FI65682C - Saett att utbyta braensle i en kaernreaktor - Google Patents

Saett att utbyta braensle i en kaernreaktor Download PDF

Info

Publication number
FI65682C
FI65682C FI791719A FI791719A FI65682C FI 65682 C FI65682 C FI 65682C FI 791719 A FI791719 A FI 791719A FI 791719 A FI791719 A FI 791719A FI 65682 C FI65682 C FI 65682C
Authority
FI
Finland
Prior art keywords
fuel
fuel rod
rod bundle
rods
bundle
Prior art date
Application number
FI791719A
Other languages
English (en)
Other versions
FI65682B (fi
FI791719A (fi
Inventor
Sture Helmersson
Per Lindgren
Original Assignee
Asea Atom Ab
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Publication of FI791719A publication Critical patent/FI791719A/fi
Application granted granted Critical
Publication of FI65682B publication Critical patent/FI65682B/fi
Publication of FI65682C publication Critical patent/FI65682C/fi

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

I. ITI r_, KUULUTUSjULKAISU /r/OO
M (11) utlAggn INGSSKRI FT 65 6 O 2 •S® (4¾ Patent cs-Jdelat ^ ^ (51) K*.lk?/totci.3 G 21 C 19/00 SUOMI —FINLAND (11) 791719 (22) HikamltpCIvt — An*6knlngidif 29.05*79 (23) Aikupaivt—GiKi(h*t*d«g 29.05.79 (41) Tullut |ulklMk<l — Bllvlt off«rtH| Q2 ] 2 79 ja rekisterihallitus N«h«vto»*noo kuuL|u|^„ pvm.- * *Q,
Patent· och registerstyteisen Amokan uttagd och utUkrifun publkerad 29.02. OH
(32)(33)(31) Pyydetty «tuoikauf —Bafird pHorkac 01 .06.78 P.uotsi-Sverige(SE) 7806H29~2 (71) Aktiebolaget Asea-Atom, Box 53, S-721 04 Västeräs 1, Ruotsi-Sverige(SE) (72) Sture Helmersson, Kolbäck, Per Lindgren, Västeräs, Ruotsi-Sverige(SE) (7A) Berggren Oy Ab (5*0 Menetelmä ydinreaktorin polttoaineen vaihtamiseksi - Sätt att utbyta bränsle i en kärnreaktor
Ydinreaktorin sydän sisältää normaalisti useita satoja polttoaine-sauvanippuja. Kukin polttoainesauvanippu koostuu useista polttoaine-sauvoista. Kiehutusreaktoreissa käytetään niin ollen usein polttoainesauvanippu ja , jotka sisältävät 8x8 polttoainesauvaa, joskus 0x6, 7x7 tai 9x9 polttoainesauvaa, ja painevesireaktoreissa usein polttoainesauvanippuja, jotka sisältävät 15 x 15, 16 x 16 tai 17 x 17 polttoainesauvaa. Joku tai muutamat näistä polttoainesau-voista voidaan myös korvata inerteilla sauvoilla tai putkilla, joilla on muu tehtävä kuin energian tuotanto. Kukin polttoainesauva sisältää suuren määrän polttoainepatruunoja, jotka on pinottu päällekkäin kapseliputkeen, joka normaalisti on tehty zirkaloysta. Polttoaine-sauvat on kussakin polttoainesauvanipussa sovitettu pohja- ja ylä-levyn väliin, johon määrätyt polttoainesauvat, ns. kantavat poltto-ainesauvat, on kiinnitetty. Polttoainesauvanippua ympäröi kiehutusreaktoreissa vaippaputki, joka on normaalisti tehty zirkaloysta. Vaipan sisällä polttoainesauvoja pidetään halutun välimatkan päässä toisistaan sivusuunnassa välitukien avulla, jotka on sijoitettu sopivin välein pystysuunnassa.
2 65682
Kun palama reaktorissa on päässyt niin pitkälle, että pienin hyväksyttävä reaktiivisuusmarginaali on saavutettu, suoritetaan osittainen uudelleenlataus. Punnitsemalla sopivalla tavalla toisaalta miten paljon polttoainetta on korvattava ja toisaalta korvauspoltto-aineen rikastus saadaan reaktiivisuushyppäys, joka sallii määrätyn energian oton seuraavaan polttoaineen vaihtoon saakka. Kiehutusreak-torin osittaisessa uudelleenlatauksessa voidaan esim. vaihtaa 1/5 polttoaineesta kunakin käyttövuotena (tai joka toisena muuna sopivana käyttöjaksona) toisen käyttövuoden lopusta lähtien. Tämä merkitsee sitä, että esimerkkitapauksessa polttoaine on sydämessä 5 vuoden ajan jatkuvuustilassa, mutta että sitä osaa polttoainetta, joka vaihdetaan alkuvaiheen aikana, käytetään lyhyemmän ajan, 3-4 vuotta.
