CZ32602U1 - Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor - Google Patents

Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor Download PDF

Info

Publication number
CZ32602U1
CZ32602U1 CZ2018-35787U CZ201835787U CZ32602U1 CZ 32602 U1 CZ32602 U1 CZ 32602U1 CZ 201835787 U CZ201835787 U CZ 201835787U CZ 32602 U1 CZ32602 U1 CZ 32602U1
Authority
CZ
Czechia
Prior art keywords
absorber
fuel
absorbers
nuclear reactors
samarium
Prior art date
Application number
CZ2018-35787U
Other languages
English (en)
Inventor
Radek Ĺ koda
Michal Zeman
Original Assignee
České vysoké učení technické v Praze
Západočeská Univerzita V Plzni
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 České vysoké učení technické v Praze, Západočeská Univerzita V Plzni filed Critical České vysoké učení technické v Praze
Priority to CZ2018-35787U priority Critical patent/CZ32602U1/cs
Publication of CZ32602U1 publication Critical patent/CZ32602U1/cs

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Description

Oblast techniky
Technické řešení se týká dlouhodobé regulace reaktivity v reaktoru pomocí vyhořívajících absorbátorů, které mají jak regulační, tak bezpečnostní funkci.
Dosavadní stav techniky
Vyhořívající absorbátory jsou v různých podobách používané v současné době ve všech komerčně provozovaných energetických lehko vodních jaderných reaktorech PWR, BWR, či VVER, a v těžkovodních jaderných reaktorech CANDU. Vyhořívající absorbátory kompenzují počáteční přebytek reaktivity v reaktoru, která je způsobena čerstvým palivem, a proto umožňují částečné prodloužení palivového cyklu použitím paliva s vyšším obohacením. Z hlediska vyhořívání absorbátorů rozlišujeme rychlý a pomalý vyhořívající absorbátor. Rychlý absorbátor lépe kompenzuje na počátku kampaně, ale poměrně rychle vyhoří, např. Gd. Pomalý absorbátor hůře kompenzuje na počátku, ale vydrží do vyšších vyhoření, např. Dy. Dlouhodobá regulace není jediným úkolem vyhořívajícího absorbátorů, zároveň také může přispět k negativnímu teplotnímu koeficientu reaktivity chladivá. Zejména u lehkovodních reaktorů s použitím kyseliny borité v chladivu. Dnes se jako nejčastější absorbátory používají prvky gadolinium (Gd), bór (B), europium (Eu), erbium (Er) a dysprosium (Dy). Důvod použití těchto prvků je, že mají vysoký absorpční průřez pro neutrony a následně po záchytu neutronu se přemění na prvek s malým absorpčním průřezem, což lze také nazývat vyhořívání absorbátorů. Tento proces je žádoucí, neboť s postupným vyhoříváním paliva klesá i přebytek reaktivity, tudíž není potřeba tak velká absorpce neutronů jako na začátku kampaně, tj. na začátku doby pobytu paliva v jaderném reaktoru. Proto je rychlost vyhořívání jedním z hlavních kritérií pro výběr prvku, který by mohl sloužit jako vyhořívající absorbátor.
V současné době se vyhořívající absorbátory používají ve dvou provedeních, integrál bumable absorber IBA s podprovedením integrál fuel burnable absorber IFBA a burnable poison rod assembly BPRA. První jmenovaný je homogenní směs paliva (UO2) a vyhořívajícího absorbátorů (Gd, Er atd.) zpracovaná do formy palivových pelet.
Tuto formu absorbátorů používají lehkovodní reaktory PWR, BWR i VVER s výjimkou reaktorů od firmy Westinghouse a dále i těžkovodní reaktory CANDU. Reaktory od firmy Westinghouse používají podprovedení absorbátorů IBA, tzv. absorbátorů IFBA. V tomto případě je tenká vrstvička, setiny milimetru, absorbátorů (ZtBí) nanesená na vnější povrch palivové pelety. Druhou možností vyhořívajícího absorbátorů je provedení reaktoru BPRA a v takovém případě je absorbátor ve formě tyče, která je vložená do vodící trubky pro regulační klastry. Pro reaktory PWR je možné použít oba druhy vyhořívajících absorbátorů, avšak reaktory BWR mohou používat pouze absorbátor IBA.
U současných absorbátorů je největší problém nelinearita kompenzace přebytku reaktivity. Zpravidla je na začátku potřeba kompenzace největší a následně by měla klesat s vyhoříváním paliva. Avšak dnes absorbátory kompenzují na počátku kampaně nedostatečně a na konci, kde už je žádoucí mít kompenzaci nulovou, stále ještě zachytávají neutrony. Tento problém je jeden z důvodů, proč není možné přejít na vyšší vyhoření paliva, tj. vyšší využití. Odstraněním tohoto nedostatku by bylo možné prodloužení kampaně paliva, lepší využití paliva a zároveň možná lepší ekonomika paliva.
