大。堆比功率维持在2～2.5 kW/L时，堆芯溶液体积可达50～200L。由于扁平堆芯当溶液浓缩时引起的 反应性变化由两部分组成：一是溶液浓缩引入的正反应性，另一是溶液高度 减少增大了泄漏表面与燃料体积比，引入负反应性，这两部分反应性的迭加 在溶液浓缩条件下逐步引入负反应性。本发明利用这一原理，在较低的溶液 铀浓度下实现了燃料溶液稀释与浓缩均引入负反应性的固有安全性。本发明 采用的扁平堆芯结构，还使得溶液表面积/溶液体积比加大，溶液中空泡容易 溢出，更有利于事故停电控制棒拒动时，保持堆芯溶液温度低于沸腾温度， 反应堆功率能自动降至与自然散热相平衡的功率。
本发明中堆芯划分为内外两区，内区无冷却管，外区布置冷却管，有利 于Keff随溶液铀浓度变化曲线的最大值向低浓度方向移动，减少铀-235装量。 堆芯溶液上部气腔增加局部反射层也有利于减少铀-235装量。
为在小的Keff下延长补料周期，本发明还在堆芯溶液中加入可燃中子毒 物Gd-155(例如以Gd(NO3)3形式)，由于Gd-155中子吸收截面适中，可 以使得铀-235燃料损失的反应性可由Gd-155减少释放正反应性加以补偿， 经计算，在小于1个有效缓发中子份额(βeff)的后备反应性下，可在1000 个EFPD(有效满功率天)以内不补充溶液。
在同位素提取时，为了减少溶液损失，对同位素提取柱上的溶液要用稀 硝酸冲洗，这部分含铀冲洗液应回堆，这样就造成了堆溶液的稀释，采用变 溶液铀浓度及变功率运行方式即可解决溶液稀释问题，即溶液铀浓度变化， 堆功率逐步变化，当溶液铀浓度加大时，堆功率自动或手动上升。采用这样 的运行方式，有利于降低初始后备反应性，可使反应堆具有较大的堆功率(大 于100kW)，又具有固有安全性。
本发明的效果在于：由于钼-99、磺-131以及锶-89等医用同位素是 核医学的支柱产品，采用本发明的具有固有安全性的“水锅炉”溶液核反应 堆，可以提高钼-99、碘-131以及锶-89等医用同位素的生产能力，满足 市场需要，经济效益、社会效益可观，同时还对中子活化分析、中子照相及 中子治癌等同样有良好的应用前景。
附图说明
图1为平底圆柱形堆芯结构示意图。
图2为碟底圆柱形堆芯结构示意图。
图中：1.无冷却管内区；2.堆芯容器；3.有冷却管燃料内区；4.控制 棒导管；5.冷却管汇流管；6.冷却管进出口管；7.堆芯上部反射层；8.水 或石墨反射层。
本发明的一种具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其堆芯采用扁 平堆芯，堆芯溶液高/堆芯直径比为0.3～0.8，用浓缩的UO2(NO3)2溶液或 UO2SO4溶液作为核燃料，体积比功率维持在2.0～2.5kW/L时，堆芯溶液体 积可达50～200L，堆功率大于100kW。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其采用的扁平堆 芯为平底圆柱形堆芯或者碟底圆柱形堆芯，堆芯划分为内外两区，内区无冷 却管，外区布置冷却管；无冷却管内区布置有控制棒导管，控制棒导管与堆 芯容器的上盖以及堆芯容器的下底密封焊接，控制棒导管内为冷却水，外与 燃料溶液接触；堆芯溶液径向外区布置有冷却管燃料内区，冷却管成螺旋状 纵向盘绕，冷却管水汇流到冷却管汇流管，再由冷却水进出口管进出；堆芯 溶液上方设有堆芯上部反射层，堆芯容器外设有水或石墨反射层。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其堆芯溶液中 加有可燃中子毒物Gd-155。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其堆芯溶液中 加有的可燃中子毒物Gd-155为Gd(NO3)3形式。
如上所述的具有固有安全性的“水锅炉”溶液反应堆，其采用变溶液 铀浓度及变功率运行的方式运行。
