CZ36658U1 - Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů - Google Patents
Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů Download PDFInfo
- Publication number
- CZ36658U1 CZ36658U1 CZ2022-40441U CZ202240441U CZ36658U1 CZ 36658 U1 CZ36658 U1 CZ 36658U1 CZ 202240441 U CZ202240441 U CZ 202240441U CZ 36658 U1 CZ36658 U1 CZ 36658U1
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear reactors
- boiling nuclear
- boiling
- obtaining energy
- Prior art date
Links
- 238000009835 boiling Methods 0.000 title claims description 40
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 title claims description 25
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 43
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 9
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 description 8
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 5
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 5
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N uranium Chemical compound [U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U][U] DNYWZCXLKNTFFI-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000012993 chemical processing Methods 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 238000010411 cooking Methods 0.000 description 1
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 description 1
- 238000012432 intermediate storage Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
- 238000007670 refining Methods 0.000 description 1
- 238000012958 reprocessing Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 238000003860 storage Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 1
- 150000003671 uranium compounds Chemical class 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Production Of Liquid Hydrocarbon Mixture For Refining Petroleum (AREA)
Description
Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů
Oblast techniky
Technické řešení 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.
Ve stavu techniky jsou známa řešení opětovného využití paliva, například kanadský spis CA 2246064 AI zveřejňuje řešení, kdy jsou palivové články, které byly použity ve varných jaderných reaktorech, rozebrány na jednotlivé palivové proutky, následně jsou vytvořeny nové palivové články s novou geometrií palivového článku, kdy jsou využity (smíchány) palivové proutky nové a použité (z palivových článků, které byly použity ve varných jaderných reaktorech). Následně jsou v těžkovodním reaktoru tyto nové palivové články použity jako palivo. Tento reaktor pak pracuje na stejné nebo vyšší teplotě než původní reaktor BWR. Nevýhodou tohoto řešení je nutnost rozebírání palivového článku, která má za následek značné zvýšení pracnosti a nákladů.
Dále je ve stavu techniky známo řešení popsané v mezinárodní přihlášce WO 2009150710 AI, kdy jsou palivové články přepracovány chemickou separací uranu. Následně jsou pak tyto články využity v těžkovodním reaktoru. Nevýhodou tohoto řešení je chemického zpracování palivových článků, které má za následek značné zvýšení pracnosti a nákladů.
Podstata technického řešení
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.
Dnes komerčně skladované použité palivové články (ať už v bazénech či v meziskladech) se v zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů 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 ve varném jaderném reaktoru, rozmístěné ve čtvercové palivové mříži s kapalným D2O moderátorem a kapalným chladivém. Jako chladivo těchto palivových článků a moderátor se v zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů použijí materiály s menším mikroskopickým absorpčním účinným průřezem pro pohlcení neutronů, než je tomu u varných jaderných reaktorů. Palivo se použije v zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů za nižších teplot sloučenin uranu a s nižším tlakem chladivá než u varných jaderných reaktorů, čímž dojde k uvolnění reaktivity z již použitého paliva. Některé palivové články budou od sebe více vzdáleny než u varného jaderného reaktoru, čímž také dojde k uvolnění reaktivity.
-1 CZ 36658 UI
Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů 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 zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů probíhá též tvorba lichých izotopů plutonia ve větší míře než u varných jaderných reaktorů a tím se zvyšuje reaktivita paliva. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů umožňuje kampaňový provoz i u paliva, které je ve varných jaderných reaktorech už nepoužitelné, lze však provozovat i s čerstvým palivem.
Podstatou tohoto technického řešení je zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů, kde mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů je u použitého moderátoru minimálně o 5 % menší než u moderátoru ve varných jaderných reaktorech.
S výhodou je v zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů nej vyšší teplota uvnitř paliva minimálně o 160 °C nižší než nej vyšší přípustná teplota uvnitř paliva v reaktoru, kde bylo palivo použito primárně.
S výhodou je v zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů nejvyšší tlak chladivá ve všech provozních režimech menší než 6,5 MPa.
S výhodou je rozteč mezi některými palivovými články minimálně o 2 mm větší než u reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.
Příklady uskutečnění technického řešení
Předmětem předloženého technického řešení je zařízení na získávání energie z použitého paliva varných j ademých reaktorů, j ademý reaktor s tepelnými neutrony, o výkonu 50-100 MWt na ohřev chladivá o atmosférickém tlaku z 40 °C na 134 °C.
