DE2656590A1

DE2656590A1 - Verfahren zur ermoeglichung von einsparungen bei kernreaktoren durch verwendung von berylliumstaeben in brennstoffbuendeln

Info

Publication number: DE2656590A1
Application number: DE19762656590
Authority: DE
Inventors: Ji-Peng Chien; Horng-Ming Hsieh; Tao Yuan Lung-Tan; Chao-Yie Yang
Original assignee: Institute of Nuclear Energy Research
Current assignee: Institute of Nuclear Energy Research
Priority date: 1976-11-19
Filing date: 1976-12-14
Publication date: 1978-06-22
Also published as: FR2372493B1; GB1528267A; FR2372493A1

Description

Verfahrens zur Ermöglichung von Einsparungen bei Kernreaktoren
durch Verwendung von Berylliumstäben in Brennstoffbündeln Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Err'bglichung von Kosteineinsparungen bei einem mit schwerem Wasser moderierten rernreaJtor, in deir.. Kernbrennstoffstäbe in einem Bündel mit einen vorbestimmten rasterabstand angeordnet sind. Insbesondere betrifft die Erfindung ein Verfahren zur Ermöglichung von Einsparungen bei Sternreaktoren, insbesondere ein Verfahren zum Einbetten bzw. Einsetzen von Beryllium (bzw. Berylliumverbindungen) in das Brennstoffbündel von Kernreaktoren zur Reduzierung des Bestanden von D20 in einem Schwerwasserreaktor bzw.
zur Abschwächung der Erfordernisse der Urananreicherung und der sich daraus ergebenden Brennstoffelemente in einem Leichtwasserreaktor.
Wegen der geringen Schwelle (n,2n) und wegen der äußerst kleinen Neutronen-Einfangsquerschnitte kann Beryllium in einem Reaktor nicht nur als guter Neutronenmoderator sondern auch als schneller Neutronenvervielfacher verwendet werden. Wenn einer oder mehrere Berylliumstäbe in geeigneter Weise in einem Brennstoffelement vom Bündeltyp an Stellen eingebettet werden, wo das Neutronenspektrur1 so hart (oder schnell) wie Möglich ist, so können die (n,2ii) -Paktionen in. Beryllium wirkungsvoll ausgenutzt werden, um bei der neutronenabbremsfunktion mitzwirken und um eine gewisse zusätzliche Neutronenvervielfe;chung zu erzielen. Wegen dieser zwei schnellen Effekte kann das Rastermaß bzw. der Gitterabstand (und somit der D2O-Bestand= der Brennstoffzelle eines Schwerwasserreaktors reduziert werden durch tjeeicjnete Einbettung von Berylliumstäben in dem Brennstoff, ohne daß der Neutronenvervielfachungsfaktor verkleinert wird. Bei Leichtwasserreaktoren kann ein Brennstoffeler,ent aus schcer angereichertem Uran mit in geeigneter Weise eingebettetem Beryllium dieselbe Neutronenvervielfachung aufweisen wie ein stärker angereichertes Brennstoffelement.
Reaktoren wie CAIIDU, bei denen Schwerwassermoderation angewendet wird, sind aufgrund ihrer Eignung zur Verwendung von natürlichem Uran als Brennstoff attraktiv. Das für derartige D20-Reaktoren erforderliche Rastermaß ist jedoch gewöhnlich groß im Vergleich zu anderen Reaktortypen, was zu einem großen Kern und einem großen Bestand an kostspieligem Schwerwasser-Bremsstoff führt.
Bei einem Schwerwasserreaktor verursacht der D2G-Bestand einen bedeutenden Anteil des erforderlichen Kapitals.
Bei Leichtwasserreaktoren ist es wohlbekannt, daß nur angereicherte Uranbrennstoffe den Reaktor kritisch machen können. Wenn jedoch die Urananreicherung des Brennstoffes reduziert werden kann, ohne daß der gesamte Neutronenmultiplikationseffekt abgeschwächt wird, so wird dieser Reaktortyp bezüglich der Brennstoffkosten wirtschaftlicher als bei bisherigen Reaktoren.
Aufgabe der Erfindung ist es daher, ein Verfahren zur Ermöglichung von Einsparungen bei Kernreaktoren zu schaffen, durch das bei Schwerwasserreaktoren die erforderliche Menge schweren Wassers herabgesetzt werden kann bzw. durch das bei Leichtwasserreaktoren die VerrJenduns von wenic,er stark angereicherter Uran ermöglicht wird.
Diese Aufgabe wird durch ein Verfahren der eingangs genannten Art gelöst, das gemär; der Erfindung dadurch gekennzeichnet ist, daß wenigstens ein Beryllium enthaltender Stab in das Bünclel eingesetzt wird, wodurch das Rastermaß des sich ergebenden Brennstoffbündels reduziert werden kann, ohne daß der Neutronen-1'tultiplikationswert des Reaktors wesentlich beeinträchtigt wird.
