SE505976C2 - Method, apparatus and carrier cartridge for reducing the neutron dose of a reactor tank - Google Patents
Method, apparatus and carrier cartridge for reducing the neutron dose of a reactor tankInfo
- Publication number
- SE505976C2 SE505976C2 SE9402293A SE9402293A SE505976C2 SE 505976 C2 SE505976 C2 SE 505976C2 SE 9402293 A SE9402293 A SE 9402293A SE 9402293 A SE9402293 A SE 9402293A SE 505976 C2 SE505976 C2 SE 505976C2
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- fuel
- sub
- channels
- water
- channel
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 7
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 111
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 40
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 15
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 15
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims abstract description 6
- 230000000903 blocking effect Effects 0.000 claims abstract 5
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 6
- 230000001174 ascending effect Effects 0.000 claims description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims 2
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 3
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 2
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000004323 axial length Effects 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000002386 leaching Methods 0.000 description 1
- 238000001956 neutron scattering Methods 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 1
- 230000000149 penetrating effect Effects 0.000 description 1
- 230000002093 peripheral effect Effects 0.000 description 1
- 239000004848 polyfunctional curative Substances 0.000 description 1
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 description 1
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 1
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/06—Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
-
- 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
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
15 20 25 30 35 I isos 976 2 stapel av kutsar av ett karnbransle. Vattnet strömmar uppat genom branslepatronen varvid en del av vattnet övergar till anga. Ju högre upp i branslepatronen desto större blir andelen anga i förhallande till andelen vatten. Ånga ar en sämre moderator an vatten, vilket innebar att modereringen blir samre i branslepatronens övre del. Snabba neutroner ar neutroner som inte har bromsats ner av neutronmoderatorn och darmed fortfarande har en hög energi. För en kokarreaktor galler att andelen snabba neutroner som lacker ut fran harden ar högre i hardens övre del an i dess nedre del, pa grund av den sämre modereringen i branslepatronernas övre del. In isos 976 2 stacks of pellets of a nuclear fuel. The water flows upwards through the fuel assembly, with some of the water turning into steam. The higher up in the industry cartridge, the greater the proportion of enter in relation to the proportion of water. Steam is a worse moderator than water, which meant that the moderation becomes smoother in the upper part of the fuel assembly. Fast neutrons are neutrons that have not been slowed down by the neutron moderator and thus still have a high energy. For a boiler reactor, the proportion of fast neutrons leaching from the core is higher in the upper part of the core than in its lower part, due to the poorer moderation in the upper part of the fuel assemblies.
Det ar ett valkant problem i reaktorsammanhang att materialet i reaktortanken blir sprött efter att ha utsatts för en kritisk dos av snabba neutroner, vilket medför en risk för sprick- bildning i reaktortanken. Det har ocksa noterats en viss sprick- bildning i moderatortanken, vilket ocksa kan ha sin orsak i en för hög dos av snabba neutroner. Detta ar framförallt ett problem i aldre reaktorer dar den dos av snabba neutroner som reaktortanken har utsatts för under sin livstid börjar närma sig den kritiska. Materialet i aldre reaktortankar ar ocksa mera känsligt an materialet i nyare reaktortankar. Olika försök har gjorts för att minska neutronflödet i de delar av harden som ligger narmast reaktortanken. Ett satt ar att i dessa delar av harden anvanda bransle som ar delvis utbrant. Ett annat satt är att byta ut branslestavarna i de branslepatroner som ligger närmast reaktortanken mot stavar av ett icke fissilt material, t ex rostfritt stal eller zirkonium. Dessa bada satt reducerar antalet snabba neutroner genom att minska antalet genererade neutroner i närheten av reaktortanken. I det senare fallet fas även viss neutronspridning fran stal- eller zirkoniumstavarna.It is an optional problem in the reactor context that the material in the reactor tank becomes brittle after being exposed to a critical dose of fast neutrons, which entails a risk of crack formation in the reactor tank. A certain crack formation has also been noted in the moderator tank, which may also have its cause in an excessive dose of fast neutrons. This is primarily a problem in older reactors where the dose of fast neutrons to which the reactor tank has been exposed during its lifetime begins to approach the critical one. The material in older reactor tanks is also more sensitive than the material in newer reactor tanks. Various attempts have been made to reduce the neutron flux in the parts of the hardest that are closest to the reactor tank. One way is to use fuel in these parts of the hearth that is partially burnt out. Another method is to replace the fuel rods in the fuel assemblies closest to the reactor tank with rods of a non-fissile material, such as stainless steel or zirconium. These baths reduce the number of fast neutrons by reducing the number of generated neutrons in the vicinity of the reactor tank. In the latter case, some neutron scattering from the steel or zirconium rods is also phased.
