RU2791731C1 - Uranium fuel assembly for a light water reactor and method of operation of a nuclear fuel cycle - Google Patents
Uranium fuel assembly for a light water reactor and method of operation of a nuclear fuel cycle Download PDFInfo
- Publication number
- RU2791731C1 RU2791731C1 RU2022103481A RU2022103481A RU2791731C1 RU 2791731 C1 RU2791731 C1 RU 2791731C1 RU 2022103481 A RU2022103481 A RU 2022103481A RU 2022103481 A RU2022103481 A RU 2022103481A RU 2791731 C1 RU2791731 C1 RU 2791731C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- uranium
- heat
- enrichment
- added
- Prior art date
Links
Images
Abstract
Description
Область техникиTechnical field
Вариант осуществления настоящего изобретения относится к урановой тепловыделяющей сборке легководного реактора и способу функционирования ядерного топливного цикла.An embodiment of the present invention relates to a light water reactor uranium fuel assembly and a method for operating a nuclear fuel cycle.
Предшествующий уровень техникиPrior Art
Каждая из тепловыделяющих сборок, используемых в легководных реакторах для выработки энергии (называемых ниже легководными реакторами), состоит из множества топливных стержней, содержащих ядерные материалы, размещённых в конфигурации решётки и собранных в пучки. В ходе работы ядерного реактора с выдачей мощности топливные стержни выделяют тепло вследствие протекания реакции деления ядер ядерных материалов, находящихся внутри топливных стержней. Тепловыделяющая сборка выполнена с возможностью отвода выделяющегося тепла охлаждающей водой, подводимой в тепловыделяющую сборку.Each of the fuel assemblies used in light water reactors for power generation (hereinafter referred to as light water reactors) consists of a plurality of fuel rods containing nuclear materials arranged in a lattice configuration and assembled into bundles. During operation of a nuclear reactor with power output, the fuel rods generate heat due to the fission reaction of the nuclei of nuclear materials inside the fuel rods. The fuel assembly is configured to remove the generated heat with cooling water supplied to the fuel assembly.
Существуют два типа легководных реакторов: реактор с кипящей водой, который генерирует электрическую энергию за счёт извлечения тепла из тепловыделяющей сборки в виде пара; и реактор с водой под давлением, который генерирует электрическую энергию в результате извлечения тепла из тепловыделяющей сборки в виде горячей воды и переноса её в теплообменник, называемый парогенератором, для преобразования её в пар. Первый из упомянутых реакторов называют BWR (ВВР-К), а последний называют PWR (ВВЭР).There are two types of light water reactors: a boiling water reactor, which generates electrical energy by extracting heat from a fuel assembly in the form of steam; and a pressurized water reactor that generates electrical energy by extracting heat from a fuel assembly in the form of hot water and transferring it to a heat exchanger called a steam generator to convert it into steam. The first of these reactors is called BWR (VVR-K) and the last one is called PWR (VVER).
Существуют два типа тепловыделяющих сборок, используемых в легководных реакторах (как в реакторах BWR, так и реакторах PWR): урановая тепловыделяющая сборка, которая содержит только уран в качестве ядерного материала, вызывающего реакцию деления ядер; и МОКС (MOX) тепловыделяющая сборка, которая содержит в качестве ядерного материала плутоний (называемый ниже Pu) и уран.There are two types of fuel assemblies used in light water reactors (both BWRs and PWRs): a uranium fuel assembly, which contains only uranium as the nuclear material causing the nuclear fission reaction; and MOX (MOX) a fuel assembly that contains plutonium (hereinafter referred to as Pu) and uranium as nuclear material.
Урановые тепловыделяющие сборки содержат уран-234, уран-235 и уран-238, которые являются изотопами урана, и некоторые урановые тепловыделяющие сборки содержат также уран-236, (называемый U-234, U-235, U-238 и U-236, соответственно). Кроме того, в урановых тепловыделяющих сборках имеются два типа стержней с урановым топливом: урановый топливный стержень с выгорающим поглотителем, и урановый топливный стержень без выгорающего поглотителя.Uranium fuel assemblies contain uranium-234, uranium-235 and uranium-238, which are isotopes of uranium, and some uranium fuel assemblies also contain uranium-236, (called U-234, U-235, U-238 and U-236, respectively). In addition, there are two types of uranium fuel rods in uranium fuel assemblies: a uranium fuel rod with a burnable poison and a uranium fuel rod without a burnable poison.
Выгорающий поглотитель представляет собой вещество, добавляемое к ядерному материалу для контролирования реакции деления ядер ядерного материала, и, например, в тепловыделяющей сборке, применяемой в реакторе с кипящей водой, иногда используют оксид гадолиния (Gd2O3), который является окислом гадолиния, но в качестве веществ, обладающих способностью поглощать нейтроны, известны также вещества, отличные от оксида гадолиния. Способность указанных веществ поглощать нейтроны ослабляется в результате выгорания.A burnable poison is a substance added to nuclear material to control the nuclear fission reaction of the nuclear material, and, for example, in a fuel assembly used in a boiling water reactor, gadolinium oxide (Gd 2 O 3 ) is sometimes used, which is an oxide of gadolinium, but as substances having the ability to absorb neutrons, substances other than gadolinium oxide are also known. The ability of these substances to absorb neutrons is weakened as a result of burnout.
Тепловыделяющую сборку после выработки определённого количества энергии в легководном реакторе называют отработавшим топливом (ниже обозначаемым ОЯТ). Термин «тепловыделяющая сборка», упоминаемый в настоящем документе, включает в себя не только урановую тепловыделяющую сборку, но и МОКС (MOX) тепловыделяющую сборку, которая в исходном топливе в качестве ядерного материала содержит также Pu. Поскольку ОЯТ содержит Pu, помимо продуктов деления (обозначаемых далее ПД) и других изотопов урана, таких как остаточные U-235 и U-238, имеется группа нуклидов, собирательно называемых младшими актинидами (обозначаемых ниже MA), как например, нуклиды с атомными номерами больше, чем у Pu и нептуния 237 (обозначаемого далее Np-237). В дополнение к приведённому выше примеру, MA дополнительно включают в себя нуклиды, содержащие изотопы Pu или урана в качестве исходного нуклида.A fuel assembly after a certain amount of energy has been produced in a light water reactor is called spent fuel (hereinafter referred to as SNF). The term "fuel assembly" as used herein includes not only a uranium fuel assembly, but also a MOX fuel assembly, which also contains Pu as a nuclear material in the original fuel. Since SNF contains Pu, in addition to fission products (hereinafter referred to as FP) and other uranium isotopes such as residual U-235 and U-238, there is a group of nuclides collectively referred to as minor actinides (hereinafter referred to as MA), such as nuclides with atomic numbers more than Pu and neptunium 237 (hereinafter referred to as Np-237). In addition to the above example, MAs further include nuclides containing isotopes of Pu or uranium as the parent nuclide.
Pu является практически используемым делящимся ядерным материалом, и, поэтому, в Японии и во Франции осуществляют возвращение ядерного топлива в технологический цикл, в рамках которого Pu, извлекаемый после химической обработки ОЯТ топлива (называемой ниже переработкой), а также остаточный уран используют повторно в виде смешанного оксидного топлива (называемого ниже МОКС (MOX) топливом).Pu is a practically usable fissile nuclear material, and, therefore, in Japan and France, nuclear fuel is returned to the technological cycle, within the framework of which Pu, recovered after the chemical treatment of spent nuclear fuel (referred to below as reprocessing), as well as residual uranium, is reused in the form mixed oxide fuel (referred to below as MOX fuel).
