SE503244C2 - Light water reactor hearths where the fuel rods have intermediate areas with little or no fissile nuclide - Google Patents

Abstract

The core of a light water reactor having a plurality of fuel arrangements, of which each has, for its part, a number of fuel rods, is designed in such a way that a fuel rod is provided with at least one intermediate region between fuel regions accommodated in a fuel rod sleeve. The intermediate region contains an extremely reduced component of nuclear material or essentially no fissionable material at all. At least two regions or layers having a high enrichment of fissionable nuclear material are formed by the intermediate regions in the axial direction of the reactor and specifically by means of the complete fuel arrangements of the light water reactor core.

Description

505 244 2 å ena sidan i den konventionella tekniken sätter en brännbar absorbator till bränslet eller sätter en bor- lösning till kylmedlet i syfte att säkerställa den till- räckliga avställningsmarginalen, medan man å andra sidan även kräver en förbättring svarande mot de ökande ekono- miska kraven. 505 244 2 on the one hand in conventional technology puts one combustible absorber to the fuel or puts a drill solution to the refrigerant in order to ensure the sufficient parking margin, while on the other hand also requires an improvement corresponding to the increasing the requirements.

I en kokvattenreaktor (BWR) bildas ångvoider i området där bränslepatronerna är anordnade med undantag av deras understa partier, och voiderna rör sig uppåt i riktning mot reaktorhärdens övre parti, och följaktligen blir voidhalten i kokvattenreaktorn hög mot reaktorhärdens övre parti till. Detta medför att moderationsegenskaperna med avseende på neutroner minskas och att sålunda även fissionsraten sänks. Förbränningen ökar med andra ord i reaktorhärdens undre parti och fördröjs i dess övre parti. I syfte att undanröja detta fenomen, dvs i syfte att dämpa minskningen av uteffekten i det övre partiet på reaktorhärden, har man ökat anrikningen av den fissila nukliden i bränslet i det övre partiet på reaktorhärden. Ökningen av voidhalten i reaktorhärdens övre parti och ökningen av anrikningen av den fissila nukliden i reaktorhärdens övre parti medför emellertid minskning av underkriticiteten med avseende på reaktorns härdav- ställningstid i reaktorhärdens övre parti. För att öka utbränningen och för att förlänga reaktorns driftscykel i syfte att möta de ekonomiska kraven, är det således önskvärt att ytterligare öka bränslets anrikning. Detta medför emellertid ytterligare minskning av underkritici- teten i reaktorhärdens övre parti, och detta kan till sist medföra ett fall där reaktorn inte avställs. Pga detta problem är det med konventionell teknik mycket svårt att öka utbränningen i reaktorhärden.In a boiling water reactor (BWR) steam voids are formed in the area where the fuel assemblies are located with exceptions of their lower parts, and the voids move upward in the direction of the upper part of the reactor core, and consequently the void content of the boiling water reactor becomes high compared to that of the reactor core upper part to. This causes the moderation properties with respect to neutrons is reduced and that thus also the fission rate is lowered. In other words, the combustion increases in the lower part of the reactor core and is delayed in its upper part party. In order to eliminate this phenomenon, ie in order to dampen the reduction of the output power in the upper part on the reactor core, the enrichment of the fissile has been increased the nuclide in the fuel in the upper portion of the reactor core. The increase in the void content in the upper part of the reactor core and the increase in the enrichment of the fissile nuclide in however, the upper portion of the reactor core causes reduction of the subcriticality with respect to the reactor core position time in the upper part of the reactor core. To increase the burn-out and to extend the operating cycle of the reactor in order to meet the financial requirements, it is thus desirable to further increase fuel enrichment. This however, further reduces the under-criticism in the upper part of the reactor core, and this may ultimately lead to a case where the reactor is not shut down. Pga this problem is a lot with conventional technology difficult to increase the burn-out in the reactor core.

Ett ändamål med denna uppfinning är att förbättra den konventionella tekniken på detta område och att åstadkomma en lättvattenreaktorhärd, som förmår öka reaktoravställningsmarginalen i syfte att minska drifts- och bränslecykelkostnaderna för ett kärnkraftverk. 503 244 3 Detta och andra ändamål kan uppnås enligt uppfin- ningen med hjälp av en lättvattenreaktorhärd, som inne- fattar en mångfald bränslepatroner, vilka var och en har ett antal bränslestavar och ett antal styrstavar för införing mellan bränslepatronerna, varvid varje bränslestav har ett axiellt förutbestämt parti med minst ett mellanliggande område som innehåller extremt reducerad eller väsentligen ingen fissil nuklid i syfte att bilda minst två områden med hög anrikning av fissil nuklid i partier på bränslepatronerna som vertikalt delas av de mellanliggande områdenas placering i respektive bräns- lestav.An object of this invention is to improve conventional technology in this field and that provide a light water reactor core, which is capable of increasing reactor shutdown margin in order to reduce operating and the fuel cycle costs of a nuclear power plant. 503 244 3 This and other objects can be achieved according to the invention. by means of a light water reactor core, which contains take a variety of fuel assemblies, each of which has a number of fuel rods and a number of guide rods for insertion between the fuel assemblies, each fuel rod has an axially predetermined portion with at least an intermediate area containing extremely reduced or essentially no fissile nuclide for the purpose of formation at least two areas with high enrichment of fissile nuclide in batches of the vertically divided fuel assemblies the location of the intermediate areas in the respective fuel lestav.