SANJMANFATTNING AV UPPFINNINGEN Ett andamal med uppfinningen ar att anvisa ett förfarande för att minska andelen snabba neutroner som lacker ut fran rektor- harden, reaktortanken och moderatortanken. Ändamalet uppfylls med en sa och darmed minska andelen snabba neutroner som nar liten minskning av den aktiva harden, dvs den del av harden som 10 15 20 25 30 35 5GB 9"'6 u: innefattar bränsle, och med ett sa högt utnyttjande av bränslet som möjligt.SUMMARY OF THE INVENTION An object of the invention is to provide a method for reducing the proportion of fast neutrons which leach out of the principal hardener, the reactor tank and the moderator tank. The object is fulfilled with a sa and thereby reduce the proportion of fast neutrons which reach a small reduction of the active hard, ie the part of the hard which 10 15 20 25 30 35 5GB 9 "'6 u: includes fuel, and with such a high utilization of the fuel as possible.
Ett annat ändamal med uppfinningen är att åstadkomma en anordning som minskar andelen änga i en bränslepatrons övre del, och därmed förbättrar neutronmodereringen i den övre delen. En bättre neutronmoderering leder till att andelen snabba neutroner som läcker ut frän bränslepatronen minskar.Another object of the invention is to provide a device which reduces the proportion of meadow in the upper part of a fuel assembly, and thereby improves the neutron moderation in the upper part. Better neutron moderation leads to a reduction in the proportion of fast neutrons that leak from the fuel assembly.
Ytterligare ett ändamäl med uppfinningen är att anvisa en bränslepatron för en kokarvattenreaktor, vilken bränslepatron har en förbättrad neutronmoderering i sin övre del.A further object of the invention is to provide a fuel assembly for a boiling water reactor, which fuel assembly has an improved neutron moderation in its upper part.
Vad som kännetecknar förfarandet, anordningen och bränsle- patronen enligt uppfinningen framgär av bifogade patentkrav.What characterizes the method, device and fuel assembly according to the invention is stated in the appended claims.
FIGURBESKRIVNING Figur 1 visar en schematisk bild av en kokarvattenreaktors uppbyggnad.DESCRIPTION OF FIGURES Figure 1 shows a schematic view of the construction of a boiling water reactor.
Figur 2 visar ett exempel pä en känd bränslepatron i ett vertikalsnitt genom linjen C-C i figur 3.Figure 2 shows an example of a known fuel assembly in a vertical section through the line C-C in figure 3.
Figur 3 visar samma bränslepatron som figur 2 i en vy vinkelrät mot ett horisontalplan genom linjen A-A i figur 2.Figure 3 shows the same fuel assembly as Figure 2 in a view perpendicular to a horizontal plane through the line A-A in Figure 2.
Figur 4 visar en schematisk bild av en bränslepatron enligt uppfinningen i ett vertikalsnitt genom linjen D-D i figur 5 och 8.Figure 4 shows a schematic view of a fuel assembly according to the invention in a vertical section through the line D-D in Figures 5 and 8.
Figur 5 visar en första utföringsform av bränslepatronen i figur 4 i en vy vinkelrat mot ett horisontalplan genom linjen B-B.Figure 5 shows a first embodiment of the fuel assembly in Figure 4 in a view perpendicular to a horizontal plane through the line B-B.
Figur 6 visar en perspektivskiss av en anordning för att minska andelen änga i en bränslepatrons övre del enligt uppfinningen.Figure 6 shows a perspective sketch of a device for reducing the proportion of meadow in the upper part of a fuel assembly according to the invention.