ПД и MA по большей части представляют собой нестабильные нуклиды, которые вызывают β-распад, α-распад или тому подобное. ОЯТ, которое выделяет тепло в результате указанных распадов, необходимо хранить в течение определённого периода времени для охлаждения его до такого уровня выделения тепла, который позволяет выполнить переработку. После охлаждения осуществляют переработку для извлечения Pu и урана. MA и ПД содержатся в остатке в качестве отходов.PD and MA are mostly unstable nuclides that cause β-decay, α-decay, or the like. SNF that releases heat as a result of these decays must be stored for a certain period of time to cool it down to a level of heat release that allows reprocessing. After cooling, processing is carried out to recover Pu and uranium. MA and PD are contained in the residue as waste.
ПД и MA, содержащиеся в сточном растворе после переработки, также выделяют тепло радиационного распада и называются отходами высокого уровня активности (ниже обозначаемыми HLW), поскольку данный раствор является жидкостью с высокими уровнями радиоактивности и тепловыделения. После переработки HLW смешивают со стеклом и отверждают (что называется остекловыванием) с целью окончательного постоянного захоронения в толще пластов. Из MA и ПД, имеющихся в остатке, можно отделить определённые нуклиды химическим способом. Например, при переработке можно отделить от других MA нуклидов америций и кюрий.PD and MA contained in the waste solution after processing also release heat of radiative decay and are referred to as high level waste (hereinafter referred to as HLW), since this solution is a liquid with high levels of radioactivity and heat generation. After processing, HLW is mixed with glass and cured (called vitrification) for the purpose of final permanent burial in seams. From the MA and PD present in the residue, certain nuclides can be separated chemically. For example, during processing, americium and curium can be separated from other MA nuclides.
Поскольку тепло радиоактивного распада ОЯТ возрастает вследствие эффекта выгорания или по другим причинам, увеличивается период охлаждения до переработки и удлиняется период хранения в хранилище, а это означает, что уменьшается объём переработки топлива в расчёте на год. С другой стороны, определённое количество ОЯТ выгружают из легководного реактора для переработки в каждом рабочем цикле. Это подразумевает, что запас вместимости ОЯТ в перерабатывающей установке уменьшается.As the decay heat of spent nuclear fuel increases due to burn-up or other reasons, the cooling period before reprocessing increases and the storage period in the storage facility lengthens, which means that the volume of fuel reprocessing per year decreases. On the other hand, a certain amount of SNF is unloaded from the LWR for reprocessing in each operating cycle. This implies that the storage capacity of SNF in the reprocessing facility is decreasing.
Аналогичным образом, так как тепло радиоактивного распада отходов HLW на единичный объём увеличивается, объём остеклованных отходов возрастает вследствие достижения верхнего предела тепловыделения в расчёте на объём отходов. Как описано выше, увеличение остаточного тепловыделения оказывает влияние на запас по хранению ОЯТ и запас по ёмкости остеклованных отходов, подлежащих захоронению.Similarly, as the heat of radioactive decay of HLW waste per unit volume increases, the volume of vitrified waste increases due to reaching the upper limit of heat release per volume of waste. As described above, an increase in decay heat has an impact on the SNF storage margin and the capacity margin for vitrified waste to be disposed of.
Применительно к запасу по ёмкости остеклованных отходов, подлежащих захоронению, рассматривается технология извлечения конкретных нуклидов MA в процессе переработки и добавления некоторых нуклидов MA к ядерному топливу для легководного реактора или быстрого реактора с целью превращения их в нуклиды с коротким периодом полураспада. Указанная технология называется технологией разделения и трансмутации (которая обозначается ниже P&T). В качестве нуклидов MA, подвергаемых воздействию технологии P&T, известны америций-241 и кюрий-244 (обозначаемые ниже Am-241 и Cm-244, соответственно), которые вносят большой вклад в тепловыделение в отходах HLW.With respect to the capacity margin of vitrified waste to be disposed of, a technology is being considered to recover specific MA nuclides during reprocessing and add some of the MA nuclides to nuclear fuel for a light water reactor or a fast reactor in order to convert them into nuclides with a short half-life. This technology is called separation and transmutation technology (which is referred to below as P&T). Americium-241 and curium-244 (hereinafter referred to as Am-241 and Cm-244, respectively) are known as MA nuclides affected by the P&T technology and are major contributors to heat generation in HLW waste.
Плутоний-238 также оказывает сильное влияние на генерацию остаточного тепловыделения в MA, содержащихся в ОЯТ, но при переработке Pu-238 извлекают в качестве делящегося материала для MOX-топлива, и, таким образом, в отходах HLW содержится лишь небольшое количество Pu-238. В итоге, его вклад в тепловыделение является незначительным.Plutonium-238 also has a strong influence on decay heat generation in MA contained in SNF, but during reprocessing Pu-238 is recovered as fissile material for MOX fuel, and thus only a small amount of Pu-238 is contained in HLW waste. As a result, its contribution to heat release is negligible.
В результате, в легководном реакторе компонентами теплоты радиоактивного распада MA в ОЯТ, которое охлаждалось от 10 до 100 лет после выгрузки топлива, фактически являются Am-241 и Cm-244. Что касается изменения в течение охлаждения, тепло радиоактивного распада Am-241 увеличивается со временем, тогда как тепло радиоактивного распада Cm-244 уменьшается. В результате, суммарное тепло радиоактивного распада двух указанных MA сохраняется почти на одинаковом уровне в течение периода охлаждения около 20 лет.As a result, in a light water reactor, the components of the heat of radioactive decay of MA in SNF, which was cooled from 10 to 100 years after fuel removal, are actually Am-241 and Cm-244. With respect to change during cooling, the decay heat of Am-241 increases with time, while the decay heat of Cm-244 decreases. As a result, the total heat of radioactive decay of the two indicated MA remains almost at the same level during the cooling period of about 20 years.
Возрастающий эффект Am-241 во время охлаждения вызывается β-распадом плутония 241 (обозначаемого ниже Pu-241), имеющего период полураспада 14,4 года, с образованием Am-241. Именно поэтому тепло радиоактивного распада Am-241 увеличивается во время периода охлаждения.The increasing effect of Am-241 during cooling is caused by the β-decay of plutonium 241 (hereinafter referred to as Pu-241), which has a half-life of 14.4 years, to form Am-241. That is why the heat of radioactive decay of Am-241 increases during the cooling period.
В качестве одной из технологий P&T известен способ добавления Am-241 к топливу в легководном реакторе, чтобы вызвать расщепление топлива. Известен также пример добавления Am-241 к топливу реактора VVER, который является одним из типичных видов реакторов PWR. В приведённом примере Am-241 характеризуется большим сечением захвата в области тепловых нейтронов, так что протекает трансмутация, и количество Am-241 уменьшается по мере увеличения выгорания тепловыделяющей сборки.As one of the P&T technologies, a method is known for adding Am-241 to fuel in a light water reactor to cause fission in the fuel. There is also known an example of adding Am-241 to the fuel of the VVER reactor, which is one of the typical types of PWR reactors. In the example given, Am-241 has a large capture cross section in the region of thermal neutrons, so that transmutation occurs and the amount of Am-241 decreases as fuel assembly burnup increases.
