DE69106433T2

DE69106433T2 - Kern eines Siedewasserreaktors.

Info

Publication number: DE69106433T2
Application number: DE69106433T
Authority: DE
Inventors: Russell Lee Crowther; Anthony Paul Reese
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1990-03-12
Filing date: 1991-02-22
Publication date: 1995-07-06
Anticipated expiration: 2011-02-23
Also published as: US5089210A; DE69106433D1; EP0456969A1; JP2511581B2; JPH04220596A; EP0456969B1; ES2066244T3; FI911192A0; FI911192A

Description

Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf einen Siedewasser-Reaktorkern mit mehreren vertikal aufrecht stehenden Brennstoffbündeln. In einem derartigen Reaktor werden sogenannte gemischte Oxyd-Brennstoffe, die Plutonium und Uran umfassen, in dem Kernbrennstoffbündel zusammen mit einem brennbaren Absorber, wie beispielsweise Gadolinium, verwendet, um die Reaktion des Kernbrennstoffbündels zu optimieren.

Hintergrund der Erfindung

1. Gebiet der Erfindung

In einem Siedewasser-Kernreaktor absorbiert ein Spaltbrennstoffatom, wie beispielsweise U235, PU 239 oder PU 241 ein Neutron in seinem Kern und durchläuft einen nuklearen Zerfall. Dies erzeugt im Durchschnitt zwei spaltbare Fragmente mit einem kleineren Atomgewicht mit einer großen kinetischen Energie und mehreren Neutronen, wobei diese Neutronen ebenfalls eine hohe Energie haben.
In einem Siedewasser-Kernreaktor liegt der Kernbrennstoff in der Form von Brennstoffstäben vor, die jeweils mehrere gesinterte Pellets aufweisen, die in einem langgestreckten, gekapselten Auskleidungsrohr oder "Brennstoffstab" enthalten sind. Gruppen dieser Brennstoffstäbe werden zwischen oberen und unteren Ankerplatten gehaltert, um getrennt auswechselbare Brennstoffanordnungen oder -bündel zu bilden. Eine ausreichende Anzahl dieser Brennstoffanordnungen sind in einer Matrix angeordnet, die einem richtigen kreisförmigen Zylinder angenähert ist, um den Kernreaktorkern zu bilden, der zu einer sich selbst unterhaltenden Spaltreaktion geeignet ist. Die kinetische Energie der Spaltprodukte wird als Wärme in den Brennstoffstäben abgeführt. Die Energie wird auch in die Brennstoffstruktur und den Moderator abgegeben durch Neutronen, Gammastrahlen und andere Strahlung, die aus dem Spaltprozeß entsteht. Der Kern ist in ein Kühlmittel eingetaucht, das die Wärme abführt. Typischerweise erfolgt diese Wärmeabfuhr durch das Kühlmittelwasser, das sich durch Sieden in Dampf umwandelt. Dem Dampf wird Energie entzogen, um nutzbare Arbeit auszuführen.
In einem Siedewasser-Kernreaktor arbeitet das Kühlmittel auch als ein Neutronen-Moderator. Dieser Moderator nimmt die emittierten, eine hohe Energie aufweisenden Neutronen auf und verlangsamt die Neutronen, um ihnen einen thermischen Charakter zu geben und dementsprechend die Wahrscheinlichkeit zu vergrößern, daß sie in dem Brennstoff absorbiert werden, wodurch die Spaltreaktion fortgesetzt wird.
Der üblicherweise verwendete Brennstoff für wassergekühlte und -moderierte Leistungsreaktoren weist Urandioxyd auf, von dem von etwa 0,7 bis 5,0 % spaltbares U235 gemischt mit brutfähigem U238 ist. Während des Betriebs des Reaktors wird ein gewisser Teil des brutfähigen U238 in spaltbares Plutonium PU-239 und PU-241 umgewandelt. Es zeigt sich, daß das U238 ebenfalls spaltbar ist, aber nur für eine hohe Energie aufweisende Neutronen. Das Verhältnis der erzeugten spaltbaren Materialien (z.B. Plutonium 239 und Plutonium 241) zu zerfallenem spaltbaren Material (z.B. U235, Plutonium 239 und Plutonium 241) ist als das "Umwandlungsverhältnis" definiert.
Die Brennstoffbündel werden üblicherweise zu gewissen "Auszeiten" ausgewechselt. Typischerweise beschreiben diese Auszeiten "Zyklen". Während dieser Auszeiten wird der Reaktor geöffnet und eine ferngesteuerte Hebeeinrichtung entnimmt Brennstoffbündel mit verbrauchtem Brennstoff darin und ersetzt die Brennstoffbündel gegen solche mit frischen spaltbaren Materialien, die in den Brennstoffstäben enthalten sind. Bei jeder Auszeit wird nur ein Teil der gesamten Brennstoffbündel entfernt. Dieser Anteil liegt in der Größenordnung von 25%.