Figur 7 visar volymsandelen anga (Q) i en delkanal som funktion av avständet (1) frän bränslepatronens inloppsdel. 10 15 20 25 30 35 so5 976 4 Figur 8 visar en andra utforingsform av branslepatronen i figur 4 i en vy vinkelrat mot ett horisontalplan genom linjen B-B.Figure 7 shows the volume fraction anga (Q) in a sub-channel as a function of the distance (1) from the inlet part of the fuel assembly. Figure 8 shows a second embodiment of the fuel assembly in Figure 4 in a view perpendicular to a horizontal plane through the line B-B.
Figur 9 visar en schematisk bild av en tredje utföringsform av en bränslepatron enligt uppfinningen.Figure 9 shows a schematic view of a third embodiment of a fuel assembly according to the invention.
Figur 10 visar ett horisontellt snitt av en del av en reaktorhärd innefattande branslepatroner enligt uppfinningen.Figure 10 shows a horizontal section of a part of a reactor core comprising fuel assemblies according to the invention.
BESKRIVNING AV UTFÖRINGSFORMER Den i figur l visade reaktorn innefattar en reaktorhärd l innehållande ett flertal vertikala bränslepatroner, styrstavar 2 vilka bl a används vid start och stopp av reaktorn, en moderatortank 3 som omsluter härden, ängavskiljare 4 som skiljer den änga som bildas i reaktorn fran vattnet i reaktorn. Reaktorn omges av en tryckhällande reaktortank 5. Reaktortanken är fylldv med vatten till en nivä som ligger en bit över reaktorhärden.DESCRIPTION OF EMBODIMENTS The reactor shown in Figure 1 comprises a reactor core 1 containing a plurality of vertical fuel assemblies, control rods 2 which are used at start and stop of the reactor, a moderator tank 3 enclosing the core, meadow separator 4 separating the meadow formed in the reactor. the water in the reactor. The reactor is surrounded by a pressure-pouring reactor tank 5. The reactor tank is filled with water to a level which is a bit above the reactor core.
Den i figur 2 och 3 illustrerade bränslepatronen 6 är innesluten i ett höljeror 7 med ett i huvudsak kvadratiskt tvärsnitt.The fuel assembly 6 illustrated in Figures 2 and 3 is enclosed in a casing 7 with a substantially square cross-section.
Höljeröret är försett med ett ihäligt, med korsformat tvärsnitt utformat stodorgan 8, som är fast förbundet med höljerörets fyra väggar. Holjeroret med stodorgan omsluter fyra vertikala kanal- med ätminstone i huvudsak formade delar 9a - 9d, s k delkanaler, kvadratiskt tvärsnitt. De fyra delkanalerna innehäller var sitt bränsleknippe l5a - l5d. Varje bränsleknippe innefattar bränslestavar 10 anordnade i ett symmetriskt gitter med 4x4 stavar. Bränslestavarna halls i sina lägen med ett antal distanshällare, s k spridare ll, placerade mellan en topplatta 12 och en bottenplatta 13. En branslestav bestär av ett antal cylindriska kutsar av urandioxid staplade pä varandra och inkapslade i ett kapslingsror av Zircaloy.The casing tube is provided with a hollow, cruciform cross-sectional support member 8, which is fixedly connected to the four walls of the casing tube. The oil pipe with support members encloses four vertical channels - with at least substantially shaped parts 9a - 9d, so-called sub-channels, square cross-section. The four sub-channels each contain their own fuel bundle l5a - l5d. Each fuel bundle comprises fuel rods 10 arranged in a symmetrical grid with 4x4 rods. The fuel rods are held in position with a number of spacers, so-called diffusers 11, placed between a top plate 12 and a bottom plate 13. An fuel rod consists of a number of cylindrical uranium dioxide piles stacked on top of each other and encapsulated in a Zircaloy casing tube.
Moderatorvatten och kylvatten strömmar in i bränslepatronen underifrån genom en inloppsdel 14. Utrymmena mellan bränsle- stavarna inom varje delkanal genomstrommas av vatten liksom den av stodorganet bildade korsformiga kanalen 25. Stödorganet 8 är 10 15 20 25 30 35 5 505 976 försett med ett antal axiellt fördelade öppningar 26 sä att vatten och anga kan strömma mellan delkanalerna.Moderator water and cooling water flow into the fuel assembly from below through an inlet part 14. The spaces between the fuel rods within each sub-channel are flowed through by water as well as the cross-shaped channel 25 formed by the support member 25. The support member 8 is provided with a number of axial distributed openings 26 so that water and steam can flow between the sub-channels.
