LT4539B - Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor - Google Patents
Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- LT4539B LT4539B LT98-064A LT98064A LT4539B LT 4539 B LT4539 B LT 4539B LT 98064 A LT98064 A LT 98064A LT 4539 B LT4539 B LT 4539B
- Authority
- LT
- Lithuania
- Prior art keywords
- heat
- fuel
- uranium
- erbium
- extricating
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 17
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 15
- 239000010439 graphite Substances 0.000 title claims abstract description 15
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 46
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 claims abstract description 23
- 229910052691 Erbium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 19
- UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N erbium Chemical compound [Er] UYAHIZSMUZPPFV-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 19
- FRRAMGDPBCCXKJ-UHFFFAOYSA-N [U].[Er] Chemical compound [U].[Er] FRRAMGDPBCCXKJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 15
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 claims abstract description 14
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 19
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 19
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 10
- 238000011084 recovery Methods 0.000 claims description 10
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 claims description 9
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 9
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 claims description 4
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 3
- 239000002915 spent fuel radioactive waste Substances 0.000 description 3
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 2
- 239000002918 waste heat Substances 0.000 description 2
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000001154 acute effect Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 230000002542 deteriorative effect Effects 0.000 description 1
- 238000001035 drying Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 230000008646 thermal stress Effects 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Išradimas priklauso branduolinės energetikos sričiai, būtent, aprašytas kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas.The invention relates to the field of nuclear energy, in particular, to a method for operating a uranium-graphite channel reactor.
Kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas, pagal kurį iš aktyviosios reaktoriaus zonos iškraunami papildomi sugerėjai ir 'išdegusios' šilumą išskiriančios rinklės su urano kuru ir į jų vietą patalpinamos šilumą išskiriančios rinklės su 'šviežiu' urano-erbio kuru. Iškrovus visus papildomus sugerėjus aktyviojoje zonoje palaikoma tokia erbio koncentracija, kuriai esant erbio poveikis į aktyviosios zonos reaktyvumą sudaro ne mažiau kaip 80% nuo poveikio reaktyvumui papildomų sugėrėjų iškrautų prieš įkraunant šilumą išskiriančias rinklės su urano-erbio kuru. Šis būdas pasižymi tuo, kad pagal šilumą išskiriančių rinklių su urano ir urano-erbio kuru išdegimo laipsnį jos yra pakeičiamos šilumą išskiriančiomis rinklėmis su atidirbusiu kuru, kurio išdegimo laipsnis neviršija 80% projektinio ir papildomai išdegina jas iki išdegimo laipsnio ne daugiau kaip 90% nuo projektinio išdegimo, kur šilumą išskiriančių rinklių su atidirbusiu kuru dalis neturi viršyti 20% visų šilumą išskiriančių rinklių aktyvioje zonoje. Be viso to, šilumą išskiriančios rinklės su atidirbusiu kuru yra patalpinamos aktyvios zonos periferijoje.A method of operating a uranium-graphite channel reactor, in which additional absorbers and 'burnt-out' uranium fuel heat sinks are discharged from the reactor core and are replaced by uranium-erbium heat sinks. After unloading of any additional absorbers, the concentration of erbium in the core shall be maintained at a level such that the effect of erbium on the reactivity of the core shall be at least 80% of the additional absorbers discharged prior to loading the uranium-erbium heat release assemblies. This method is characterized by the fact that, in the case of uranium and uranium-erbium fuel burner burners, they are replaced by heat burner burners with burnt fuel with a burn rate not exceeding 80% of the design and additionally burning them up to 90% of the design burnout. burn-out, where the proportion of heat recovery kits with fuel employed shall not exceed 20% of the total heat recovery kits in the core. In addition to this, heat-generating kits with refined fuel are placed on the periphery of the core.
Išradimas priskiriamas branduolinės energetikos sričiai ir aprašo kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdą.The invention relates to the field of nuclear energy and describes a method of operating a uranium-graphite channel reactor.
