FI80539B - Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor. - Google Patents

Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor. Download PDF

Info

Publication number
FI80539B
FI80539B FI840360A FI840360A FI80539B FI 80539 B FI80539 B FI 80539B FI 840360 A FI840360 A FI 840360A FI 840360 A FI840360 A FI 840360A FI 80539 B FI80539 B FI 80539B
Authority
FI
Finland
Prior art keywords
rods
neutrons
fission
fuel
energy
Prior art date
Application number
FI840360A
Other languages
English (en)
Swedish (sv)
Other versions
FI840360A0 (fi
FI80539C (fi
FI840360A (fi
Inventor
Jean-Paul Millot
Original Assignee
Framatome & Cie
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 Framatome & Cie filed Critical Framatome & Cie
Priority to FI840360A priority Critical patent/FI80539C/fi
Publication of FI840360A0 publication Critical patent/FI840360A0/fi
Publication of FI840360A publication Critical patent/FI840360A/fi
Application granted granted Critical
Publication of FI80539B publication Critical patent/FI80539B/fi
Publication of FI80539C publication Critical patent/FI80539C/fi

Links

Classifications

    • 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

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Description

1 80539
Menetelmä kevytvesihidasteisen ja -jäähdytteisen ydinreaktorin käyttämiseksi
Keksinnön kohteena on menetelmä kevytvesihidastei-5 sen ja jäähdytteisen ydinreaktorin käyttämiseksi, joka reaktori käsittää sydämen, joka koostuu hidastukseen ja jäähdytykseen tarkoitettuun kevytveteen upotetuista polttoaine-elementeiksi, jotka vaihdetaan ainakin osaksi määrätyin aikavälien, jotka vastaavat reaktorin toimintajak-10 soja, jolloin jakson ensimmäisessä vaiheessa neutronien energiaspektrin muutossauvat, jotka ovat sydämeen tasaisesti jakaantuneina, pidetään sydämessä hidastimen tilavuuden ja fissiomateriaalin tilavuuden välisen suhteen pienentämiseksi ja neutronien energiaspektrin siirtämisek-15 si korkeampien energiapitoisuuksien suuntaan, ja jakson toisessa vaiheessa energiaspektrinmuutossauvat poistetaan toimimaan alhaisemman energiapitoisuuden omaavalla spektrillä. Keksinnön kohteena on myös menetelmässä käytetty ydinreaktori.
20 Tunnetun tyyppisissä kevytpainevesihidasteisissa ja -jäähdytteisissä ydinreaktoreissa syntyy fissioketju-reaktion käynnistysvaiheessa jakson alussa ylijäämäreak-tiivisuutta, jonka määrä riippuu ydinpolttoaineen rikas-tusasteesta, jota täytyy rajoittaa, jotta vältetään reak-25 tion "ryöstäytyminen". Tavanomaisina rajoituskeinoina käytetään yleensä neutroneja absorboivia myrkkyjä joko jäähdytysveteen liuotettuina tai kuluvina, toisin sanoen rajoitetun elinajan omaavina myrkkyinä, tai neutroneja absorboivia sauvoja, jotka sitten käytetään sydämen tehota-30 son säätämiseen.
Tällä tavalla hukataan energiaa, joka voitaisiin käyttää hyödyksi esimerkiksi fissiokelpoisen polttoaineen kuten plutoniumin aikaansaamiseen, jolloin uraanin tarve ja sen rikastuskustannukset pienenisivät.
35 Aikaisemmin on ehdotettu reaktion käynnistyksessä 2 80539 esiintyvän ylijäämäreaktiivisuuden käyttämistä hyväksi vähentämällä sydämen hidastin- ja jäähdytinaineen aikaansaamaa neutronien hidastuksen astetta, jolloin lähetetyt neutronit, joiden energia on tällöin suurempi, pääsevät 5 polttoaineen sisältämiin hyötöatomeihin saakka.
Kun hyötöaine absorboi nämä suurenergiset neutronit, se tulee fissiokelpoiseksi ja tällä tavoin saadaan ylimäärä polttoainetta, jolloin luonnonuraanin kulutus tulee paremmaksi.