Polttoaineen vaihto on tähän asti aina tapahtunut siten, että polt-toainesauvanippu on otettu sydämestä sekä että syntyneeseen tyhjään tilaan on sijoitettu polttoainesauvanippuja, joissa on uutta polttoainetta, tavallisesti sen jälkeen kun sydämessä jäljellä olevat polttoainesauvaniput on sopivasti sijoitettu uudelleen. Polttoaine-sauvanippujen uudelleensijoitus suoritetaan, jotta reaktori saisi optimaalisen tehon jakauman ytimessä ja optimaalisen reaktiivisuuden. Reaktorin ytimestä pois otetut polttoainesauvaniput on sen jälkeen toimitettu käsittelyyn jäljellä olevan, käyttökelpoisen, halkeavan aineen talteenottoa varten.
Esillä oleva keksintö perustuu siihen havaintoon, että polttoaine-kustannuksissa voidaan saavuttaa hyvin suuria säästöjä kokoamalla uusia polttoainesauvanippuja käyttämällä hyväksi polttoainesauvoja loppuun palaneista polttoainesauvanipuista ja käyttämällä näin koottuja polttoainesauvanippuja vielä yhden tai parin käyttöjakson aikana reaktorissa. Saavutettava säästö polttoainekustannuksissa nousee useihin miljooniin markkoihin vuodessa kutakin reaktoria kohti.
Esillä olevan keksinnön kohteena on tarkemmin sanottuna menetelmä polttoaineen vaihtamiseksi ydinreaktorissa, jonka sydän sisältää useita polttoainesauvanippuja, jotka koostuvat useista polttoaine-sauvoista. Keksinnön mukainen menetelmä on tunnettu siitä, että ainakin yksi loppuun palanut polttoalnesauvanippu korvataan polttoai-nesauvanipulla, joka ainakin osaksi kootaan reaktorissa loppuun palaneista polttoainesauvanipuista otetuilla polttoainesauvoilla, jolloin halkeavan aineen keskipitoisuus näin kootussa polttoaine- 3 65682 sauvanipussa on suurempi kuin halkeavan aineen keskipitoisuus siinä polttoainesauvanipussa, joka korvataan kootulla polttoainesauvani-pulla reaktorissa.
Kevytvesikiehutusreaktoreissa, jotka käyttävät uraanidioksidia ja mahdollisesti plutoniumdioksidia polttoaineena, uuden polttoainesau-vanipun kokoonpanossa käytettävän loppuun palaneen polttoainesauva-nipun U 235, Pu 239 ja Pu 241 muodossa olevan halkeavan aineen enim-mäispitoisuus on edullisesti 1,75 % polttoaineen sisältämän uraanin ja mahdollisen plutoniumin alkupainosta. Mainitun halkeavan aineen pitoisuus ei kuitenkaan saa olla pienempi kuin 1,20 % mainitusta alkupainosta. Jotta keksintöä voitaisiin käyttää sen koko laajuudessa, on tällä tavoin tapahtuvassa polttoaineen vaihdossa useita kymmeniä loppuun palaneita polttoainesauvanippuja reaktorissa korvattava mainitulla tavalla kootuilla polttoainesauvanipuilla.
Uuden kootun polttoainesauvanipun polttoaineen optimaalista hyväksikäyttöä varten eri polttoainesauvat sijoitetaan siten, että uuden kootun polttoainesauvanipun sisäinen tehomuotokerroin, ts. tehon suurimman paikallisen arvon ja sen keskiarvon vaakasuorana leikkauksena polttoainesauvanipun läpi osamäärä on vähintään 1,20 ja edullisesti 1,30-1,50.
Kun uusia polttoainesauvanippuja ryhdytään kokoamaan loppuun palaneista polttoainesauvanipuista keksinnön mukaisesti, menetellään edullisesti siten, että joitakin polttoainesauvoja otetaan reaktorissa loppuun palaneesta polttoainesauvanipusta ja että ensimmäiseen polttoainesauvanippuun sijoitetaan polttoainesauvoja yhdestä tai useista muista loppuun palaneista polttoainesauvanipuista, jolloin viimeksi mainituilla polttoainesauvoilla on suurempi halkeavan aineen keskipitoisuus kuin ensin mainitusta polttoainesauvanipusta otetuilla. Samalla voidaan sijoittaa uudelleen polttoainesauvoja, jotka ovat jääneet siihen polttoainesauvanippuun, josta polttoaine-sauvoja otetaan, niin että polttoainesauvanipussa saavutetaan optimaalinen tehon jakauma. Uutta polttoainesauvanippua koottaessa on sopivaa jättää ensimmäiseen polttoainesauvanippuun sellaiset polttoainesauvat, jotka toimivat kantavina elementteinä tässä polttoaine-sauvanipussa. Polttoainesauvanippuun jätetään edullisesti myös väli-tuet, välituen pidinsauva sekä ylä- ja pohjalevyt.