Žinomas kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas, pasižymintis tuo, kad nusistovėjusiame reaktoriaus darbo režime iš reaktoriaus aktyvios zonos iškraunami ‘'išdegę” šilumą išskiriantys elementai su urano kuru ir jų vietoje patalpinami elementai su ‘'šviežiu” urano kuru (ATOMnan oneprim, 1987, t. 62, Nr. 4, p. 219-226).It is known to operate a channeled uranium-graphite nuclear reactor, characterized in that, in a well-established reactor operating mode, "burnt" heat-emitting elements with uranium fuel are discharged from the reactor core and replaced with "fresh" uranium fuel (ATOMnan oneprim, 1987). , Vol 62, No. 4, pp. 219-226).
Pagal nurodytą būdą papildomi sugerėjai yra aktyvioje zonoje per visą branduolinio reaktoriaus eksploataciją. Toks sprendimas leido gauti saugų reaktoriaus darbui garo reaktyvumo koeficientą 1β.According to the described method, the additional absorbers are in the core during the entire operation of the nuclear reactor. This solution made it possible to obtain a safe reactivity coefficient of 1β for the operation of the reactor.
Tačiau dėl papildomo sugėrėjo nuolatinio laikymo aktyvioje zonoje kuro išdegimo laipsnis sumažėjo 25% ir kuro dedamosios diskontuotos išlaidos padidėjo 30%. Tai žymiai pablogino reaktoriaus RBMK ekonominius rodiklius.However, due to the additional storage of the absorber in the core, the degree of burnout decreased by 25% and the discounted cost of the fuel component increased by 30%. This significantly worsened the economic performance of the reactor RBMK.
Be to, dėl ‘'pagreitinto” šilumą išskiriančių rinklių iškrovimo iš reaktoriaus, labai padidėjo šilumą išskiriančių rinklių su atidirbusiu kuru (ŠIRAK), po iškrovimo patalpintų j baseinus-saugyklas pačioje atominėje jėgainėje (kur tarp SIRAK vyrauja SIRAK su kuru, kurio vidutinis išdegimo laipsnis siekia viso lik 70% nuo projektinio išdegimo laipsnio) kiekiai, dėl ko paaštrėjo šiaip jau aštri radioaktyvių atliekų saugojimo problema.In addition, the 'accelerated' discharge of heat recovery units from the reactor has led to a significant increase in spent fuel recovery units (SIRAKs), which, after unloading, will accommodate pools-storage at the nuclear plant itself (where SIRAK is predominantly SIRAK with medium combustion). amounts to almost 70% of the design burn-out rate), which has exacerbated the already acute problem of radioactive waste storage.
Šio metodo trūkumas yra ir tas, kad išlieka atsitiktinio ar tyčinio papildomo sugėrėjo iškrovimo iš aktyvios zonos pavojus, dėl ko sumažėja reaktoriaus RBMK eksploatacijos saugumas.Another disadvantage of this method is that there is a risk of accidental or intentional unloading of the additional absorber from the core, which reduces the operational safety of the reactor RBMK.