Gemäß der Erfindung wird also ein leichtes Element, beispielsweise Beryllium (oder dessen Verbindungen), welches eine niedrige (n,2n)-Schwelle und extrem kleine Querschnitte für den Ein fang von schnellen und thermischen Neutronen bei gutem Neutronenabbremsvermögen aufweist, in Kernbrennstoffbündel eingehettet, um die schnellen Neutronen teilweise durch (n,2n)-P.eaktionen in dem Beryllium abzubremsen, bevor die Neutronen in den Moderatorbereich gelangen und dort zu thermischen Neutronen werden. Gleichzeitig wird für jede dieser Reaktionen ein zusätzliches Neutron gewonnen. Wegen des schnellen Effekts des Berylliums und wegen seiner vernachlässigbaren Einfanywirkung gegenüber schnellen und thermischen Neutronen kann also der Neutronen-Vervielfachunsfaktor eines Kernbrennstoffelements vergrößert werden durch Einsetzen von Berylliumstäben in das Brennstoffelement in geeigneter Weise. Da (n, 2n) -Reaktionen nur durch Neutronen induziert werden können, deren Energie nicht niedriger ist als die Schwelle, sollten die Berylliumstäbe an Stellungen innerhalb des Brennstoffbündels angeordnet werden, wo das Neutronenspektrum so liart wie möglich ist, so daß die schnellen Effekte wirkungsvoll ausgenutzt werden.
Weitere Merkmale und Zweckmäßigkeiten der Erfindung ergeben sich aus der Beschreibung von Ausführungsbeispielen anhand der Figuren. Von den Figuren zeigen: Fig. 1 eine in. Schnitt dargestellte Draufsicht eines typischen Brennstoffelements, welches in einem unter Druck stehenden Schwerwasserreaktor voll Typ Douglas Point (CANDU-PIIW) verwendet wird; Fig. 2 eine erfindungsgemäße Abwandlung des in Fig. 1 gezeig ten Brennstoffelements; Fig. 3 eine graphische Darstellung des Neutronen-Vervielfachungsfaktors in Abhängigkeit vom Rastermaß der Brennstoffelemente nach den Figuren 1 und 2 bei einem unter Druck stehenden Schwerwasserreaktor Von TYP Douglas Point (C1\NDU-PHW) Fig. 4 eine graphische Darstellung der Neutronen-Vervielfachungsfaktoren, wenn bei dem in Fig. 2 gezeigten Brennstoffelement das Kühlmittel D20 durch II20 ersetzt wird, wobei das Brennstoffelement einen rohrförmigen zentralen Lagerungsstab ohne Brennstoff aufweist (der Datenpunkt in Fig. 4), zur Similierung des Brennstoff~ elements, das in einem Leichtwasser-Seidereaktor vom Typ CANDU (CANDU-BLW) verwendet wircl Fig. 5 eine im Schnitt gezeigte Draufsicht eines Brennstoffelements, wie es bei einem anderen CANDU-PHW-Reaktor verwendet wird, nämlich der Pickering C-enerating Station, jedoch abgewandelt in übereinstimmung mit der Erfindung; Fig. 6 das Reaktionsvermögen des Brennstoffelements gemäß Fig. 5 im Vergleich zu demjenigen eines typischen Brennstoffelements für Schwerwasserreaktoren vom Typ Pickering Generating Station; Fig. 7 eine im Schnitt gezeigte Draufsicht eines erfindungsgemäßen Brennstoffelements für Leichtwasserreaktoren; und Fig. 8 eine graphische Darstellung des Reaktionsvermögens in Abhängigkeit von der Urananreicherung bei dem in Fig. 7 gezeigten Brennstoffelement, bei einem Rechteckraster von 9,5 cm.
In Figur 3 ist der Neutronen-Vervielfachungsfaktor in Abhängigkeit vom Rastermaß bzw. Gitterabstand dargestellt, wie er nach dem Monate Carlo-Code (HWCOR-SAFE) für ein typisches CANDU-Brennstoffelement mit 19 Stäben (Figur 1) berechnet wurde, welches in der Douglas Point Kernkraftwerkanlage in Kanada verwendet wird.
Bei dem ursprünglichen Douglas Point Brennstoffelement (Figur 1) sind alle 19 Stäbe aus natürlichem U02 mit Zirkonlegierung-2-Einfassung oder -Ummantelung hergestellt, mit einem Rastermaß oder -abstand von 22,86 cm. Bei dem erfindungsgemäßen Brennstoffelement mit einem berylliumhaltigen Stab (Figur 2) ist der mittlere Stab durch einen Berylliumstab derselben Größe mit Zirkonlegierung-2-Ummantelung ersetzt. Das Quadrat-Rastermaß des Brennstoffelements ist abgeändert. Die in Figur 3 gezeigten berechneten Ergebnisse zeigen, daß das erfindungsgemäße Brennstoffelement mit Berylliumeinbettung (Figur 2) bei einem Rastermaß von 22 cm etwa denselben Neutronen-Vervielfachungswert aufweist wie das ursprüngliche Douglas Point-Brennstoffelement (Figur 1).