Enligt uppfinningen är bränslestaven delad vertikalt i minst två partier genom anordning av ett mellanliggande område, som innehåller extremt reducerad eller väsentligen ingen fissil nuklid. Det inbördes förhållandet, dvs bindningseffekten, av de termiska neutronerna i bränsle- områdena, mellan vilka det mellanliggande området ligger, minskas i synnerhet under tiden lättvattenreaktorn är avställd genom anordningen av de mellanliggande områdena i alla bränslepatroner, och följaktligen kan reaktorhär- dens underkriticitet under avställningstiden göras mycket stor. Å Enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen är det mellanliggande området placerat i bränslestaven, så att de effektiva multiplikationskonstanterna för om- rådena, som uppvisar hög anrikning fissil nuklid i bräns- leomrádena, vilka delas av det mellanliggande området, väsentligen är lika med varandra vid reducerad reaktor- avställningsmarginal under lättvattenreaktorns drifts- cykel.According to the invention, the fuel rod is divided vertically in at least two portions by arranging an intermediate area, which contains extremely reduced or substantially no fissile nuclide. The mutual relationship, ie binding effect, of the thermal neutrons in the fuel the areas between which the intermediate area lies, reduced in particular during the light water reactor canceled by the arrangement of the intermediate areas in all fuel assemblies, and consequently the reactor core its subcriticality during the shutdown period is much done Big. Oh According to a preferred embodiment of the invention the intermediate area is located in the fuel rod, so that the effective multiplication constants for areas, which show high enrichment of fissile nuclide in fuel the leom areas, which are divided by the intermediate area, substantially equal to each other at reduced reactor shutdown margin during the operation of the light water reactor bike.

Enligt en annan föredragen utföringsform av upp- finningen har det mellanliggande omrâdet en axiell storlek motsvarande en längd som ligger mellan en termisk neutrons diffusionslängd och det dubbla avståndet därav under reaktordrift och en axiell längd, som motsvarar eller är något större än en termisk neutrons diffusionlängd under kallavställning. 503 244 4 Utföringsformer av uppfinningen beskrivs närmare i det följande med hänvisning till bifogade ritningar.According to another preferred embodiment of the In the finding, the intermediate region has an axial size corresponding to a length that lies between a thermal neutron diffusion length and the double distance thereof below reactor operation and an axial length corresponding to or is slightly greater than the diffusion length of a thermal neutron during cold storage. 503 244 4 Embodiments of the invention are described in more detail in the following with reference to the accompanying drawings.

Fig l är en illustration för förklaring av uppfin- ningens grundprincip.Fig. 1 is an illustration for explaining the invention. basic principle of the principle.

Fig 2 är ett diagram, som visar förhållandet mellan den effektiva multiplikationskonstanten i reaktorhärden och storleken på vattenspalterna, vilka omnämndes i samband med fig 1, som mellanliggande område.Fig. 2 is a diagram showing the relationship between the effective multiplication constant in the reactor core and the size of the water gaps, which were mentioned in associated with Fig. 1, as an intermediate region.

Fig 3 är ett diagram som visar förhållandet mellan storleken pá det mellanliggande området och variationen av reaktorhärdens effektiva multiplikationskonstant.Fig. 3 is a diagram showing the relationship between the size of the intermediate area and the variation of the effective multiplication constant of the reactor core.

Fig 4A är en schematisk vertikalsektion genom en reaktorhärd enligt den första föredragna utföringsformen av uppfinningen. I Fig 4B är ett diagram, som visar en voidhalt och fördelningen av underkriticiteten i axiell riktning i reaktorhärden i fig 4A.Fig. 4A is a schematic vertical section through a reactor core according to the first preferred embodiment of the invention. IN Fig. 4B is a graph showing a void content and the distribution of the subcriticality in the axial direction in reactor core in Fig. 4A.

Fig 5A är en schematisk vertikalsektion genom en reaktorhärd enligt den andra föredragna utföringsformen av uppfinningen.Fig. 5A is a schematic vertical section through a reactor core according to the second preferred embodiment of the invention.

Fig 5B är ett diagram, som visar en voidhalt och fördelningen av underkriticiteten i axiell riktning i reaktorhärden i fig SA.Fig. 5B is a graph showing a void content and the distribution of the subcriticality in the axial direction in reactor core in Fig. SA.

Fig 6A är en schematisk vertikalsektion genom en reaktorhärd enligt den tredje föredragna utföringsformen av uppfinningen.Fig. 6A is a schematic vertical section through a reactor core according to the third preferred embodiment of the invention.

Fig 6B är ett diagram, som visar anrikningen av fissil nuklid och fördelningen av underkriticiteten i axiell riktning i reaktorhärden i fig 6A.Fig. 6B is a diagram showing the enrichment of fissile nuclide and the distribution of the subcriticality in the axial direction in the reactor core of Fig. 6A.

Fig 7A är en schematisk vertikalsektion genom en reaktorhärd enligt en fjärde föredragen utföringsform av uppfinningen.Fig. 7A is a schematic vertical section through a reactor core according to a fourth preferred embodiment of the invention.

Fig 7B är ett diagram, som visar en voidhalt och fördelningen av underkriticiteten i axiell riktning i reaktorhärden i fig 7A.Fig. 7B is a graph showing a void content and the distribution of the subcriticality in the axial direction in reactor core in Fig. 7A.

Fig 8A-8D är vertikalsektioner genom bränslestavar utformade i enlighet med utföringsformerna enligt upp- finningen. 503 244 Före den noggranna beskrivningen av de föredragna utföringsformerna enligt uppfinningen beskrivs i det följande den principiella teorin eller grundprincipen för uppfinningen med hänvisning till bifogade ritningar.Figures 8A-8D are vertical sections through fuel rods designed in accordance with the embodiments according to the finding. 503 244 Before the detailed description of the preferred the embodiments of the invention are described therein following the principal theory or basic principle for the invention with reference to the accompanying drawings.

