DE3810202A1 - Core of a light water reactor - Google Patents

Core of a light water reactor

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Abstract

The core of a light water reactor having a plurality of fuel arrangements, of which each has, for its part, a number of fuel rods, is designed in such a way that a fuel rod is provided with at least one intermediate region between fuel regions accommodated in a fuel rod sleeve. The intermediate region contains an extremely reduced component of nuclear material or essentially no fissionable material at all. At least two regions or layers having a high enrichment of fissionable nuclear material are formed by the intermediate regions in the axial direction of the reactor and specifically by means of the complete fuel arrangements of the light water reactor core.

Description

Die Erfindung betrifft den Kern eines Leichtwasser-Reaktors und bezieht sich auf die Schaffung einer großen Abschalt-Si­ cherheitstoleranz für den Reaktorkern.The invention relates to the core of a light water reactor and refers to the creation of a large shutdown Si safety tolerance for the reactor core.

Der Kern eines Leichtwasser-Reaktors weist im wesentlichen eine Vielzahl von Brennstoffanordnungen, deren jede ihrer­ seits aus einer Vielzahl von gleichmäßig angeordneten Brenn­ stäben besteht, und Leichtwasser auf, das einerseits als Kühlmittel und andererseits als Moderator dient und zwischen den Brennstäben hindurchfließt, und zwar vom unteren Teil der Brennstäbe zu deren oberen Teil, wobei das Wasser die von den Brennstäben erzeugte Wärme abführt. Demgemäß wird das Leichtwasser hoch erhitzt und steht unter hohem Druck, wenn der Leichtwasser-Reaktor in Betrieb ist bzw. mit einer hohen Ausgangsleistung oder zumindest einer angemessenen Ausgangs­ leistung arbeitet.The core of a light water reactor essentially has a variety of fuel assemblies, each of their partly from a variety of evenly arranged focal rods exist, and light water on the one hand as Coolant and on the other hand serves as a moderator and between flows through the fuel rods, from the lower part of the fuel rods to their upper part, the water being that of dissipates heat generated by the fuel rods. Accordingly, it will Light water heats up and is under high pressure when the light water reactor is in operation or with a high one Output power or at least a reasonable output performance works.

Bei einem solchen Reaktorkern sind während des Arbeitsbetriebs des Reaktorkerns die meisten Steuerstäbe aus dem Reaktorkern herausgezogen, wohingegen während der Reaktor-Abschaltperiode alle Steuerstäbe in den Kern eingeschoben sind. Selbst dann, wenn ein Steuerstab mit der größten Reaktivität aus irgend­ einem Grund aus dem Reaktorkern herausgezogen wird, muß die Abschaltbedingung mit hoher Sicherheit erhalten werden, was damit bezeichnet wird, daß der Reaktor eine Abschaltsicher­ heit habe. Such a reactor core are during work of the reactor core most control rods from the reactor core pulled out, whereas during the reactor shutdown period all control rods are inserted into the core. Even if, if a control rod with the greatest reactivity from any a reason is pulled out of the reactor core, the Shutdown condition can be obtained with high certainty this means that the reactor is a safe shutdown have.  

Die Konzentration (Anreicherung) des spaltbaren Kernmaterials im innerhalb des Reaktors verwendeten Brennstoff soll aus Gründen eines wirtschaftlichen Reaktorbetriebs erhöht werden bzw. möglichst hoch sein. Die Kernspaltung wird durch Erhö­ hung der Anreicherung des Brennstoffs leicht in Gang gesetzt, was jedoch zu einer Verringerung der Abschaltsicherheit des Kerns führt. Die Verringerung der Abschaltsicherheit des Kerns kann dazu führen, daß der Kern dann, wenn eine Abschaltung er­ forderlich ist, nicht in die Abschaltbedingung gelangt. Aus diesem Grund muß auf jeden Fall für den Reaktorkern eine aus­ reichende Abschaltsicherung gewährleistet sein, was jedoch den Forderungen nach Wirtschaftlichkeit entgegenstehen kann. Aufgrund dieser Tatsache wird üblicherweise ein brennbares Vergiftungsmittel dem Brennstoff oder Borlösung dem Kühlmittel hinzugegeben, um so einerseits eine ausreichende Abschaltsicher­ heit zu erreichen und andererseits den steigenden Anforderungen an die Wirtschaftlichkeit des Reaktors nachzukommen.The concentration (enrichment) of the fissile core material in the fuel used inside the reactor is said to be out To be increased due to economic reactor operation or be as high as possible. The nuclear fission is increased The fuel enrichment was easily started, however, which leads to a reduction in the safety of the Kerns leads. Reducing core security against shutdown can cause the core to shutdown when he is required, does not reach the shutdown condition. Out for this reason, one must be off for the reactor core adequate shutdown protection can be guaranteed, however can conflict with the demands for economy. Because of this, it usually becomes flammable Poisoning agent for the fuel or boron solution for the coolant added, so that on the one hand an adequate switch-off protection to achieve and on the other hand the increasing demands to comply with the economy of the reactor.

Bei einem Siedewasser-Reaktor bilden sich im Bereich der Brenn­ stoffanordnungen, außer in deren unterstem Bereich, Dampfbla­ sen, und diese Dampfblasen steigen nach oben zum oberen Bereich des Reaktorkerns, mit der Folge, daß der Blasenanteil im Siede­ wasser-Reaktor gegen den oberen Kernbereich hin sehr hoch wird. Die Folge ist, daß die Neutronenbildung und darüber hinaus die Kernspaltungsgeschwindigkeit vermindert wird. In anderen Worten, im unteren Bereich des Reaktorkerns ergibt sich ein fortschrei­ tender Abbrand, während der Abbrand im oberen Kernteil verlang­ samt wird. Um diesen Effekt zu vermeiden und damit die Verminde­ rung der Ausgangsleistung im oberen Teil des Reaktorkerns, geht man so vor, daß man den Anteil an spaltbarem Kernmaterial inner­ halb des im oberen Teil des Reaktorkerns befindlichen Brenn­ stoffs erhöht.In a boiling water reactor, they form in the area of the combustion fabric arrangements, except in their lowest area, steam bl sen, and these vapor bubbles rise to the top of the reactor core, with the result that the proportion of bubbles in the boil water reactor is very high towards the upper core area. The result is that neutron formation and beyond that Nuclear fission rate is reduced. In other words, in the lower area of the reactor core there is a scream Tender erosion, while the erosion requires the upper core part velvet. In order to avoid this effect and thus the people output power in the upper part of the reactor core one so before that the inner part of fissile core material half of the firing located in the upper part of the reactor core fabric increased.

Der Anstieg des Blasenanteils im oberen Teil des Reaktorkerns und die Erhöhung der Anreicherung des Brennstoffs im oberen Re­ aktorteil mit spaltbarem Kernmaterial führt jedoch zu einer Er­ niedrigung des unterkritischen Zustands im oberen Teil des Reaktorkerns während der Abschaltzeit des Reaktors. Anderer­ seits, um den Abbrand zu steigern und die Arbeitsperiode des Reaktors aus wirtschaftlichen Grüden zu verlängern, ist es wünschenswert, die Anreicherung an spaltbarem Material im Brennstoff noch weiterzutreiben. Dies führt jedoch zu einer weiteren Verminderung des unterkritischen Zustands im oberen Teil des Reaktorkerns und kann letztlich dazu führen, daß der Reaktor nicht mehr abschaltbar ist. Aus diesen Gründen ist es bisher äußerst schwierig, den Abbrand im Reaktorkern wei­ ter zu steigern.The increase in the proportion of bubbles in the upper part of the reactor core and the increase in fuel enrichment in the upper re Actuator part with fissile core material leads to an Er  reduction of the subcritical state in the upper part of the Core during the shutdown time of the reactor. Other on the one hand to increase the burnup and the working period of the It is to extend the reactor for economic reasons desirable, the enrichment of fissile material in the To continue driving fuel. However, this leads to a further reduction of the subcritical state in the upper Part of the reactor core and can ultimately lead to the Reactor can no longer be switched off. For these reasons It has been extremely difficult so far to know the burnup in the reactor core to increase ter.

