FI85921B - Foerfarande foer anvaendning av en spektralskiftskaernreaktor och en kaernreaktor, i vilken anvaends vatten undantraengande knippen. - Google Patents

Description

1 85921

Menetelmä spektrisäätöydinreaktorin käyttämiseksi ja vettä syrjäyttäviä nippuja käyttävä ydinreaktori

Keksintö liittyy kevytvesihidastettuihin ja -jääh-5 dytettyihin ydinreaktoreihin ja menetelmään tällaisen reaktorin käyttämiseksi sekvenssillä, joka käsittää ennen käyttövaihetta neutronien energiaspektrillä, joka on oleellisesti terminen, ensimmäisen vaiheen "karkaistulla" neutronien energiaspektrillä niin kauan kuin ydinpolttoaineen 10 reaktiivisuus on korkea.

FR-patenttijulkaisu 2 535 509 kuvaa menetelmää kevytvesihidastetun ja -jäähdytetyn ydinreaktorin käyttämiseksi, joka sisältää ytimen, joka on muodostettu polt-toainesovitelmista, jotka on otettu kevyeeseen veteen, 15 jotka ainakin osittain korvataan aika ajoin (vastaten reaktorin käyttöjaksoja). Tankoja, joiden materiaali absorboi matalaenergiaisia neutroneja, tuodaan ytimeen neutronien energiaspektrin muuttamiseksi jakson ensimmäisessä vaiheessa hidastintilavuuden ja halkeavan ma-20 teriaalin tilavuuden välisen suhteen vähentämiseksi sydämessä jo neutronien energiaspektrin siirtämiseksi kohti korkeampia energioita. Spektrisäätösauvat poistetaan jakson toisen vaiheen aikana.

Spektrisäätösauvojen materiaali sisältää hyötö-25 ytimiä, jotka voidaan muuttaa halkeaviksi ytimiksi • neutronien vaikutuksen alaisena, joka materiaali voi ;"· · olla U-235 laihennettua uraanioksidia.

: Halkeavan uraanin 238 ytimien neutronien vangit- . .·. seminen synnyttää plutoniumia, joka voidaan erottaa 30 spektrisäätösauvojen uudelleenkäsittelyllä. Koska sauvat ovat reaktorin ytimessä ainoastaan jakson ensimmäisen vaiheen aikana ja ne sitten poistetaan reaktorin ylempään sisäosaan, niiden keskimääräinen säteilytys purkamisen aikana, joka seuraa käyttöjaksoa, on pal-35 jon pienempi kuin polttoainesovitelmien. Tämän seurauksena ....: sauvojen sisältämä plutonium on laadultaan huomattavasti • * 2 85921 parempaa kuin polttoaineesta saatu. Tätä edustaa korkeampi määrä ainetta Pu 239 ja alhaisempi määrä isotooppeja, joita kutsutaan "pääteisotoopeiksi", ts. Pu 241 ja Pu 242. FR-patenttijulkaisussa 2 535 509 kuvattu käyttömenetelmä 5 voi tämän johdosta aiheuttaa lisäkasvua, koska kemiallisen erotuslaitoksen rakenne aiheuttaa huomattavasti vähemmän teknisiä ja taloudellisia ongelmia kuin isotooppien erotuslaitoksen rakenne.

Thoriumin käyttö hyötömateriaalina laihennetun 10 uraanin sijasta aiheuttaa oleellisesti samat ongelmat, koska neutroniabsorption yhteydessä thorium 232 tuottaa uraania 233, joka on myös halkeava ja voidaan erottaa thoriumista kemiallisella erotuksella.

Keksinnön kohteena on vähentää niiden spektrisää-15 töreaktorien käyttöön liittyvää lisäkasvuriskiä, jotka käyttävät sauvoja, jotka sisältävät hyötömateriaalia hidastavan veden määrän vähentämiseksi ytimessä käyttö-jakson ensimmäisen vaiheen aikana vaikuttamatta haitallisesti neutroneihin.

20 Pitäen tämä kohde mielessä, on muodostettu FR-pa tentti julkaisussa 2 535 509 kuvatun kaltainen menetelmä, jossa spektrisäätösauvojen höytömateriaali sisältää thoriumin ja laihennetun uraanin seoksen, tyypillisesti uraanin osuuden koko uraanin ja thoriumin määrään ol-25 lessa 2-20 paino-%.

