技术领域
[0001] 本
发明的
实施例涉及一种将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法。
背景技术
[0002]
加速器驱动的先进核能系统由加速器提供外源性
中子，驱动反应堆在次临界运行。
发明内容
[0003] 本发明的实施例的目的是提供一种将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法，由此例如，在不停堆的情况下实现反应堆从次临界状态到临界状态的转换。
[0004] 本发明的实施例提供了一种将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法，所述反应堆包括具有第一横截面面积的第一
控制棒和具有小于第一横截面面积的第二横截面面积的第二控制棒，所述方法包括：束流强度降低步骤：将用于次临界状态下的反应堆的加速器的束流强度降低预定束流强度；第一控制棒调节步骤：调节第一控制棒在反应堆的
堆芯内的长度；以及稳定工作步骤：使反应堆稳定工作预定时间，其中循环执行束流强度降低步骤、第一控制棒调节步骤和稳定工作步骤直到束流强度降低至预定值，所述方法还包括：切断加速器的束流；以及逐渐拔出第二控制棒，使反应堆
反应性逐渐提升至预定反应性。
[0005] 根据本发明的实施例，调节第一控制棒在反应堆的堆芯内的长度包括将第一控制棒拔出预定距离。
[0006] 根据本发明的实施例，束流强度降低至预定值包括将用于次临界状态下的反应堆的加速器的额定束流强度在预定的时间内成阶梯状降低至预定值。
[0007] 根据本发明的实施例，调节第一控制棒在反应堆内的长度使反应堆的堆芯的
温度的变化小于±5℃，反应性变化小于50pcm/小时，以及有效增殖因子keff＜0.98。
[0008] 根据本发明的实施例，第一控制棒和第二控制棒具有圆形的横截面，并且第一控制棒的直径是第二控制棒的直径的1.5-2.5倍。
[0009] 根据本发明的实施例，第一控制棒和第二控制棒具有大致相同的长度。
[0010] 根据本发明的实施例，束流强度降低至预定值包括将用于次临界状态下的反应堆的加速器的额定束流强度在多个均等的时间段分别降低等比例的束流强度值。
[0011] 根据本发明的实施例，所述预定距离为需要调节的反应堆的反应性的变化量与第一控制棒每移动单位距离引起的反应堆的堆芯的反应性的变化量的比值。
[0012] 根据本发明的实施例，在反应堆的功率降低到次临界状态下的反应堆的功率的预定百分比时切断加速器的束流。
[0013] 根据本发明的实施例，所述预定百分比的范围是50％至70％。
[0014] 采用根据本发明的实施例的将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法，例如，在不停堆的情况下实现反应堆从次临界状态到临界状态的转换。
附图说明
[0015] 图1是根据本发明的实施例的将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法的
流程图；
[0016] 图2是根据本发明的实施例的加速器驱动的反应堆运行的流程图；
[0017] 图3为根据本发明实施例的束流强度减小方式的示意图；以及
[0018] 图4是根据本发明的实施例的反应堆堆芯结构图。
具体实施方式
[0019] 下面结合附图及具体实施方式对本发明做进一步说明。
[0020] 参见图1和图4，本发明的实施例提供了一种将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法。所述反应堆包括具有第一横截面面积的第一控制棒2和具有小于第一横截面面积的第二横截面面积的第二控制棒3。所述方法包括：束流强度降低步骤：将用于次临界状态下的反应堆的加速器的束流强度降低预定束流强度；第一控制棒2调节步骤：调节第一控制棒2在反应堆的堆芯1内的长度；以及稳定工作步骤：使反应堆稳定工作预定时间。循环执行束流强度降低步骤、第一控制棒2调节步骤和稳定工作步骤直到束流强度降低至预定值。即判断束流强度是否低于预定值，如果束流强度大于预定值，则返回到束流强度降低步骤，如果束流强度小于或等于预定值，则执行下面的步骤。所述方法还包括：切断加速器的束流；以及逐渐拔出第二控制棒3，使反应堆反应性逐渐提升至预定反应性。
