DE3436100A1

DE3436100A1 - Fuel-element bundle for a nuclear reactor

Info

Publication number: DE3436100A1
Application number: DE19843436100
Authority: DE
Inventors: Sture Kolbäck Helmersson
Original assignee: ASEA Atom AB
Current assignee: Westinghouse Electric Sweden AB
Priority date: 1983-10-12
Filing date: 1984-10-02
Publication date: 1985-05-02
Also published as: SE8305607D0; SE8305607L; JPS60227192A; SE439397B

Abstract

Fuel-element bundle for a nuclear reactor, containing a plurality of fuel rods (11) which are composed of fuel bodies with fertile material and fissionable material and of a circular-cylindrical fuel envelope, the said fuel-element bundle being arranged next to a control-rod position. According to the invention, the fuel-element bundle contains a plurality of fuel rods (11a-11l) which are located next to the control-rod position and which contain a smaller quantity of fertile material than the remaining or virtually all the remaining fuel rods of the fuel-element bundle and the outside diameter of which is equal to that of all the remaining or equal to that of virtually all the remaining fuel rods of the fuel-element bundle. As a result of the construction of the fuel rods according to the invention, a considerable lengthening of a reactor cycle, that is to say of the time between two necessary shutdowns for renewing the fuel, can be achieved. <IMAGE>

Description

Brennelementbündel für einen Kernreaktor Fuel assembly for a nuclear reactor

Die vorliegende Erfindung betrifft Brennelementbündel für einen Kernreaktor gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1.The present invention relates to fuel assemblies for a nuclear reactor according to the preamble of claim 1.

Der Kern eines Kernreaktors enthält normalerweise mehrere hundert Brennelementbündel. Jedes Brennelementbündel besteht aus mehreren Brennstäben. In Siedewasserreaktoren werden somit oft Brennelementbündel verwendet, die 8 x 8 Brennstäbe, manchmal 6 x 6, 7 x 7 oder 9 x 9 Brennstäbe enthalten. Jeder Brennstabl der normalerweise kreiszylindrisch ist, enthält eine große Anzahl Brennstofftabletten, die in einer Brennstoffhülle, die normalerweise aus einer Zirkoniumlegierung mit dem Handelsnamen Zirkaloy besteht, aufeinander gestapelt sind. Das Brennelementbündel ist in Siedewasserreaktoren von einem normalerweise aus Zirkaloy bestehenden Brennstoffkanal umschlossen. Räumlich neben jedem Brennelementbündel ist normalerweise ein Steuerstab einführbar.The core of a nuclear reactor usually contains several hundred Fuel assemblies. Each fuel assembly consists of several fuel rods. In Boiling water reactors are therefore often used fuel element bundles, the 8 x 8 fuel rods, sometimes contain 6 x 6, 7 x 7 or 9 x 9 fuel rods. Every fuel rod normally is circular cylindrical, contains a large number of fuel tablets in a Fuel shell, usually made from a zirconium alloy with the trade name Zirkaloy consists, are stacked on top of each other. The fuel bundle is in boiling water reactors enclosed by a fuel duct usually made of zircaloy. Spatially A control rod can normally be inserted next to each fuel assembly.

Steuerstäbe haben oft Absorberblätter, die im Querschnitt durch den Steuerstab ein rechtwinkliges Kreuz bilden. Die Steuerstäbe in den verschiedenen Positionen sind während des Betriebs des Reaktors unterschiedlich weit in der Kern eingeführt.Control rods often have absorber blades that are in cross-section through the Form a right-angled cross on the control rod. The control rods in the various Positions are during the Operation of the reactor different widely introduced to the core.

Normalerweise wird Urandioxyd als Brennstoff verwendet. Das Uran besteht aus U 238, das im wesentlichen ein brütbares Material ist, mit ein paar Gewichtsprozent U 235, das ein spaltbares Material ist. Aus U 238 werden durch Einfangen schneller Neutronen Pu 239 und Pu 241 gebildet, die beide spaltbare Materialen sind.Usually uranium dioxide is used as fuel. The uranium exists made of U 238, which is essentially an incubable material, with a few percent by weight U 235, which is a fissile material. U 238 becomes faster through capture Neutrons Pu 239 and Pu 241 are formed, both of which are fissile materials.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde einen Brennelementbündel der eingangs genannten Art zu entwickeln, durch welchen die Zyklus länge für einen Reaktor erheblich vergrößert werden kann. Unter Zyklus länge wird die Zeit zwischen zwei Brennstofferneuerungen verstanden. Die Zyklus länge wird gewöhnlich angegeben in der entnommenen spezifischen Energie MWd/tU.The invention is based on the object of a fuel assembly of the type mentioned to develop, through which the cycle length for a Reactor can be enlarged considerably. The time between understood two fuel renewals. The cycle length is usually specified in the extracted specific energy MWd / tU.

Zur Lösung dieser Aufgabe wird ein Brennelementbündel gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1 vorgeschlagen, welcher erfindungsgemäß die im kennzeichnenden Teil des Anspruches 1 genannten Merkmale hat.To solve this problem, a fuel assembly according to the preamble of claim 1 proposed, which according to the invention in the characterizing part of claim 1 has the features mentioned.

Vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung sind in den weiteren Ansprüchen genannt.Advantageous refinements of the invention are set out in the further claims called.

Die Erfindung gründet sich auf die Erkenntnis, daß die Zyklus länge für einen Reaktor erheblich verlängert werden kann, wenn eine Anzahl der neben den Steuerstabpositionen liegender Brennstäbe mit einer kleineren Menge an brütbarem Material als die übrigen Brennstäbe des Brennelementbündels und mit demselben Außendurchmesser wie die übrigen Brennstäbe des Brennelementbündels versehen wird. Es ist dann nämlich möglich, eine genügende Menge an neuem Brennstoff mit ausreichender Anreicherung an spaltbarem Material in dem Reaktor für eine längere Betriebsperiode anzuwenden, ohne daß ein zu hoher interner Leistungsformfaktor (uobienX aus dem maximalen örtlichen Wert der Leistung zum Durchschnittswert der Leistung in einem horizontalen Schnitt durch das Brennelementbündel) mit einer damit verbundenen Schädigungsgefahr für die Brennstäbe auftritt, wenn die Steuerstäbe am Ende der Betriebsperiode aus dem Kern herausgezogen werden.The invention is based on the knowledge that the cycle is long for a reactor can be extended considerably if a number of in addition to the Control rod positions of lying fuel rods with a smaller amount of hatchable Material than the other fuel rods of the fuel assembly and with the same outer diameter how the remaining fuel rods of the fuel assembly is provided. Because then it is possible a sufficient amount of new fuel with sufficient enrichment use of fissile material in the reactor for a longer period of operation, without that too high an internal power form factor (uobienX aus the maximum local value of the power to the average value of the power in a horizontal section through the fuel bundle) with an associated Risk of damage to the fuel rods occurs when the control rods at the end of the Operating period can be pulled out of the core.

Der Grund hierfür liegt darin, daß die geringere Menge an brütbarem Material in den genannten Brennstäbe dort, wo das genannte spaltbare Material durch die naheliegenden Steuerstäbe gegen einen Abbrand geschützt wird, eine geringere Produktion von spaltbarem Material stattfindet, so daß der Reaktor während einer längeren Zeit in Betrieb bleiben kann, bevor der interne Leistungsformfaktor beim Herausziehen der Steuerstäbe aus dem Kern unzulässig hoch wird. Es ist gleichzeitig wichtig, daß die Flußverteilung des Kühlmediums in jedem Brennelementbündel beibehalten werden kann im Hinblick auf die akkumulierte Erfahrung, die man von ihr besitzt. Dies wird dadurch erreicht, daß die Brennstäbe mit einer reduzierten Menge an brütbarem Material denselben Außendurchmesser haben wie die entsprechenden Stäbe mit einer normalen Menge an brütbarem Material.The reason for this is that the lower amount of breeding Material in said fuel rods where said fissile material passes through the nearby control rods is protected against burn-off, a lower one Production of fissile material takes place, so that the reactor during a can remain in operation for a longer period of time before the internal power form factor occurs Pulling the control rods out of the core becomes unacceptably high. It is at the same time It is important that the flow distribution of the cooling medium is maintained in each fuel bundle can be in terms of the accumulated experience one has of it. This is achieved by using the fuel rods with a reduced amount of incubable Material have the same outside diameter as the corresponding rods with a normal amount of breeding material.

Die Menge an brütbarem Material in den Brennstäbe mit der kleineren Menge an brütbarem Material in dem Brennelementbündel beträgt vorzugsweise 50 - 85 % des Volumens der in den übrigen Brennstäben des Brennelementbündels enthaltenen Menge an brütbarem Material.The amount of hatchable material in the fuel rods with the smaller The amount of incubable material in the fuel assembly is preferably 50 - 85% of the volume contained in the remaining fuel rods of the fuel assembly Amount of breeding material.

Gemäß einer Ausführungsform der Erfindung enthalten die Brennstäbe mit der kleineren Menge brütbaren Materials Brennstoffkörper mit einem zentralen Teil, der keinen Brennstoff enthält. Die geometrische Form des zentralen Teils ist nicht kritisch. Es empfiehlt sich jedoch, den genannten zentralen Teil als zentrales axiales Loch auszubilden, das koaxial zum Brennstab angeordnet ist, da dies hinsichtlich der Wärmeleitung vorteilhaft ist. Der zentrale Teil des Brennstoffkörpers kann mit Vorteil mit einem neutronenphysikalisch inerten Material ausgefüllt sein, welches mit dem Brennstoff bei dessen Betriebstemperatur oder mit dem Wasser nicht chemisch reagiert, falls in der Hülle des Brennstabes ein Leck auftritt. Es kann sich um ein keramisches Material handeln, zweckmäßig ein Oxyd, ZrO2, Al203, TiO2 oder Sir2. Durch die Anbringung eines solchen Materials in dem zentralen Teil wird verhindert, daß Bestandteile des Brennstoffkörpers in den zentralen Teil fallen, was die Leistungsverteilung im Reaktor und die Temperaturverteilung im Brennstab unzulässig verändern könnte. Außerdem wird verhindert, daß der zentrale Teil eines Brennstoffkörpers bei beschädigtem Brennstab mit Wasser volläuft, was bei der Erhitzung des Brennstabes ein Sicherheitsproblem sein kann.According to one embodiment of the invention, the fuel rods contain with the smaller amount of incubable material fuel body with a central Part that does not contain fuel. The geometric shape of the central part is not critical. However, it is advisable to use the aforementioned central part as the central to form axial hole, which is arranged coaxially to the fuel rod, as this in terms of conduction is advantageous. Of the central part of the fuel body can advantageously be filled with a neutron-physically inert material, which with the fuel at its operating temperature or with the water not reacts chemically if a leak occurs in the cladding of the fuel rod. It can be a ceramic material, expediently an oxide, ZrO2, Al203, TiO2 or Sir2. By attaching such a material in the central part becomes prevents components of the fuel body from falling into the central part, what the power distribution in the reactor and the temperature distribution in the fuel rod could change impermissibly. It also prevents the central part of a The fuel body fills with water when the fuel rod is damaged, which occurs when it is heated of the fuel rod can be a safety problem.