4 65682
Keksinnön erään suoritusmuodon mukaisesti sijoitetaan uutta poltto-ainesauvanippua koottaessa vedellä täytettyjä putkia polttoainesau-vojen sijasta joihinkin polttoainesauva-asemiin polttoainesauvani-pussa tai nämä asemat jätetään tyhjiksi myöhempää vedellä täyttöä varten. Kuten seuraavassa lähemmin selitetään, tällainen toimenpide voi vaikuttaa polttoaineen palamiseen edullisella tavalla.
Uuden polttoainesauvanipun kokoamisen yhteydessä voidaan edelleen yhden tai useiden polttoainesauvojen sijasta sijoittaa joihinkin polttoainesauva-asemiin polttoainesauvanipussa sauvoja tai putkia, jotka sisältävät palavaa neutroniabsorbaattorlainetta, esim. gadoli-niumia, booria tai samariumia jaettuna sopivaan kantoaineeseen kuten uraanidioksidiin, zirkaloyhin tai teräkseen. Tällä tavoin voidaan saada aikaan vahvistettu reaktiivisuussäätö käyttöjakson alkuosan aikana ja samalla saada käyttöjakson lopulla samantapainen edullinen vaikutus kuin vedellä täytetyllä putkella.
Keksinnön toisen suoritusmuodon mukaan keksintöä sovellettaessa pystysuorilla polttoainesauvoilla varustettuihin reaktoreihin sovitetaan uutta poittoainesauvanippua koottaessa ainakin osa polttoai-nesauvoista, edullisesti keskellä sijaitsevat, ne päät ylös käännettyinä, jotka aiemman käytön aikana reaktorissa olivat alaspäin käännettyinä. Kiehutusreaktorissa sydämen yläosan suuri höyrykupla-pitoisuus aiheuttaa sen, että neutronivuo pienenee ja niin ollen halkeava aine kuluu hitaammin kuin alempana sijaitsevissa osissa.
Sen tähden on mahdollista lisätä energian ottoa kiehutusreaktorista siten, että uusia polttoainesauvanippuja selitetyllä tavalla koottaessa loppuun palaneista polttoainesauvanipuista otetut käytetyt polttoainesauvat käännetään, kun ne sijoitetaan uusiin polttoaine-sauvanippuihin. Tämä suoritusmuoto tarjoaa etuja mm. painevesireaktoreille, koska jäähdytysaineella on tiheysgradientti polttoainesau-vojen pituussuunnassa.
Keksintöä selitetään lähemmin kuvaamalla suoritusesimerkkiä viitaten oheiseen piirustukseen, jossa kuvio 1 esittää vaakaleikkauksena kevytvesikiehutusreaktorin sydämen osaa, kuvio 2 esittää poittoainesauvanippua kuvion 1 mukaisessa reaktorin sydämessä, jossa nipussa U 235:n muodostaman halkeavan aineen alkupitoisuus on ilmoitettu jokaista siihen kuuluvaa polttoainesauvaa varten, kuvio 3 esittää samaa poittoainesauvanippua 3 käyttövuoden jälkeen, jolloin siinä 6 5 6 8 2 on ilmoitettu U 235:n muodostaman sekä Pu 239:n ja Pu 241:n yhteismäärän muodostaman halkeavan aineen pitoisuus, kuvio 4 esittää uutta polttoainesauvanippua, joka on valmistettu kuvion 3 mukaisesta polttoainesauvanipusta ottamalla siitä tietty määrä polttoainesau-voja, jotka on merkitty kuviossa 5, ja sijoittamalla tähän poltto-ainesauvoja, jotka on otettu samanlaisesta polttoainenipusta kuin kuviossa 3 esitetty ja jotka on merkitty kuviossa 6, ja kuvio 7 esittää polttoainesauvanippua, joka sisältää vedellä täytettyjä putkia polttoainesauvojen sijasta määrätyissä asemissa.
Kuviossa 1 esitetään pieni osa vaakaleikkauksesta, joka on tehty pystysuoria polttoainesauvanippuja käyttävän kiehutusreaktorin sydämestä. Leikkaus sisältää 9 kokonaista polttoainesauvanippua 10. Polttoainesauvanippujen kokonaismäärä kokonaisessa poikkileikkauksessa on useita satoja. Kukin polttoainesauvanippu, esim. 10a, koostuu 64 polttoainesauvasta 11 neliömäisessä hilassa. Polttoainesauvanippu on suljettu vaippaputkeen 12, joka on tehty zirkaloy-4:stä ja jolla on neliömäinen poikkileikkaus. Sauvoja pidetään paikoillaan esittämättä jätetyillä välituilla, jotka on sijoitettu samalla jaolla samoin esittämättä jätettyjen pohja- ja ylälevyjen väliin polttoainesauvanipulla. Kukin