核反應堆是通過鈾-235等核燃料中的一個裂變原子的原子核吸收一個自由中子發(fā)生核鏈式反應(例如核裂變)而產(chǎn)生能量。當自由中子被吸收后，裂變原子分裂成多個較輕的原子，并釋放出多個自由中子，這些自由中子被其他裂變原子吸收，從而形成核鏈式反應，這在業(yè)界是被熟知的。核鏈式反應產(chǎn)生的熱能可通過很多方式轉(zhuǎn)化為電能，這在業(yè)界也是被熟知的。
現(xiàn)有適合燃燒具有低裂變物含量水平(例如，裂變含量水平相當于天然鈾)的核電反應堆已經(jīng)產(chǎn)生出很多新的可燃核燃料來源。這些新來源包括來自其它反應堆的廢棄鈾或回收鈾。無論是基于節(jié)約成本的立場，還是基于可將乏鈾回收到燃料循環(huán)中的立場，這些新來源都是有吸引力的。但是，回收乏核燃料的立場與在寶貴且有限的核廢料容器設施中處理乏核燃料形成鮮明的對照。
由于這些或其他原因，核燃料以及支持回收核燃料和在核反應堆中燃燒這些燃料的核燃料處理技術(shù)繼續(xù)成為受歡迎的核技術(shù)補充。
技術(shù)實現(xiàn)要素：
在本發(fā)明的一些實施例中，提供一種用于核反應堆的燃料。所述燃料包括第一燃料組分和第二燃料組分。第一燃料組分是回收鈾。第二燃料組分是貧化鈾且與第一燃料組分混合。所述混合的第一和第二燃料組分具有小于1.2wt％的235U的裂變物含量。
本發(fā)明一些實施例提供了一種用于核反應堆的燃料。所述燃料包括第一燃料組分和第二燃料組分。第一燃料組分是回收鈾。第二燃料組分是天然鈾且與第一燃料組分混合。所述混合的第一和第二燃料組分具有小于1.2wt％的235U的裂變物含量。
通過考慮下面的詳細說明，本發(fā)明的其他方面將變得更為明顯。
具體實施方式
對本發(fā)明實施例進行描述之前，應當理解，本發(fā)明不限于以下描述所闡述的實施例細節(jié)和元件布置。本發(fā)明可采取其他實施例并可通過不同方式被實施。
多種核燃料按照本發(fā)明多個實施例的形式公開于此。這些核燃料可用于各種不同的核反應堆，這里參考加壓重水反應堆進行描述。這些反應堆可具有，例如，放置燃料的加壓水平或豎直管。這樣的反應堆的一個例子就是加拿大氘鈾核反應堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)。其他類型的反應堆可具有帶孔的非加壓水平或豎直管。
加壓重水核反應堆僅是可燃燒本發(fā)明各種核燃料的反應堆的一種。因此，這種反應堆僅以實例進行描述，可以理解，本發(fā)明的各種核燃料可以在其他核反應堆中燃燒。
同樣地，本發(fā)明這里所描述的各種燃料可以任何形式放置在核反應堆中用以燃燒。僅舉例來說，所述燃料可被裝入管內(nèi)或者可被包含在其它縱長物內(nèi)(每個通?？煞Q作“細棒”或“元件”)。如果燃料容納在管內(nèi)，所述管可由下列材料制成或包含鋯、鋯合金，或者在某些情況具有低中子吸收特點的其它適合的材料或材料的組合。
在核反應堆中，多個元件可共同形成一個燃料棒束。每一燃料棒束的這些元件在棒束中可彼此平行地延伸。如果反應堆包括多個燃料棒束，這些燃料棒束可被端對端地放置在一壓力管中。在其他類型的反應堆中，燃料棒束可以其他希望的方式被排布。
當反應堆正在運轉(zhuǎn)中，重水冷卻劑流過燃料棒束去冷卻燃料元件并帶走裂變過程的熱量。本發(fā)明的核燃料也可用在其熱傳輸和慢化劑系統(tǒng)中具有不同液體/氣體組合的壓力管反應堆中。無論如何，冷卻劑從核燃料吸收熱量并將這些熱量傳遞到用以產(chǎn)生能量(例如，電能)的下游設備。
于1996年4月25日申請的加拿大第2,174,983號專利申請描述了用于核反應堆的燃料棒束的幾種實例，這些燃料棒束可包括本文所述的任一核燃料。加拿大第2,174,983號專利申請的內(nèi)容以引用的方式結(jié)合于本專利中。
本發(fā)明的各種核燃料可以和一種或多種其他材料結(jié)合使用(例如，混合)。無論單獨使用或與其他材料結(jié)合使用，所述核燃料可以為顆粒形、粉體形、其他合適形狀或者形狀的組合。在一些實施例中，本發(fā)明的燃料采取棒狀形式，比如棒狀燃料壓成希望的形狀、棒狀燃料包含在其他材料基質(zhì)中等。另外，根據(jù)本發(fā)明的燃料組成的燃料元件可包括管、棒和/或其他類型元件的組合。
如下文更詳細的描述，本發(fā)明不同實施例的燃料可以包括不同的核燃料組合，例如貧化鈾(depleted uranium,DU)、天然鈾(natural uranium,NU)以及再加工或回收鈾(recycled uranium,RU)的不同組合。除非另有說明，如說明書和所附權(quán)利要求中所用到的，包括在核燃料中的材料組成的“百分比”是指重量百分比。此外，如本文所定義的，DU具有從近似0.2wt％到近似0.5wt％(包括近似0.2wt％和近似0.5wt％)的235U的裂變物含量。NU具有近似0.71wt％的235U的裂變物含量。RU具有近似0.72wt％到近似1.2wt％(包括近似0.72wt％和近似1.2wt％)的235U的裂變物含量。