С другой стороны, Am-241, который подвергся трансмутации, в конечном итоге превращается в Cm-244 после повторных трансмутаций и распадов, вызываемых поглощением тепловых нейтронов. Иными словами, в отношении трансмутации Am-241 в легководном реакторе: тепло радиоактивного распада Am-241 уменьшается, тогда как тепло радиоактивного распада Cm-244 возрастает.On the other hand, Am-241 that has been transmuted eventually becomes Cm-244 after repeated transmutations and decays caused by absorption of thermal neutrons. In other words, regarding the transmutation of Am-241 in a light water reactor: the heat of radioactive decay of Am-241 decreases, while the heat of radioactive decay of Cm-244 increases.
Имеется также пример добавления MA к топливу в реакторе BWR, чтобы вызвать расщепление MA. В данном примере, добавляют не один нуклид Am, а одновременно добавляют все четыре нуклида из числа МА: Np-237, Am-241, Am-243 и Cm-244 - только к специальному топливу для сжигания MA в заданном соотношении, а также добавляют одновременно и равномерно к топливу UO2. Далее, в качестве примера для оценки этого, описывается только один случай, где массовая доля урана в MA составляет 5 масс.%. Кроме того, в указанном примере, в урановом топливном стержне обогащение U-235 устанавливают в качестве стандартной величины, и обогащение не увеличивается, даже если добавляют MA.There is also an example of adding MA to the fuel in a BWR to cause splitting of the MA. In this example, more than one Am nuclide is added, but all four MA nuclides are added at the same time: Np-237, Am-241, Am-243 and Cm-244 - only to a special fuel for burning MA in a given ratio, and also simultaneously and evenly to the fuel UO 2 . In the following, as an example for evaluating this, only one case is described where the mass fraction of uranium in MA is 5 mass%. Furthermore, in this example, in the uranium fuel rod, the U-235 enrichment is set as a standard value, and the enrichment does not increase even if MA is added.
С другой стороны, пример снижения MA, полученных из легководного реактора в результате технологии, отличной от технологии P&T, включает в себя повышение обогащения U-235 до величины, равной или превышающей обогащение, требуемое для достижения степени выгорания, пригодной для выгрузки, и уменьшения количества получаемых ТРУ (трансурановых элементов). Известен пример, где в случае, когда выгорание устанавливают равным 45 ГВт⋅сут/т и требуется, чтобы средняя степень обогащения урана 235 составляла около 3,8 масс.%, среднюю степень обогащения урана 235 устанавливают равной 10 масс.%, чтобы снижать за счёт этого общую массовую долю MA в ОЯТ, по сравнению с топливом, в котором не увеличивают стандартное обогащение.On the other hand, an example of reducing MA obtained from a light water reactor from a technology other than P&T technology includes increasing the enrichment of U-235 to an amount equal to or greater than the enrichment required to achieve a burnup suitable for unloading and reducing the amount obtained TRU (transuranium elements). An example is known where in the case where the burnup is set to 45 GW⋅d/t and the average enrichment of uranium 235 is required to be about 3.8 wt.%, the average enrichment of uranium 235 is set to 10 wt.% in order to reduce over due to this, the total mass fraction of MA in SNF, compared to fuel in which standard enrichment is not increased.
В указанном примере, по сравнению с топливом, в котором не увеличивают стандартное обогащение, значительно снижается каждая из величин: полученное количество Pu-241, который является исходным нуклидом для Am-241, и полученное количество Cm-244.In this example, compared to the fuel in which the standard enrichment is not increased, each of the quantities produced of Pu-241, which is the starting nuclide for Am-241, and the produced amount of Cm-244 are significantly reduced.
До переработки отработавшего топлива его необходимо охлаждать до уровня тепла радиоактивного распада, который может допускать перерабатывающая система, и в соответствии с новейшими стандартами перерабатывающих заводов в Японии требуется 15 лет или больше для охлаждения перед разрезанием стержней с урановым топливом на перерабатывающем заводе.Before reprocessing, spent fuel must be cooled to a level of radioactive decay heat that the reprocessing system can tolerate, and according to the latest reprocessing plant standards in Japan, it takes 15 years or more to cool down before cutting the uranium fuel rods at the reprocessing plant.
Отходы с высоким уровнем радиоактивности остекловывают, а затем захоранивают в толще пластов для полупостоянного хранения, а именно, осуществляют удаление отходов в геологический формации, что требует площадок для его реализации в количестве, пропорциональном объёму остеклованных отходов. Необходимо, чтобы площадка, подходящая для удаления отходов в геологические формации, представляла собой место, где наблюдаются небольшие геологические изменения на протяжении десятков тысяч лет, и число доступных площадок ограничено. Если количество остеклованных отходов продолжит увеличиваться в соответствии с количеством производимого ОЯТ, площадки для удаления отходов в конечном итоге заполнятся, что приведёт к неспособности утилизировать отходы вследствие отсутствия пространства для площадок. В результате, переработка больше не сможет выполняться и может стать недостижимой сама выработка энергии. Таким образом, считается, что реализуемое в настоящее время возвращение ядерного топлива в технологический цикл, в рамках которого отходы с высоким уровнем радиоактивности остекловывают с целью захоронения в толщу пород, как описано выше, является нерациональным в долгосрочной перспективе, что приведёт к большой проблеме при продолжении генерации ядерной энергии.Waste with a high level of radioactivity is vitrified, and then buried in the layers for semi-permanent storage, namely, waste is removed in a geological formation, which requires sites for its implementation in an amount proportional to the volume of vitrified waste. The site suitable for disposal of waste into geological formations needs to be one where little geological change has been observed over tens of thousands of years, and the number of available sites is limited. If the amount of vitrified waste continues to increase in line with the amount of SNF generated, the waste disposal sites will eventually fill up, resulting in an inability to dispose of the waste due to lack of site space. As a result, recycling can no longer be carried out and power generation itself may become unattainable. Thus, it is considered that the currently implemented return of nuclear fuel to the technological cycle, in which waste with a high level of radioactivity is vitrified for the purpose of disposal in the rock mass, as described above, is not rational in the long term, which will lead to a big problem if continued. nuclear power generation.
С целью решения такой проблемы рассматривалось сокращение количества отходов с высоким уровнем радиоактивности при помощи технологии P&T. Однако, поскольку указанная технология P&T основана на применении реактора для трансмутации, такого как быстрый реактор, который не является легководным реактором, требуется очень длительный период времени для того, чтобы он стал действующим энергетическим реактором, и существует проблема, заключающаяся в том, что друг за другом образуются остеклованные отходы перед их практическим применением. С учётом вышесказанного, в целях разрешения указанной проблемы необходимо сокращать образование отходов с высоким уровнем активности, поступающих из легководного реактора, и количество остеклованных отходов, образующихся на их основе, без предполагаемого применения быстрых реакторов для трансмутации.In order to solve this problem, the reduction of the amount of waste with a high level of radioactivity using P&T technology was considered. However, since this P&T technology is based on the use of a transmutation reactor such as a fast reactor that is not a light water reactor, it takes a very long time for it to become an operating power reactor, and there is a problem that each the other produces vitrified waste prior to its practical use. In view of the above, in order to solve this problem, it is necessary to reduce the generation of high level waste from the light water reactor and the amount of vitrified waste generated from it, without the intended use of fast reactors for transmutation.