Figur 4 visar ett vertikalsnitt genom linjen D-D i figur 5, som visar en första utföringsform av en bränslepatron 20a enligt uppfinningen, och figur 8, som visar en andra utföringsform av en bränslepatron 20b enligt uppfinningen. Bränslepatronen i figur 5 har fyra delkanaler 9e, 9f, 9g och 9h. För att reducera antalet genererade neutroner i branslepatronen har bränsle- knippet tagits bort frän delkanalen 9h och ersatts med en topplugg l6h. Toppluggen är anordnad i branslepatronens övre del, och har som funktion att strypa den uppàtgàende vatten- strömmen i delkanalen och istallet tvinga vattnet att strömma in i angränsande delkanaler 9e och 9g, genom de öppningar 26a, mellan den pluggade delkanalen och angränsande delkanaler, som är anordnade uppströms toppluggen.Figure 4 shows a vertical section through the line D-D in Figure 5, showing a first embodiment of a fuel assembly 20a according to the invention, and Figure 8, showing a second embodiment of a fuel assembly 20b according to the invention. The fuel assembly in Figure 5 has four subchannels 9e, 9f, 9g and 9h. To reduce the number of generated neutrons in the fuel assembly, the fuel bundle has been removed from the subchannel 9h and replaced with a top plug l6h. The top plug is arranged in the upper part of the fuel assembly, and has the function of restricting the rising water flow in the sub-channel and instead forcing the water to flow into adjacent sub-channels 9e and 9g, through the openings 26a, between the plugged sub-channel and adjacent sub-channels, which are arranged upstream of the top plug.
Toppluggen är utformad sa att den blockerar de öppningar 26b, mellan den pluggade delkanalen och angränsande delkanaler, som Pa sa vis ökas vattenflödet i de övre delarna av angränsande delkanaler. Det ökade vatten- är anordnade nedströms toppluggen. flödet ger en minskad andel änga, vilket medför en ökad neutron- moderering och därmed ett minskat antal snabba neutroner.The top plug is designed so that it blocks the openings 26b, between the plugged sub-channel and adjacent sub-channels, which thus increase the water flow in the upper parts of adjacent sub-channels. The increased water is arranged downstream of the top hatch. the flow gives a reduced proportion of meadow, which leads to an increased neutron moderation and thus a reduced number of fast neutrons.
Andelen änga ökas nagot i de undre delarna av de angränsande delkanalerna, vilket inte gör sà mycket eftersom andelen ånga är lag där. Den pluggade delkanalen 9h innehåller ingen ánga utan bara vatten och utgör darmed en god moderator för snabba neutroner som inkommer dels frän de övriga delkanalerna i bränslepatronen, och dels frän andra omgivande bränslepatroner.The proportion of steam is increased somewhat in the lower parts of the adjacent sub-channels, which does not do much because the proportion of steam is low there. The plugged subchannel 9h contains no steam but only water and thus constitutes a good moderator for fast neutrons that come in partly from the other subchannels in the fuel assembly, and partly from other surrounding fuel assemblies.