Angabe der Probleme

Es ist in der Technik bekannt, wie der Brennstoff von gebrauchten Brennstoffbündeln wiederzuverarbeiten ist. Typisch wird Plutonium zurückgewonnen (z.B. PU 239, PU 241). Dieses wiedergewonnene Plutonium wird gemischt, indem natürlich auftretende Uranoxyde oder Uran von Diffusionsanlagenenden genommen wird und einem Mischprozeß ausgesetzt wird. Typischerweise werden die Plutoniums und die Urane in Oxyde umgewandelt. Anschließend werden die Plutonium-Oyxde und Uran-Oxyde gemischt, um einen gewünschten Gewichtsprozentsatz der entsprechenden Plutonium- und Uranverbindungen zu erzeugen. Sobald die Oxyde gemischt sind, werden sie gesintert, um vorzugsweise eine flächenzentrierte Gitterstruktur zu erzeugen, die in den Brennstoff-Pellets enthalten ist. Die gesinterten Pellets werden in gekapselten Zirkon-Brennstoffstäben angeordnet. Bezüglich des Mischvorganges müssen diese Mischoxyd- oder MOx-Brennstoffstäbe unterschiedliche Konzentrationen von PU haben. Wenn dies der Fall ist, ist es häufig notwendig, fünf oder sechs unterschiedliche Konzentrationen von Plutonium in den verschiedenen Stäben von einem einzelnen Brennstoffbündel zu haben.
Es ist verständlich, daß diese Art der Wiedergewinnung, Mischen und Sintern des Plutoniums von verbrauchten oder benutzten Brennstoffbündeln zu neuen Brennstoffbündeln schwierig ist. Die radioaktiven Gase und Elemente der verbrauchten Brennstoffstäbe müssen gehandhabt werden, typisch durch Fernsteuerung. Das Plutonium selbst ist toxisch, ist ein Alpha-Emitter und hat lange Halbwertszeiten, die den Beseitugungsprozeß komplizieren. Einfach ausgedrückt, diese Plutonium-Rückgewinnungs-, Misch- und Sinterungsarbeiten müssen in geschlossenen Umgebungen unter speziellen Verarbeitungsbedingungen ausgeführt werden. Dementsprechend unterscheiden sich die Verarbeitung und Anordnung von Mischoxyd-Brennstoffen in Kernbrennstoffstäben radikal von der Verwendung der üblicheren Uranoxyd-Verbindungen. Da dies der Fall ist, erfolgt die Verwendung von sog. Mischoxyd- Brennstoffen (MOX) in isolierten Verarbeitungsanlagen, getrennt und im Abstand von üblichen Brennstoffbeladungen, die Uranoxyde und brennbare Absorbierer enthalten, wie beispielsweise Gadolinium.
Wenn der Reaktor bei einem stationären Leistungspegel arbeiten soll, muß die die Spaltung hervorruf ende Neutronenpopulation konstant bleiben. D.h., jede Spaltungsreaktion muß netto ein Neutron erzeugen, das eine nachfolgende Spaltreaktion erzeugt, so daß der Vorgang selbst-unterhaltend ist. Der Vorgang zeichnet sich durch einen effektiven Multiplikationsfaktor Keff aus, der für einen stationären Betrieb Eins sein muß. Es sei bemerkt, daß der effektive Multiplikationsfaktor Keff der Neutronenreproduktionsfaktor des als ein Ganzes betrachteten Kernreaktors ist. Dies ist zu unterscheiden von dem lokalen oder infiniten Multiplikationsfaktor Kinf, der die Neutronenreproduktion von einem unendlich großen System definiert, das die gleiche Zusammensetzung und die gleichen Chrarakteristiken wie der lokale Bereich von einem in Rede stehenden Reaktorkern hat.
Während des Betriebs verarmt der spaltbare Brennstoff, und tatsächlich sind einige der Spaltprodukte selbst Neutronen- Absorber oder "Gifte". Um dies auszugleichen, muß der Reaktor normalerweise mit einem anfänglichen Überschuß von Kernbrennstoff versehen sein, was eine anfängliche überschüssige Reaktivität zur Folge hat. Diese anfängliche überschüssige Reaktivität erfordert ein Regelsystem, um den effektiven Multiplikationsfaktor bei Eins zu halten. Diese Aufrechterhaltung muß am Beginn des Brennstoffzyklus in Gegenwart der überschüssigen Reaktivität auftreten. Das Regelsystem hat auch die Funktion, den effektiven Multiplikationsfaktor auf unter Eins zu verkleinern, so daß der Reaktor abgeschaltet werden kann. Das Regelsystem verwendet typisch neutronenabsorbierendes Material, das zur Steuerung der Neutronenpopulation durch Nicht-Spaltungs-Absorbtion oder das Einfangen von Neutronen steuert.
Da sich die hier beschriebene Erfindung auf eine ganz besondere Art der Beladung eines Brennstoffbündels bezieht, ist es notwending, sowohl die Konstruktion von einem typischen Brennstoffbündel als auch seine Geometrie in Beziehung zu einem sog. Steuerstab und auch zu benachbarten Brennstoffbündeln zu verstehen.
Jedes Brennstoffbündel enthält longitudinal verlaufende gedichtete bzw. gekapselte Stäbe. Diese Stäbe haben das spaltbare Material in sich eingekapselt. Das Material bleibt während der gesamten Lebensdauer des Brennstoffbündels eingekapselt. Eine Öffnung der gekapselten Brennstoffstäbe muß für die Verarbeitung erfolgen, auf die hier eingegangen wird.
Eine Gruppe derartiger Brennstoffstäbe wird typisch zwischen einer unteren Ankerplatte am Unterteil und einer oberen Ankerplatte am Oberteil gehaltert. Es sind Anordnungen (Arrays) von 6 x 6, 7 x 7, 8 x 8 und 9 x 9 Brennstoffstäben verwendet worden. Typischerweise definieren diese Anordnungen in der angegebenen Zahl gewisse sog. "Gitterpositionen" für die Brennstoffstäbe. Es ist verständlich, daß Abschnitte dieser Gitterpositionen durch andere Brennstoffbündelelemente eingenommen werden können. Beispielsweise ist es üblich, Stäbe einzusetzen, um den Wasser-Moderator in der Mitte derartiger Brennstoffbündel zu halten, um der Gesamtheit des Bündels das gewünschte Reaktionsprofil für die Erzeugung von Energie zu erteilen.
Typischerweise hat die Gesamtzahl der Brennstoffstäbe mit der Auslegung moderner Brennstoffbündel zugenommen. Gegenwärtig werden die Gitterpositionen 8 x 8 und 9 x 9 verwendet. Weiterhin ist es bei den 9 x 9-Aufbauten nun üblich, in einigen der Gitterpositionen verkürzte Brennstoffstäbe zu haben. Eine Kürzung der Brennstoffstäbe sorgt für zahlreiche Vorteile.
Jedes Brennstoffbündel weist einen umgebenden Kanal auf, um die Wasserströmung zwischen und durch die Ankerplatten auf der axialen Länge der einzelnen Stäbe einzuschließen. Wasser-Moderator strömt in dem eingeschlossenen Kanal von unten und am Oberteil aus dem einschließenden Kanal heraus. Während seines Durchtrittes in einem aktiven Reaktor wird Dampf in einer Mischung mit dem hindurchströmenden Wasser erzeugt.
Der Wasser-Moderator ist auch außerhalb des Kanals. Dieses Wasser enthält typisch keinen hohen Prozentsatz an Dampf und ist enthalten in dem, was als eine Kernbypaßzone oder ein -bereich bekannt ist. Die Kernbypaßzone oder der -bereich hat Wasser, das eine Moderation des schnellen Neutronenflusses erzeugt. Schnelle Neutronen werden schnell thermische Neutronen, die zur Einleitung einer kontinuierlichen Kernreaktion in dem Kernbypaßbereich in der Lage sind.
Die Brennstoffbündel selbst sind typisch in Gruppen zu vier angeordnet für eine Steuerung ihrer Kernreaktion. Typisch sind vier Brennstoffbündel mit einem quadratischen Querschnitt vertikal in einer Seite-an-Seite-Relation angeordnet. Jedes Brennstoffbündel ist von dem übrigen Brennstoffbündel in Abstand angeordnet, um so den Bypaßbereich zu bilden. Wenn vier Brennstoffbündel in einer Seite-an-Seite- Relation betrachtet werden, so definieren die Bündel in den Zwischenräumen zwischen ihnen einen kreuzförmigen Zwischenbereich. Genau in diesen kreuzförmigen Zwischenbereich dringt ein komplementärer kreuzförmiger Steuerstab ein für die parasitäre Absorbtion von Neutronen und die letztendliche Steuerung des Kernreaktors.
Ein moderner Steuerstabaufbau enthält viele Gruppen von vier derartigen Brennstoffbündeln. Es ist für Reaktorkerne üblich, bis zu 800 derartiger diskreter Brennstoffbündel zu enthalten. Jede Gruppe von vier derartigen Brennstoffbündeln hat einen Steuerstab, der in den Zwischenraum zwischen den Brennstoffbündel-Grenzflächen eindringt, um die Absorbtion von Neutronen und die Steuerung bzw. Regelung des Kernreaktors herbeizuführen.
Während der Lebensdauer eines Brennstoffbündels ist der gewöhnliche Umstand der, daß das Bündel den Steuerstäben nicht nennenswert ausgesetzt ist. Infolgedessen ist der übliche Fall der, daß der thermische Neutronenfluß an den Brennstoffbündelecken relativ hoch ist im Vergleich zu anderen Abschnitten des Brennstoffbündels.
Da die Brennstoffbündel anfangs mit einer übermäßigen Reaktivität in ihren spaltbaren Materialien versorgt werden, ist es gelegentlich notwendig, brennbare Absorber einzufügen. Derartige brennbare Absorbierer haben während des Beginns von einem Brennstoffzyklus die Funktion, Neutronen zu absorbieren und die überschüssige Reaktivität, die anderenfalls vorhanden sein würde, daran zu hindern, die Steuerung der Kernreaktion zu verhindern.
Ein brennbarer Absorber ist ein Neutronenabsorber, der durch Neutronenabsorbtion in ein Material mit einem kleineren Neutronen-Absorbtionsvermögen umgewandelt wird. Ein gut bekannter brennbarer Absorber ist Gadolinium. Die ungeraden Isotope (GD-155 und GD-157) haben sehr hohe Einfangquerschnitte für thermische Neutronen.
