CS201306B1 - Prevádzka jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach - Google Patents
Prevádzka jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach Download PDFInfo
- 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
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 32
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 5
- 230000004907 flux Effects 0.000 claims description 3
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 claims 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 2
- 230000033228 biological regulation Effects 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 1
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
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.
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 energie
Ue Ev — energia dosiákhUtóftá Z HiftOŽStva paliva vymieňaného pri jednej výměně a vyhoření dosahovanom v rovnovážnom režime kde n — počet nerovnovážných kampaní
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.
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.
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.
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.
Reaktory tohoto typu sú na počiatku prevádzky osadzované palivom troch róznych obohatení.
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.
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.
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.
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.
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.
Tabulka dosiahnutých vyhoření v režime prevádzky podía projektu a v režime prevádzky podía vynálezu pre 80 efektívnych dní.
| Vztažné číslo palivovej kazety | Poč. obohatenie paliva v kážete % U 235 | Typ kazety | Vyhorenie v prevádzke podía projektu g/kg U | Vyhorenie v pre- vádzke podía vynálezu. g/kg U | Vztažné číslo palivovej kazety | Poč. obohatenie paliva v kážete % U 235 | >» Φ 3 Jsi a | Vyhorenie v pre- vádzke podía projektu g/kg U | Vyhorenie v pre- vádzke podía vynálezu g/kg U |
| 1 | 2,4 | HRK | 2,126 | 4,764 | 31 | 1,6 | v | 2,545 | 2,615 |
| 2 | 1,6 | V | 2,608 | 4,066 | 32 | 1,6 | v | 2,511 | 1,861 |
| 3 | 2,4 | 3,475 | 4,864 | 33 | 1,6 | HRK/V | 2,395 | 0,0 | |
| 4 | 2,4 | HRK | 3,526 | 4,724 | 34 | 3,6 | , 2,580 | 1,085 | |
| 5 | 1,6 | V | 2,815 | .3,712 | 35 | 2,4 | 3,237 | 4,191 | |
| 6 | 1,6 | V | 2,513 | 3,382 | 36 | 1,6 | V | 2,612 | 3,191 |
| 7 | 2,4 | HRK | 2,062 | 3,591 | 37 | 1,6 | V | 2,545 | 2,774 |
| 8 | 2,4 | 2,838 | 2,967 | 38 | 2,4 | 3,048 | 2,780 | ||
| 9 | 3,6 | 3,403 | 2,490 | 39 | 2,4 | 2,965 | 1,962 | ||
| 10 | 2,4 | HRK | 2,090 | 0,0 | 40 | 3,6 | 2,951 | 1,534 | |
| . 11 | 2,4 | 3,401 | ' 4,844 | 41 | 3,6 | 1,570 | 0,840 | ||
| 12 | 1,6 | V | 2,938 | 4,002 | 42 | 2,4 | 2,956 | 3,844 | |
| 13 | 2,4 | 3,462 | 4,535 | 43 | 2,4 | 3,037 | 3,481 | ||
| 14 | 2,4 | 3,237 | 4,136 | 44 | 1,6 | V | 2,510 | 2,526 | |
| 15 | 2,4 | 2,956 | 3,688 | 45 | 2,4 | 2,965 | 2,584 | ||
| 16 | 1,6 | V | 2,380 | 2,526 | 46 | 2,4 | 2,612 | 1,955 | |
| 17 | 1,6 | V | 2,477 | 1,910 | ' 47 | 3,6 | 1,914 | ' 1,277 | |
| 18 | 3,6 | 3,068 | 1,690 | 48 | 1,6 | V | 2,380 | 2,812 | |
| 19 | 3,6 | 1,588 | 0,608 | 49 | 2,4 | 2,998 | 3,098 | ||
| 20 | 1,6 | V | 2,938 | 4,004 | 50 | 1,6 | HRK/V | 2,395 | 2,259 |
| 21 | 2,4 | 3,453 | 4,527 | 51 | 3,6 | 2,951 | 2,591 | ||
| 22 | 1,6 | V | 2,754 | 3,479 | 52 | 3,6 | 1,914 | 1,548 | |
| 23 | 1,6 | V | 2,612 | 3,072 | 53 | 1,6 | V | 2,477 | 2,331 |
| 24 | 2,4 | 3,037 | 3,058 | 54 | 3,6 | 3,304 | 3,032 | ||
| 25 | 2,4 | 2,998 | 2,129 | 55 | 3,6 | 2,580 | 2,342 | ||
| 26 | 3,6 | 3,304 | 1,742 | 56 | 3,6 | 1,570 | 1,384 | ||
| 27 | 3,6 | 2,156 | 1,081 | 57 | 3,6 | 3,068 | 2,224 | ||
| 28 | 2,4 | 3,462 | 4,548 | 58 | 3,6 | 2,156 | 1,765 | ||
| 29 | 1,6 | V | 2,754 | 3,503 | 59 | 3,6 | 1,588 | 0,871 | |
| 30 | 2,4 | HRK | 3,130 | 3,699 |
HRK — havarijně regulačně kazety
V — palivové kazety vymieňané po prvej kampani reaktora
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.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS784987A CS201306B1 (sk) | 1978-07-27 | 1978-07-27 | Prevádzka jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS784987A CS201306B1 (sk) | 1978-07-27 | 1978-07-27 | Prevádzka jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS201306B1 true CS201306B1 (sk) | 1980-10-31 |
Family
ID=5393834
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS784987A CS201306B1 (sk) | 1978-07-27 | 1978-07-27 | Prevádzka jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS201306B1 (sk) |
-
1978
- 1978-07-27 CS CS784987A patent/CS201306B1/sk unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3433230B2 (ja) | 原子炉の炉心およびその炉心における核燃料物質の取替方法 | |
| CS201306B1 (sk) | Prevádzka jádrového reaktora v náběhových nerovnovážných kampaniach | |
| US6005905A (en) | Initial core | |
| EP0538409A1 (en) | Fuel-bundle inversion for dual-phase nuclear reactors | |
| RU2117341C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
| 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 (ja) | 原子炉の炉心 | |
| Grouiller et al. | Different possible scenarios for plutonium recycling in PWRs | |
| JP3183978B2 (ja) | 原子炉の運転方法 | |
| Bonin et al. | Prospective studies of HTR fuel cycles involving plutonium | |
| JP3318193B2 (ja) | 燃料装荷方法 | |
| JP3943624B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPH0827370B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPH1090461A (ja) | 原子炉初装荷炉心及び燃料装荷方法 | |
| Purushotham et al. | Nuclear fuel cycle: Recent developments and future directions | |
| RU42128U1 (ru) | Топливная таблетка тепловыделяющего элемента ядерного реактора с выгорающим поглотителем | |
| 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 |