六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯及方法与流程

本发明涉及核反应堆设计技术领域，具体涉及六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯及方法。

背景技术：

核反应堆的发展离不开试验堆，试验堆对各种反应堆堆型的开发有非常重要的作用。先进试验堆的发展趋势是具有高的热中子或快中子注量率，数目多的实验孔道，包括一定数量的大尺寸孔道。

对比文献1(发明专利：高热中子注量率堆芯，专利号201210183206.3)公开了一种高热中子注量率堆芯，该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件；燃料组件为六边形套管型燃料组件，若干个燃料组件呈环形紧凑布置，在燃料组件环形区域的内侧形成热中子阱；紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件，形成倒中子阱；若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。所述高热中子注量率堆芯，在保证安全及结构可行的前提下，有利于提高辐照孔道内热中子注量率，增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。

对比文献2(发明专利：高快中子注量率堆芯，专利号201210182828.4)公开了一种高快中子注量率堆芯，该堆芯包括燃料组件、控制棒组件和铍组件；燃料组件为六边形套管型燃料组件，若干个燃料组件呈环形紧凑布置，最内层环上有6个燃料组件，在其环形区域的中心处形成快中子阱；紧挨燃料组件环形区域的外侧布置有若干个六边形铍组件，形成倒中子阱；若干根控制棒组件按两行两列呈“井”字型间隔布置在燃料组件之间。所述高快中子注量率堆芯，满足国际限制的u-235富集度水平和国内的燃料芯体制造及冷却剂流速设计水平的要求，可获得较高的辐照孔道内快中子注量率水平，增强和拓宽试验堆的辐照能力和应用范围。

对比文献1和对比文献2分别公开了一种高热、高快中子注量率堆芯，其燃料组件均采用六边形套管型燃料组件，堆芯包括燃料组件、控制棒组件、铍组件等堆芯部件。除公布于对比文献1和对比文献2中的上述部件外，铝组件作为一种常用于试验堆中的部件，也可能作为重要部件应用于上述堆芯。因此，有必要针对含铝组件六边形套管型燃料组件堆芯，开展临界物理试验，以检验堆芯核设计程序对铝组件的计算精度和可靠性。

技术实现要素：

本发明的目的在于提供六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯，以满足检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯铝组件计算可靠性的需求，依据本发明所述堆芯布置开展临界物理试验，可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯内铝组件计算的精度和可靠性。

此外，本发明还涉及上述检验堆芯的调整方法。

本发明通过下述技术方案实现：

六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯，所述堆芯包括燃料组件、控制棒组件、水栅元和铝组件，所述燃料组件为六边形套管型燃料组件，所述控制棒组件由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，所述水栅元为六边形水栅元，所述铝组件六边形铝组件，所述堆芯共布置265个位置，分别为18盒燃料组件、12个控制棒组件、21盒铝组件和214个水栅元，18盒燃料组件集中布置在以l12为中心位置的堆芯的中央区域，21盒铝组件围绕燃料组件布置，12个控制棒组件围绕铝组件布置，每个燃料组件、控制棒组件、铝组件和水栅元各占1个位置。

本发明所述六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯，安全棒价值大于1000pcm，满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。依据本发明所述六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯，开展临界物理试验，可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯内铝组件计算的精度和可靠性。通过对比临界物理试验实测值与核设计程序计算值，可判断是否需要对铝组件计算模型进行调整；如实测值与计算值存在偏差，则需调整铝组件计算模型，以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。

进一步地，18盒燃料组件分别布置在j10、j11、j12、j13、k10、k11、k12、k13、k14、l11、l12、l13、l14、m12、m13、m14、n13、n14位置。

进一步地，21盒铝组件别布置在h10、i9、i10、i11、i12、j9、j14、k9、l9、l10、l15、m10、m11、m15、n11、n12、n15、p12、p13、p14、p15位置。

进一步地，12个控制棒组件由4根a棒组安全棒、2根b棒组补偿棒、2根c棒组补偿棒、2根d棒组补偿棒、2根e棒组调节棒组成，4根a棒组安全棒分别布置于i8、i13、p11、p16位置，2根b棒组补偿棒分别布置于h9、q15位置，2根c棒组补偿棒分别布置于h11、q13位置，2根d棒组补偿棒分别布置于k15、m9位置，2根e棒组调节棒分别布置于k8、m16位置。

一种检验堆芯的调整方法，分别获得堆芯有效增殖系数计算值和实测值：

若在控制棒组件全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值与计算值的偏差小于0.2％，则核设计程序对铝组件计算准确可靠，不需要对铝组件计算模型进行调整；

