SE439397B - FUEL CABIN IN A NUCLEAR REACTOR - Google Patents
FUEL CABIN IN A NUCLEAR REACTORInfo
- Publication number
- SE439397B SE439397B SE8305607A SE8305607A SE439397B SE 439397 B SE439397 B SE 439397B SE 8305607 A SE8305607 A SE 8305607A SE 8305607 A SE8305607 A SE 8305607A SE 439397 B SE439397 B SE 439397B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- fuel rods
- rod
- fuel rod
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 152
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 51
- 239000008188 pellet Substances 0.000 claims description 8
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 claims 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 8
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 4
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 2
- 229910018072 Al 2 O 3 Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910010413 TiO 2 Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910010293 ceramic material Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000005538 encapsulation Methods 0.000 description 1
- 238000005265 energy consumption Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- -1 for example a 2 Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 1
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 1
- 238000005245 sintering Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Description
15 20 25 30 35 8305607-7 övriga bränslestavar i bränslestavknippet. Det är nämligen då möjligt att an- vända tíllräcklig mängd färskt bränsle med tillräcklig anrikning av físsilt materia] 1 reaktorn för en utökad driftsperiod utan att en för hög intern effektformfaktor (kvoten av effektens maximala lokala värde och dess medel- värde i ett_horisontellt snitt genom bränslestavknippet) med åtföljande risk för skador på bränslestavarna uppkommer, när styrstavarna vid driftsperiodens slut dras ur härden. Orsaken är att den lägre mängden fertilt material i de nämnda bränslestavarna, där det fissila materialet skyddas mot utbränning av de närbelägna styrstavarna, ger en minskad produktion av fissilt material i _ dem, så att reaktorn kan hållas i drift under en längre tid, innan den interna effektformfaktorn vid styrstavarnas utdragníng ur härden blir otillåtet hög. 15 20 25 30 35 8305607-7 other fuel rods in the fuel rod bundle. Namely, it is then possible to use a sufficient amount of fresh fuel with sufficient enrichment of fine material in the reactor for an extended operating period without a too high internal power form factor (the ratio of the maximum local value of the power and its mean value in a horizontal section through the fuel rod bundle). ) with the attendant risk of damage to the fuel rods, when the control rods are pulled out of the core at the end of the operating period. The reason is that the lower amount of fertile material in the said fuel rods, where the fissile material is protected against burning out of the adjacent control rods, results in a reduced production of fissile material in them, so that the reactor can be kept in operation for a longer time, before the internal power form factor when the control rods are pulled out of the core becomes impermissibly high.
Det är samtidigt betydelsefullt att flödesfördelningen hos kylmediet kan bi- behållas inom varje bränslestavknippe med hänsyn till den ackumulerade erfaren- het man har av denna. Detta åstadkommes genom att bränslestavarna med reducerad mängd fertilt material har samma ytterdiameter som motsvarande stavar med nor- mal mängd fertilt material.At the same time, it is important that the flow distribution of the refrigerant can be maintained within each fuel rod bundle with regard to the accumulated experience one has of this. This is achieved by the fuel rods with reduced amount of fertile material having the same outer diameter as the corresponding rods with normal amount of fertile material.
Närmare bestämt avser den föreliggande uppfinningen ett bränslestavknippe i en kärnreaktor, vilket är uppbyggt av ett flertal bränslestavar omfattande bränslekroppar med fertilt material och fissilt material och ett cirkulär- cylindriskt kapslingsrör för bränslekropparna, och vilket är anordnat intill en styrstavsposítion, kännetecknat därav, att bränslestavknippet innehåller ett antal intill styrstavspositionen belägna bränslestavar med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevís alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet och med samma ytterdiameter som övriga eller tillnärmelse- vis alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet.More particularly, the present invention relates to a fuel rod bundle in a nuclear reactor, which is constructed of a plurality of fuel rods comprising fuel bodies with fertile material and fissile material and a circular-cylindrical casing tube for the fuel bodies, and which is arranged adjacent to a control rod position, a number of fuel rods located adjacent to the control rod position with a smaller amount of fertile material than the others or almost all other fuel rods in the fuel rod bundle and with the same outer diameter as the other or almost all other fuel rods in the fuel rod bundle.