Die für eine Verwendung verfügbaren brennbaren Absorber haben auch einen unerwünschten Effekt. Insbesondere und während des Endes des Brennstoffbündelzyklus verkleinern die restlichen brennbaren Absorber die Effizienz des Brennstoffbündels. Deren Funktion würde bei weitem besser sein, wenn die brennbaren Absorber nicht vorhanden oder wenigstens auf einem absoluten Minimum gehalten wären. Wenn beispielsweise Gadolinium als ein brennbarer Absorber verwendet wird, verarmen die einen hohen Querschnitt aufweisenden Isotope (GD-155 und GD-157) rasch. Unglückerweise werden diese Elemente in Elemente umgewandelt, die verkleinerte Absorbtionsquerschnitte enthalten, aber trotzdem die Effizienz des Brennstoffbündels meßbar verkleinern. Beispielsweise absorbieren in Gadolinium die erzeugten Isotope (GD-154, GD-156 und GD-158) weiterhin Neutronen und verkleinern die Gesamteffizienz des Brennstoffbündels.
Bekanntlich arbeiten brennbare Absorber, wie beispielsweise Gadolinium, in einem Selbstabschirmungsmodus, wenn sie in einer ausreichenden Konzentration vorhanden sind. D.h., beim Aussetzen gegenüber Neutronenfluß erfolgen die Neutronenabsorbtionen im wesentlichen an der äußeren Oberfläche der Absorber, so daß das Volumen der Absorber in radialer Richtung mit einer Geschwindigkeit schrumpft, die von der Konzentration des Absorbers abhängig ist.
Es ist weiterhin bekannt, daß Plutonium, insbesondere spaltbares PU 239 und PU 241, hohe Neutronenabsorbtionsquerschnitte relativ zu Uran haben. Wenn brennbare Absorber, wie beispielsweise Gadolinium, in Verbindung mit spaltbarem Plutonium verwendet werden, kann das Gadolinium selbst durch das Plutonium von Neutronen abgeschirmt werden. Um also das Steuermerkmal des brennbaren Absorbers zu nutzen, müssen viel größere Konzentrationen von Gadolinium verwendet werden, wo spaltbares Plutonium vorhanden ist.
Es gibt in Bezug auf das vorliegende Brennstoff-Design eine weitere Komplikation. Während des Betriebs nimmt der Prozentsatz von Dampfblasen innerhalb der Brennstoffbündel und in Richtung auf das Oberteil des Reaktors zu. Diese Dampfblasen führen zu einer sich vermindernden Moderation in den oberen Bereichen des Reaktors, weil Wasser in kleineren Mengen vorhanden ist. Somit entsteht eine Leistungsverteilung, die in Richtung auf die unteren Bereiche der den Reaktorkern bildenden Brennstoffbündel schräg bzw. konisch verläuft.
Es ist bekannte Praxis, dies dadurch zu kompensieren, daß der brennbare Absorber in einer axial inhomogenen Weise verteilt wird. Es ist eine Anzahl von Steuerstäben mit brennbarem Absorber mit einer Verteilung vorgesehen, die in Richtung auf den axialen Bereich der heißen arbeitenden maximalen Reaktivität schräg bzw. konisch verläuft. Eine typische Konfiguration ist in dem US-Patent 3 799 839 gezeigt.
Jedoch ist diese Situation sehr unterschiedlich in dem kalten Abschaltzustand. Insbesondere ist in dem kalten Zustand das Oberteil von einem bestrahlten Siedewasser-Reaktorkern reaktiver als das Unterteil. Die größere Reaktivität tritt auf, weil es während des normalen Betriebes eine größere Plutoniumproduktion und weniger U-235-Zersetzung im Reaktoroberteil gibt. Insbesondere ist eine größere Population von schnellen Neutronen im Oberteil des Reaktors vorhanden. Diese schnellen Neutronen rufen ein größeres Umwandlungsverhältnis und einen kleineren Abbrand in den Brennstoffstäben hervor.
Im kalten Abschaltzustand sind die Dampfblasen in dem oberen Teil des Kerns eliminiert, weil wenig, wenn überhaupt, Dampf in dem Moderator vorhanden ist. Dies macht den Oberteil des Kerns im kalten Abschaltzustand reaktiver als den Unterteil. Typische Lizenzsierungstandards erfordern eine 0,38-Prozent-Reaktivitäts-Abschaltgrenze (Keff kleiner als 0,9962), wobei jeder Steuerstab aus dem Kern herausgefahren ist. Um für eine Sicherheitsgrenze für Voraussage-Ungewißheiten zu sorgen, ist typisch eine Design-Basis von 1% vorausgesagter Abschaltgrenze (Keff kleiner als 0,99), die durch die Steuerstäbe und den brennbaren Absorber geliefert werden muß, erforderlich und angewendet.
Gewisse Reaktoren haben Brennstoffanordnungen, die spezielle Konstruktionen erfordern, die auf ihre sog. "kalte Reaktivität" gerichtet sind. In derartigen bekannten Brennstoffanordnungen ist der brennbare Absorber asymmetrisch verteilt, um kalte Abschaltgrenzen zu gestatten, die mit einem minimalen Nachteil für den betrieblichen Wirkungsgrad zu erfüllen sind. Die Anordnung enthält eine Komponente des spaltbaren Materials, die über die axiale Ausdehnung des Brennstoffbündel verteilt ist. Mit den spaltbaren Materialien vermischt ist eine Komponente von neutronenabsorbierendem Material hinzugefügt. Dieses neutronenabsorbierende Material hat eine axial Verteilung, die sich durch eine Verstärkung in einer relativ kurzen axialen Zone auszeichnet, die als die "Kaltabschalt-Steuerzone" bekannt ist. Diese Kaltabschalt-Steuerzone entspricht wenigstens einem Teil des axialen Bereiches der maximalen Reaktivität bei kalter Abschaltung. Die axiale Verteilung der Komponente des neutronenabsorbierenden Materials zeichnet sich typisch durch eine zusätzliche Verstärkung in einer axialen Zone aus, die als die "heiße arbeitende" Steuerzone bekannt ist. Die Komponente des neutronenabsorbierenden Materials ist üblicherweise in wenigstens einigen der Steuerstäbe eingebaut. Diese Verstärkung in der Kaltabschaltzone kann wenigstens teilweise durch einen oder mehrer Steuerstäbe ausgebildet werden, die Absorber nur in der Kaltabschalt-Steuerzone aufweisen. Diese Verstärkung des neutronenabsorbierenden Materials in der Kaltabschalt-Steuerzone kann zusätzlich unterstützt werden durch eine verminderte Brennstoffanreicherung in der Kaltabschalt-Steuerzone.
Es sei ferner darauf hingewiesen, daß es wünschenswert ist, die Verteilung von Gadolinium in einem Brennstoffbündel auf einem absoluten Minimum zu halten. Gadolinium verkleinert, zusätzlich zum Absorbieren von Neutronen, die thermische Leitfähigkeit der Steuerstäbe und vergrößert die Spaltgas- Freisetzung. Infolgedessen sind die Gadolinium enthaltenden Stäbe häufig die am stärkstens einschränkenden Stäbe in der Brennstoffanordnung. Somit und wegen dieser einschränkenden Stäbe muß das gesamte Brennstoffbündel in seiner Leistung runtergesetzt werden mit einem entsprechenden nachteiligen Effekt auf die örtlichen Leistungsverteilungen. Das Ausmaß der Herabsetzung der Leistung, die erforderlich ist, hängt von der erforderlichen Gadolinium-Konzentration ab. Diese erforderliche Gadolinium-Konzentration wird häufig ein ernstes Problem bei Brennstoff-Designs mit erweiterter Spaltstoff-Ausnutzung und/oder einen Hochenergiezyklus aufweisenden Konstruktionen sein, wo erhöhte Gadolinium-Konzentrationen erforderlich sind, um für angemessenen Kaltabschaltgrenzen zu sorgen.
Leider sind die relativ dichten 9 x 9-Anordnungen, die in modernen Reaktoren verwendet werden, Beispiele für Brennstoffbündel, in denen das überschüssige Gadolinium Probleme erzeugen kann. Der Leser muß sich an dieser Stelle verdeutlichen, daß die vorstehende Beschreibung des Hintergrundes eine Zusammenfassung nur von besonders wichtigen Betriebs- und Abschalterfordernissen ist. Diese besonders wichtigen Erfordernisse bzw. Zwänge sind zusammengefaßt worden, damit die folgende optimierte Brennstoffbündelkonstruktion verstanden werden kann.
US-A 3 799 839 beschreibt einen Siedewasser-Reaktor mit mehreren vertikal aufrecht stehenden Brennstoffbündeln; jedes Bennstoffbündel enthält longitudinal verlaufende, gekapselte Stäbe mit spaltbarem Material darin; einen umgebenden Kanal zur Aufnahme einer Wasserströmung in jedem Brennstoffbündel von Wasser außerhalb des Bennstoffbündel; ein Wasser-Moderator strömt in dem einschließenden Kanal von dem Unterteil des Brennstoffbündels zum Oberteil des Brennstoffbündels, um Dampf zu erzeugen und Neutronen in einen Zustand thermischer Energie zu moderieren, um eine fortgesetzte Kernreaktion in dem spaltbaren Material zu erzeugen; der Wasser-Moderator außerhalb der einschließenden Kanäle bildet eine Kernbypaßzone mit relativ hohen Konzentrationen von Wasser zur Moderation von Neutronen von einen hohen Energiezustand aufweisenden Neutronen in einen thermischen Energiezustand für die Fortsetzung der Kernreaktion; mehrere der Kernbrennstoffstäbe weisen eine Komponente von spaltbarem Material auf, die wiedergewonnenes Plutonium und Uran verteilt über eine axiale Ausdehnung der Brennstoffanordnung enthält; wenigstens einige der Brennstoffstäbe enthalten eine Komponente von neutronenabsorbierendem Material zum Steuern überschüssiger Reaktivität, die von dem wiedergewonnenen Plutonium abgegeben ist. Die Anordnung der Plutonium- und Uranstäbe ist in diesem Dokument nicht offenbart.

