SE439397B - Brenslestavknippe i en kernreaktor - Google Patents
Brenslestavknippe i en kernreaktorInfo
- Publication number
- SE439397B SE439397B SE8305607A SE8305607A SE439397B SE 439397 B SE439397 B SE 439397B SE 8305607 A SE8305607 A SE 8305607A SE 8305607 A SE8305607 A SE 8305607A SE 439397 B SE439397 B SE 439397B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- fuel rods
- rod
- fuel rod
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
- G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
-
- 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
- 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)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Description
15 20 25 30 35 8305607-7 övriga bränslestavar i bränslestavknippet. Det är nämligen då möjligt att an- vända tíllräcklig mängd färskt bränsle med tillräcklig anrikning av físsilt materia] 1 reaktorn för en utökad driftsperiod utan att en för hög intern effektformfaktor (kvoten av effektens maximala lokala värde och dess medel- värde i ett_horisontellt snitt genom bränslestavknippet) med åtföljande risk för skador på bränslestavarna uppkommer, när styrstavarna vid driftsperiodens slut dras ur härden. Orsaken är att den lägre mängden fertilt material i de nämnda bränslestavarna, där det fissila materialet skyddas mot utbränning av de närbelägna styrstavarna, ger en minskad produktion av fissilt material i _ dem, så att reaktorn kan hållas i drift under en längre tid, innan den interna effektformfaktorn vid styrstavarnas utdragníng ur härden blir otillåtet hög.
Det är samtidigt betydelsefullt att flödesfördelningen hos kylmediet kan bi- behållas inom varje bränslestavknippe med hänsyn till den ackumulerade erfaren- het man har av denna. Detta åstadkommes genom att bränslestavarna med reducerad mängd fertilt material har samma ytterdiameter som motsvarande stavar med nor- mal mängd fertilt material.
Närmare bestämt avser den föreliggande uppfinningen ett bränslestavknippe i en kärnreaktor, vilket är uppbyggt av ett flertal bränslestavar omfattande bränslekroppar med fertilt material och fissilt material och ett cirkulär- cylindriskt kapslingsrör för bränslekropparna, och vilket är anordnat intill en styrstavsposítion, kännetecknat därav, att bränslestavknippet innehåller ett antal intill styrstavspositionen belägna bränslestavar med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevís alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet och med samma ytterdiameter som övriga eller tillnärmelse- vis alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet.
Mängden fertilt material i bränslestavarna med mindre mängd fertilt material i bränslestavknippet utgör företrädesvis 50-85 % av volymen av mängden fertilt material i de övriga bränslestavarna i bränslestavknippet.
Enligt en utföringsform av uppfinningen innehåller bränslestavarna med mindre mängd fertilt material bränslekroppar med en central del utan bränsle. Den centrala delens geometriska form är inte kritisk. Dock föredrages att den centrala delen utformas som ett centralt akiellt hål med en med bränslestaven sammanfallande symmetriaxel, då detta är fördelaktigt ur värmeledningssynpunkt.
Den centrala delen av bränslekroppen kan med fördel vara utfylld med ett neu- tronfysikaliskt inert material, som inte reagerar kemiskt med bränslet vid bränslets drifttemperatur eller med vatten för den händelse en läcka på stavens 'Pooa 01"” *W io 20 25 30 35 8305607-7 kapsling skulle uppstå. Materialet kan vara ett keramiskt material, t ex en 2, A12o3, nas i den centrala delen förhindras att bitar av bränslekropparna rasar ner oxid såsom ZrO TiO2 eller S102. Genom att ett sådant material anord- i den centrala delen, vilket oacceptabelt skulle ändra effektfördelningen i reaktorn och temperaturfördelningen i bränslestaven. Dessutom förhindras att den centrala delen hos en bränslekropp i en skadad bränslestav vattenfylles, vilket kan vara ett säkerhetsproblem vid uppvärmning av bränslestaven.
Enligt en annan utföringsform av uppfinningen utformas bränslestavarna med den mindre mängden fertilt material med kapslingsrör, som har större vägg- tjocklek än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar i bränsle- stavknippet. Bränslestavarna med den mindre mängden fertilt material har då ett kapslingsrör med mindre innerdiameter och innehåller mindre mängd bränsle än de övriga bränslestavarna i bränslestavknippet.