Figur 6 visar toppluggen l6h. vilken innefattar en rörformig del 27 vars ena ande är försedd med en bottendel 17 och vars andra ände är öppen. Toppluggen har ett i huvudsak kvadratiskt tvärsnitt. Tvarsnittet motsvarar i huvudsak tvärsnittet av den delkanal i vilken toppluggen är anordnad. Bottendelen är försedd med ett antal öppningar 18 sa att en viss genomströmning av vatten kan ske genom toppluggen. Bottendelen fungerar som en kraftig strypning av den uppatgäende vattenströmmen i delkanalen. Den rörformiga delen har till uppgift att blockera 10 15 20 25 30 35 505 9?6 < öppningarna mellan delkanalerna nedströms bottendelen, och därmed förhindra att vatten och änga tränger in i den pluggade delkanalens övre del frän intilliggande delkanaler. Toppluggen kan utföras i t ex Zircaloy eller rostfritt stal. Pluggens längd optimeras for att uppnä bästa effekt med avseende pä reducering av änghalten. För att uppnä en battre moderering i bränslepatronens övre del bor längden pä pluggen understiga halva längden av den delkanal i vilken den är anordnad.Figure 6 shows the top plug 16h. which comprises a tubular part 27, one end of which is provided with a bottom part 17 and the other end of which is open. The top plug has a substantially square cross section. The cross-section essentially corresponds to the cross-section of the sub-duct in which the top plug is arranged. The bottom part is provided with a number of openings 18 so that a certain flow of water can take place through the top hatch. The bottom part functions as a strong restriction of the ascending water flow in the sub-channel. The function of the tubular part is to block the openings between the sub-channels downstream of the bottom part, and thereby prevent water and meadow from penetrating into the upper part of the plugged sub-channel from adjacent sub-channels. The top plug can be made of, for example, Zircaloy or stainless steel. The length of the plug is optimized to achieve the best effect with regard to reducing the meadow content. To achieve better moderation in the upper part of the fuel assembly, the length of the plug should be less than half the length of the sub-channel in which it is arranged.
Figur 7 visar resultatet av beräkningar som har gjorts dels pà den opluggade bränslepatronen 6 som visas i figur 2 och 3, vilken har ett bränsleknippe i varje delkanal, och dels pà den första utföringsformen av den pluggade bränslepatronen 20a som visas i figur 4 och 5, där ett bränsleknippe är borttaget och har ersatts med en topplugg. I figur 7 visas i ett diagram hur änghalten a (andelen änga per volym) varierar med avståndet l fran bränslepatronens inloppsdel för en delkanal. Kurva F visar ánghalten som funktion av avständet frän bränslepatronens inloppsdel for de fyra delkanalerna 9a, 9b, 9c, 9d i den opluggade bränslepatronen.Figure 7 shows the result of calculations made partly on the unplugged fuel assembly 6 shown in Figures 2 and 3, which has a fuel bundle in each sub-channel, and partly on the first embodiment of the plugged fuel assembly 20a shown in Figures 4 and 5, where a fuel bundle has been removed and replaced with a top plug. Figure 7 shows in a diagram how the meadow content a (the proportion of meadow per volume) varies with the distance l from the inlet part of the fuel assembly for a sub-channel. Curve F shows the steam content as a function of the distance from the inlet part of the fuel assembly for the four sub-channels 9a, 9b, 9c, 9d in the unplugged fuel assembly.
Kurva E visar änghalten som funktion av den axiella längden för den delkanal 9f som ligger längst bort fran den pluggade delkanalen 9h i den pluggade branslepatronen 20a. Kurva G visar änghalten som funktion av avstandet frän bränslepatronens inloppsdel för de delkanaler, 9e och 9g, vars ena sida angränsar till den pluggade delkanalen 9h, i den pluggade bränslepatronen 20a. Diagrammet visar att änghalten minskar kraftigt i den övre delen i de delkanaler vars ena sida angränsar till den pluggade delkanalen. Ånghalten ökar nagot i den längst bort frän den pluggade delkanalen belägna delkanalen. I den pluggade delkanalen finns ingen anga, dvs änghalten är noll för alla avständ l. För fallet med tva pluggade kanaler minskar givetvis änghalten i bränslepatronens övre del annu mera.Curve E shows the meadow content as a function of the axial length of the subchannel 9f which is furthest from the plugged subchannel 9h in the plugged fuel assembly 20a. Curve G shows the meadow content as a function of the distance from the inlet part of the fuel assembly for the sub-channels, 9e and 9g, one side of which adjoins the plugged sub-channel 9h, in the plugged fuel assembly 20a. The diagram shows that the meadow content decreases sharply in the upper part of the sub-channels whose one side adjoins the plugged sub-channel. The steam content increases slightly in the sub-channel located furthest from the plugged sub-channel. There is no indication in the plugged sub-channel, ie the meadow content is zero for all distances 1. For the case of two plugged channels, the meadow content in the upper part of the fuel assembly naturally decreases even more.