Mängden fertilt material i bränslestavarna med mindre mängd fertilt material i bränslestavknippet utgör företrädesvis 50-85 % av volymen av mängden fertilt material i de övriga bränslestavarna i bränslestavknippet.The amount of fertile material in the fuel rods with a smaller amount of fertile material in the fuel rod bundle preferably constitutes 50-85% of the volume of the amount of fertile material in the other fuel rods in the fuel rod bundle.
Enligt en utföringsform av uppfinningen innehåller bränslestavarna med mindre mängd fertilt material bränslekroppar med en central del utan bränsle. Den centrala delens geometriska form är inte kritisk. Dock föredrages att den centrala delen utformas som ett centralt akiellt hål med en med bränslestaven sammanfallande symmetriaxel, då detta är fördelaktigt ur värmeledningssynpunkt.According to an embodiment of the invention, the fuel rods with a smaller amount of fertile material contain fuel bodies with a central part without fuel. The geometric shape of the central part is not critical. However, it is preferred that the central part is designed as a central axial hole with a symmetry axis coinciding with the fuel rod, as this is advantageous from a heat conduction point of view.
Den centrala delen av bränslekroppen kan med fördel vara utfylld med ett neu- tronfysikaliskt inert material, som inte reagerar kemiskt med bränslet vid bränslets drifttemperatur eller med vatten för den händelse en läcka på stavens 'Pooa 01"” *W io 20 25 30 35 8305607-7 kapsling skulle uppstå. Materialet kan vara ett keramiskt material, t ex en 2, A12o3, nas i den centrala delen förhindras att bitar av bränslekropparna rasar ner oxid såsom ZrO TiO2 eller S102. Genom att ett sådant material anord- i den centrala delen, vilket oacceptabelt skulle ändra effektfördelningen i reaktorn och temperaturfördelningen i bränslestaven. Dessutom förhindras att den centrala delen hos en bränslekropp i en skadad bränslestav vattenfylles, vilket kan vara ett säkerhetsproblem vid uppvärmning av bränslestaven.The central part of the fuel body can advantageously be filled with a neutron-physically inert material, which does not chemically react with the fuel at the operating temperature of the fuel or with water in the event of a leak on the rod 'Pooa 01 "" * W io 20 25 30 35 8305607 The material can be a ceramic material, for example a 2, Al 2 O 3, in the central part. Pieces of the fuel bodies are prevented from collapsing oxide such as ZrO TiO 2 or S10 2 By arranging such a material in the central part. In addition, it would be unacceptable to change the power distribution in the reactor and the temperature distribution in the fuel rod. In addition, the central part of a fuel body in a damaged fuel rod is prevented from being filled with water, which can be a safety problem when heating the fuel rod.
Enligt en annan utföringsform av uppfinningen utformas bränslestavarna med den mindre mängden fertilt material med kapslingsrör, som har större vägg- tjocklek än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar i bränsle- stavknippet. Bränslestavarna med den mindre mängden fertilt material har då ett kapslingsrör med mindre innerdiameter och innehåller mindre mängd bränsle än de övriga bränslestavarna i bränslestavknippet.According to another embodiment of the invention, the fuel rods are formed with the smaller amount of fertile material with encapsulation pipes, which have a greater wall thickness than the others or almost all other fuel rods in the fuel rod bundle. The fuel rods with the smaller amount of fertile material then have a housing tube with a smaller inner diameter and contain a smaller amount of fuel than the other fuel rods in the fuel rod bundle.