Aufgabe der Erfindung ist die Verbesserung der erwähnten be­ kannten Technik und die Schaffung eines Leichtwasser-Reaktor­ kerns mit verbesserter Reaktor-Abschaltsicherheit, um so die Betriebs- und Brennstoffkosten eines Kernkraftwerks herabzu­ setzen.The object of the invention is to improve the mentioned be knew technology and creating a light water reactor core with improved reactor shutdown safety, so the Operating and fuel costs of a nuclear power plant put.

Die Lösung dieser Aufgabe erfolgt gemäß der Erfindung durch einen Leichtwasser-Reaktorkern mit einer Vielzahl von aus ei­ ner Anzahl von Brennstäben bestehenden Brennstoffanordnungen und einer Anzahl von zwischen die Brennstoffanordnungen ein­ fahrbaren Steuerstäben, bei dem jeder Brennstab an axial vor­ gegebener Stelle mit zumindest einem Zwischenbereich versehen ist, der einen extrem verminderten oder im wesentlichen über­ haupt keinen Anteil an spaltbarem Kernmaterial aufweist, wo­ mit zumindest zwei Bereiche hohen Anteils an spaltbarem Kern­ material gebildet werden, und zwar in Teilen der Brennstoff­ anordnung, die vertikal übereinanderliegen und durch die Zwi­ schenbereiche der entsprechenden Kernstäbe voneinander getrennt sind.This object is achieved according to the invention by a light water reactor core with a variety of egg ner number of fuel rods existing fuel assemblies and a number of between the fuel assemblies mobile control rods, in which each fuel rod on axially in front given place with at least one intermediate area is one that is extremely diminished or essentially over has no fraction of fissile core material at all, where with at least two areas with a high proportion of fissile core material are formed, in parts of the fuel arrangement that lie vertically one above the other and by the Zwi areas of the corresponding core rods separated from each other are.

Gemäß der Erfindung werden also die Brennstäbe in zumindest zwei vertikal übereinaner befindliche Teile unterteilt, und zwar durch einen Zwischenbereich, der nur einen extrem vermin­ derten Anteil an oder im wesentlichen überhaupt kein spaltba­ res Kernmaterial enthält. Die gegenseitige Beeinflussung, d. h. der Bildungseffekt der thermischen Neutronen in den Brenn­ stoffbereichen, zwischen denen sich die erwähnten Zwischenbe­ reiche befinden, ist in der Abschaltzeit des Leichtwasser- Reaktors wesentlich vermindert, und zwar durch diese Zwischen­ bereiche, welche die gesamten Brennstoffanordnungen quer durch­ laufen, womit der unterkritische Zustand des Reaktorkerns wäh­ rend der Abschaltphase groß gemacht werden kann.According to the invention, the fuel rods are in at least divided two parts vertically one above the other, and through an intermediate area that only mines extremely  reduced proportion of or essentially no fissile res core material contains. The mutual influence, i. H. the formation effect of thermal neutrons in the focal areas between which the aforementioned interim rich, is in the switch-off time of the light water Reactor significantly reduced, by this intermediate areas across the fuel assemblies run, which would mean the subcritical state of the reactor core can be made large during the switch-off phase.

Gemäß einer bevorzugten Weiterbildung der Erfindung befindet sich der Zwischenbereich an einer solchen Stelle des Brenn­ stabs, daß die effektiven Multiplikationsfaktoren der Bereiche mit hohem Anteil an spaltbarem Material in den durch die Zwi­ schenräume getrennten Brennstoffbereichen einander im wesent­ lichen gleich sind, und zwar zum Zeitpunkt der verminderten Re­ aktor-Abschaltsicherheit während der Arbeitsperiode des Leicht­ wasser-Reaktors.According to a preferred development of the invention the intermediate area at such a point in the focal point stabs that the effective multiplication factors of the areas with a high proportion of fissile material in the by the Zwi fuel areas separated from each other essentially lichen are the same, namely at the time of reduced re Actuator shutdown security during the working period of the Leicht water reactor.

Gemäß einer weiteren Weiterbildung der Erfindung weist der Zwi­ schenbereich eine axiale Spaltbreite auf, die einerseits inner­ halb eines Betrages liegt, der sich zwischen der Diffusions­ länge der thermischen Neutronen und deren doppeltem Betrag bei Leistungsabgabe des Reaktors liegt und andererseits einem Be­ trag entspricht, der geringfügig größer ist als die Diffusions­ länge der thermischen Neutronen während der Zeit der kalten Ab­ schaltung.According to a further development of the invention, the Zwi the axial gap width on the one hand, the inner is half an amount between the diffusions length of the thermal neutrons and their double amount Power output of the reactor and on the other hand a Be corresponds to that which is slightly larger than the diffusion length of thermal neutrons during the time of cold ab circuit.

In der Zeichnung zeigtIn the drawing shows

Fig. 1 eine Skizze zur Erläuterung des Grundprinzips der Erfindung, Fig. 1 is a sketch to explain the basic principle of the invention,

Fig. 2 eine graphische Darstellung zur Erläuterung des Verhältnisses zwischen dem effektiven Multipli­ kationsfaktor im Reaktorkern und der Breite des Wasserspalts, der den in Fig. 1 erwähnten Zwi­ schenbereich darstellt, Fig. 2 is a graph for explaining the relationship between the effective Multipli cation factor in the reactor core and the width of the water gap, which is mentioned in Fig. 1 Zvi pH range,

Fig. 3 eine graphische Darstellung zur Erläuterung des Verhältnisses zwischen der Breite des Zwi­ schenbereichs und der Veränderung des effek­ tiven Mutilplikationsfaktors des Reaktorkerns, Fig. 3's range is a graph for explaining the relationship between the width of the LAT and the change in effec tive Mutilplikationsfaktors of the reactor core,

Fig. 4A schematisch einen Vertikalschnitt durch einen Reaktorkern nach einer ersten Ausführungsform der Erfindung, FIG. 4A schematically shows a vertical section through a reactor core according to a first embodiment of the invention,

Fig. 4B eine graphische Darstellung des Blasenanteils und der Verteilung des unterkritischen Zustands in Axialrichtung des Reaktorkerns von Fig. 4A, FIG. 4B is a graph of void fraction and the distribution of the sub-critical state in the axial direction of the reactor core of Fig. 4A,

Fig. 5A einen schematischen Vertikalschnitt durch einen Reaktorkern nach einer zweiten Ausführungsform der Erfindung, Fig. 5A shows a schematic vertical section through a reactor core according to a second embodiment of the invention,

Fig. 5B eine graphische Darstellung des Blasenanteils und der Verteilung des unterkritischen Zustands in Axialrichtung des Reaktorkerns von Fig. 5A, FIG. 5B is a graph of void fraction and the distribution of the sub-critical state in the axial direction of the reactor core of Fig. 5A,

Fig. 6 einen schematischen Vertikalschnitt durch einen Reaktorkern nach einer dritten Ausführungsform der Erfindung, Fig. 6 shows a schematic vertical section through a reactor core according to a third embodiment of the invention,

Fig. 6B eine graphische Darstellung der Anreicherung an spaltbarem Kernmaterial und der Verteilung des unterkritischen Zustands in Axialrichtung des Reaktorkerns von Fig. 6A, Fig. 6B is a graph showing the enrichment of fissile nuclear material and the distribution of sub-critical state in the axial direction of the reactor core of Fig. 6A,

Fig. 7A einen schematischen Vertikalschnitt durch eine weitere Ausführungsform der Erfindung, Fig. 7A shows a schematic vertical section through a further embodiment of the invention,

Fig. 7B eine graphische Darstellung des Blasenanteils und der Verteilung des unterkritischen Zustands in Axialrichtung des Reaktorkerns von Fig. 7A, FIG. 7B is a graph of void fraction and the distribution of the sub-critical state in the axial direction of the reactor core of Fig. 7A,

Fig. 8A bis 8D Vertikalschnitte durch verschiedene Aus­ führungsformen von erfindungsgemäß ge­ stalteten Brennstäben. FIGS. 8A to 8D are vertical sections through different from EMBODIMENTS of the present invention ge stalteten fuel rods.