Při použití oxidu gadolinia (GdíOa) ve formě absorbátorů IBA jako vyhořívajícího absorbátorů dochází ke zmenšení tepelné vodivosti paliva a současné se také snižuje teplota tavení paliva. Obě tyto změny musí být brány v potaz při řešení bezpečnostních výpočtů. U použití absorbátorů
- 1 CZ 32602 U1 ve formě absorbátoru IFBA se neovlivňují materiálové vlastnosti paliva, na druhou stranu je problémový hygroskopický charakter zirkonia, tzn., že prudce reaguje s vodní párou za vzniku oxidu zirkoničitého, vodíku a velkého množství tepla, což je nebezpečné zejména při havarijních stavech reaktoru.
Podstata technického řešení
Výše uvedené nevýhody vyhořívajících absorbátorů používaných v jaderných reaktorech odstraňuje vyhořívající absorbátor složený ze dvou prvků, v tomto případě samarium a iridium, připravený jako homogenní směs paliva a absorbátoru, tzv. integrál bumable absorber IBA.
Použití absorbátoru podle tohoto technického řešení umožňuje snížit nelinearitu kompenzace reaktivity, přičemž reaktivita je na počátku kampaně kompenzována dostatečně a následně kompenzace klesá až ke stavu bez vyhořívajícího absorbátoru. Absorbátor taktéž napomáhá vyrovnat koeficient nevyrovnání, který je jedním z licenčních podmínek. Zároveň je odstraněna velká nelinearita kompenzace mezi jednotlivými překládkami paliva, jak lze vidět na obr. 2. Na počátku kampaně je při použití tohoto absorbátoru multiplikační faktor, tj. poměr mezi počtem neutronů současné generace Ni a generace předchozí N-i, při stálém výkonu roven 1, téměř roven 1, dále stoupá až do hodnoty přibližně 1,13a poté klesá ke stavu bez použití absorbátoru. Toto je výrazné zlepšení proti např. gadoliniovému absorbátoru, který se používá v dnešní době. Zvyšování multiplikačního faktoru v několika prvních krocích kampaně se dá kompenzovat kyselinou boritou, což je dnes běžně používaný rozpustný absorbátor neutronů. Díky tomu, že v tomto absorbátoru nefiguruje zirkonium, odstraňuje se tímto také problém s hygroskopickým charakterem zirkonia.
Objasnění výkresů
Technické řešení bude dále ilustrováno pomocí obr. 1 a obr. 2. Tyto obrázky zobrazují průběh koeficientu násobení s absorbátorem podle tohoto technického řešení a bez absorbátoru v průběhu palivového cyklu. Obr. 1 zobrazuje průběh koeficientu násobení pro celkové využití paliva v elektrárně. Obr. 2 ilustruje použití paliva s VA a bez VA při 31etém palivovém cyklu, přičemž zde je vidět rapidní pokles maxim koeficientu násobení mezi výměnami paliva a celkové ustálení průběhu koeficientu násobení.
Příklady uskutečnění technického řešení
Navrhovaným předmětem předloženého technického řešení je kompenzace počáteční reaktivity obohaceného paliva vyhořívajícím absorbátorem, složeným z kombinace prvků samarium a iridium. V předloženém řešení je kupříkladu zvolena optimální koncentrace prvků v hmotnostním poměru 64 % samaria a 36 % iridia. Toto konkrétní řešení jez neutronového hlediska ideální. Kompenzace reaktivity je na počátku kampaně dostatečná a následně se postupně blíží stavu bez absorbátoru. Celková hmotnostní koncentrace absorbátoru v palivu bude 0,1382%, což je přibližně 0,74 kg v jednom palivovém souboru jaderného reaktoru EPR. Absorbátor může být vyroben jako kombinace oxidů a kovů, např. oxidu samaria SimCh a kovového iridia. Při použití této směsi, dojde díky kovovému iridiu ke zvýšení tepelné vodivosti paliva, což je výhodné z hlediska bezpečnosti.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedené technické řešení vyhořívajícího absorbátoru tvořeného kombinací prvků samarium a iridium může být využito pro kompenzaci reaktivity v jaderném reaktoru. Zejména se toto
-2CZ 32602 U1 řešení dá použít u lehkovodních reaktorů PWR, BWR či VVER, a taktéž u těžkovodních reaktorů CANDU. Toto řešení přispívá k lepšímu využití paliva, lepší ekonomice a také prodloužení kampaně.