Zusammenfassung der Erfindung

Die vorliegende Erfindung schafft einen Siedewasser-Reaktorkern mit mehreren vertikal aufrecht stehenden Brennstoffbündeln; jedes Brennstoffbündel enthält longitudinal verlaufende gekapselte Stäbe mit darin enthaltenem spaltbarem Material; einen umgebenden Kanal zur Aufnahme einer Wasserströmung in jedem Brennstoffbündel von Wasser außerhalb des Brennstoffbündels; ein Wasser-Moderator strömt in dem einschließenden Kanal von dem Unterteil des Brennstoffbündels zu dem Oberteil des Brennstoffbündels zur Erzeugung von Dampf und Moderation von Neutronen in einen thermischen Energiezustand zum Erzeugen einer kontinuierlichen Kernreaktion in dem spaltbaren Material; der Wasser-Moderator außerhalb der einschließenden Kanäle zur Bildung einer Kernbypaßzone hat relativ hohe Konzentrationen von Wasser zur Moderation der Neutronen von einen hohen Energiezustand aufweisenden Neutronen auf einen thermischen Energiezustand für die Fortsetzung der Kernreaktion; mehrere der Brennstoffstäbe weisen eine Komponente an spaltbarem Material auf, die wiedergewonnenes Plutonium und Uran verteilt über eine axiale Ausdehnung der Brennstoffanordnung enthält; wenigstens einige der Brennstoffstäbe enthalten eine Komponente von neutronenabsorbierendem Material zum Steuern überschüssiger Reaktivität, die von dem wiedergewonnen Plutonium abgegeben ist; dadurch gekennzeichnet, daß die Verteilung von spaltbarem Material und neutronenabsorbierendem Material aufweist: das spaltbare Material enthält eine Mischung von Uran und wiedergewonnenem Plutonium in Stäben des Brennstoffbündels an anderen Stellen als an den Ecken des Brennstoffbündels; und das neutronenabsorbierende Material ist in Stäben des Brennstoffbündels an Stabstellen neben den Ecken der Brennstoffbündel angeordnet, wodurch das neutronenabsorbierende Material eine verminderte Abschirmung von dem Plutonium und eine maximale Aussetzung gegenüber thermischen Neutronen hat zum Formen der kalten Reaktivitäts-Abschaltzone in dem Brennstoffbündel.
In einem bevorzugten Ausführungsbeispiel enthält eine Brennstoffbündel-Konstruktion Oxyde von wiedergewonnenem Plutonium gemischt mit Uran (MOx), die den Gehalt von Plutonium maximieren und die Anzahl unterschiedlicher MOx-Pellet-Konstruktionstypen minimieren kann. In einem Siedewasser-Kernreaktor ist ein Brennstoffbündel mit MOx enthaltenden Stäben an allen sicheren Plätzen beladen, abgesehen von Stäben an den Ecken oder benachbart zu den Ecken des Bündels. Benachbart zu den Ecken sind Brennstoffstäbe vorgesehen, die vorzugsweise kein MOx enthalten und stattdessen Uran-Gaolinium-Stäbe sind. In den angegebenen Uran-Gadolinium-Stäben kann deren Gadolinium asymmetrisch beladen sein, um so axial zu dem Brennstoffbündel die gewünschten Kaltreaktivitäts-Abschaltzonen auszubilden. Als eine Konsequenz wird eine Brennstoffbündel-Konstruktion angegeben, die die Verwendung von wiedergewonnenem spaltbarem Plutonium aus vorhergehenden Brennstoffzyklen maximieren kann, die Anzahl von Typen mit unterschiedlichen MOx-Konzentrationen minimieren kann und eine Verkleinerung der erforderlichen Menge von Uran-Anreicherung ermöglichen kann. Gleichzeitig kann die gewünschte axiale Formgebung für die sog. Kaltreaktivitäts-Abschaltzonen unabhängig von den MOx- Stäben ausgeführt werden und, was noch wichtiger ist, ohne die Mischung von MOx-Brennstoffen und Gadolinium in den gleichen Brennstoffstäben. Weiterhin wird durch die Anordnung der Gadolinium-Uran-Stäbe an der Peripherie des Bündels nahe den permanenten Wasserspalten mit ihrem hohen thermischen Neutronenfluß der maximale Wert des Gadoliniums erzielt werden. Die Abschirmung des Gadoliniums durch das einen hohen Neutronenquerschnitt aufweisende Plutonium ist minimiert. Mit dem beschriebenen Aufbau wird der Verbrauch des einen brennbaren Absorber bildenden Gadoliniums auf ein Minimum reduziert, was eine verbesserte Energieabgabe des gesamten Brennstoffbündels zur Folge hat.