Vor der detaillierten Beschreibung bevorzugter Ausführungs­ formen der Erfindung soll zunächst die theoretische Grundla­ ge der Erfindung erläutert werden, und zwar anhand der Zeich­ nung.Before the detailed description of preferred embodiment forms of the invention should first the theoretical basis ge of the invention are explained, based on the drawing nung.

In der Skizze gemäß Fig. 1 ist angenommen, daß ein Wasserspalt (ein Bereich, in welchem sich kein Kernbrennstoff, sondern le­ diglich Wasser befindet) einer Breite w zwischen zwei Brenn­ stoffzonen A und B existiert, wobei diese Zonen A und B einen rechteckigen Querschnitt haben sollen. In diesem Fall kann das Verhältnis zwischen dem effektiven Vervielfältigungsfaktor, nachfolgend kurz e.m.-Faktor (effective multiplication factor) genannt, k eff und der Breite w des Wasserspalts durch die in Fig. 2 gezeigte Kurve dargestellt werden, in der die ausgezoge­ ne Linie den Fall darstellt, daß der Reaktor sich in einem Zu­ stand niedriger Temperatur befindet, wohingegen die gestrichel­ te Linie den Fall darstellt, daß der Reaktor bei hoher Tempera­ tur arbeiten, sich also in seine Arbeitsperiode befindet. Die Kurven von Fig. 2 machen deutlich, daß eine Erhöhung der Spalt­ breite w des Wasserspalts zu einer schnellen Erniedrigung des e.m.-Faktors k eff im Niedertemperatur-Zustand des Reaktors führt. Im Hochtemperatur-Zustand des Reaktors dagegen nimmt der e.m.- Faktor k eff bei Erhöhung der Spaltbreite w zunächst in einem gewissen Bereich etwas zu und nimmt erst dann ab, wenn selbst bei dieser Abnahme des e.m.-Faktors k eff der Grad der Erniedri­ gung sehr gering ist. Insbesondere im Niedertemperatur-Zustand des Reaktorkerns wird also durch die Existenz des Wasserspalts zwischen den Brennstoffzonen A und B die Kern-Trennfunktion er­ höht, welcher Effekt jedoch im Hochtemperatur-Zustand des Reak­ tors nur in geschwächter Form auftritt. Dies kann dadurch er­ klärt werden, daß die Verminderung der Kerntemperatur zu einer Erhöhung der Wasserdichte und zu einer Verstärkung der Trenn- bzw. Abschirm-Funktion des Wassers im Wasserspalt führt.In the sketch of FIG. 1 it is assumed that a water gap (an area where no nuclear fuel, but le is diglich water) of width w between two focal material zones A and exists B, which zones A and B, a rectangular cross section should have. In this case, the ratio between the effective multiplication factor, hereinafter referred to as em factor (effective multiplication factor), k eff and the width w of the water gap can be represented by the curve shown in FIG. 2, in which the solid line shows the case represents that the reactor is in a state of low temperature, whereas the dashed line represents the case that the reactor is working at high temperature, ie is in its working period. The curves of FIG. 2 make it clear that an increase in the gap width w of the water gap leads to a rapid decrease in the em factor k eff in the low-temperature state of the reactor. In the high-temperature state of the reactor, however, the em factor k eff initially increases somewhat in a certain range when the gap width w increases and only then decreases when the degree of reduction is very low even with this decrease in the em factor k eff is. Particularly in the low-temperature state of the reactor core, the core separation function is increased by the existence of the water gap between the fuel zones A and B , but this effect occurs only in a weakened form in the high-temperature state of the reactor. This can be clarified by the fact that the reduction in the core temperature leads to an increase in the water density and to an increase in the separating or shielding function of the water in the water gap.

Wie bereits erwähnt, basiert die Erfindung auf dem Verhältnis zwischen der Existenz des Wasserspalts und dem effektiven Mul­ tiplikationsfaktor (Konstante) k eff und nützt dieses Verhält­ nis zur Verbesserung der Abschaltsicherheit des Reaktors, der­ art, daß der e.m.-Faktor k eff während der Abschaltperiode des Reaktors verkleinert, während seiner Arbeitsperiode (Leistungs­ abgebaperiode) dagegen nur unwesentlich verkleinert oder sogar eher vergrößert als verkleinert wird.As already mentioned, the invention is based on the relationship between the existence of the water gap and the effective multiplication factor (constant) k eff and uses this ratio to improve the shutdown safety of the reactor, in such a way that the em factor k eff during the shutdown period of the reactor is reduced, during its working period (power reduction period), on the other hand, is only insignificantly reduced or even enlarged rather than reduced.

Die Reaktivität p des Reaktors kann allgemein folgendermaßen definiert werdenThe reactivity p of the reactor can generally be defined as follows

der unterkritische Zustand p 0 wird durch p 0 = -p ausgedrückt, so daß sich für p 0 ergibt:the subcritical state p 0 is expressed by p 0 = - p , so that p 0 results in:

Diese Gleichung trägt der Tatsache Rechnung, daß der Anstieg des e.m.-Faktors k eff zu einer Erniedrigung des unterkritischen Zustands p 0 und damit zu einer Annäherung an den kritischen Zu­ stand führt, wohingegen die Erniedrigung des e.m.-Faktors k eff den unterkritischen Zustand p 0 vergrößert und damit auch die Abschaltsicherheit des Reaktorkerns verbessert.This equation takes into account the fact that the increase in the em factor k eff leads to a lowering of the subcritical state p 0 and thus to an approximation to the critical state, whereas the lowering of the em factor k eff leads to the subcritical state p 0 enlarged and thus also the shutdown safety of the reactor core improved.

Wie bereits erläutert worden ist, kann gemäß der Erfindung die Abschaltsicherheit des Reaktorkerns dadurch wesentlich verbes­ sert werden, daß der effektive Vervielfachungsfaktor k eff dann erniedrigt wird, wenn die Abschaltsicherheit des Reaktors wäh­ rend dessen Arbeitsperiode vermindert wird, um so den unter­ kritischen Zustand p 0 zu erhöhen.As has already been explained, according to the invention, the safety against shutdown of the reactor core can be substantially improved by lowering the effective multiplication factor k eff when the safety against shutdown of the reactor is reduced during its working period, so that the critical state p 0 to increase.

Außerdem ist erwünscht, daß die Breite w des Wasserspalts, d. h. die Breite des Bereiches mit extrem verminderter Anrei­ cherung an spaltbarem Kernmaterial oder mit im wesentlichen keinem spaltbaren Kernmaterial, einer Größe entspricht, die einerseits zwischen der thermischen Neutronen-Diffusionslänge und deren doppeltem Betrag während der Arbeitsperiode des Re­ aktors liegt und die andererseits der thermischen Neutronen- Diffusionslänge oder einem geringfügig größerem Betrag wäh­ rend der kalten Abschaltperiode entspricht.In addition, it is desirable that the width w of the water gap, ie the width of the region with extremely reduced enrichment of fissile core material or with essentially no fissile core material, corresponds to a size that is on the one hand between the thermal neutron diffusion length and its double amount during the Working period of the reactor is and which on the other hand corresponds to the thermal neutron diffusion length or a slightly larger amount during the cold shutdown period.

