DE3142299C2

DE3142299C2 -

Info

Publication number: DE3142299C2
Application number: DE3142299A
Authority: DE
Inventors: Sture Kolbaeck Se Helmersson
Original assignee: ASEA Atom AB
Current assignee: Westinghouse Electric Sweden AB
Priority date: 1980-11-03
Filing date: 1981-10-24
Publication date: 1990-09-20
Also published as: FI71624B; DE3142299A1; SE8007695L; ES506128A0; CH654948A5; ES8308132A1; JPH0324638B2; JPS57104889A; FI813419L; FI71624C; IT1172858B; IT8168412A0; SE424241B

Description

Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Austauschen von Brennstoff in einem leichtwassermoderierten Siedewasser reaktor gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1. Ein solches Verfahren ist bekannt aus der DE-OS 29 20 304.

Der Kern eines Kernreaktors enthält normalerweise mehrere hundert Brennstabbündel. Jedes Brennstabbündel enthält eine größere Anzahl von Brennstäben. Wenn der Abbrand in einem Reaktor soweit fortgeschritten ist, daß der kleinste akzept able Reaktivitätsbereich erreicht worden ist, wird eine par tielle Neuladung des Reaktors durchgeführt. Bei der par tiellen Neuladung eines Siedewasserreaktors werden beispiels weise 1/5 des Brennstoffes pro Betriebsjahr (oder anders bemessener Betriebsperiode) von Ende des zweiten Betriebs jahres an ausgetauscht. Bei einem solchen Austausch wird ein Teil der Brennstabbündel aus dem Kern herausgenommen und durch Brennstabbündel mit neuem Brennstoff ersetzt. Meistens werden zugleich die nicht ersetzten Brennstabbündel im Kern umpositioniert.

Aus der DE-OS 29 20 304 ist es bekannt, im Zusammenhang mit dem Brennstoffaustausch neue Brennstabbündel unter Verwendung von Brennstäben aus abgebrannten Brennstabbündeln derart zusammenzu setzen, daß der durchschnittliche Gehalt an spaltbarem Material in dem neuen Brennstabbündel höher als in den abgebrannten ist. Die auf diese Weise zusammengesetzten Brennstabbündel werden dann während einer oder einiger weiterer Betriebsperioden im Reaktor verwendet. Durch die Weiterverwendung der abgebrannten Brennstabbündel in der genannten Weise können sehr große Erspar nisse an Brennstoffkosten erzielt werden. Die abgebrannten Brenn stabbündel, die in dem bekannten Fall beim Zusammensetzen des neuen Brennstabbündels verwendet werden, haben für leichtwasser moderierte Siedewasserreaktoren, für die Urandioxid und eventuell Plutoniumdioxid als Brennstoff verwendet wird, einen Gehalt an spaltbarem Material in Form von U 235, Pu 239 und Pu 241 von höchstens 1,75% des Anfangsgewichtes von Uran und eventuell Plutonium im Brennstoff. Aus der DE-OS 29 20 304 ist es auch be kannt, beim Zusammensetzen eines neuen Brennstabbündels in einem Teil der Positionen für Brennstäbe wassergefüllte Rohre anstelle von Brennstäben anzuordnen, um dadurch das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff und somit die Möglichkeiten zu vergrößern, restliches spaltbares Material zu verwenden.

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren der ein gangs genannten Art zu entwickeln, bei dem eine vergrößerte Ein sparung an Brennstoffkosten erzielt wird.

Zur Lösung dieser Aufgabe wird ein Verfahren nach dem Oberbegriff des Anspruches 1 vorgeschlagen, welches erfindungsgemäß die im kennzeichnenden Teil des Anspruches 1 genannten Merkmale hat.

Eine vorteilhafte Weiterbildung des Verfahrens ist in dem Unter anspruch genannt.

Die Erfindung basiert auf der Erkenntnis, daß es unter gewissen Voraussetzungen möglich ist, die Brennstoffkosten dadurch erheb lich zu senken, daß man den Brennstoffaustausch vornimmt, bevor die Brennstabbündel abgebrannt sind, d.h. dann, wenn sie partiell abgebrannt sind. Große Ersparnisse können dabei unter der Voraus setzung erzielt werden, daß der Reaktor bei der Inbetriebsetzung mit einem niedrigeren Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff als normal versehen wird, daß eine Anzahl von Brennstäben mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material durch Brennstäbe mit ei nem höheren Gehalt an spaltbarem Material ersetzt wird und daß eine Anzahl von Brennstäben in dem betreffenden Brennstabbündel durch wassergefüllte Rohre ersetzt wird.

Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff ist eine vereinfachte Größe zur Beschreibung der moderierenden Eigenschaften des Brenn stoffgitters. Dieses Volumenverhältnis wird dadurch berechnet, daß man die Summe aller im Kern vorkommender Volumina, die nor malerweise vom Kühlmittel und dem Moderator (Wasser) eingenommen werden, durch die Summe aller Volumina dividiert, die von Brenn stoff (Urandioxid und eventuell Plutoniumdioxid) eingenommen wer den. Bei der Bestimmung des Kühlmittelvolumens wird das Sieden dadurch berücksichtigt, daß das vom Dampf eingenommene Volumen abgezogen wird.

Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff beträgt bei der Inbetrieb nahme eines leichtwassermoderierten Siedewasserreaktors mit Uran dioxid und eventuell Plutoniumdioxid als Brennstoff normalerweise 1,90-2,10.

Bei einer optimalen Ausnutzung des Brennstoffes in dem neuen Brennstabbündel werden die Ersatzstäbe und die Wasserrohre so plaziert, daß der interne Leistungsformfaktor des neuen Brenn stabbündels, d.h. der Quotient aus dem höchsten örtlichen Wert der Leistung und dem Durchschnittswert der Leistung in einem horizontalen Schnitt durch das Brennstabbündel, bei mindestens 1,20, vorzugsweise bei 1,30 bis 1,50 liegt.

Um das neue Brennstabbündel für das Verfahren nach der Erfindung herzustellen, können die Brennstäbe mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material durch Brennstäbe mit einem höheren Gehalt an spaltbarem Material aus demselben Brennstabbündel ersetzt wer den. Die Brennstäbe mit niedrigem Gehalt an spaltbarem Material liegen, außer möglicherweise in Ausnahmefällen, an den Wasser spalten um das Brennstabbündel herum, und Brennstäbe mit höherem Gehalt an spaltbarem Material liegen zumindest normalerweise in zentraleren Bereichen des Bündels. Die Brennstäbe, welche die Brennstäbe mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material er setzen, können auch einem anderen Brennstabbündel entnommen wer den als demjenigen, aus dem die zu ersetzenden Brennstäbe heraus genommen werden.

Aus Gründen der Handhabung ist es vorteilhaft, wenn die Positio nen der Brennstäbe, die einen höheren Gehalt an spaltbarem Mate rial haben und zum Ersatz von Brennstäben mit niedrigem Gehalt an spaltbarem Material verwendet werden, mit wassergefüllten Roh ren besetzt werden oder einfach frei gelassen werden.

Beim Zusammenstellen eines neuen Brennstabbündels nach der Er findung können ferner in an sich bekannter Weise anstelle eines oder mehrerer Brennstäbe in einem Teil der Positionen für Brennstäbe im Brennstabbündel Stäbe oder Rohre plaziert werden, die brennbares Neutronenabsor bermaterial, wie z.B. Gadolinium, Bor oder Samarium, in einem geeigneten Trägermaterial, wie Urandioxid, Zirkaloy oder Stahl verteilt, enthalten. Auf diese Weise kann man eine verstärkte Reaktivitätskontrolle während des anfänglichen Teils der Betriebs periode erreichen und gleichzeitig am Ende der Betriebsperiode eine günstige Wirkung erhalten, die gleichartig mit der eines wassergefüllten Rohres ist.

Um die Erfindung in vollem Umfang auszunutzen, müssen beim Brenn stoffaustausch mehrere (zehn oder mehr) partiell abgebrannte Brennstabbündel im Reaktor durch Brennstoffbündel ersetzt werden, die nach der Erfindung zusammengestellt sind. Vom neutronenwirt schaftlichen Gesichtspunkt aus ist es vorteilhaft, einen Umbau der Brennstabbündel gemäß der Erfindung mehr als einmal während ihrer Verwendung im Reaktor vorzunehmen.

