CS201306B1 - Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns - Google Patents

Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns Download PDF

Info

Publication number
CS201306B1
CS201306B1 CS784987A CS498778A CS201306B1 CS 201306 B1 CS201306 B1 CS 201306B1 CS 784987 A CS784987 A CS 784987A CS 498778 A CS498778 A CS 498778A CS 201306 B1 CS201306 B1 CS 201306B1
Authority
CS
Czechoslovakia
Prior art keywords
fuel
reactor
campaigns
equilibrium
hrk
Prior art date
Application number
CS784987A
Other languages
Czech (cs)
Slovak (sk)
Inventor
Petr Miklovic
Marian Budinsky
Tibor Rajci
Original Assignee
Petr Miklovic
Marian Budinsky
Tibor Rajci
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Petr Miklovic, Marian Budinsky, Tibor Rajci filed Critical Petr Miklovic
Priority to CS784987A priority Critical patent/CS201306B1/en
Publication of CS201306B1 publication Critical patent/CS201306B1/en

Links

Classifications

    • 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

  • Fuel Cell (AREA)

Description

Vynález sa týká prevádzky jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach.The invention relates to the operation of a nuclear reactor in start-up non-equilibrium campaigns.

Doterajší sposob prevádzky sa vyznačoval snahou dosiahnuť maximálně vyrovnanie neutronového toku po celom objeme reaktora s cielom dosiahnuť prevádzkový stav, v ktorom sa čo naj rovnoměrně jšie a pri najvyššom možnom povolenom strednom výkone dosiahnutelnom bez miestnych překročení ohraničuj úcich parametre v využívalo jádrové palivo. Tento sposob prevádzky mal za následok velké nevyhorenie jádrového paliva vyberaněho z reaktora pri prvej a ďalších nerovnovážných náběhových výměnách. Ak bolo u uvažovaného jádrového reaktora prvých n kampaní reaktora nerovnovážných, potom prvé vymieňané palivo dosiahlo 1/n, druhé 2/n. . . z nominálneho vyhorenia, dosiahnutelného v rovnovážných kampaniach. Z toho vyplývá, že celková strata energie nevyhořením paliva v dósledku uvádzania reaktora do rovnovážného stavu dosahovala hodnotu kde Es — strata energieThe current mode of operation was characterized by an attempt to achieve a maximum neutron flux equalization over the entire reactor volume in order to achieve an operating state in which nuclear fuel was utilized as evenly as possible and at the highest permissible mean power achievable without local overruns. This mode of operation resulted in a large failure of the nuclear fuel removed from the reactor during the first and subsequent non-equilibrium start-up exchanges. If, in the nuclear reactor considered, the first n campaigns of the reactor were non-equilibrium, then the first fuel exchanged reached 1 / n, the second 2 / n. . . from nominal burnout achievable in equilibrium campaigns. It follows that the total energy loss due to non-fuel burn due to reactor equilibrium reached the value where E s - energy loss

Ue Ev — energia dosiákhUtóftá Z HiftOŽStva paliva vymieňaného pri jednej výměně a vyhoření dosahovanom v rovnovážnom režime kde n — počet nerovnovážných kampaníUe E v - energy recharges from HiftOFF fuel exchanged in one exchange and burnout achieved in equilibrium mode where n - number of non-equilibrium campaigns

Rozdiel dosahovanej skutečnosti oproti takto stanovenej teoretickej hodnotě v známých případech nepřesahoval 10 % z hodnot dosahovaných v rovnovážném stave, bolo s ním počítané už v projektech a o túto hodnotu bolo zvyšované i projektované vyhorenie nerovnovážných vsádzok paliva.The difference between the achieved value and the theoretical value thus determined did not exceed 10% of the values achieved in equilibrium in known cases; it was already considered in the projects and the projected burn-out of unbalanced fuel charges was increased by this value.