Fig. 3 zeigt eine Kurve, welche das Verhältnis zwischen der Breite eines in den Brennstoff eingeschalteten Bereichs mit beträchtlich verminderter Anreicherung an spaltbarem Kernmate­ rial oder mit im wesentlichen fehlenden spaltbarem Kernmaterial (nachfolgend kurz Zwischenbereich genannt) und der Veränderung (in %) des e.m.-Faktors k eff des Reaktorkerns. Dieses Verhält­ nis wurde erhalten im Zustand der ursprünglichen mittleren An­ reicherung: 3,7 Gew.-%, Abbrand (Verbrauch) 28 GWd/t, ohne Ein­ führung eines Steuerstabs bei einem Siedewasser-Reaktor. Bei einem solchen Siedewasser-Reaktor ist der unterkritische Zu­ stand während der Kernabschaltperiode in einem Bereich maximal vermindert, der sich an einer Stelle befindet, die vom Oberende des Kerns einen Abstand hat, der etwa 1/4 der Kernlänge ent­ spricht. Auf der Grundlage dieser Tatsache wurden die Zwischen­ bereiche in diesem Bereich horizontal über die gesamte den Kern bildende Brennstoffanordnung angeordnet, und dann wurde bei die­ ser Anordnung die Breite der Zwischenbereiche verändert, um so die davon abhängige Veränderung des e.m.-Faktors k eff zu erhal­ ten. Fig. 3 shows a curve which shows the relationship between the width of a region switched on in the fuel with considerably reduced enrichment of fissile core material or with essentially no fissile core material (hereinafter referred to as intermediate region) and the change (in%) of the em- Factor k eff of the reactor core. This ratio was obtained in the state of the original medium enrichment: 3.7% by weight, burnup (consumption) 28 GWd / t, without introduction of a control rod in a boiling water reactor. In such a boiling water reactor, the subcritical state during the core shutdown period is maximally reduced in an area which is at a point which is at a distance from the upper end of the core which corresponds to approximately 1/4 of the core length. Based on this, the intermediate regions in this region were arranged horizontally over the entire fuel assembly constituting the core, and then the width of the intermediate regions was changed in this arrangement, so as to obtain the dependent change of the em factor k eff .

In Fig. 3 entspricht die ausgezogene Kurve dem Zustand, in wel­ chem der Reaktor im wesentlichen keine Wärme erzeugt (Zustand bei 20°C), wie dies in der Reaktor-Abschaltperiode der Fall ist, wohingegen die strichpunktierte Linie den Zustand darstellt, in welchem der Reaktor mit einer hohen Temperatur von 286°C arbeitet. Dabei zeigt sich, daß in der kalten Abschaltphase des Reaktors dann, wenn die Breite des Zwischenbereichs zwi­ schen 0 und 5 cm liegt, der e.m.-Faktor k eff schnell abnimmt, wohingegen dann, wenn die Breite des Zwischenbereichs einen Wert über 5 cm annimmt, der e.m.-Faktor k eff im wesentlichen konstant bleibt. Sein asymptotischer Wert ist im wesentlichen gleich dem e.m.-Faktor k eff in einem der beiden durch den Zwi­ schenbereich unterteilten Brennstoffbereiche, und zwar in dem größeren der beiden Brennstoffbereiche.In Fig. 3, the solid curve corresponds to the state in which the reactor generates substantially no heat (state at 20 ° C), as is the case in the reactor shutdown period, whereas the dash-dotted line represents the state in which the reactor operates at a high temperature of 286 ° C. It turns out that in the cold shutdown phase of the reactor, when the width of the intermediate area is between 0 and 5 cm, the em factor k eff decreases rapidly, whereas when the width of the intermediate area takes a value above 5 cm, the em factor k eff remains essentially constant. Its asymptotic value is essentially equal to the em factor k eff in one of the two fuel areas divided by the intermediate area, namely in the larger of the two fuel areas.

Beim Hochtemperaturbetrieb des Reaktors ändert sich der e.m.- Faktor k eff selbst dann im wesentlichen nicht, wenn die Breite des Zwischenbereichs zwischen etwa 0 und 10 cm liegt, eher kann man noch sagen, daß der e.m.-Faktor k eff im Breitenbereich zwi­ schen etwa 3 und 6 cm leicht zunimmt. Dies beruht darauf, daß der Kurzschluß des thermischen Neutronenflusses infolge des Kurzschlusses des Moderators durch den Moderator ersetzt wird, also das vom Zwischenbereich zugeführte Wasser, und zwar dann, wenn der Siedewasser-Reaktor mit hoher Temperatur arbeitet, wobei Blasen erzeugt werden.During high-temperature operation of the reactor, the em factor k eff does not essentially change even if the width of the intermediate area is between about 0 and 10 cm, rather one can still say that the em factor k eff is between about 3 and the width range and increases slightly by 6 cm. This is because the short-circuit of the thermal neutron flow due to the short-circuit of the moderator is replaced by the moderator, that is, the water supplied from the intermediate area, and that when the boiling water reactor is operating at high temperature, whereby bubbles are generated.

Aufgrund dieser Ergebnisse ist es also möglich, bei einem Sie­ dewasser-Reaktor des beschriebenen Typs durch horizontale An­ ordnung der Zwischenbereiche, deren jeder eine Breite zwischen etwa 3 und 6 cm aufweist, in einem Abstand vom Oberende des Kerns, der in etwa einem Viertel der Gesamtlänge des Kerns ent­ spricht, sicherzustellen, daß eine Erniedrigung des e.m.-Fak­ tors k eff während der Reaktor-Abschaltphase ohne wesentliche Verminderung des e.m.-Faktors während der Reaktor-Arbeitsphase (sogar mit eventuell kleiner Erhöhung des e.m.-Faktors) er­ folgt. In dem Fall also, daß die Anreicherung an Spalt-Kernma­ terial erhöht wird, ist es möglich, den unterkritischen Zu­ stand während der Reaktor-Arbeitsphase zu vergrößern, somit also den Abschalt-Sicherheitsbereich des Reaktors zu verbes­ sern.Based on these results, it is therefore possible, in a dewater reactor of the type described, to arrange the intermediate regions, each of which has a width of between approximately 3 and 6 cm, at a distance from the upper end of the core, which is approximately a quarter of the distance The total length of the core corresponds to ensure that the em factor k eff is lowered during the reactor shutdown phase without a substantial reduction in the em factor during the reactor working phase (even with a small increase in the em factor). In the event that the enrichment of gap Kernma material is increased, it is possible to increase the subcritical state during the reactor work phase, thus to improve the shutdown safety area of the reactor.

Fig. 4A zeigt eine Anordnung des Brennstoffs, wobei jeweils Zwischenbereiche in dem Kern dieses Siedewasser-Reaktors ge­ mäß den eben abgehandelten Grundlagen vorgesehen sind. In Fig. 4A besteht der Reaktorkern 10 aus einer Vielzahl von Brennstoffanordnungen 11, deren jede ihrerseits aus einer Anzahl nicht gezeigter Brennstäbe besteht. Der Reaktorkern 10 ist horizontal in zwei vertikal übereinander befindliche Tei­ le unterteilt, und zwar durch Zwischenbereiche 12, die durch Teilbereiche der Brennstäbe gebildet sind, die einen extrem niedrigen Grad an Anreicherung bzw. einen extrem niedrigen Prozentsatz an spaltbarem Kernmaterial beinhalten. Die verti­ kale Breite w jedes dieser Zwischenbereiche liegt bei etwa 3 bis 8 cm. Fig. 4A shows an arrangement of the fuel, in each case intermediate areas in the core of this boiling water reactor are provided according to the ge just discussed basics. In Fig. 4A, the reactor core 10 is composed of a plurality of fuel assemblies 11, each of which in turn, not shown, of a number of fuel rods is. The reactor core 10 is divided horizontally into two vertically superposed parts, namely by intermediate regions 12 , which are formed by partial regions of the fuel rods, which contain an extremely low degree of enrichment or an extremely low percentage of fissile core material. The vertical width w of each of these intermediate areas is approximately 3 to 8 cm.