在设计堆功率大于100kW固有安全性的溶液核反应堆时，如果仅通过 扩大堆芯溶液体积，按照正常堆芯高径比(1∶1)设计时，会使反应堆后备 有效反应性(Keff)大到很难控制的地步。为使Keff减少，本发明采用扁平堆 芯结构，通过中子泄漏的增大，Keff随溶液铀浓度变化曲线的最大值向铀-235 浓度减少方向移动，以利于堆芯溶液体积的扩大。堆比功率维持在2～2.5 kW/L时，堆芯溶液体积可达50～200L。由于扁平堆芯当溶液浓缩时引起的 反应性变化由两部分组成：一是溶液浓缩引入的正反应性，另一是溶液高度 减少增大了泄漏表面与燃料体积比，引入负反应性，这两部分反应性的迭加 在溶液浓缩条件下逐步引入负反应性。本发明利用这一原理，在较低的溶液 铀浓度下实现了燃料溶液稀释与浓缩均引入负反应性的固有安全性。本发明 采用的扁平堆芯结构，还使得溶液表面积/溶液体积比加大，溶液中空泡容易 溢出，更有利于事故停电控制棒拒动时，保持堆芯溶液温度低于沸腾温度， 反应堆功率能自动降至与自然散热相平衡的功率。
本发明中堆芯划分为内外两区，内区无冷却管，外区布置冷却管，有利 于Keff随溶液铀浓度变化曲线的最大值向低浓度方向移动，减少铀-235装量。 堆芯溶液上部气腔增加局部反射层也有利于减少铀-235装量。
为在小的Keff下延长补料周期，本发明还在堆芯溶液中加入可燃中子毒 物Gd-155(例如以Gd(NO3)3形式)，由于Gd-155中子吸收截面适中，可 以使得铀-235燃料损失的反应性可由Gd-155减少释放正反应性加以补偿， 经计算，在小于1个有效缓发中子份额(βeff)的后备反应性下，可在1000 个EFPD(有效满功率天)以内不补充溶液。
在同位素提取时，为了减少溶液损失，对同位素提取柱上的溶液要用稀 硝酸冲洗，这部分含铀冲洗液应回堆，这样就造成了堆溶液的稀释，采用变 溶液铀浓度及变功率运行方式即可解决溶液稀释问题，即溶液铀浓度变化， 堆功率逐步变化，当溶液铀浓度加大时，堆功率自动或手动上升。采用这样 的运行方式，有利于降低初始后备反应性，可使反应堆具有较大的堆功率(大 于100kW)，又具有固有安全性。
本发明的效果在于：由于钼-99、磺-131以及锶-89等医用同位素是 核医学的支柱产品，采用本发明的具有固有安全性的“水锅炉”溶液核反应 堆，可以提高钼-99、碘-131以及锶-89等医用同位素的生产能力，满足 市场需要，经济效益、社会效益可观，同时还对中子活化分析、中子照相及 中子治癌等同样有良好的应用前景。
附图说明
图1为平底圆柱形堆芯结构示意图。
图2为碟底圆柱形堆芯结构示意图。
图中：1.无冷却管内区；2.堆芯容器；3.有冷却管燃料内区；4.控制 棒导管；5.冷却管汇流管；6.冷却管进出口管；7.堆芯上部反射层；8.水 或石墨反射层。
具体实施方式
现结合附图，对本发明作进一步描述：
以200kw堆功率为例，进行具体堆芯设计。
实施例1
如图1所示，采用平底圆柱形堆芯结构，堆芯溶液中不含可燃中子毒物 Gd-155。浓缩铀的UO2(NO3)2溶液或UO2SO4溶液放在堆芯容器2内，堆芯 直径(内径)70cm，堆芯容器高约70cm，堆芯溶液高25～32cm(随溶液铀 浓度而变)，堆芯溶液径向分内外两区，无冷却管内区1只布置3～6根控制 棒导管4，控制棒导管4与堆芯容器2的上盖以及堆芯容器2的下底密封焊 接，控制棒导管4内为冷却水，控制棒导管4外与燃料溶液接触，堆芯溶液 径向外区布置有冷却管燃料内区3，冷却管为20支路，成螺旋状纵向盘绕。 辐射线布置，布置在R＝13.5～35.0cm范围内，每辐射线绕13圈，管径为 Φ8×1.5。20支路冷却管水汇流到冷却管汇流管5，再由冷却水进出口管6 进出。堆芯溶液上方为堆芯上部反射层7，堆芯容器外为水或石墨反射层8。
核设计初始条件：铀-235初装量4.44kg，铀-235富集度为90％， UO2(NO3)2水溶液，含0.2mol/L硝酸。计算结果Keff随溶液铀浓度变化见表 1，Keff最大点对应铀浓度为54gU/L，堆运行工作点可选在46gU/L，对应溶 液体积111.8L。