Gemäß einer anderen Ausführungsform der Erfindung werden die Brennstäbe mit der kleineren Menge brütbaren Materials mit Brennstoffhüllen versehen, die eine größere Wanddicke als die übrigen oder nahezu alle übrigen Brennstäbe des Brennelementbündels haben. Die Brennstäbe mit der kleineren Menge brütbaren Materials haben dann eine Brennstoffhülle mit kleinerem Innendurchmesser und enthalten eine geringere Menge Brennstoff als die übrigen Brennstäbe des Brennelementbündels.According to another embodiment of the invention, the fuel rods with the smaller amount of incubable material provided with fuel jackets, the one greater wall thickness than the remaining or almost all remaining fuel rods of the fuel assembly to have. The fuel rods with the smaller amount of incubable material then have one Fuel shell with smaller inner diameter and contain a smaller amount Fuel than the rest of the fuel rods in the fuel bundle.

Gemäß einer weiteren Ausführungsform der Erfindung werden für die Brennstäbe mit der kleineren Menge brütbaren Materials Brennstoffkörper verwendet, in deren Brennstoff ein neutronenphysikalisch inertes Material verteilt angeordnet ist. Das inerte Material kann aus einem oder mehreren der früher als Beispiel genannten neutronenphysikalisch inerten Materialien bestehen, und zwar in Form von größeren oder kleineren Partikeln, die bei der normalerweise Press-und Sintervorgänge umfassenden Herstellung der Brennstoffkörper mit dem pulverförmigen Brennstoff gemischt werden.According to a further embodiment of the invention for the Fuel rods with the smaller amount of incubable material fuel bodies used, a neutron-physically inert material is distributed in the fuel is. The inert material can be one or more of those exemplified earlier Neutron-physically inert materials exist, in the form of larger ones or smaller particles that are normally involved in the pressing and sintering processes Preparation of the fuel body to be mixed with the powdered fuel.

Um den Reaktor mit längeren Zyklen betreiben"iir 9gniwnU wird der Einsatz an spaltbarem Material beim Start jedes Zyklusses vorzugsweise wesentlich erhöht. Dies wird dadurch erreicht, daß die Anreicherung des frischen Brennstoffes erhöht wird, und/oder dadurch, daß der Anteil an ausgetauschtem Brennstoff erhöht wird. Unter "längeren Zyklen" wird hier eine Energieentnahme von mehr als 10 000 MWd/tU verstanden, was ungefähr einer Betriebszeit von 1,5 Jahren für Reaktoren mit normalen Leistungsdichten entspricht. In einem Siedewasserreaktor mit Urandioxyd als Brennstoff1tst es dann erforderlich, daß die mittlere Anreicherung an spaltbarem Material U 235, eventuell auch Pu 239 und Pu 241, in dem frischen Brennstoff beim Start des Zyklusses zweckmäßigerweise bei mindestens 3,2 % und vorzugsweise bei mindestens 3,4 % des Anfangsgewichtes von Uran in dem Urandioxyd liegt. Die Menge frischen Brennstoffes in dem Reaktor beträgt beim Start jedes Zyklusses zweckmäßigerweise mindestens 30 % und vorzugsweise mindestens 35 % der Menge des gesamten Brennstoffes.In order to operate the reactor with longer cycles, the Use of fissile material at the start of each cycle, preferably substantial elevated. This is achieved by enriching the fresh fuel is increased, and / or in that the proportion of exchanged fuel is increased will. "Longer cycles" here mean an energy consumption of more than 10,000 MWd / tU understood, which is roughly an operating time of 1.5 years for reactors with normal power densities. In a boiling water reactor with uranium dioxide as a fuel it is then necessary that the medium enrichment of fissile Material U 235, possibly also Pu 239 and Pu 241, in the fresh fuel at Start of the cycle expediently at at least 3.2% and preferably at at least 3.4% of the initial weight of uranium is in the uranium dioxide. The amount fresh fuel in the reactor is expediently at the start of each cycle at least 30% and preferably at least 35% of the amount of the total fuel.