Anhand des in den Figuren dargestellten Ausführungsbeispieles eines Brennstabbündels soll die Erfindung näher erläutert werden. Es zeigt

Fig. 1 einen Teil eines horizontalen Schnittes durch einen Reaktorkern für einen leichtwassermoderierten Siede wasserreaktor,

Fig. 2 ein Brennstabbündel im Reaktorkern gemäß Fig. 1, wobei der Anfangsgehalt an spaltbarem Material, be stehend aus U 235, für jeden Brennstab angegeben ist,

Fig. 3 das Brennstabbündel gemäß Fig. 2 nach drei Betriebs jahren unter Angabe des Gehaltes an spaltbarem Mate rial in Form von U 235 und in Form der Gesamtmenge von Pu 239 und Pu 241,

Fig. 4 ein Brennstabbündel, das durch Umbau des Brennstab bündels gemäß Fig. 3 im Sinne der vorliegenden Er findung hergestellt wurde.

Fig. 1 zeigt einen kleinen Ausschnitt eines horizontalen Schnittes durch den Reaktorkern eines Siedewasserreaktors. Von den mehreren Hundert Brennstabbündeln des Reaktorkerns sind in Fig. 1 neun voll dargestellt. Wie beispielsweise für das Brennstabbündel 10 a dargestellt, ist jedes Brennstabbündel aus 64 Brennstäben 11 aufgebaut, die in einem quadratischen Gitter angeordnet sind. Das Brennstabbündel ist von einer Brennstoffhülle 12 aus Zirkaloy-4 mit quadratischem Querschnitt umgeben. Die Stäbe werden von nicht gezeigten Abstandshaltern in ihrer Lage gehalten, die mit gleichem Abstand zwischen ebenfalls nicht gezeigten unteren und oberen Git terplatten im Brennstabbündel plaziert sind. Jeder Brennstab be steht aus einer Anzahl Tabletten aus Urandioxid als Brennstoff, die aufeinandergestapelt und in einem Rohr 13 aus Zirkaloy-2 ein gekapselt sind. Die freien Räume 14 zwischen und um den Brennstä ben in der Brennstoffhülle werden von Kühlmittel, im vorliegenden Falle leichtes Wasser, durchströmt. Die Spalte 15 a und 15 b zwischen den Brennstabbündeln werden auch von Kühlmittel gleicher Art durchströmt. Die Spalte 15 b, in die Steuerstäbe 16 eingeführt werden können, sind breiter als die Spalte 15 a, in denen keine Steuerstäbe vorgesehen sind. Der Querschnitt enthält auch Neutro nenquellen 17 sowie Neutronendetektoren 18. Einer oder mehrere der Brennstäbe kann/können in ansich bekannter Weise gegen einen keine Energie erzeugenden Stab ausgetauscht werden. Somit könnte beispielsweise der Stab 19 gegen einen massiven oder mit Wasser gefüllten Stab aus Zirkaloy-2 ausgetauscht werden. Die Brennstäbe 20, 21, 22 und 23 sind an unteren und oberen Gitter platten im Brennstabbündel verankert. Die gestrichelten Linien AB und AC unterteilen die Spalte 15 b in der Mitte, und die ge strichelten Linien BD und CD unterteilen die Spalte 15 a in der Mitte. Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff ist unter Bezug nahme auf Fig. 1 das Verhältnis zwischen der Summe aus den Volumina der Räume 14 (für Sieden kompensiert), den Volumina von zwei halben Spalten 15 a, den Volumina von zwei halben Spalten 15 b und den Volumina des Wassers in eventuellen mit Wasser gefüllten Stäben 19 einerseits und der Summe aus den Tablettenvolumina in sämtlichen brennstofftragenden Stäben 11 andererseits.