Såsom framgår av fig 1 antas att en vattenspalt med en storlek w (ett område där inget kärnbränsle före- ligger utan endast vatten) är beläget mellan två bränsle- Vilka båda i föreliggande I detta fall represen- innehållande områden A och B, fall har rektangulär tvärsektion. konstanten keff och storleken w på vattenspalten av i vilket den heldragna linjen befinner sig i ett lågtempe- vid avställd reaktor, och ett fall då reaktorn befinner ett i fig 2 visat diagram, utgör det fall då reaktorn raturtillstånd, exempelvis den streckade linjen utgör sig i ett högtemperaturtillstånd, exempelvis under reak- av den effektiva multiplikationskonstanten keff i reak- torns lågtemperaturtillstånd, medan den effektiva multi- plikationskonstanten keff i reaktorns högtemperaturdrift- och även om den effektiva multiplikationskonstanten är denna minskning mycket liten. Närmare bestämt ökar i reaktorhärdens lágtemperaturtillstand förekomsten av en vattenspalt mellan bränsleområdena A och B härdseparationsfunktionen, vilken emellertid försämras i reaktorns högtemperaturtillstând. Detta förklaras av det faktum att sänkning av härdtemperaturen Såsom framgår av det föregående beaktar man och förekomsten av vattenspalten och den effektiva multipli- kationskonstanten keff, och man avser att förbättra reaktorns avställningsmarginal på så sätt att den effek- tiva multiplikationskonstanten keff blir mycket liten 503 244 6 vid avställd reaktor och att den effektiva multiplika- tionskonstanten Keff knappast minskar eller snarare ökar istället för att minska under reaktordrift.As can be seen from Fig. 1, it is assumed that a water gap with a size w (an area where no nuclear fuel is present without only water) is located between two fuel Which both in the present In this case, containing areas A and B, cases have a rectangular cross section. constant keff and size w on the water gap of in which the solid line is at a low temperature when the reactor is shut down, and a case where the reactor is located a diagram shown in Fig. 2, constitutes the case where the reactor ration conditions, for example the dashed line forms in a high temperature state, for example during of the effective multiplication constant keff in the reaction low temperature conditions of the tower, while the effective multi- the constant constant keff in the high temperature operation of the reactor. and also about the effective multiplication constant this reduction is very small. Closer definitely increases in the low temperature state of the reactor core the presence of a water gap between the fuel areas A and B the core separation function, which, however deteriorates in the high temperature condition of the reactor. This explained by the fact that lowering of the core temperature As can be seen from the foregoing, and the presence of the water gap and the effective multiplication cation constant keff, and it is intended to improve reactor shut-off margin in such a way that the tive multiplication constant keff becomes very small 503 244 6 at shut-off reactor and that the effective multiplication keff constant Keff hardly decreases or rather increases instead of decreases during reactor operation.

Reaktorns reaktivitet p definieras i allmänhet av k -1 ff “eff och underkriticiteten poges av po = -p, varför under- kriticiteten pc kan uttryckas som Denna ekvation avser det faktum att ökningen av den effektiva multiplikationskonstanten keff medför minskning av underkriticiteten po (dvs närmande till det kritiska tillståndet) och minskning av den effektiva multiplika- tionskonstanten keff ökar underkriticiteten po, så att reaktorhärdens avställningsmarginal ökar.The reactivity p of the reactor is generally defined by k -1 ff “Eff and the subcriticality is attempted by po = -p, so the the critique pc can be expressed as This equation refers to the fact that the increase of it effective multiplication constant keff causes reduction of the subcritical po (ie approaching the critical condition) and reduction of the effective multiplication the constant constant keff increases the subcritical po, so that the reactor core shutdown margin increases.

Enligt uppfinningen kan reaktorhärdens avställnings- marginal, sásom nämndes i det föregående, förbättras avsevärt genom minskning av den effektiva multiplika- tionskonstanten keff när avställningsmarginalen för reaktorn har minskats under dess driftscykel i syfte att öka underkriticiteten po.According to the invention, the shut-off of the reactor core margin, as mentioned above, is improving significantly by reducing the effective multiplication the constant constant keff when the shutdown margin for the reactor has been reduced during its operating cycle for the purpose to increase the subcritical po.

Det är också önskvärt att storleken w på vatten- spalten, dvs storleken på det område som innehåller extremt reducerad anrikning av den fissila nukliden eller väsentligen ingen fissil nuklid alls, motsvarar en längd som ligger mellan en termisk neutrons diffusions- längd och det dubbla avståndet därav under reaktordrift och en längd, som motsvarar eller är något större än en termisk neutrons diffusionslängd under kallavställning.It is also desirable that the size w of the water the column, ie the size of the area containing extremely reduced enrichment of the fissile nuclide or essentially no fissile nuclide at all, corresponds a length which lies between the diffusion of a thermal neutron length and twice the distance thereof during reactor operation and a length equal to or slightly greater than the diffusion length of a thermal neutron during cold storage.

I fig 3 visas ett diagram, som representerar för- hållandet mellan storleken på ett mellanliggande bränsle- område med avsevärt reducerad anrikning av den fissila nukliden eller med väsentligen ingen fissil nuklid alls (i det följande kallat mellanliggande område) och varia- 503 244 7 tionen (%) av reaktorhärdens effektiva multiplikations- konstant keff. Detta förhållande erhölls med den ur- sprungliga, genomsnittliga anrikningen på 3,7 vikt%, en utbränning på 28 Gwd/t och ingen inskjutning av styr- stavar i kokvattenreaktorn. För kokvattenreaktorn av denna typ reduceras underkriticiteten under härdavställ- ning maximalt i ett område nära ett läge på ett avstånd från härdens övre ände av ungefär en fjärdedel (l/4) av dess längd. På grundval av detta faktum placerades mellanliggande områden horisontellt i detta område i alla bränslepatroner som ingick i härden, och storleken på de mellanliggande områdena varierades nu för åstad- kommande av den effektiva multiplikationskonstantens keff variation.Fig. 3 shows a diagram representing the the ratio between the size of an intermediate fuel area with significantly reduced enrichment of the fissile the nuclide or with essentially no fissile nuclide at all (hereinafter referred to as the intermediate area) and 503 244 7 (%) of the effective multiplier of the reactor core constant keff. This ratio was obtained with the initial, average enrichment of 3.7% by weight, a burn-out of 28 Gwd / h and no insertion of the steering rods in the boiling water reactor. Switch off the boiling water reactor this type, the subcriticality is reduced during curing maximum in an area near a remote location from the upper end of the hearth by about a quarter (1/4) of its length. On the basis of this fact was placed intermediate areas horizontally in this area in all fuel assemblies included in the core, and the size in the intermediate areas were now varied to achieve coming from the effective multiplication constant keff variation.