Enligt ytterligare en utföringsform av uppfinningen bringas bränslestavarna med mindre mängd fertilt material att innehålla bränslekroppar med ett i bränslet fördelat, neutronfysikaliskt inert material. Nämnda inerta material kan bestå av ett eller flera av de tidigare exemplifierade neutronfysikaliskt inerta materialen i form av större eller mindre partiklar som blandas med bränslet i pulverform vid bränslekropparnas framställning, som normalt inne- fattar pressnings- och sintringsoperationer.
För att kunna driva reaktorn med längre cykler ökas företrädesvis insatsen av fissilt material vid starten av varje cykel väsentligt. Detta åstadkommes genom att höja anrikningen hos det färska bränslet och/eller genom att öka andelen utbytt bränsle. Med "längre cykler" förstås här energiuttag om mer än 10 000 MWd/tU motsvarande ungefär 1,5 års drift för reaktorer med normala effekttätheter. I en kokarreaktor med urandioxid som bränsle, dvs med U 238 som fertilt material, krävs då att medelanrikningen av fissilt material, U 235, eventuellt också Pu 239 och Pu ZH1, i färskt bränsle vid cykelns start lämpligen ligger vid minst 3,2 % och företrädesvis vid minst 3,ü % av begynnelsevikten uran i urandioxiden. Mängden färskt bränsle i reaktorn upp- går vid start av varje cykel lämpligen till minst 30 % och företrädesvis till minst 35 % av mängden totalt bränsle.
Anrikningen av fissilt material i bränslet i bränslekropparna i bränslesta- varna med den mindre mängden fertilt material höjs företrädesvis för att kompensera för den mängd fissilt material, som normalt skulle ha ingått i ~ s _ Poor QUALITY 10 20 25 30 35 83056 07-7 en bränslemängd motsvarande skillnaden mellan normalt använd mängd och enligt uppfinningen använd mindre mängd i ifrågavarande bränslekroppar.
Företrädesvis anordnas åtminstone de bränslestavknippen som planeras ligga intill styrstavar, som vid reaktorns drift är inskjutna i härden under lång tid, såsom under mer än ettår, med bränslestavar med bränsle med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet. Vid användning av styrstavar med korsformade blad är lämp- ligen åtminstone den bränslestav, som är belägen längst in mot korsets centrum och företrädesvis också åtminstone de bränslestavar som är belägna centralt in- till denna bränslestav anordnade med bränsle med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar-i knippet. Antalet bränslestavar som förses med bränsle med mindre mängd fertilt material uppgår till högst 30 % av totala antalet bränslestavar i bränslestavkníppet.
Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av utföringsexempel under hänvisning till bifogade ritning, i vilken fig 1 visar ett horisontellt snitt av en del av en reaktorhärd för en lättvattenkokarreaktor, fíg 2 och 3 en del av en närmast en styrstav belägen bränslestav i ett bränslestavknippe i två alternativa utföringsformer, fig U ett bränslestavknippe, hos vilket initial halt fissilt material bestående av U 235 angivits fär varje däri in- gående bränslestav, fig 5 samma bränslestavknippe vid en utbränning av 22 000 Mwd/tU med angivande av halterna fissilt material i form av U 235 och i form av sammanlagd mängd Pu 239 och Pu ZH1, och fig 6 samma bränslestavknippe efter ytterligare 12 000 Mwd/tU i utbränning med angivande av halterna fissilt mate- rial.
I fig 1 visas en liten del av ett horisontellt snitt av en reaktorhärd för en kokarreaktor med vertikala bränslestavknippen. Snittet innehåller 9 hela bränslestavknippen 10. Totala antalet bränslestavknippen i ett helt tvärsnitt uppgår till flera hundra. Varje bränslestavknippe, t ex 10a, är uppbyggt av óü bränslestavar 11 i ett kvadratiskt gitter. Bränslestavknippet är inneslu- tet i ett höljerör 12 av zirkaloy-H med kvadratiskt tvärsnitt. Stavarna hålls i sina lägen med icke visade distanshållare, s k spridare, placerade i lika delning mellan ej heller visade topp- och bottenplattor på bränslestavknippet.