Enligt ytterligare en utföringsform av uppfinningen bringas bränslestavarna med mindre mängd fertilt material att innehålla bränslekroppar med ett i bränslet fördelat, neutronfysikaliskt inert material. Nämnda inerta material kan bestå av ett eller flera av de tidigare exemplifierade neutronfysikaliskt inerta materialen i form av större eller mindre partiklar som blandas med bränslet i pulverform vid bränslekropparnas framställning, som normalt inne- fattar pressnings- och sintringsoperationer.According to a further embodiment of the invention, the fuel rods with a smaller amount of fertile material are caused to contain fuel bodies with a neutron-physically inert material distributed in the fuel. Said inert material may consist of one or more of the previously exemplified neutron-physically inert materials in the form of larger or smaller particles which are mixed with the fuel in powder form in the production of the fuel bodies, which normally involve pressing and sintering operations.
För att kunna driva reaktorn med längre cykler ökas företrädesvis insatsen av fissilt material vid starten av varje cykel väsentligt. Detta åstadkommes genom att höja anrikningen hos det färska bränslet och/eller genom att öka andelen utbytt bränsle. Med "längre cykler" förstås här energiuttag om mer än 10 000 MWd/tU motsvarande ungefär 1,5 års drift för reaktorer med normala effekttätheter. I en kokarreaktor med urandioxid som bränsle, dvs med U 238 som fertilt material, krävs då att medelanrikningen av fissilt material, U 235, eventuellt också Pu 239 och Pu ZH1, i färskt bränsle vid cykelns start lämpligen ligger vid minst 3,2 % och företrädesvis vid minst 3,ü % av begynnelsevikten uran i urandioxiden. Mängden färskt bränsle i reaktorn upp- går vid start av varje cykel lämpligen till minst 30 % och företrädesvis till minst 35 % av mängden totalt bränsle.In order to be able to operate the reactor with longer cycles, the use of fissile material is preferably increased significantly at the start of each cycle. This is achieved by increasing the enrichment of the fresh fuel and / or by increasing the proportion of fuel replaced. "Longer cycles" here means energy outputs of more than 10,000 MWd / tU, corresponding to approximately 1.5 years of operation for reactors with normal power densities. In a boiler reactor with uranium dioxide as fuel, ie with U 238 as fertile material, it is then required that the average enrichment of fissile material, U 235, possibly also Pu 239 and Pu ZH1, in fresh fuel at the start of the cycle is suitably at least 3.2% and preferably at least 3.5% by weight of the initial weight of uranium in the uranium dioxide. The amount of fresh fuel in the reactor at the start of each cycle preferably amounts to at least 30% and preferably to at least 35% of the amount of total fuel.
Anrikningen av fissilt material i bränslet i bränslekropparna i bränslesta- varna med den mindre mängden fertilt material höjs företrädesvis för att kompensera för den mängd fissilt material, som normalt skulle ha ingått i ~ s _ Poor QUALITY 10 20 25 30 35 83056 07-7 en bränslemängd motsvarande skillnaden mellan normalt använd mängd och enligt uppfinningen använd mindre mängd i ifrågavarande bränslekroppar.The enrichment of fissile material in the fuel in the fuel bodies of the fuel rods with the smaller amount of fertile material is preferably increased to compensate for the amount of fissile material which would normally have been included in the s. Poor QUALITY 10 20 25 30 35 83056 07-7 en amount of fuel corresponding to the difference between the amount normally used and according to the invention a smaller amount used in the fuel bodies in question.