Såsom framgår av fig 3, representerar den heldragna linjen det tillstånd i vilket som t ex under reaktoravställ- reaktorn i stort sett inte alstrar någon värme (20°C), ning, och den punktstreckade linjen representerar till- ståndet för reaktordrift med en hög temperatur på 286°C.As shown in Fig. 3, it represents solid line the state in which such as during reactor shutdown the reactor largely does not generates some heat (20 ° C), and the dotted line represents the reactor operation with a high temperature of 286 ° C.

Såsom framgår av diagramet minskar under reaktorns kall- avställningstid, då storleken på det mellanliggande området är 0 till 5 cm, den effektiva multiplikations- snabbt, cm hålls den effektiva multiplikations- väsentligen konstant. Det asymptotiska väsentligen lika med den effektiva mul- konstanten keff och när dess storlek har ett värde på över 5 konstanten keff värdet därav är tiplikationskonstanten keff i det av bränsleomràdena som delas av det mellanliggande området och som är större än det andra.As shown in the diagram, during the cooling of the reactor shutdown time, then the size of the intermediate range is 0 to 5 cm, the effective multiplication Quickly, cm, the effective multiplication essentially constant. The asymptotic substantially equal to the effective constant keff and when its size has one value of over 5 constant keff its value is the typification constant keff in that of the fuel areas which is divided by the intermediate area and which is larger than the other.

Vid högtemperaturdrift av reaktorn förändras, om storleken på det mellanliggande området är 0 till den effektiva multiplkationskonstanten keff endast och den effektiva multiplikationskons- även cm, i obetydlig grad, tanten keff ökar snarare för storlekar på 3 till Detta beror på det faktum att bristen på flöde av neutroner pga moderatorbristen utjämnas medelst mode- som matas från det mellanliggande 6 cm. termiska ratorn, dvs vatten, 503 244 8 området när kokvattenreaktorn drivs med hög temperatur under bildande av voider.At high temperature operation of the reactor changes, if the size of the intermediate area is 0 to the effective multiplication constant keff only and the effective multiplication con- also cm, insignificant, aunt keff increases rather for sizes of 3 more This is due to the fact that the lack of flow of neutrons due to the lack of moderators are equalized by means of which is fed from the intermediate 6 cm. thermal ratator, ie water, 503 244 8 the area when the boiling water reactor is operated at high temperature during the formation of voids.

Med tanke på dessa resultat gäller för kokvattenreak- torn av ovan beskriven typ att den horisontella anord- ningen av de mellanliggande områdena, som vart och ett har en storlek på ca 3 till 6 cm, i partier på ett av- stånd från härdens övre parti utgörande en fjärdedel av den totala längden för härden säkerställer minsk- ning av den effektiva multiplikationskonstanten keff under tiden reaktorn är avställd, utan väsentlig minskning av den effektiva multiplikationskonstanten under reaktor- drift (snarare med något ökad effektiv multiplikations- konstant). I ett fall där anrikningen av den fissila nukliden ökas, kan följaktligen underkriticiteten vid reaktordrift göras stor, varigenom reaktorns avställ- ningsmarginal förbättras.In view of these results, the boiling water reaction tower of the type described above that the horizontal device the intermediate areas, each of which has a size of about 3 to 6 cm, in portions of one stand from the upper part of the hearth constituting a quarter of the total length of the core ensures reduction of the effective multiplication constant keff while the reactor is shut down, without significant reduction of the effective multiplication constant during the reactor operation (rather with a slightly increased effective multiplication constant). In a case where the enrichment of the fissile the nuclide is increased, consequently the subcriticality at reactor operation is made large, whereby the reactor margin is improved.

Fig 4A är en illustration till arrangemanget av bränslepatronerna, som var och en har ett mellanliggande område, i härden på kokvattenreaktorn i enlighet med ovannämnda princip.Fig. 4A is an illustration of the arrangement of the fuel assemblies, each of which has an intermediate one area, in the core of the boiling water reactor in accordance with the above principle.

Såsom framgår av fig 4A är reaktorhärden 10, vilken omfattar en mångfald bränslepatroner ll, som var och en innefattar ett antal bränslestavar (ej visade), horison- tellt indelad i två vertikala delar medelst de mellan- liggande områdena l2, som skapats genom samling av partier på bränslestavarna med extremt låg anrikningshalt av fissil nuklid. Den vertikala storleken w på varje mellan- liggande område är ungefär 3 till 8 cm.As shown in Fig. 4A, the reactor core 10, which comprises a plurality of fuel assemblies ll, each of which includes a number of fuel rods (not shown), horizontal divided into two vertical parts by means of the lying areas l2, created by collection of lots on the fuel rods with extremely low enrichment content of fissile nuclide. The vertical magnitude w of each intermediate horizontal area is about 3 to 8 cm.

Hos kokvattenreaktorer har reaktorhärden vanligen, vilket antyds medelst den streckade linjen i fig 4B, ett område med låg underkriticitet i ett parti beläget något längre upp än härdens centrala parti, varför de mellanliggande områdena 12 är belägna i området som ligger något ovanför det centrala partiet på härden enligt uppfinningen. Placeringen av hela det mellan- liggande området 12 bestäms i förväg, så att de effektiva multiplikationskonstanterna keff för bränsleområdet 108 503 244 9 och lOb på härden 10, som delas vertikalt av det mellan- liggande områdets 12 placering, stora vid en tidpunkt under reaktordriften då reaktorns väsentligen blir lika avställningsmarginal är nedsatt.In boiling water reactors, the reactor core usually has, which is indicated by the broken line in Fig. 4B, an area of low subcriticality in a party located slightly further up than the central part of the hearth, why they intermediate areas 12 are located in the area which is slightly above the central part of the hearth according to the invention. The location of the entire intermediate lying area 12 is determined in advance, so that the effective the multiplication constants keff for the fuel range 108 503 244 9 and 10b on the core 10, which is divided vertically by the intermediate the location of the lying area 12, large at a time during reactor operation when the reactor essentially becomes equal parking margin is reduced.