Bei einem Siedewasser-Reaktor weist der Reaktorkern üblicher­ weise, wie dies in Fig. 4B durch eine gestrichelte Linie an­ gedeutet ist, einen Bereich geringen unterkritischen Zustands an einer Stelle auf, die etwas höher liegt als der Mitte des Kerns entspricht, so daß die Zwischenbereiche 12 ebenfalls an einer Stelle angeordnet werden, die etwas höher liegt als der Mittelbereich des Kerns 10. Der Ort des Zwischenbereichs 12 im ganzen ist so vorherbestimmt, daß die effektiven Multi­ plikationsfaktoren k eff der Brennstoffbereiche 10 a und 10 b des durch den Zwischenbereich 12 in vertikale Teile unterteil­ ten Kerns im wesentlichen untereinander gleich sind, und zwar dann, wenn die Reaktor-Abschaltsicherheit während der Arbeits­ periode des Reaktors erniedrigt ist. Entsprechend dem Ort der den Kern durchsetzenden Zwischenbereiche kann die Veränderung des unterkritischen Zustands durch den Reaktorkern hindurch beträchtlich vermindert werden, und das Minimum des unterkriti­ schen Zustands kann im Vergleich mit der üblichen Technik groß gemacht werden, wie dies in Fig. 4B durch die aus jeweils einem Strich und zwei Punkten bestehende Linie angedeutet ist. In a boiling water reactor, the reactor core usually has, as indicated by a broken line in FIG. 4B, an area of low subcritical state at a location which is somewhat higher than the center of the core, so that the intermediate areas 12 can also be arranged at a location that is somewhat higher than the central region of the core 10 . The location of the intermediate region 12 as a whole is predetermined such that the effective multiplication factors k eff of the fuel regions 10 a and 10 b of the core divided into vertical parts by the intermediate region 12 are essentially identical to one another, specifically when the reactor Shutdown safety during the working period of the reactor is reduced. According to the location of the intermediate areas penetrating the core, the change in the subcritical state through the reactor core can be remarkably reduced, and the minimum of the subcritical state can be made large in comparison with the conventional technique, as shown in FIG. 4B by each of them a line and two points line is indicated.

Fig. 5A zeigt eine weitere Ausführungsform der Erfindung, bei der zwei Stufen oder zwei Lagen von Zwischenbereichen 21 und 22 des Siedewasser-Reaktors vorgesehen sind. Fig. 5A shows a further embodiment of the invention, of the boiling water reactor are provided in two stages or two layers of intermediate regions 21 and 22.

Gemäß dieser Ausführungsform der Erfindung ist der Reaktor­ kern 20 in drei vertikal übereinander befindliche Teile 20 a, 20 b und 20 c unterteilt, und zwar durch die Zwischenbereiche 21 und 22. Der Ort der Zwischenbereiche ist so gewählt, daß die effektiven Multiplikationsfaktoren k eff der Brennstoff­ teile 20 a, 20 b und 20 c untereinaner dann im wesentlichen gleich sind, wenn die Abschaltsicherheit des Reaktors während der Reaktor-Arbeitsperiode auf ein Minimum reduziert ist. Bei einem Siedewasser-Reaktor ist der unterkritische Zustand im oberen Teil des Kerns 20 klein, und zwar infolge des hohen Blasenanteils in diesem Bereich während des Reaktorbetriebs und es ist deshalb wünschenswert, den Kern so zu gestalten, daß die vertikalen Längen der entsprechenden Brennstoffteile 20 a, 20 b und 20 c in dieser Reihenfolge größer sind, obwohl die vertikalen Breiten w 1 und w 2 der Zwischenbereiche 21 und 22 sich im Bereich zwischen etwa 3 und 8 cm befinden, und zwar alternierend, kann die Breite w 2 geringfügig kleiner bemessen werden als die Breite w 1, und zwar aus dem oben erläuterten Grund.According to this embodiment of the invention, the reactor core 20 is divided into three vertically superposed parts 20 a , 20 b and 20 c , namely by the intermediate regions 21 and 22nd The location of the intermediate areas is chosen so that the effective multiplication factors k eff of the fuel parts 20 a , 20 b and 20 c are essentially the same when the safety against shutdown of the reactor is reduced to a minimum during the reactor working period. In a boiling water reactor, the subcritical state in the upper part of the core 20 is small, due to the high proportion of bubbles in this area during reactor operation and it is therefore desirable to design the core so that the vertical lengths of the corresponding fuel parts 20 a , 20 b and 20 c are larger in this order, although the vertical widths w 1 and w 2 of the intermediate regions 21 and 22 are in the range between approximately 3 and 8 cm, alternately, the width w 2 can be dimensioned slightly smaller than the width w 1 for the reason explained above.

Gemäß der Ausführungsform nach Fig. 5A kann der unterkriti­ sche Zustand über den gesamten Reaktorkern groß gemacht werden, wie dies durch die aus jeweils einem Strich und zwei Punkten bestehende Linie in Fig. 5B angedeutet ist.According to the embodiment according to FIG. 5A, the subcritical state can be made large over the entire reactor core, as is indicated by the line consisting of one dash and two dots in FIG. 5B.

Die Fig. 6A und 6B zeigen eine weitere Ausführungsform der Er­ findung, und zwar in Anwendung auf einen Druckwasser-Reaktor. Bei einem Druckwasser-Reaktor erfolgt keine Blasenbildung, und die Dichteänderung infolge der Temperaturänderung des Modera­ tors in Axialrichtung ist klein, beispielsweise zwischen 0,69 und 0,64. Die Leistungsverteilungen in Axialrichtung des Reak­ torkerns sind im oberen und im unteren Teil des Kerns ange­ nähert symmetrisch, so daß die Prozentsätze des spaltbaren Kernmaterials im Brennstoff ebenfalls im oberen und unteren Teil des Kerns nahezu symmetrisch sind. Die Verteilung be­ züglich des unterkritischen Zustandes ist demgemäß angenähert konstant und bezüglich des oberen und unteren Teils des Kerns symmetrisch. FIGS. 6A and 6B show a further embodiment of the invention He, specifically as applied to a pressurized water reactor. In a pressurized water reactor there is no bubble formation, and the change in density due to the temperature change of the moderator in the axial direction is small, for example between 0.69 and 0.64. The power distributions in the axial direction of the reactor core are symmetrical in the upper and lower parts of the core, so that the percentages of the fissile core material in the fuel are also almost symmetrical in the upper and lower parts of the core. The distribution with respect to the subcritical state is accordingly approximately constant and symmetrical with respect to the upper and lower part of the core.

Der Kern 30 des in Fig. 6A dargestellten Druckwasser-Reaktors ist mit zwei Stufen oder Schichten von Zwischenbereichen 31 und 32 versehen, womit der Kern 30 in drei vertikal übereinan­ der befindliche Brennstoffbereiche 30 a, 30 b und 30 c unterteilt wird. Die Orte der Zwischenbereiche 31 und 32 sind so gewählt, daß die effektiven Multiplikationsfaktoren k eff der Brennstoff­ bereiche 30 a, 30 b und 30 c im wesentlichen untereinander gleich sind, und zwar zu einem Zeitpunkt, an dem die Abschaltsicher­ heit des Reaktors während der Reaktor-Arbeitsperiode minimal erniedrigt ist. Die vertikalen Längen der entsprechenden Brenn­ stoffbereiche sind in etwa einander gleich, weil die unterkri­ tischen Zustände über die Vertikalrichtung des Druckwasser-Re­ aktors im wesentlichen eine konstante Verteilung aufweisen. In der Praxis ist es jedoch wünschenswert, den mittleren Brenn­ stoffbereich 30b so zu gestalten, daß seine Länge geringfügig kleiner ist als diejenige der beiden anderen Brennstoffbereiche, und zwar deshalb, weil der mittlere Brennstoffbereich 30 b durch die beiden anderen Brennstoffbereiche 30 a und 30 c beeinflußt wird. Die Wasserdichte im Druckwasser-Reaktor ist größer als diejenige des Siedewasser-Reaktors zum Zeitpunkt der Blasenbil­ dung, und zwar um etwa das Doppelte, so daß die vertikalen Breiten w 1 und w 2 der Zwischenbereiche 31 und 32 kleiner sein können als die Breiten w 1 und w 2 von etwa 3 bis 8 cm der Zwi­ schenbereiche des Siedewasser-Reaktors; bei einer bevorzugten Ausführungsform liegen die vertikalen Breiten der Zwischenbe­ reiche beim Druckwasser-Reaktor zwischen etwa 3 und 5 cm.The core 30 of the pressurized water reactor shown in FIG. 6A is provided with two stages or layers of intermediate regions 31 and 32 , whereby the core 30 is divided into three fuel regions 30 a , 30 b and 30 c located vertically one above the other. The locations of the intermediate areas 31 and 32 are chosen so that the effective multiplication factors k eff of the fuel areas 30 a , 30 b and 30 c are essentially the same as each other, at a time when the shutdown safety of the reactor during the reactor - Working period is minimally reduced. The vertical lengths of the corresponding fuel areas are approximately equal to one another, because the subcritical conditions over the vertical direction of the pressurized water reactor have a substantially constant distribution. In practice, however, it is desirable to design the middle fuel area 30 b so that its length is slightly less than that of the other two fuel areas, because the middle fuel area 30 b by the other two fuel areas 30 a and 30 c is influenced. The water density in the pressurized water reactor is greater than that of the boiling water reactor at the time of the formation of the bubbles, by about twice, so that the vertical widths w 1 and w 2 of the intermediate regions 31 and 32 can be smaller than the widths w 1 and w 2 of about 3 to 8 cm of the intermediate areas of the boiling water reactor; in a preferred embodiment, the vertical widths of the intermediate areas in the pressurized water reactor are between about 3 and 5 cm.