Artimiausias pasiūlytajam yra kanalinio urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdas, kurio esmė yra ta, kad nusistovėjusio reaktoriaus darbo režimo metu iš aktyvios reaktoriaus zonos iškraunami papildomi sugėrėjai ir “'išdegę” šilumą išskiriantys elementai, o j jų vietą patalpinamos šilumą išskiriančios rinklės su šviežiu urano-erbio kuru, kai po visų papildomų sugėrėjų iškrovimo aktyvioje zonoje yra palaikoma tokia erbio koncentracija kuriai esant jos poveikis į aktyvios zonos reaktyvumą atitinka ne mažiau 80% poveikio į aktyvios zonos reaktyvumą iškrautų papildomų sugėrėjų (IlaTeHT ΡΦ No. 2100852, kji. G 21 C 7/04, οπγδπ. 1977),The closest to the proposed one is a channeled uranium-graphite nuclear reactor operating mode, which consists in releasing additional absorbers and "scorched" heat-sinking elements from the reactor core while in operation, replacing them with fresh uranium-containing heat sinks. erbium fuel, where, after unloading all additional absorbers in the core, the concentration of erbium is maintained such that its effect on the core reactivity corresponds to at least 80% of the core absorbers loaded on the core core (IlaTeHT 21 No. 2100852, kji. G 21 C 7 / 04, οπγδπ. 1977),
Šis būdas leido padidinti urano-grafito branduolinio reaktoriaus ekonomiškumą ir jo saugumo lygi·This technique allowed to increase the cost-effectiveness and safety level of the uranium-graphite nuclear reactor.
Prie pagrindinių šio būdo trūkumų reikia priskirti tai, kad ekonominiai rodikliai pablogėja dėl to, kad šilumą išskiriančios rinklės su erbio-urano branduoliniu kuru yra brangesnės, negu rinklės be erbio. Pagal šį būdą eksploatuojant reaktorių irgi negalima iki galo sudeginti atidirbusių šilumą išskiriančių rinklių, kurios dideliais kiekiais saugomos baseinuose-saugyklose su palyginti nedideliu išdegimo laipsniu, o tai neigiamai atsiliepia atominės jėgainės kuro ciklo ekonominiams rodikliams. Be to, patalpinant šilumą išskiriančias rinklės su erbiu aktyvios zonos periferijoje, padidėja neproduktyvioji neutronų išeiga ir sumažėja rinklių patikimumas.One of the main disadvantages of this method is that the economic indicators are deteriorating due to the fact that heat-generating sets with erbium-uranium nuclear fuel are more expensive than erbium-free sets. In this way, the reactor operation also does not allow for the complete combustion of waste heat generating assemblies, which are stored in large quantities in basins with relatively low burn-out, which negatively affects the economic performance of the nuclear power plant's fuel cycle. In addition, the placement of heat sink assemblies with erbium in the periphery of the core increases non-productive neutron output and reduces fidelity to the assemblies.
Uždavinio, kurio sprendimui skiriamas šis išradimas, esmę sudaro kuro ciklo ekonomiškumo pagerinimas, išlaikant šiuolaikinį urano-grafito reaktoriaus saugumo lygį.The objective of the present invention is to improve the fuel cycle economy while maintaining a state of the art uranium-graphite reactor safety.
Techninį rezultatą, kurio pasiekimą užtikrina šis išradimas, sudaro naujo urano-erbio kuro ekonomija išlaikant reaktoriaus galingumą, gilesnis atidirbusių šilumą išskiriančių rinklių išdegimas, išdegusių rinklių kiekių sumažinimas, kuro, kuris yra baseinuose-saugyklose ikikritiškumo didinimas bei transporto išlaidų mažinimas.The technical result achieved by the present invention is the saving of new uranium-erbium fuel while maintaining reactor power, deeper burnout of waste heat generating units, reduction of burned out assemblies, increase of pre-criticality of fuel in storage pools and reduction of transport costs.