Tieto nevýhody f dstraňuje sposob prevádzky jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach s novým rozdělením vývinu energie s cielom dosiahnuť lepšieho využitia jádrového paliva cestou hlbšieho vyhorenia nerovnovážných vsádzok, ktorého podstatou je, že absolútne i relativné zvýšenie neutronového toku v oblastiach aktívnej zóny, v ktorých je umiestnené palivo, ktoré sa vymieňa v najbližšej následujúcej výměně paliva sa prevedie regulačným! orgánmi tak, že ohraničujúce parametre v aktívnej zóně reaktora nepresiahnu medze povolené výrobcom a že skutočný i relativný podiel záťaže je přenesený za každého prevádzkového režimu maximálně na tú část paliva, ktorá bude v následuj úcej výměně z reaktora vybraná.These disadvantages are eliminated by the operation of the nuclear reactor in start-up non-equilibrium campaigns with a redistribution of energy development in order to achieve a better utilization of nuclear fuel by deeper burning out of non-equilibrium charges. the fuel that is exchanged in the next subsequent fuel change is transferred to the regulator! by limiting parameters in the core of the reactor do not exceed the limits allowed by the manufacturer, and that the actual and relative load ratio is transferred in each operating mode to the maximum portion of the fuel that will be removed from the reactor in the subsequent replacement.

Přenesením záťaže na túto část paliva sa dosiahne jeho rýchlejšie vyhorievanie a teda i zlepšenie jeho využitia a odlahčí sa palivo, ktoré v reaktore zotrvá i po výměně. Pri znižovaní absolútneho výkonu reaktora rastie možnosť zvýšit relatívnu záťaž časti paliva určenej na vyňatie v nasledujúcej výměně. Využitím tejto možnosti pri každom absolútnom znížení výkonu sa móže dosiahnuť zvýšeného efektu.By transferring the load to this part of the fuel, it burns faster and thus improves its utilization and relieves the fuel that remains in the reactor even after replacement. As the absolute reactor power decreases, the possibility of increasing the relative load of the part of the fuel to be removed in the next replacement increases. By using this option with every absolute power reduction, an increased effect can be achieved.

Na pripojenom výkrese je nakreslená schéma 60° výseče rozloženia palivových článkov v reaktorech typu VVER-440, na ktorých bol vynález výpočtovo kontrolovaný s použitím programu BIPR 5. Hrubo orámované šesťuholníky (1), (4), (7), (10), (30), (33) a (50) predstavujú miesta — kazety v palivovej mreži reaktora, v ktorých sú umiestnené regulačně orgány (v ďalšom HRK), Ostatně šesťuholníky sú kazety s palivom. Kazety HRK sú v tomto type reaktora skonštruované tak, že horná časť kazety je silný absorbátor neutrónov a spodná časť je normálny palivový článok. Z toho plynie, že v případe vyťahovania tyče HRK sa na miesto absorbátora automaticky dostává palivo a naopak.The attached drawing shows a diagram of a 60 ° segment of the fuel cell distribution in VVER-440 reactors on which the invention was computationally controlled using the BIPR 5 program. Roughly framed hexagons (1), (4), (7), (10), (30), (33) and (50) represent the sites - the cassettes in the reactor fuel grille, where the regulators (in the next HRK) are located, The hexagons, moreover, are the fuel cassettes. HRK cartridges are designed in this type of reactor such that the top of the cartridge is a strong neutron absorber and the bottom is a normal fuel cell. This means that when HRK is pulled out, fuel automatically enters the absorber and vice versa.

Reaktory tohoto typu sú na počiatku prevádzky osadzované palivom troch róznych obohatení.At the beginning of operation, reactors of this type are equipped with fuel of three different enrichments.

V kazetách (2), (5), (6), (12), (16), (17), (20), (22), (23), (29), (31), (32), (33), (36), (37), (44), (48), (50), (53) je palivo obohatené na 1,6 % U 235 teda to, ktoré sa vymění v prvej výměně (podlá projektu). V kazetách (1), (3), (4), (7), (8), (10), (11), (13), (14), (15), (21), (24), (25), (28), (30), (35), (38), (39), (42), (43), (45), (46) a (49) je palivo obohatené na 2,4% a v kazetách (9), (18), (19), (26), (27), (34), (40), (41), (47) , (51), (5.2), (54), (55), (56), (57), (58) a (59) je palivo obohatené na 3,6 % U 235.In cartridges (2), (5), (6), (12), (16), (17), (20), (22), (23), (29), (31), (32), (33), (36), (37), (44), (48), (50), (53) fuel is enriched to 1.6% of U 235, ie the one that will be replaced in the first exchange (according to the project) . In cartridges (1), (3), (4), (7), (8), (10), (11), (13), (14), (15), (21), (24), (25), (28), (30), (35), (38), (39), (42), (43), (45), (46) and (49) fuel is enriched to 2.4 % and in cartridges (9), (18), (19), (26), (27), (34), (40), (41), (47), (51), (5.2), (54) , (55), (56), (57), (58) and (59) fuel is enriched to 3.6% of U 235.