Gemäß der in Fig. 6B durch eine aus jeweils einem Strich und zwei Punkten bestehenden Linie dargestellten Kurve kann der un­ terkritische Zustand über den ganzen Reaktorkern groß gehal­ ten werden.According to the curve shown in FIG. 6B by a line consisting of one line and two dots, the uncritical state can be kept large over the entire reactor core.

Die Fig. 7A und 7B zeigen eine weitere Ausführungsform der Erfindung, mit der es möglich ist, die Abschaltsicherheit des Reaktors zu erhöhen und die Leistungsverteilung in Axialrich­ tung des Reaktorkerns zu verbessern. Gemäß Fig. 7A befinden sich die Zwischenbereiche 41 in verschiedenen Höhen in der Brennstoffanordnung, also im Reaktorkern, und ein weiterer Zwi­ schenbereich befindet sich in einem besonderen Brennelement 43. Außerdem sind die Brennelemente 44 am Außenumfang des Reaktor­ kerns 40 nicht im Zwischenbereich versehen. FIGS. 7A and 7B show a further embodiment of the invention, with which it is possible to increase the Deenergizing of the reactor and the power distribution in Axialrich processing to improve the reactor core. Referring to FIG. 7A are the intermediate portions 41 at different levels in the fuel assembly, that is in the reactor core, and a further interim pH range is located in a separate firing element 43. In addition, the fuel elements 44 on the outer circumference of the reactor core 40 are not provided in the intermediate area.

Bei dieser Ausführungsform von Fig. 7A ist der unterkritische Zustand groß, und die Abschaltsicherheit des Reaktors kann er­ höht werden, wie dies aus Fig. 7B hervorgeht. Die Leistungsver­ teilung in Axialrichtung des Reaktorkerns kann ebenfalls verbes­ sert werden. Weil die an der Außenseite des Reaktorkerns befind­ lichen Brennstoffanordnungen 44 das den Kern füllende Wasser be­ rühren, wäre in diesem Kernbereich die Wirkung von Zwischenbe­ reichen in den Brennelementen 44 vergleichsweise gering. Die Aufgabe der Erfindung wird deshalb in diesem Fall auch dann ge­ löst, wenn sich in diesem Kern-Außenbereich keine Zwischenberei­ che befinden.In this embodiment of FIG. 7A, the subcritical state is large and the shutdown safety of the reactor can be increased, as is apparent from FIG. 7B. The power distribution in the axial direction of the reactor core can also be improved. Because the befind union on the outside of the reactor core fuel assemblies 44 be the core filling the water stir in this core region the effect of Zwischenbe would be rich in the fuel assemblies 44 comparatively small. The object of the invention is therefore solved in this case even if there are no intermediate areas in this core outer area.

Die Fig. 8A bis 8D zeigen Vertikalschnitte von Brennstäben, wel­ che Brennstoffanordnungen nach der Erfindung bilden. FIGS. 8A to 8D show vertical sections of fuel rods forming wel che fuel assemblies according to the invention.

Bei dem Brennstab 60 a von Fig. 8A ist ein Bereich ohne Brenn­ stoff, also ein Zwischenbereich innerhalb einer Hülle 50 vorge­ sehen, die mit Brennstoffpellets gefüllt ist. Der Zwischenbe­ reich hat eine vertikale Länge von etwa 5 cm und ist mit Graphit- Feststoff 51 gefüllt, der eine hohe Temperaturcharakteristik und eine niedrige Absorptionsfähigkeit für thermische Neutronen aufweist und als Moderator wirkt. Anstelle des Graphits 51 kann auch poröses (eine niedrige Dichte aufweisendes) Keramikmate­ rial verwendet werden, etwa Al2O3 oder ZrO2. Diese Keramik­ stoffe haben zwar eine geringere Moderator-Charakteristik, sind jedoch gegenüber Hitze sehr widerstandsfähig und absor­ bieren somit weniger thermische Neutronen. Antelle eines massiven Körpers aus Graphit, Al2O3 oder ZrO2 kann auch ein hohler Körper aus Graphit Al2O3, ZrO2 natürlichem Uran oder abgereichertem Uran zur Auffüllung des Zwischenbereichs ver­ wendet werden, wobei die hohlen Bereiche dieser Elemente wäh­ rend der Verwendung gasgefüllt sind.In the fuel rod 60 a of Fig. 8A, an area without fuel, that is, an intermediate area within a shell 50 is easily seen, which is filled with fuel pellets. The intermediate area has a vertical length of about 5 cm and is filled with graphite solid 51 , which has a high temperature characteristic and a low absorption capacity for thermal neutrons and acts as a moderator. Instead of graphite 51 , porous (low density) ceramic material can be used, such as Al 2 O 3 or ZrO 2 . These ceramics have a lower moderator characteristic, but are very resistant to heat and thus absorb less thermal neutrons. Instead of a solid body made of graphite, Al 2 O 3 or ZrO 2 , a hollow body made of graphite Al 2 O 3 , ZrO 2 natural uranium or depleted uranium can also be used to fill up the intermediate area, the hollow areas of these elements during the process Use are gas-filled.

