CZ36660U1 - Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží - Google Patents
Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží Download PDFInfo
- Publication number
- CZ36660U1 CZ36660U1 CZ2022-40443U CZ202240443U CZ36660U1 CZ 36660 U1 CZ36660 U1 CZ 36660U1 CZ 202240443 U CZ202240443 U CZ 202240443U CZ 36660 U1 CZ36660 U1 CZ 36660U1
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- pressurized water
- square
- grid
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Separation By Low-Temperature Treatments (AREA)
- Other Liquid Machine Or Engine Such As Wave Power Use (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží
Oblast techniky
Technické řešení se týká získávání tepelné energie z ozářeného jaderného paliva, které před tím bylo použito v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží.
Dosavadní stav techniky
Jaderné palivo, které bylo použito v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží (tzv. typ reaktoru PWR), 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. Švédsko, Jižní Korea). Tento proces je mnohaletý a velmi finančně, administrativně i bezpečnostně náročný. V některých zemích (např. Francie) může být PWR vyhořelé palivo přepracováno v přepracovacím závodě na nový typ paliva pro stejné či jiné typy jaderných reaktorů. Přepracovací závod je mimořádně nákladný i náročný na výstavbu a provoz, jeho 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 v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží, 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 v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží). Následně jsou v těžkovodním reaktoru tyto nové palivové články použity jako palivo. Tento reaktor pak pracuje na stejné nebo vyšší teplotě než původní reaktor PWR. 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 v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží, odstraňuje zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží.
Dnes komerčně skladované použité palivové články (ať už v bazénech či v meziskladech) se v zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží 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 tlakovodním jaderném reaktoru se čtvercovou palivovou mříží, rozmístěné ve čtvercové palivové mříži v nádobě s kapalným chladivém a kapalným D2O moderátorem. Některé palivové články budou od sebe více vzdáleny než u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, čímž dojde k uvolnění reaktivity. Jako chladivo těchto palivových článků a moderátor se ale v zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží použijí materiály s menším absorpčním účinným průřezem pro pohlcení neutronů, než je
-1 CZ 36660 UI tomu u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží. Palivo se též za provozu použije v zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží za nižších teplot sloučenin uranu a s nižším tlakem chladivá, než u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, čímž dojde k uvolnění reaktivity z již použitého paliva.
Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží 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 tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží probíhá též tvorba lichých izotopů plutonia ve větší míře než u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, tím se na počátku kampaně zvyšuje reaktivita paliva. Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží umožňuje kampaňový provoz i u paliva, které je v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží už nepoužitelné, lze však provozovat i s čerstvým palivem.
Podstatou tohoto technického řešení je zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, kde makroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů je u moderátoru minimálně o 7 % menší než u moderátoru použitého v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží.
S výhodou je v zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží nejvyšší teplota uvnitř paliva minimálně o 140 °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 tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží nejvyšší tlak chladivá ve všech provozních režimech menší než 15 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 získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, jaderný reaktor s tepelnými neutrony o výkonu 70-200 MWt na ohřev chladivá o atmosférickém tlaku z 80 °C na 150 °C.
V předloženém řešení je kupříkladu zvoleno chladivo bifenyl pro 52 palivových článků předem použitých v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží francouzského reaktoru N4 (např. z jaderná elektrárny Civaux). Tyto palivové články jsou rovnoměrně rozmístěny ve čtvercovém uspořádání v nerezové stíněné válcové nádobě o průměru 6 m a výšce 8 m. Použité chladivo za daných teplot je z fyzikálního hlediska lepší než H2O u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží. Též použitý moderátor a reflektor jez neutronického hlediska lepší než H2O u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží. Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží 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 tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží chlazeno na vstupní studenou teplotu. V prvních měsících provozu se vlivem měkčího neutronového spektra více (v porovnání s tlakovodními jadernými reaktory se čtvercovou
-2 CZ 36660 UI palivovou mříží) vytvářejí liché izotopy plutonia a reaktivita paliva v zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží stoupá. Další vnos reaktivity způsobuje výrazně nižší teplota paliva uvnitř palivových článků v porovnání s tlakovodními jadernými reaktory se čtvercovou palivovou mříží.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedené technické řešení „Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních 10 jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží“ může být využito především v teplárenství pro většinu ze stotisíců dnes skladovaných palivových článků použitých v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží na celém světě, provozovaných za poslední půlstoletí. Zejména se toto řešení dá použít u tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, kde palivo nedosáhlo maximálního povoleného vyhoření. Toto řešení přispívá k lepšímu využití 15 paliva a lepší ekonomice. Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží lze použít i s neozářeným palivem.
Claims (2)
1. Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních j ademých reaktorů se čtvercovou palivovou mříží, zahrnující palivovou mříž, moderátor a nádobu, přičemž makroskopický účinný 5 průřez pro absorpci neutronů je u moderátoru minimálně o 7 % menší než u moderátoru použitého v tlakovodních jaderných reaktorech se čtvercovou palivovou mříží, vyznačující se tím, že dále zahrnuje palivo ve stejné formě jako palivové články použité v tlakovodním jaderném reaktoru se čtvercovou palivovou mříží.
2. Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou ίο palivovou mříží 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 |
---|---|---|---|
CZ2022-40443U CZ36660U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ2022-40443U CZ36660U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ36660U1 true CZ36660U1 (cs) | 2022-12-06 |
Family
ID=84391295
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ2022-40443U CZ36660U1 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CZ (1) | CZ36660U1 (cs) |
-
2020
- 2020-02-24 CZ CZ2022-40443U patent/CZ36660U1/cs active IP Right Grant
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Cerullo et al. | Generation IV reactor designs, operation and fuel cycle | |
JP2014010022A (ja) | 燃料集合体及び原子炉の炉心 | |
Pioro et al. | Current status of electricity generation at nuclear power plants | |
Greaves et al. | The case for the thorium molten salt reactor | |
Scott | Stable salt fast reactor | |
CZ36660U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
Yamashita | History of nuclear technology development in Japan | |
CZ36658U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
CZ36659U1 (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 | |
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 | |
Adamov et al. | Project Proryv (Breakthrough) | |
Maheshwari et al. | Advanced heavy water reactor for thorium utilisation and enhanced safety | |
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) | |
Ingersoll | Passive safety features for small modular reactors | |
Sollychin | fuel alternatives | |
Troyanov et al. | Americium Utilization Via Pyroelectrochemical Granulation and Vibrocompaction Technologies | |
JP2023535731A (ja) | 燃料補給および/または保管の中性子吸収棒 | |
Tian et al. | Treatment and disposal of the radioactive graphite waste | |
Miasnikov | New nuclear technologies will help to ensure the public trust and further development of research reactors | |
Greene | Reactor-based plutonium disposition: Opportunities, options, and issues |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
FG1K | Utility model registered |
Effective date: 20221206 |