• : : Käytännössä laihennettu uraani saadaan useasti käytetyn ydinpolttoaineen uudelleenkäsittelyllä, jon-;·. ka U 235 jäännöspitoisuus on noin 0,2 %, kun taas polt- . toainesovitelmaan sisältyvä materiaali on uraania, joka - - 30 on rikastettu uraanin 235 osalta 4,2 paino-%:iin. Osa uraanista 235 voidaan korvata plutoniumilla, jotta mahdollistetaan uraanin käyttö, jonka U 235 pitoisuus ’ ‘ on ainoastaan hivenen suurempi kuin sen luonnollinen '·’ ' pitoisuus. Uraani ja thorium täytyy alunperin sekoittaa 35 sauvoissa, jotta tehdään mahdottomaksi niiden fysikaa-....: linen erottaminen. Tämä tulos voidaan saavuttaa 3 85921 käyttämällä pellettejä, jotka on saatu sintraamalla alkuperäinen uraani- ja thoriumoksidien seos.

Koska uraani 238 ja thorium sekoitetaan, ei ole mahdollista erottaa kemiallisesti halkeavaa uraanin iso-5 tooppia 233 säteilytetystä hyötömateriaalista. Koska plutoniumin 238 itsesuojaus spektrisäätösauvoissa on huomattavasti pienempi, kun sauvojen uraanipitoisuus on alhaisempi, plutonium, joka on saatu tyypillisen säteilytys-tason jälkeen, on laadultaan alhaisempaa johtuen ainei-10 den Pu 240 ja Pu 242 lisääntyneestä osuudesta. Yleisesti on riittävää vähentää hyötömateriaalin laihennetun uraanin pitoisuutta noin 10 %:iin. Kuitenkin jos halutaan edelleen heikentää plutoniumin laatua, pitoisuus voidaan heikentää alhaisemmille tasoille esimerkiksi 15 5 %:iin asti tai jopa alemmaksi. Pitoisuudelle 5 % uraa nin 233 osuus suhteessa jäännösuraaniin 238 pysyy laadultaan riittävän pienenä ollakseen aiheuttamatta lisä-kasvuongelmia .

Keksinnön mukaisesti on myös aikaansaatu reakto-20 ri juuri määritellyn menetelmän toteuttamiseksi. Tässä reaktorissa spektrisäätösauvat on kukin muodostettu nipusta tankoja, jotka ovat siirrettävissä polttoaineso-vitelman ohjausputkissa kunkin tangon sisältäessä hyö-tömateriaalia, joka on muodostettu U 235 laihennetun 25 uraanin ja thoriumin seoksesta laihennetun uraanin pi- * : toisuuden ollessa alle 20 %. Laihennetun uraanin pitoi- suus valitaan riippuvaisesti eri parametreistä erityisesti säteilytystasosta ennen spektrisäätösauvojen pois-. tamista tangoissa käytetyn uraanin laihennusmäärästä ja - - 30 halutusta plutoniumin huonontamisesta.

Keksintö ymmärretään paremmin seuraavasta erityisen suoritusmuodon kuvauksesta annettuna esimerkki-[ ’ nä ja vertailusta, joka suoritetaan tekniikan tason v 1 kanssa.