Das wichtigste Merkmal der Zwischenbereiche muß sein, daß ihr Absorptionsvermögen für thermische Neutronen in der Endstufe der Reaktor-Arbeitsperiode kleiner ist als dasjenige der Brenn­ stoffbereiche, welche innerhalb der entsprechenden Hülle dem Zwischenbereich benachbart sind. Der Brennstoff benachbart dem Graphit 51 erzeugt Energie mit Sputzen mit jeweils einem Be­ reich von etwa 2 cm (Obergrenze 5 cm), was für die Güte des Brenn­ stoff nachteilig ist, so daß zwei Pellets 52 von je 2 cm und mit brennbaren Vergiftungsstoffen 52 a nur an Stellen nahe der Brennstabachse vorgesehen sind. Weil jedoch die äußeren Um­ fangsbereiche dieser Pellets 52 keine brennbaren Vergiftungs­ stoffe 52 a enthalten, ist die Energieveränderung über die Ar­ beitsperiode vergleichsweise gering. Wenn die Arbeitsperiode sich ihrer Endstufe nähert, sind die Absorptionsfähigkeiten der Vergiftungsstoffe 52 a vermindert und die Ausgangsleistung dieser Bereiche wesentlich erhöht, so daß zu diesem Zeitpunkt die gegenseitige Beziehung, d. h. der Bindungseffekt, zwischen den thermischen Neutronen und den Brennstoffbereichen, zwischen denen sich innerhalb der Hülle der Graphit befindet, gestei­ gert wird, womit die Überschuß-Reaktivität des Reaktorkerns beibehalten bleibt und der Reaktor seinen Arbeitszyklus für eine lange Zeitspanne aufrechterhalten kann. Üblicherweise nimmt die Überschuß-Reaktivität während der Endstufe der Be­ triebsperiode ab; bei dem Reaktorkern gemäß der Erfindung je­ doch steigt zu diesem Zeitpunkt des Beginns der Abnahme der Überschuß-Reaktivität der Bindungseffekt der den Graphit zwischen sich einschließenden Brennstoffbereiche infolge des Verschwindens der Vergiftungserscheinung durch die brennba­ ren Vergiftungsstoffe 52 a. Daraus folgt, daß die Überschuß- Reaktivität ansteigt, was einen wesentliches Merkmal der Erfin­ dung darstellt.The most important feature of the intermediate areas must be that their absorption capacity for thermal neutrons in the final stage of the reactor working period is smaller than that of the fuel areas which are adjacent to the intermediate area within the corresponding shell. The fuel adjacent to the graphite 51 generates energy with rinsing, each with a loading area of about 2 cm (upper limit 5 cm), which is disadvantageous for the quality of the fuel, so that two pellets 52 each of 2 cm and with combustible poisoning substances 52 a are only provided at locations near the fuel rod axis. However, because the outer circumferential areas of these pellets 52 do not contain any combustible poisoning substances 52 a , the energy change over the working period is comparatively small. When the working period approaches its final stage, the absorption capabilities of the poisoning substances 52 a are reduced and the output power of these areas is significantly increased, so that at this point the mutual relationship, ie the binding effect, between the thermal neutrons and the fuel areas between which within the Shell of the graphite is increased, which maintains the excess reactivity of the reactor core and the reactor can maintain its duty cycle for a long period of time. Usually the excess reactivity decreases during the final stage of the operating period; in the reactor core according to the invention per but the decrease in the excess reactivity increases at this time of the start of the binding effect of the graphite between them enclosing fuel areas due to the disappearance of the poisoning phenomenon by the inflammable ren poisoning substances 52 a. It follows that the excess reactivity increases, which is an essential feature of the inven tion.

Bei dem Brennstab 60 b von Fig. 8B wird ein Rohr 54 aus Zircaloy mit kleinem Querschnitt der Absorption thermischer Neutronen in die Hülle 50 eingeführt, und zwar anstelle des beim Brenn­ stab 60 a von Fig. 8A verwendeten Graphitkörpers. Der Zircaloy- Rohr 54 ist, wenn es im gasgefüllten Zustand verwendet wird, nicht abgedichtet, und wenn das Rohr mit ZrH2, Be oder BeO ge­ füllt ist, dann ergibt sich für das Rohr eine Speicherfüllung aus H2-Gas oder He-Gas. Bei diesem Brennstab 60 b sind kleine Pellets 55 als thermische Isolatoren Al2O3, ZrO2, abgereicher­ tes Uran oder dergleichen zwischen dem Zircaloy-Rohr 54 und den Brenstoff-Pellets 53 vorgesehen, um so die Güte des Brenn­ stoffs zu gewährleisten. Es ist erwünscht, wenn das Isolations- Pellet 55 aus einem Pellet aus Al2O3-Gd2O3 oder abgereichertem Uran UO2-Gd2O3 oder dergleichen beseht, und zwar jeweils da­ rin befindlichem brennbarem Vergiftungsstoff. Es ist auch wün­ schenswert, Pellets 52 mit brennbarem Vergiftungsstoff 52 a in die Brennstoff-Pellets einzubringen, die dem Zircaloy-Rohr 54 in Axialrichtung benachbart sind. Vorzugsweise soll die Länge der aus Pellets 52 bestehenden Zone etwa 2 cm (höchstens 5 cm) betragen, und zwar vom Ende des Brennstoff-Pellets aus, in wel­ ches das Pellet 52 eingesetzt ist. Fig. 8B zeigt ein ringför­ miges Brennstoff-Pellet 52, in das ein Gadolin-Erde enthalten­ des Pellet mit kleinem Durchmesser eingesetzt ist; nach einer Abwandlungsform kann jedoch auch die Gadolin-Erde vollständig in das ganze Pellet eingemischt sein.In the fuel rod 60 b of Fig. 8B, a tube 54 made of Zircaloy with a small cross section of the absorption of thermal neutrons is inserted into the shell 50 , instead of the graphite body used in the fuel rod 60 a of Fig. 8A. The Zircaloy tube 54 is not sealed when it is used in the gas-filled state, and if the tube is filled with ZrH 2 , Be or BeO, the storage filling for the tube is H 2 gas or He gas . In this fuel rod 60 b small pellets 55 are provided as thermal insulators Al 2 O 3 , ZrO 2 , depleted uranium or the like between the Zircaloy tube 54 and the fuel pellets 53 so as to ensure the quality of the fuel. It is desirable if the insulation pellet 55 is made of a pellet made of Al 2 O 3 -Gd 2 O 3 or depleted uranium UO 2 -Gd 2 O 3 or the like, in each case because of the combustible poisoning substance therein. It is also desirable to introduce pellets 52 with combustible poisoning material 52 a into the fuel pellets, which are adjacent to the Zircaloy tube 54 in the axial direction. Preferably, the length of the zone consisting of pellets 52 should be approximately 2 cm (at most 5 cm) from the end of the fuel pellet in which the pellet 52 is inserted. Fig. 8B shows a ring-shaped fuel pellet 52 , in which a gadolin soil containing the pellet with a small diameter is inserted; According to a modification, however, the gadolin soil can also be completely mixed into the whole pellet.

Bei dem Brennstab 60 c von Fig. 8C sind zwei Stopfen 57 im obe­ ren bzw. unteren Bereich der Hülle 50 angeordnet, die zwischen sich einen Hohlraum 56 begrenzen. Im oberen und unteren Be­ reich des Hohlraumes 56 befinden sich in der Hülle 55 Wasser­ einlässe 56 a und 56 b, die dazu dienen, den Moderator, also das Wasser, in das Innere der Hülle 50 einzuführen. Pellets 55 für die thermische Isolation sind, wie gezeichnet, an der Ober- bzw. Unterseite der Stopfen 57 vorgesehen, und oberhalb bzw. unterhalb der Pellets 55 befinden sich Pellets 52, welche den brennbaren Vergiftungsstoff 52 a erhalten.In the fuel rod 60 c of FIG. 8C, two plugs 57 are arranged in the upper or lower region of the shell 50 , which delimit a cavity 56 between them. In the upper and lower loading area of the cavity 56 there are 55 water inlets 56 a and 56 b in the shell, which serve to introduce the moderator, ie the water, into the interior of the shell 50 . Pellets 55 for thermal insulation are, as drawn, provided on the top and bottom of the plugs 57 , and above and below the pellets 55 are pellets 52 which receive the combustible poisoning material 52 a .

Bei dem Brennstab 60 d von Fig. 8D sind die in die Hülle 50 ein­ gefüllten Brennstoff-Pellets 53 durch einen Zwischenbereich in zwei vertikal übereinander befindliche Abschnitte unterteilt, wobei dieser Zwischenbereich dadurch erhalten wird, daß der brennbare Vergiftungsstoff dem Graphit (oder Al2O3, ZrO2 oder Al2O3-ZrO2) hinzugefügt wird.In the fuel rod 60 d of Fig. 8d which a filled fuel pellets separated by an intermediate area in two vertically superimposed located portions in the casing 50 53, wherein the intermediate portion is obtained in that the combustible poisoning material the graphite (or Al 2 O 3 , ZrO 2 or Al 2 O 3 -ZrO 2 ) is added.