В степени, достоверной на данный момент, известен способ уменьшения содержания Am-241 путём возвращения в легководный реактор указанного изотопа Am-241, который является частью отходов с высоким уровнем радиоактивности, образующихся в легководном реакторе. Однако способ возвращения Am-241 в легководный реактор вызвал проблему из-за увеличения Cm-244, не удалось уменьшить общее количество тепла радиоактивного распада MA с Cm-244, первоначально образованным в легководных реакторах. Кроме того, известно, что урановое топливо в форме, которое снижает производство MA, содержащих Cm-244, за счёт повышения степени обогащения изотопа U-235 до требуемого или более высокого уровня выгорания в топливе легководного реактора, что порождает проблему отсутствия уменьшения содержания Am-241.To the extent currently known, a method is known to reduce the content of Am-241 by returning to the light water reactor the specified isotope Am-241, which is part of the waste with a high level of radioactivity generated in the light water reactor. However, the method of returning Am-241 to the light water reactor caused a problem due to the increase in Cm-244, failed to reduce the total decay heat of MA with Cm-244 originally formed in light water reactors. In addition, it is known that uranium fuel in a form that reduces the production of MA containing Cm-244 by increasing the enrichment of the U-235 isotope to the required or higher level of burnup in light water reactor fuel, which gives rise to the problem of not reducing the content of Am- 241.
Краткое описание чертежейBrief description of the drawings
Фиг. 1 представляет собой вид, отображающий позиции размещения стержней уранового топлива и стержней выгорающего поглотителя тепловыделяющей сборки согласно варианту осуществления изобретения.Fig. 1 is a view showing placement positions of uranium fuel rods and burnable poison rods of a fuel assembly according to an embodiment of the invention.
Фиг. 2 представляет собой таблицу, иллюстрирующую степень обогащения урана 235, концентрацию выгорающего поглотителя и концентрацию Am-241 согласно варианту осуществления изобретения.Fig. 2 is a table illustrating the uranium 235 enrichment rate, burnable poison concentration, and Am-241 concentration according to an embodiment of the invention.
Фиг. 3 представляет собой график, иллюстрирующий изменение теплоты радиоактивного распада согласно варианту осуществления изобретения.Fig. 3 is a graph illustrating the change in heat of radioactive decay according to an embodiment of the invention.
Фиг. 4 представляет собой график, иллюстрирующий изменение теплоты радиоактивного распада в соответствии со сравнительным примером 1.Fig. 4 is a graph illustrating the change in the heat of radioactive decay according to Comparative Example 1.
Фиг. 5 представляет собой график, иллюстрирующий изменение теплоты радиоактивного распада согласно сравнительному примеру 2.Fig. 5 is a graph illustrating the change in the heat of radioactive decay according to Comparative Example 2.
Фиг. 6 представляет собой график, иллюстрирующий изменение теплоты радиоактивного распада в соответствии со сравнительным примером 3.Fig. 6 is a graph illustrating the change in the heat of radioactive decay according to Comparative Example 3.
Фиг. 7 представляет собой график, иллюстрирующий сопоставление изменения теплоты радиоактивного распада в случае переработки, осуществляемой 40 лет спустя после выгрузки топлива из реактора.Fig. 7 is a graph illustrating a comparison of the change in the heat of radioactive decay in the case of reprocessing carried out 40 years after the fuel has been removed from the reactor.
Фиг. 8 представляет собой график, иллюстрирующий переход изменения массовой доли Am-241 при выгорании Am-241 согласно варианту осуществления изобретения.Fig. 8 is a graph illustrating the Am-241 mass fraction transition during Am-241 burnout according to an embodiment of the invention.
Фиг. 9 представляет собой график, иллюстрирующий переход изменения массовой доли Am-241 при охлаждении после выгрузки топлива из реактора согласно варианту осуществления изобретения.Fig. 9 is a graph illustrating the transition of Am-241 mass fraction on cooling after the fuel has been removed from a reactor according to an embodiment of the invention.
Фиг. 10 представляет собой таблицу, иллюстрирующую сравнение теплоты радиоактивного распада в случае переработки, выполняемой через 40 лет после выгрузки топлива из реактора.Fig. 10 is a table illustrating a comparison of the heat of radioactive decay in the case of reprocessing performed 40 years after the fuel has been removed from the reactor.
Фиг. 11 представляет собой график, иллюстрирующий сравнение теплоты радиоактивного распада в случае переработки, выполняемой 20 лет спустя после выгрузки топлива из реактора.Fig. 11 is a graph illustrating a comparison of the heat of radioactive decay in the case of reprocessing performed 20 years after the fuel has been removed from the reactor.
Фиг. 12 представляет собой таблицу, иллюстрирующую сравнение теплоты радиоактивного распада в случае переработки, осуществляемой через 20 лет после выгрузки топлива из реактора.Fig. 12 is a table illustrating a comparison of the heat of radioactive decay in the case of reprocessing carried out 20 years after the fuel has been removed from the reactor.
Фиг. 13 представляет собой вид, поясняющий математические уравнения/формулы, которые ограничивают диапазон концентраций добавляемого Am-241.Fig. 13 is a view explaining the mathematical equations/formulas that limit the concentration range of added Am-241.
Фиг. 14 является графиком, иллюстрирующим различия в массовых долях при выгорании Pu-241.Fig. 14 is a graph illustrating differences in weight fractions in the burnout of Pu-241.
Фиг. 15 является графиком, иллюстрирующим изменение теплоты радиационного распада при каждой концентрации Am-241 в случае обогащения урана 235, составляющего 10 масс.%.Fig. 15 is a graph illustrating the change in heat of radiative decay at each concentration of Am-241 in the case of uranium 235 enrichment of 10 mass%.
Фиг. 16 представляет собой график, иллюстрирующий изменение теплоты радиационного распада при каждой концентрации Am-241 в случае обогащения урана 235, составляющего 7,5 масс.%.Fig. 16 is a graph illustrating the change in heat of radiative decay at each concentration of Am-241 in the case of uranium 235 enrichment of 7.5 wt%.
Фиг. 17 представляет собой график, иллюстрирующий изменение теплоты радиационного распада при каждой концентрации Am-241 в случае обогащения урана 235, составляющего 5,0 масс.%.Fig. 17 is a graph illustrating the change in heat of radiative decay at each concentration of Am-241 in the case of uranium 235 enrichment of 5.0 wt%.
Фиг. 18 является графиком, иллюстрирующим изменение теплоты радиационного распада при каждой концентрации Am-241 в случае обогащения урана 235, составляющего 3,8 масс.%.Fig. 18 is a graph illustrating the change in heat of radiative decay at each concentration of Am-241 in the case of uranium 235 enrichment of 3.8 mass%.
Фиг. 19 представляет собой таблицу, иллюстрирующую верхнюю предельную концентрацию и нижнюю предельную концентрацию добавляемого Am-241.Fig. 19 is a table illustrating the upper limit concentration and the lower limit concentration of added Am-241.
Фиг. 20 представляет собой вид, иллюстрирующий пример горизонтального сечения тепловыделяющей сборки.Fig. 20 is a view illustrating an example of a horizontal section of a fuel assembly.