若控制棒组件全部提出堆芯状态下堆芯有效增殖系数的实测值与计算值的偏差大于0.2％，则核设计程序对铝组件计算精度不满足设计要求，需要调整铝组件计算模型，以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。

进一步地，当堆芯有效增殖系数计算值小于实测值，且偏差大于0.2％时，通过将k10位置的燃料组件与m11位置的铝组件调换位置，或将k10位置的燃料组件与n12位置的铝组件调换位置，或同时将k10位置的燃料组件与m11位置的铝组件、l11位置的燃料组件与n12位置的铝组件调换位置，降低试验堆芯有效增殖系数。

进一步地，当堆芯有效增殖系数计算值小于实测值，且经过上述调整后偏差仍然大于0.2％时，通过将燃料组件疏散布置或将部分控制棒组件插入堆芯，降低试验堆芯有效增殖系数。

进一步地，当堆芯有效增殖系数计算值大于实测值，且偏差大于0.2％时，通过同时将n13燃料组件与i10铝组件、n14燃料组件与i11铝组件调换位置，或同时将l11燃料组件与n12铝组件调换位置、i11铝组件替换为燃料组件，或将l10铝组件替换为燃料组件，提高试验堆芯有效增殖系数。

进一步地，当堆芯有效增殖系数计算值大于实测值，且经过上述调整后偏差仍然大于0.2％时，通过向堆芯内增加燃料组件，以提高试验堆芯有效增殖系数的实测值。

具体地，所述堆芯布置，在控制棒全部提出堆芯状态下，堆芯有效增殖系数核设计程序计算值为名义值1(与1偏差小于0.2％)。依据所述堆芯布置开展临界物理试验，若控制棒全部提出堆芯状态下堆芯实测有效增殖系数等于名义值1(与1偏差大于0.2％)，则说明核设计程序对铝组件计算准确可靠，不需要对铝组件计算模型进行调整；若控制棒全部提出堆芯状态下堆芯实测有效增殖系数不等于1，则说明核设计程序对铝组件计算精度不满足设计要求，需要调整铝组件计算模型，以保证调整后核设计程序计算值与临界试验实测值一致。

所述堆芯中燃料组件和铝组件位置可根据临界试验实测结果进行调整，在控制棒全部提出堆芯状态下，当如前所述布置堆芯临界试验实测有效增殖系数大于1时(即核设计程序计算值与临界试验结果偏差大于0.2％，有效增殖系数计算值偏小)，将k10位置的燃料组件与m11位置的铝组件调换位置，或将k10位置的燃料组件与n12位置的铝组件调换位置，或同时将k10位置的燃料组件与m11位置的铝组件、l11位置的燃料组件与n12位置的铝组件调换位置，可降低试验堆芯有效增殖系数，满足堆芯临界试验要求。若计算偏差超出了上述调整范围，则采用其他措施以使堆芯临界，例如，将燃料组件疏散布置或将部分控制棒插入堆芯。

所述堆芯中燃料组件和铝组件位置可根据临界试验实测结果进行调整，在控制棒全部提出堆芯状态下，当如前所述布置堆芯临界试验实测有效增殖系数小于1时(即核设计程序计算值与临界试验结果偏差大于0.2％，有效增殖系数计算值偏大)，同时将n13燃料组件与i10铝组件、n14燃料组件与i11铝组件调换位置，或同时将l11燃料组件与n12铝组件调换位置、i11铝组件替换为燃料组件，或将l10铝组件替换为燃料组件，可提高试验堆芯有效增殖系数，满足堆芯临界试验要求。若计算偏差超出了上述调整范围，则采用其他措施以使堆芯临界，例如，向堆芯内增加更多盒燃料组件。

本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：

1、本发明所述六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯，开展临界物理试验，可有效检验核设计程序对六边形套管型燃料堆芯内铝组件计算的精度和可靠性。

2、本发明所述六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯，同时给出了临界物理试验实测值与核设计程序计算值有偏差时的堆芯布置调整方法，以保证堆芯满足临界试验要求。

附图说明

此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：

图1为六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯布置示意图。

图2为六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置示意图。

附图中标记及对应的零部件名称：

31-燃料组件，32-铝组件，33-控制棒组件，34-水栅元，35-a棒组安全棒，36-b棒组补偿棒，37-c棒组补偿棒，38-d棒组补偿棒，39-e棒组调节棒。