polttoainesauva koostuu useista uraa-nidioksidipolttoainepatruunoista, jotka on pinottu päällekkäin ja koteloitu putkeen 13, joka on tehty zirkaloy-2:sta. Polttoainesauvojen välisten tilojen 14 läpi vaippaputkessa virtaa jäähdytysvettä, joka esimerkkitapauksessa on kevyttä vettä. Polttoainesauvanippujen välisten välien 15a ja 15b läpi virtaa myös samanlaista jäähdytys-ainetta. Ne välit 15b, joihin voidaan sijoittaa säätösauvoja 16, ovat leveämmät kuin ne välit 15a, joissa säätösauvoja ei ole. Poikkileikkaus sisältää myös neutronilähteitä 17 sekä neutronidetektore-ja 18. Kuten alussa mainittiin, voi yksi tai useita polttoainesauvo-ja olla korvattu energiaa tuottamattomalla sauvalla. Niinpä voisi esim. sauva 19 olla korvattu umpinaisella tai vedellä täytetyllä zirkaloy-2-sauvalla. Polttoainesauvat 20, 21, 22 ja 23 on kiinnitetty ylä- ja pöhjalevyihin polttoainesauvanipussa.
Polttoainesauvojen keskinäisen välin määräävät ensisijaisesti reak-torifysikaaliset vaatimukset optimaaliseen neutronitalouteen ja sydämen neutronimonistusominaisuuksiin nähden. Sauvojen välin valinnassa otetaan myös huomioon polttoainesauvanippujen välisissä väleissä olevan ylimääräisen veden vaikutus, mikä on hyvin tärkeä 6 65682 neutronivuon paikallisen vaihtelun kannalta. Tämä vesi johtaa paikallisesti kohoneeseen neutronivuohon, niin että vesivälien kohdalla sijaitsevat polttoainesauvat tulevat voimakkaammin kuormitetuiksi kuin muut polttoainesauvat. Jotta tehon jakauma polttoainesauvani-pussa tasoitettaisiin mahdollisimman hyvin, käytetään polttoainesau-voja, joissa on erilainen rikastus halkeavaa ainetta, esimerkkitapauksessa U 235, eri asemissa polttoainesauvanipussa. Kuvio 2 esittää esimerkin polttoainesauvanipusta, jolloin eri polttoainesauvo-jen U 235-alkupitoisuudet on ilmaistu prosentteina polttoaineen (uraanidioksidin) sisältämän uraanin alkupainosta. (jatkossa mainitut prosentit tarkoittavat myös prosentteja polttoaineen sisältämän uraanin alkupainosta). Keskirikastus on 2,32 %. Polttoainesauvanip-pua koottaessa käytettiin neljää eri rikastuspitoisuutta, nimittäin 1,18 %, 1,85 %, 2,50 % ja 3,07 %. Kuvion selventämiseksi itse poltto-ainesauvoja ei ole merkitty vaan vain niiden rikastuspitoisuutta.
Kuvio 3 esittää saman polttoainesauvanipun 3 käyttövuoden jälkeen. Ylempi numero, jota on merkitty 24:llä, kussakin ruudussa osoittaa U 235 rikastuspitoisuutta %:eina ja alempi numero, jota on merkitty 25:llä, osoittaa yhteenlasketun Pu 239 ja Pu 241 rikastuspitoisuuden %:eina kussakin polttoainesauvanipun polttoainesauvassa. Plutoniumia on muodostunut käytön aikana kaappaamalla nopeita neutroneja U 238:aan. Aiemmin mainittu suurempi neutronivuo ja niin ollen suurempi teho vesivälien 15a ja 15b kohdalla olevissa sauvoissa on, kuten havaitaan, aiheuttanut sen, että halkeava aine, pääasiassa U 235, Pu 239 ja Pu 241, kuluu nopeammin tässä kuin polttoainesauvanipun keskiosissa. Tämä vahvistaa aikaa myöten alussa käytettyä rikastus jakaumaa ja polttoainesauvanipun teho tasoittuu, mikä periaatteessa on hyväksi. U 235:n keskipitoisuus, joka alussa oli 2,32 %, on 3 vuoden käytön jälkeen 0,96 % ja Pu 239:n (0,44 %) ja Pu 241:n (0,07 %) yhteenlasketun määrän keskipitoisuus on 0,51 %. Yhden U 235-ytimen ja yhden Pu-ytimen halkeaminen antaa suunnilleen saman energiasaaliin. Halkeavan aineen määrä on siis pienentynyt noin 60 %:in alkumäärästä. Jäljellä oleva halkeava aine on myös jakautunut toisella tavalla polttoainesauvanippuihin kuuluviin polttoaine-sauvoihin. Tähän asti käytetyn tekniikan mukaisesti on kuvion 3 mukaiset polttoainesauvaniput kokonaisuudessaan toimitettu käsittelyyn halkeavan aineen talteenottoa varten.
