CZ202093A3 - Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů - Google Patents

Abstract

Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů je vytvořeno tak, že u použitého moderátoru je mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů minimálně o 5 % menší než u moderátoru v reaktorech BWR.

Description

Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů

Oblast techniky

Vynález se týká získávání tepelné energie z jaderného paliva, které před tím bylo použito ve varných jaderných reaktorech.

Dosavadní stav techniky

Jaderné palivo, které bylo použito ve varných jaderných reaktorech (tzv. typ reaktoru BWR), 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. Finsko, Švédsko). Tento proces je mnohaletý a velmi finančně, administrativně a bezpečnostně náročný. V některých zemích (např. Japonsko) může být vyhořelé palivo varných jaderných reaktorů přepracováno v přepracovacím závodě na nový typ jaderného paliva. Přepracovací závody jsou mimořádně nákladné i náročné na výstavbu, jejich provoz i nové palivo je tak drahé.

Podstata vynálezu

Výše uvedené nevýhody využití jaderného paliva, které před tím bylo použito ve varných jaderných reaktorech, odstraňuje Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů, (dále uvedeno jako Beaktor).

Dnes komerčně skladované použité palivové články (ať už v bazénech či v meziskladech) se ve Beaktoru použijí za použití specifických materiálů a fyzikálních parametrů k produkci tepla, které je pak komerčně využito.

Toto palivo se použije ve stejné formě palivových článků jako bylo použito v BWR reaktoru, rozmístěné ve čtvercové palivové mříži s kapalným D2O moderátorem a kapalným chladivém. Jako chladivo těchto článků a moderátor se ve Beaktoru použijí materiály s menším mikroskopickým absorpčním účinným průřezem pro pohlcení neutronů než je tomu u reaktorů BWR. Palivo se použije v Beaktoru za nižších teplot sloučenin uranu a s nižším tlakem chladivá než u reaktorů BWR, čímž dojde k uvolnění reaktivity z již použitého paliva. Některé palivové soubory budou od sebe více vzdáleny než u BWR reaktoru, čímž také dojde k uvolnění reaktivity.

Beaktor 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. V Beaktoru probíhá též tvorba lichých izotopů plutonia ve větší míře než u BWR reaktorů, tím se zvyšuje reaktivita paliva. Beaktor umožňuje kampaňový provoz i u paliva, které je ve BWR reaktorech už nepoužitelné, lze však provozovat i s čerstvým palivem.

Příklady uskutečnění vynálezu

Navrhovaným vynálezem a předmětem předloženého technického řešení je Beaktor, jaderný reaktor s tepelnými neutrony, o výkonu 50-100 MWt na ohřev chladivá o atmosférickém tlaku z 40Cna 134 C.

V předloženém řešení je kupříkladu zvoleno organické chladivo HB-40 pro 144 palivových článků předem použitých v BWR reaktoru elektrárny Forsmark. Tyto články jsou rovnoměrně

- 1 CZ 2020 - 93 A3 rozmístěny ve čtvercovém uspořádání v nerezové stíněné válcové nádobě o průměru 5 m a výšce 7 m. Použité chladivo a též použitý D2O moderátor a reflektor je při daných parametrech z fyzikálního hlediska lepší než parovodní směs u BWR reaktorů. Beaktor se řídí změnou výšky hladiny moderátoru či reflektoru či standardními řídícími tyčemi (např. s bórem) a s daným 5 vyhořelým palivem může být na daném výkonu provozováno minimálně 9 měsíců. Ohřáté teplé chladivo je vyvedeno a v tepelném výměníku mimo Beaktor chlazeno na vstupní studenou teplotu. V prvních měsících provozu se vlivem měkčího neutronového spektra více (v porovnání s reaktory BWR) vytvářejí liché izotopy plutonia a reaktivita paliva ve Beaktoru stoupá. Další vnos reaktivity způsobuje výrazně nižší teplota paliva uvnitř palivových článků v porovnání s to reaktory BWR.

Průmyslová využitelnost

Výše uvedený vynález „Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů BWR “ může být využit pro většinu z desetitisíců dnes skladovaných palivových článků použitých ve BWR reaktorech za poslední půlstoletí. Zejména se toto řešení dá použít u BWR reaktorů, kde palivo nedosáhlo maximálního povoleného vyhoření. Toto řešení přispívá k lepšímu využití paliva a lepší ekonomice. Beaktor lze použít i s neozářeným palivem.

Claims (4)

1. PATENTOVÉ NÁROKY

   1. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů, vyznačující se 5 tím, že mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů je u použitého moderátoru minimálně o 5 % menší než u moderátoru v reaktorech BWR.
2. 2. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů dle nároku 1, vyznačující se tím, že nejvyšší teplota uvnitř paliva je minimálně o 160 °C nižší než nejvyšší ίο přípustná teplota uvnitř paliva v reaktoru, kde bylo palivo použito primárně.
3. 3. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů dle nároku 1, vyznačující se tím, že nejvyšší tlak chladivá ve všech provozních režimech je menší než 6,5 MPa.
4. 4. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů dle nároku 1, vyznačující se tím, že rozteč mezi některými palivovými soubory je minimálně o 2 mm větší než u reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.