Till följd av utplaceringen av de mellanliggande områdena i hela reaktorhärden kan variationen av under- kriticiteten i hela reaktorhärden reduceras väsentligt, och den minimala underkriticiteten kan göras stor jämfört med den konventionella tekniken, vilket visas i fig 4 av den streckade linjen med dubbla punkter.Due to the placement of the intermediate ones areas throughout the reactor core, the variation in the criticality of the entire reactor core is significantly reduced, and the minimal subcriticality can be made large compared with the conventional technique, as shown in Fig. 4 of the dashed line with double dots.

Fig 5A är en illustration som visar en annan ut- varvid två steg eller 21 och 22 är anordnade föringsform enligt uppfinningen, två skikt mellanliggande områden i härden 20 på kokvattenreaktorn.Fig. 5A is an illustration showing another embodiment. wherein two steps or 21 and 22 are provided embodiment according to the invention, two layers of intermediate areas in the core 20 of the boiling water reactor.

Enligt denna utföringsform är reaktorhärden 20 indelad i tre vertikala bränsleområden 20a, 20b och 20c av de mellanliggande områdena 21 och 22, och pla- ceringen av de mellanliggande områdena 21 och 22 är så att de effektiva multiplikationskonstanterna keff för bränsleområdena 20a, 20b och 20c väsentligen blir desamma vid en tidpunkt under reaktordrift då av- ställningsmarginalen för reaktorn är nedsatt minimalt. förvald, För kokvattenreaktorn är underkriticiteten liten i det övre partiet på härden 20 till följd av den höga voidhal- ten i detta parti under reaktordrift, och följaktligen är det önskvärt att förse härden med vertikala längder av respektive bränsleområden 20a, 20b och 20c med i denna ordning växande storlek. Även om de vertikala storlekarna wl och w2 för de mellanliggande partierna 21 och 22 i vanliga fall är ungefär 3 till 8 cm, av ovannämnda skäl i ett alternativ storleken w2 ges ett något mindre värde än storleken wl.According to this embodiment, the reactor core is 20 divided into three vertical fuel areas 20a, 20b and 20c of the intermediate areas 21 and 22, and the intermediate regions 21 and 22 are so that the effective multiplication constants keff for the fuel areas 20a, 20b and 20c substantially become the same at a time during reactor operation when the position margin for the reactor is minimally reduced. preselected, For the boiling water reactor, the subcriticality is small in it the upper portion of the core 20 due to the high void content. in this batch during reactor operation, and consequently it is desirable to provide the core with vertical lengths of the respective fuel areas 20a, 20b and 20c with i this order growing size. Although the vertical the sizes wl and w2 for the intermediate portions 21 and 22 are usually about 3 to 8 cm, for the above reasons in an alternative the size w2 is given a slightly smaller value than the size wl.

I enlighet med den i fig 5A visade utföringsformen kan kan underkriticiteten göras stor i hela reaktorhärden, såsom framgår av den punktstreckade linjen.In accordance with the embodiment shown in Fig. 5A can the subcriticality can be made large in the whole reactor core, as shown by the dotted line.

Fig 6A och 6B utgör en utföringsform enligt upp- finningen som är avsedd för användning i en tryckvatten- 503 244 reaktor (PWR). I en tryckvattenreaktor alstras inga voider, och densitetsvariationen pga modoratorns temperaturvaria- tion i axiell riktning är liten (t ex mellan 0,69 och 0,64). ning är ungefär symmetrisk i härdens övre och undre par- fissil nuklid i bränslet också Effektfördelningen i reaktorhärdens axiella rikt- ti, varför anrikningen av ungefär är symmetrisk med avseende på härdens övre och undre parti. Fördelningen av underkriticiteten är följ- aktligen ungefär konstant och symmetrisk i härdens övre och undre parti.Figs. 6A and 6B constitute an embodiment according to the invention intended for use in a pressurized water 503 244 reactor (PWR). No voids are generated in a pressurized water reactor, and the density variation due to the temperature variation of the motor axial direction is small (eg between 0.69 and 0.64). is approximately symmetrical in the upper and lower parts of the core fissile nuclide in the fuel as well The power distribution in the axial direction of the reactor core ti, why the enrichment of is approximately symmetrical with respect to the upper and undre parti. The distribution of the subcritical actually approximately constant and symmetrical in the upper part of the hearth and lower batch.

Den i fig 6A visade tryckvattenreaktorns härd 30 har två steg eller skikt mellanliggande områden 31 och 32 i syfte att vertikalt indela härden 30 i tre bränsle- områden 30a, 30b och 30c. Placeringen av de mellanliggande områdena 31 och 32 är förvald, varför de effektiva multi- plikationskonstanterna keff för bränsleområdena 30a, 30b och 30c väsentligen är lika stora vid en tidpunkt under reaktordrift då reaktorns avställningsmarginal är minimalt nedsatt. Vertikalt görs de olika bränsle- områdena ungefär lika långa pga den väsentligen konstanta fördelningen av underkriticiteten i tryckvattenreaktorns vertikala riktning, men i praktiken är det önskvärt att göra det mellanliggande bränsleområdet 30b något mindre än de andra bränsleområdena eftersom det mellan- liggande bränsleområdet 30b påverkas av de andra bränsle- områdena 30a och 30c. Vattendensiteten i tryckvattenreak- torn är ungefär två gånger större än den vid voidbildning i kokvattenreaktorn, varför de vertikala storlekarna wl och w2 på de mellanliggande områdena 31 och 32 görs mindre än storleken wl och wz på de mellanliggande om- rådena på kokvattenreaktorn, ca 3 till 8 cm, och i den föredragna utföringsformen väljs storlekar på ca 3 till cm.The core 30 of the pressurized water reactor shown in Fig. 6A has two step or layer intermediate areas 31 and 32 for the purpose of vertically dividing the core 30 into three fuel areas 30a, 30b and 30c. The location of the intermediate ones areas 31 and 32 are pre-selected, so the effective multi- the application constants keff for the fuel areas 30a, 30b and 30c are substantially equal in size at one time during reactor operation then the reactor shutdown margin is minimally impaired. Vertically, the different fuel the areas are about the same length due to the substantially constant the distribution of the subcriticality of the pressurized water reactor vertical direction, but in practice it is desirable to make the intermediate fuel area 30b slightly smaller than the other fuel areas because the intermediate lying fuel area 30b is affected by the other fuel areas 30a and 30c. The water density in the pressurized water reaction tower is about twice as large as that of void formation in the boiling water reactor, hence the vertical sizes wl and w2 on the intermediate areas 31 and 32 are made smaller than the size wl and wz of the intermediate ranges the wires on the boiling water reactor, about 3 to 8 cm, and in it preferred embodiment, sizes of about 3 more are selected cm.