Esillä olevan keksinnön mukaisesti sitä vastoin esim. kuviossa 3 7 65682 esitettyä tyyppiä olevien palavien polttoainesauvanippujen polttoainesauvoja käytetään uusien polttoainesauvanippujen kokoamiseen. Kuviossa 4 esitetään eräs esimerkki tällaisesta polttoainesauvani-pusta. Tämä on koottu kahdesta polttoainenipusta, jotka ovat olleet käytössä 3 vuotta ja joissa kummassakin on kuviossa 3 esitetty rikas tus jakauma . Tällaisesta polttoainesauvanipusta on poistettu kuviossa 5 ristillä merkityt polttoainesauvat, 24 kpl, joita on merkitty numeroin 31-54, sekä kuviossa 6 renkailla merkityt polttoaine-sauvat, joita on merkitty numeroin 61-84, toisesta polttoainesauvanipusta sijoitettu siihen tavalla, joka käy ilmi numeromerkinnöistä polttoainesauvoilla, niin että on saatu kuvion 4 mukainen polttoainesauvanippu. Tietysti on mahdollista siirtää polttoainesauvoja kuvion 5 mukaisessa polttoainesauvanipussa merkittyjen polttoaine-sauvojen poiston jälkeen, ennen kuin polttoainesauvat kuvion 6 polttoainenipusta sijoitetaan sisään. Kuvion 4 mukaista uutta polttoai-nesauvanippua koottaessa on kuvion 5 mukaisen polttoainesauvojen korvaus pääosaksi tapahtunut korvaamalla sellaiset sauvat, jotka sijaitsevat lähinnä leveitä vesivälejä 15b ja joissa halkeavan aineen rikastus on alhaisin. Vaihto on aiheuttanut sen, että halkeavan aineen keskipitoisuus, joka on ollut 0,96 % U 235:n kohdalla ja 0,51 % Pu 239:n ja Pu 241:n kohdalla yhteensä kuvion 3 mukaisissa polttoainesauvoissa, on kohonnut 1,26 %:in U 235:n osalta ja 0,53 %:in Pu 239:n ja Pu 241:n osalta yhteensä. Kuvion 4 mukaisen poltto-ainesauvanipun sisäinen tehomuotokerroin on 1,40. Kuvion 4 mukaista polttoainesauvanippua voidaan käyttää vielä 1-2 käyttövuoden aikana, mikä alentaa huomattavasti reaktorin polttoainekustannuksia.
Sydämen neutronimonistusominaisuudet ovat hyvin riippuvaiset veden ja polttoaineen välisestä tilavuussuhteesta. Optimaalinen suhde siirtyy, sitä mukaa kun polttoaine palaa loppuun ja sen ainekoostumus sen mukana muuttuu. Koska teknisen rajan, miten pitkälle palamaa voidaan viedä, määrää piste, jossa polttoaineen osuus sydämen neut-ronimonistukseen muodostuu liian pieneksi, on optimaalinen tilavuus-suhde tärkeä. Tilavuussuhdetta vesi/polttoaine voidaan suurentaa vaihtamalla yksi tai useita polttoainesauvoja polttoainesauvanipun keskiosissa vedellä täytettyihin putkiin. Tämä pienentää tietysti halkeavan aineen määrää, mutta mahdollisuudet käyttää hyväksi jäljellä olevaa ainetta paranevat huomattavasti ja kompensoivat paremmin kuin hyvin ainehäviön. Kuviossa 7 esitetään, miten kuvion 4 mukaisen polttoainesauvanipun polttoainesauvoja on korvattu vedellä 65682 täytetyillä putkilla, joita on merkitty tyhjin ruuduin 55, 56, 57 ja 58 polttoainesauvanipun keskiosissa. Yksi tai useita näistä voidaan korvata sauvalla tai sauvoilla, jotka sisältävät palavaa neut-roniabsorbaattoria, esim. gadoliniumia jakaantuneena uraanidioksi-diin tai zirkaloyhin kantoaineena.
Käytettäessä aiemmin mainittua keksinnön suoritusmuotoa, jossa ainakin osa loppuun palaneista polttoainesauvanipuista otetuista poltto-ainesauvoista uusia polttoainesauvanippuja koottaessa käännetään, niin että ne osat, jotka loppuun palaneissa polttcainesauvanipuissa ovat olleet alaspäin käännettyinä, käännetään uudessa polttoainesauvn-nipussa ylöspäin, voivat esim. kaikki polttoainesauvat, jotka eivät ole kantavia eivätkä sijaitse vesivälien 15a ja 15b kohdalla, olla käännettyinä mainitulla tavalla. Menetelmä merkitsee erityisiä etuja, kun sitä käytetään polttoainesauvoihin polttoainesauvanipun keskiosissa .
Keksintöä on selitetty erityisesti sovellettuna kevytvesikiehutus-reaktoriin. Sitä voidaan kuitenkin myös käyttää raskasvesikiehutus-reaktoreihin ja painevesireaktoreihin sekä muihin reaktoreihin, joissa polttoaine on sovitettu polttoainesauvanipuiksi.

