NO117432B - - Google Patents

Download PDF

Info

Publication number
NO117432B
NO117432B NO1351/68A NO135168A NO117432B NO 117432 B NO117432 B NO 117432B NO 1351/68 A NO1351/68 A NO 1351/68A NO 135168 A NO135168 A NO 135168A NO 117432 B NO117432 B NO 117432B
Authority
NO
Norway
Prior art keywords
plates
zirconium
steel
plate
neutron absorber
Prior art date
Application number
NO1351/68A
Other languages
English (en)
Inventor
T Sauar
Original Assignee
Atomenergi Inst For
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Atomenergi Inst For filed Critical Atomenergi Inst For
Priority to NO1351/68A priority Critical patent/NO117432B/no
Priority to SE4747/69A priority patent/SE345336B/xx
Priority to DE19691918251 priority patent/DE1918251A1/de
Priority to US813296A priority patent/US3663366A/en
Publication of NO117432B publication Critical patent/NO117432B/no

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/02Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/06Casings; Jackets
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Ledekappe for kjølemidlet i en kjernereaktor og
fremgangsmåte til fremstilling av slik ledekappe.
Oppfinnelsen angår en ledekappe av zirkonium eller en zirkoniumslegering for kjølemidlet 1 en kjernereaktor og fremgangsmåte til fremstilling av en slik ledekappe. I kjernereaktorer som nytter vann både som moderator og kjølemiddel er det vanlig å anvende knippeformede brenselselementer og å la hvert brenselsknippe være omgitt av og forbundet med en ledekappe som oppe og nede står i åpen forbindelse med væskevolumet i reaktortanken. Når reaktoren er i drift, vil kjølevann strømme inn i ledekappen nede og under oppvarming; passere mellom stavene i brenselsknippet og forlate ledekappen oppe.
Et brenselselement av denne typen er for eksempel beskrevet i Second An-nual Report of the OEEC Halden Bolling Heavy Water Reactor Projeot, utgitt av Or-ganlsation for European Economlc Co-operation 1 april 1961 (side 88 - 92).
En ledekappe kan også være slik utformet at den ikke er mekanisk forbundet med brenselselementet. Ned begrepet ledekappe i denne patentsøknad menes således et rør som omgir et brenselselement og som danner den ytre begrensning for kjøle-middelstrømmen langs brenselselementet.
Oppfinnelsen angår ledekapper og fremstilling av slike ledekapper.
I henhold til oppfinnelsen er ledekappen karakterisert ved at den inneholder en forbrukbar neutronabsorbator. Som forbrukbar neutronabsorbator anvendes fortrinnsvis bor som er anriket på isotopen B<10.> Neutronabsorbatoren kan hensiktsmessig være dispergert i plater av rustfritt stål som utgjør et indre skikt i en sammensatt plate med ytre lag av zirkonium eller en zirkoniumslegering. Ledekappen er så laget av en eller flere sammensatte plater. Eventuelt kan innholdet av neutronabsorbator i den sammensatte plates ulike deler gjøres forskjellig ved at en og samme stålplate ikke strekker seg over hele den sammensatte plates lengde og/eller bredde og at den sammensatte plate innbefatter stålplater av forskjellig tykkelse.
Fremgangsmåten til fremstilling av en ledekappe er karakterisert ved at et materiale som er anriket på B^"? tilsettes rustfritt stål som valses ned til en tynn stålplate. En eller flere stålplater plasseres mellom plater av zirkonium eller en zirkoniumslegering og sammenføyes til en sammensatt plate. Deretter tildannea ledekappen fra en eller flere sammensatte plater etter eventuell forming av disse.
Det er tidligere kjent å nytte forbrukbare neutronabsorbatorer i kjernereaktorer. Som regel har det for dette formålet vært anvendt sjeldne Jordartsrae-taller som gadolinium, dysprosium og erbium. Disse metallene inneholder minst en isotop med meget stort innfanglngstverrsnitt for termiske neutroner. Ved neutroninn-fanging går vedkommende isotop over til en annen isotop som må ha forholdsvis lite innfangingstverrsnitt.
Fordelen ved anvendelse av forbrukbar neutronabsorbator er at den opp-rinnelige anrikning i brenselet kan tillates å være høyere enn uten neutronabsorbator og at det derfor vil ta lenger tid før brenselets reaktivitet synker såvidt mye at nytt brensel må tilføyes reaktoren. Videre kan det oppnås bedre effektfordeling i reaktorltjernen ved å variere absorbatortilsettingen over kjernen. Det er også en fordel at bruken av styrestaver reduseres. Tidligere er den forbrukbare neutronabsorbator vanligvis blitt tilsatt brenselet, men det er også kjent å tilsette absorba-toren til kapslingsmaterialet.
En ulempe med begge disse løsningene er at de vil gi ujevn lokal fluksfordeling og utbrenning i de enkelte brenselsstaver. Videre er ingen av disse løs-ningene ennå tatt i bruk i kommersielle kraftreaktorer på grunn av faren for at bren-selsstavenes levetid vil bli kortere. Omfattende undersøkelser og langtidsbestråling i reaktorer er derfor nødvendig.
Ved bruk av ledekapper ifølge oppfinnelsen unngås denne ulempe. Særlig er det mulig å redusere flukstoppen i rommet mellom brenselselementene. Videre er det en fordel ved plassering av den forbrukbare neutronabsorbator i ledekappen at regenerering av brenselet blir enklere å utføre. Vanligvis vil bestrålte brenselselementer før regenerering bli demontert. Den ytre struktur og ledekappe vil bli behandlet særskilt, mens de demonterte brenselsstaver blir avkapslet ved kjemiske eller mekaniske metoder og deretter løst opp i saltpetersyre. Når den forbrukbare neutronabsorbator holdes adskilt fra brenselet, unngås at absorbatormaterialet inn-virker på renseprosessen.
