CZ202091A3 - Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER - Google Patents
Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER Download PDFInfo
- Publication number
- CZ202091A3 CZ202091A3 CZ202091A CZ202091A CZ202091A3 CZ 202091 A3 CZ202091 A3 CZ 202091A3 CZ 202091 A CZ202091 A CZ 202091A CZ 202091 A CZ202091 A CZ 202091A CZ 202091 A3 CZ202091 A3 CZ 202091A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- vver
- obtaining energy
- spent
- nuclear reactors
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Abstract
Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER je vytvořeno tak, že u použitého moderátoru je makroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů minimálně o 5 % menší než u běžné H2O.
Description
Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER
Oblast techniky
Vynález se týká získávání tepelné energie z jaderného paliva, které před tím bylo použito v jaderných reaktorech typu VVER.
Dosavadní stav techniky
Jaderné palivo, které bylo použito v jaderných reaktorech typu VVER, je dnes nejprve skladováno v bazénech vyhořelého paliva (ve všech zemích). Posléze je toto palivo skladováno v meziskladech jaderného paliva před tím, než bude uloženo do trvalého úložiště vyhořelého jaderného paliva (aplikuje např. Maďarsko, Slovensko, Česko). Tento proces je mnohaletý a velmi finančně, administrativně a bezpečnostně náročný. V některých zemích (např. Rusko) může být vyhořelé palivo jaderných reaktorů VVER přepracováno v přepracovacím závodě na nový typ paliva pro jiné typy jaderných reaktorů. Přepracovací závody jsou mimořádně nákladné i náročné na výstavbu, jejich provoz a nové palivo je tak drahé.
Podstata vynálezu
Výše uvedené nedostatky využití jaderného paliva, které před tím bylo použito v jaderných reaktorech typu VVER, odstraňuje Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER (dále uvedeno jako Veaktor).
Dnes komerčně skladované použité VVER palivové články (ať už v bazénech či v meziskladech) se ve Veaktoru použijí za použití specifických materiálů a fýzikálních parametrů k produkci tepla, které je pak komerčně využito.
Toto palivo se použije ve stejné formě palivových článků jako bylo použito v VVER reaktoru, rozmístěné v trojúhelníkové palivové mříži v nádobě s kapalným D2O moderátorem a kapalným chladivém. Jako chladivo těchto článků a moderátor se ve Veaktoru použijí materiály s menším makroskopickým absorpčním účinným průřezem pro pohlcení neutronů než je tomu u reaktorů VVER. Palivo se použije ve Veaktoru za nižších teplot sloučenin uranu a s nižším tlakem chladivá, než u reaktorů VVER, čímž dojde k uvolnění reaktivity. Některé palivové soubory budou od sebe více vzdáleny než u VVER reaktoru, čímž též dojde k uvolnění reaktivity.
Veaktor je pak zařízení, kde probíhá řízená štěpná jaderná reakce uranu a plutonia za uvolnění tepla. Toto teplo je odváděno chladivém do tepelného výměníku, kde je pak následně komerčně využito. Ve Veaktoru probíhá též tvorba lichých izotopů plutonia ve větší míře než u VVER reaktorů, tím se zvyšuje reaktivita paliva. Veaktor lze provozovat i s čerstvým VVER palivem a umožňuje kampaňový provoz i u paliva, které je ve WER reaktorech už nepoužitelné.
Příklady uskutečnění vynálezu
Navrhovaným vynálezem a předmětem předloženého technického řešení je Veaktor, jaderný reaktor s tepelnými neutrony, o výkonu 50-100 MWt na ohřev chladivá o atmosférickém tlaku z 70Cna 120 C.