Andere Aufgaben, Merkmale und Vorteile

Es ist eine Aufgabe dieser Erfindung, einen Brennstoffbündelaufbau anzugeben, in dem hohe Pegel von Plutonium pro Bündel verwendet werden.
Ein Vorteil des beschriebenen Aufbaus ist, daß er die Anzahl von diskreten Plutonium-Konzentrationen begrenzt, die in jedem MOx-Brennstoffbündel erforderlich sind. In dem bevorzugten Ausführungsbeispiel, das hier beschrieben wird, sind nur drei unterschiedliche Plutonium-Konzentrationen erforderlich. Dies vereinfacht das Vermengen, Mischen und die einzelne Brennstoffstab-Anordnung, indem die Anzahl diskreter Plutonium-Mischungen begrenzt wird, die bei dem beschriebenen Aufbau verwendet werden.
Es ist eine weitere Aufgabe der Erfindung, den maximalen Wert des Gadoliniums zu realisieren, das mit dem beschriebenen Brennstoffbündel verwendet wird. Gemäß diesem Aspekt der Erfindung wird das Gadolinium in Eckplätzen angeordnet. In diesen Eckplätzen sieht das Gadolinium einen relativ hohen Neutronenfluß. Gleichzeitig ist das Gadolinium nicht abgeschirmt durch den relativ hohen Querschnitt von Plutonium, das als das spaltbare Material in dem Bündel verwendet wird.
Ein Vorteil von diesem Aspekt der Erfindung ist, daß das Gadolinium dort angeordnet ist, wo es auf einfache Weise überschüssige Reaktivität während des ersten Teils des Brennstoffzyklus aufnimmt.
Ein weiterer Vorteil dieses Merkmals ist, daß, wenn das Gadolinium verbraucht ist, typisch nach dem ersten Viertel der Reaktorendzeit des Brennstoffbündels, das verbleibende Gadolinium eine minimale Ineffizienz für das Brennstoffbündel darstellt.
Noch ein weiterer Vorteil der Erfindung ist, daß das Gadolinium, das in Brennstoffstäben nur an den Ecken des Brennstoffbündels angeordnet ist, zu dem Zweck benutzt werden kann, die Kaltreaktivitäts-Abschaltzone für das Brennstoffbündel auszubilden. Es ist keine Veränderung der Plutonium- Konzentration der sog. MOx-Stäbe erforderlich.
Eine noch weitere Aufgabe der Erfindung ist die, ein MOx- Brennstoffbündel anzugeben, das ein Profil mit höherer Reaktivität während seines gesamten Lebensdauer-Zyklus in einem Reaktor hat. Diese höhere Reaktivität wird dem gesamten Kern erteilt, mit dem Vorteil, daß die höhere Reaktivität dazu beiträgt, eine Spaltreaktion aufrechtzuerhalten.
Ein Vorteil von diesem Aspekt der Erfindung ist, daß mit den beschriebenen Brennstoffbündeln, die über den Kern verteilt sind, das Erfordernis zur Anreicherung in benachbarten Brennstoffbündeln verkleinert ist.
Ein weiterer Vorteil des beschriebenen Aufbaus ist, daß er mit der dichten Anordnung von modernen Brennstoffbündelkonstruktionen verwendet werden kann. Beispielsweise sind zwei hier verwendete Ausführungsbeispiele 8 x 8- und 9 x 9- Brennstoffstabanordnungen (-Arrays).
Noch ein weiterer Vorteil der Erfindung ist, daß der Aufbau Teillängenstäbe aufnehmen kann. Typisch sind die Teillängenstäbe, die innerhalb des Bündels angeordnet sind, die MOx-Stäbe in dem beschriebenen Aufbau.