V tabulke uvádzame středné vyhorenie paliva po 80 efektívnych dňoch v projektovom režime prevádzky a taktiež v režime prevádzky navrhovanom podlá podmienok obsiahnutých vo vynáleze v prvej kampani reaktora.The table shows the mean fuel burn-out after 80 effective days in the design mode of operation and also in the mode of operation proposed under the conditions contained in the invention in the first reactor campaign.

Kazety HRK v režime práce reaktora podlá projektu sú všetky úplné vytiahnuté okrem kaziet v kanálkoch č. 1 a 7, ktoré sú určené na reguláciu a ich zasunutie sa mění v intervale 50 až 150 cm. V uvedenom případe ie 125 cm.The HRK cartridges in reactor mode of operation according to the project are all completely pulled out except those in channels no. 1 and 7, which are intended for regulation and their insertion varies between 50 and 150 cm. In this case it is 125 cm.

Vo variante prevádzky navrhnutom podlá vynálezu sú kazety HRK 10 a 33 plné zasunuté do reaktora, ostatně kazety HRK sú vytiahnuté. Tým sa dosiahne', že neutronový tok, ktorý je v projektovom režime čo najviac vyrovnaný sa presunie do oblasti,v ktorej je umiestnené palivo, ktoré vyměníme po prvej kampani reaktora. Tým sa dosiahne jeho rýchlejšie vyhorievanie. Výsledky sú dokumentované v priloženej tabulke, z ktorej je vidieť, že vyhorenie tejto časti paliva v režime prevádzky upravovanom podlá vynálezu je o 15,5 % vyššie ako v projektovanej. K tomu třeba dodať, že palivová časť HRK č. 10 a č. 33 nebola vóbec použitá a teda představuje ďalšie ušetřené palivo.In the variant of operation proposed according to the invention, the HRK cassettes 10 and 33 are fully inserted into the reactor, moreover the HRK cassettes are withdrawn. This achieves that the neutron flux, which is as balanced as possible in the design mode, is transferred to the area in which the fuel is placed, which is replaced after the first reactor campaign. This achieves faster burning. The results are documented in the attached table, which shows that the burning out of this part of the fuel in the operation mode treated according to the invention is 15.5% higher than in the designed one. It should be added that the fuel part of HRK no. 10 and no. 33 has not been used at all and thus represents additional fuel saved.

Za předpokladu, že len po dobu polovice prvej kampaně reaktora bude reaktor prevádzkovaný podlá navrhovanej metodiky, dosiahne sa středné vyhorenie vyberaných palivových článkov vyššie o 8 % oproti projektovanému a články č. 10 a č. 33 bude možné v reaktore ponechať o kampaň reaktora dlhšie. Nakolko popísaná je šestina reaktora, celkove sa ušetří 12 palivových kaziet po dobu jednej kampaně reaktora a z článkov vybraných po prvej kampaní sa uvolní o 8 % energie naviac oproti projektu.Assuming that only for the first half of the first reactor campaign, the reactor will be operated according to the proposed methodology, the mean burn-out of the selected fuel elements will be increased by 8% compared to the designed one and cells no. 10 and no. 33, it will be possible to leave the reactor for a longer period of time in the reactor. As a sixth of the reactor is described, a total of 12 fuel cartridges are saved for one reactor campaign and 8% more energy is released from the cells selected after the first campaign.

Tabulka dosiahnutých vyhoření v režime prevádzky podía projektu a v režime prevádzky podía vynálezu pre 80 efektívnych dní.Table of burnouts achieved in the operation mode according to the project and in the operation mode according to the invention for 80 effective days.