Eine Reduzierung des Rastermaßes von 0,86 cm ist äquivalent einer neunprozentigen Einsparung der erforderlichen D20-Moderatormenge.
Als zweites (nicht dargestelltes) Beispiel für die Verwendung eines (n,2n)-Streuungselements in dem Schwerwasserreaktor-Brennstoff wird das Kühlmittel des genannten Brennstoffelements (von dem in Figur 1 gezeigten Typ) statt aus D20 aus H20 gebildet, und der mittlere Brennstoffstab wird ersetzt durch einen brennstoffreien rohrförmigen mittleren Lagerungsstab, wobei das Rastermaß des Brennstoffelements auf etwa 27 cm vergrößert wird, um ein CANDU-BLW-Brennstoffelement zu simulieren, wie es in der Gentilly-Kernkraftwerksanlage in Kanada verwendet wird. Die nach dem Monte Carlo-Verfahren berechneten Reaktionsvermögen für dieses Brennstoffelement mit bzw. ohne Ersetzen des mittleren rohrförmigen Befestigungsstabes durch einen Berylliumstab desselben Umfanges sind in Figur 4 gezeigt. Aus Figur 4 ist zu ersehen, daß durch Einsetzen eines Berylliumstabes in der Mitte des Brennstoffelements der Rasterabstand um etwa 2 cm verkleinert werden kann, ohne daß eine Schwächung der Reaktivität erfolgt! wodurch bei diesem Ausführungsbeispiel eine etwa 16,5-prozentige D20-Moderator-Einsparung entsteht.
In Figur 5 ist ein CANDU-Brennstoffelement mit 28 Stäben, wie es in der Pickering Generating-Anlage in Kanada verwendet wird, mit zwölf zusätzlichen Berylliumstäben gezeigt, die an den eingezeichneten Stellungen eingebettet sind. Aus den berechneten Ergebnissen für die Reaktivität, die in Figur 6 angegeben sind, ist zu ersehen, daß durch die Einbettung der zwölf Berylliumstäbe in dem Brennstoffelement das Rastermaß von den ursprünglichen 28,58 cm auf 27,4 cm verkleinert werden kann, ohne daß die Reaktivität des ursprünglichen Brennstoffelements ohne Berylliumeinbettung abgeschwächt wird. Dies ergibt wiederum eine etwa 9, 78-prozentige D20-Moderatoreinsparung.
Für Leichtwasserreaktoren kann zur Vereinfachung der Berechnungen durch das Monate Carlo-Verfahren ein konzentrisch angeordnetes Brennstoffelement verwendet werden. In Figur 7 ist ein Beispiel eines erfindungsgemäßen LWR (Leichtwasserreaktor)-Brennstoffelements mit darin eingesetzten Berylliumstäben dargestellt. Jedes Brennstoffelement besteht aus einem Bündel aus 19 angereicherten U02-Brennstoffstäben und 6 kleineren Berylliumstäben. Hier sind die Brennstoffstab-Abmessungen in der gleichen Weise gewählt wie bei einem typischen Siedewasserreaktor (DWR).
Zur Darstellung der Ergebnisse, die durch Einsetzen von Berylliumstäben in das in Figur 7 gezeigte Brennstoffelement erreicht werden können, wurden ReakttviLätsberechnungen Eür das Brennstoffelement mit Brennstoff von verschiedenen Uran-Anreicherungswerten durchgeführt, und die Ergebnisse sind in Figur 8 aufgezeichnet. Die für das Brennstoffelement gewählte Urananreicherung ohne die sechs Berylliumstäbe beträgt 1,95 Gewichtsprozent des 235u, was für einen Siedewasserreaktor typisch ist. Hier wurde bei den Monte Carlo-Berechnungen ein Quadrat-Rastermaß von 9,5 cm verwendet. Aus Figur 8 ist zu ersehen, daß der Uran-Anreicherungswert für ein Brennstoffelement mit Berylliumstäben, wie dies in Figur 7 gezeigt ist, um etwa 0,1 Gewichtsprozent im Vergleich zu Brennstoff ohne darin eingebettetes Beryllium reduziert werden kann und trotzdem denselben Neutronen-Vervielfachungsfaktor ergibt.
Die in den Figuren 1, 2, 5 und 7 gezeigten Brennstoffelemente wurden zwar anhand ihrer Bestandteile und Querschnittsansichten beschrieben, für den Fachmann ist es jedoch ersichtlich, daß Aufbau und Konstruktionseinzelheiten der Brennstoffelemente und der Reaktoren, in denen sie verwendet werden, ansonsten herkömmlich sind und dem Stand der Technik entsprechen.
In der vorstehenden Beschreibung wurden die Grundlagen, bevorzugte Ausführungsformen und die Funktionsweise der Erfindung beschrieben. Die Erfindung ist jedoch nicht auf die beschriebenen besonderen Ausführungsformen beschränkt; statt einschränkend sind diese vielmehr erläuternd.
L e e r s e i t e