V předloženém řešení je kupříkladu zvoleno organické chladivo HB-40 pro 144 palivových článků předem použitých ve varném jaderném reaktoru elektrárny Forsmark. Tyto palivové články jsou rovnoměrně rozmístěny ve čtvercovém uspořádání v nerezové stíněné válcové nádobě o průměru 5m 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 varných jaderných reaktorů. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů se řídí změnou výšky hladiny moderátoru či reflektoru či standardními řídícími tyčemi (např. s bórem) a s daným vyhořelým palivem může být na daném výkonu provozováno minimálně 9 měsíců. Ohřáté teplé chladivo je vyvedeno a v tepelném výměníku mimo zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů chlazeno na vstupní studenou teplotu. V prvních měsících provozu se vlivem měkčího neutronového spektra více (v porovnání s varnými jadernými reaktory) vytvářejí liché izotopy plutonia a reaktivita paliva v zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů stoupá. Další vnos reaktivity způsobuje výrazně nižší teplota paliva uvnitř palivových článků v porovnání s varnými jadernými reaktory.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedené technické řešení „Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů“ může být využito pro většinu z desetitisíců dnes skladovaných palivových článků použitých ve varných jaderných reaktorech za poslední půlstoletí. Zejména se toto řešení dá použít u varných jaderných reaktorů, kde palivo nedosáhlo maximálního povoleného vyhoření. Toto řešení přispívá k lepšímu využití paliva a lepší ekonomice. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů lze použít i s neozářeným palivem.
Claims (2)
- NÁROKY NA OCHRANU1. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů, zahrnující palivovou mříž, moderátor a nádobu, přičemž mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů 5 je u moderátoru minimálně o 5 % menší než u moderátoru ve varných jaderných reaktorech vyznačující se tím, že dále zahrnuje palivo ve stejné formě jako palivové články použité ve varném jaderném reaktoru.
- 2. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů podle nároku 1, vyznačující se tím, že rozteč mezi některými palivovými články je minimálně o 2 mm větší než u ίο reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ2022-40441U CZ36658U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ2022-40441U CZ36658U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ36658U1 true CZ36658U1 (cs) | 2022-12-06 |
Family
ID=84391296
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ2022-40441U CZ36658U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CZ (1) | CZ36658U1 (cs) |
-
2020
- 2020-02-24 CZ CZ2022-40441U patent/CZ36658U1/cs not_active IP Right Cessation
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Cerullo et al. | Generation IV reactor designs, operation and fuel cycle | |
Pioro et al. | Current status of electricity generation at nuclear power plants | |
Greaves et al. | The case for the thorium molten salt reactor | |
CZ36658U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
CZ36659U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
CZ36660U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
WO2021170157A1 (en) | Device for recovery of energy from spent fuel of nuclear reactors and process for energy recovery from spent fuel of nuclear reactors | |
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 | |
CZ202091A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
Adamov et al. | Project Proryv (Breakthrough) | |
KR102588913B1 (ko) | 경수로 우라늄 연료 집합체 및 핵연료 사이클의 운용 방법 | |
Mehtap | BOILING WATER REACTORS | |
EP3608919A1 (en) | Fuel assembly and method for producing fuel assembly | |
Dulera et al. | With high temperature thorium reactors | |
Bess et al. | Benchmark Development in Support of Generation-IV Reactor Validation (IRPhEP 2010 Handbook) | |
Kalaoja | Overview of recycled nuclear fuel for energy production | |
Chaudhari | Nuclear Power Reactor-An Overview | |
Tian et al. | Treatment and disposal of the radioactive graphite waste | |
Troyanov et al. | Americium Utilization Via Pyroelectrochemical Granulation and Vibrocompaction Technologies | |
KR101341354B1 (ko) | 파이로공정내 희토류 폐기물을 이용한 사용후핵연료의 임계제어 방법 | |
Ingersoll | Passive safety features for small modular reactors | |
Leipunskii et al. | Sodium-cooled fast reactors | |
Chang et al. | A Study on the Planning of Technology Development and Research for Generation IV Nuclear Energy Systems | |
Erlan et al. | Radioactive waste management strategy of (RDE) Experimental Reactor Power |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
FG1K | Utility model registered |
Effective date: 20221206 |
|
MK1K | Utility model expired |
Effective date: 20240224 |