回收鈾
再處理或回收鈾(RU)是由使用輕水堆(LWRs)的核電生產(chǎn)中產(chǎn)生的乏燃料制造而成的。乏燃料中含有極少量的鈾。因此，乏燃料的化學再處理后分離出來的鈾，這在業(yè)界稱為再處理或回收鈾。天然鈾(NU)僅含有三種同位素234U、235U和238U。然而，在LWR中輻照和冷卻后，得到的RU具有與天然鈾不同的同位素組成。具體而言，RU包括四種并不存在于天然鈾中的額外的鈾同位素236U、232U、233U和237U(一般視為雜質(zhì))。因此，這四種額外的同位素的出現(xiàn)可以被視為RU的標志。
也應當理解的是，RU的同位素組成與許多因素有關(guān)，例如輻照之前的燃料(即，新燃料)的初始235U含量、燃料的來源、燃燒燃料的反應堆的類型、反應堆內(nèi)的燃料的輻照歷史(例如，包括燃耗)以及輻照后的燃料的冷卻和存儲時間。例如，絕大多數(shù)輻照后燃料會在特別設計的池中經(jīng)過至少5年時間的冷卻以確保輻射安全。然而，冷卻時間可被延長至10至15年或更久。
RU經(jīng)常包含由燃料包殼、燃料參雜以及用在RU上的分離和凈化方法引入的化學雜質(zhì)(例如，釓(Gadolinum))。這些化學雜質(zhì)可能包括非常少量的超鈾同位素(transuranic isotope)，例如，钚(Plutonium)-238(238Pu)、239Pu、240Pu、241Pu、242Pu,镎(Neptunium)-237(237Np)、镅(Americium)-241(241Am)、鋦(Curium)-242(242Cm)以及裂變產(chǎn)物，例如，鋯-95/鈮-95(95Zr/95Nb)、釕(Ruthenium)-103(103Ru)、106Ru、銫(Cesium)-134(134Cs)、137Cs和锝(Technetium)-99(99Tc)。經(jīng)常出現(xiàn)在RU中的其他雜質(zhì)包括鋁(Aluminum(Al))、硼(Boron(B))、鎘(Cadmium(Cd)),鈣(Calcium(Ca)),炭(Carbon(C))、氯(Chlorine(Cl))、鉻(Chromium(Cr))、銅(Copper(Cu))、鏑(Dysprosium(Dy))、氟(Flourine(F))、鐵(Iron(Fe))、鎂(Magnesium(Mg))、錳(Manganese(Mn))、鉬(Molybdenum(Mo))、鎳(Nickel(Ni))、氮(Nitrogen(N))、磷(Phosphorous(P))、鉀(Potassium(K))、硅(Silicon(Si))、鈉(Sodium(Na))、硫(Sulphur(S))和釷(Thorium(Th))。
貧化鈾
如上所述，貧化鈾(DU)具有從近似0.2wt％到近似0.5wt％(包括近似0.2wt％和近似0.5wt％)的235U的裂變物含量。DU主要是由同位素鈾-238(238U)和鈾-235(235U)構(gòu)成的鈾。與之相比，天然鈾(NU)包括近似99.28wt％的238U、近似0.71wt％的235U和近似0.0054wt％的234U。DU是鈾濃縮的副產(chǎn)品，一般所含的235U和234U低于天然鈾的三分之一。DU還包括各種雜質(zhì)，例如，鋁(Al)、硼(B)、鎘(Cd)、鈣(Ca)、碳(C)、氯(Cl)、鉻(Cr)、銅(Cu)、鏑(Dy)、氟(F)、釓(Gd)、鐵(Fe)、鎂(Mg)、錳(Mn)、鉬(Mo)、鎳(Ni)、氮(N)、磷(P)、鉀(K)、硅(Si)、鈉(Na)、硫(S)和釷(Th)。
混合燃料
應當了解到，在許多應用中，許多核燃料的鈾含量太高或太低，使得這些燃料無法在多種核反應堆中燃燒。類似地，RU(234U、235U、236U和238U)的組成以及通常出現(xiàn)在RU中的上述雜質(zhì)(232U、233U和237U)使RU無法作為許多反應堆的可行的燃料。然而，本案的發(fā)明人已經(jīng)發(fā)現(xiàn)，通過混合RU和DU，所得到的核燃料的235U裂變物含量可達到作為新燃料在許多核反應堆中燃燒可接受的范圍，這些反應堆例如(但不限于)是加壓重水核反應堆(例如，具有水平燃料管(例如CANDU反應堆中的管)的加壓重水核反應堆)。類似的結(jié)果可以通過混合RU和NU得到，在得到的核燃料中，235U裂變物含量被降低至作為新燃料燃燒可接受的范圍。
無論是與DU還是NU混合，RU都可以使用任何現(xiàn)有的方法混合，例如(但不限于)使用酸溶液或干混法。