10 Neutronispektrin siirtäminen suurempiin energioihin päin aikaansaatiin pienentämällä hidastimen tilavuutta, jolloin sen jarrutusvaikutus häiritsee mahdollisimman vähän nopeiden neutronien liikerataa. On tunnettua käyttää tähän hidastimen tilavuuden supistamiseen menetelmää, jos-15 sa polttoaineen eliniän alkuvaiheessa osa painevesikatti-lan jäähdyttimen ja hidastimen muodostavasta kevyestä vedestä korvataan tietyllä määrällä raskasta vettä. Kun raskaan veden hidastuskyky on suurempi kuin kevyen veden, reaktori saadaan tällöin toimimaan vahvistetussa spektris-20 sä, toisin sanoen spektrissä, jossa suurenergiset neutronit käytetään hyötöaineen, kuten U 238:n, muuntamiseen fissiokelpoiseksi aineeksi, kuten Pu 239:ksi. Näissä reaktoreissa lisättiin kevyen veden tilavuutta sitä mukaa kun polttoaine laiheni eli kun sen reaktiivisuus pieneni, ja 25 näin pienennettiin raskaan veden tilavuutta, jolloin hidastimen jarrutusvoima lisääntyi ja sen seurauksena spektri siirtyi pienempiin energioihin (termisiin neutroneihin) päin, jotta hidastintilavuuden suhde fissiokelpoisen aineen tilavuuteen olisi sopiva fissioketjureaktion jatkumi-30 seksi itsestään.
Tämä hidastintilavuuden muuttamistoimenpide ensin lisäämällä ja sitten poistamalla raskasta vettä nostaa huomattavasti kustannuksia raskaan veden itsensä hinnan vuoksi ja siksi, että siinä joudutaan järjestämään työläi-35 tä lisäkiertoja laimennus- ja talteenottovaiheita varten.
3 80539
Erästä toistakin menetelmää hidastintilavuuden muuttamiseksi painevesijäähdytteisissä ydinreaktoreissa on ehdotettu: siinä käytetään neutroneja läpäisevästä aineesta (zirkoniumlejeeringistä) valmistettuja sauvanippu-5 ja, jotka pannaan osaanpolttoaine-elementtien ohjausput-kia, jottei jäähdytys- ja hidastusaine pääse niihin.
Nämä spektrinsiirtosauva- tai puikkoniput pidetään työnnettyinä ohjausputkiin sydämen eliniän alkuvaiheen ajan, jolloin neutronit pääsevät absorboitumaan suur-10 energisinä hidastinaineen jarrutusvaikutuksen pienentyes sä. Reaktorin ollessa käynnissä nämä niput vedetään pois, niin että hidastin-jäähdytinaine pääsee tunkeutumaan ohjausputkiin, jolloin tapahtuu liukuminen pienempiin energioihin päin, jolloin reaktorin käynti jatkuu samanlaises-15 sa energiaspektrissä (termisten neutronien spektrissä) kuin tällä hetkellä tunnetuissa kevytvesitehoreaktoreissa.
Tällainen mekaaninen muuttaminen, päin vastoin kuin raskasvesi-kevytvesilaimennus, tuo kuitenkin mukanaan laitteiston kannalta varteen otettavia rasituksia. Tällöin 20 on tärkeätä aikaansaada mahdollisimman hyvä hyötöaineen muuntamisteho fissiokelpoiseksi aineeksi ylimääräisten laitteistokustannusten tasaamiseksi.
Lisäksi on muissa tarkasteltavina olevissa reaktoreissa nykyään tunnettua käyttää suurenergisten eli nopei-25 den neutronien spektriä sydämen koko toiminta-ajan, jol loin tämän sydämen muuntumiskerroin on suuri ja se tuottaa näin erittäin huomattavan määrän fissiokelpoista ainetta käytettäväksi uusissa polttoainelatauksissa. Tätä tarkoitusta varten hyötöainesauva- tai elementtiniput kiinnite-30 tään pysyvästi joko fissiokelpoista ainetta oleviin polt-toaine-elementteihin tai vähemmän pysyvästi fissiokelpoi-sen aineen muodostaman vyöhykkeen reunaosaan.