35 Keksintöä kuvataan sovellettuna painevesiydin- reaktoriin, jolla voi olla FR-patenttijulkaisussa · · • » • m 4 85921 2 535 508 kuvattu yleinen rakenne. Tällaisen reaktorin sydän koostuu peräkkäisistä polttoainesovitelmista, jotka lepäävät alemmalla sydänlaatalla ja joiden päälle on asennettu ylemmät sisäosat. Kukin polttoainesovitelma 5 käsittää nipun polttoainetankoja, jotka on sijoitettu erilleen ja jaettu säännölliseen ryhmään, joka voi olla neliömäinen tai kolmiomainen. Ensimmäisessä tapauksessa sovitelmalla on yleisesti neliömäinen poikkileikkaus, toisessa tapauksessa 8-kulmainen poikkileikkaus. Joihin-10 kin ryhmän solmukohdissa polttoainetangot on korvattu ohjausputkilla, jotka liukuvasti vastaanottavat tangot, jotka kuuluvat joko säätönippuihin tai spektrisäätönip-puihin kunkin nipun muodostaessa "tangon". Niput ovat siirrettävissä, asennon, jossa tangot on viety sydämen 15 sisään, ja asennon välillä, jossa ne ovat ylemmässä sisäosassa, ohjausmekanismin avulla, joka on sijoitettu paineistettuihin putkiin, jotka kulkevat reaktorias-tian kannen läpi. Tyypillisessä suoritusmuodossa ainoastaan joillakin sovitelmilla (yhdellä kahdesta FR-patent-20 tijulkaisussa 2 535 508) on sekä säätösauvanippu että spek-trisäätönippu. Muiden suoritusmuotojen ohjausputket on suljettu tapeilla. Ohjausmekanismi voi olla sellainen kuin on kuvattu FR-patenttijulkaisussa 2 537 764. Koska ainoastaan yksi sovitelma kahdesta on varustettu 1’ 25 nipuilla, tarvittavien läpivientien lukumäärää on • : : oleellisesti vähennetty.

Säätösauvanippujen tangot sisältävät neutronimyrkkyä, : joka on materiaalia, jolla on korkea parasiittinen neut ronien absorptiopoikkileikkaus ilman neutronien emis-30 siota tai halkeavan materiaalin muodostumista. Toisaalta spektrisäätönippujen tangot sisältävät hyötömate-, riaalia, joka sisältää suuren pitoisuuden isotooppeja, ' ’ jotka muutetaan halkeaviksi isotoopeiksi neutroniab- - 1 sorptiolla.

35 FR-patentti julkaisu 2 535 509 kuvaa menetelmää tällaisen reaktorin käyttämiseksi. Polttoainetangot 1 · 5 85921 sisältävät uraania, jonka U 235 (tai Pu) rikastus on sellainen, että sydämellä on reaktiivisuus, joka oleellisesti ylittää sen, joka on tarpeen kriittisyyttä varten, kun hidastustaso on sellainen, että neutronit ovat ter-5 misiä. Spektrisäätösauvat, jotka kukin on muodostettu tankojen nipulla, jotka sisältävät U 235 laihennettua uraanioksidia, pidetään sydämessä käyttöjakson ensimmäisen vaiheen aikana ja ne poistetaan sitten toisen vaiheen alussa.

10 Tällöin, jos polttoainetankoihin sisältyvä polt toaine on alunperin uraanioksidia, joka on rikastettu 4,2 paino-%:iin U 235:tä, kun taas spektrisäätöniput sisältävät uraanioksidia, jonka U 235 pitoisuus on 0,2 %, hyötömateriaalin säteilytystaso niput poistet-15 taessa on noin 10 000 MWD/T. Pu 239 ytimien lukumäärän suhde alkuperäiseen U 238 ytimien lukumäärään, on noin 0,7 %. Isotooppinen koostumus säteilytyksen jälkeen lausuttuna prosentteina raskaiden ytimien kokonaislukumäärästä polttoainemateriaalin lopullisessa koostu-20 muksessa on seuraava:

Taulukko I

U235 0,12 Pu238 0,42 U236 Pu239 70,22 U238 99,92 Pu240 15,02

• £ D

...T P u 2 4 1 12,02

Pu 2 4 2 2,4 2 _· Uraani Plutonium * * m 30 Voidaan nähdä, että muodostuu plutoniumia (ero- tettavissa uraanista kemiallisella prosessilla) , jolla on korkea Pu 239 pitoisuus.

*·· Keksinnön yhden piirteen mukaisesti plutoniumin laatua heikennetään lisäämällä siinä pääteisotooppien ' . 35 241 ja 242 pitoisuutta isotooppien 239 kustannuksella 6 85921 käyttämällä hyötymateriaalia, joka on uraanin ja thoriu-min seos tyypillisesti oksidimuodossa.

On tärkeää mainita, että tämä hyötönippujen koostumuksen modifikaatio ei oleellisesti muuta polttoaineen 5 ominaisuuksia keskimääräisen säteilytysmäärän 25 000 MWD/T jälkeen, minkä jälkeen spektrisäätöniput poistetaan. Mutta hyötömateriaalin isotooppikoostumus muuttuu. Kun höytömateriaali on muodostettu uraanioksidin, jolla on 0,2 %:n U 235 pitoisuus, ja thoriumoksidin seokses-10 ta isotooppipitoisuudet ovat seuraavat hyötömateriaalin 10 000 MWD/T säteilytystason jälkeen:

Taulukko II

U233 1 1,87. Pu23 8 0,27.

