CZ202093A3 - Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů - Google Patents
Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů Download PDFInfo
- Publication number
- CZ202093A3 CZ202093A3 CZ202093A CZ202093A CZ202093A3 CZ 202093 A3 CZ202093 A3 CZ 202093A3 CZ 202093 A CZ202093 A CZ 202093A CZ 202093 A CZ202093 A CZ 202093A CZ 202093 A3 CZ202093 A3 CZ 202093A3
- Authority
- CZ
- Czechia
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear reactors
- obtaining energy
- spent fuel
- boiling nuclear
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/42—Reprocessing of irradiated fuel
- G21C19/44—Reprocessing of irradiated fuel of irradiated solid fuel
-
- 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
-
- 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
- Y02W—CLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
- Y02W30/00—Technologies for solid waste management
- Y02W30/50—Reuse, recycling or recovery technologies
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Abstract
Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů je vytvořeno tak, že u použitého moderátoru je mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů minimálně o 5 % menší než u moderátoru v reaktorech BWR.
Description
Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů
Oblast techniky
Vynález se týká získávání tepelné energie z jaderného paliva, které před tím bylo použito ve varných jaderných reaktorech.
Dosavadní stav techniky
Jaderné palivo, které bylo použito ve varných jaderných reaktorech (tzv. typ reaktoru BWR), je dnes nejprve skladováno v bazénech vyhořelého paliva (ve všech zemích). Posléze je toto palivo skladováno v meziskladech jaderného paliva před tím, než bude uloženo do trvalého úložiště vyhořelého jaderného paliva (aplikuje např. Finsko, Švédsko). Tento proces je mnohaletý a velmi finančně, administrativně a bezpečnostně náročný. V některých zemích (např. Japonsko) může být vyhořelé palivo varných jaderných reaktorů přepracováno v přepracovacím závodě na nový typ jaderného paliva. Přepracovací závody jsou mimořádně nákladné i náročné na výstavbu, jejich provoz i nové palivo je tak drahé.
Podstata vynálezu
Výše uvedené nevýhody využití jaderného paliva, které před tím bylo použito ve varných jaderných reaktorech, odstraňuje Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů, (dále uvedeno jako Beaktor).
Dnes komerčně skladované použité palivové články (ať už v bazénech či v meziskladech) se ve Beaktoru použijí za použití specifických materiálů a fyzikálních parametrů k produkci tepla, které je pak komerčně využito.
Toto palivo se použije ve stejné formě palivových článků jako bylo použito v BWR reaktoru, rozmístěné ve čtvercové palivové mříži s kapalným D2O moderátorem a kapalným chladivém. Jako chladivo těchto článků a moderátor se ve Beaktoru použijí materiály s menším mikroskopickým absorpčním účinným průřezem pro pohlcení neutronů než je tomu u reaktorů BWR. Palivo se použije v Beaktoru za nižších teplot sloučenin uranu a s nižším tlakem chladivá než u reaktorů BWR, čímž dojde k uvolnění reaktivity z již použitého paliva. Některé palivové soubory budou od sebe více vzdáleny než u BWR reaktoru, čímž také dojde k uvolnění reaktivity.
Beaktor je pak zařízení, kde probíhá řízená štěpná jaderná reakce uranu a plutonia za uvolnění tepla. Toto teplo je odváděno chladivém do tepelného výměníku, kde je pak následně komerčně využito. V Beaktoru probíhá též tvorba lichých izotopů plutonia ve větší míře než u BWR reaktorů, tím se zvyšuje reaktivita paliva. Beaktor umožňuje kampaňový provoz i u paliva, které je ve BWR reaktorech už nepoužitelné, lze však provozovat i s čerstvým palivem.
Příklady uskutečnění vynálezu
Navrhovaným vynálezem a předmětem předloženého technického řešení je Beaktor, jaderný reaktor s tepelnými neutrony, o výkonu 50-100 MWt na ohřev chladivá o atmosférickém tlaku z 40Cna 134 C.