Edellä kuvatuista tunnetuista menetelmistä johtuu se seikka, että kaikki tutkimukset suuntautuvat neutronien 35 hyväksikäytön optimointiin, jotta nopeiden neutronien 4 80539 spektrissä vapautuneiden neutronien absorboiminen olisi mahdollisimman tuottavaa fissiokelpoiseksi aineeksi, kuten plutoniumiksi, muuntumisen kannalta. Mutta vaikka reaktorin spektrin eliniän alussa tapahtuvaan siirtämiseen liit-5 tyvillä tunnetuilla menetelmillä päästäänkin merkittäviin tuloksiin, plutoniumin tuotannon kannalta, joka kulutetaan reaktorin eliniän toisen osan aikana, jolloin se toimii termisten neutronien spektrissä, jäljelle jää kuitenkin vielä neutronitalouden kannalta huomattava rajoitus, joka 10 johtuu hitaiden neutronien paikallisesti synnyttämien ylimääräisten fissioitten lukumäärästä, reaktorin toimiessa nopeisiin neutroneihin päin siirretyssä spektrissä.
Tämän keksinnön tarkoituksena on poistaa edellä esitetyt haitat ja rajoitukset. Keksinnölle on tunnus-15 omaista, että spektrinmuutossauvat sisältävät hyötöainet-ta, joka absorboi hitaita eli alhaisen energian omaavia neutroneja, jotta saadaan paikallisesti aikaan neutronien energiaspektrin voimakas siirtyminen kohden korkeampia energiapitoisuuksia, mikä aiheuttaa hyötöpolttoaineen suu-20 remman konversion fissiopolttoaineeksi. Keksinnön mukaisella menetelmällä voidaan lisätä hyötöaineen muuntumista fissiokelpoiseksi aineeksi ja käyttää parhaimmalla tavalla hyödyksi sydämen neutronivuota.
Keksinnön mukaisesti valitaan absorboivaksi aineek-25 si sellainen aine, jolla saadaan aikaan fissioketjureak-tion käynnissäpitämisen kannalta ylimääräisten hitaiden neutronien absorboituminen.
Keksintöä ymmärretään paremmin seuraavan selityksen ja liitteenä olevien kuvioiden avulla.
30 Kuviot la, Ib, le esittävät vastaavasti neutroni- spektrien käyriä niiden energiasta riippuen, fissioainee-na käytettyjen U-235:n ja Pu-239:n fission efektiivisen vaikutusalan käyrää neutronien energiasta riippuen ja plutoniumiksi muuntumisasteen käyrää neutronien ener-35 giasta riippuen.
11 5 80539
Kuviossa 2 näkyy sarja käyriä, jotka kuvaavat polttoaineen fissioaineen laihentumista sydämen toimintajakson aikana käytetyissä eri energiaspektreissä.
Kuvio la esittää ketjureaktion käynnissäpitämiseen 5 tarvittavien neutronien populaatiota neutronien energiasta riippuen (ordinaatta kuvaa vuota, abskissa energiaa).
Käyrästä A nähdään nykyisentyyppisen painevesiydin-reaktorin sydämen muodostavien elementtien polttoainesau-vojen sisältämästä fissioaineesta lähtevien neutronien 10 spektri. Hidastin jarruttaa nopeita neutroneita ja havaitaan, että fissioketjureaktion käynnissäpitämiseen tarvittavien neutronien populaatio (tilavuusyksikköä kohti) muodostuu pääasiassa termisistä neutroneista, joiden energia on lähes 0,025eV, mikä on esitetty kaavamaisesti Ax :llä 15 kuviossa la.
Käyrä B kuvaa tunnetun tekniikan mukaisten reakto-reiden neutronien spektriä, joissa reaktoreissa neutronien jarrutusastetta pienennetään supistamalla hidastintila-vuutta, kuten kaavamaisesti on esitetty viitemerkillä D, 20 käyttämällä neutroneja läpäisevästä aineesta valmistettuja spektrinsiirtosauvoja. Neutronien energiasiirtymä on esitetty kaavamaisesti Bx:llä.
Tämä siirtyminen suurenergisempiin neutroneihin päin vastaa spektrin kovettumista, jolla voidaan parantaa 25 muuntumisastetta, kuten on esitetty B1 :llä kuviossa le, ja siitä johtuen saada enemmän plutoniumia, mikä supistaa fissioainemäärää, joka joudutaan käyttämään alkuperäisestä polttoaineesta.