Ledekapper i henhold til oppfinnelsen kan med fordel nyttes i alle typer av reaktorer som anvender samme væske som kjølemiddel og moderator, slik som lett-vannsreaktorer, tungtvanns reakt ore r og organisk-kjølte og modererte reaktorer. I slike reaktorer vil ledekappen fortrinnsvis være mekanisk forbundet med brenselselementet og vil sammen med dette kunne plasseres i reaktoren eller fjernes fra denne som en enhet.
I reaktorer med en moderator som er adskilt fra kjølemidlet vil det som regel være anvendt trykkrør som skillevegg enten moderatoren og kjølemidlet har samme sammensetning eller ikke. Ledekappen ifølge oppfinnelsen kan i så fall ut-gjøres av trykkrøret, men dette medfører at trykkrøret må fjernes samtidig som brenselselementet dersom den gunstige virkning av den forbrukbare neutronabsorbator ønskes bibeholdt under reaktorens levetid. Alternativt kan ledekappen utformes som en løs foring i trykkrøret.
Ifølge oppfinnelsen nyttes bor som neutronabsorbator. Bor har en ut-brenningskarakteristikk som egner seg når selvskjermingen er meget liten, slik som ved anvendelse i tynne plater. På den annen side har bor den ulempen at det som til-setning til zirkonium og dets legeringer gir et sprøtt materiale som er vanskelig å bearbeide. I moderne vannkjølte reaktorer anvendes fortrinnsvis zirkoniumslegeringer som Ziroaloy 2 (inneholdende 1,20 - 1,70$6 Sn, 0,07 - 0,20# Pe, 0,05 - 0,15# Cr, 0,03 - 0«08# Ni, tilsammen 0,l8 - 0,?8# Pe + Cr + Ni, 0,09 - 0,l6# 0 og resten Zr) og Zircaloy 4 (inneholdende 1,20- 1,7056 Sn, 0,l8 - 0,24# Pe, 0,07 - 0,13# Cr, tilsammen 0,28 - 0,37# Pe + Cr, 0,09 - 0,l6# 0 og resten Zr) som kapslingsmateriale og i størst mulig utstrekning som konstruksjonsmateriale i reaktorkjernen.
Ifølge oppfinnelsen kan det nyttes bor som neutronabsorbator i ledekapper av zirkoniumsmateriale ved at bor er satt til rustfritt stål som valses ned til tynne plater. Det bør for dette formålet anvendes rustfritt stål med tilnærmet samme termiske utvidelse som zirkoniumsmaterialet.
Por å redusere mengden av rustfritt stål i kjernen mest mulig og for å kunne plassere stålplatene i ledekappeveggen, må de være meget tynne. Det vil imid-lertid være hensiktsmessig å variere tykkelsen etter den reaktivitetseffekt som ønskes, med andre ord den fluksfordeling som tilstrebes i reaktoren.
Ledekappene fremstilles ved at stålplatene plasseres mellom to zirkonlums-plater eller plater av zirkoniumslegering og at kantene av disse så sveises sammen. Por å unngå mekanisk deformasjon bør det fortrinnsvis nyttes elektronstrålesveising.
Dersom stålplatene er vesentlig mindre enn zirkoniumsplatene, må de holdes på plass ved at zirkoniumsplatene punktsveises rundt stålplatene. Ved vanlig sammensveising av platene ville det kunne bli nødvendig & foreta en valslng etter sveising.
Til nærmere belysning av fremgangsmåten Ifølge oppfinnelsen skal et utførelseseksempel beskrivest
Som neutronabsorbator anvendes bor som er anriket til 92$ på Isotopen B^-0. Boret tilsettes rustfritt stål av typen AISI 304, slik at den resulterende legering Inneholder 1,5 vekt $ bor. Et AISI 304 stål Inneholder 18 - 20$ Cr, 8 - 12$ Ni og maksimalt 2,0$ Mn, 1$ Si, 0,08$ C, 0,045$ P og 0,030$ S. Borstålet valses til plater i tykkelser 0,12 mm og 0,31 mm. Disse plasseres mellom Zircaloy 4-plater med tykkelse 0,35 nm, hvoretter Zlrcaloy-platene sammenføyes på alle kanter ved elektronstrålesveising. Plassering fikseres ved punktsveising av Zircaloy 4-platene rundt borstålplatene. De resulterende sammensatte plater formes så til en kvadratisk ledekappe som omgir et knippe på 8 x 8 brenselsstaver. Dette gjøres ved at platene først formes til vinkler som så sveises sammen til en kvadratisk boks. Hver sammensatt plate dekker således en fjerdedel av boksen.
Omfattende beregninger er utført for en kokende lettvannsreaktor med et Blikt system. Kjernen består av 6l brenselselementer med 8x8 brenselsstaver pr. element med en aktiv høyde av 160 om. Elementene står inntil hverandre med en ledekappe på annet hvert element som danner et kanalsystem for kjølevannet innenfor en ytre mantel som omgir hele kjernen. Ledekappene er bygget opp av tre typer plater, hvor borstål er fordelt fra toppen av aktivt brensel i elementet som følger:
Disse platene danner soner med forskjellige mengder av forbrukbar neutronabsorbator i kjernen. I den indre sone som utgjør 32 brenselselementer, be-nyttes 64 plater av type I. I den ytre sone er ledekappene satt sammen av 32 plater av type II med de resterende plater nærmest reflektoren av type III.
Beregningene viser at boret vil brenne opp sammen med brenselet på en slik måte at systemets reaktivitet kan holdes konstant over 3/4 av kjernens levetid. Systemet gir også den ønskede effektfordellng i kjernen, med en intern formfaktor
i brenselselementet på 1,1 for en ledekappe med 0,12 mm stålplater og 1,27 for 0,31 mm stålplater. Disse formfaktorer gjelder for en anrikning av brenselet på oa. 3$- Ved en utbrenning på 19.200 MWd/tU er reaktiviteten bundet i borstål sunket fra 20$ til under 1,5$. Reaktiviteten bundet i stål utgjør ca. 0,4$ av dette. Dette arrange-mentet for å utjevne reaktiviteten er således funnet å være meget effektivt.