Minėti rezultatai gaunami dėl pasiūlyto urano-grafito branduolinio reaktoriaus eksploatacijos būdo, iškraunant iš aktyvios reaktoriaus zonos papildomus sugerėjus ir išdegusias” šilumą išskiriančias rinkles su urano kuru ir vietoje jų patalpinant šilumą išskiriančias rinkles su šviežiu” urano-erbio kuru, kai aktyvioje zonoje po visų papildomų sugėrėjų iškrovimo yra palaikoma tokia erbio koncentracija, kuriai esant jos poveikis aktyviosios zonos reaktyvumui atitinka ne mažiau 80% poveikio į aktyvios zonos reaktyvumą papildomų sugėrėjų iškrautų nuo šilumą šilumą išskiriančių rinklių su urano-erbio kuru įkrovimo pradžios, išdegus šilumą išskiriančioms rinklėms su urano ir urano-erbio kuru pagal išdeginimo eigą keičiant jas šilumą išskiriančioms rinklėms su atidirbusiu kuru. kurio išdeginimo gylis neviršija 80% projektinio išdeginimo gylio ir baigiant deginti jas iki išdeginimo laipsnio ne daugiau kaip 90% projektinio, bet šilumą išskiriančių rinklių su atidirbusiu kuru dalis neturi viršyti 20% aktyvios zonos šilumą išskiriančių rinklių skaičiaus, o taip pat dėka to, kad šilumą išskiriančios rinklės su atidirbusiu kuru patalpinamos aktyvios zonos periferijoje ir be to, kad aktyvioje zonoje vietoje išdegusių” šilumą išskiriančių rinklių su atidirbusiu kuru patalpinamos šilumą išskiriančios rinklės su mažesniu išdegimo laipsniu.The above results are due to the proposed operation of the uranium-graphite nuclear reactor by unloading additional absorbed and burnt-out uranium-fuel heat-recovery kits from the reactor core and replacing them with fresh uranium-erbium heat-recovery kits, the discharge of absorbers shall be maintained at a concentration of erbium such that its effect on the reactivity of the core is at least equal to 80% of the onset of charge of additional absorbers unloaded from uranium-erbium fueled heat sinks by the absorption of uranium and uranium heat sinks; erbium fuel by combustion process, replacing it with heat generating sets with refined fuel. with a burn-in depth not exceeding 80% of the design burn-out depth and no more than 90% of the design burn-out burner assemblies with burnt fuel up to a burn rate of more than 20% of the number of burner burners in the core; spent fuel assemblies are placed on the periphery of the fuel zone and in addition to the burned fuel assemblies with a lower degree of burnout placed in the fuel zone instead of burnt fuel assemblies.
Pagal pasiūlytą būdą reaktoriaus eksploatacija atliekama taip.According to the proposed method, the reactor is operated as follows.
Reaktoriaus darbo procese iš aktyvios zonos palaipsniui šalinami papildomi sugerėjai ir išdegusios” šilumą išskiriančios rinklės su uranu, keičiant jos šilumą išskiriančiomis rinklėmis su urano-erbio kuru. Čia rūpestingai sekama, kad pakrauto erbio poveikis į aktyvios zonos reaktyvumą būtų ne mažesnis kaip 80% iškrautų papildomų sugėrėjų poveikio į aktyvios zonos reaktyvumą.During the reactor operation, additional absorbers and burnt-out uranium-heat generating sets are gradually removed from the core, replacing them with uranium-erbium fuel generating sets. Care is taken here to ensure that the effect of loaded erbium on the reactivity of the core is not less than 80% of the impact of the additional absorbers discharged on the core.
Tai leidžia išlaikyti reaktyvumo garo koeficiento dydį pradinės jo reikšmės lygyje (mažesnės erbio sugėrimo gebos sąskaita) ir padidinti kuro išdegimo laipsnį, kadangi erbis turi rezonansinį sugėrimo skerspjūvio plotą apie 0,47 eV - šalia termalizacijos srities. RBMK reaktoriuje vidutinė grafito temperatūra 200 °C' aukštesnė už vandens temperatūrą, todėl nusausėjant neutroninių dujų temperatūra pakyla, tai yra neutronų spektras paslenka erbio rezonanso pusėn, ko pasėkoje susidaro papildoma neigiama garo reaktyvinio efekto dedamoji. Šio reiškinio dėka erbis yra aktyvesnis pagal poveikį garo reaktyvumo koeficientui sugėrėjas negu papildomi sugėrėjai, būtent urano-grafito reaktoriuose. Savaime aišku, erbio įvedimas į aktyvią zoną, kaip ir kito bet kurio sugėrėjo iššaukia neutronų nuostolius, kas sumažina kuro išdegimo laipsnį.This allows the reactivity vapor coefficient to be maintained at its original value (at the expense of lower erbium absorption capacity) and to increase fuel burn rate, since erbium has a resonant absorption cross sectional area of about 0.47 eV - near the thermalization region. The average graphite temperature in the RBMK reactor is 200 ° C 'higher than the water temperature, which causes the neutron gas temperature to rise during drying, which is the neutron spectrum shifts toward the erbium resonance, resulting in an additional negative component of the steam jet effect. Due to this phenomenon, erbium is a more active absorber in terms of its effect on the steam reactivity coefficient than additional absorbers, namely in uranium-graphite reactors. It goes without saying that the introduction of erbium into the core, like any other absorber, causes neutron losses, which reduces the degree of fuel burn-out.