Kuitenkin jos ketjureaktio pidetään käynnissä sa-30 manaikaisesti U-235-atomien fissiossa syntyvän Pu-239:n fissiolla, osa neutronipopulaatiosta termalisoituu. Tämä populaation osa termalisoituu siitä, syystä, että tietty määrä neutroneista, joiden energia on liian suuri, jotta ne absorboituisivat ja osallistuisivat hyötöaineen muun-35 tamiseen fissioaineeksi, hidastuu niiden kulkiessa hidas- 6 80539 tinaineen läpi. Tästä on seurauksena, että tämä hitaiden neutronien populaatio osoittautuu ylimääräiseksi silloin, kun polttoaineen reaktiivisuus on suuri ja kasvukertoimen pysyttämiseksi yhä samanlaisena joudutaan käyttämään edel-5 leen suurta määrää kuluvia myrkkyjä.
Käyrä C kuvaa tässä keksinnössä käytettyä neutroni-spektriä ja niiden energia on esitetty kaavamaisesti vii-temerkillä Cx.
Siihen tosiasiaan perustuen, että plutoniumin tuo-10 tanto riippuu muuntumissuhteesta, tässä keksinnössä ehdotetaan hitaiden ylijäämäneutronien määrän supistamista edelleen asettamalla niiden tielle laihaa uraanioksidia olevia sauvoja, jotta ne osallistuisivat omalta osaltaan paikallisesti näiden hitaiden neutronien absorboimiseen, 15 minkä vaikutuksesta vastaavasti kasvaa paikallisesti suu-rempienergisten neutronien suhteellinen osuus neutronien kokonaispopulaatiosta ja tästä johtuen spektri kovettuu edelleen, toisin sanoen saadaan aikaan suuremplenergisten neutronien aikaansaama fissio kuten kuviossa la on osoi-20 tettu viitemerkillä F.
Paikallinen kovettaminen panemalla laihaa uraani-oksidia olevia sauvoja väliaikaisesti polttoaine-element-teihin lisää tuntuvasti, kuten kuviossa le (kohdassa C1) on osoitettu, polttoaine-elementtien sisältämän uraa-25 ni-238:n muuttumista plutonium-239:ksi, sillä kun nämä sauvat ovat tasaisesti jakautuneina sydämeen, tapahtuu spektrin yleinen kovettuminen reaktorin sydämen alueella.
Lisäksi näiden sauvojen, jotka itse asetetaan alttiiksi nopeiden neutronien vuolle, vaikutuksesta muodostuu 30 lisämäärä plutonium-239, joka osallistuu fissioreaktion käynnissäpitämiseen, kun sauvat ovat työnnettyinä poltto-aine-elementteihin. Tätä plutonium-239:n muodostumista täydentää näiden sauvojen sisältämien U-235 -jäämien, jotka joutuvat alttiiksi absorboituneiden hitaiden neutronien 35 vaikutukselle, muuntuminen.
II
7 80539
Kuviossa 2 esitetyt käyrät kuvaavat erilaista lai-hentumista sydämessä, jonka polttoaineen aloitusrikastus-aste on sama, erilaisissa spektreissä, jotka on esitetty kuviossa la.
5 Käyrä A kuvaa 100 % teoreettista laihentumista sydämessä, joka toimii termisten neutronien spektrissä.
Käyrä B kuvaa saman sydämen laihentumista, mutta silloin kun spektrikovettuminen tapahtuu yksinomaan pienentämällä hidastintilavuutta (D) fissioprosessin ensim-10 mäisen osan aikana, zirkoniumlejeerinkiä olevien sauvanip-pujen avulla. Käyrän ensimmäinen osa vastaa ajanjaksoa, jona sauvat ovat työnnettyinä polttoaine-elementtien oh-jausputkiin, mikä selittää käyrän alussa näkyvän reaktiivisuuden pienenemisen.
15 Huomattakoon, kuten kuviosta Ib voidaan havaita, että spektrin kovettuminen tuo mukanaan U 235:n tehollisen vaikutusalan pienenemisen. Mutta koska muuntumissuhde kasvaa, muodostuu kuitenkin suurempi määrä Pu-239. Kuten kuviossa Ib on esitetty. Pu-239:n fission tehollinen vaiku-20 tusala on tarkastellulla energia-alueella olennaisesti korkeampi kuin U-235:n ja polttoaineen reaktiivisuus on tällöin yleisesti parempi.
Niinpä kuvion 2 käyrän B ensimmäisen osan reaktiivisuuden lasku on pienempi kuin käyrän A.