Företrädesvis anordnas åtminstone de bränslestavknippen som planeras ligga intill styrstavar, som vid reaktorns drift är inskjutna i härden under lång tid, såsom under mer än ettår, med bränslestavar med bränsle med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet. Vid användning av styrstavar med korsformade blad är lämp- ligen åtminstone den bränslestav, som är belägen längst in mot korsets centrum och företrädesvis också åtminstone de bränslestavar som är belägna centralt in- till denna bränslestav anordnade med bränsle med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar-i knippet. Antalet bränslestavar som förses med bränsle med mindre mängd fertilt material uppgår till högst 30 % av totala antalet bränslestavar i bränslestavkníppet.Preferably, at least the fuel rod bundles which are planned to lie next to control rods, which during the operation of the reactor are inserted into the core for a long time, such as for more than one year, are provided with fuel rods with less fertile material than other or almost all other fuel rod bundles in the fuel rod bundle. When using guide rods with cross-shaped blades, at least the fuel rod which is located furthest towards the center of the cross and preferably also at least the fuel rods which are located centrally next to this fuel rod are arranged with fuel with less fertile material than others or approximately all other fuel rods-in bundle. The number of fuel rods supplied with fuel with a smaller amount of fertile material amounts to a maximum of 30% of the total number of fuel rods in the fuel rod bundle.
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel under hänvisning till bifogade ritning, i vilken fig 1 visar ett horisontellt snitt av en del av en reaktorhärd för en lättvattenkokarreaktor, fíg 2 och 3 en del av en närmast en styrstav belägen bränslestav i ett bränslestavknippe i två alternativa utföringsformer, fig U ett bränslestavknippe, hos vilket initial halt fissilt material bestående av U 235 angivits fär varje däri in- gående bränslestav, fig 5 samma bränslestavknippe vid en utbränning av 22 000 Mwd/tU med angivande av halterna fissilt material i form av U 235 och i form av sammanlagd mängd Pu 239 och Pu ZH1, och fig 6 samma bränslestavknippe efter ytterligare 12 000 Mwd/tU i utbränning med angivande av halterna fissilt mate- rial.The invention will be explained in more detail by describing exemplary embodiments with reference to the accompanying drawing, in which Fig. 1 shows a horizontal section of a part of a reactor core for a kettle reactor, Figs. 2 and 3 a part of a fuel rod located next to a control rod in a fuel rod bundle in two alternative embodiments, Fig. U a fuel rod bundle, in which the initial content of fissile material consisting of U 235 is stated for each fuel rod contained therein, Fig. 5 the same fuel rod bundle at a burn-out of 22,000 Mwd / tU with indication of the contents of fissile material in the form of U 235 and in the form of a total amount of Pu 239 and Pu ZH1, and Fig. 6 the same fuel rod bundle after an additional 12,000 Mwd / tU in burn-out, indicating the levels of fissile material.
I fig 1 visas en liten del av ett horisontellt snitt av en reaktorhärd för en kokarreaktor med vertikala bränslestavknippen. Snittet innehåller 9 hela bränslestavknippen 10. Totala antalet bränslestavknippen i ett helt tvärsnitt uppgår till flera hundra. Varje bränslestavknippe, t ex 10a, är uppbyggt av óü bränslestavar 11 i ett kvadratiskt gitter. Bränslestavknippet är inneslu- tet i ett höljerör 12 av zirkaloy-H med kvadratiskt tvärsnitt. Stavarna hålls i sina lägen med icke visade distanshållare, s k spridare, placerade i lika delning mellan ej heller visade topp- och bottenplattor på bränslestavknippet.Fig. 1 shows a small part of a horizontal section of a reactor core for a boiler reactor with vertical fuel rod bundles. The section contains 9 whole fuel rod bundles 10. The total number of fuel rod bundles in an entire cross section amounts to several hundred. Each fuel rod bundle, for example 10a, is built up of óü fuel rods 11 in a square grid. The fuel rod bundle is enclosed in a zirkaloy-H casing tube 12 with a square cross section. The rods are held in their positions with spacers (not shown), so-called diffusers, placed in equal divisions between top and bottom plates, also not shown, on the fuel rod bundle.