Claims (3)

9 65682
1. Sätt att i en kärnreaktor med en härd innehällande ett flertal bränslestavknippen (10), vilka är uppbyggda av ett flertal bränsle-stavar (11) , utbyta bränsle, kännetecknat av att ätmins-tone ett utbränt bränslestavknippe ersättes med ett bränslestav-knippe, som ätminstone delvis sammansättes av bränslestavar (31-54, 61-84) frän i en reaktor utbrända bränslestavknippen, varvid medel-halten klyvbart material i det sä sammansatta bränslestavknippet är högre än medelhalten klyvbart material i det bränslestavknippe, som ersättes med det sammansatta bränslestavknippet.
1. Menetelmä polttoaineen vaihtamiseksi ydinreaktorissa, jonka sydän sisältää useita polttoainesauvanippuja (10), jotka koostuvat useista polttoainesauvoista (11), tunnettu siitä, että ainakin yksi loppuun palanut polttoainesauvanippu korvataan polttoaine-sauvanipulla, joka ainakin osaksi kootaan reaktorissa loppuun palaneista polttoainesauvanipuista otetuilla polttoainesauvoilla (31-54, 61-84), jolloin halkeavan aineen keskipitoisuus näin kootussa polt-toainesauvanipussa on suurempi kuin halkeavan aineen keskipitoisuus siinä polttoainesauvanipussa, joka korvataan kootulla polttoainesau-vanipulla.
2. Sätt enligt patentkravet 1, kännetecknat av att vid sammansättningen av ett bränslestavknippe för en lättvattenko-karreaktor med urandioxid och eventuell plutoniumdioxid som bränsle användes utbrända bränslestavknippen med en maximal halt klyvbart material i form av U 235, Pu 239 och Pu 241 av 1,75 % av begynnelse-vikten uran och eventuell plutonium i bränslet.
2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että koottaessa polttoainesauvanippua kevytvesikiehutusreaktoria varten, joka käyttää uraanidioksidia ja mahdollisesti plutonium-dioksidia polttoaineena, käytetään loppuun palaneita polttoainesauvanippuja, joiden U 235:n, Pu 239:n ja Pu 241:n muodossa olevan halkeavan aineen enimmäispitoisuus on 1,75 % polttoaineen sisältämän uraanin ja mahdollisen plutoniumin alkupainosta.
3. Patenttivaatimuksen 1 tai 2 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että polttoainesauvanippua koottaessa reaktorissa loppuun palaneiden polttoainesauvanippujen polttoainesauvoista otetaan osa polttoainesauvoja (31-54) loppuun palaneesta polttoainesauvanipusta ja sijoitetaan tähän polttoainesauva.iippuun yhden tai useiden muiden loppuun palaneiden polttoainesauvanippujen polttoainesauvoja (61-84), joilla on suurempi keskipitoisuus halkeavaa ainetta kuin ensimmäisestä polttoainesauvanipusta otetuilla polttoainesauvoilla.
4. Patenttivaatimuksen 3 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että otettaessa polttoainesauvoja (31-54) ensimmäisestä polttoainesauvanipusta ja sijoitettaessa siihen muita polttoainesauvoja säilytetään ensimmäisessä polttoainesauvanipussa ne polttoainesauvat (20-23), jotka toimivat kantavina elementteinä ensimmäisessä polttoainesauvanipussa .
5. Patenttivaatimuksen 3 tai 4 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että otettaessa polttoainesauvoja (31-54) ensimmäisestä polt— toainesauvanipusta ja sijoitettaessa siihen muita polttoainesauvoja säilytetään välituet, välituen pidinsauva sekä ylä- ja pohjalevyt ensimmäisessä polttoainesauvanipussa. 10 65682
6. Jonkin patenttivaatimuksen 1-5 mukainen menetelmä, tunnet-t u siitä, että koottaessa polttoainesauvanippua reaktorissa loppuun palaneiden polttoainesauvanippujen polttoainesauvoista sijoitetaan joihinkin polttoainesauvanipun polttoainesauvojen asemiin (55-58) vedellä täytettyjä putkia polttoainesauvojen sijasta tai nämä asemat jätetään tyhjiksi.
7. Jonkin patenttivaatimuksen 1-6 mukainen menetelmä, tunnet- t u siitä, että koottaessa polttoainesauvanippua, jossa on pystysuorat polttoainesauvat, tällaisessa reaktorissa loppuun palaneiden polttoainesauvanippujen polttoainesauvoista (31-54, 61-84) ainakin osa polttoainesauvoista sovitetaan ne päät ylöspäin käännettyinä, jotka aiemman käytön aikana reaktorissa ovat olleet alaspäin käännettyinä.
3. Sätt enligt patentkravet 1 eller 2, kännetecknat av att vid sammansättningen av ett bränslestavknippe av bränslestavarna frän i en reaktor utbrända bränslestavknippen tages en del bränsle-stavar (31-54) ut ur ett utbränt bränslestavknippe och införes i detta bränslestavknippe bränslestavar (61-84) frän ett eller flera andra utbrända bränslestavknippen, vilka sistnämnda bränslestavar har en högre medelhalt klyvbart material än de bränslestavar, som tagits ut ur det första bränslestavknippet.
FI791719A 1978-06-01 1979-05-29 Saett att utbyta braensle i en kaernreaktor FI65682C (fi)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE7806429 1978-06-01
SE7806429A SE411973B (sv) 1978-06-01 1978-06-01 Sett att utbyta brensle i en kernreaktor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
FI791719A FI791719A (fi) 1979-12-02
FI65682B FI65682B (fi) 1984-02-29
FI65682C true FI65682C (fi) 1984-06-11