25 Kun lähestytään sitä reaktiivisuuden rajaa, jonka jälkeen kasvutekijät on vaarassa pudota ketjureaktion käynnissäpitämiseen tarvittavan arvon alapuolelle, jossa säteilevien neutronien lukumäärä ei enää riitä, otetaan sauvat pois ohjausputkista, kuten kohdassa G on osoitettu. 30 Kun sauvat otetaan pois, pääsee jäähdytin-hidastin- aine virtaamaan ohjausputkiin, jolloin jarrutusteho kasvaa ja neutronispektri pehmenee ja palautuu pienenergisiin neutroneihin. Tämä sauvojen poistaminen aiheuttaa reaktiivisuuden palautumista siitä syystä, että U 235:n Pu 239:n 35 fission tehollinen vaikutusala kasvaa, kuten kuviosta Ib voidaan havaita.
8 80539
Lisäksi ensimmäisen toimintavaiheen aikana syntyneen fissioaineen ansiosta saadaan, alkurikastusasteen pysyessä samana, fissioreaktio jatkumaan pitempään, kuten kohdassa H on osoitettu.
5 Käyrä C kuvaa saman sydämen laihentumista keksinnön mukaisessa menetelmässä.
Kun ohjausputkiin pannaan sauvoja, jotka muodostuvat zirkoniumlejeerinkikapseleiden sisältämistä laihaa uraanioksidia olevista tableteista, saadaan siis aikaan 10 hidastintilavuuden pieneneminen (kuten on esitetty viite-merkillä D kuviossa la) ja hitaiden neutronien absorboituminen, mikä aiheuttaa spektrin paikallisen kovettumisen.
Tällä toimenpiteellä saadaan siis neutronispektri siirtymään kokonaan (koska laihaa U02 olevat sauvat jakau-15 tuvat tasaisesti sydämen muodostaviin polttoaine-element-teihin) suurenergisten neutronien puolelle (kuten on esitetty viitemerkillä F kuviossa 1).
Lisäksi kun muuntumissuhde on korkeampi (kohta Cx kuviossa le), tuotetaan tässä vaiheessa suurempi määrä Pu 20 239, joka osallistuu siis fissioreaktion käynnissäpitämi- seen, mikä aiheuttaa sen, että jotta kasvukerroin saadaan pysymään fissioreaktion käynnissäpitämisen edellyttämässä arvossa, aloituspolttoaine laihentuu, kuten viitemerkillä C on osoitettu, hitaammin kuin termisessä spektrissä (käy-25 rä A) ja viitemerkillä B merkityssä spektrissä.
Kun sauvat poistetaan (kohta I, kuvio 2) spektri palautuu termisiin neutroneihin ja U 235:n ja Pu 239:n fission tehollisten vaikutusalojen kasvamisesta syntyvä reaktiivisuuden palautuminen käytetään, kuten viitemerkil-30 lä J on osoitettu.
Kuviota 2 tarkasteltaessa havaitaan laihaa uraani-oksidia olevien hidastimenestosauvojen käytön teho, kun uuden polttoaineen ylijäämäreaktiivisuus käytetään hyväksi ja vielä vaikutetaan tähän reaktiivisuuteen toiminnan ai-35 kana sauvojen ollessa sisääntyönnettyinä, ei haittaa ydin- 9 80539 reaktorin sydämen kokonaisneutronitaloutta.
On siis mahdollista aikaansaada olennaisesti suurempi säästö kuin käytettäessä neutroneja läpäiseviä sauvoja siirtämällä spektriä vielä enemmän, toisin sanoen 5 kovettamalla se paikallisesti, jolloin muuntumisaste kasvaa mahdollisimman paljon, mutta neutronitaloudellisuus säilyy kuitenkin, jolloin reaktorin toiminta ja ohjaaminen voidaan turvata koko jakson sen osan ajan, jolloin spektri on siirrettynä nopeiden neutronien puolelle.
10 Lisäksi plutonium-239:n tuotanto kasvaa ja se voi daan käyttää uudelleen polttoaineena tulevissa jaksoissa. Nämä sauvat eivät nimittäin osallistu enää ketjureaktioon, kun ne on poistettu, koska ne ovat sydämen yläpuolella olevissa laitteissa eivätkä ne niin ollen laihennu.
15 Keksintö ei rajoitu tässä kuvattuun suoritustapaan, jossa absorboivana aineena käytetään laihaa uraania. Voidaan käyttää muitakin absorboivia aineita, jotka joko sisältävät tai eivät sisällä hyötöainetta. Niinpä on mahdollista käyttää hyötöaineena plutonium-232, joka tuottaa 20 U-233:na olevaa fissioainetta.
Keksintö on sovellettavissa kaikkiin vesihidastei-siin reaktoreihin, joissa on neutronispektrinsiirtosauvo-ja.