Claims

Patentansprüche 1. Verfahren zur Ermöglichung von Kosteineinsparungen bei einem mit schweren Wasser noderierten Kernreaktor, in dem Membrennstoffstäbe in einem Ründel mit einem vorbestimmter Pasterabstand angeordnet sind c'adurcI gekennzeichnet, caß wenigstens ein Beryllium enthaltender Stab in das Bündel eingesetzt wird, wodurch das Rastermaß des sich ergebenden Brennstoffbundels reduziert werden kann, ohne daß der neutronen-Multiplikationswert des Reaktors wesentlich beeinträchtigt wird.
2. Verfahren nacb Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß die Kernbrennstoffstäbe in einem Bündel angeordner sind, das einen mittleren Stab und konzentrische Ringe aus Kernbrennstoffstäben aufweist, die nach außen hin angeordnet sind, und daß der mitt lere Brennstoffstab durch einen Beryllium enthaltenden Stab ersetzt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Beryllium enthaltender Stab in dem Bündel zwischen den RernbrennstoffstEben angeordnet wird.
4. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 - 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Beryllium enthaltende Stab in eine Metallumhüllung mit niedri gem Neutronen-Absorption sciuers clinitt einge -faßt ist.
5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennstoffbündel die aus Figur 2 hervorgehenden Abmessungen besitzt.
6. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennstoffbündel die aus Figur 5 hervorgehenden Abmessungen besitzt.
7. Verfahren zur Ermöglichung von KosteneinsparuIgen bei mit leichtem Wasser raoderierter Kernreaktoren, in denen Kernbrenn stoffstäbe in eilleni Bündel angeordnet sind und der Kernbrennstoff angereichertes Uran enthält, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens eir; Beyllium enthaltender Stab in das Bündel eingesetzt wird, wodurch der Anreicherungsgrad des Kernbrennstoffes reduziert werden kann, ohne den Neutronen-Multiplikationswert des Reaktors wesentlich zu beeinträchtigen.
8. Verfahren nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der wenigstens eine Beryllium enthaltende Stab in dem Bündel zwischen den Kernbrennstoffstäben angeordnet wird.
9. Verfahren nach Anspruch 7 oder 8, dadurch gekennzeichnet, daß der Beryllium enthaltende Stab in einer Metallkülle mit niedrigem Neutronen-Absorptionsquerschnitt eingefaßt wird.
10. Verfahren nach einem der Ansprüche 7 - 9, dadurch gekennzeichnet, daß das Bündel die aus Figur 7 hervorgehenden Abmessungen aufweist.
11. Verfahren zur Ermöglichung von Kosteneinsparungen bei mit schwerem oder leichtem Wasser moderierten Kernreaktoren, in denen Kernbrennstoffstäbe in Rastern in den Reaktoren angeordnet sind, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens ein Stab aus Beryllium oder einer Berylliumverbindung in den Rastern angeordnet wird, wodurch die Menge an Schwerwasser-Moderator in dem mit schwerem Wasser rnoderierten Kernreaktor reduziert werden kann bzw. der Anreicherungsgrad des Uranbrennstoffes in dem mit leichtem Wasser moderierten Kernreaktor herabgesetzt werden kann, olme den Neutronen-Multiplikationswert des Reaktors sL!iirbar zu verkleinern.
12. Verfahren zur Herabsetzung des Schwerwasserbestandes in mit schwerem Wasser moderierten Kernreaktoren bzw, zur Herabsetzung der Urananreicherung bei mit leichtem; tasser moderierten Kernreaktoren, welche Kernbrennstoffelemente enthalten, die in Form eines Rasters angeordnet sind, dadurch. gekennzeichnet, daß ein oder mehrere stäbe aus Beryllium oder als Berylliumverbindungen in das Brennstoffraster des Reaktors eingesetzt werden, ohne dap die Reaktivität der Reaktoren vermindert wird.