Die Anreicherung an spaltbarem Material im Brennstoff der Brennstoffkörpern für die Brennstäbe mit der kleineren Menge brütbaren Materials wird vorzugsweise erhöht, um die Menge spaltbaren Materials zu kompensieren, die normalerweise zu einer Brennstoffmenge gehört haben würde, die dem Unterschied entspricht zwischen der normalerweise verwendeten Menge und der gemäß der Erfindung verwendeten kleineren Menge in den betreffenden Brennstoffkörpern.The accumulation of fissile material in the fuel of the fuel bodies for the fuel rods with the smaller amount of incubable material is preferred increased to compensate for the amount of fissile material that would normally be increased would have heard an amount of fuel equal to the difference between the amount normally used and the smaller one used according to the invention Amount in the relevant fuel bodies.

Vorzugsweise werden zumindest die Brennelementbündel, die neben Steuerstäben liegen, die beim Betreib des Reaktors lange Zeit, beispielsweise länger als ein Jahr, in den Kern eingeschoben sind, mit Brennstäben versehen, deren Brennstoff eine kleinere Menge brütbaren Materials enthält als der Brennstoff der übrigen oder nahezu alle übrigen 1) ,d.h. mit U 238 als brütbarem Material, ç sr v v I v U Brennstäbe des Brennelementbündels. Bei der Verwendung von Steuerstäben mit kreuzförmigen Absorberblättern sind zweckmäßigerweise zumindest der Brennstab, der am dichtesten am Zentrum des Kreuzes liegt, und vorzugsweise auch zumindest die Brennstäbe, die zentral neben dem erstgenannten Brennstab liegen, mit Brennstoff versehen, der eine kleinere Menge brütbaren Materials enthält als die übrigen oder nahezu alle übrigen Brennstäbe des Bündels. Die Anzahl der Brennstäbe, die mit Brennstoff mit geringerer Menge brütbaren Materials versehen werden, beträgt höchstens 30 % der Gesamtzahl der Brennstäbe des Brennelementbündels.Preferably, at least the fuel bundles, next to control rods that are long, for example longer than one, when operating the reactor Year, inserted into the core, provided with fuel rods, their fuel contains a smaller amount of breeding material than the fuel of the remaining or almost all other 1), i.e. with U 238 as the breeding material, ç sr v v I v U fuel rods of the fuel assembly. When using control rods with cross-shaped absorber blades are expediently at least the fuel rod, closest, and preferably at least, to the center of the cross the fuel rods, which are centrally located next to the first-mentioned fuel rod, with fuel provided that contains a smaller amount of breeding material than the rest or almost all of the remaining fuel rods in the bundle. The number of fuel rods that are filled with fuel are provided with a smaller amount of incubable material, is a maximum of 30% the total number of fuel rods in the fuel bundle.

Anhand der in den Figuren gezeigten Ausführungsbeispiele soll die Erfindung näher erläutert werden. Es zeigen Figur 1 einen Teil eines horizontalen Schnittes durch einen Reaktorkern für einen leichtwassermoderierten Siedereaktor, Figur 2 und 3 einen Teil eines am dichtesten an einem Steuerstab liegenden Brennstabes in einem Brennelementbündel in zwei alternativen Ausführungsformen, Figur 4 ein Brennelementbündel, bei dem der Anfangsgehalt an spaltbarem Material, bestehend aus U 235, für jeden Brennstab angegeben ist, Figur 5 das Brennelementbündel gemäß Figur 4 nach einem Abbrand von 22 000 MWd/tU mit Angabe der Gehalte an spaltbarem Material in Form von U 235 und in Form der Gesamtmenge aus Pu 239 und Pu 241 für jeden Brennstab, Figur 6 dasselbe Brennelementbündel nach einem Abbrand von weiteren 12 000 MWd/tU mit gleicher Angabe der Gehalte an spaltbarem Material wie in Figur 5.Based on the exemplary embodiments shown in the figures, the Invention will be explained in more detail. FIG. 1 shows a part of a horizontal one Section through a reactor core for a light water moderated boiler reactor, FIGS. 2 and 3 show part of a fuel rod lying closest to a control rod in a fuel assembly in two alternative embodiments, Figure 4 a Fuel bundle, in which the initial content of fissile material, consists from U 235, is given for each fuel rod, Figure 5 shows the fuel assembly according to FIG. 4 after a burn-up of 22,000 MWd / tU with details of the fissile content Material in the form of U 235 and in the form of the total of Pu 239 and Pu 241 for each fuel rod, FIG. 6 the same fuel assembly after a further burn-up 12,000 MWd / tU with the same information on the content of fissile material as in the figure 5.

Figur 1 zeigt einen kleinen Teil eines horizontaSen Scfini%-tes durch einen Reaktorkern für einen Siedewasserreaktor mit vertikalen Brennelementbündeln. Der Schnitt enthält neun ganze Brennelementbündel 10. Die Gesamtzahl der Brennelementbündel in einem ganzen Querschnitt beträgt mehrere hundert. Jedes Brennelementbündel, zum Beispiel 10a, enthält 64 Brennstäbe 11, die in einem quadratsichen Gitter angeordnet sind. Das Brennelementbündel ist in einen Brennstoffkanal 12 aus Zirkaloy 4 mit quadratischem Querschnitt eingeschlossen. Die Stäbe werden von nicht dargestellten Abstandshaltern in ihrer Lage gehalten, die in gleichen Abständen zwischen ebenfalls nicht dargestellten oberen und unteren Gitterplatten im Brennelementbündel angeordnet sind.Figure 1 shows a small part of a horizontal line through a reactor core for a boiling water reactor with vertical fuel bundles. The section contains nine entire fuel bundles 10. The total number of fuel bundles in a whole cross-section is several hundred. Each fuel bundle, for Example 10a contains 64 fuel rods 11 arranged in a square grid are. The fuel assembly is in a fuel channel 12 made of zircaloy 4 with square cross-section included. The bars are not shown Spacers held in place, equidistant between them as well not shown upper and lower tie plates arranged in the fuel bundle are.