Detaillierte Beschreibung der Zeichungen

Die Vorteile der Erfindung werden deutlich aus der Bezugnahme auf die folgende Beschreibung und die beigefügten Zeichnungen, in denen:
Figur 1 eine perspektivische schematische Ansicht von einem Reaktor ist;
Figur 2 eine Gruppe von vier Brennstoffbündeln in einem Reaktorkern zeigt, wobei das eine Brennstoffbündel verkürzt und geschnitten ist, so daß das Eindringen von einem Steuerstab in das Zwischenvolumen zwischen den vier Brennstoffbündeln verstanden werden kann;
Figur 3 eine Ansicht von einem Brennstoffbündel ist, wobei der mittlere Abschnitt ausgeschnitten ist und wobei dieses Brennstoffbündel die untere Ankerplatte zur Aufnahme von Wasser, damit es durch das Brennstoffbündel strömt, und die obere Ankerplatte zeigt, damit das Dampf- und Wasser-Gemisch aus dem Bündel heraustritt, wobei darüber ein Handgriff für das Herausnehmen und Einsetzen des Bündels angeordnet ist;
Figur 4A eine Draufsicht auf ein Brennstoffbündel mit brennbarem Absorber und Gadolinium aufweisenden Stäben ist, die auf die Ecken des Brennstoffbündels gerichtet sind;
Figur 4B vertikale axiale Profile der verschiedenen in Figur 4A bezeichneten Stäbe zeigt;
Figur 4C ein durchschnittliches vertikales axiales Profil des Bündels gemäß Figur 4A zeigt;
Figur 5A ein Kurvenbild der Reaktivität für einen unbegrenzt großen Kern über Gigawatt-Tage pro Kurztonne (Kurztonne) ist, wobei die Kurve hier die Leistungsfähigkeit des Brennstoffes des beschriebenen Aufbaus mit einer bekannten Brennstoffbeladung vergleicht;
Figur 5Bb ein Kurvenbild der Stabspitzenleistung über Gigawatt-Tagen pro Kurztonne ist, wobei die Kurve hier die lokale Spitzenleistung über der Bestrahlung während der Lebensdauer des Brennstoffbündels vergleicht;
Figur 6A eine 9 x 9-Stab-Array zeigt, die Teillängenstäbe mit dem Brennstoffaubau gemäß der Erfindung verwendet;
Figur 6B ein vertikales Profil von den verschiedenen Stäben zeigt, die in dem Brennstoffbündel gemäß Figur 6A verwendet sind; und
Figur 6C des durchschnittlichen vertikalen Profils des Bündels gemäß Figur 6A zeigt.
In Figur 1 ist ein Reaktor mit einem Behälter V dargestellt, wobei der Behälter V den Zweck hat, eine Kernreaktion unter Druck zu enthalten.
Weiterhin ist Kern K von Brennstoffbündeln dargestellt. Das Brennstoffbündel K enthält eine darunterliegende Gruppe von Steuerstäben C, wobei die Steuerstäbe C kreuzförmige Steuerstäbe in die Zwischenräume zwischen benachbarten Brennstoffbündeln (s. Figur 2) und aus diesen heraus drücken.
Der Reaktor R weist eine Strahlpumpe J auf, um eine Kühlmittelströmung herbeizuführen. Insbesondere ruft die Strahlpumpe J eine Kühlmittelströmung nach unten und in die darunterliegende Gruppe der Steuerstäbe C hervor. Ein Strömungsmittel strömt nach oben durch den Kern K durch eine obere Führung T und kehrt zum Oberteil des Reaktors zurück. Eine Abwärtströmung wird durch die Strahlpumpe J über einen Mantel SH zwischen den Seitenwänden des Behälters V und dem Kern K hervorgerufen. Somit erfolgt eine Abwärtströumng des Strömungsmittels (Fluids) auf der Außenseite und eine Aufwärtströmung auf der Innenseite.
Erzeugter gesättigter Dampf wird von dem Oberteil des Reaktors durch einen Dampfabscheider S und einen Trockner D entnommen. Dieser gesättigte Dampf gestattet die Entnahme von Leistung durch Turbinen und Generatoren (nicht gezeigt). Typisch sind die Turbinen am Ausgang mit einem Kondensor verbunden, wo der benutzte Dampf kondensiert und zu Reaktorspeisewasser aufbereitet wird für eine kontinuierliche Zirkulation des Kühlmittels.
In Figur 2 ist der Reaktor bei vier Seite-an-Seite angeordneten Brennstoffbündeln dargestellt. Eine untere Kernplatte 24 bildet eine Grenze. Diese Grenze ist horizontal und zwischen der Gruppe von Steuerstäben C (s. Figur 1; nicht gezeigt in Figur 2), die unterhalb der Brennstoffbündel enthalten sind, und den diskreten, darüberliegenden Brennstoffbündeln selbst angeordnet. Die Grenzwand 24 ermöglicht, daß Wasser durch das Unterteil der Brennstoffbündel in den Kanal um die diskreten Brennstoffstäben herum gedrückt wird.
Jedes Brennstoffbündel weist eine untere Ankerplatte T1 (s. Figur 3) auf. Am oberen Ende weist jedes Brennstoffbündel eine obere Ankerplatte T2 auf. Zwischen den Ankerplatten ist ein Kanal 30 gebildet. Es ist die Funktion des Kanals 30, die Fluidströmung zwischen den Ankerplatten und innerhalb des Kanals so einzuschließen, daß der Wasser-Moderator zwei diskrete Funktionen aufweisen kann.
Erstens nimmt der Wasser-Moderator die schnellen, eine hohe Energie aufweisenden Neutronen auf, die in der Spaltreaktion emittiert werden, und bewirkt, daß die Neutronen langsame oder thermische Neutronen werden. Es sind die langsamen oder thermischen Neutronen, die bewirken, daß die kontinuierliche Kernreaktion auftritt.
Zweitens wird das nach oben strömende Wasser teilweise in Dampf umgewandelt. Dieser Dampf wird verwendet, um der Wärme der Kernreaktion durch übliche Turbinen-Kondensatoren Arbeit zu entnehmen und zum Kernreaktor zurückzuleiten, wie es in Figur 1 gezeigt ist.
In Figur 2 ist ein Steuerstab 40 dargestellt. Der Steuerstab 40 führt zwischen vier Brennstoffbündeln hindurch. Diese Brennstoffbündel sind mit 31, 32, 33, und 34 bezeichnet. Eine gewisse Aufmerksamkeit kann nun der Anordnung der Brennstoffbündel gegeben werden.
Typisch sind die Brennstoffbündel an ihrem unteren Ende jeweils auf einem Brennstoffhalterungs-Gußstück 50 gehaltert. Das Brennstoffhalterungs-Gußstück 50 erstreckt sich nach unten in und durch Löcher 26 in der oberen Führung 24. Das Brennstoffhalterungs-Gußstück findet Halterung auf dem Oberteil des Steuerstab-Antriebsgehäuses (nicht bezeichnet). Das Steuerstab-Antriebsgehäuse leitet seinerseits das Gewicht der Brennstoffbündel zu dem Boden des Reaktorbehälters V (s. Figur 1).
Die einzelnene Brennstoffbündel 31-34 sind an ihrem oberen Ende an einer oberen Führung G gehaltert. Die obere Führung G weist ein metallisches Gitter auf, das Querteile 61, 62, 63 und 64 enthält. Diese entsprechenden Querteile haltern die Brennstoffbündel 31 - 34 in einer vertikal aufrechten Relation.
Die Brennstoffbündel sind im Abstand angeordnet. Dieser Abstand bildet kreuzförmige Zwischenräume 70, die zwischen den einzelnen Brennstoffbündeln dargestellt sind. In diesen kreuzförmigen Zwischenräumen 70 ist ein gezeigter Steuerstab 40 angeordnet.
Der Steuerstab 40 hat einen üblichen Aufbau. Er wird typisch durch eine Öffnung 26 in der Kernplatte 24 von einer Ruheposition in dem Steuerstab-Antriebsgehäuse (nicht gezeigt) eingesetzt. Beim Steuern des Kernreaktors bewegt sich der Steuerstab nach oben zwischen den entsprechenden Brennstoffbündeln. Seine Kreuzform weist eine Anzahl von ebenen, planaren Oberflächen 41, 42, 43 und 44 auf.
Es ist ersichtlich, daß die flache, planare Oberfläche 41 in den Zwischenbereich zwischen den Brennstoffbündeln 33, 34 paßt. Die planare Oberfläche 42 paßt zwischen Bündel 31, 34. Die planare Oberfläche 44 paßt zwischen Bündel 31, 32 und schließlich paßt die planare Oberfläche 43 zwischen Bündel 33 und 32.
Typisch ist nur ein Steuerstab für jede Gruppe von vier Brennstoffbündeln vorgesehen. Es ist weiterhin verständlich, daß grundsätzlich zwei Strömungspfade für Wasser vorhanden sind. Ein erster Strömungspfad für Wasser befindet sich in den Kanälen der Brennstoffbündel zwischen den ANkerplatten T1 und T2. Ein zweiter Strömungspfad für Wasser ist in den sog. Kernbypaßbereich. Dies ist der Bereich zwischen benachbarten Brennstoffbündeln.
Während des normalen Betriebs des Reaktors enthält der Strömungspfad zwischen den Ankerplatten und innerhalb des Brennstoffbündels Dampf. Dieser Dampf ist in höheren Fraktionen vorhanden, wenn das Wasser von dem Unterteil des Brennstoffbündels zum Oberteil des Brennstoffbündels aufsteigt.
Während des Startbetriebs des Reaktors enthält der Strömungspfad zwischen den Ankerplatten und innerhalb des Brennstoffbündels Wasser. Dieses Wasser bewirkt eine höhere Neutronenmoderation. Diese hohe Neutronenmoderation erfordert die Ausbildung der Kaltreaktivitäts-Abschaltzone.
Während aller normaler Betriebsvorgänge ist der Kernbypaßbereich mit Wasser geflutet. Dieser Kernbypassbereich übt auf diejenigen Brennstoffstäbe, die benachbart zu ihm sind, einen hohen Grad an Neutronen-Moderation aus. Dementsprechend sind in diesem Bereich höhere Werte des thermischen Neutronenflusses vorhanden.
In Figur 4A ist ein Brennstoffbündel B1 der hier verwendeten Art dargestellt. Es können allgemeine Beobachtungen gemacht werden.
Erstens weist das Brennstoffbündel einen Kanal 60 mit einem rechteckigen Querschnitt und einen zentralen Wasserstab W auf. Der Wasserstab W und das Äußere des Kanals 60 enthalten üblicherweise Wasser, das nicht mit Dampf gemischt ist. Dementsprechend erzeugen diese Bereiche des Brennstoffbündels relativ hohe Moderationswerte.
Zweitens kann gesehen werden, daß die entsprechenden Ecken des Brennstoffbündels 61, 62 und 63 die Plätze für die Gadolinium enthaltenden Stäbe mit dem Gadolinium als brennbarem Absorber sind. Die Ecke 64 ist typisch benachbart zu einem Instrumentenrohr, wie beispielsweise ein solches Rohr, das für lokale Leistungsbereich-Monitoren verwendet wird. Da Gadolinium eine nachteilige Wirkung auf den Neutronenfluß haben wird, eine Größe, die durch das Instrumentenrohr gemessen wird, ist es von der Bündelecke 64 weggelassen.
Typisch paßt der in Figur 2 dargestellte Steuerstab 40 mit seinem kreuzförmigen Zwischenabschnitt neben die Ecke 63 des Bündels B1. Der Leser wird realisieren, daß im normalen Betriebszustand des Reaktors der Steuerstab typisch vollständig herausgezogen ist.