Enligt den visade utföringsformen kan underkriti- citeten göras stor i hela reaktorhärden, såsom framgår av den punktstreckade linjen i fig 6B.According to the embodiment shown, subcritical the capacity is made large throughout the reactor core, as can be seen of the dotted line in Fig. 6B.

Pig 7A och 7B visar en ytterligare utföringsform 503 244 ll enligt uppfinningen, vilken är avsedd att öka reaktorns avställningsmarginal och att förbättra effekfördelningen i reaktorhärdens axiella riktning.Pig 7A and 7B show a further embodiment 503 244 ll according to the invention, which is intended to increase the reactor shutdown margin and to improve power distribution in the axial direction of the reactor core.

Såsom framgår av fig 7A är de mellanliggande parti- erna 41 placerade på olika nivåer i bränslepatronerna, dvs reaktorhärden, och ett ytterligare mellanliggande område 42 är dessutom anordnad i en speciell bränsle- patron 43. Dessutom har bränslepatronerna 44, som är belägna i reaktorhärdens ytterperiferi, inte något mel- lanliggande område.As shown in Fig. 7A, the intermediate portions are 41 located at different levels in the fuel assemblies, ie the reactor core, and an additional intermediate area 42 is also arranged in a special fuel cartridge 43. In addition, the fuel cartridges 44, which are located in the outer periphery of the reactor core, not rural area.

Enligt den i fig 7A visade anordningen enligt upp- finnigen görs underkriticiteten stor, och reaktorns avställningsmarginal kan förbättras såsom framgår av fig 7B. Effektfördelningen i reaktorhärdens axiella' riktning kan också förbättras. Eftersom bränslepatronerna 44, med vattnet som fyller härden, som är belägna i härdens ytterperiferi, är i kontakt är följaktligen i detta parti effekten av mellanliggande områden i bränslepat- ronerna 44 relativt liten. Således uppnås det ursprung- liga ändamålet enligt uppfinningen även utan anordning av mellanliggande områden i detta parti.According to the device shown in Fig. 7A according to finnigen makes the subcritical large, and the reactor shutdown margin can be improved as shown Fig. 7B. Power distribution in the axial 'of the reactor core direction can also be improved. Because the fuel assemblies 44, with the water filling the hearth, which are located in the outer periphery of the hearth, are in contact is consequently in this the effect of intermediate areas in the fuel roner 44 relatively small. Thus, the original the object of the invention even without a device of intermediate areas in this lot.

Fig 8A-8D visar vertikalsektioner genom bränsle- stavar, som bildar bränslepatronerna enligt uppfinningen.Figures 8A-8D show vertical sections through fuel rods forming the fuel assemblies of the invention.

I den i fig 8A visade bränslestaven 60a finns ett i vilket inget bränsle föreligger, dvs ett mellan- som är laddad med bränsle- område, liggande område, i en kapsel 50, kutsar. Det mellanliggande området har en vertikal längd på ca 5 cm och fylls med solid grafit 51, temperaturkarakteristik, mindre förmåga att absorbera En porös som har hög- termiska neutroner och fungerar som moderator. (låg densitet) keram, t ex AIZO3 eller Zr02, kan användas istället för grafiten 51. Dessa keramer har sämre mode- reringsegenskaper men utmärkt värmebeständighet och Istället eller ZrO2, kan ihålig absorberar således mindre termiska neutroner. för den solida grafiten, Al2O3 grafit, ihålig Al2O3, ihålig ZrO2, ihåligt naturligt uran, ihåligt utarmat uran eller liknande används för 503 244 12 att fylla det mellanliggande omrâdet, och de ihåliga partierna av dessa element utgör vid drift gaskammare.In the fuel rod 60a shown in Fig. 8A, there is one in which there is no fuel, ie an intermediate loaded with fuel area, lying area, in a capsule 50, kutsar. The intermediate area has a vertical length of about 5 cm and filled with solid graphite 51, temperature characteristics, less ability to absorb A porous which has high thermal neutrons and acts as a moderator. (low density) ceramics, eg Al 2 O 3 or ZrO 2, can be used instead of graphite 51. These ceramics have poorer properties but excellent heat resistance and Instead or ZrO2, may be hollow thus absorbs smaller thermal neutrons. for the solid graphite, Al2O3 graphite, hollow Al2O3, hollow ZrO2, hollow natural uranium, hollow depleted uranium or the like are used for 503 244 12 to fill the intermediate area, and the hollow ones the portions of these elements constitute gas chambers during operation.

De viktigaste egenskaperna som krävs av det mellan- liggande området är att för termiska neutroner absorp- tionsraten i det mellanliggande området i reaktordrifts- cykelns sista skede är mindre än de för bränsleområdena intill det mellanliggande området i respektive kapsel.The main characteristics required of the intermediate lying area is that for thermal neutrons absorbed the transmission rate in the intermediate range of the reactor the last stage of the cycle is smaller than that of the fuel areas adjacent to the intermediate area of each capsule.

