DE4321468A1 - Plutoniumhaltige Brennelementkassette und Reaktorkern zur Verwendung einer solchen Kassette - Google Patents
Plutoniumhaltige Brennelementkassette und Reaktorkern zur Verwendung einer solchen KassetteInfo
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Description
Die Erfindung betrifft leichtwassergekühlte und -moderierte
Reaktoren und insbesondere Brennelementkassetten für solche
Reaktoren.
Die Wiederaufbereitung bestrahlter Brennelementkassetten
hat große Mengen an abgereichertem Uran und Plutonium
(worunter auch Plutonium mit einem geringen aus dem radio
aktiven Zerfall des Pu 241 herrührenden Gehalt an Americium
zu verstehen ist) verfügbar gemacht. Es ist seit langem
vorgeschlagen worden, durch Wiederaufbereitung bestrahlter
Brennelementkassetten gewonnenes Plutonium vermischt mit
Natururan oder abgereichertem Uran in Siedewasserreaktoren
(US-A-4 251 321) oder Druckwasserreaktoren (US-A-4 652 416)
in Brennstäben einzusetzen, die einen Bruchteil der Brenn
elementkassetten des Kernreaktors belegen, wobei die
anderen Stäbe im allgemeinen angereichertes Uran enthal
ten.
Die Unterschiede der Neutroneneigenschaften zwischen den
Isotopen des Plutoniums und denen des Urans machen die
einfache Ersetzung von mit U 235 angereichertem Uran
durch ein Uran-Plutonium-Gemisch unmöglich. Einige die
ser Unterschiede sind bereits in den oben erwähnten US-
Patenten dargelegt, auf die hier verwiesen wird. Außer
dem hat das durch Wiederaufbereitung gewonnene Plutonium
eine Isotopenzusammensetzung, die stark abhängt von der
Bestrahlungsdosis, die der Brennstoff erfahren hat (zum
Teil bestimmt durch die ursprüngliche Anreicherung), vom
Energiespektrum der Neutronen im Reaktor, in dem die
Bestrahlung stattgefunden hat und schließlich von der
Dauer des Aufenthalts im Reaktor, der nachfolgenden La
gerung, der Aufbereitung und der erneuten Beimengung in
die Brennstäbe.
Damit die Verwendung von plutoniumhaltigen Brennelement
kassetten wirtschaftlich ist, darf die Anwesenheit von
Brennelementkassetten mit einem Anteil an Natururan oder
abgereichertem Uran und Plutonium im Zustand von Misch
oxid nicht zu einer Verkürzung des Gleichgewichtszyklus
im Vergleich zu einem ausschließlich angereichertes Uran
verwendenden Reaktor führen. Außerdem darf die Anwesen
heit von U-Pu-Brennstoff den Reaktorbetrieb nicht beein
trächtigen; insbesondere darf sie nicht zu einer Ver
ringerung der Nominalleistung, insbesondere aufgrund einer
ungleichmäßigen Leistungsverteilung führen. Schließlich
darf die Verwendung von Plutonium auch nicht zu übermäßi
gen Komplikationen bei der Herstellung und Verwaltung
des Brennstoffs führen.
Um die zu überwindenden Schwierigkeiten deutlicher zu
zeigen, werden zunächst die wesentlichen Eigenschaften
des derzeit in größeren Mengen verfügbaren Plutoniums
dargestellt, das aus ursprünglich mit angereichertem Uran
beschickten Brennelementkassetten herrührt und etwa zwei
oder drei Jahre lang in einem Reaktor gewesen ist.
Das wiederaufbereitete Plutonium enthält nur noch sehr
wenig Spaltelemente und Uran. Es hat einen geringen Gehalt
an schwereren Elementen als Plutonium, insbesondere an
Americium 241. Eine repräsentative Isotopenverteilung
(in Gewichtsprozent) ist die folgende:
Pu 238 2,6%
Pu 239 53,4%
Pu 240 23,9%
Pu 241 11,7%
Pu 242 7,3%
Am 241 1,1%.
Pu 238 2,6%
Pu 239 53,4%
Pu 240 23,9%
Pu 241 11,7%
Pu 242 7,3%
Am 241 1,1%.
Die ungradzahligen Plutoniumisotope sind spaltbar. Die
gradzahligen Isotope absorbieren und stören somit die
Kettenreaktion. Doch sind Pu 238 und Pu 240 brütbar und
ergeben spaltbares Material, das anschließend an der Neu
tronenerzeugung teilnehmen kann.