15 0235 0,3Z Pu23 9 6 5,22 U234 1,37. Pu2 4 0 13,47.

U 2 3 6 P u 2 41 16,67 U 2 3 8 86,67 Pu24 2 4,67.

Uraani Plutonium 20

Pu 239 pitoisuus on nyt ainoastaan 65,2 %. Kor-reloivasti kumuloitunut Pu 241 - Pu 242 pitoisuus on kasvanut 14,4 %:sta (taulukko I) 21,2 %:iin. Paradoksaalisesti tällä Pu 241:n pitoisuuden kasvusta ei ole 25 mitään haittaa, koska Pu 241 enenevästi muuttuu tytär-tuotteekseen Am 241, joka on myrkky, jolla on korkea absorptiopoikkileikkaus, jolloin plutoniumin pitkäaikainen varastointi tulevaa käyttöä on mahdotonta. Edelleen ymmärretään, että plutoniumin määrä, joka voidaan 30 erottaa polttoainetangosta, on merkittävästi vähentynyt, koska suhde Pu 239 - Pu 241 ytimien ja alunperin raskaiden ytimien (U, Th) lukumäärän välillä on laskenut 0,8 %:sta 0,2 %:iin.

Plutoniumin heikentämistä voidaan lisätä edel-35 leen vähentämällä laihennetun uraanin pitoisuutta.

7 85921 Tällaisesta heikentämisestä ei ole haittaa enenevästi näin, koska laihennetun uraanin pitoisuuden vähentäminen vähentää uraanin 238 itsesuojelua ja korreloivasta lisää U 238:n muuntumisnopeutta Pu 239:si. Jäl-5 kimmäisen pitoisuus saavuttaa yllä annetussa esimerkissä 1,9 % 0,7 %:n sijasta, kun käytetään yksin laihennettua uraania.

Lopuksi ymmärretään, että uraanin halkeavien isotooppien (oleellisesti U 233) määrä, joka sisältyy spek-10 trisäätötankoihin, pysyy riittävän pienenä siten, että ei luoda minkäänlaista lisäkasvuriskiä.

Yllä esitetty vertailu liittyy hyötömateriaaliin, joka koostuu laihennetusta uraanista (taulukko I) tai laihennetun uraanin ja thoriumin seoksesta (taulukko II) 15 säteilytystasolla noin 10 000 MWD/T vastaten likimain neutronivuota, joka vastaanotetaan kahden peräkkäisen jakson aikana sydämessä.

Alhaisemmalla säteilytystasolla 1 000 MWD/T plutoniumin isotooppikoostumus näissä kahdessa hyötömate-20 riaalityypissä tulisi olemaan:

Taulukko III

P u 2 3 8 0,0 7 Z 0, OS Z

Pu 2 3 9 9 1 , 7 9 Z 85,64Z

P u 2 4 0 6,42Z 9,46Z

·;· 25 Pu 2 4 1 1 , 66Z 4,55Z

Pu2 4 2__0,06Z__0,30Z_ laihennettu 10 % laihennettua : uraani uraania : 2o 90 % thoriumia :.V Jos materiaali koostuu thoriumin ja laihennetun uraanin seoksesta, alhaisemmalla laihennetun uraanin pi-···; toisuudella on etuna vähentynyt U 238:n itsesuojelu, li- säten siten U 238:n muuntumisnopeutta P 239:si ja kiihdyt-35 täen jälkimmäisen huonontumista. Tämän mukaisesti alhaisemmalla säteilytystasolla vertailu hyötömateriaalin β 85921 kanssa, joka koostuu laihennetusta uraanioksidista osoittaa, että Pu 239 pitoisuus on laskenut 91,79 %:sta 85,64 %:iin, Pu 241 - Pu 242 pitoisuus on kasvanut 1,66 %:sta 4,85 %:iin. Plutoniumin heikkeneminen on täl-5 löin riittävän nopeaa läpikasvun estämiseksi.