Vztažné číslo palivovej kazety Fuel cartridge reference number Poč. obohatenie paliva v kážete % U 235 Num. enriching the fuel in Prize% U 235 Typ kazety Cartridge type Vyhorenie v prevádzke podía projektu g/kg U Burnout in operation according to project g / kg U Vyhorenie v pre- vádzke podía vynálezu. g/kg U Burnout in pre- in accordance with the invention. g / kg U Vztažné číslo palivovej kazety Reference number fuel cartridge Poč. obohatenie paliva v kážete % U 235 Num. enrichment fuel in the preaching % 235 >» Φ 3 Jsi a > » Φ 3 you are and Vyhorenie v pre- vádzke podía projektu g/kg U Burnout in pre- g / kg U Vyhorenie v pre- vádzke podía vynálezu g/kg U Burnout in pre- in accordance with the invention g / kg U 1 1 2,4 2.4 HRK HRK 2,126 2,126 4,764 4,764 31 31 1,6 1.6 v in 2,545 2,545 2,615 2,615 2 2 1,6 1.6 V IN 2,608 2,608 4,066 4,066 32 32 1,6 1.6 v in 2,511 2,511 1,861 1,861 3 3 2,4 2.4 3,475 3,475 4,864 4,864 33 33 1,6 1.6 HRK/V HRK / V 2,395 2,395 0,0 0.0 4 4 2,4 2.4 HRK HRK 3,526 3,526 4,724 4,724 34 34 3,6 3.6 , 2,580 , 2,580 1,085 1,085 5 5 1,6 1.6 V IN 2,815 2,815 .3,712 .3,712 35 35 2,4 2.4 3,237 3,237 4,191 4,191 6 6 1,6 1.6 V IN 2,513 2,513 3,382 3,382 36 36 1,6 1.6 V IN 2,612 2,612 3,191 3,191 7 7 2,4 2.4 HRK HRK 2,062 2,062 3,591 3,591 37 37 1,6 1.6 V IN 2,545 2,545 2,774 2,774 8 8 2,4 2.4 2,838 2,838 2,967 2,967 38 38 2,4 2.4 3,048 3,048 2,780 2,780 9 9 3,6 3.6 3,403 3,403 2,490 2,490 39 39 2,4 2.4 2,965 2,965 1,962 1,962 10 10 2,4 2.4 HRK HRK 2,090 2,090 0,0 0.0 40 40 3,6 3.6 2,951 2,951 1,534 1,534 . 11 . 11 2,4 2.4 3,401 3,401 ' 4,844 '4,844 41 41 3,6 3.6 1,570 1,570 0,840 0,840 12 12 1,6 1.6 V IN 2,938 2,938 4,002 4,002 42 42 2,4 2.4 2,956 2,956 3,844 3,844 13 13 2,4 2.4 3,462 3,462 4,535 4,535 43 43 2,4 2.4 3,037 3,037 3,481 3,481 14 14 2,4 2.4 3,237 3,237 4,136 4,136 44 44 1,6 1.6 V IN 2,510 2,510 2,526 2,526 15 15 2,4 2.4 2,956 2,956 3,688 3,688 45 45 2,4 2.4 2,965 2,965 2,584 2,584 16 16 1,6 1.6 V IN 2,380 2,380 2,526 2,526 46 46 2,4 2.4 2,612 2,612 1,955 1,955 17 17 1,6 1.6 V IN 2,477 2,477 1,910 1,910 ' 47 '47 3,6 3.6 1,914 1,914 ' 1,277 '1,277 18 18 3,6 3.6 3,068 3,068 1,690 1,690 48 48 1,6 1.6 V IN 2,380 2,380 2,812 2,812 19 19 3,6 3.6 1,588 1,588 0,608 0,608 49 49 2,4 2.4 2,998 2,998 3,098 3,098 20 20 1,6 1.6 V IN 2,938 2,938 4,004 4,004 50 50 1,6 1.6 HRK/V HRK / V 2,395 2,395 2,259 2,259 21 21 2,4 2.4 3,453 3,453 4,527 4,527 51 51 3,6 3.6 2,951 2,951 2,591 2,591 22 22 1,6 1.6 V IN 2,754 2,754 3,479 3,479 52 52 3,6 3.6 1,914 1,914 1,548 1,548 23 23 1,6 1.6 V IN 2,612 2,612 3,072 3,072 53 53 1,6 1.6 V IN 2,477 2,477 2,331 2,331 24 24 2,4 2.4 3,037 3,037 3,058 3,058 54 54 3,6 3.6 3,304 3,304 3,032 3,032 25 25 2,4 2.4 2,998 2,998 2,129 2,129 55 55 3,6 3.6 2,580 2,580 2,342 2,342 26 26 3,6 3.6 3,304 3,304 1,742 1,742 56 56 3,6 3.6 1,570 1,570 1,384 1,384 27 27 3,6 3.6 2,156 2,156 1,081 1,081 57 57 3,6 3.6 3,068 3,068 2,224 2,224 28 28 2,4 2.4 3,462 3,462 4,548 4,548 58 58 3,6 3.6 2,156 2,156 1,765 1,765 29 29 1,6 1.6 V IN 2,754 2,754 3,503 3,503 59 59 3,6 3.6 1,588 1,588 0,871 0,871 30 30 2,4 2.4 HRK HRK 3,130 3,130 3,699 3,699