Tačiau, kadangi urano-grafito reaktoriuje erbis efektyviau veikia į aktytvios zonos garo reaktyvumo koeficiento kitimą negu papildomi sugėrėjai, dėl to esant tam pačiam garo reaktyvumo koeficientui neutronų nuostoliai aktyvioje zonoje dėl joje esančio erbio yra mažesni, o kuro išdegimo laipsnis yra aukštesnis.'However, since uranium-graphite reactor is more efficient at affecting the reactivity of the core than the additional absorbers, the loss of neutrons in the core due to the presence of erbium is higher and the fuel burn rate is higher. '
Išdegimo laipsnio padidėjimas mažina šilumą išskiriančių rinklių eikvojimą ir tuo pačiu sumažina jų pirkimui, transportavimui, atidirbusio kuro saugojimui bei laidijimui skirtas išlaidas. Visa tai didina kuro ciklo ekonomiškumą.Increasing the degree of burnout reduces the waste of heat generating sets while reducing the cost of purchasing, transporting, storing and disposing of spent fuel. All this increases the fuel cycle economy.
Išdegimo laipsnio padidėjimo pasėkoje taip pat atsiranda galimybė panaudoti šilumą išskiriančias rinkles su ne iki galo išdegusiu kuru vietoje šalinamų ir tuo pačiu minimizuoti erbio šilumą išskiriančių rinklių eikvojimą.As a result of the increased degree of burnout, it is also possible to utilize heat release kits with incompletely burned fuel for on-site disposal while minimizing erbium heat release kits.
Kaip parodė skaičiavimai, kuro išdegimo laipsnis pakraunamoms atidirbusioms šilumą išskiriančioms rinklėms neturi viršyti 80% projektinio išdegimo laipsnio, kadangi kuro ekonomijos dėl mažų išdegimo prieauglių praktiškai nebūna, bet padidėja padidėja rinklių perkrovimo tempas, dėl ko sumažėja reaktoriaus eksploatacijos saugumas. Tuo pačiu išdeginti rinkles aukščiau 90% projektinio laipsnio yra netikslinga, kadangi dideli nuostoliai urano-erbio išdegimo laipsnyje, o tai iššaukia ryškų šviežių” rinklių ekonomiškumo mažėjimą ir jų pereikvojimą.Calculations have shown that the burnout rate of loaded spent heat sinks should not exceed 80% of the design burnout rate, since fuel savings due to low burnout increments are virtually non-existent but increase the rate of reloading of the kits, which reduces the safety of the reactor. At the same time, burning burners above 90% of the design degree is inappropriate because of the large losses in uranium-erbium burnout rates, which results in a dramatic reduction in the cost and over-consumption of fresh burners.
Atidirbusių šilumą išskiriančių rinklių dalis neturi viršyti 20% rinklių su kuru aktyvinėje zonoje, nes priešingu atveju atsiranda žymus šilumą išskiriančių rinklių su urano-erbio kuru išdegimo nepakankamumas ir garo reaktyvumo koeficientas išauga iki reikšmės, iššaukiančios reaktoriaus saugumo mažėjimą.The proportion of recovered heat recovery assemblies must not exceed 20% of fuel assemblies in the core, otherwise significant burnout failure of the uranium-erbium fuel recovery assemblies will occur and the vapor reactivity will increase to a value that will reduce reactor safety.