表1平底圆柱形堆芯(不含Gd-155)Keff随铀浓度变化数据表
编号 溶液中铀 浓度gU/L 溶液高度 Hcm 全提棒 Keff 铀-235 装量Kg 溶液体积 L 7H7046F 46 32.00 1.000085 4.437 111.86 7H7048F 48 30.67 1.007643 4.437 107.17 7H7050F 50 29.44 1.007942 4.439 102.91 7H7052F 52 28.31 1.009530 4.441 98.96 7H7054F 54 27.26 1.009798 4.437 95.29 7H7056F 56 26.29 1.009109 4.439 91.90 7H7058F 58 25.38 1.007536 4.440 88.71
实施例2
如图1所示，采用平底圆柱形堆芯结构，堆芯溶液中加入适当可燃中子 毒物Gd-155(以Gd(NO3)3形式)。
堆芯结构同实施例1，只是在UO2(NO3)2中增加钆-155。核设计计算结 果Keff随溶液铀浓度变化见表2，Keff最大点对应铀浓度为52gU/L，堆运行 工作点可选在46gU/L，对应溶液体积122.3L，Gd-155量为9.13克。在46gU/L 浓度下满功率运行均匀燃耗，Keff随燃耗变化见表3。
表2平底圆柱形堆芯(含Gd-155)Keff随铀浓度变化数据表
编号 溶液中 铀浓度 gU/L 溶液 高度 Hcm 全提棒 Keff 铀-235 装量 Kg 溶液 体积 L 全提棒 Keff Gd-155 7H7042AGD 42 38.33 0.994550 4.85465 133.981 0.916138 9.13126 7H7044AGD 44 36.59 0.999497 4.85582 127.899 0.922527 9.13117 7H7046AGD 46 35.00 1.002238 4.85311 122.341 0.926179 9.13111 7H7048AGD 48 33.54 1.004490 4.85388 117.238 0.929326 9.13099 7H7050AGD 50 32.20 1.005608 4.85549 112.554 0.931801 9.13118 7H7052AGD 52 30.96 1.005958 4.85652 108.220 0.933199 9.13104 7H7054AGD 54 29.81 1.004269 4.85227 104.200 0.933025 9.13111 7H7056AGD 56 28.75 1.003107 4.85471 100.495 0.931284 9.13102 7H7058AGD 58 27.76 1.001679 4.85649 97.0340 0.931943 9.13101
表3平底圆柱形堆芯(含Gd-155)Keff随燃耗变化数据表
EFPD 全提棒Keff Gd-155 0 1.0022 9.13111 2 1.0022 9.11097 100 1.0018 8.19998 200 1.0016 7.69303 300 1.0015 7.22290 400 1.0017 6.78037 500 1.0018 6.36390 600 1.0019 5.97260 700 1.0018 5.60332 800 1.0018 5.25653 900 1.0021 4.93042 1000 1.0019 4.62379
实施例3
如图2所示，碟底圆柱形堆芯结构，堆芯溶液中不含可燃中子毒物 Gd-155。
堆芯结构基本同实施例1，只是将堆芯下底由平底改为碟底，碟底R为 630mm，r为63mm，碟高142mm，碟体积为33.70L。堆芯溶液高度21.4～ 30.5cm(随溶液铀浓度而变)，铀-235初装量3.00kg，铀-235富集度为90％。 核设计计算结果Keff随溶液铀浓度变化见表4，Keff最大点对应铀浓度为 44gU/L，堆运行工作点可选在36gU/L，对应溶液体积95L。如要实现100L， 必须加大堆芯直径。