Käytännön sääntönä laihennetun uraanin minimipitoisuus, joka soveltuu keksinnön toteuttamiseen, tulee olemaan se, mikä on tarpeen, jotta isotooppisuhde U 233/ U 238 spektrisäätötangoissa on riittävän alhainen. Lai-10 hennetun uraanin pitoisuuden tulisi olla tyypillisesti 1-2 %.

Spektrisäätösauvat voivat edelleen sisältää vähäisen määrän palavaa myrkkyä ylimääräisen sydämen reaktiivisuuden absorboimiseksi ensimmäisen vaiheen alkuosan 15 aikana, joka on lyhytkestoinen verrattuna ensimmäisen vaiheen kokonaiskestoon.

Claims (7)

9 85921

1. Menetelmä kevytvesihidastetun ja -jäähdytetyn ydinreaktorin käyttämiseksi, jossa on sydän, joka on muo-5 dostettu ohjausputkilla varustetuista polttoainesovitel-mista, jotka on upotettu kevyeeseen veteen, jotka korvataan ainakin osittain aika ajoin vastaten reaktorin käyttöjaksoja, jolloin neutroneja absorboivaa hyötömateriaalia sisältäviä sauvoja tuodaan ainakin joissakin ohjausputkis-10 sa sydämeen neutronien energiaspektrin modifioimiseksi jakson ensimmäisen vaiheen aikana ja hidastimen tilavuuden ja halkeavan materiaalin tilavuuden välisen suhteen vähentämiseksi sydämessä, ja neutronien energiaspektrin siirtämiseksi korkeampia energioita kohti, ja jossa mainitut 15 spektrisäätösauvat poistetaan jakson toisen vaiheen aikana, tunnettu siitä, että hyötömateriaali spekt-risäätösauvoissa on thoriumin ja laihennetun uraanin seos, jossa uraanisisältö suhteessa uraanin ja thoriumin määrään on välillä 5-20 paino-%.

2. Patenttivaatimuksen 1 mukainen menetelmä, tun nettu siitä, että uraanipitoisuus on noin 10 paino%.

3. Patenttivaatimuksen 1 tai 2 mukainen menetelmä, tunnettu siitä, että laihennetulla uraanilla on noin 0,2 %:n U 235 jäännöspitoisuus, kun taas polttoaine- 25 sovitelmiin sisältyvä materiaali on uraania, joka on rikastettu 4,2 paino-%:iin uraania 235.

4. Reaktori patenttivaatimuksen 1 mukaisen menetelmän toteuttamiseksi, joka käsittää sydämen, joka koostuu polttoainesovitelmista upotettuina kevyeeseen veteen ja 30 sovitettuina jaksoittaisesti vaihdettaviksi aikaväleinä, jotka vastaavat reaktorin käyttöjaksoja, säätösauvat, jotka ovat siirrettävissä sydämeen ja siitä pois reaktorin toiminnan ohjaamiseksi ja spektrisäätösauvat, jotka ovat siirrettävissä alemman asennon, jossa ne ovat vietyinä sy-35 dämeen ja syrjäyttävät vettä sydämestä, ja toisen sydämen 10 85921 yläpuolella olevan asennon välillä, tunnettu siitä, että spektrisäätösauvat käsittävät kukin nipun tankoja, jotka ovat siirrettävissä polttoainesovitelman ohjaus-putkissa kunkin tangon sisältäessä U 235 laihennetun uraa-5 nin ja thoriumin seosta laihennetun uraanin pitoisuuden ollessa alle 20 paino-%.

5. Patenttivaatimuksen 4 mukainen reaktori, tunnettu siitä, että uraani ja thorium ovat sintrattu-jen uraani- ja thoriumoksidien pellettien muodossa.

6. Patenttivaatimuksen 4 tai 5 mukainen reaktori, tunnettu siitä, että kukin spektrisäätösauvoista on muodostettu nipusta tankoja, jotka ovat liukuvia polttoainesovitelman ohjausputkissa alemman asennon, jossa tangot on viety sydämeen ja ylemmän asennon välillä, jossa 15 ne ovat reaktorin ylemmässä sisäosassa.

7. Patenttivaatimuksen 6 mukainen reaktori, tunnettu siitä, että ainakin yksi sydämen polttoaineso-vitelma kahdesta on varustettu sekä säätösauvanipulla että spektrisäätönipulla. 11 8 5 921