Varje bränslestav består av ett kapslingsrör av Zirkaloy-2 och ett stort an- tal cirkulärcylindriska kutsar av urandioxid som bränsle, staplade på var- andra och inkapslade i kapslingsröret. Utrymmena 1H mellan bränslestavarna inom höljeröret genomströmmas av kylmedium, i det exemplifierade fallet lätt 20 25 30 35 8305607- 7 vatten. Spalterna 15a och 15b mellan bränslestavknippena genomströmmas också med kylmedium av samma slag. De spalter 15b, där styrstavar 16 kan införas, är bredare än de spalter 15a, där inga styrstavar finns. Tvärsnittet inne- håller också neutronkällor 17 samt neutrondetektorer 18. En eller flera av bränslestavarna kan vara utbytt mot en icke energiproducerande stav. Sålunda skulle t ex staven 19 kunna vara utbytt mot en massiv eller vattenfylld stav av zirkaloy-2. Bränslestavarna 20, 21, 22 och 23 är bärande bränslestavar och förankrade vid topp- och bottenplattor i bränslestavknippet. Styrstavarna 16 har blad 2H, 25, 26 och 27 som bildar ett rätvinkligt kors. Styrstavskorsets centrum är betecknat 28.Each fuel rod consists of a Zirkaloy-2 housing tube and a large number of circular-cylindrical uranium dioxide pellets as fuel, stacked on top of each other and encapsulated in the housing tube. The spaces 1H between the fuel rods within the casing tube are flowed through by coolant, in the exemplary case light water. The gaps 15a and 15b between the fuel rod bundles are also flowed through with refrigerant of the same kind. The slots 15b where guide rods 16 can be inserted are wider than the slots 15a where no guide rods are present. The cross section also contains neutron sources 17 and neutron detectors 18. One or more of the fuel rods may be replaced by a non-energy producing rod. Thus, for example, the rod 19 could be replaced by a solid or water-filled rod of zirkaloy-2. The fuel rods 20, 21, 22 and 23 are load-bearing fuel rods and anchored to top and bottom plates in the fuel rod bundle. The guide rods 16 have blades 2H, 25, 26 and 27 which form a rectangular cross. The center of the control rod cross is designated 28.
De närmast styrstaven 16a med styrstavsbladen 2Ua-27a belägna bränslestavarna 11a-1 har enligt en utföringsform kutsar 29 med ett centralt cylindriskt hål 30 såsom visas i fig 2, där kapslingsröret 13 visas i tvärsnitt och kutsen 1 perspektiv. Kutsens ytterdiameter är 10 mm och höjd 11 mm. Spelet 31 mellan kuts och kapselrörets insida är 0,1 mm och kapslingsrörets väggtjocklek 0,8 mm. Hos övriga bränslestavar 11 i knippet saknar kutsarna hål men har i övrigt samma form och storlek som kutsarna 29. Kapslingsröret 13 har i sistnämnda bränslestavar också en väggtjocklek av 0,8 mm.The fuel rods 11a-1 located closest to the guide rod 16a with the guide rod blades 2Ua-27a have, according to one embodiment, pellets 29 with a central cylindrical hole 30 as shown in Fig. 2, where the housing tube 13 is shown in cross section and the pellet 1 perspective. The outer diameter of the cushion is 10 mm and the height 11 mm. The clearance 31 between the casing and the inside of the canister pipe is 0.1 mm and the wall thickness of the canister pipe is 0.8 mm. In the case of other fuel rods 11 in the bundle, the pellets lack holes but otherwise have the same shape and size as the pellets 29. The enclosure tube 13 also has a wall thickness of 0.8 mm in the latter fuel rods.
I ett alternativt utförande av bränslestavarna 11a-l visat i fig 3 kan kutsen 29, som saknar hål, ha en diameter av 8,H mm, och en höjd av 11 mm, spelet 31 vara 0,1 mm och kapslingsröret 13 ha en väggtjocklek av 1,6 mm. Hos övriga bränslestavar 11 i knippet har kutsarna en diameter av 10 mm och en höjd av 11 mm, spelet 31 en bredd av 0,1 mm och kapslingsröret 13 en väggtjocklek av 0,8 mm.In an alternative embodiment of the fuel rods 11a-1 shown in Fig. 3, the punch 29, which has no holes, can have a diameter of 8, H mm, and a height of 11 mm, the clearance 31 be 0.1 mm and the housing tube 13 have a wall thickness of 1.6 mm. In the case of other fuel rods 11 in the bundle, the pellets have a diameter of 10 mm and a height of 11 mm, the clearance 31 a width of 0.1 mm and the housing pipe 13 a wall thickness of 0.8 mm.