Die verschiedenen spaltbaren und brütbaren Isotope des
Plutoniums haben Einfachquerschnitte, deren Abhängigkeit
von der Neutronenenergie von denen der entsprechenden
Uranisotope stark abweicht.
- - Die wirksamen mikroskopischen Absorptionsquerschnitte für thermische Neutronen (Energie unter 1 eV) sind für Pu größer als für U: Der Absorptionsquerschnitt ist für Pu 239 und Pu 241 ungefähr doppelt so groß wie für U 235; er ist für Pu 240 ungefähr hundertmal größer als U 238, was dazu führtdaß Pu 240 durch bevorzugte Neutronenab sorption die Erzeugung von Plutonium durch Umwandlung von U 238 verringert.
- - Der wirksame Spaltquerschnitt von U 235 nimmt im thermischen Bereich mit steigender Energie ab, wohingegen die Plutoniumisotope 239, 240 und 241 jeweils eine deut liche Resonanz bei 0,3 eV für Pu 239 und 241 und um 1 eV für Pu 240 zeigen.
- - Die wirksamen Spaltquerschnitte der ungradzahligen Plutoniumisotope im thermischen Bereich sind ungefähr dreimal so groß wie die von U 235.
Dadurch würde die einfache Verwendung von Mischoxiden
(U, Pu) in den Brennstäben einer Brennelementkassette
vom gegenwärtig benutzten Typ in leichtwassergekühlten
und -moderierten Reaktoren zu einer Leistungsspitze im
Randbereich führen, wo die Thermalisierung durch die An
wesenheit einer Wasserschicht am Anfang eines Funktions
zyklus verstärkt ist, was dazu zwingen würde, die Nominal
leistung zu verringern.
Es ist insbesondere versucht worden, dieses Problem dadurch
zu lösen, daß Brennelementkassetten gebildet wurden, in
denen die Randstäbe mit U 235 isotopenangereichertes Uran
und die Zentralstäbe abgereichertes Uran und Plutonium
enthalten (US-A-4 251 321). Es wurde auch vorgeschlagen
(US-A-4 652 416) Brennelementkassetten mit einem Randbe
reich, der aus Stäben mit angereichertem Uran besteht
und in dem der Neutronenfluß im wesentlichen termisch
ist und einem Zentralbereich zu bilden, der Plutonium
enthält und in dem der Wassergehalt verringert ist, so
daß die Neutronen dort eine höhere Energie haben.
Diese Lösungen haben verschiedene Nachteile. Sie führen
dazu, daß in einer Brennelementkassette einerseits an
gereichertes Uran enthaltende Stäbe und andererseits
plutoniumhaltige Stäbe angebracht werden. Sie sind schlecht
geeignet für die gleichzeitige Verwendung von Urankassetten
und Plutoniumkassetten in demselben Reaktorkern. Die Brenn
stoffherstellung ist jedoch wesentlich einfacher, wenn
nur einige der Kassetten unter den verschärften Sicherheits
bedingungen herzustellen sind, die aufgrund der hohen
Toxizität und Radioaktivität des Plutoniums erforderlich
sind.
Aufgabe der Erfindung ist insbesondere, eine plutonium
haltige Brennelementkassette anzugeben, die in einem leicht
wassergekühlten und -moderierten Reaktor verwendet werden
kann, die kein angereichertes Uran enthält, durch die
eine Kassette mit angereichertem Uran ersetzt werden kann
und die zusammen mit einer solchen Kassette in einem Kern
reaktor verwendet werden kann.
Zur Lösung der Aufgabe schlägt die Erfindung eine Brenn
elementkassette mit auf die Punkte eines regelmäßigen
Rasters verteilten Brennstäben vor (wobei die Brennstäbe
an gewissen Punkten fortgelassen sein können, um z. B.
die Anbringung von Führungsrohren oder Streben zu ermög
lichen), welche Brennstäbe verteilt sind auf:
- - eine Zentralgruppe, die aus Brennstäben mit einem ersten Plutoniumgehalt t1 besteht,
- - eine periphere Reihe von Brennstäben mit einem Plu toniumgehalt t2, der kleiner ist als t1 und
- - einer Gruppe von Eckbrennstäben mit einem Gehalt t3, der kleiner ist als t2,
wobei das Plutonium in Form von Mischoxid von Plutonium
und natürlichem oder abgereichertem Uran vorliegt, und
vorteilhafterweise für alle Brennstäbe dieselbe Isotopen
zusammensetzung hat.