Atidirbusių šilumą išskiriančių rinklių panaudojimo efektas, gali būti žymiai padidintas, jeigu jos pakartotinai patalpinamos periferinėse eilėse. Skaičiavimai parodė, kad pakartotinai panaudojamų rinklių išdėstymas reaktoriaus periferinėje dalyje šviežių” šilumą išskiriančių rinklių su urano-erbio kuru ekonominis efektas padidės nuo 3% iki 8%, kadangi be kuro papildomo išdegimo dar sumažėja neutronų nutekėjimas. Tai paaiškinama mažesniu neutronų srautu periferijoje ypač paskutinėse eilėse, lyginant su aktyvios zonos centrine sritimi. To pasėkoje pagerėja pakartotinai įkraunamo kuro panaudojimo sąlygos jo galingumo sumažėjimo sąskaita (sumažėja temperatūra, terminiai įtempimai, padidėja atsarga iki krizės ir t.t.), sumažėja jo perkrovimo tempai, sumažėja šio kuro neigiama įtaka į reaktyvumo efektus.The effect of using the heat sink assemblies may be greatly enhanced if they are repeatedly placed in the peripheral queues. Calculations have shown that deploying reusable assemblies on the periphery of the reactor will increase the economic efficiency of fresh 'uranium-erbium-fueled heat-generating assemblies by between 3% and 8%, since without additional fuel burn-up, neutron leakage is reduced. This is explained by the lower neutron flux in the periphery, especially in the last rows compared to the central region of the active zone. As a result, rechargeable fuel utilization conditions are improved at the expense of reduced capacity (reduced temperature, thermal stress, increased pre-crisis margin, etc.), reduced refueling rates, and reduced negative impact of this fuel on reactivity effects.
Didžiausia reaktoriaus kompanijos trukmė (dėl kuro išdegimo laipsnio padidėjimo) yra stebima periferinėms rinklėms, todėl iškyla jų atsparumo ilgame laikotarpyje problema. Atidirbusių šilumą išskiriančių rinklių išdėstymas aktyvios zonos periferijoje eliminuoja šią problemą ir didina reaktoriaus patikimumą.The maximum duration of the reactor company (due to the increase in fuel burn-out rate) is monitored by the peripheral assemblies, which raises the issue of their long-term resilience. The placement of disposed heat sinks at the periphery of the core eliminates this problem and increases the reliability of the reactor.
Išdegusios” atidirbusios šilumą išskiriančios rinklės savo ruožtu gali būti keičiamos atidirbusiomis šilumą išskiriančiomis rinklėmis su mažesniu išdegimo laipsniu, ko pasėkoje supaprastės perkrovimo procesas ir energijos išskyrimo profiliavimas aktyvioje zonoje.The burned-out heat recovery kits, in turn, can be replaced by the worn heat kits with a lower burn-out rate, which will simplify the reloading process and the energy release profile in the core.
Taigi, pareikšto būdo panaudojimas leidžia taupyti šviežią urano-erbio kurą, papildomai išdeginti atidirbusias šilumą išskiriančias rinkles, sumažinti išdegusių rinklių apimtis, padidinti atidirbusių šilumą išskiriančių rinklių ikikritiškumą baseinuose-saugyklose, sumažinti transporto išlaidas.Thus, the utilization of the claimed method allows saving of fresh uranium-erbium fuel, additionally burning out spent heat-producing kits, reducing the amount of burned-out kits, increasing the pre-criticality of the working heat-kits in pools, and reducing transport costs.