HRK — havarijně regulačně kazetyHRK - emergency control cassettes

V — palivové kazety vymieňané po prvej kampani reaktoraV - fuel cartridges replaced after the first reactor campaign

Claims (1)

Sposob prevádzky jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach s novým rozdělením vývinu' energie s cieíom dosiahnuť lepšieho využitia jádrového paliva cestou hlbšieho vyhorenia nerovnovážných vsádzok vyznačený tým, že sa regulačnými orgánmi. absolútne i relativné zvýši neutronový tok v oblastiach aktívnej zóny, v ktoVYNÁLEZU rých je umiestnené palivo, ktoré sa v najbližšej nasledujúcej výměně vymění, čím sa skutočný i relativný podiel záťaže prenesie za každého prevádzkového režimu max. na túto časť paliva, pričom však ohraničuj úce parametre v aktívnej zóně nepresiahnu dovolená medzu.Operation of the nuclear reactor in start-up non-equilibrium campaigns with a redistribution of energy development in order to achieve a better utilization of nuclear fuel through deeper burn-off of non-equilibrium charges characterized by being regulated by regulators. Absolute and relative increases in neutron flux in the core areas in which the invention is located, which fuel is exchanged in the next subsequent exchange, transferring both the actual and relative load ratio for each operating mode of max. to this part of the fuel, but the limiting parameters in the core do not exceed the allowable limit.
CS784987A 1978-07-27 1978-07-27 Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns CS201306B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS784987A CS201306B1 (en) 1978-07-27 1978-07-27 Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CS784987A CS201306B1 (en) 1978-07-27 1978-07-27 Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CS201306B1 true CS201306B1 (en) 1980-10-31

Family

ID=5393834

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CS784987A CS201306B1 (en) 1978-07-27 1978-07-27 Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns

Country Status (1)

Country Link
CS (1) CS201306B1 (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP3433230B2 (en) Reactor core and nuclear fuel material replacement method in the core
CS201306B1 (en) Operation of the nuclear reaction in the first loading non-balanced campaigns
US6005905A (en) Initial core
EP0538409A1 (en) Fuel-bundle inversion for dual-phase nuclear reactors
RU2117341C1 (en) Fuel cycle process control for pressure-tube reactor
Merle-Lucotte et al. Molten salt reactors and possible scenarios for future nuclear power deployment
Dwijayanto et al. Neutronic Analysis of LEU-started Molten Chloride Fast Reactor without Fuel Reprocessing
JPH05249270A (en) Reactor core
Grouiller et al. Different possible scenarios for plutonium recycling in PWRs
JP3183978B2 (en) Reactor operation method
Bonin et al. Prospective studies of HTR fuel cycles involving plutonium
JP3318193B2 (en) Fuel loading method
JP3943624B2 (en) Fuel assembly
JPH0827370B2 (en) Boiling water reactor
JPH1090461A (en) Reactor first loading core and fuel loading method
Purushotham et al. Nuclear fuel cycle: Recent developments and future directions
RU42128U1 (en) FUEL TABLET OF A NUCLEAR REACTOR NUCLEAR REJECTOR WITH A BURNING ABSORBER
Bender et al. Boiling water reactor reload fuel for high burnup: 9 x 9 with internal water channel
Cockey Actinide transmutation in the advanced liquid metal reactor (ALMR)
Mathonnière et al. LWR-SFR synergy for a sustainable nuclear fleet: economic relevance and impact on the competitiveness of SFRs
Mouney Plutonium and minor actinides management in the nuclear fuel cycle: assessing and controlling the inventory
Salvatores et al. Partitioning and transmutation potential for waste minimization in a regional context
Broeders et al. Recent Neutron Physics Investigations for the Back End of the Nuclear Fuel Cycle
Rami´ rez Sa´ nchez et al. Mixed Reload Design Using MOX and UOX Fuel Assemblies
Leea et al. Optimization design of a micro modular water-cooled reactor with a solid core