Die Gehalte t1, t2 und t3 werden gewählt, um einen solchen
mittleren Gehalt t zu erzielen, daß die plutoniumhaltige
Kassette hinsichtlich der akzeptablen Aufenthaltsdauer
im Reaktor zu den ebenfalls benutzten Kassetten mit ange
reichertem Uran äquivalent ist.
Im Fall einer Kassette mit quadratischem Querschnitt um
fassen die Eckstäbe vorteilhafterweise nicht nur die vier
Stäbe in den Winkeln, sondern auch die beiden Randstäbe,
die an jedem Winkelstab angrenzen.
Diese Konzentrationsverteilung ermöglicht es, die von
den unterschiedlichen Stäben freigesetzte Leistung aus
zugleichen, trotz der Verringerung der Neutronenenergie,
die der Moderatoreffekt der Wasserschichten zwischen den
Brennelementkassetten im Reaktor bewirkt.
In einer Kassette, bei der gewisse Rasterpunkte keine
Stäbe enthalten und somit "Wasserlöcher" bilden, kann
es nützlich sein, den lokalen Überschuß der Neutronen
bremsung zu kompensieren. Dies ist insbesondere der Fall
bei Brennelementkassetten für Druckwasserreaktoren, deren
Gerüst Führungsrohre umfaßt, von denen einige nahe am
Rand der Kassette, z. B. vom Rand aus gezählt in der dritten
Reihe, liegen. Hier kann es nützlich sein, Stäbe mit dem
Gehalt t1 durch Stäbe mit Gehalt t2 in der zweiten Reihe
vom Rand aus zwischen der ersten Reihe und jedem Führungs
rohr zu ersetzen, das wenn es keine Stäbe zur Steuerung
oder zur Veränderung des Spektrums enthält, einen Bereich
intensiver Thermalisierung der Neutronen bildet.
Die Erfindung ist besser zu verstehen anhand der nachfol
genden Beschreibung einer speziellen Ausgestaltung, die
als nichteinschränkendes Beispiel dient und die dem Fall
einer Brennelementkassette für einen Druckwasserreaktor
mit thermischen Neutronen entspricht, deren Stäbe auf
ein quadratisches Raster von 17×17 Zellen verteilt sind.
Die Beschreibung bezieht sich auf die beigefügten Zeich
nungen, von denen:
Fig. 1 die Leistungsverteilung pro Brennstabkranz in
einer Kassette, deren Stäbe alle den gleichen
Plutoniumgehalt haben und in einer benachbarten
Kassette mit angereichertem Uran zeigt;
Fig. 2 in einer Draufsicht die Verteilung der Brennstäbe
einer Brennelementkassette auf drei Gruppen
mit mehreren Plutoniumgehalten zeigt;
Fig. 3 ähnlich der Fig. 1 die in den Brennstabkränzen
erhaltene Leistungsverteilung in einer Kassette
der in Fig. 2 gezeigten Art zeigt.
Bevor die Verteilung der Gehalte zwischen den unterschied
lichen Stäben einer Brennelementkassette bestimmt wird,
ist es sinnvoll, den mittleren Plutoniumgehalt t auszu
wählen, der einer Brennelementkassette zu geben ist, um
die Kompatibilität mit den ebenfalls im Reaktorkern be
nutzten Brennelementkassetten mit angereichertem Uran
sicherzustellen.
Im folgenden wird als Plutoniumgehalt t eines Brennstabs
das Verhältnis zwischen der Gesamtmasse (Pu+Am) im Misch
oxid und der Gesamtmasse der schweren Isotope (U+Pu+Am)
in Prozent bezeichnet. Mit t wird auch das Massenverhält
nis für den Fall einer vollständigen Kassette bezeichnet,
die auf die Punkte eines regelmäßigen Rasters verteilte
Brennstäbe umfaßt.
Durch experimentelle Daten konnte eine Beziehung aufge
stellt werden, die es ermöglicht, den Gehalt t zu bestim
men, der einem Uran 235-Gehalt T der Kassetten entspricht,
deren Stäbe ausschließlich angereichertes Uran enthalten,
unter Berücksichtigung eines Äquivalenzfaktors, der von
der Isotopenzusammensetzung des Plutoniums und dem Rest
gehalt des mit dem Plutonium verbundenen natürlichen oder
abgereicherten Urans an U 235 abhängt.
Es wird der besonders repräsentative Fall eines Druckwasser
reaktorkerns betrachtet, bei dem ein Viertel der Brennele
mentkassetten jedes Jahr ersetzt wird, wobei eine Kassette
von fünfen mit Plutonium angereichert ist.