Claims (3)

10 1. Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor, vyznačující se tím, že je tvořen kombinací prvků samarium a iridium, přičemž hmotnostní koncentrace samaria v absorbátoru je v rozmezí 5 až 95 %.
2. Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor podle nároku 1, vyznačující se tím, že
15 hmotnostní koncentrace samaria v absorbátoru je v rozmezí 30 až 85 %.
3. Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor dle nároku 1 nebo 2, vyznačující se tím, že hmotnostní koncentrace samaria v absorbátoru je v rozmezí 60,1 až 79,9 %.
CZ2018-35787U 2018-12-27 2018-12-27 Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor CZ32602U1 (cs)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CZ2018-35787U CZ32602U1 (cs) 2018-12-27 2018-12-27 Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CZ2018-35787U CZ32602U1 (cs) 2018-12-27 2018-12-27 Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CZ32602U1 true CZ32602U1 (cs) 2019-02-19

Family

ID=65438154

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CZ2018-35787U CZ32602U1 (cs) 2018-12-27 2018-12-27 Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor

Country Status (1)

Country Link
CZ (1) CZ32602U1 (cs)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101733832B1 (ko) 핵연료, 핵연료 요소, 핵연료 어셈블리 및 핵연료의 제조 방법
JPH0445795B2 (cs)
EP3257050B1 (en) Nuclear fuel containing a neutron absorber mixture
Handwerk et al. Optimized core design of a supercritical carbon dioxide-cooled fast reactor
US3103476A (en) Fuel element with burnable poison within the cladding
CN105377763A (zh) 由铀、钆和氧形成的新型材料及其作为可消耗的中子毒物的用途
Galahom Searching for the optimum number of integral burnable absorber rods used in PWR assembly
KR102230483B1 (ko) 경수로용 연료 집합체, 경수로 노심, 경수로용 연료 집합체 제조 방법 및 mox 연료 집합체 제조 방법
CZ32602U1 (cs) Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor
US20090268861A1 (en) Plutonium/Zirconium Hydride/Thorium Fuel Matrix
EP1914759B1 (en) Fuel element for pressurised water nuclear reactors and method of loading fuel elements into a nuclear reactor core
KR102124517B1 (ko) 금속핵연료 기반 토륨 열외중성자로 노심 및 이를 구비한 원자로
JP6120492B2 (ja) 熱中性子炉用制御棒
EP0518860A1 (en) Pressurized water nuclear reactor fuel
CZ2018742A3 (cs) Vyhořívající absorbátor pro jaderný reaktor
Andrews et al. Steady state and accident transient analysis burning weapons-grade plutonium in thorium and uranium with silicon carbide cladding
Ohashi et al. Concept on inherent safety in high-temperature gas-cooled reactor
JP3895607B2 (ja) 熱中性子原子炉用mox燃料集合体
Kryger et al. Irradiation performances of the Superphenix type absorber element
Kim et al. A reactivity hold-down strategy for soluble boron free operation by introducing Pu-238 added fuel
JP5085522B2 (ja) 長期連続運転用原子炉の炉心
Cudrnak et al. Optimization of fuel assembly with gadolinium for LWRS
Goto et al. Development of Security and Safety Fuel for Pu-Burner HTGR: Part 2—Design Study of Fuel and Reactor Core
Čudrnák et al. Optimized gadolinium fuel assemblies for light water reactors
JP2010127718A (ja) 燃料集合体およびそれを装荷した原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
FG1K Utility model registered

Effective date: 20190219

MK1K Utility model expired

Effective date: 20221227