Figur 8 visar en andra utföringsform av en bränslepatron enligt uppfinningen. Eränslepatronen har fyra delkanaler 9e, 9f, 9g och 9h. För att reducera antalet'genererade neutroner i branslepatronen har tva bränsleknippen tagits bort frän 10 15 20 25 30 35 7 505 976 delkanalerna 9h och 9e, och varje borttaget bränsleknippe har ersatts med en topplugg l6h och l6e. Toppluggen är anordnad i bränslepatronens övre del. I ytterligare en utföringsform är det möjligt att ha tre pluggade delkanaler.Figure 8 shows a second embodiment of a fuel assembly according to the invention. The Eränsle cartridge has four subchannels 9e, 9f, 9g and 9h. To reduce the number of neutrons generated in the fuel assembly, two fuel bundles have been removed from subchannels 9h and 9e, and each removed fuel bundle has been replaced with a top plug 16h and 16e. The top plug is arranged in the upper part of the fuel assembly. In a further embodiment, it is possible to have three plugged sub-channels.
Figur 9 visar en tredje utföringsform av en bränslepatron 21 enligt uppfinningen. I en eller tvä delkanaler är alla bränsle- stavarna borttagna och ätminstone vissa av dem är ersatta med stavar 22 av ett icke fissilt material, t ex rostfritt stäl eller Zircaloy. I dessa delkanaler har i den övre delen anordnats en topplugg l6i av samma slag som den i figur 6 visade. Åtminstone vissa av oppningarna l8 är sä anordnade att de ickefissila stavarna kan löpa genom dessa öppningar.Figure 9 shows a third embodiment of a fuel assembly 21 according to the invention. In one or two sub-channels, all fuel rods are removed and at least some of them are replaced with rods 22 of a non-fissile material, such as stainless steel or Zircaloy. In these sub-channels a top plug 16i of the same type as that shown in Fig. 6 has been arranged in the upper part. At least some of the openings 18 are arranged so that the non-fissile rods can run through these openings.
Figur 10 visar ett horisontellt snitt av en del av en reaktor- härd innefattande pluggade bränslepatroner enligt den första 20a och den andra 20b utföringsformen av uppfinningen. Ändamålet med uppfinningen är att minska dosen av snabba neutroner som reaktortanken 5 och moderatortanken 3 utsätts för. Bränsle- patroner med en eller flera pluggade delkanaler anordnas i de positioner som är belägna längst ut i härden, dvs närmast moderatortanken och trycktanken. Beroende pä delkanalernas avständ till tankväggarna anordnas bränslepatroner med en eller tvä pluggade delkanaler. Bränslepatronerna vänds sä att de pluggade delkanalerna blir vända mot moderatortanken. De pluggade delkanalerna okar mängden modererande vatten mellan bränslet och reaktortanken, Ökar modereringen i de opluggade delkanalerna, och minskar genereringen av neutroner i omedelbar närhet av reaktortanken. For vissa positioner längst ut i härden där avständet till tankväggarna är tillräckligt stort anordnas opluggade bränslepatroner 6, dvs bränslepatroner med ett bränsleknippe i varje delkanal.Figure 10 shows a horizontal section of a part of a reactor core comprising plugged fuel assemblies according to the first 20a and the second 20b embodiment of the invention. The object of the invention is to reduce the dose of fast neutrons to which the reactor tank 5 and the moderator tank 3 are exposed. Fuel cartridges with one or more plugged sub-channels are arranged in the positions that are located at the far end of the core, ie closest to the moderator tank and the pressure tank. Depending on the distance of the sub-ducts to the tank walls, fuel assemblies are arranged with one or two plugged sub-ducts. The fuel assemblies are turned so that the plugged sub-channels face the moderator tank. The plugged sub-channels increase the amount of moderating water between the fuel and the reactor tank, Increases the moderation in the unplugged sub-channels, and reduces the generation of neutrons in the immediate vicinity of the reactor tank. For certain positions at the far end of the core where the distance to the tank walls is sufficiently large, unplugged fuel assemblies 6 are arranged, ie fuel assemblies with a fuel bundle in each sub-channel.