[0021] 根据本发明的实施例，调节第一控制棒2在反应堆的堆芯1内的长度包括将第一控制棒2拔出预定距离。所述预定距离为需要调节的反应堆的反应性的变化量与第一控制棒2每移动单位距离引起的反应堆的堆芯1的反应性的变化量的比值。根据本发明的示例，调节第一控制棒2在反应堆内的长度使反应堆的堆芯1的温度的变化小于±5℃，反应性变化小于50pcm/小时，以及有效增殖因子keff＜0.98。
[0022] 根据本发明的实施例，束流强度降低至预定值包括将用于次临界状态下的反应堆的加速器的额定束流强度在预定的时间内成阶梯状降低至预定值。例如，束流强度降低至预定值包括将用于次临界状态下的反应堆的加速器的额定束流强度在多个均等的时间段分别降低等比例的束流强度值。根据本发明的实施例，在束流强度降低步骤中，将用于次临界状态下的反应堆的加速器的束流强度降低预定束流强度，并且循环执行束流强度降低步骤、第一控制棒调节步骤和稳定工作步骤直到束流强度降低至预定值。在循环执行束流强度降低步骤、第一控制棒调节步骤和稳定工作步骤时，预定束流强度所有循环中可以是不同的，也可以是相同的。例如，预定束流强度是成递减的方式或等比例地逐步降低的。
[0023] 根据本发明的实施例，第一控制棒2和第二控制棒3具有圆形的横截面，并且第一控制棒2的直径是第二控制棒3的直径的1.5-2.5倍。第一控制棒2和第二控制棒3可以具有大致相同的长度。
[0024] 根据本发明的实施例，在反应堆的功率降低到次临界状态下的反应堆的功率的预定百分比时切断加速器的束流。所述预定百分比的范围可以是50％至70％。
[0025] 根据本发明的实施例提供了一种反应堆从次临界状态到临界状态转换的方法，可以用于先进核能系统中
燃烧器子系统(包括反应堆)在不停堆的情况下从次临界状态向临界状态的转换。该转换方法包括以下步骤：(1)减小束流，(2)调节控制棒。控制棒分为第一控制棒2和第二控制棒3，两种控制棒的移动策略与束流的减少策略可以根据以下几点确定：(1)次临界堆反应性限制(转换期内，反应堆的反应性变化小于50pcm/小时)；(2)堆芯功率的
稳定性限制(在转换期内堆的功率变化小于5％初始功率)；(3)结构材料与
燃料的热冲击限制(温度变化速率小于60℃/小时)。
[0026] 根据本发明的实施例，加速器驱动的先进核能系统由加速器提供外源性中子，驱动反应堆在次临界运行，运行3-5年后在不停堆的情况下切断其外部驱动，反应堆过渡成临界状态运行。
[0027] 根据本发明的实施例的反应堆从次临界状态到临界状态转换的方法主要用于解决加速器驱动先进核能系统中燃烧器子系统在不停堆的情况下从次临界状态向临界状态转换的问题。
[0028] 根据本发明的实施例，加速器驱动的先进核能系统主要包括：燃烧器子系统(包括反应堆)和核燃料再生后处理子系统。燃烧器子系统包括强流超导
直线加速器、高功率
散裂中子靶及高温快反应堆等。初装堆时，整个核能系统需要利用超导直线强流质子加速器对反应堆进行外源性驱动，燃烧器进行燃烧增殖，并产能，此时本系统运行在次临界状态下；在此状态下运行3～5年后，在不停堆的情况下切断超导直线强流质子加速器，停止燃烧器的外部中子源驱动，燃烧器此后转变为自持燃烧状态，本系统即在临界状态下运行。
[0029] 根据本发明的实施例，加速器驱动的先进核能系统中燃烧器子系统运行的大致过程如图2所示：(1)颗粒注入，流动预热。初装堆时，作为中子靶、冷却剂的固体颗粒需要从外界注入反应堆内部，在注入过程中颗粒一边流动一边预热，预热的工作在颗粒存储装置中完成，预热后的颗粒将热量传递给反应堆，当反应堆内部温度平衡时停止预热。(2)控制棒就位，使反应堆初始反应性控制在0.96～0.98之间。第一控制棒2完全拔出，第二控制棒3部分插入，第二控制棒3插入部分的价值为βeff～2βeff(βeff为
缓发中子份额)。第一控制棒2用于：1、反应堆次临界运行阶段的反应性控制；2、联合第二控制棒3在反应堆次临界到临界过程中进行转换；3、反应堆临界运行时用作
安全棒。第二控制棒3用于：1、控制反应堆次临界到临界的转换；2、控制反应堆在临界状态下的反应性。(3)加束流。一切准备就绪后，超导直线强流质子加速器开始产生质子束，产生的束流轰击在颗粒靶上，驱动燃烧器进行燃烧。(4)正常次临界反应堆工况。反应堆启动后，由于反应堆的反应性存在阶段变化，此时需要交替调节第一控制棒2和束流强度，使反应堆反应性及功率维持在安全