Claims (8)

10 80539
1. Menetelmä kevetvesihidasteisen ja -jäähdytteisen ydinreaktorin käyttämiseksi, joka reaktori käsittää sydä- 5 men, joka koostuu hidastukseen ja jäähdytykseen tarkoitettuun kevytveteen upotetuista polttoaine-elementeistä, jotka vaihdetaan ainakin osaksi määrätyin aikavälein, jotka vastaavat reaktorin toimintajaksoja, jolloin jakson ensimmäisessä vaiheessa neutronien energiaspektrin muutossau-10 vat, jotka ovat sydämeen tasaisesti jakaantuneina, pidetään sydämessä hidastimen tilavuuden ja fissiomateriaalin tilavuuden välisen suhteen pienentämiseksi ja neutronien energiaspektrin siirtämiseksi korkeampien energiapitoisuuksien suuntaan, ja jakson toisessa vaiheessa energia-15 spektrinmuutossauvat poistetaan toimimaan alhaisemman energiapitoisuuden omaavalla spektrillä, tunnettu siitä, että spektrinmuutossauvat sisältävät hyötöainetta, joka absorboi hitaita eli alhaisen energian omaavia neutroneja, jotta saadaan paikallisesti aikaan neutronien 20 energiaspektrin voimakas siirtyminen kohden korkeampia energiapitoisuuksia, mikä aiheuttaa hyötöpolttoaineen suuremman konversion fissiopolttoaineeksi.
2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että spektrinmuutossauvojen absor- 25 hoivana aineena käytetään ainetta, jolla saadaan aikaan fissioketjureaktion ylläpitämisen kannalta ylimääräisten hitaiden neutronien absrorboituminen.
3. Patenttivaatimuksen 1 tai 2 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että spektrinmuutossauvat sisältä- 30 vät isotooppi 235 köyhää uraania tai toriumia.
4. Patenttivaatimuksen 3 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että spektrinmuutossauvat on sidottu nipuiksi sauvoja, jotka koostuvat laihaa uraanioksidia olevista tableteista, jotka on sijoitettu zirkoniumlejee- 35 rinkiä oleviin putkimaisiin kapseleihin. 11 80539
5. Jonkin edellisen patenttivaatimuksen mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että polttoaine-elementit sisältävät samanaikaisesti fissiomateriaalia ja hyötö-materiaalia ja että energiaspektrin siirtosauvat käsittä- 5 vät oleellisesti hyötömateriaalia, joka koostuu uraani 238:sta ja/tai toriumista.
6. Jonkin edellisen patenttivaatimuksen mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että energiaspektrin muutossauvat koostuvat sauvanipuista, jotka poistetaan 10 sydämestä toimintaan nähden jakson toisessa vaiheessa, vetämällä ne ulos polttoaine-elementteihin sovitetuista ohj ausputkista.
7. Kevytvesihidasteinen ja -jäähdytteinen ydinreaktori, joka käsittää sydämen, joka koostuu kevytveteen upo- 15 tetuista polttoaine-elementeistä, jolloin jokainen polttoaine-elementti sisältää fissiomateriaalia ja hyötömateriaalia ja on varustettu ohjausputkella; sauvanippuja, jotka on tarkoitettu absorboimaan neutroneja sydämen tehon säätämiseksi; ja sauvanippuja energiaspektrin muuttamiseksi, 20 joita nippuja voidaan siirtää reaktorin sisällä ainakin joitakin ohjausputkia pitkin, jotka putket ovat jakaantuneena sydämessä kahden aseman välillä, joista toisessa niput on sijoitettu sydämeen reaktion ensimmäisessä toimintavaiheessa siten, että neutronien energiaspektri 25 siirtyy kohden korkeampia energiapitoisuuksia hidastussuh-detta alennettaessa, ja toisessa sauvat sijaitsevat sydämen yläpuolelle sovitetuissa laitteissa, tunnettu siitä, että energiaspektrin muutossauvanippujen sauvat sisältävät hyötömateriaalia mahdollisesti fissiomateriaa-30 Iin jälkien kanssa energiaspektrin edelleen kovettamisen aikaansaamiseksi seurauksena hyötömateriaalin hitaiden neutronien voimistuneesta absorptiosta.
8. Patenttivaatimuksen 7 mukainen ydinreaktori, tunnettu siitä, että energiaspektrin muutossauva- 35 nippuihin sisältyvä hyötömateriaali on laihaa uraania tai toriumia. i2 80 539
FI840360A 1984-01-30 1984-01-30 Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor. FI80539C (fi)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FI840360A FI80539C (fi) 1984-01-30 1984-01-30 Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor.