Wie nachfolgend näher erläutert wird, wird der hier beschriebene besondere Aufbau mit einem sog. D-Gitter-Kernreaktor verwendet. In einem derartigen D--Gitter-Kernreaktor ändert sich der Brennstoffbündelabstand. Typisch, und an der Ecke 64, sind die Brennstoffbündel realtiv eng beabstandet. Gegenüber der Ecke 64 und an der Ecke 63 bilden die Brennstoffbündel ihren weitesten Abstand. Gerade in die Zwischenräume zwischen dem Brennstoffbündel an der Ecke 63 führt der in Figur gezeigte Steuerstab 40 hindurch.
An den Ecken 61, 62 liegt der Abstand der Brennstoffbündel zueinander zwischen demjenigen Abstand, der an den Ecken 63, 64 auftritt.
Wenn man sich daran erinnert, daß der Steuerstab 40 normalerweise vollständig herausgezogen ist und daß der räumliche Spalt neben der Ecke 63 am größten ist, wird ersichtlich, daß fünf Stäbe, die Gadolinium enthalten und mit G1, G3 und G4 bezeichnet sind, neben der Ecke 63 angeordnet sind.
Schließlich ist die Ecke 64 ohne Gadolinium.
Es kann weiterhin ersehen werden, daß der Wasserstab W etwa vier Gitterpositionen in dem 8 x 8-Gitter einnimmt. Dementsprechend haben 49 der verbleibenden Stäbe Kombinationen von Plutonium gemischt mit dem verarmten Uran.
Bezugnehmend auf Figur 4B werden die Konzentrationen von Plutonium auf einfache Weise verständlich. Die Brennstoffstäbe 5 enthalten Plutonium mit dem Pegel von 5 Gewichtsprozent.
Brennstoffstäbe 9 enthalten Plutonium mit dem Pegel von 9 Gewichtsprozent. Schließlich enthalten Brennstoffstäbe 12 Plutonium bei 12 Gewichtsprozent.
Es ist weiterhin ersichtlich, daß 33 der beschriebenen Stäbe Plutonium bei dem Pegel 12 Gewichtsprozent haben. Es ist zu sehen, daß an diesem Pegel der beschriebene Brennstoffaufbau eine relativ hohe Plutonium- Konzentration hat.
Weiterhin haben alle Brennstoffstäbe des sog. MOx-Bündels (d.h. Stäbe 5, 9 u. 12) eine verarmte Uran-Anreicherung. Genauer gesagt, diese Stäbe enthalten 2/10 von einem Gewichtsprozent von Uran-235. Vorzugsweise wird das Material aus irgendeiner Quelle von verarmtem Uran entnommen, wie beispielsweise Anreicherungsanlagenenden und Ähnliches. Es kann weiterhin gesehen werden, daß Gadolinium in vier Stabtypen enthalten ist. In zwei dieser Stabtypen, G1 und G2, ist das Gadolinium gleichmäßig über die Stablänge verteilt. Da dies so ist, tragen diese besonderen Stäbe nicht in signifikanter Weise zu der Bildung der Kaltreaktivitäts-Abschaltzone bei.
Bezüglich der Stäbe G3 u G4 kann gesehen werden, daß Gadolinium in hohen Gewichtsprozenten (4 Gewichtsprozent in Stab G3 und 5 Gewichtsprozent in Stab G5) verteilt ist, wobei sich große Prozentsätze in der sog. Kaltreaktivitäts- Abschaltzone befinden.
Die Anreicherungspegel von Stab G1 liegen bei etwa 2 Gewichtsprozent. Der Anreicherungspegel von G2 ist 3,95 Gewichtsprozent. Schließlich enthält der Stab G3 3 Gewichtsprozent Uran, wobei der Stab G4 3,95 Gewichtsprozent Uran- 235 enthält.
Kleine vertikale Abschnitte von natürlichem Uran sind in den unteren und oberen 6" der Brennstoffstäbe verteilt.
In Figur 4C ist ein durchschnittliches vertikales axiales Profil von einem Bündel gezeigt. In dem vertikalen axialen Profil ist die Abschaltzone des beschriebenen Bündels dargestellt. Der Leser wird sich daran erinnern, daß diese Abschaltzone allein durch die Gadoliniumstäbe G3 und G4 hervorgerufen wird.
Weiterhin wird für den Leser verständlich, daß die variierenden Konzentrationen von Plutonium auf lediglich drei Konzentrationen gehalten sind. Weiterhin beherrscht die stärkste Plutoniumkonzentration das Bündel.
Es ist weiterhin verständlich, daß die praktische Fertigung dazu führt, daß die Gadolinium-Stäbe gewöhnlich in einer Fabrik getrennt und im Abstand von denjenigen Stäben gefertigt werden, die große Plutoniummengen enthalten. Es wird deutlich, daß die beschriebene Erfindung nur 11 Gadolinium- Stäbe enthält und daß diese Gadolinium-Stäbe zweckmäßigerweise irgendwo gefertigt werden und an den Ort der Brennstoffbündelmontage transportiert werden.
Es wurde hier in dem bevorzugten Ausführungsbeispiel ein Brennstoffbündel gezeigt, dessen anfängliches Reaktivitätsprofil maßgeschneidert wurde, um eine sog. "Kaltreaktivitäts-Abschaltzone" zu bilden. Für den Leser ist klar, daß dies das bevorzugte Ausführungsbeispiel ist. Es sei aber darauf hingewiesen, daß diese Erfindung auf einer weniger bevorzugten Basis durch den Platz der Gadolinium-Stäbe an den Eck-Plätzen ausgeführt werden kann, ohne das Kaltreaktivitätsprofil maßzuschneidern, um die "Kalttreaktivitäts-Abschaltzonen" hervorzurufen.
Nachdem die physikalische Konstruktion von einem Brennstoffbündel beschrieben worden ist, können zwei grafische Darstellungen weiterhin den Vorteil dieses Brennstoffaufbaus zeigen.
Aus Figur 5A ist ersichtlich, daß die Kurve von einem üblichen Brennstoffbündel gegenüber dem verbesserten Bündel gemäß dieser Erfindung eine verbesserte Reaktivität darstellt. Insbesondere wird durch Auftragen der unbegrenzten Reaktivität über der Bestrahlung in Gigawatt-Tagen pro Kurztonne ersichtlich, daß zu praktisch allen Zeiten während der Lebensdauer des Brennstoffbündels die Reaktivität höher bleibt. Wenn man sich daran erinnert, daß die Bündel mit diesem Aufbau über den Kern verteilt sein werden, ist ersichtlich, daß dem gesamten übrigen Kern die verbesserte Reaktivität erteilt wird. Da dies der Fall ist, wird weniger Anreicherung über dem gesamten Kern erforderlich sein.
Aus Figur 5B wird für den Leser verständlich, daß die hier verwendete Physik der Plutonium-Kombinationen zwangsläufig zu einer höheren Spitzenwertbildung (Peaking) führen wird. Diese Spitzenwertbildung ist die Erscheinung der lokalen Erhitzung, wobei diese lokale Erhitzung die Gesamtleistung des Brennstoffbündels begrenzt, um eine lokale Beschädigung an irgeneinem Teil des Kernbrennstoffstabes innerhalb des Brennstoffbündels zu vermeiden.
Es wurde jedoch gefunden, daß die Spitzenwertbildung bzw. das Peaking mit einer Bestrahlung, obwohl sie höher ist, die Spitzenwertbildung bzw. das Peaking am Beginn und am Ende von einem typischen Brennstoffbündelzyklus nicht signifikant überschreitet. Da dies der Fall ist, tritt ein akzeptabler Kompromiß dieses Parameters auf.
Nachdem die Konstruktion von einem Brennstoffbündel mit einer 8 x 8-Array beschrieben worden ist, wird auf die Figuren 6A, 6B und 6C eingegangen, in denen die Konstruktion von einem Brennstoffbündel mit einer 9 x 9-Array dargestellt ist. In Figur 6A ist ein Brennstoffbündel B2 mit ersten und zweiten Wasserstäben W1 und W2 dargestellt. Diese entsprechenden Wasserstäbe verdrängen sieben Gitter- Positionen, wonach 84 Positionen zu füllen verbleiben.
Bei der hier beschriebenen Erfindung werden sog. Teillängenstäbe verwendet. Genauer gesagt, diese Teillängenstäbe, die mit P5 und P12 bezeichnet sind, erstrecken sich über 5/8 der vollen Höhe des Brennstoffbündels. D.h., wenn angenommen wird, daß die Brennstoffbündel 11' 8" des Kernbrennstoffes enthalten, die Teillängenstäbe sich 8' 6" vom Boden des Brennstoffstabes zu und in Richtung auf die Spitze erstrecken. Diese Teillängenstäbe enthalten auf entsprechende Weise 5% Plutonium für Stäbe P5 und 12 % Plutonium für Stäbe P12 . Beide enthalten eine Mischung von Uran-235 in dem Bereich von 0,2 Gewichtsprozent.
Es kann weiterhin gesehen werden, daß jeder der Teillängenstäbe in der zweiten Reihe entfernt von der Kanalwand des Bündels B2 angeordnet ist. Es wurde gefunden, daß eine derartige Anordnung der Teillängenstäbe dem hier beschriebenen Aufbau den maximalen Vorteil gibt.
Die Kaltreaktivitäts-Abschaltzone (s. Figur 6C) wird allein durch die axiale Verteilung der Stäbe G3 und der dort spezifizierten 3 Gewichtsprozent von Gadolinium gebildet. Genauer gesagt, diese Stäbe haben eine gleichförmige 3%-Uran- Anreicherung. Innerhalb der Abschaltzone (s. Figur 6C) wird Gadolinium in der Menge von 3 Gewichtsprozent verwendet. Es ist zu sehen, daß es einen Stab G3 in den entsprechenden Brennstoffbündelecken 61, 62 und 63 gibt.
Ein gewichteter Gadolinium-Stab ist von der Brennstoffbündelecke 64 eliminiert. Der Grund hierfür ist der, daß die Bennstoffbündelecke 64 typisch unmittelbar neben einer Instrumentierung ist, wie beispielsweise dem lokalen Leistungsbereichmonitor.
Benachbart zu den Ecken kann ein zweiter Gadolinium-Stab G2 gesehen werden. Der Gadolinium-Stab G2 hat 2 Gewichtsprozent Gadolinium, die nur über die Abschaltzone verteilt sind.
Schließlich und wiederum nahe den Ecken ist ein Uran-Stab U1 ohne untergemischtes Plutonium angegeben. Diese Uran- Stäbe befinden sich wiederum neben der Eckposition des Gitters.
Es ist somit ersichtlich, daß der beschriebene Brennstoffaufbau nur drei Klassen von Gadolinium-Stäben und einen üblichen Uran-Stab enthält, der 3 Gewichtsprozent Uran enthält.
Die übrigen Stäbe enthalten alle Plutonium. Genauer gesagt, der Stab P5 enthält 5,0 Gewichtsprozent Plutonium. Der Stab P9 enthält 9,0 Gewichtsprozent Plutonium, der Stab P12 enthält 12 Gewichtsprozent Plutonium. Diese entsprechenden Gewichtsprozente von Plutonium sind vermischt mit verarmten Uran-Quellen in der Größenordnung von 2/10 von 1%.
Aus Figur 6C ist das durchschnittliche vertikale Profil des Brennstoffbündels ersichtlich. In dem Fall des bevorzugten Ausführungsbeispiels, wie es hier dargestellt ist, ist das Gadolinium in seinem vertikalen Profil maßgeschneidert worden, um die sog. "Kaltreaktivitäts-Abschaltzonen" hervorzurufen.