Фиг. 21 представляет собой вид, иллюстрирующий пример строения топливного стержня.Fig. 21 is a view illustrating an example of the structure of a fuel rod.
Фиг. 22 представляет собой вид, отображающий пример строения тепловыделяющей сборки и регулирующего стержня в ядерном реакторе.Fig. 22 is a view showing an example of the structure of a fuel assembly and a control rod in a nuclear reactor.
Подробное описаниеDetailed description
Настоящее изобретение создано для решения вышеописанных проблем, и его цель заключается в разработке урановой тепловыделяющей сборки легководного реактора и способа функционирования ядерного топливного цикла, способного уменьшить тепловыделение Am-241 и Cm-244, а также уменьшить количество остеклованных отходов легководного реактора, без использования быстрого реактора.The present invention has been made to solve the above problems, and its object is to provide a uranium fuel assembly for a light water reactor and a method for operating a nuclear fuel cycle capable of reducing the heat generation of Am-241 and Cm-244, as well as reducing the amount of vitrified light water reactor waste, without using a fast reactor. .
Согласно аспекту настоящего изобретения предлагается урановая тепловыделяющая сборка легководного реактора, содержащая множество топливных стержней, собранных в пучок, и используется в ядерном топливном цикле, в котором извлекают изотоп америция во время переработки отработавшего топлива для добавления извлечённого изотопа америция к топливу, при этом массовая доля W (единица: масс.%) америция 241, добавляемого к тяжёлому металлу ядерного топлива, находится в следующих диапазонах:According to an aspect of the present invention, a light water reactor uranium fuel assembly comprising a plurality of bundled fuel rods is provided and is used in a nuclear fuel cycle in which the americium isotope is recovered during spent fuel reprocessing to add the recovered americium isotope to the fuel, whereby the mass fraction W (unit: mass%)
W < -0,006e2 + 0,12e - 0,43 (обогащение: 5 масс.% или больше), W < -0.006e 2 + 0.12e - 0.43 (enrichment: 5 mass% or more),
W < -0,000356e + 0,00357 (обогащение: 4,2 масс.% или больше и меньше 5,0 масс.%)W < -0.000356e + 0.00357 (enrichment: 4.2 mass% or more and less than 5.0 mass%)
по отношению к среднему обогащению e урана 235 тепловыделяющей сборки (в масс.%).in relation to the average enrichment e of uranium 235 fuel assembly (wt.%).
Далее в настоящем документе приводится пояснение урановой тепловыделяющей сборки легководного реактора и способа функционирования ядерного топливного цикла согласно варианту осуществления изобретения со ссылкой на чертежи.Hereinafter, an explanation will be given of a uranium fuel assembly of a light water reactor and a method of operating a nuclear fuel cycle according to an embodiment of the invention with reference to the drawings.
Данный вариант осуществления изобретения относится к урановому топливу в такой форме, которая уменьшает образование MA, содержащих Cm-244, за счёт повышения степени обогащения изотопа U-235 до требуемого или более высокого уровня выгорания в исходном, не использовавшемся топливе. Нуклиды америция, содержащие Am-241, образовавшийся в результате переработки ОЯТ в виде уранового топлива, добавляют к такому топливу в определённом диапазоне концентраций. Количество добавленного Am-241 уменьшается по мере протекания трансмутации в ходе сгорания топлива. С другой стороны, за счёт трансмутации нуклидов Am-241 повышается концентрация Cm-244. При повышении теплоты радиационного распада Cm-244, вызываемом добавлением Am-241, можно определить условия по концентрации для добавляемого Am-241 таким образом, чтобы уменьшение изотопа Cm-244, вызываемое использованием уранового топлива с повышенной степенью обогащения U-235, оказалось в диапазоне, который выше, чем увеличение Am-241. Поступая таким образом, образовавшийся америций используют для добавления к топливу, без повышения тепловыделения от изотопа Cm-244, а количество изотопа Am-241, содержащегося в отходах HLW, можно уменьшать за счёт количества, используемого для добавления в топливо. В результате, теплота радиационного распада Am-241 в отходах HLW, уменьшается за счёт количества, используемого для вышеописанного добавления к урановому топливу, и теплота радиационного распада отходов HLW, в сочетании с теплотой радиационного распада Cm-244, уменьшается. В результате можно снижать количество образующихся остеклованных отходов.This embodiment relates to uranium fuel in a form that reduces the formation of MA containing Cm-244 by increasing the enrichment of the U-235 isotope to the desired or higher burnup level in the original, unused fuel. Americium nuclides containing Am-241, formed as a result of spent nuclear fuel processing in the form of uranium fuel, are added to such fuel in a certain concentration range. The amount of added Am-241 decreases as the transmutation proceeds during the combustion of the fuel. On the other hand, due to the transmutation of Am-241 nuclides, the concentration of Cm-244 increases. With an increase in the heat of radiative decay of Cm-244 caused by the addition of Am-241, it is possible to determine the concentration conditions for the added Am-241 in such a way that the decrease in the Cm-244 isotope caused by the use of uranium fuel with an increased degree of U-235 enrichment is in the range , which is higher than the magnification of Am-241. By doing so, the generated americium is used to add to the fuel, without increasing the heat generation from the Cm-244 isotope, and the amount of the Am-241 isotope contained in the HLW waste can be reduced by the amount used to add to the fuel. As a result, the radiative decay heat of Am-241 in the HLW waste is reduced by the amount used for the above addition to the uranium fuel, and the radiative decay heat of the HLW waste, combined with the radiative decay heat of Cm-244, is reduced. As a result, the amount of vitrified waste generated can be reduced.