Bränslet intill grafiten 51 alstrar effekt med toppar (spikar), var och en av storleksordningen 2 cm (5 cm som mest), vilket är till nackdel för bränslets enhetliga struktur, varför respektive tvâ kutsar 52 på vardera ca 2 cm och innefattande brännbara absorbatorer 52a är anordnade enbart i partier nära bränslestavens geo- metriska axel. Eftersom de yttre perifera partierna på dessa kutsar 52 emellertid inte innehåller några brännbara absorbatorer 52a, blir effektvariationen relativt liten genom hela driftscykeln. När driftscykeln närmar sig slutskedet, egenskaper, reduceras absorbatorernas 52a absorptions- och uteffekten i dessa partier ökar långsamt, och det inbördes förhållandet, dvs bindningseffekten mellan de termiska neutronerna i bränsleområdena, mellan vilka grafiten är anordnad i kapslarna, ökar nu så att reaktorhärdens överskottsreaktivitet tas till vara, varför reaktorn kan upprätthålla driftscykeln under en lång tid. Vanligen avtar överskottsreaktiviteten i driftcykelns slutskede, men hos reaktorhärden enligt denna uppfinning ökar bindningseffekten i bränsleom- rådena, som mellan sig upptar grafiten, vid tidpunkten då minskningen av överskottsreaktiviteten börjar till följd av elimineringen av den brännbara absorbatorns 52a absorptionsfunktion. Detta medför ökning av över- skottsreaktiviteten, vilket är en unik och betydelse- full egenskap hos denna uppfinning.The fuel next to the graphite 51 generates power with peaks (nails), each of the order of 2 cm (5 cm at most), which is to the detriment of the uniformity of the fuel structure, so that each two pots 52 on each about 2 cm and including combustible absorbers 52a are arranged only in portions close to the geoglyc metric axis. Because the outer peripheral parts on however, these pellets 52 do not contain any flammables absorbers 52a, the power variation becomes relatively small throughout the operating cycle. As the operating cycle approaches the final stage, characteristics, the absorption of the absorbers 52a is reduced and the output power of these lots is slowly increasing, and the interrelationship, i.e. the binding effect between the thermal neutrons in the fuel ranges, between which the graphite is arranged in the capsules, now increases so that the excess reactivity of the reactor core is taken into account, why the reactor can maintain the operating cycle during A long time. Excess reactivity usually decreases in the final stage of the operating cycle, but at the reactor core according to this invention increases the bonding effect in the fuel environment. the councils, which among themselves occupy the graphite, at the time when the reduction in excess reactivity begins due to the elimination of the combustible absorber 52a absorption function. This leads to an increase in shot reactivity, which is a unique and significant full feature of this invention.

Såsom framgår av den i fig 8B visade bränslestaven 60b, är ett rör 54 av zircaloy, som har ett litet absorp- tionstvärsnitt för termiska neutroner, inskjutet i kap- seln 50 istället för grafiten, som användes i bränsle- 503 244 13 staven 60a i fig 8A. Zircaloyröret 54 är öppet när det fungerar som gaskammare, och när röret är fyllt med ZrH2, Be eller BeO, bildar röret en H2- eller He-gas- kammare. I denna bränslestav 60b är små kutsar 55 av Al2O3, ZrO2, utarmat uran eller liknande anordnade som termisk isolator mellan zircaloyröret 54 och bränsle- kutsen 53 för säkerställande av bränslets enhetliga att bilda isolationskutsarna innehållande kutsar av UO2-Gd2O3 eller liknande. anordna kutsarna 52, som inne- i bränslekutsarna struktur. Det är lämpligt 55 av brännbar absorbator Al2O3-Gd2O3, Det är också lämpligt att håller de brännbara absorbatorerna 52a, näst intill zircaloyröret 54 sett i dess axiella rikt- ning, och företrädesvis är längden på kutszonen 52 ca 2 cm (som mest 5 cm) räknat från änden på bränslekut- I fig 8B visas en ring- utarmat uräfl sarna, i vilka kutsen 52 ingår. formig bränslekuts 52, i vilken en gadolinium innehål- lande kuts med liten diameter är införd, kan gadoliniumet vara fördelat i hela kutsen. som visas i fig 8C, är två och alternativt I en bränslestav 60c, mellanliggande propporgan 57 anordnade i kapselns 50 övre och undre partier för att mellan sig bilda ett hàlutrymme 56. Vattentillförselöppningar 56a och 56b är anordnade i kapseln 50 i hålutrymmets 56 övre och undre partier för att föra in moderatorn, dvs vatten, i kapseln 50. Termiska isoleringskutsar 55 är som synes anordnade vid respektive mellanliggande propporgans 57 övre och undre partier, och kutsar 52, som innehåller de brännbara absorbatorerna 52a, är dessutom anordnade vid respektive termiska isoleringskuts 55 övre och un- dre partier.As can be seen from the fuel rod shown in Fig. 8B 60b, is a tube 54 of zircaloy which has a small absorption thermal neutron cross-section, inserted into the cap- selenium 50 instead of the graphite used in the fuel 503 244 13 rod 60a in Fig. 8A. The zirconia tube 54 is open when it acts as a gas chamber, and when the pipe is filled with ZrH2, Be or BeO, the tube forms an H2 or He gas chamber. In this fuel rod 60b, small pellets 55 are off Al2O3, ZrO2, depleted uranium or the like arranged as thermal insulator between the zirconia tube 54 and the fuel the pusher 53 to ensure the uniformity of the fuel to form the insulation pellets containing pellets of UO2-Gd2O3 or similar. arrange the pellets 52, which contain in the fuel pellets structure. It is appropriate 55 of combustible absorber Al2O3-Gd2O3, It is also appropriate to holding the combustible absorbers 52a, next to the zirconia tube 54 seen in its axial direction and preferably the length of the cutting zone 52 is approx 2 cm (maximum 5 cm) from the end of the fuel Fig. 8B shows a ring depleted uräfl in which the pellet 52 is included. shaped fuel tank 52, in which a gadolinium containing small diameter cushion is inserted, the gadolinium can be distributed throughout the pellet. shown in Fig. 8C, are two and alternatively In a fuel rod 60c, intermediate plug means 57 arranged in the capsule 50 upper and lower portions to form one between them cavity 56. Water supply openings 56a and 56b are arranged in the capsule 50 in the upper and outer space of the cavity 56 lower portions for introducing the moderator, ie water, in the capsule 50. Thermal insulation pads 55 are as seen arranged at respective intermediate plug members 57 upper and lower portions, and pellets 52, which contain the combustible absorbers 52a, are also provided at the upper and lower thermal insulation panels 55, respectively dre parties.