Claims

1. Siedewasser-Reaktorkern mit mehreren vertikal aufrecht stehenden Brennstoffbündeln, die jeweils longitudinal verlaufende, gekapselte Stäbe mit darin enthaltenem spaltbarem Material enthalten,

einen umgebenden Kanal zur Aufnahme einer Wasserströmung in jedem Brennstoffbündel von Wasser außerhalb des Brennstoffbündels, wobei ein Wasser-Moderator in dem einschließenden Kanal von dem Unterteil des Brennstoffbündels zu dem Oberteil des Brennstoffbündels strömt zur Erzeugung von Dampf und Moderation von Neutronen in einen thermischen Energiezustand zum Erzeugen einer kontinuierlichen Kernreaktion in dem spaltbaren Material,

wobei der Wasser-Moderator außerhalb der einschließenden Kanäle zur Bildung einer Kernbypaßzone relativ hoher Konzentrationen von Wasser hat zur Moderation der Neutronen von einen hohen Energiezustand aufweisenden Neutronen auf einen thermischen Energiezustand für die Fortsetzung der Kernreaktion,

wobei mehrere der Brennstoffstäbe eine Komponente an spaltbarem Material aufweisen, die wiedergewonnenes Plutonium und Uran enthält, die über eine axiale Ausdehnung der Brennstoffanordnung verteilt ist,

wenigstens einige der Brennstoffstäbe eine Komponente von neutronenabsorbierendem Material enthalten zum Steuern überschüssiger Reaktivität, die von dem wiedergewonnenen Plutonium abgegeben ist,

dadurch gekennzeichnet, daß die Verteilung von spaltbarem Material und neutronenabsorbierendem Material aufweist:

das spaltbare Material enthält eine Mischung von Uran und wiedergewonnenem Plutonium in Stäben des Brennstoffbündels an anderen Stellen als an den Ecken des Brennstoffbündels und

das neutronenabsorbierende Material ist in Stäben des Brennstoffbündels an Stabstellen neben den Ecken der Brennstoffbündel angeordnet, wodurch das neutronenabsorbierende Material eine verminderte Abschirmung von dem Plutonium und eine maximale Aussetzung gegenüber thermischen Neutronen hat zum Formen der kalten Reaktivitätsabschaltzone in dem Brennstoffbündel.

2. Reaktorkern nach Anspruch 1, wobei die Stäbe, die das neutronenabsorbierende Material enthalten, kein spaltbares Material mit einer Mischung von Uran und wiedergewonnenem Plutonium enthalten.

3. Reaktorkern nach Anspruch 1, wobei die Stäbe an den Ecken des Brennstoffbündels eine gewichtete axiale Verteilung haben.

4. Reaktorkern nach Anspruch 1, wobei die Brennstoffstäbe, die eine Komponente von spaltbarem Material enthalten, das wiedergewonnenes Plutonium und Uran enthält, Teillängenstäbe aufweisen.

5. Reaktorkern nach Anspruch 1, wobei das neutronenabsorbierende Material in Stäben des Brennstoffbündels an Stabstellen in den Ecken des Brennstoffbündels angeordnet ist, das neutronenabsorbierende Material eine axiale Verteilung hat, die sich durch eine Verstärkung in der axialen Zone der Brennstoffanordnung auszeichnet, die als die kalte Abschaltzone bezeichnet ist, die wenigstens einem Teil des axialen Bereiches des Kerns entspricht, wo die kalte Reaktivität einen Spitzenwert hat, wobei die gesammelte Menge an neutronenabsorbierendem Material in der kalten Abschaltzone der Brennstoffanordnung größer als die gesammelte Menge an neutronenabsorbierendem Material unmittelbar oberhalb und unterhalb der kalten Abschaltzone ist, wobei die kalte Abschaltreaktivität verkleinert ist relativ zu der kalten Abschaltreaktivität in Zonen unmittelbar oberhalb und unterhalb der kalten Abschaltsteuerzone, wobei die kalte Abschaltsteuerzone eine axiale Ausdehnung hat, die von dem Unterteil der Brennstoffanordnung in dem Bereich zwischen 60% und 90% der Höhe des spaltbaren Materials in der Brennstoffanordnung gemessen ist.

6. Reaktorkern nach Anspruch 5, wobei das Brennstoffbündel eine 8 x 8-Anordnung von Brennstoffstäben aufweist.

7. Reaktorkern nach Anspruch 5, wobei das Brennstoffbündel eine 9 x 9-Anordnung von Brennstoffstäben aufweist.

8. Reaktorkern nach Anspruch 5, wobei wenigstens einige der Stäbe an anderen Stellen als der Ecke des Brennstoffbündels Teillängenstäbe sind.

9. Reaktorkern nach Anspruch 5, wobei ein Brennstoffbündel mit einem in dem Bündel angeordneten Eckstab vorgesehen ist, wobei kein neutronenabsorbierendes Material in dem Eckstab abgeordnet ist.