De borttagna bränsleknippena kan sättas ihop sä att de utgör en hel bränslepatron och laddas in pä nägot lämpligt ställe i härden, eller sä kan de sättas ihop till en bränslepatron med tva eller tre bränsleknippen enligt uppfinningen och användas i de perifera delarna i härdën.The removed fuel bundles can be assembled to form an entire fuel assembly and loaded at some convenient location in the core, or they can be assembled into a fuel assembly with two or three fuel assemblies according to the invention and used in the peripheral portions of the core.
Claims (14)
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9402293A SE505976C2 (en) | 1994-06-29 | 1994-06-29 | Method, apparatus and carrier cartridge for reducing the neutron dose of a reactor tank |
PCT/SE1995/000709 WO1996000966A1 (en) | 1994-06-29 | 1995-06-13 | Reduction of the neutron dose of a reactor vessel |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9402293A SE505976C2 (en) | 1994-06-29 | 1994-06-29 | Method, apparatus and carrier cartridge for reducing the neutron dose of a reactor tank |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE9402293D0 SE9402293D0 (en) | 1994-06-29 |
SE9402293L SE9402293L (en) | 1995-12-30 |
SE505976C2 true SE505976C2 (en) | 1997-10-27 |
Family
ID=20394565
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE9402293A SE505976C2 (en) | 1994-06-29 | 1994-06-29 | Method, apparatus and carrier cartridge for reducing the neutron dose of a reactor tank |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
SE (1) | SE505976C2 (en) |
WO (1) | WO1996000966A1 (en) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9431135B2 (en) * | 2013-12-17 | 2016-08-30 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Nuclear reactor fluence reduction systems and methods |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4576785A (en) * | 1983-06-14 | 1986-03-18 | Carolina Power And Light Company | Reduction in rate of radiation exposure to excore nuclear reactor components |
JP2914778B2 (en) * | 1991-05-20 | 1999-07-05 | 株式会社東芝 | Boiling water reactor |
-
1994
- 1994-06-29 SE SE9402293A patent/SE505976C2/en not_active IP Right Cessation
-
1995
- 1995-06-13 WO PCT/SE1995/000709 patent/WO1996000966A1/en active Application Filing
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE9402293L (en) | 1995-12-30 |
SE9402293D0 (en) | 1994-06-29 |
WO1996000966A1 (en) | 1996-01-11 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US7864913B2 (en) | Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof | |
EP0456969B1 (en) | Boiling water reactor core | |
EP0204288B1 (en) | Fuel assembly | |
JPH0232293A (en) | Boiling water nuclear reactor | |
US20140133619A1 (en) | Extended operating cycle for pressurized water reactor | |
RU2678564C1 (en) | Fuel assembly, method of designing active zone and method of designing fuel assembly of light-water nuclear reactor | |
EP0906628B1 (en) | Nuclear fuel assembly | |
SE509238C2 (en) | rEACTOR CORE | |
US4717527A (en) | Fuel assembly | |
SE505976C2 (en) | Method, apparatus and carrier cartridge for reducing the neutron dose of a reactor tank | |
KR900001800B1 (en) | Mechanical spectral shift reactor | |
CA2097412C (en) | Fuel bundle for use in heavy water cooled reactors | |
JPH0611586A (en) | Upper filling type water region located at upper part of partial-length fuel rod | |
US5171522A (en) | Fuel design for high power density forced circulation boiling water reactor | |
WO2016058993A1 (en) | Fuel assembly for a nuclear power boiling water reactor | |
JPS63235891A (en) | Fuel aggregate | |
US5483565A (en) | Fuel assembly for a boiling water reactor | |
EP3457414B1 (en) | Fuel assembly and nuclear reactor core loaded with same | |
US20060269036A1 (en) | Mox fuel assembly for pressurized water reactors | |
EP0514215B1 (en) | Part length rod placement in boiling water reactor fuel assembly for reactivity control | |
US4683116A (en) | Nuclear reactor | |
JP2006184174A (en) | Fuel assembly of boiling water reactor | |
US4832899A (en) | Mechanical spectral shift reactor | |
EP0230613A2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
JPH04296693A (en) | Core of reactor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 9402293-6 Format of ref document f/p: F |