In dem Fall daß:
- - die UO2-Kassetten ein Anreicherungsverhältnis T von 3,80% aufweisen,
- - der mittlere Abbrand der Kassetten bei der Entnahme 45 000 MWd pro Tonne beträgt,
- - das Plutonium aus der Wiederaufbereitung eines solchen Spaltmaterials aus angereichertem Uran herrührt, wobei zwischen dem Ende der Bestrahlung und der Wiederbeschickung fünf Jahre liegen,
- - wurde festgestellt, daß der mittlere Plutoniumgehalt t = 7,70% betragen muß, wenn dieses als Mischoxid mit abgereichertem Uran mit 0,225% U 235 verwendet wird.
Wie weiter oben angegeben, wäre die Leistungsverteilung
bei einer Brennelementkassette, deren Brennstäbe alle
den gleichen Massenanteil t an Plutonium hätten, sehr
ungleichmäßig. Die Fig. 1 zeigt als Beispiel die berechnete
Leistungsverteilung, die eine Brennelementkassette aufweisen
würde, deren Brennstäbe alle denselben Plutoniumatomgehalt
t von 7,70% haben, im Vergleich mit der einer benachbar
ten Brennelementkassette mit angereichertem UO2, für den
Fall, daß die Brennelementkassetten 17×17 Zellen und einen
herkömmlichen Aufbau haben, der z. B. den im Dokument
EP-A-0 187 578 oder dem entsprechenden Patent FR 84 18645
haben kann, auf die hiermit verwiesen wird. Man stellt
fest, daß die spezifische Leistung ein hohes Maximum im
ersten Kranz der Kassette vom Rand aus in der Nähe der
Wasserschicht 10 zwischen zwei Kassetten zeigt.
Ein entsprechendes Leistungsmaximum würde man auch für
Brennelementkassetten mit Brennstäben mit geringerer Plu
toniumanreicherung finden, in Verbindung mit Brennelement
kassetten, die niedriger angereichertes Uran enthalten
und für einen Reaktor bestimmt sind, bei dem jedes Jahr
ein Drittel des Kerns ausgetauscht wird.
Um die Unterschiede der spezifischen Leistung zwischen
den Kränzen zu verringern, sind die Stäbe auf drei Gruppen
mit unterschiedlichen Plutoniumgehalten aufgeteilt, die
so in Abhängigkeit von der Anzahl der Stäbe in jeder Gruppe
gewählt sind, daß der mittlere Gehalt der Brennelementkas
sette bei t = 7,70% liegt.
Befriedigende Ergebnisse wurden erhalten unter Verwendung:
- - einer zentralen Gruppe aus Brennstäben mit einem ersten Plutoniumgehalt t1 von z. B. 1,13t,
- - einer peripheren Reihe von Brennstäben mit einem Gehalt t2, der auf jeden Fall kleiner als der mittlere Gehalt t ist, z. B. von 0,73t, und
- - einer Gruppe von Eckstäben mit einem Gehalt t3, der kleiner als t2 ist, von z. B. 0,51t, um der intensi ven Thermalisierung in dem zwei Wasserschichten ge meinsamen Bereich Rechnung zu tragen.
Der Einfluß dieser Kreuzung zweier Wasserschichten macht
sich jenseits der vier Eckstäbe bemerkbar, es ist häufig
vorteilhaft, drei Stäbe in jeder Ecke vorzusehen, wie
in Fig. 2 dargestellt ist, in der die Plätze der Stäbe
mit dem Gehalt t1 schraffiert sind, die Plätze für Stäbe
mit dem Gehalt t2 gerastert sind und die Plätze für Stäbe
mit dem Gehalt t3 weiß gelassen sind. Der Mittelplatz
ist durch ein Instrumentenrohr belegt.
Die in Fig. 2 gezeigte Brennelementkassette umfaßt 24
Führungsrohre, die Wasserlöcher bilden, wenn sie nicht
durch einen Steuerstab oder im Fall eines Reaktors, der
geringfügig überthermisch gemacht werden kann, durch Stäbe
zur Veränderung des Energiespektrums belegt sind. Um der
gesteigerten Thermalisierung der Neutronen durch den kom
binierten Effekt der Wasserschichten und der Wasserlöcher
an den Plätzen zwischen den dem Rand am nächsten liegen
den Führungsrohren 12 und dem Umfang Rechnung zu tragen,
können die Stäbe mit Gehalt t1 an diesen Plätzen wie 14
durch Stäbe mit dem Gehalt t2 ersetzt werden. Auch an
den unmittelbar zu Plätzen von Stäben mit Gehalt t3 be
nachbarten Plätzen 16 können Stäbe mit Gehalt t2 angebracht
werden.