表4碟底圆柱形堆芯Keff随铀浓度变化数据表(不含Gd-155)
编号 溶液中铀 浓度gU/L 溶液高度 Hcm 全提棒 Keff 铀-235 装量Kg 溶液体积 L 气腔高 cm E7034 34 30.48 1.002913 2.9511 100.63 9.52 E7036 36 28.91 1.008228 2.9523 95.04 11.09 E7038 38 27.50 1.011884 2.9518 90.02 12.50 E7040 40 26.24 1.014046 2.9511 85.54 13.76
E7042 42 25.09 1.015186 2.9510 81.44 14.91 E7044 44 24.05 1.015231 2.9515 77.74 15.95 E7046 46 23.10 1.013889 2.9496 74.36 16.90 E7048 48 22.23 1.012135 2.9503 71.26 17.77 E7050 50 21.43 1.009611 2.9512 68.41 18.57
以200kw堆功率为例，进行具体堆芯设计。
实施例1
如图1所示，采用平底圆柱形堆芯结构，堆芯溶液中不含可燃中子毒物 Gd-155。浓缩铀的UO2(NO3)2溶液或UO2SO4溶液放在堆芯容器2内，堆芯 直径(内径)70cm，堆芯容器高约70cm，堆芯溶液高25～32cm(随溶液铀 浓度而变)，堆芯溶液径向分内外两区，无冷却管内区1只布置3～6根控制 棒导管4，控制棒导管4与堆芯容器2的上盖以及堆芯容器2的下底密封焊 接，控制棒导管4内为冷却水，控制棒导管4外与燃料溶液接触，堆芯溶液 径向外区布置有冷却管燃料内区3，冷却管为20支路，成螺旋状纵向盘绕。 辐射线布置，布置在R＝13.5～35.0cm范围内，每辐射线绕13圈，管径为 Φ8×1.5。20支路冷却管水汇流到冷却管汇流管5，再由冷却水进出口管6 进出。堆芯溶液上方为堆芯上部反射层7，堆芯容器外为水或石墨反射层8。
核设计初始条件：铀-235初装量4.44kg，铀-235富集度为90％， UO2(NO3)2水溶液，含0.2mol/L硝酸。计算结果Keff随溶液铀浓度变化见表 1，Keff最大点对应铀浓度为54gU/L，堆运行工作点可选在46gU/L，对应溶 液体积111.8L。
表1平底圆柱形堆芯(不含Gd-155)Keff随铀浓度变化数据表
编号 溶液中铀 浓度gU/L 溶液高度 Hcm 全提棒 Keff 铀-235 装量Kg 溶液体积 L 7H7046F 46 32.00 1.000085 4.437 111.86 7H7048F 48 30.67 1.007643 4.437 107.17 7H7050F 50 29.44 1.007942 4.439 102.91 7H7052F 52 28.31 1.009530 4.441 98.96 7H7054F 54 27.26 1.009798 4.437 95.29 7H7056F 56 26.29 1.009109 4.439 91.90 7H7058F 58 25.38 1.007536 4.440 88.71
实施例2
如图1所示，采用平底圆柱形堆芯结构，堆芯溶液中加入适当可燃中子 毒物Gd-155(以Gd(NO3)3形式)。
堆芯结构同实施例1，只是在UO2(NO3)2中增加钆-155。核设计计算结 果Keff随溶液铀浓度变化见表2，Keff最大点对应铀浓度为52gU/L，堆运行 工作点可选在46gU/L，对应溶液体积122.3L，Gd-155量为9.13克。在46gU/L 浓度下满功率运行均匀燃耗，Keff随燃耗变化见表3。
表2平底圆柱形堆芯(含Gd-155)Keff随铀浓度变化数据表