Wie anhand von Ausführungsbeispielen erläutert wurde, ist bei der Erfindung der Reaktorkern, also die Brennstoffanordnung, so ausgebildet, daß das brennbare Gift in Zwischenbereichen und begrenzten Teilen der den Zwischenbereichen benachbarten Bereiche der Brennstoffanordnung untergebracht ist und daß der durch die Hinzugabe der Vergiftungsstoffe hervorgerufene Vergiftungseffekt zum Zeitpunkt der Endstufe des Reaktor-Ar­ beitszyklus ausgeschaltet wird, so daß der brennbare Vergiftungs­ stoff die thermischen Neutronen absorbiert und die gegenseitige Anziehung (Bindungseffekt) der Neutronen im Brennstoffbereich, der den den Vergiftungsstoff enthaltenden Zwischenbereich um­ gibt, unterdrückt, und zwar bei Annäherung an die Endstufe und selbst unter den Bedingungen hoher Temperatur und hoher Blasen­ bildung, womit eine unnötige Überschuß-Reaktivität während der Arbeitsperiode des Reaktors unterdrückt wird. Die Anordnung oder Hinzufügung des Vergiftungsstoffs in dem bzw. in den be­ schriebenen Bereich unterdrückt die Erzeugung einer Ausgangs­ leistungsamplitude (Leistungsspitze), was die Brauchbarkeit des Brennstoffs enthält.As was explained on the basis of exemplary embodiments, the invention of the reactor core, i.e. the fuel assembly, trained so that the combustible poison in intermediate areas and limited parts of those adjacent to the intermediate areas Areas of the fuel assembly is housed and that the one caused by the addition of the poisoning substances Poisoning effect at the time of the final stage of the reactor ar beitsycle is turned off, so that the combustible poisoning material absorbs the thermal neutrons and the mutual Attraction (binding effect) of neutrons in the fuel sector, around the intermediate area containing the poisoning substance there, suppressed, when approaching the power amplifier and even under the conditions of high temperature and high bubbles formation, which means an unnecessary excess reactivity during the Working period of the reactor is suppressed. The order or adding the poisoning substance in the or in the be written area suppresses the generation of an output power amplitude (peak power), which is the usability of the fuel contains.

Claims (12)

1. Leichtwasser-Reaktor-Kern mit einer Vielzahl von Brennstoffanordnungen, deren jede eine Anzahl von Brennstäben aufweist, und mit einer Mehrzahl von Steuerstä­ ben, die zum Absorbieren von Neutronen zwischen die Brenn­ stoffanordnungen einführbar sind, dadurch gekennzeichnet, daß jeder Brennstab (60 a) mit zumindest einem Zwischenbereich (51) versehen ist, der einen extrem verminderten Anteil an oder im wesentlichen kein spaltbares Kernmaterial enthält, derart, daß zumindest zwei Bereiche mit Anreicherung an spalt­ barem Kernmaterial entstehen, die im Reaktorkern vertikal übereinander angeordnet und durch den Ort des Zwischenbereichs (51) der Brennstäbe (60 a) voneinander getrennt sind.1. Light water reactor core with a plurality of fuel assemblies, each of which has a number of fuel rods, and with a plurality of control rods which can be inserted between the fuel assemblies for absorbing neutrons, characterized in that each fuel rod ( 60 a ) is provided with at least one intermediate region ( 51 ) which contains an extremely reduced proportion of or essentially no fissile core material, in such a way that at least two regions with enrichment of fissile core material are formed which are arranged vertically one above the other in the reactor core and by the location of the The intermediate region ( 51 ) of the fuel rods ( 60 a) are separated from one another. 2. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeich­ net, daß der Zwischenbereich sich an einer Stelle befindet, an welcher die effektiven Multiplikationsfaktoren der durch die Zwischenbereiche im Reaktorkern geteilten Berei­ che hohen Anteils an spaltbarem Kernmaterial im wesentlichen untereinander gleich sind, und zwar zum Zeitpunkt einer vermin­ derten Reaktor-Abschaltsicherheit während einer Arbeitsperio­ de des Leichtwasser-Reaktors.2. Reactor core according to claim 1, characterized net that the intermediate area is in one place on which the effective multiplication factors the area divided by the intermediate areas in the reactor core che high proportion of fissile core material essentially are identical to each other, namely at the time of a min increased reactor shutdown safety during a working period de of the light water reactor. 3. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß jeder der Zwischenbereiche eine axiale Spalt­ breite besitzt, die einerseits innerhalb eines Betrages liegt, der sich zwischen einer Diffusionslänge der thermischen Neu­ tronen und deren doppeltem Betrag bei Leistungsabgabebetrieb des Leichtwasser-Reaktors liegt und andererseits einem Wert ent­ spricht, der geringfügig größer ist als die Diffusionslänge der thermischen Neutronen während der kalten Abschaltphase des Reaktors.3. reactor core according to claim 1, characterized in that each of the intermediate areas has an axial gap broad, which is on the one hand within an amount, which is between a diffusion length of thermal new tronen and their double amount in power delivery operation of the light water reactor and on the other hand ent a value speaks that is slightly larger than the diffusion length of the  thermal neutrons during the cold shutdown phase of the Reactor. 4. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Zwischenbereich mit einem Feststoff-Modera­ tormaterial angefüllt ist.4. reactor core according to claim 1, characterized in that the intermediate area with a solid modera gate material is filled. 5. Reaktorkern nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß dem Moderatormaterial brennbarer Vergiftungsstoff zugesetzt ist, und zwar in einem solchen Ausmaß, daß der Ver­ giftungsstoff zum Zeitpunkt der Endstufe des Reaktorbetriebs im wesentlichen verbrannt ist.5. Reactor core according to claim 4, characterized in that the moderator material combustible poisoning material is added to such an extent that the Ver Toxic substance at the time of the final stage of the reactor operation is essentially burned. 6. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Zwischenbereich mit einem flüssigen Moderator­ material angefüllt ist.6. reactor core according to claim 1, characterized in that the intermediate area with a fluid moderator material is filled. 7. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Zwischenbereich mit Speichergasatmosphäre an­ gefüllt ist.7. reactor core according to claim 1, characterized in that the intermediate area with storage gas atmosphere is filled. 8. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Zwischenbereich mit einem Keramikmaterial ge­ füllt ist, das in der Endstufe des Reaktorbetriebs eine Neu­ tronenabsorption unterdrückt.8. reactor core according to claim 1, characterized in that the intermediate area ge with a ceramic material is filled, a new in the final stage of reactor operation suppressed tron absorption. 9. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß den Brennstoffpellets im Brennstab nahe benach­ bart dem Zwischenbereich ein Vergiftungsmaterial hinzugefügt ist, und zwar in einem solchen Ausmaß, daß in der Endstufe des Reaktorbetriebs das Vergiftungsmaterial im wesentlichen verbrannt ist. 9. reactor core according to claim 1, characterized in that the fuel pellets in the fuel rod near neigh must add poisoning material to the intermediate area to such an extent that in the final stage the reactor operation essentially the poisoning material is burned.   10. Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekennzeich­ net, daß die Zwischenräume der Brennstäbe einer Brennstoffanordnung in der gleichen Höhe bezüglich der Axial­ richtung angeordnet sind und eine Zwischenschicht der Brenn­ stoffanordnung bilden.10. Reactor core according to claim 1, characterized net that the spaces between the fuel rods one Fuel arrangement at the same height with respect to the axial direction are arranged and an intermediate layer of the focal form fabric arrangement. 11. Reaktorkern nach Anspruch 10, dadurch gekennzeich­ net, daß die Zwischenschichten der Brennstoffanord­ nungen innerhalb des Reaktorkerns in der gleichen Höhe angeord­ net sind.11. Reactor core according to claim 10, characterized net that the intermediate layers of fuel arrangement Arranged within the reactor core at the same height are not. 12. Reaktorkern nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Zwischenschichten der Brennstoffanordnungen zumindest teilweise in untereinander unterschiedlichen Höhen im Reaktorkern angeordnet sind.12. Reactor core according to claim 10, characterized in that that the intermediate layers of the fuel assemblies at least partially at different heights in the Reactor core are arranged.
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