Jeder Brennstab besteht aus einer Brennstoffhülle aus Zirkaloy 2 und einer großen Anzahl kreiszylindrischer Tabletten aus Urandioxyd als Brennstoff, die aufeinander gestapelt und in der Brennstoffhülle 13 eingekapselt sind.Each fuel rod consists of a fuel cladding made from Zircaloy 2 and a large number of circular-cylindrical tablets made of uranium dioxide as fuel, which are stacked on top of one another and encapsulated in the fuel shell 13.

Die Räume 14 zwischen den Brennstäbe in dem Brennstoffkanal werden von Kühlmedium durchströmt, das in dem beschriebenen Ausführungsbeispiel leichtes Wasser ist. Die Spalte 15a und 15b zwischen den Brennelementbündeln werden auch von Kühlmedium derselben Art durchströmt wie die vorgenannten Räume 14. Die Spalte 15b, in welche Steuerstäbe 16 eingeführt werden können, sind breiter als die Spalte 15a, in denen keine Steuerstäbe vorhanden sind. Der Querschnitt enthält auch Neutronenquellen 1 7 sowie Neutronendetektoren 1 8. Einer oder mehrere der Brennstäbe kann/können gegen einen bzw. mehrere nicht energieproduzierende Stab/Stäbe ausgetauscht sein. Somit könnte z.B. der Stab 19 gegen einen massiven oder wassergefüllten Stab aus Zirkaloy 2 ausgetauscht sein. Die Brennstäbe 20, 21, 22 und 23 sind tragende Brennstäbe, die an den oberen und unteren Gitterplatten der Brennelementbündel verankert sind. Die Steuerstäbe 16 haben Absorberblätter 24, 25, 26 und 27, die ein rechtwinkliges Kreuz im Querschnitt bilden. Das Zentrum des Steuerstabkreuzes ist mit 28 bezeichnet.The spaces 14 between the fuel rods are in the fuel channel flowed through by cooling medium, which is easy in the embodiment described Water is. The gaps 15a and 15b between the fuel bundles are also of the same type of cooling medium flowing through it as the aforementioned spaces 14. The column 15b, into which control rods 16 can be inserted, are wider than the gaps 15a, in which there are no control rods. The cross-section also contains neutron sources 1 7 and neutron detectors 1 8. One or more of the fuel rods can be exchanged for one or more non-energy-producing rod (s). Thus, for example, the rod 19 could oppose a solid or water-filled rod Zirkaloy 2 must be replaced. The fuel rods 20, 21, 22 and 23 are load-bearing fuel rods, which are anchored to the upper and lower tie plates of the fuel bundle. The control rods 16 have absorber blades 24, 25, 26 and 27, which have a right-angled cross form in cross section. The center of the control rod cross is denoted by 28.

Die am dichtesten an dem Steuerstab 16a mit den Steuerstabblättern 24a - 27a liegenden Brennstäbe 11a - 111 enthalten gemäß einer Ausführungsform der Erfindung Tabletten 29 mit einem zentralen zylindrischen Loch 30. Diese Ausführungsform zeigt Figur 2, in der die Brennstoffhülle 13 im Querschnitt und die Tablette perspektivisch dargestellt ist. Der Außendurchmesser der Tablette beträgt 10 mm und die Höhe 11 mm.The closest to the control stick 16a with the control stick blades 24a-27a contain lying fuel rods 11a-111 according to one embodiment of FIG Invention tablets 29 with a central cylindrical hole 30. This embodiment FIG. 2 shows the fuel casing 13 in cross section and the tablet in perspective is shown. The outside diameter of the tablet is 10 mm and the height 11 mm.

Das Spiel 31 zwischen der Tablette und der Innenwand der Brennstoffhülle beträgt 0,1 mm und die Wanddicke der Brennstoffhülle 0,8 mm. Die Tabletten in den übrigen Brennstäbe 11 des Brennelementbündels enthalten kein solches Loch, haben im übrigen jedoch dieselbe Form und dieselbe Größe wie die Tabletten 29. Bei den letztgenannten Brennstäbe beträgt auch die Wanddicke der Brennstoffhülle 13 0,8 mm.The game 31 between the tablet and the inner wall of the fuel envelope is 0.1 mm and the wall thickness of the fuel cladding is 0.8 mm. The tablets in the other fuel rods 11 of the fuel assembly do not contain such a hole but otherwise the same shape and size as the tablets 29. In the The latter fuel rods are also the wall thickness of the fuel cladding 13 0.8 mm.