V předloženém řešení je kupříkladu zvolena optimální koncentrace směsi chladivá 66 % oterfenyl, 34 % m-terfenyl, (tzv. Santowax OM) pro 91 palivových článků předem použitých v reaktoru VVER-440 (např. jaderné elektrárny Dukovany). Tyto články jsou rovnoměrně
CZ 2020 - 91 A3 rozmístěny v trojúhelníkovém uspořádání v nerezové stíněné válcové nádobě o průměru a výšce 5 m. Použité chladivo za daných teplot je z fyzikálního hlediska lepší než H2O u VVER reaktorů. Též použitý D2O moderátor a reflektor je z neutronického hlediska lepší než H2O u VVER reaktorů. Veaktor se řídí změnou výšky hladiny moderátoru či reflektoru či standardními řídícími tyčemi (např. s bórem). S daným vyhořelým palivem může být na daném výkonu provozováno minimálně 9 měsíců. Ohřáté teplé chladivo je vyvedeno a v tepelném výměníku mimo Veaktor chlazeno na vstupní studenou teplotu. V prvních měsících provozu se vlivem měkčího neutronového spektra více (v porovnání s reaktory VVER) vytvářejí liché izotopy plutonia a reaktivita paliva ve Veaktoru stoupá. Další vnos reaktivity způsobuje výrazně nižší teplota paliva uvnitř palivových článků v porovnání s reaktory VVER.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedený vynález „Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER “ může být využit především v teplárenství pro většinu z desetitisíců dnes skladovaných palivových článků použitých ve VVER reaktorech za poslední půlstoletí. Zejména se toto řešení dá použít u VVER reaktorů, kde palivo nedosáhlo maximálního povoleného vyhoření. Toto řešení přispívá k lepšímu využití paliva a lepší ekonomice. Veaktor lze použít i s neozářeným palivem.
Claims (3)
- PATENTOVÉ NÁROKY1. Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER, vyznačující se 5 tím, že makroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů je u použitého moderátoru minimálně o 5 % menší než u běžné H2O.
- 2. Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER dle nároku 1, vyznačující se tím, že nejvyšší teplota uvnitř paliva je minimálně o 150 C nižší než nejvyšší 10 přípustná teplota uvnitř paliva v reaktoru, kde bylo palivo použito primárně.
- 3. Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER dle nároku 1, vyznačující se tím, že nejvyšší tlak chladivá ve všech provozních režimech je menší než 12 MPa.15 4. Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER dle nároku 1, vyznačující se tím, že rozteč mezi některými palivovými soubory je minimálně o 3 mm větší než u reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ202091A CZ202091A3 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER |
PCT/CZ2021/050020 WO2021170157A1 (en) | 2020-02-24 | 2021-02-17 | Device for recovery of energy from spent fuel of nuclear reactors and process for energy recovery from spent fuel of nuclear reactors |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ202091A CZ202091A3 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ202091A3 true CZ202091A3 (cs) | 2021-09-01 |
Family
ID=77519891
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ202091A CZ202091A3 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CZ (1) | CZ202091A3 (cs) |
-
2020
- 2020-02-24 CZ CZ202091A patent/CZ202091A3/cs unknown
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10818403B2 (en) | Inter-module fuel shuffling | |
Cerullo et al. | Generation IV reactor designs, operation and fuel cycle | |
Forsberg et al. | Liquid salt applications and molten salt reactors | |
RU2521591C2 (ru) | Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения | |
Van Rooijen | Gas-Cooled Fast Reactor: A Historical Overview and Future Outlook. | |
Scott | Stable salt fast reactor | |
CZ202091A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
Yamashita | History of nuclear technology development in Japan | |
CZ202093A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
CZ202092A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
Scarlat et al. | Solid fuel, salt-cooled reactors | |
CZ36660U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
CZ36659U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
Niţă et al. | Overview of tritium activity in the nuclear fission reactors | |
CZ36658U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
WO2021170157A1 (en) | Device for recovery of energy from spent fuel of nuclear reactors and process for energy recovery from spent fuel of nuclear reactors | |
Forsberg | The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant | |
Bulakh et al. | Extension of lifespan of graphite in fuel blocks of high-temperature gas-cooled reactors as the resource for ensuring design values of nuclear fuel burn-up | |
Hino et al. | Application of the resource-renewable boiling water reactor for TRU management and long-term energy supply | |
Terekhova et al. | Research reactor model for isotope production based on the design of VVER-440 reactors | |
Kostin et al. | Problems of BN-800 construction and the possibilities of developing advanced fast reactors | |
Semchenkov et al. | Advancing of VVER Reactor Core | |
YI et al. | Current Status of Study for Severe Accidents in the SFPs of CANDU Plants | |
Rahman et al. | Kinetic parameters calculation of sodium-cooled fast reactor (SFR) MOX-1000 MWth using OpenMC code | |
EA043120B1 (ru) | Жидкосолевой ядерный реактор с модульной активной зоной |