Varje bränslestav består av ett kapslingsrör av Zirkaloy-2 och ett stort an- tal cirkulärcylindriska kutsar av urandioxid som bränsle, staplade på var- andra och inkapslade i kapslingsröret. Utrymmena 1H mellan bränslestavarna inom höljeröret genomströmmas av kylmedium, i det exemplifierade fallet lätt 20 25 30 35 8305607- 7 vatten. Spalterna 15a och 15b mellan bränslestavknippena genomströmmas också med kylmedium av samma slag. De spalter 15b, där styrstavar 16 kan införas, är bredare än de spalter 15a, där inga styrstavar finns. Tvärsnittet inne- håller också neutronkällor 17 samt neutrondetektorer 18. En eller flera av bränslestavarna kan vara utbytt mot en icke energiproducerande stav. Sålunda skulle t ex staven 19 kunna vara utbytt mot en massiv eller vattenfylld stav av zirkaloy-2. Bränslestavarna 20, 21, 22 och 23 är bärande bränslestavar och förankrade vid topp- och bottenplattor i bränslestavknippet. Styrstavarna 16 har blad 2H, 25, 26 och 27 som bildar ett rätvinkligt kors. Styrstavskorsets centrum är betecknat 28.
De närmast styrstaven 16a med styrstavsbladen 2Ua-27a belägna bränslestavarna 11a-1 har enligt en utföringsform kutsar 29 med ett centralt cylindriskt hål 30 såsom visas i fig 2, där kapslingsröret 13 visas i tvärsnitt och kutsen 1 perspektiv. Kutsens ytterdiameter är 10 mm och höjd 11 mm. Spelet 31 mellan kuts och kapselrörets insida är 0,1 mm och kapslingsrörets väggtjocklek 0,8 mm. Hos övriga bränslestavar 11 i knippet saknar kutsarna hål men har i övrigt samma form och storlek som kutsarna 29. Kapslingsröret 13 har i sistnämnda bränslestavar också en väggtjocklek av 0,8 mm.
I ett alternativt utförande av bränslestavarna 11a-l visat i fig 3 kan kutsen 29, som saknar hål, ha en diameter av 8,H mm, och en höjd av 11 mm, spelet 31 vara 0,1 mm och kapslingsröret 13 ha en väggtjocklek av 1,6 mm. Hos övriga bränslestavar 11 i knippet har kutsarna en diameter av 10 mm och en höjd av 11 mm, spelet 31 en bredd av 0,1 mm och kapslingsröret 13 en väggtjocklek av 0,8 mm.
Bränslestavarnas inbördes avstånd avgörs främst av de reaktorfysikaliska kraven med avseende på optimal neutronekonomi och härdens neutronmultiplice- rande egenskaper. Vid valet av stavavstånd tas också hänsyn till verkan av det extra vattnet i spalterna mellan bränslestavknippena, vilket har stor betydelse för den lokala variationen i neutronflöde. Detta vatten medför ett lokalt förhöjt neutronflöde så att bränslestavar belägna vid vattenspal- ter blir hårdare belastade än andra bränslestavar. För att i görligaste mån utjämna effektfördelningen inom bränslestavknippet användes bränslestavar med olika anrikning av fissilt material, i det exemplifierade fallet U 235, i olika positioner inom bränslestavknippet. Detta är normalt tillfyllest, dock inte i följande fall. När en styrstav står inkörd under lång tid intill bränslestavknippet skyddas det fissila materialet i de närmaste stavarna mot utbränning. Samtidigt hindras inte nybildningen av fissilt material ur det fertila i samma utsträckning. Detta skulle leda till en gradivs ackumulering 33903 QUALITY 10 15 20 25 30 35 8305607* 7 av fissilt material som leder till otillåtna belastningar när styrstaven slutligen dras ut. Reduktionen av fertilt material begränsar detta i önskad utsträckning.
