CZ36659U1 - 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
- CZ36659U1 CZ36659U1 CZ2022-40442U CZ202240442U CZ36659U1 CZ 36659 U1 CZ36659 U1 CZ 36659U1 CZ 202240442 U CZ202240442 U CZ 202240442U CZ 36659 U1 CZ36659 U1 CZ 36659U1
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- vver
- spent
- obtaining energy
- equipment
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 45
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 claims description 22
- 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
- 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
- YJTKZCDBKVTVBY-UHFFFAOYSA-N 1,3-Diphenylbenzene Chemical group C1=CC=CC=C1C1=CC=CC(C=2C=CC=CC=2)=C1 YJTKZCDBKVTVBY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 2
- 238000010438 heat treatment Methods 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
- OIAQMFOKAXHPNH-UHFFFAOYSA-N 1,2-diphenylbenzene Chemical group C1=CC=CC=C1C1=CC=CC=C1C1=CC=CC=C1 OIAQMFOKAXHPNH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 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
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 1
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 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
- 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
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)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER
Oblast techniky
Technické řešení 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.
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 VVER. 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 využit 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 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.
Dnes komerčně skladované použité VVER palivové články (ať už v bazénech či v meziskladech) se v zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER 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 VVER reaktoru, rozmístěné v trojúhelníkové palivové mříži v nádobě s kapalným D2O moderátorem a kapalným chladivém. Jako chladivo těchto palivových článků a moderátor se v zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER použijí materiály s menším makroskopickým absorpčním účinným průřezem pro pohlcení neutronů než je tomu u reaktorů VVER. Palivo se použije v zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER za nižších teplot sloučenin uranu a s nižším tlakem chladivá, než u reaktorů VVER, čímž dojde k uvolnění reaktivity. Některé palivové články budou od sebe více vzdáleny než u VVER reaktoru, čímž též dojde k uvolnění reaktivity.
-1 CZ 36659 UI
Zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER 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 získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER probíhá též tvorba lichých izotopů plutonia ve větší míře než u VVER reaktorů, tím se zvyšuje reaktivita paliva. Zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER lze provozovat i s čerstvým VVER palivem a umožňuje kampaňový provoz i u paliva, které je ve VVER reaktorech už nepoužitelné.
Podstatou tohoto technického řešení je zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER, kde makroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů je u použitého moderátoru minimálně o 5 % menší než u běžné H2O.
S výhodou je v zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVERnejvyšší teplota uvnitř paliva minimálně o 150 °C nižší než nejvyšší přípustná teplota uvnitř paliva v reaktoru, kde bylo palivo použito primárně.
S výhodou je v zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVERnejvyšší tlak chladivá ve všech provozních režimech menší než 12 MPa.
S výhodou je rozteč mezi některými palivovými články minimálně o 3 mm větší než u reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.
Příklady uskutečnění technického řešení
Navrhovaným technickým řešením a předmětem předloženého technického řešení je zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER, jaderný reaktor s tepelnými neutrony, o výkonu 50-100 MWt na ohřev chladivá o atmosférickém tlaku z 70 °C na 120 °C.
V předloženém řešení je kupříkladu zvolena optimální koncentrace směsi chladivá 66 % o-terfenyl, 34 % m-terfenyl, (tzv. Santowax OM) pro 91 palivových článků předem použitých v reaktoru VVER-440 (např. jaderné elektrárny Dukovany). Tyto palivové články jsou rovnoměrně rozmístěny v trojúhelníkovém uspořádání v nerezové stíněné válcové nádobě o průměru a výšce 5 m. Použité chladivo za daných teplot je z fýzikálního hlediska lepší než H2O u VVER reaktorů. Též použitý D2O moderátor a reflektor je z neutronického hlediska lepší než H2O u VVER reaktorů. Zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER 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 zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER 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 v zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER stoupá. Další vnos reaktivity způsobuje výrazně nižší teplota paliva uvnitř palivových článků v porovnání s reaktory VVER.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedené technické řešení „Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER“ může být využito 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. Zařízení na získání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER lze použít i s neozářeným palivem.
Claims (2)
1. Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER, zahrnující palivovou mříž, moderátor a nádobu, přičemž makroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů 5 je u moderátoru minimálně o 5 % menší než u běžné H2O, vyznačující se tím, že dále zahrnuje palivo ve stejné formě jako palivové články použité v jaderném reaktoru VVER.
2. Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER podle nároku 1, vyznačující se tím, že rozteč mezi některými palivovými články je minimálně o 3 mm větší než u reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ2022-40442U CZ36659U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ2022-40442U CZ36659U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ36659U1 true CZ36659U1 (cs) | 2022-12-06 |
Family
ID=84391294
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ2022-40442U CZ36659U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CZ (1) | CZ36659U1 (cs) |
-
2020
- 2020-02-24 CZ CZ2022-40442U patent/CZ36659U1/cs not_active IP Right Cessation
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Cerullo et al. | Generation IV reactor designs, operation and fuel cycle | |
Greaves et al. | The case for the thorium molten salt reactor | |
Scott | Stable salt fast reactor | |
CZ36659U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
CZ36658U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
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 | |
CZ202091A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
CZ202092A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
CZ202093A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
Forsberg | The Advanced High-Temperature Reactor: High-Temperature Fuel, Molten Salt Coolant, and Liquid-Metal Reactor Plant | |
Adamov et al. | Project Proryv (Breakthrough) | |
LeCroy | Safety Challenges of Molten Salt Reactors | |
Rahgoshay et al. | Calculating the Outcore Radioactivity in VVR-S Reactor after Shutdown | |
Dulera et al. | With high temperature thorium reactors | |
Tian et al. | Treatment and disposal of the radioactive graphite waste | |
Masson et al. | French experience and R&D challenges for SFR MOX spent fuel treatment | |
Bess et al. | Benchmark Development in Support of Generation-IV Reactor Validation (IRPhEP 2010 Handbook) | |
Greene | Reactor-based plutonium disposition: Opportunities, options, and issues | |
Houghton | Molten Salt Reactors: Overview and Comparison of Uranium and Thorium Fuel Cycles | |
Araoz et al. | Spent fuel management in Argentina | |
Wang et al. | ICONE23-1697 STUDY ON THE PRODUCTION MECHANISM OF CO-60 IN THE PRIMARY LOOP OF HTR-10 | |
Miasnikov | New nuclear technologies will help to ensure the public trust and further development of research reactors | |
Ingersoll | Passive safety features for small modular reactors | |
Chang et al. | A Study on the Planning of Technology Development and Research for Generation IV Nuclear Energy Systems |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
FG1K | Utility model registered |
Effective date: 20221206 |
|
MK1K | Utility model expired |
Effective date: 20240224 |