Прежде всего, поясняются примеры традиционно используемой структуры тепловыделяющей сборки, топливного стержня и активной зоны реактора со ссылкой на фиг. 20, фиг. 21 и фиг. 22. Топливный стержень 3 состоит из топливных элементов 1, изготовленных из цилиндрического, спечённого диоксида урана, называемого топливными таблетками, и трубы-оболочки 2 топливного элемента, при этом топливные элементы 1 располагаются один над другим в виде множества ступеней. Тепловыделяющая сборка 7 состоит из топливных стержней 3, топливных стержней 4, содержащих выгорающий поглотитель, каждый из которых содержит выгорающее поглотительное вещество в топливном элементе 1; водяных стержней 5, каждый из которых не содержит топливного элемента и заключает внутри себя охлаждающую воду, протекающую через него в рабочем режиме, и коробки 6 канала, которая представляет собой прямоугольную, полую цилиндрическую трубу и удерживает внутри себя топливные стержни, собранные пучком в 9 рядов и 9 столбиков. Активная зона 8 реактора состоит из топливных сборок 7, размещённых в надлежащей конфигурации. В тепловыделяющей сборке 7 содержится множество топливных стержней 9 укороченной длины.First of all, examples of the conventionally used structure of the fuel assembly, fuel rod, and reactor core will be explained with reference to FIG. 20, fig. 21 and FIG. 22. The
Некоторые топливные стержни 3 содержат в качестве выгорающего поглотителя в топливном элементе 1 окисел гадолиния или оксид гадолиния, со средней концентрацией около 4%. Труба-оболочка 2 топливного элемента изготовлена из циркониевого сплава, называемого циркалоем 2. Тип легководного реактора представляет тип установки, называемой усовершенствованным реактором с кипящей водой (ABWR), и тепловая энергия при номинальной работе составляет 3926 МВт, число топливных сборок на активную зону реактора равно 872, а масса металлического урана в расчёте на одну тепловыделяющую сборку составляет 172 кг. Тепловую энергию активной зоны 8 реактора устанавливают равной 100% от номинальной мощности, рабочий период одного цикла составляет 13 месяцев, а средний извлекаемый топливный элемент 1 ориентирован примерно на 45 ГВт⋅сут/т.Some
Далее, на фиг. 1 и фиг. 2 отображена структура варианта осуществления изобретения. Тепловыделяющая сборка 7 содержит топливные стержни 4, собранные пучком в 9 рядов и 9 столбиков. Каждый из топливных стержней 4 включает в себя урановые топливные стержни U и имеющие в своём составе выгорающий поглотитель топливные стержни G, содержащие оксид гадолиния в качестве выгорающего поглотительного вещества. Число указанных топливных стержней является следующим. Число урановых топливных стержней U равно 32, а число содержащих выгорающий поглотитель топливных стержней G равно 42, что в сумме составляет 75. Среднее обогащение урана 235 для каждого уранового топливного стержня U и содержащего выгорающий поглотитель топливного стержня G составляет 10 масс.%. Концентрация выгорающего поглотителя составляет 8 масс.%, как отображено на фиг. 2. Am-241 добавляют к урановому топливному стержню U в массовой доле 0,35 масс.% и не добавляют к содержащему выгорающий поглотитель топливному стержню G. Средняя массовая доля Am-241 во всех топливных стержнях составляет 0,15 масс.%. К содержащему выгорающий поглотитель топливному стержню G в настоящем варианте осуществления изобретения Am-241 не добавляют, поскольку количество добавленного поглотительного вещества необходимо строго контролировать. Однако Am-241 также можно добавлять и к содержащему выгорающий поглотитель топливному стержню G.Next, in FIG. 1 and FIG. 2 shows the structure of an embodiment of the invention. The
Далее будет описан эффект и принцип варианта осуществления изобретения в сопоставлении с традиционной технологией. Фиг. 3 иллюстрирует изменения теплоты радиационного распада Am-241, Cm-244 и их суммы во времени для случая, когда урановое топливо в варианте осуществления изобретения сжигается со скоростью выгорания 45 ГВт⋅сут/т, а затем извлекается из активной зоны реактора и после этого охлаждается. Горизонтальная ось фиг. 3 показывает период охлаждения (годы), а вертикальная ось отображает теплоту радиационного распада (Вт/г). Указанные оси являются аналогичными осям на фиг. 4 - 7, 11, 15 - 18, описываемых ниже.Next, the effect and principle of the embodiment of the invention will be described in comparison with conventional technology. Fig. 3 illustrates the changes in the heat of radiative decay of Am-241, Cm-244 and their sum over time for the case when the uranium fuel in the embodiment of the invention is burned at a burnup rate of 45 GWd/t, and then removed from the reactor core and then cooled . The horizontal axis of Fig. 3 shows the cooling period (years) and the vertical axis shows the heat of radiative decay (W/g). Said axes are similar to those in FIG. 4-7, 11, 15-18 described below.
Результаты сравнительных примеров, в которых сжигание осуществляли в тех же условиях выгорания, что и в случае традиционной технологии, и выполняли охлаждение, показаны на фиг. 4, фиг. 5 и фиг. 6.The results of comparative examples in which combustion was carried out under the same burnout conditions as in the case of the conventional technology and cooling was performed are shown in FIG. 4, fig. 5 and FIG. 6.
На фиг. 4 отображён результат первого сравнительного примера, единственным отличием в котором является то, что Am-241 не добавляют к тепловыделяющей сборке 7 с тем же обогащением урана и выгоранием, как и в варианте осуществления изобретения. В сопоставлении с первым сравнительным примером, в варианте осуществления изобретения теплота радиационного распада Am-241, Cm-244 и их сумма, все упомянутые показатели увеличиваются на начальной стадии охлаждения и примерно 70 лет спустя. Это происходит вследствие того, что в варианте осуществления изобретения добавляли Am-241, а с учётом вышесказанного, Am-241 оставался невыгоревшим, и в результате трансмутации добавленного Am-241 образовывался Cm-244, что обусловливает увеличение в сопоставлении с первым сравнительным примером. Как результат, в варианте осуществления изобретения теплота радиационного распада повысилась, но, как будет изложено ниже, компонент, привносимый Am-241, можно исключать из тепла радиационного распада после переработки, чтобы оставался только Cm-244, и, таким образом, в варианте осуществления изобретения теплота радиационного распада после переработки значительно снижается.In FIG. 4 shows the result of the first comparative example, the only difference being that Am-241 is not added to
Фиг. 5 иллюстрирует результат второго сравнительного примера, в котором среднее обогащение урана 235 установлено равным 3,8 масс.%, а выгорание составляет 45 ГВт⋅сут/т, которое является таким же, что и в варианте осуществления изобретения. При этом Am-241 не добавляют. Как результат сопоставления между вторым сравнительным примером и вариантом осуществления изобретения, теплота радиационного распада Am-241, Cm-244 и их сумма демонстрируют, по существу, одинаковое изменение. В варианте осуществления изобретения это связано с тем, что снижение количества распадов до Am-241 вследствие уменьшения образования Pu-241, вызванного повышением обогащения без увеличения выгорания, и усиление трансмутации Am-241, добавленного к исходному топливу, в Cm-244, компенсировали друг друга. На основании приведённых результатов, теплота радиационного распада в варианте осуществления изобретения, по существу, является той же самой, что и во втором сравнительном примере, но теплота радиационного распада после переработки может значительно уменьшаться в настоящем варианте осуществления изобретения по причинам, упомянутым выше.Fig. 5 illustrates the result of the second comparative example in which the average uranium 235 enrichment is set to 3.8 wt% and the burnup is 45 GWd/t, which is the same as in the embodiment of the invention. At the same time, Am-241 is not added. As a result of the comparison between the second comparative example and the embodiment of the invention, the radiative decay heat of Am-241, Cm-244 and their sum show essentially the same change. In an embodiment of the invention, this is because the reduction in decay to Am-241 due to the reduction in Pu-241 production caused by the increase in enrichment without increasing burnup, and the increase in transmutation of Am-241 added to the original fuel into Cm-244, offset each other. friend. Based on the above results, the heat of radiative decay in the embodiment of the invention is essentially the same as in the second comparative example, but the heat of radiative decay after processing may be significantly reduced in the present embodiment for the reasons mentioned above.