Bränslestavarnas inbördes avstånd avgörs främst av de reaktorfysikaliska kraven med avseende på optimal neutronekonomi och härdens neutronmultiplice- rande egenskaper. Vid valet av stavavstånd tas också hänsyn till verkan av det extra vattnet i spalterna mellan bränslestavknippena, vilket har stor betydelse för den lokala variationen i neutronflöde. Detta vatten medför ett lokalt förhöjt neutronflöde så att bränslestavar belägna vid vattenspal- ter blir hårdare belastade än andra bränslestavar. För att i görligaste mån utjämna effektfördelningen inom bränslestavknippet användes bränslestavar med olika anrikning av fissilt material, i det exemplifierade fallet U 235, i olika positioner inom bränslestavknippet. Detta är normalt tillfyllest, dock inte i följande fall. När en styrstav står inkörd under lång tid intill bränslestavknippet skyddas det fissila materialet i de närmaste stavarna mot utbränning. Samtidigt hindras inte nybildningen av fissilt material ur det fertila i samma utsträckning. Detta skulle leda till en gradivs ackumulering 33903 QUALITY 10 15 20 25 30 35 8305607* 7 av fissilt material som leder till otillåtna belastningar när styrstaven slutligen dras ut. Reduktionen av fertilt material begränsar detta i önskad utsträckning.The mutual distance of the fuel rods is mainly determined by the reactor physical requirements with regard to optimal neutron economy and the neutron multiplying properties of the core. When choosing a rod distance, the effect of the extra water in the gaps between the fuel rod bundles is also taken into account, which is of great importance for the local variation in neutron flux. This water causes a locally increased neutron flux so that fuel rods located at water gaps become more heavily loaded than other fuel rods. In order to even out the power distribution within the fuel rod bundle as far as possible, fuel rods with different enrichment of fissile material, in the exemplified case U 235, were used in different positions within the fuel rod bundle. This is normally sufficient, but not in the following cases. When a control rod is run in for a long time next to the fuel rod bundle, the fissile material in the nearest rods is protected against burnout. At the same time, the formation of new fissile material from the fertile is not prevented to the same extent. This would lead to a gradual accumulation of fissile material leading to impermissible loads when the guide rod is finally pulled out. The reduction of fertile material limits this to the desired extent.
Fig Ä visar ett exempel på ett bränslestavknippe 10a med initialhalter av U 235 hos olika bränslestavar uttryckt i procent av begynnelsevikten uran i bränslet (urandioxid). (I ansökningen i övrigt angivna % för anrikning avser också pro- cent av begynnelsevikten uran i bränslet.) Medelanrikningen ligger vid 3,6Ä %.Fig. Ä shows an example of a fuel rod bundle 10a with initial contents of U 235 of different fuel rods expressed as a percentage of the initial weight of uranium in the fuel (uranium dioxide). (In the application otherwise stated% for enrichment also refers to the percentage of the initial weight of uranium in the fuel.) The average enrichment is 3.6Ä%.
Sju olika anrikningshalter, nämligen 1,98 %, 2,22 %, 2,78 %, 3,05 %. 3,81 % och 3,98 % användes vid sammansättningen av bränslestavknippet. För att göra figuren tydligare har inte bränslestavarna själva utritats utan endast deras anrikningshalt. Bränslestavarna 11a-l har kutsar med centrala hål såsom visas i rig 2.Seven different enrichment contents, namely 1.98%, 2.22%, 2.78%, 3.05%. 3.81% and 3.98% were used in the assembly of the fuel rod bundle. To make the figure clearer, the fuel rods themselves have not been drawn, but only their enrichment content. The fuel rods 11a-1 have pellets with central holes as shown in rig 2.