Der Abstand der Brennstäbe untereinander wird vor allem durch die reaktorphysikalischen Forderungen hinsichtlich optimaler Neutro nenwirtschaftlichkeit und durch die neutronenmultiplizierenden Eigenschaften des Kerns bestimmt. Bei der Wahl des Stababstandes wird auch Rücksicht auf die Wirkung des zusätzlichen Wassers in den Spalten zwischen den Brennstabbündeln genommen, was von gro ßer Bedeutung für die örtliche Verteilung des Neutronenflusses ist. Dieses Wasser verursacht einen örtlich erhöhten Neutronen fluß, so daß Brennstäbe, die an Wasserspalten liegen, stärker be lastet werden als andere Brennstäbe. Um die Leistungsverteilung im Brennstabbündel soweit wie möglich auszugleichen, werden Brennstäbe mit unterschiedlich starker Anreicherung an spaltba rem Material, in dem beschriebenen Fall an U 235, in verschiede nen Positionen des Brennstabbündels verwendet. Fig. 2 zeigt als Beispiel ein Brennstabbündel mit unterschiedlichen Initialgehal ten von U 235 in verschiedenen Brennstäben, ausgedrückt in Pro zent des Anfangsgewichtes von Uran im Brennstoff (Urandioxid). (Die nachstehend genannten Zahlen betreffen ebenfalls Prozent sätze des Anfangsgewichtes Uran im Brennstoff.) Die Durchschnitts anreicherung liegt bei 2,75%. Beim Zusammensetzen des Brennstab bündels werden vier verschiedene Anreicherungsstärken verwendet, und zwar 1,18%, 2,02%, 2,80% und 3,50%. In der mit 19 be zeichneten Position ist ein massiver Stab aus Zirkaloy-2 ange ordnet. Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff im Brennstabbün del ist 1,80. Zur übersichtlicheren Darstellung sind in den Fig. 2 bis 4 die Brennstäbe selbst nicht dargestellt, sondern nur deren Anreicherungsprozentsätze angegeben.

Fig. 3 zeigt dasselbe Brennstabbündel nach drei Betriebsjahren. Die obere, mit 24 bezeichnete Ziffer jedes Feldes nennt den An reicherungsgehalt an U 235 in Prozent und die mit 25 bezeichnete untere Ziffer nennt den gesamten Anreicherungsgehalt an Pu 239 und Pu 241 in Prozent für jeden Brennstab im Brennstabbündel. Das Plutonium wurde während des Betriebs durch Einfangen schnel ler Neutronen in U 238 gebildet. Der früher erwähnte höhere Neu tronenfluß und die damit zusammenhängende höhere Leistung in den Stäben an den Wasserspalten 15 a und 15 b hat, wie man sieht, zur Folge, daß das spaltbare Material, vor allem U 235, Pu 239 und Pu 241, hier schneller verbraucht wird, als in den zentralen Teilen des Brennstabbündels. Dieses verstärkt mit der Zeit die anfänglich vorhandene Anreicherungsverteilung, und die Leistung im Brennstabbündel wird ausgeglichen. Der Durchschnittsgehalt an U 235, der anfänglich bei 2,75% lag, liegt nach drei Be triebsjahren bei 1,51%, und der Durchschnittsgehalt der gesam ten Menge Pu 239 (0,40%) und Pu 241 (0,04%) liegt bei 0,44%. Die Spaltung eines U 235-Kerns und eines Pu-Kerns ergibt unge fähr dasselbe Leistungsergebnis. Die Menge spaltbaren Materials ist somit von 2,75% auf ungefähr 1,95% reduziert worden. Das restliche spaltbare Material ist auch in anderer Weise auf die Brennstäbe des Brennstabbündels verteilt.

Gemäß der vorliegenden Erfindung wird das Brennstabbündel nach Fig. 3 durch die nachstehenden Schritte umgebaut, wobei man das Brennstabbündel nach Fig. 4 erhält:

Der Brennstab 31 wird durch den Brennstab 32 ersetzt
Der Brennstab 32 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 33 er setzt
Der Brennstab 34 wird durch den Brennstab 35 ersetzt
Der Brennstab 35 wird durch den Brennstab 36 ersetzt
Der Brennstab 36 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 37 er setzt
Der Brennstab 38 wird durch den Brennstab 39 ersetzt
Der Brennstab 39 wird durch den Brennstab 40 ersetzt
Der Brennstab 40 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 41 er setzt
Der Brennstab 42 wird durch den Brennstab 43 ersetzt
Der Brennstab 43 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 44 er setzt
Der Brennstab 45 wird durch den Brennstab 46 ersetzt
Der Brennstab 46 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 47 er setzt
Der Brennstab 48 wird durch den Brennstab 49 ersetzt
Der Brennstab 49 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 50 er setzt
Der Brennstab 51 wird durch den Brennstab 52 ersetzt
Der Brennstab 52 wird durch ein mit Wasser gefülltes Rohr 53 er setzt
Der Brennstab 54 wird durch den Brennstab 42 ersetzt
Der Brennstab 55 wird durch den Brennstab 45 ersetzt.