Фиг. 6 иллюстрирует результат третьего сравнительного примера, в котором среднее обогащение урана 235 установлено равным 3,8 масс.%, а выгорание составляет 45 ГВт⋅сут/т, которое является таким же, что и в варианте осуществления изобретения. Далее, Am-241 добавляют в концентрации 0,15 масс.%, что является таким же, как и в варианте осуществления изобретения. Как результат сопоставления между третьим сравнительным примером и вариантом осуществления изобретения отметим, что теплота радиационного распада Cm-244 значительно уменьшается, и теплота радиационного распада их суммарного количества существенно снижается, особенно на начальной стадии охлаждения, при небольшом уменьшении теплоты радиационного распада Am-241. В варианте осуществления изобретения эффект снижения теплоты радиационного распада Am-241 и Cm-244 за счёт повышения обогащения без выгорания и эффект повышения теплоты радиационного распада вследствие добавления Am-241 к свежему топливу почти исключали друг друга. Однако в третьем сравнительном примере обе теплоты радиационного распада, Cm-244 и Am-241, увеличиваются за счёт Am-241, добавляемого к свежему топливу.Fig. 6 illustrates the result of a third comparative example in which the average uranium 235 enrichment is set to 3.8 wt% and the burnup is 45 GWd/t, which is the same as in the embodiment of the invention. Further, Am-241 is added at a concentration of 0.15 wt.%, which is the same as in the embodiment of the invention. As a result of the comparison between the third comparative example and the embodiment of the invention, we note that the heat of radiative decay of Cm-244 is significantly reduced, and the heat of radiative decay of their total amount is significantly reduced, especially in the initial stage of cooling, with a small decrease in the heat of radiative decay of Am-241. In an embodiment of the invention, the effect of reducing the heat of radiative decay of Am-241 and Cm-244 by increasing enrichment without burnup and the effect of increasing the heat of radiative decay due to the addition of Am-241 to fresh fuel were almost mutually exclusive. However, in the third comparative example, both heats of radiative decay, Cm-244 and Am-241, are increased by Am-241 added to fresh fuel.
Фиг. 7 иллюстрирует теплоту радиационного распада суммарного количества Am-241 и Cm-244 в случае, когда переработку в варианте осуществления изобретения выполняют через 40 лет после выгрузки ОЯТ из активной зоны реактора и остекловывают отходы HLW, содержащие Am-241 и Cm-244 (точечно-пунктирная линия 3 на фиг. 7). В отношении величины теплоты радиационного распада, подлежащей сравнению, отметим, что на чертеже сплошная линия 1 указывает на второй сравнительный пример, а пунктирная линия 2 указывает на первый сравнительный пример. В настоящем варианте осуществления изобретения всё количество Am-241 после переработки добавляют к урановому топливу, и в результате этого Am-241 не остаётся в отходах HLW, и, таким образом, после переработки всё тепло радиационного распада Am-241 исключается из общего тепла радиационного распада отходов HLW.Fig. 7 illustrates the heat of radiative decay of the total amount of Am-241 and Cm-244 in the case when reprocessing in the embodiment of the invention is performed 40 years after the SNF is unloaded from the reactor core and HLW waste containing Am-241 and Cm-244 is vitrified (dotted
Причина, по которой можно действовать подобным образом, заключается в следующем. Фиг. 8 иллюстрирует изменение массовой доли Am-241 по отношению к величине выгорания в настоящем варианте осуществления изобретения, а фиг. 9 отображает изменение массовой доли Am-241 во времени, когда отработавшее топливо при выгорании 45 ГВт⋅сут/т извлекают для охлаждения. Концентрация Am-241, которая первоначально составляла 0,15 масс.%, становится равной примерно 0,03 масс.% за счет выгорания при воздействии 45 ГВт⋅сут/т, а затем повышается из-за добавления составляющей распада Pu-241 во время периода охлаждения, следующего далее. После этого концентрация Am-241 достигает максимальной величины, равной 0,11 масс.%, и затем уменьшается. То есть, даже если добавляют 0,15 масс.% Am-241, его концентрация составит меньше 0,15 масс.% на момент выгрузки, и с учётом вышесказанного, если всё количество Am-241, которое образуется в результате выгорания, используют для добавления к топливу, то нет необходимости оставлять какое-либо количество Am-241 в отходах HLW. То есть, если Am-241 повторно добавляют к урановому топливу в соответствующем диапазоне концентраций, Am-241, образующийся в результате выгорания топлива, всегда можно оставлять в активной зоне легководного реактора, в которой используется урановое топливо. В отличие от этого, в каждом из сравнительных примеров, вместо добавления Am-241 к урановому топливу, теплоту радиационного распада Am-241 включают в теплоту радиационного распада отходов HLW, и теплота радиационного распада отходов HLW повышается за счёт указанного количества, возрастает также и объём остеклованных отходов. При повторном добавлении 0,15 масс.% Am-241 количество Am-241, остающегося в ОЯТ, постепенно уменьшается, а, например, если собирают и используют Am-241 из ОЯТ четырёх-пяти сборок, добавление 0,15 масс.% Am-241 всегда возможно, и настоящее изобретение применимо во всех случаях.The reason why one can act in this way is as follows. Fig. 8 illustrates the change in the mass fraction of Am-241 with respect to the amount of burn-in in the present embodiment of the invention, and FIG. 9 shows the change in the mass fraction of Am-241 with time when spent fuel at a burnup of 45 GWd/t is removed for cooling. The Am-241 concentration, which was originally 0.15 wt.%, becomes about 0.03 wt.% due to burn-up when exposed to 45 GW d / t, and then increases due to the addition of the Pu-241 decay component during cooling period following. After that, the concentration of Am-241 reaches a maximum value of 0.11 wt.%, and then decreases. That is, even if 0.15 wt.% Am-241 is added, its concentration will be less than 0.15 wt.% at the time of discharge, and in view of the foregoing, if the entire amount of Am-241 that is formed as a result of burnout is used for added to the fuel, there is no need to leave any Am-241 in the HLW waste. That is, if Am-241 is re-added to uranium fuel in an appropriate range of concentrations, Am-241 resulting from fuel burnup can always be left in the core of a light water reactor that uses uranium fuel. In contrast, in each of the comparative examples, instead of adding Am-241 to uranium fuel, the radiative decay heat of Am-241 is included in the radiative decay heat of the HLW waste, and the radiative decay heat of the HLW waste is increased by the specified amount, the volume is also increased. vitrified waste. With repeated addition of 0.15 wt.% Am-241, the amount of Am-241 remaining in SNF gradually decreases, and, for example, if Am-241 is collected and used from SNF of four to five assemblies, the addition of 0.15 wt.% Am -241 is always possible and the present invention is applicable in all cases.
На фиг. 10 выполнено и проиллюстрировано сопоставление между первым сравнительным примером (2 на чертеже) и вторым сравнительным примером (1 на чертеже) по величине теплоты радиационного распада суммарного количества Am-241 и Cm-244 после переработки в условиях настоящего варианта осуществления изобретения. На фиг. 10 термин FORSETI обозначает урановую тепловыделяющую сборку легководного реактора, в которой используется обогащённый уран с избыточной концентрацией. В настоящем варианте (3 на чертеже) Am-241 можно исключить после переработки, и, таким образом, наблюдаемое в итоге тепло радиационного распада выделяется только компонентом, полученным из Cm-244. В результате, теплота радиационного распада значительно понижается, на 11%, в сопоставлении со вторым сравнительным примером. Теплотворная способность отходов HLW в остеклованных отходах ограничивается так, чтобы температура остеклованных отходов становилась равной определённой величине или ниже, и, таким образом, количество остеклованных отходов уменьшается пропорционально снижению теплоты радиационного распада отходов HLW. Хотя в настоящем варианте осуществления изобретения поясняется случай, когда ПД не содержатся в остеклованных отходах, ясно, что при помощи настоящего варианта осуществления изобретения можно уменьшать количество остеклованных отходов, даже при наличии ПД.In FIG. 10 is a comparison made and illustrated between the first comparative example (2 in the drawing) and the second comparative example (1 in the drawing) in terms of heat of radiative decay of the total amount of Am-241 and Cm-244 after processing under the conditions of the present embodiment. In FIG. 10, the term FORSETI denotes a light water reactor uranium fuel assembly that uses enriched uranium at an excess concentration. In the present embodiment (3 in the drawing), Am-241 can be eliminated after processing, and thus the resulting heat of radiative decay is only emitted by the component derived from Cm-244. As a result, the heat of radiative decay is significantly reduced, by 11%, in comparison with the second comparative example. The calorific value of the HLW waste in the vitrified waste is limited so that the temperature of the vitrified waste becomes equal to or lower than a certain value, and thus the amount of vitrified waste decreases in proportion to the decrease in the radiative decay heat of the HLW waste. Although the present embodiment explains the case where PD is not contained in the vitrified waste, it is clear that the present embodiment can reduce the amount of vitrified waste even when PD is present.