Man erhält so eine Brennelementkassette, deren spezifische
Leistung in jedem Kranz die in der Fig. 3 gezeigte ist
(die Zahl 1 bezeichnet den äußeren Brennstabkranz).
Man stellt fest, daß die Leistungsunterschiede wesentlich
kleiner als im Fall der Fig. 1 und akzeptabel sind.
Die erfindungsgemäßen Brennelementkassetten können regel
mäßig in einem Reaktor verteilt sein, wobei die Plätze
zwischen diesen Kassetten durch Kassetten mit angereicher
tem Uran belegt werden. Man kann insbesondere einen Kern
mit 20% Brennelementkassetten mit den oben angegebenen
Gehalten und 80% Brennelementkassetten mit angereichertem
Uran bilden, die ursprünglich kein Plutonium in merklicher
Menge enthalten. Es wird auch ein Kern mit einem Verhältnis
der Kassetten zueinander von 30% zu 70% in Betracht
gezogen.
Claims (7)
1. Brennelementkassette für leichtwassergekühlte und
-moderierte Kernreaktoren mit einem Bündel von Brenn
stäben, die Plutonium und natürliches oder abgereicher
tes Uran im Oxidzustand enthalten und auf die Punkte
eines regelmäßigen Rasters verteilt sind,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Stäbe verteilt sind auf:
- - eine Zentralgruppe, bestehend aus Stäben mit einem ersten Plutoniumgehalt t1,
- - einer peripheren Reihe von Stäben mit einem Plutonium gehalt t2, der kleiner ist als t1 und
- - einer Gruppe von Eckstäben mit einem Plutoniumgehalt t3, der kleiner ist als t2,
wobei Plutonium und Uran als Mischoxid vorliegen.
2. Brennelementkassette nach Anspruch 1,
dadurch gekennzeichnet,
daß das Uran und das Plutonium aller Stäbe jeweils
die gleiche Isotopenzusammensetzung haben.
3. Brennelementkassette nach Anspruch 1 oder 2, mit qua
dratischem Querschnitt,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Eckstäbe die vier Winkelstäbe und die zwei
peripheren Stäbe, die jeden Winkelstab umgeben, um
fassen.
4. Brennelementkassette nach Anspruch 1, 2 oder 3,
dadurch gekennzeichnet,
daß der Gehalt t2 kleiner als der mittlere Plutonium
gehalt t der Brennelementkassette ist.
5. Brennelementkassette nach Anspruch 4,
dadurch gekennzeichnet,
daß die Gehalte t1, t2 und t3 jeweils ungefähr gleich
1,13t, 0,73t und 0,51t sind, wobei t der mittlere Plu
toniumgehalt der Brennelementkassette ist.
6. Brennelementkassette nach einem der vorhergehenden
Ansprüche, mit einem Gerüst, das Führungsrohre auf
weist, von denen manche vom Rand aus gezählt in der
dritten Reihe angeordnet sind,
dadurch gekennzeichnet,
daß in der zweiten Reihe vom Rand aus zwischen der
ersten Reihe und jedem Führungsrohr Stäbe mit dem
Gehalt t1 durch Stäbe mit dem Gehalt t2 ersetzt sind.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR929207916A FR2693023B1 (fr) | 1992-06-26 | 1992-06-26 | Assemblage combustible contenant du plutonium et cÓoeur de réacteur utilisant un tel assemblage. |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE4321468A1 true DE4321468A1 (de) | 1994-02-10 |
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ID=9431266
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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DE4321468A Withdrawn DE4321468A1 (de) | 1992-06-26 | 1993-06-28 | Plutoniumhaltige Brennelementkassette und Reaktorkern zur Verwendung einer solchen Kassette |
Country Status (4)
Country | Link |
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JP (1) | JPH0666977A (de) |
BE (1) | BE1008202A3 (de) |
DE (1) | DE4321468A1 (de) |
FR (1) | FR2693023B1 (de) |
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FR2863097B1 (fr) * | 2003-11-27 | 2008-05-02 | Framatome Anp | Assemblage de combustible pour reacteur nucleaire a eau pressurisee contenant de l'uranium enrichi sans plutonium. |
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FR2286472A1 (fr) * | 1974-09-30 | 1976-04-23 | Commissariat Energie Atomique | Coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
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- 1992-06-26 FR FR929207916A patent/FR2693023B1/fr not_active Expired - Lifetime
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1993
- 1993-06-23 JP JP5151995A patent/JPH0666977A/ja active Pending
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