Fig 5 visar samma bränslestavknippe efter energiuttaget 22 000 MWd/tU, motsva- rande ca H års drift. Den övre siffran, markerad med 32, i varje ruta visar anrikningshalten U 235 i % och den undre siffran, markerad med 33, visar sam- manlagda anrikningshalten av Pu 239 och Pu 2U1 i % hos varje bränslestav i bränslestavknippet. Plutoniet har bildats under drift genom infångning av snabba neutroner i U 238. Det tidigare nämnda högre neutronflödet och den där- med högre effekten i stavarna vid vattenspalterna 15a och 15b har som synes medfört att det fissila materialet, huvudsakligen U 235, Pu 239 och Pu 2Ä1, konsumerats snabbare här än i bränslestavknippets centrala delar. Detta för- stärker med tiden den initialt anbringade anrikningsfördelningen och effekten i bränslestavknippet jämnas ut, vilket i princip är av godo. Medelhalten U 235, som initialt legat vid 3,6ü %, har sjunkit till 1,63 % och medelhalten av sam- manlagda mängden Pu 239 (0,47 %) och Pu 241 (0,06 %) ligger vid 0,53 %. Fission av en U 235-kärna och en Pu-kärna ger ungefär samma energiutbyte. Mängden fis- silt material har således reducerats till omkring 60 % av den initiala mängden.Fig. 5 shows the same fuel rod bundle after energy consumption 22,000 MWd / tU, corresponding to approx. H year of operation. The upper number, marked with 32, in each box shows the enrichment content U 235 in% and the lower number, marked with 33, shows the combined enrichment content of Pu 239 and Pu 2U1 in% of each fuel rod in the fuel rod bundle. The plutonium has been formed during operation by trapping fast neutrons in U 238. The previously mentioned higher neutron flux and the thus higher power in the rods at the water gaps 15a and 15b have apparently led to the fissile material, mainly U 235, Pu 239 and Pu 2Ä1, consumed faster here than in the central parts of the fuel rod bundle. Over time, this strengthens the initially applied enrichment distribution and the effect in the fuel rod bundle is evened out, which is in principle beneficial. The average content of U 235, which was initially at 3.6ü%, has dropped to 1.63% and the average content of the total amount of Pu 239 (0.47%) and Pu 241 (0.06%) is at 0.53% . Fission of a U 235 core and a Pu core gives approximately the same energy exchange. The amount of fissile material has thus been reduced to about 60% of the initial amount.
Det återstående fissila materialet är också fördelat på ett annat sätt på de i bränslestavknippena ingående bränslestavarna.The remaining fissile material is also distributed in a different way on the fuel rods included in the fuel rod bundles.
Vid en utbränning i intervallet 1Ä 000-30 000 Mwd/tU placeras ofta en styr- stav intill bränslestavknippet. I detta exempel sker detta vid 22 000 MWd/tU.In the case of a burn-out in the interval 1,000–30,000 Mwd / tU, a control rod is often placed next to the fuel rod bundle. In this example, this occurs at 22,000 MWd / tU.