Fig Ä visar ett exempel på ett bränslestavknippe 10a med initialhalter av U 235 hos olika bränslestavar uttryckt i procent av begynnelsevikten uran i bränslet (urandioxid). (I ansökningen i övrigt angivna % för anrikning avser också pro- cent av begynnelsevikten uran i bränslet.) Medelanrikningen ligger vid 3,6Ä %.
Sju olika anrikningshalter, nämligen 1,98 %, 2,22 %, 2,78 %, 3,05 %. 3,81 % och 3,98 % användes vid sammansättningen av bränslestavknippet. För att göra figuren tydligare har inte bränslestavarna själva utritats utan endast deras anrikningshalt. Bränslestavarna 11a-l har kutsar med centrala hål såsom visas i rig 2.
Fig 5 visar samma bränslestavknippe efter energiuttaget 22 000 MWd/tU, motsva- rande ca H års drift. Den övre siffran, markerad med 32, i varje ruta visar anrikningshalten U 235 i % och den undre siffran, markerad med 33, visar sam- manlagda anrikningshalten av Pu 239 och Pu 2U1 i % hos varje bränslestav i bränslestavknippet. Plutoniet har bildats under drift genom infångning av snabba neutroner i U 238. Det tidigare nämnda högre neutronflödet och den där- med högre effekten i stavarna vid vattenspalterna 15a och 15b har som synes medfört att det fissila materialet, huvudsakligen U 235, Pu 239 och Pu 2Ä1, konsumerats snabbare här än i bränslestavknippets centrala delar. Detta för- stärker med tiden den initialt anbringade anrikningsfördelningen och effekten i bränslestavknippet jämnas ut, vilket i princip är av godo. Medelhalten U 235, som initialt legat vid 3,6ü %, har sjunkit till 1,63 % och medelhalten av sam- manlagda mängden Pu 239 (0,47 %) och Pu 241 (0,06 %) ligger vid 0,53 %. Fission av en U 235-kärna och en Pu-kärna ger ungefär samma energiutbyte. Mängden fis- silt material har således reducerats till omkring 60 % av den initiala mängden.
Det återstående fissila materialet är också fördelat på ett annat sätt på de i bränslestavknippena ingående bränslestavarna.
Vid en utbränning i intervallet 1Ä 000-30 000 Mwd/tU placeras ofta en styr- stav intill bränslestavknippet. I detta exempel sker detta vid 22 000 MWd/tU.
Efter ytterligare 12 000 Mwd/tU (dvs vid utbränningen 3Ä 000 MWd/tU) har medel- halten U 235 sjunkit till 1,00 % och medelhalten av sammanlagda mängden Pu 239 (O,66 %) och Pu 2H1 (0,13 %) har ökat till 0,79 %. Före den sista utbrännings- perioden med styrstav hade de mest påverkade bränslestavarna 11a, 11b och 11g en anrikningshalt U 235 av 0,32 %, resp 0,56 %, resp 0,56 % och en sammanlagd
Claims (6)
1. Bränslestavknippe (10, 10a) i en kärnreaktor, vilket är uppbyggt av ett flertal bränslestavar (11) omfattande bränslekroppar (29) med fertilt och fissilt material och ett cirkulärcylindriskt kapslingsrör (13), och vilket är anordnat intill en styrstavsposition, k ä n n e t e_c k n a t därav, att bränslestavknippet innehåller ett antal intill styrstavspositionen be- lägna bränslestavar (11a-I) med mindre mängd fertilt material än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet och med samma ytterdiameter som övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar i bränslestavknippet.
2. Bränslestavknippe enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t därav, att bränslestavarna (11a-l) med mindre mängd fertilt material innehåller bränslekroppar (29) med en central del (30) utan bränsle. PÖOR QUALITY . 8505607-7
3. Bränslestavknippe enligt patentkrav 2, k ä n n e t e c k n a t därav, att den centrala delen (30) utgöres av ett axiellt hål med bränslestaven sammanfallande symmetriaxel.
4. U. Bränslestavknippe enligt patentkrav_1, k ä n n e t e c k n a t därav, att bränslestavarna (11a-1) med mindre mängd fertilt material har kapslings- rör (13) med tjockare väggar än övriga eller tillnärmelsevis alla övriga bränslestavar 1 brånslestavknippet.