Bei der in Figur 3 gezeigten alternativen Ausführungsform der Brennstäbe 11a - 111 kann die Tablette 29, die kein Loch hat, einen Durchmesser von 8,4 mm und eine Höhe von 11 mm haben. Das Spiel 31 kann 0,1 mm betragen, und die Brennstoffhülle 13 kann eine Wanddicke von 1,6 mm haben. Die Tabletten der übrigen Brennstäbe 11 des Brennelementbündels haben einen Durchmesser von 10 mm und eine Höhe von 11 mm, das Spiel 31 beträgt von 0,1 mm, und die Brennstoffhülle 13 hat eine Wanddicke von 0,8 mm.In the alternative embodiment of the fuel rods shown in FIG 11a-111, the tablet 29, which does not have a hole, can have a diameter of 8.4 mm and have a height of 11 mm. The game 31 can be 0.1 mm, and the fuel envelope 13 can have a wall thickness of 1.6 mm. The tablets of the remaining fuel rods 11 of the fuel assembly have a diameter of 10 mm and a height of 11 mm, the game 31 is 0.1 mm, and the fuel shell 13 has a wall thickness of 0.8 mm.

Der Abstand der Brennstäbe untereinander wird vor allem durch die reaktorphysikalischen Forderungen hinsichtlich einer optimalen Neutronenökonomie und der neutronenmultiplizierenden Eigenschaften des Kerns bestimmt. Bei der Wahl des Stababstandes wird auch Rücksicht auf die Wirkung des zusätzlichen Wassers in den Spalten zwischen den Brennelementbündeln genommen, was für die örtliche Variation des Neutronenflusses von großer Bedeutung ist. Dieses Wasser bewirkt einen örtlich erhöhten Neutronenfluß, so daß die an den Wasserspalten liegenden Brennstäbe stärker als andere Brennstäbe belastet werden. Um die Leistungsverteilung in dem Brennelementbündel so weit wie möglich auszugleichen, werden Brennstäbe mit unterschiedlicher Anreicherung an spaltbarem Material, in dem beschriebenen Fall U 235, in verschiedenen Positionen des Brennelementbündels verwendet.The distance between the fuel rods is mainly determined by the reactor physical requirements with regard to an optimal neutron economy and the neutron multiplying properties of the nucleus. When choosing the rod spacing also takes into account the effect of the additional water in the gaps between the fuel bundles, which is the reason for the local variation of Neutron flux is of great importance. This water causes a locally increased neutron flux, so that those lying at the water gaps Fuel rods are loaded more heavily than other fuel rods. About the power distribution To balance as much as possible in the fuel bundle, fuel rods are using different enrichment of fissile material, in the case described U 235, used in different positions of the fuel assembly.

Dies ist normalerweise ausreichend, nicht jedoch in dem folgenden Fall. Wenn ein Steuerstab lange Zeit neben dem Brennelementbündel eingeschoben ist, wird das spaltbare Material in den am dichtesten am Steuerstab liegenden Stäben gegen Abbrand geschützt. Gleichzeitig wird die Neubildung von spaltbarem Material aus dem brütbaren Material nicht in demselben Maße verhindert. Dies würde zu einer allmählichen Anhäufung von spaltbarem Material führen, was unzulässige Belastungen mit sich führt, wenn der Steuerstabs schließlich herausgezogen wird. Die Reduktion an spaltbarem Material begrenzt dies im gewünschten Maße.This is usually sufficient, but not in the following Case. If a control rod is inserted next to the fuel assembly for a long time, becomes the fissile material in the rods closest to the control rod protected against burn-off. At the same time, the formation of new fissile material from the breeding material is not prevented to the same extent. This would become a gradual accumulation of fissile material, causing undue stresses with it when the control rod is finally withdrawn. The reduction this limits the amount of fissile material to the desired extent.

Figur 4 zeigt ein Beispiel eines Brennelementbündels 10a, wobei die Anfangsgehalte an U 235 in den einzelnen Brennstäben angegeben sind, ausgedrückt in Prozent des Anfangsgewichtes Uran im Brennstoff -(Urandioxyd). (Diese Definition gilt auch für die übrigen in dieser Anmeldung enthaltenen Prozentangaben für die Anreicherung.) Um die Figur übersichtlicher zu gestalten, sind die Brennstäbe selbst nicht dargestellt, sondern nur deren Anreicherungsgehalt. Die Durchschnittsanreicherung liegt bei 3,64 %. Sieben verschiedene Anreicherungsgehalte, nämlich 1,98 %, 2,22 %, 2,78 %, 3,05%, 3,81 % und 3,98 %, werden bei der Zusammensetzung des Brennelementbündels verwendet. Die Brennstäbe 11a-11l haben Tabletten mit einem zentralen Loch, so wie es in Figur 2 gezeigt ist.Figure 4 shows an example of a fuel assembly 10a, wherein the Initial contents of U 235 in the individual fuel rods are expressed as a percentage of the initial weight of uranium in the fuel - (uranium dioxide). (This definition also applies to the other percentages contained in this application for the Enrichment.) To make the figure clearer, the fuel rods themselves are not shown, only their enrichment content. The average enrichment is 3.64%. Seven different enrichment levels, namely 1.98%, 2.22 %, 2.78%, 3.05%, 3.81% and 3.98% are used in the assembly of the fuel bundle used. The fuel rods 11a-11l have tablets with a central hole, such as it is shown in FIG.