阈值内，系统稳定运行在正常的次临界反应堆工况下。此时第一控制棒2已插入反应堆中一定距离。(5)次临界——临界转换。当反应堆运行3至5年，反应堆的反应性达到一定的阈值且运行稳定后，超导直线强流质子加速器切断其对燃烧器的外部中子源驱动，第一控制棒2和第二控制棒3配合作用使得反应堆的反应性处于临界状态。(6)正常临界反应堆工况运行。燃烧器完全转变为自持燃烧状态后，本系统即为在临界状态下运行，临界状态完全由反应堆中的第二控制棒3对反应性进行控制，第一控制棒2的功能则变为安全棒。(7)停堆。当反应堆运行30-50年后，核燃料燃烧到一定程度反应堆需要停堆处理，即将堆芯内的
燃料组件拆卸出来，运送至核燃料再生后处理子系统进行核燃料的处理。(8)冷却剂停止与排出。虽然反应堆停止工作，但其内部的温度还是非常高，冷却剂颗粒仍需要循环流动将热量带走，当反应堆内部温度达到
指定值后颗粒冷却剂才能停止流动并排出至指定的容器。
[0030] 反应堆次临界到临界的转换需要一个过程，本发明的一个示例提出了一种转换的方法，具体步骤为：
[0031] (1)减小束流：将次临界反应堆中加速器额定束流强度I0在h时间内(h≤30天)成阶梯状降低至I0的 倍，50≤Z≤100，即如图3所示，前后时间段束流下降强度存在如下关系： 其中W为划分的时间段数，即设定将束流强度从I0降低到 需要W次完成，W≥15，每段时间均等，时长均为t， Ikt为kt时刻的束流强度，I(k-1)t为(k-1)t时刻的束流强度，(k＝1，2，3……W)，其单位均为mA。
[0032] (2)调节第一控制棒2：如图4所示，反应堆堆芯1中的第一控制棒2与第二控制棒3的长度相同，与反应堆堆芯1高度一致，第一控制棒2的直径约是第二控制棒3的1.5-2.5倍，二者可以使用相同的材料，如
碳化
硼、镉、
银铟镉等。当束流减小时，散裂靶产生的中子会减少，反应堆的反应性、温度等参数会降低，但实际情况必须保证反应堆的反应性维持在正常工况，即反应堆内部的温度基本保持在小范围内
波动，其温度变化波动小于±5℃，反应性变化小于50pcm/小时，有效增殖因子keff＜0.98。这就需要在减小束流的同时，缓慢调节第一控制棒2，第一控制棒2的抽出会提高反应性，插入会抑制反应性。
[0033] 每次束流下降完成后，系统会实时测得并计算出反应堆内的实际反应性与设定的安全阈值的差值ρx，之后对第一控制棒2进行调节，以做出相当于ρx反应性变化量的控制。第一控制棒2的移动距离可根据以下公式计算得出： 其中，HX为第一控制棒2需要移动的距离；ρx为实际需要调节的反应堆内反应性的变化量；ρ0为实验测得参数，代表该类型控制棒每移动单位距离(每厘米)引起的反应堆内反应性的变化量；H0为初始基准距离(根据实际需求，人为在第一控制棒2上设定一个
位置为初始位置，在计算时各参数以这一初始位置为基准进行计算)。计算出第一控制棒2移动的距离后，对第一控制棒2进行调节，将反应堆内部的反应性、温度等参数调节到正常范围内。
[0034] (3)稳定降低堆芯功率。当减小束流、调节第一控制棒2后，系统需要进行一定时间的稳定工作，当各项参数均处于正常工况后，才能再次减小束流，并重复上述对第一控制棒2的调节过程，即循环执行步骤(1)、(2)、(3)，直至束流强度降低至 此时反应堆进入亚临界状态，堆芯功率降低到次临界功率的60％左右。
[0035] (4)调节第二控制棒3。亚临界状态是处于次临界与临界之间的短暂过渡状态，此时堆芯反应性约为1-βeff，待堆芯状态稳定之后，切断加速器束流，束流强度由 立刻降至0；随后，第二控制棒3开始拔出，在2小时内使反应堆反应性慢慢从1-βeff提升至1～1+βeff。
堆芯自此进入临界模式运行，当堆芯功率由60％左右的额定功率升至100％额定功率时，堆芯完全过渡到正常临界运行状态。在临界状态下，反应堆反应性的调节由第二控制棒3来完成，第一控制棒2的功能则变为安全棒。
[0036] 本发明的实施例提出的转换方法，能够安全有效地实现先进核能系统中燃烧器子系统从次临界状态向临界状态的转换，使反应堆内部处于正常工况。
[0037] 尽管描述了上述的各种实施例，但是本发明的实施例的方法可以用于任何合适的加速器驱动的次临界状态下的反应堆向临界状态的转换。此外，尽管描述了各种数值范围以及指定值，但是这些数值范围以及指定值可以根据实际的条件进行调整。