Claims (4)

1. Ledekappe av zirkonium eller en zirkoniumslegering for kjølemidlet i en kjernereaktor, karakterisert ved at ledekappen inneholder en forbrukbar neutronabsorbator.
2. Ledekappe ifølge krav 1, karakterisert ved at den forbrukbare neutronabsorbator består av bor anriket på bor 10.
3. Ledekappe ifølge krav 1 eller 2, karakterisert, ved at den forbrukbare neutronabsorbator er dispergert i en plate av rustfritt stål, at en eller flere stålplater utgjør et indre skikt i en sammensatt plate med ytre lag av zirkonium eller en zirkoniumslegering og at ledekappen er laget av en eller flere sammensatte plater.
4. Ledekappe ifølge krav 3» karakterisert ved at en sammensatt plates innhold av forbrukbar neutronabsorbator er gjort forskjellig i platens ulike deler ved at en og samme stålplate ikke strekker seg over hele den sammensatte plates lengde og/eller, bredde og at den sammensatte plate innbefatter stålplater av forskjellig tykkelse.
5- Fremgangsmåte til fremstilling av ledekappe som angitt i krav 1-4, karakterisert ved at et materiale som er anriket på bor 10 tilsettes rustfritt stål som valses ned til en tynn stålplate og at en eller flere stålplater plasseres mellom plater av zirkonium eller en zirkoniumslegering og sammenføyes til en sammensatt plate, hvoretter ledekappen tildannes fra en eller flere sammensatte plater etter eventuell forming av disse.
NO1351/68A 1968-04-06 1968-04-06 NO117432B (no)