在一些實施例中，本發(fā)明的核反應堆燃料包括第一燃料組分RU和第二燃料組分DU，RU和DU已經(jīng)混合在一起以具有低于1.2wt％的235U的組合裂變物含量。在這種燃料中，RU可具有近似0.72wt％至近似1.2wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，這些燃料中的RU可具有近似0.8wt％至近似1.1wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，這些燃料中的RU可具有近似0.9wt％至近似1.0wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，這些燃料中的RU可具有近似0.9wt％的235U的裂變物含量。在每個上述實施例中，這些燃料中的DU可具有近似0.2wt％至近似0.5wt％的235U的裂變物含量。
因此，在一些實施例中，通過混合較低235U裂變物含量的DU與較高235U裂變物含量的RU，所得到的混合RU/DU核燃料可具有小于1.0wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，所得到的混合RU/DU核燃料可具有低于0.8wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，所得到的混合RU/DU核燃料可具有低于0.72wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，所得到的混合RU/DU核燃料還可具有近似0.71wt％的235U的裂變物含量，從而通過混合RU與DU得到裂變物含量與天然鈾相當?shù)娜剂稀?/p>
在一些實施例中，本發(fā)明的核反應堆燃料包括第一燃料組分RU和第二燃料組分NU，RU和NU已經(jīng)混合在一起以具有低于1.2wt％的235U的組合裂變物含量。在這些燃料中，RU可具有近似0.72wt％至近似1.2wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，這些燃料中的RU可具有近似0.8wt％至近似1.1wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，這些燃料中的RU可具有近似0.9wt％至近似1.0wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，這些燃料中的RU可具有近似0.9wt％的235U的裂變物含量。
因此，在一些實施例中，通過混合較低235U裂變物含量的NU與較高235U裂變物含量的RU，所得到的混合RU/NU核燃料可具有小于1.0wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，所得到的混合RU/NU核燃料可具有低于0.8wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，所得到的混合RU/NU核燃料可具有低于0.72wt％的235U的裂變物含量。在其它實施例中，所得到的混合RU/NU核燃料可具有近似0.71wt％的235U的裂變物含量，從而通過混合RU與NU得到裂變物含量與天然鈾相當?shù)娜剂稀?/p>
在一些實施例中，RU與DU和NU兩者混合以產(chǎn)生235U裂變物含量或者含量范圍與上述介紹的混合RU/DU和混合RU/NU核燃料相同的燃料。在這些例子中，RU的235U裂變物含量或者含量范圍以及DU的235U裂變物含量或者含量范圍可與上述介紹的實施例中的相同。
根據(jù)本發(fā)明的各實施例的核燃料可包括可燃毒物(burnable poison,BP)。例如，在此描述的任何一種核燃料可包括RU和DU與一種可燃毒物(BP)的混合物，或者RU和NU與一種可燃毒物(BP)的混合物。該可燃毒物可與本文描述的各種RU/DU混合物、RU/NU混合物和RU/DU/NU混合物進行混合。
在重水冷卻反應堆中，當冷卻劑產(chǎn)生空泡時，中子增殖率上升。例如，當冷卻劑開始沸騰時，冷卻劑產(chǎn)生空泡。冷卻劑空泡反應性是一個反應堆中子增殖能力的衡量指標。這種現(xiàn)象歸因于正的冷卻劑空泡反應性，而且可出現(xiàn)在不同場合的所有反應堆中。本發(fā)明可以顯著降低冷卻劑空泡反應性，也可以提供負的燃料溫度系數(shù)和/或負的功率系數(shù)。
以上描述的實施例僅是以舉例的方式加以呈現(xiàn)，不能被視為對本發(fā)明的概念和原理的限制。因此，本領(lǐng)域技術(shù)人員應當認識到，在不偏離本發(fā)明的精神和范圍的前提下，可以對所例示的元件和他們的構(gòu)造和排列進行一些變化。例如，在各種描述的實施例中，RU和DU混合物進一步與不同類型的核燃料或其它材料進行混合以產(chǎn)生具有所希望的裂變物含量的核燃料。例如，RU和DU(單獨的RU或DU或者RU/DU混合物)可與氧化釷(ThO2)、稍濃縮鈾(slightly enriched uranium,SEU)和低濃縮鈾(low enriched uranium,LEU)混合。在此所定義的SEU具有從近似0.9wt％至近似3wt％(包括近似0.9wt％和近似3wt％)的235U的裂變物含量，LEU具有從近似3wt％至近似20wt％(包括近似3wt％和近似20wt％)的235U的裂變物含量。