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FI840360A FI80539C (fi) 1984-01-30 1984-01-30 Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor.
FI840360 1984-01-30

Publications (4)

Publication Number Publication Date
FI840360A0 FI840360A0 (fi) 1984-01-30
FI840360A FI840360A (fi) 1985-07-31
FI80539B true FI80539B (fi) 1990-02-28
FI80539C FI80539C (fi) 1990-06-11

Family

ID=8518453

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
FI840360A FI80539C (fi) 1984-01-30 1984-01-30 Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor.

Country Status (1)

Country Link
FI (1) FI80539C (fi)

Also Published As

Publication number Publication date
FI840360A0 (fi) 1984-01-30
FI80539C (fi) 1990-06-11
FI840360A (fi) 1985-07-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US3799839A (en) Reactivity and power distribution control of nuclear reactor
JP2511581B2 (ja) 沸騰水型原子炉炉心及び沸騰水型原子炉
US4251321A (en) Nuclear reactor utilizing plutonium
US3105030A (en) Fuel element for a neutronic reactor
US4663110A (en) Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
FI85921B (fi) Foerfarande foer anvaendning av en spektralskiftskaernreaktor och en kaernreaktor, i vilken anvaends vatten undantraengande knippen.
US4255236A (en) Reactor and fuel assembly design for improved fuel utilization in liquid moderated thermal reactors
FI80539B (fi) Foerfarande foer drift av en medelst laettvatten modererad och avkyld kaernreaktor.
KR910001980B1 (ko) 경수형 감속 및 냉각 원자로 작동 방법 및 장치
JP2017534864A (ja) 原子力沸騰水型原子炉のための燃料集合体
US3142624A (en) Nuclear reactor and method of operating same
US4293380A (en) Reactor and fuel assembly design for improved fuel utilization in liquid moderated thermal reactors
EP0329985B1 (en) Nuclear reactor operating method with extended life cycle
RU2601558C1 (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов
FI71624C (fi) Saett att utbyta braensle i en laettvattenkokarreaktor.
RU2690840C1 (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора в замкнутом ториевом топливном цикле
Saji et al. Control rod worth in high conversion PWR
Garcia-Delgado Design of an economically optimum PWR reload core for a 36-month cycle
Koonen et al. Fuel characteristics needed for optimal operation of the BR2 reactor
KR100237136B1 (ko) 저 기포반응도용 candu 핵연료 다발
Liem et al. Design study of graphite moderated gas-cooled high flux reactor
Bigham et al. Slowing-down Spectra in ZEEP, ZED-2 and PTR
JPH07159565A (ja) 圧力管型原子炉
JPS61292590A (ja) 原子炉
JPS63208790A (ja) 圧力管型原子炉とその原子炉の運転方法

Legal Events

Date Code Title Description
MM Patent lapsed
MM Patent lapsed

Owner name: FRAMATOME ET COMPAGNIE