Priority Applications (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
NO1351/68A NO117432B (no) 1968-04-06 1968-04-06
SE4747/69A SE345336B (no) 1968-04-06 1969-04-02
DE19691918251 DE1918251A1 (de) 1968-04-06 1969-04-03 Huelle fuer Brennstoffelement eines Kernreaktors und Verfahren zu ihrer Herstellung
US813296A US3663366A (en) 1968-04-06 1969-04-03 Shroud for a fuel assembly in a nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
NO1351/68A NO117432B (no) 1968-04-06 1968-04-06

Publications (1)

Publication Number Publication Date
NO117432B true NO117432B (no) 1969-08-11

Family

ID=19878149

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
NO1351/68A NO117432B (no) 1968-04-06 1968-04-06

Country Status (4)

Country Link
US (1) US3663366A (no)
DE (1) DE1918251A1 (no)
NO (1) NO117432B (no)
SE (1) SE345336B (no)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4011133A (en) * 1975-07-16 1977-03-08 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Austenitic stainless steel alloys having improved resistance to fast neutron-induced swelling
US4626404A (en) * 1983-12-21 1986-12-02 Westinghouse Electric Corp. Annular burnable absorber rod
US4640813A (en) * 1984-09-26 1987-02-03 Westinghouse Electric Corp. Soluble burnable absorber rod for a nuclear reactor
CH668471A5 (de) * 1985-10-11 1988-12-30 Koch Ag Kuehlschrank, insbesondere zur verwendung als leih-kuehlschrank.
US4818471A (en) * 1987-08-10 1989-04-04 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly channel with localized neutron absorber strips for LPRM calibration
CA2197419A1 (en) * 1995-07-19 1997-02-06 Sigmunt Rottenberg Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
US5640434A (en) * 1995-07-31 1997-06-17 Rottenberg; Sigmunt Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
JP3419997B2 (ja) * 1996-06-26 2003-06-23 株式会社日立製作所 燃料集合体と該燃料集合体用のチャンネルボックスの製造方法
US8532245B2 (en) * 2008-12-17 2013-09-10 Westinghouse Electric Company Llc Core shroud corner joints

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3049484A (en) * 1957-10-31 1962-08-14 Curtiss Wright Corp Apparatus for production of radioactive isotopes
NL245961A (no) * 1958-03-14 1900-01-01
US3175955A (en) * 1961-01-11 1965-03-30 Richard D Cheverton Gradient fuel plates
BE635037A (no) * 1962-07-16

Also Published As

Publication number Publication date
SE345336B (no) 1972-05-23
US3663366A (en) 1972-05-16
DE1918251A1 (de) 1970-01-22

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Ignatiev et al. Progress in development of Li, Be, Na/F molten salt actinide recycler & transmuter concept
US5297177A (en) Fuel assembly, components thereof and method of manufacture
NO117432B (no)
GB885891A (en) Composite nuclear fuel element and nuclear reactor incorporating the same
Park et al. HYPER (Hybrid Power Extraction Reactor): A system for clean nuclear energy
DE1068821B (no)
Brumovský WWER RPV Surveillance Programs
Cheverton et al. An embrittlement rate effect deduced from HFIR that may impact LWR vessel support life expectancy
NO133808B (no)
Rebak et al. Anticipated Improved Performance of Advanced Steel Cladding Under Long Term Dry Storage of Spent Fuel
Marston et al. Radiation embrittlement: significance of its effects on integrity and operation of LWR pressure vessels
Nikolaenko et al. Effect of gamma rays on crystalline materials during irradiation in a reactor
Bishop BRADWELL REACTOR VESSELS. DESIGN, FABRICATION AND ERECTION PROBLEMS
Addison et al. IRRADIATED NUCLEAR FUEL STORAGE AT THE SELLAFTELD (UK) REPROCESSING PLANT
Simpson Some NPR production variables
CN105427899B (zh) 反应堆器件辐射损伤的热处理恢复技术
Goodwin et al. ANALYSIS OF PWR FUEL ROD DEVELOPMENT PROCTESSES.
Siman-Tov Heat transfer analysis of the LWR pressure vessel steel irradiation capsules in the Oak Ridge research reactor-pressure vessel benchmark facility
Guichard et al. Preparation of uranium rods by continuous casting under vacuum
Sasaki et al. STUDIES ON THE CONTAINER FOR DISPOSING RADIOACTIVE WASTES INTO THE SEA. PART I
Perryman Nuclear materials: prospect and retrospect
Boczar Physics characteristics of a CANDU-600 with repositional adjuster rods fuelled with MOX or natural uranium
JP3060757B2 (ja) 原子炉制御棒案内管
Fizzotti et al. DEVELOPMENT OF FUEL ELEMENT FABRICATION TECHNIQUE FOR URANIUM ALLOYS.
Balakrishnan et al. Hideout of sea water impurities in steam generator deposits: Laboratory and field studies