Family

ID=20335097

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FI791719A FI65682C (fi) 1978-06-01 1979-05-29 Saett att utbyta braensle i en kaernreaktor

Country Status (8)

Country Link
US (1) US4302289A (fi)
JP (1) JPS54156989A (fi)
CH (1) CH646006A5 (fi)
DE (1) DE2920304A1 (fi)
ES (1) ES481168A1 (fi)
FI (1) FI65682C (fi)
IT (1) IT1118734B (fi)
SE (1) SE411973B (fi)

Families Citing this family (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56117766U (fi) * 1980-02-07 1981-09-09
JPS56125689A (en) * 1980-03-07 1981-10-02 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel assembly
SE424241B (sv) * 1980-11-03 1982-07-05 Asea Atom Ab Sett att utbyta brensle i en lettvattenkokarreaktor
DE3202009A1 (de) * 1982-01-22 1983-08-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim "verfahren zum ent- und beladen eines kernreaktors und brennelement insbesondere fuer ein solches verfahren"
FR2565396B1 (fr) * 1984-05-30 1989-06-30 Framatome Sa Procede d'exploitation d'un reacteur a eau legere et a variation de spectre
US4793963A (en) * 1985-03-26 1988-12-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod cluster interchange system and method for nuclear fuel assemblies
US4716011A (en) * 1985-10-09 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly bottom nozzle with one-way coolant flow valve
FR2590068B1 (fr) * 1985-11-08 1987-12-11 Novatome Procede de recyclage de pastilles de combustible nucleaire precedemment irradiees dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2606201B1 (fr) * 1986-11-03 1988-12-02 Electricite De France Procede de gestion du coeur d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee
SE463284B (sv) * 1986-12-01 1990-10-29 Asea Atom Ab Saett foer drift av en kokvattenreaktor daer efter en driftsperiod en del styrstavar utbytes mot styrstavar med hoegre styrstavsvaerde
FR2733623B1 (fr) * 1995-04-28 1997-07-04 Framatome Sa Procede de reconstitution d'assemblage de combustible nucleaire partiellement epuise
US5822388A (en) * 1996-11-15 1998-10-13 Combustion Engineering Inc. MOX fuel arrangement for nuclear core
US6862329B1 (en) * 2003-10-06 2005-03-01 Global Nuclear Fuel-Americas Llc In-cycle shuffle
DE102007047636A1 (de) 2007-10-04 2009-04-09 Dakor Melamin Imprägnierungen Gmbh Verfahren zum Herstellen einer abriebfesten Folie und nach diesem Verfahren herstellbare Finishfolie