编号 溶液中 铀浓度 gU/L 溶液 高度 Hcm 全提棒 Keff 铀-235 装量 Kg 溶液 体积 L 全提棒 Keff Gd-155 7H7042AGD 42 38.33 0.994550 4.85465 133.981 0.916138 9.13126 7H7044AGD 44 36.59 0.999497 4.85582 127.899 0.922527 9.13117 7H7046AGD 46 35.00 1.002238 4.85311 122.341 0.926179 9.13111 7H7048AGD 48 33.54 1.004490 4.85388 117.238 0.929326 9.13099 7H7050AGD 50 32.20 1.005608 4.85549 112.554 0.931801 9.13118 7H7052AGD 52 30.96 1.005958 4.85652 108.220 0.933199 9.13104 7H7054AGD 54 29.81 1.004269 4.85227 104.200 0.933025 9.13111 7H7056AGD 56 28.75 1.003107 4.85471 100.495 0.931284 9.13102 7H7058AGD 58 27.76 1.001679 4.85649 97.0340 0.931943 9.13101
表3平底圆柱形堆芯(含Gd-155)Keff随燃耗变化数据表
EFPD 全提棒Keff Gd-155 0 1.0022 9.13111 2 1.0022 9.11097 100 1.0018 8.19998 200 1.0016 7.69303 300 1.0015 7.22290 400 1.0017 6.78037 500 1.0018 6.36390 600 1.0019 5.97260 700 1.0018 5.60332 800 1.0018 5.25653 900 1.0021 4.93042 1000 1.0019 4.62379
实施例3
如图2所示，碟底圆柱形堆芯结构，堆芯溶液中不含可燃中子毒物 Gd-155。
堆芯结构基本同实施例1，只是将堆芯下底由平底改为碟底，碟底R为 630mm，r为63mm，碟高142mm，碟体积为33.70L。堆芯溶液高度21.4～ 30.5cm(随溶液铀浓度而变)，铀-235初装量3.00kg，铀-235富集度为90％。 核设计计算结果Keff随溶液铀浓度变化见表4，Keff最大点对应铀浓度为 44gU/L，堆运行工作点可选在36gU/L，对应溶液体积95L。如要实现100L， 必须加大堆芯直径。
表4碟底圆柱形堆芯Keff随铀浓度变化数据表(不含Gd-155)
编号 溶液中铀 浓度gU/L 溶液高度 Hcm 全提棒 Keff 铀-235 装量Kg 溶液体积 L 气腔高 cm E7034 34 30.48 1.002913 2.9511 100.63 9.52 E7036 36 28.91 1.008228 2.9523 95.04 11.09 E7038 38 27.50 1.011884 2.9518 90.02 12.50 E7040 40 26.24 1.014046 2.9511 85.54 13.76
E7042 42 25.09 1.015186 2.9510 81.44 14.91 E7044 44 24.05 1.015231 2.9515 77.74 15.95 E7046 46 23.10 1.013889 2.9496 74.36 16.90 E7048 48 22.23 1.012135 2.9503 71.26 17.77 E7050 50 21.43 1.009611 2.9512 68.41 18.57
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