本发明专利技术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。
【技术实现步骤摘要】
本专利技术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。
技术介绍
目前先进研究堆的设计是采用倒(反)中子阱紧凑堆芯。在合适的功率水平下，尽量紧缩堆芯，提高堆芯功率密度，得到高的裂变中子注量率。高度欠慢化的堆芯被周围大体积的重水或铍所包围，大量裂变中子从堆芯表面泄漏到反射层中被慢化，形成热中子注量率峰。在相同的功率水平下，功率区体积越小，泄漏的裂变中子在反射层中形成的热中子注量率越高。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. 6mmX 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 6X1014n/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。
技术实现思路
本专利技术的目的在于提供一种可提高中子注量率的反应堆堆芯。本专利技术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燃料组件，其中，铍热中子阱区由中心I盒带快中子考验通道的高铀量燃料组件、外围呈梅花形布置的6盒高铀量燃料组件、第2圈梅花形1-1-1间隔布置的6盒铍块和6盒控制棒跟随体组成。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被块；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；本专利技术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I是本专利技术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是本专利技术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是本专利技术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 :控制棒跟随体4 :革巴件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本专利技术一种可提高中子注量率的核反应堆堆芯，包括一个或多个子堆芯，每个子堆芯从中心向外依次划分为铍热中子阱区、燃料组件区和铍反射层，铍热中子阱区包括铍块I和控制棒跟随体3 ;燃料组件区包括燃料组件2和铍块I ;铍反射层包括铍块I、控制棒跟随体3和靶件4，整个堆芯为环形结构。核截面参数由69群并为四群计算能群划分为IOMev O. 821Mev (I 5 群)为快 I 群；O. 821Mev 5. 53Kev (6 15 群)为快 II 群；5. 53Kev O. 625ev (16 45 群)为快 III 群;< O. 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I。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I盒铍块I、外围(第I圈)呈梅花形布置的6盒铍块I、第2圈呈梅花形布置的6盒铍块I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I。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I、12盒控制棒铍跟随体3和78盒靶件4组成。其中，铍块I、控制棒铍跟随体3呈1-1-2-1分布(I盒铍块-I盒控制棒铍跟随体-2盒铍块-I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。零天丨Keff (全提棒中子增殖系数)为0.9110丨Keff I. 2046 U-235装量18.719Kg20 天时丨 Keff I. 0692 U-235 堆存量 15. 413Kg快I群最大中子注量率为5. 372X 1014n/cm2 · s快II群最大中子注量率为8. 710X1014n/cm2 · s快III群最大中子注量率为8. 661 X 1014n/cm2 · s最大热中子注量率为16. 32X1014n/cm2 · s热中子阱最大热中子注量率可达到 I. 8X 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. lX1015n/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110丽，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O. 7mm,包壳厚O. 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I盒带快中子考验通道的高铀量燃料组件6、外围(第I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 (I盒铍块-I盒控制棒跟随体-I盒铍块)间隔布置的6盒铍块I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I。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I、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I、呈1-1-2-1-1(I盒靶件-I盒控制棒跟随体-2盒铍块-I盒控制棒铍跟随体-I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。零天丨Keff 为 O. 9457 丨 Keff 本文档来自技高网...
【技术保护点】
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。
【技术特征摘要】
【专利技术属性】
技术研发人员：吴英华，
申请(专利权)人：中国核动力研究设计院，
类型：发明
国别省市：90[中国|成都]
还没有人留言评论。发表了对其他浏览者有用的留言会获得科技券。