Figur 5 zeigt dasselbe Brennelementbündel nach einer Energieentnahme von 22 000 MWd/tU, was einer Betriebszeit von ca. 4 Jahren entspricht. Die obere, mit 32 bezeichnete Zahl in jedem Feld nennt den Anreicherungsgehalt an U 235 in Prozent und die untere, mit 33 bezeichnete Zahl nennt den gesamten Anreicherungsgehalt an Pu 239 und Pu 241 in Prozent für jeden Brennstab des Brennelementbündel. Das Plutonium ist während des Betriebs durch das Einfangen schneller Neutronen im U 238 gebildet worden. Der oben erwähnte höhere Neutronenfluß und die damit verbundene höhere Leistungsentwicklung in den Stäben an den Wasserspalten 15a und 15b hat, wie man sieht, bewirkt, daß das spaltbare Material, im wesentlichen U 235, Pu 239 und Pu 241, hier schneller als in den zentralen Bereichen des Brennelementbündels verbraucht wurde. Dies verstärkt mit der Zeit die anfangs vorhandene Anreicherungsverteilung, und die Leistungsentwicklung in dem Brennelementbündel wird gleichmäßiger, was im Prinzip von Vorteil ist. Der mittlere Gehalt an U 235, der anfangs bei 3,64 % gelegen hat, ist auf 1,63 % gesunken, und der mittlere Gehalt der gesamten Menge Pu 239 (0,47 %) und Pu 241 (0,06 %) liegt bei 0,53 %. Die Spaltung eines U 235-Kernes und eines Pu-Kernes ergibt ungefähr denselben Energiegewinn. Die Menge spaltbaren Materials ist also auf ungefähr 60 % der anfänglichen Menge reduziert worden. Das zurückgebliebene spaltbare Material ist auch in anderer Weise auf die Brennstäbe des Brennelementbündels verteilt worden.Figure 5 shows the same fuel assembly after an energy extraction of 22,000 MWd / tU, which corresponds to an operating time of approx. 4 years. The upper, The number marked with 32 in each field indicates the enrichment content of U 235 in Percent and the lower number marked 33 gives the total enrichment content at Pu 239 and Pu 241 as a percentage for each fuel rod of the fuel assembly. That Plutonium is in the U during operation by capturing fast neutrons 238 has been formed. The above-mentioned higher neutron flux and the associated one has higher power development in the bars at the water gaps 15a and 15b, as can be seen, causes the fissile material, essentially U 235, Pu 239 and Pu 241, here faster than in the central areas of the fuel assembly was consumed. Over time, this strengthens the initially existing enrichment distribution, and the power development in the fuel bundle becomes more even, which is im Principle is advantageous. The mean content of U 235, which was initially 3.64% has decreased to 1.63%, and the mean content of the total amount of Pu 239 (0.47%) and Pu 241 (0.06%) is 0.53%. The cleavage of a U 235 core and a Pu core gives roughly the same energy gain. The amount of fissile material has thus been reduced to about 60% of the initial amount. The left behind Fissile material is also applied in other ways to the fuel rods of the fuel bundle been distributed.

Bei einem Abbrand in dem Intervall von 14 000 - 30 000 MWd/tU wird oft ein Steuerstab neben dem Brennelementbündel plaziert. In diesem Beispiel findet dies bei 22 000 MWd/tU statt. Nach weiteren 12 000 MWd/tU, also bei dem Abbrand von 34 000 MWd/tU, ist der mittlere Gehalt an U 235 auf 1,00 % gesunken, während der mittlere Gehalt der Gesamtmenge von Pu 239 (0,66 %) und Pu 241 (0,13 %) auf 0,79 % gestiegen ist.With a burn in the interval of 14,000 - 30,000 MWd / tU often a control rod is placed next to the fuel bundle. In this example, this takes place at 22,000 MWd / tU. After a further 12,000 MWd / tU, i.e. during the burn-up from 34,000 MWd / tU, the mean content of U 235 has fallen to 1.00%, while the mean content of the total amount of Pu 239 (0.66%) and Pu 241 (0.13%) 0.79%.

Vor der letzteren Abbrandperiode mit Steuerstab hatten die am meisten beeinflußten Brennstäbe 11a, 11b und 11g einen Anreicherungsgehalt an U 235 von 0,32 %, bzw. 0,56 %, bzw.Before the latter burn-up period with a control rod, they had the most influenced fuel rods 11a, 11b and 11g an enrichment content of U 235 of 0.32%, or 0.56%, or

0,56 % und einen gesamten Anreicherungsgehalt an Pu 239 und Pu 241 von 0,42 % bzw. 0,43 %, bzw. 0,43 %. Nach der letzten Abbrandperiode (bei 34 000 MWd/tU) beträgt gemäß Figur 6 der Anreicherungsgehalt an U 235 0,21 %, bzw. 0,38 %, bzw. 0,38 % und der Gesamtgehalt an Pu 239 und Pu 241 0,83 %, bzw.0.56% and a total enrichment content of Pu 239 and Pu 241 of 0.42% or 0.43%, or 0.43%. After the last burn-up period (at 34,000 MWd / tU) according to FIG. 6, the enrichment content of U 235 is 0.21% or 0.38 %, or 0.38% and the total content of Pu 239 and Pu 241 0.83%, or

0,82, bzw. 0,82 %.0.82 and 0.82%, respectively.