Efter ytterligare 12 000 Mwd/tU (dvs vid utbränningen 3Ä 000 MWd/tU) har medel- halten U 235 sjunkit till 1,00 % och medelhalten av sammanlagda mängden Pu 239 (O,66 %) och Pu 2H1 (0,13 %) har ökat till 0,79 %. Före den sista utbrännings- perioden med styrstav hade de mest påverkade bränslestavarna 11a, 11b och 11g en anrikningshalt U 235 av 0,32 %, resp 0,56 %, resp 0,56 % och en sammanlagdAfter a further 12,000 Mwd / tU (ie at the burn-out 3,000 MWd / tU), the average content of U 235 has decreased to 1.00% and the average content of the total amount of Pu 239 (0.66%) and Pu 2H1 (0.13% ) has increased to 0.79%. Before the last burn-out period with control rods, the most affected fuel rods 11a, 11b and 11g had an enrichment content U 235 of 0.32%, respectively 0.56%, and 0.56%, respectively, and a total
Claims (6)
Priority Applications (3)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE8305607A SE439397B (en) | 1983-10-12 | 1983-10-12 | FUEL CABIN IN A NUCLEAR REACTOR |
| DE19843436100 DE3436100A1 (en) | 1983-10-12 | 1984-10-02 | Fuel-element bundle for a nuclear reactor |
| JP59213247A JPS60227192A (en) | 1983-10-12 | 1984-10-11 | Bundle for fuel rod in nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| SE8305607A SE439397B (en) | 1983-10-12 | 1983-10-12 | FUEL CABIN IN A NUCLEAR REACTOR |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| SE8305607D0 SE8305607D0 (en) | 1983-10-12 |
| SE8305607L SE8305607L (en) | 1985-04-13 |
| SE439397B true SE439397B (en) | 1985-06-10 |
Family
ID=20352867
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| SE8305607A SE439397B (en) | 1983-10-12 | 1983-10-12 | FUEL CABIN IN A NUCLEAR REACTOR |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60227192A (en) |
| DE (1) | DE3436100A1 (en) |
| SE (1) | SE439397B (en) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2772061B2 (en) * | 1989-09-22 | 1998-07-02 | 株式会社日立製作所 | Fuel assembly |
-
1983
- 1983-10-12 SE SE8305607A patent/SE439397B/en not_active IP Right Cessation
-
1984
- 1984-10-02 DE DE19843436100 patent/DE3436100A1/en not_active Withdrawn
- 1984-10-11 JP JP59213247A patent/JPS60227192A/en active Pending
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60227192A (en) | 1985-11-12 |
| SE8305607D0 (en) | 1983-10-12 |
| SE8305607L (en) | 1985-04-13 |
| DE3436100A1 (en) | 1985-05-02 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
| US6925138B2 (en) | Reactor core and method for operating nuclear reactor | |
| EP0456969B1 (en) | Boiling water reactor core | |
| US4636352A (en) | Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix | |
| JPS5844237B2 (en) | Nuclear reactor core fuel loading and operation method | |
| US3365371A (en) | Nuclear reactor fuel pellet | |
| WO2018206234A1 (en) | A nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
| EP0065697B1 (en) | Fuel assembly | |
| EP0086427B1 (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
| EP0196655A1 (en) | Fuel assembly for nuclear reactor | |
| SE500900C2 (en) | Fuel cartridge for boiling water reactor containing neutron absorbing material | |
| SE439397B (en) | FUEL CABIN IN A NUCLEAR REACTOR | |
| JP5318312B2 (en) | Monolithic fuel element and fast spectrum boiling water reactor using the element | |
| EP1149387A1 (en) | Control rod | |
| EP0338772A2 (en) | Nuclear reactor control rod with encapsulated neutron absorbent | |
| JP2010151573A (en) | Fuel assembly and boiling water reactor | |
| JP2001116875A (en) | Fuel assemblies and reactors | |
| JP2000019282A (en) | Fuel assemblies for light water reactors | |
| JP5085522B2 (en) | Reactor core for long-term continuous operation | |
| JPH04301592A (en) | Fuel assembly | |
| SE470170B (en) | When operating a boiling water type nuclear reactor, operate | |
| JPH0376434B2 (en) | ||
| JPH07113672B2 (en) | Fuel assembly for nuclear reactor | |
| JP2731599B2 (en) | Boiling water reactor and its fuel loading method | |
| KR100291955B1 (en) | Mixed fuel rod with graphite inserted and nuclear fuel assembly using the same |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8305607-7 Effective date: 19920510 Format of ref document f/p: F |