5. Bränslestavknippe enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a t därav, att bränslestavarna (11a-1) med mindre mängd fertilt material innehåller bränslekroppar med ett i bränslet fördelat neutrcnfysikaliskt inert material.
6. Bränslestavknippe enligt något av patentkraven 1-5, i vilket styrstaven har korsformade blad, _k ä n n e t e c k n a t 'därav, att åtminstone den bränslestav, ecm är belägen längst in mot korsets centrum i styrstavpositio- nen har bränslekroppar med mindre mängd fertilt material än bränslestavar i bränslestavknippet som inte är anordnade intill styrstaven.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8305607A SE439397B (sv) | 1983-10-12 | 1983-10-12 | Brenslestavknippe i en kernreaktor |
DE19843436100 DE3436100A1 (de) | 1983-10-12 | 1984-10-02 | Brennelementbuendel fuer einen kernreaktor |
JP59213247A JPS60227192A (ja) | 1983-10-12 | 1984-10-11 | 原子炉内の燃料棒用バンドル |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE8305607A SE439397B (sv) | 1983-10-12 | 1983-10-12 | Brenslestavknippe i en kernreaktor |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE8305607D0 SE8305607D0 (sv) | 1983-10-12 |
SE8305607L SE8305607L (sv) | 1985-04-13 |
SE439397B true SE439397B (sv) | 1985-06-10 |
Family
ID=20352867
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8305607A SE439397B (sv) | 1983-10-12 | 1983-10-12 | Brenslestavknippe i en kernreaktor |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS60227192A (sv) |
DE (1) | DE3436100A1 (sv) |
SE (1) | SE439397B (sv) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2772061B2 (ja) * | 1989-09-22 | 1998-07-02 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体 |
-
1983
- 1983-10-12 SE SE8305607A patent/SE439397B/sv not_active IP Right Cessation
-
1984
- 1984-10-02 DE DE19843436100 patent/DE3436100A1/de not_active Withdrawn
- 1984-10-11 JP JP59213247A patent/JPS60227192A/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE8305607L (sv) | 1985-04-13 |
SE8305607D0 (sv) | 1983-10-12 |
JPS60227192A (ja) | 1985-11-12 |
DE3436100A1 (de) | 1985-05-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US6925138B2 (en) | Reactor core and method for operating nuclear reactor | |
EP1085525B1 (en) | Light water reactor core and fuel assembly | |
EP0456969B1 (en) | Boiling water reactor core | |
US4636352A (en) | Nuclear fuel rod with burnable plate and pellet-clad interaction fix | |
JPS5844237B2 (ja) | 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法 | |
US3365371A (en) | Nuclear reactor fuel pellet | |
RU2691628C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
EP0065697B1 (en) | Fuel assembly | |
EP0086427B1 (en) | Fuel assembly for boiling water reactor | |
EP0196655A1 (en) | Fuel assembly for nuclear reactor | |
SE500900C2 (sv) | Bränslepatron för kokvattenreaktor innehållande neutronabsorberande material | |
SE439397B (sv) | Brenslestavknippe i en kernreaktor | |
JP5318312B2 (ja) | 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉 | |
EP1149387A1 (en) | Control rod | |
EP0338772A2 (en) | Nuclear reactor control rod with encapsulated neutron absorbent | |
EP1650767A1 (en) | Mox fuel assembly for pressurized water reactor | |
JP2000019282A (ja) | 軽水炉用燃料集合体 | |
JP5085522B2 (ja) | 長期連続運転用原子炉の炉心 | |
JPH04301592A (ja) | 燃料集合体 | |
SE470170B (sv) | Sätt vid drift av en kärnreaktor av kokvattentyp | |
JPH0376434B2 (sv) | ||
JPH07113672B2 (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
JP2731599B2 (ja) | 沸騰水型原子炉及びその燃料装荷方法 | |
CN115238481A (zh) | 一种轴向分区控制棒组件截面计算方法 | |
JP2004361296A (ja) | 沸騰水型原子炉の核燃料集合体 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8305607-7 Effective date: 19920510 Format of ref document f/p: F |