Wenn die Brennstäbe 11a-11l bei der Ausführungsform nach Figur 2 aus Tabletten ohne reduzierte Menge an spaltbarem Material, jedoch mit beibehaltener Menge an U 235 insgesamt, hergestellt worden wären, was einem Anreicherungsgehalt von 3,50 % entsprechen würde, so hätten beispielsweise die Brennstäbe 11a, 11b und 11g nach dem Abbrand von 34 000 MWd/tU einen Anreicherungsgehalt an U 235 von 0,14 %, bzw.When the fuel rods 11a-11l in the embodiment according to FIG Tablets with no reduced amount of fissile material, but retained Amount of U 235 in total, would have been produced, resulting in an enrichment content of 3.50%, for example, the fuel rods 11a, 11b and 11g, after the burn-up of 34,000 MWd / tU, an enrichment content of U 235 of 0.14 %, respectively.

0,35 %, bzw. 0,35 % und einen gesamten Anreicherungsgehalt an Pu 239 und Pu 241 von 0,82 %, bzw. 0,83 % bzw. 0,83 % gehabt. Dadurch, daß die Brennstoffkörper in den Brennstäben 11a-11l mit einer reduzierten Menge an spaltbarem Material in der genannten Art ausgeführt wurden, erzielt man einen internen Leistungsformfaktor von 1,24, wenn der Steuerstab aus dem Kern herausgezogen wird. Ohne Reduktion würde der genannte Faktor 1,50 betragen. Dasselbe Resultat erhält man bei entsprechender Verwendung von Brennstofftabletten gemäß Figur 3 an den Brennstäben 11a-11l.0.35% or 0.35% and a total enrichment content of Pu 239 and Pu 241 of 0.82%, 0.83% and 0.83%, respectively. By the fact that the fuel body in the fuel rods 11a-11l with a reduced amount of fissile material in of the type mentioned, an internal power form factor is achieved of 1.24 when the control rod is withdrawn from the core. Without reduction it would the mentioned factor is 1.50. The same result is obtained with the corresponding one Use of fuel pellets according to FIG. 3 on the fuel rods 11a-11l.

Ohne die Erfindung ist die Zyklus länge aus Formfaktorgründen auf höchstens 9 000 - 10 000 MWd/tU beschränkt, was einer Betriebszeit von ungefähr 1,5 Jahren für Reaktoren mit normalen Leistungsdichten entspricht. Durch die Erfindung kann diese Beschränkung ganz beseitigt und die Zyklus länge wesentlich erhöht werden. In den als Beispiel gezeigten Fällen wird die Zyklus länge auf in erster Linie 2 Jahre erhöht.Without the invention, the cycle length is increased for form factor reasons limited to a maximum of 9,000-10,000 MWd / tU, which is an operating time of approximately 1.5 years for reactors with normal power densities. Through the invention this limitation can be eliminated completely and the cycle length can be increased significantly. In the cases shown as an example, the cycle length is primarily 2 Years increased.

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Claims

Claims 1. Fuel assembly for a nuclear reactor, which contains a large number of fuel rods (11), this fuel bodies (29) with breeding Material and fissile material and a circular cylindrical fuel shell (13) are constructed, and which fuel bundle is arranged next to a control rod position is, that the fuel assembly several contains fuel rods (11a-11l) lying next to the control rod position, which is a smaller one Amount of breeding material than the rest or almost all of the remaining fuel rods of the Fuel assembly, held, and their outer diameter equal to that of all the rest or is the same as that of almost all other fuel rods in the fuel assembly.

2. Fuel assembly according to claim 1, d a d u r c h g e k e n n z E i c h n e t that the fuel rods (11a-11l) with the smaller amount of incubable material Fuel body (29) with a fuel-free central part (30) included.

3. fuel assembly according to claim 2, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t that the central part (30) is axially coaxial with the fuel rod Hole forms.

4. fuel assembly according to claim 1, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t that the fuel cladding (13) of the fuel rods (11a-11l) with the smaller Amount of incubable material has a greater wall thickness than the rest or almost all have remaining fuel rods of the fuel bundle.

5. fuel assembly according to claim 1, d a d u r c h g e k e n n z E i c h n e t that the fuel rods (11a-11l) with the smaller amount of incubable material Fuel body with a neutron physically distributed in the fuel contain inert material.

6. fuel assembly according to one of claims 1 to 5, wherein the The control rod has absorber blades arranged in a cross shape, so that no one can do it It should be noted that at least the one closest to the center of the cross of the control rod position The lying fuel rod contains a smaller amount of incubable material than the one that does not next to the control rod lying fuel rods of the fuel assembly.

7. Fuel assembly according to one of claims 1 to 6 for a boiling water reactor with uranium dioxide as a fuel, d u r c h e k e n n n e i c h n e t that the medium enrichment of fissile material in fresh fuel at the start of a Cycle after the fuel has been renewed at at least 3.2% of the initial weight Uranium is in the uranium dioxide.

8. fuel assembly according to claim 7, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t that the mean accumulation of fissile material in fresh Fuel at the start of a cycle after the fuel has been renewed at at least 3.4% of the initial weight of uranium is in the uranium dioxide.