V předloženém řešení je kupříkladu zvoleno organické chladivo HB-40 pro 144 palivových článků předem použitých v BWR reaktoru elektrárny Forsmark. Tyto články jsou rovnoměrně
- 1 CZ 2020 - 93 A3 rozmístěny ve čtvercovém uspořádání v nerezové stíněné válcové nádobě o průměru 5 m a výšce 7 m. Použité chladivo a též použitý D2O moderátor a reflektor je při daných parametrech z fyzikálního hlediska lepší než parovodní směs u BWR reaktorů. Beaktor se řídí změnou výšky hladiny moderátoru či reflektoru či standardními řídícími tyčemi (např. s bórem) a s daným 5 vyhořelým palivem může být na daném výkonu provozováno minimálně 9 měsíců. Ohřáté teplé chladivo je vyvedeno a v tepelném výměníku mimo Beaktor chlazeno na vstupní studenou teplotu. V prvních měsících provozu se vlivem měkčího neutronového spektra více (v porovnání s reaktory BWR) vytvářejí liché izotopy plutonia a reaktivita paliva ve Beaktoru stoupá. Další vnos reaktivity způsobuje výrazně nižší teplota paliva uvnitř palivových článků v porovnání s to reaktory BWR.
Průmyslová využitelnost
Výše uvedený vynález „Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů BWR “ může být využit pro většinu z desetitisíců dnes skladovaných palivových článků použitých ve BWR reaktorech za poslední půlstoletí. Zejména se toto řešení dá použít u BWR reaktorů, kde palivo nedosáhlo maximálního povoleného vyhoření. Toto řešení přispívá k lepšímu využití paliva a lepší ekonomice. Beaktor lze použít i s neozářeným palivem.
Claims (4)
- PATENTOVÉ NÁROKY1. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů, vyznačující se 5 tím, že mikroskopický účinný průřez pro absorpci neutronů je u použitého moderátoru minimálně o 5 % menší než u moderátoru v reaktorech BWR.
- 2. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů dle nároku 1, vyznačující se tím, že nejvyšší teplota uvnitř paliva je minimálně o 160 °C nižší než nejvyšší ίο přípustná teplota uvnitř paliva v reaktoru, kde bylo palivo použito primárně.
- 3. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů dle nároku 1, vyznačující se tím, že nejvyšší tlak chladivá ve všech provozních režimech je menší než 6,5 MPa.
- 4. Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů dle nároku 1, vyznačující se tím, že rozteč mezi některými palivovými soubory je minimálně o 2 mm větší než u reaktoru, pro které bylo palivo původně vyrobeno.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ202093A CZ202093A3 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CZ202093A CZ202093A3 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CZ202093A3 true CZ202093A3 (cs) | 2021-09-01 |
Family
ID=77519897
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CZ202093A CZ202093A3 (cs) | 2020-02-24 | 2020-02-24 | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CZ (1) | CZ202093A3 (cs) |
-
2020
- 2020-02-24 CZ CZ202093A patent/CZ202093A3/cs unknown
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US10818403B2 (en) | Inter-module fuel shuffling | |
Cerullo et al. | Generation IV reactor designs, operation and fuel cycle | |
Pioro et al. | Current status of electricity generation at nuclear power plants | |
KR20220005035A (ko) | 모듈형 노심 용융염 원자로 | |
CZ202093A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
CZ202091A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
CZ202092A3 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
CZ36660U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva tlakovodních jaderných reaktorů se čtvercovou palivovou mříží | |
CZ36658U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva varných jaderných reaktorů | |
CZ36659U1 (cs) | Zařízení na získávání energie z použitého paliva jaderných reaktorů VVER | |
WO2021170157A1 (en) | Device for recovery of energy from spent fuel of nuclear reactors and process for energy recovery from spent fuel of nuclear reactors | |
Bulakh et al. | Extension of lifespan of graphite in fuel blocks of high-temperature gas-cooled reactors as the resource for ensuring design values of nuclear fuel burn-up | |
Adamov et al. | Project Proryv (Breakthrough) | |
Hino et al. | Application of the resource-renewable boiling water reactor for TRU management and long-term energy supply | |
YI et al. | Current Status of Study for Severe Accidents in the SFPs of CANDU Plants | |
Chaudhari | Nuclear Power Reactor-An Overview | |
JP2023535731A (ja) | 燃料補給および/または保管の中性子吸収棒 | |
Dulera et al. | With high temperature thorium reactors | |
Semchenkov et al. | Advancing of VVER Reactor Core | |
EA043120B1 (ru) | Жидкосолевой ядерный реактор с модульной активной зоной | |
Ingersoll | Passive safety features for small modular reactors | |
Purba | Preliminary studies on developing PSA framework for HTGRs: Relevant events to be considered | |
Hino et al. | Development of the package-reactor (2)-core characteristics | |
Sagayama et al. | OVERVIEW OF GENERATION IVLIQUID METAL-COOLED FAST REACTORS: SODIUM-COOLED FAST REACTOR (SFR) AND LEAD-COOLED FAST REACTOR (LFR) | |
Forsberg | Advanced-High-Temperature-Reactor Spent-Fuel Characteristics and Repository Impacts |