Dies bedeutet, daß die Brennstäbe 31, 34, 38, 48, 51, 54 und 55 aus dem Brennstabbündel nach Fig. 3 herausgenommen werden, daß die Brennstäbe 32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49 und 52 in neue Positionen in dem genannten Brennstabbündel gebracht werden und daß wassergefüllte Rohre 33, 37, 41, 44, 47, 50 und 53 in Po sitionen gebracht werden, aus denen Brennstäbe herausgenommen wurden. Hierdurch erhält man das rekonstruierte Brennstabbündel gemäß Fig. 4. Beim Zusammensetzen des Brennstabbündels nach Fig. 4 sind zum überwiegenden Teil solche Brennstäbe im Brenn stabbündel nach Fig. 3 ersetzt worden, die unmittelbar an brei ten Wasserspalten 15 b liegen und wo die Anreicherung an spalt barem Material am niedrigsten ist. Der Austausch hat zur Folge, daß der Durchschnittsgehalt an spaltbarem Material von 1,51% für U 235 und 0,44% für Pu 239 und 241 zusammen in den Brenn stäben nach Fig. 3 auf 1,61% für U 235 und auf 0,44% für Pu 239 und Pu 241 zusammen erhöht wird.

Der interne Leistungsformfaktor für das Brennstabbündel nach Fig. 4 beträgt 1,50, wobei auch darauf Rücksicht genommen wur de, daß die Anzahl der Energie erzeugender Stäbe kleiner wird. Das Volumenverhältnis Wasser/Brennstoff beträgt 2,25. Die Brenn stabbündel gemäß Fig. 4 können wenigstens 10% mehr Energie er zeugen als ein nicht umgebautes Brennstabbündel gemäß Fig. 3, was eine entsprechende Senkung der Brennstoffkosten für den Reaktor zur Folge hat.

Ein oder mehrere Wasserrohre oder Brennstäbe im Brennstabbündel gemäß Fig. 4 kann/können durch einen Stab bzw. Stäbe ersetzt werden, die einen brennbaren Neutronenabsorber, z.B. Gadolinium, verteilt in Urandioxid oder Zirkaloy, als Trägermaterial enthal ten.

Claims

1. Verfahren zum Austauschen von Brennstoff in einem leicht wassermoderierten Siedewasserreaktor,

a) für den Urandioxid und eventuell Plutoniumoxid als Brennstoff benutzt wird
b) und der einen Kern mit einer Vielzahl von Brennstabbün deln (10) enthält, von denen jedes aus einer größeren An zahl von Brennstäben (11) zusammengesetzt ist,
c) bei dem der Reaktor bei der Inbetriebnahme mit einem Vol umenverhältnis Wasser/Brennstoff von einem Inbetriebnah mewert versehen wird,
d) bei dem nach einer Betriebszeit des Reaktors, in der der Durchschnittsgehalt an spaltbarem Material in Form von U 235, PU 239 und PU 241 im Brennstoff auf einen Austauschwert abgesunken ist, eine Anzahl von Brennstäben (31, 34, 38, 42, 45, 48, 51, 54, 55) mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material in wenigstens einem Brennstabbündel durch Brennstäbe (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52) mit einem höheren Gehalt an spalt barem Material ersetzt wird
e) und bei dem eine Anzahl von Brennstäben (32, 36, 40, 43, 46, 49, 52) in demselben Brennstabbündel durch wasserge füllte Rohre (33, 37, 41, 44, 47, 50, 53) ersetzt wird oder ersatzlos unter Schaffung freier Positionen entfernt wird,

dadurch gekennzeichnet, daß

f) der Inbetriebnahmewert auf ein Volumenverhältnis von höchstens 1,85 und der Austauschwert auf höchstens 1,80 Gew.-% festgelegt wird.

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn zeichnet, daß

g) die Brennstäbe (31, 34, 38, 42, 45, 48, 51, 54, 55) mit einem niedrigen Gehalt an spaltbarem Material durch Brennstäbe (32, 35, 36, 39, 40, 42, 43, 45, 46, 49, 52) mit einem höheren Gehalt an spaltbarem Material aus dem selben Brennstabbündel ersetzt werden.