其中，附图1中其余数字标号表示堆芯的位置。

具体实施方式

为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。

实施例：

如图1、图2所示，本发明涉及六边形套管型燃料铝组件核设计可靠性检验堆芯及方法，所述检验堆芯包括燃料组件31、铝组件32、控制棒组件33和水栅元34。燃料组件31为六边形套管型燃料组件，铝组件32为六边形铝组件，控制棒组件33由圆柱形控制棒和外六角内圆形导向管组成，水栅元34为六边形水栅元。堆芯共布置265个六边形栅元位置，每个燃料组件31、铝组件32、控制棒组件33和水栅元34各占1个位置。所述堆芯中装载18盒六边形套管型燃料组件，集中布置在以l12为中心位置的堆芯的中央区域，分别布置在j10、j11、j12、j13、k10、k11、k12、k13、k14、l11、l12、l13、l14、m12、m13、m14、n13、n14位置。所述堆芯中装载21盒铝组件32围绕燃料组件31布置，分别布置在h10、i9、i10、i11、i12、j9、j14、k9、l9、l10、l15、m10、m11、m15、n11、n12、n15、p12、p13、p14、p15位置。所述堆芯中布置12个控制棒组件33，围绕铝组件32分别布置在h9、h11、i8、i13、k8、k15、m9、m16、p11、p16、q13、q15位置。所述堆芯中除燃料组件31、铝组件32、控制棒组件33所占栅元位置外，其余位置均布置为水栅元34，全堆芯共布置214个水栅元。

如图2所示，本发明所述六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯中布置12个控制棒组件33，包括a棒组安全棒35、b棒组补偿棒36、c棒组补偿棒37、d棒组补偿棒38和e棒组调节棒39。a棒组安全棒35共4根，布置于i8、i13、p11、p16位置；b棒组补偿棒36共2根，布置于h9、q15位置；c棒组补偿棒37共2根，布置于h11、q13位置；d棒组补偿棒38共2根，布置于k15、m9位置；e棒组调节棒39共2根，布置于k8、m16位置。

如图1所示六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯及如图2所示六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯控制棒布置，a棒组安全棒35冷态反应性价值为1842pcm，大于1000pcm，满足试验堆芯临界安全对安全棒价值的要求。

如图1所示六边形套管型燃料堆芯铝组件核设计可靠性检验堆芯，在控制棒组件33全部提出堆芯状态下，堆芯有效增殖系数核设计程序计算值为1.0000，与名义值1偏差小于0.2％，即认为堆芯恰好临界。依据所述堆芯布置开展临界物理试验，若控制棒全部提出堆芯状态下堆芯实测有效增殖系数等于名义值1(与1偏差小于0.2％)，则说明核设计程序对铝组件32计算准确可靠，不需要对铝组件32计算模型进行调整；若控制棒全组件33部提出堆芯状态下堆芯实测有效增殖系数不等于名义值1(与1偏差大于0.2％)，则说明核设计程序对铝组件32计算精度不满足设计要求，可以通过调整铝组件32计算模型，保证核设计程序计算值与临界试验实测值一致。

当如图1所示堆芯临界试验实测有效增殖系数大于1时(即核设计程序计算值与临界试验结果偏差大于0.2％，有效增殖系数计算值偏小)，可以将k10位置的燃料组件与m11位置的铝组件32调换位置，降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9979；或将k10位置的燃料组件31与n12位置的铝组件调换位置，降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9965；或同时将k10位置的燃料组件31与m11位置的铝组件32、l11位置的燃料组件31与n12位置的铝组件32调换位置，降低试验堆芯有效增殖系数计算值至0.9879，满足堆芯临界试验要求。若计算偏差超出了上述调整范围，则采用其他措施以使堆芯临界，例如，将燃料组件31疏散布置或将部分控制棒组件33插入堆芯。

当如图1所示堆芯临界试验实测有效增殖系数小于1时(即核设计程序计算值与临界试验结果偏差大于0.2％，有效增殖系数计算值偏大)，可以同时将n13燃料组件与i10铝组件、n14燃料组件与i11铝组件调换位置，提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0027；或同时将l11燃料组件与n12铝组件调换位置、i11铝组件替换为燃料组件，提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0045；或将l10铝组件替换为燃料组件31，提高试验堆芯有效增殖系数计算值至1.0135，满足堆芯临界试验要求。若计算偏差超出了上述调整范围，则采用其他措施以使堆芯临界，例如，向堆芯内增加更多盒燃料组件31。

以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。