I en bränslestav 60d, som visas i fig 8D, delas bränslekutsarna 53, som har anordnats i kapseln 50, i två vertikala sektioner medelst ett mellanliggande område eller skikt, vilket har framställts genom att den brännbara absorbatorn har satts till grafiten (eller Al2O3, ZrO2 eller A12O3-ZrO2). 503 244 14 Såsom framgår av ovanstående beskrivning av de föredragna utföringsformerna enligt uppfinningen är reaktorhärden, dvs bränslepatronen, utformad så att de brännbara absorbatorerna sätts till mellanliggande områden och begränsade partier av områdena intill de mellanliggande områdena på bränslepatronerna, och ab- sorptionsverkan pga de tillsatta absorbatorerna upp- hör i stort sett i slutskedet av reaktorns driftscykel.In a fuel rod 60d, shown in Fig. 8D, is divided the fuel pellets 53, which have been arranged in the capsule 50, in two vertical sections by means of an intermediate one area or layer, which has been prepared by the combustible absorber has been added to the graphite (or Al2O3, ZrO2 or Al2O3-ZrO2). 503 244 14 As can be seen from the above description of the preferred embodiments of the invention are the reactor core, ie the fuel assembly, designed so that the combustible absorbers are set to intermediate areas and limited portions of the areas adjacent to them intermediate areas of the fuel assemblies, and ab- absorption effect due to the added absorbers belongs largely to the final stage of the reactor's operating cycle.

De brännbara absorbatorerna absorberar således de termiska neutronerna och hämmar den ömsesidiga verkan (bindnings- effekt) mellan neutronerna i bränsleområdet, som omfattar det mellanliggande området som innehåller absorbatorn, före uppnående av slutskedet även under förhållanden med hög temperatur och hög voidhalt, varigenom onödig överskottsreaktivitet under reaktorns operationscykel undviks. Anordnandet eller tillsatsen av absorbatorn i ovannämnda område hindrar alstring av uteffekttoppen (effektspik), varigenom bränslets enhetliga struktur bibehålls.The combustible absorbers thus absorb the thermal ones neutrons and inhibits the mutual action (binding power) between the neutrons in the fuel range, which includes the intermediate region containing the absorber, before reaching the final stage even under conditions with high temperature and high void content, thereby unnecessary excess reactivity during the reactor operating cycle avoided. The arrangement or addition of the absorber in the above area prevents generation of the output power peak (power spike), whereby the uniform structure of the fuel maintained.

Claims (7)

10 15 20 25 30 35 503 244 15 PATENTKRAV10 15 20 25 30 35 503 244 15 PATENT REQUIREMENTS 1. Lättvattenreaktorhärd, som innefattar en mångfald bränslepatroner (ll, 43, 44), antal bränslestavar (60a-d) och ett antal styrstavar, är införbara mellan bränslepatronerna i syfte att absor- k ä n n e t e c k n a d vilka var och en har ett som bera neutroner, vid effektdrift av reaktorn har ett övre parti med högre anrikning av fissil nuklid och dessutom har mellanliggande område, som innehåller extremt lite eller i stort sett ingen fissil nuklid, att varje mellanliggande område (51, 54, 56, 58) har en axiell storlek, längden för en termisk neutrons diffusionslängd och den dubbla längden därav vid effektdrift av reaktorn, dels motsvarar ett belopp som är något större än en termisk neutrons diffusionslängd under kallavställning, och att de mellanliggande områdena är placerade på väsentligen samma axiella nivå i bränslepatronerna (ll, 43, 44), närmare bestämt i områden med hög anrikning.A light water reactor core comprising a plurality of fuel assemblies (II, 43, 44), a plurality of fuel rods (60a-d) and a plurality of control rods are insertable between the fuel assemblies for the purpose of absorbing which each have a bearing of neutrons , in power operation of the reactor has an upper portion with higher enrichment of fissile nuclide and in addition has intermediate region, which contains extremely little or virtually no fissile nuclide, that each intermediate region (51, 54, 56, 58) has an axial size , the length of the diffusion length of a thermal neutron and its double length in power operation of the reactor, partly corresponds to an amount which is slightly greater than the diffusion length of a thermal neutron during cold storage, and that the intermediate areas are located at substantially the same axial level in the fuel assemblies (ll, 43, 44), more specifically in areas with high enrichment. 2. Reaktorhärd enligt krav 1, n a d av att de mellanliggande områdenas axiella storlek är 3 till 8 cm och att deras avstånd från härdens övre ände motsvarar en fjärdedel av bränslestavarnas längd.Reactor core according to claim 1, n a d in that the axial size of the intermediate areas is 3 to 8 cm and that their distance from the upper end of the core corresponds to a quarter of the length of the fuel rods. 3. Reaktorhärd enligt krav 1 eller 2, t e c k n a d av att varje mellanliggande område är fyllt som dels ligger mellan k ä n n e t e c k - k ä n n e - med ett solitt moderatormaterial.Reactor core according to Claim 1 or 2, characterized in that each intermediate area is filled, which is partly between the characteristics of a solid moderator material. 4. Reaktorhärd enligt krav 3, k ä n n e t e c k - n a d av att en brännbar absorbator har satts till det solida moderatormaterialet i sådan omfattning att absorba- torn väsentligen förbränns i ett slutligt driftsskede av reaktorn.Reactor core according to claim 3, characterized in that a combustible absorber has been added to the solid moderator material to such an extent that the absorber is substantially combusted in a final operating stage of the reactor. 5. Reaktorhärd enligt krav l eller 2, att varje mellanliggande område är fyllt k ä n n e - t e c k n a d av med ett vätskeformigt moderatormaterial. 503 244 16Reactor core according to claim 1 or 2, that each intermediate area is filled with a liquid moderator material. 503 244 16 6. Reaktorhärd enligt krav 1 eller 2, k ä n n e - t e c k n a d av att varje mellanliggande område har en kammare för gaslagring.Reactor core according to claim 1 or 2, characterized in that each intermediate area has a chamber for gas storage. 7. Reaktorhärd enligt krav 1, k ä n n e t e c k - 5 n a d av att varje mellanliggande omráde är fyllt med ett kerammaterial. 10 15 20 25 30 35Reactor core according to claim 1, characterized in that each intermediate area is filled with a ceramic material. 10 15 20 25 30 35