Claims (3)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| LT98-064A LT4539B (en) | 1998-05-08 | 1998-05-08 | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| LT98-064A LT4539B (en) | 1998-05-08 | 1998-05-08 | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| LT98064A LT98064A (en) | 1999-04-26 |
| LT4539B true LT4539B (en) | 1999-08-25 |
Family
ID=19721968
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| LT98-064A LT4539B (en) | 1998-05-08 | 1998-05-08 | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| LT (1) | LT4539B (en) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| LT4945B (en) | 2001-11-30 | 2002-08-26 | Eugenijus Ušpuras | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor |
| LT5391B (en) | 2005-10-24 | 2006-12-27 | Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" | Method of irradiated fuel assemblies transportation from one reactor unit to other reactor unit for after - burning and equipment to realize the method |
| LT5392B (en) | 2005-10-24 | 2006-12-27 | Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" | Protection chamber for insertion and/or withdrawal of irradiated fuel assemblies to/from jacket and container for transportation |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2100852C1 (en) | 1996-07-01 | 1997-12-27 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Uranium-graphite reactor operating process |
-
1998
- 1998-05-08 LT LT98-064A patent/LT4539B/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2100852C1 (en) | 1996-07-01 | 1997-12-27 | Акционерное общество открытого типа "Машиностроительный завод" | Uranium-graphite reactor operating process |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| LT4945B (en) | 2001-11-30 | 2002-08-26 | Eugenijus Ušpuras | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor |
| LT5391B (en) | 2005-10-24 | 2006-12-27 | Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" | Method of irradiated fuel assemblies transportation from one reactor unit to other reactor unit for after - burning and equipment to realize the method |
| LT5392B (en) | 2005-10-24 | 2006-12-27 | Uždaroji Akcinė Bendrovė "Energetikos Tiekimo Bazė" | Protection chamber for insertion and/or withdrawal of irradiated fuel assemblies to/from jacket and container for transportation |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| LT98064A (en) | 1999-04-26 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP2915200B2 (en) | Fuel loading method and reactor core | |
| CA2785255A1 (en) | High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method | |
| RU2154314C2 (en) | Emergency passive system for reducing amount of hydrogen in water-cooled nuclear reactor | |
| JP3107290B2 (en) | Fuel loading method | |
| US2809931A (en) | Neutronic reactor system | |
| LT4539B (en) | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor | |
| KR101742644B1 (en) | Passive Auxiliary Feedwater Cooling System having Air-Cooled Double Containments | |
| JP2002181976A (en) | Nuclear reactor and nuclear plant equipped with the same | |
| RU2100852C1 (en) | Uranium-graphite reactor operating process | |
| US4759896A (en) | Method and apparatus for improving flux reduction factors | |
| US3928128A (en) | Method for erecting and operating at least two nuclear reactors | |
| KR100261752B1 (en) | Passive secondary loop condensation system for pressurized water reactor | |
| RU2117341C1 (en) | Fuel cycle process control for pressure-tube reactor | |
| US20090238321A1 (en) | Nuclear power plant with actinide burner reactor | |
| LT4945B (en) | Method for operating of canal uranium-graphite nuclear reactor | |
| JP2551892B2 (en) | Hollow core of fast reactor | |
| KR20220145156A (en) | Small modular nuclear power plant | |
| RU2218612C2 (en) | Fuel cycle control method for pressure-tube reactor | |
| RU96112941A (en) | METHOD OF OPERATION OF A CHANNEL URANIUM-GRAPHITE NUCLEAR REACTOR | |
| US3558935A (en) | Gaseous-fueled nuclear reactors for electrical power production | |
| RU2065627C1 (en) | Fuel assembly of pressure-tube reactor | |
| RU2074452C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
| RU2084974C1 (en) | Nuclear reactor control process | |
| KR960011210B1 (en) | A pressurized water reactor of a passive type | |
| JP3318193B2 (en) | Fuel loading method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM9A | Lapsed patents |
Effective date: 20030508 |