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE560742A (fi) * 1956-09-21
US3336201A (en) * 1965-02-16 1967-08-15 Gen Electric Canada Dual fuel cycle for nuclear reactors
DE2236780A1 (de) * 1972-07-26 1974-02-07 Siemens Ag Verfahren zum errichten und betreiben von mindestens zwei kernreaktoren
DE2815200C3 (de) * 1977-05-09 1980-06-26 Combustion Engineering, Inc., Windsor, Conn. (V.St.A.) Aus Brennstoffbaugruppen bestehender Kern eines Kernreaktors zur Leistungserzeugung und Verfahren zu seinem Betrieb

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6327673B2 (fi) 1988-06-03
IT7968176A0 (it) 1979-05-31
FI65682B (fi) 1984-02-29
FI791719A (fi) 1979-12-02
SE7806429L (sv) 1979-12-02
US4302289A (en) 1981-11-24
CH646006A5 (de) 1984-10-31
IT1118734B (it) 1986-03-03
DE2920304A1 (de) 1979-12-13
DE2920304C2 (fi) 1988-12-08
ES481168A1 (es) 1980-04-01
SE411973B (sv) 1980-02-11
JPS54156989A (en) 1979-12-11

Similar Documents

Publication Publication Date Title
FI65682C (fi) Saett att utbyta braensle i en kaernreaktor
KR880002043B1 (ko) 기계적인 스펙트럼 변경로용 디스플레이서봉
EP0379947B2 (en) Fuel rod for use in a nuclear fuel assembly
TW317636B (fi)
CN105139900B (zh) 一种采用铒可燃毒物的24个月换料堆芯装载方法
US4111747A (en) Packed rod neutron shield for fast nuclear reactors
ES2533056T3 (es) Procedimiento de gobierno de un reactor nuclear de agua a presión durante un seguimiento de carga
FR2535508B1 (fr) Reacteur nucleaire a rendement ameliore
JP6503188B2 (ja) 原子炉炉心及び燃料集合体装荷方法
FI71624C (fi) Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor.
JPH05509167A (ja) 二レベル炉心を有する蒸気冷却原子炉
EP0180775B1 (en) Symmetric blanket nuclear fuel assembly
KR101524798B1 (ko) 고정형 핵연료 통과 이동형 핵연료 통을 구비한 가압 경수형 원전의 핵연료 집합체
CN113795893A (zh) 用于压水反应堆的核燃料组件和包含这种组件的核反应堆堆芯
US5207979A (en) Nuclear fuel assemblies and reactor cores including them
JP2007086078A (ja) 核燃料集合体
EP0514215B1 (en) Part length rod placement in boiling water reactor fuel assembly for reactivity control
JPH07119822B2 (ja) 軽水沸とう型原子炉の運転方法
EP0369305A1 (en) Fuel assembly containing fuel rods having standardized-length burnable absorber integral with fuel pellets and method of customizing fuel assembly
RU2198439C2 (ru) Тепловыделяющая сборка для ядерного энергетического реактора с водяным теплоносителем под давлением
JP6621610B2 (ja) 沸騰水型原子炉の初装荷炉心
EP0389219B1 (en) Nuclear fuel assemblies and reactor cores including them
DK169531B1 (da) Kernereaktor
JP2023058274A (ja) 燃料集合体及び原子炉の炉心
JPS61175594A (ja) 原子燃料集合体の貯蔵法

Legal Events

Date Code Title Description
MM Patent lapsed
MM Patent lapsed

Owner name: AKTIEBOLAGET ASEA-ATOM