Фиг. 11 иллюстрирует изменение во времени суммарной величины теплоты радиационного распада Am-241 и Cm-244 при охлаждении в настоящем варианте осуществления изобретения в случае переработки через 20 лет после выгрузки ОЯТ из активной зоны реактора (точечно-пунктирная линия 3 на фиг. 7) наряду с первым сравнительным примером (пунктирная линия 2 на чертеже) и вторым сравнительным примером (сплошная линия 1 на чертеже). Хотя в настоящем варианте осуществления изобретения может достигаться тот же эффект, что и на фиг. 7, количество теплоты радиационного распада увеличивается по сравнению с вариантом осуществления изобретения, представленным на фиг. 7, поскольку ослабление излучения Cm-244 после выгрузки ОЯТ является небольшим вследствие более раннего времени переработки. Фиг. 12 иллюстрирует сопоставление величины теплоты радиационного распада, где она значительно снижается до 23%, со вторым сравнительным примером. Даже если период охлаждения до переработки сокращается, как описано выше, в соответствии с настоящим вариантом осуществления изобретения количество остеклованных отходов можно существенно уменьшать.Fig. 11 illustrates the change in time of the total value of the heat of radiative decay of Am-241 and Cm-244 during cooling in the present embodiment of the invention in the case of reprocessing 20 years after the SNF is unloaded from the reactor core (dotted-dotted
Далее, на фиг. 13 отображён диапазон концентрации Am-241, подлежащего добавлению, включающий в себя настоящий вариант осуществления изобретения. В случае, когда концентрация Am-241 установлена равной W (масс.%), а обогащение урана 235 задано равным e (масс.%), применяются следующие неравенства, которые определяют верхний предел:Next, in FIG. 13 shows the concentration range of Am-241 to be added, including the present embodiment. In the case where the concentration of Am-241 is set to W (wt%) and the enrichment of uranium 235 is set to e (wt%), the following inequalities apply, which define the upper limit:
Формула (1) W < -0,006e2 + 0,12e - 0,43 (обогащение: 5 масс.% или больше)Formula (1) W < -0.006e 2 + 0.12e - 0.43 (enrichment: 5 mass% or more)
Формула (2) W < -0,000356e + 0,00357 (обогащение: 4,2 масс.% или больше и меньше 5,0 масс.%)Formula (2) W < -0.000356e + 0.00357 (enrichment: 4.2 mass% or more and less than 5.0 mass%)
Диапазон верхнего предела концентрации W изотопа Am-241, добавляемого к урановому топливу, ограничивают, поскольку могут достигаться следующие ниже преимущества.The range of the upper limit of the concentration W of the isotope Am-241 added to uranium fuel is limited, since the following advantages can be achieved.
Верхний предел устанавливают таким образом, чтобы теплота радиационного распада Am-241 и Cm-244 в ОЯТ не превышала теплоту радиационного распада топлива, характеризующегося стандартным обогащением 3,8 масс.%. Хотя теплота радиационного распада ОЯТ включает в себя составляющие, исходящие от ПД, на теплоту радиационного распада ПД почти не оказывает влияния состав или выгорание топлива. С учётом вышесказанного, вышеупомянутая теория неизменно остаётся верной даже при добавлении Am-241.The upper limit is set in such a way that the heat of radiative decay of Am-241 and Cm-244 in SNF does not exceed the heat of radiative decay of fuel characterized by a standard enrichment of 3.8 wt.%. Although the heat of radiative decay of SNF includes components emanating from the FP, the heat of radiative decay of the FP is almost not affected by the composition or burnup of the fuel. With that said, the above theory remains consistently true even with the addition of Am-241.
Предполагается устанавливать определённые условия для диапазона выгорания, к которому можно применять настоящий вариант осуществления изобретения. Этот момент поясняется при использовании фиг. 14. Фиг. 14 иллюстрирует массовую долю Pu-241 в ходе выгорания в диапазоне от 30 ГВт⋅сут/т до 60 ГВт⋅сут/т в случае, когда обогащение урана 235 изменяется на 3,8 масс.%, 5,0 масс.%, 7,5 масс.% и 10,0 масс.%, а массовая доля Am-241, подлежащего добавлению, составляет 0,15 масс.%. После выгрузки ОЯТ в ходе охлаждения Pu-241 расщепляется с периодом полураспада 14,4 года посредством трансмутации в Am-241. С учётом того, что переработку выполняют по истечении 15 лет или больше с момента выгрузки ОЯТ и что массовая доля Am-241 непосредственно после выгрузки ОЯТ составляет несколько процентов от массовой доли Pu-241, верхний предел концентрации Am-241 в топливе ОЯТ во время переработки представляет собой количество Pu-241 при выгрузке топлива ОЯТ. Следовательно, верхний предел массовой доли Am-241 в топливе ОЯТ во время переработки представляет собой массовую долю Pu-241, продемонстрированную на фиг. 14, безотносительно к периоду охлаждения. Верхний предел массовой доли Pu-241 составляет 0,14 масс.% в диапазоне выгорания 60 ГВт⋅сут/т или меньше, и таким образом, массовая доля Am-241 в отходах HLW не превышает 0,14 масс.% в указанном диапазоне выгорания.It is intended to establish certain conditions for the range of burnout to which the present embodiment can be applied. This point is illustrated using Fig. 14. FIG. 14 illustrates the mass fraction of Pu-241 during burnup in the range from 30 GWd/t to 60 GWd/t in the case where the enrichment of uranium 235 varies by 3.8 wt.%, 5.0 wt.%, 7 .5 wt.% and 10.0 wt.%, and the mass fraction of Am-241 to be added is 0.15 wt.%. After unloading the spent fuel during cooling, Pu-241 is split with a half-life of 14.4 years through transmutation to Am-241. Taking into account the fact that reprocessing is carried out after 15 years or more from the moment of SNF defueling and that the mass fraction of Am-241 immediately after defueling of SNF is several percent of the mass fraction of Pu-241, the upper limit of the concentration of Am-241 in SNF fuel during reprocessing represents the amount of Pu-241 during the unloading of SNF fuel. Therefore, the upper limit for the mass fraction of Am-241 in SNF fuel during reprocessing is the mass fraction of Pu-241 shown in FIG. 14 regardless of the cooling period. The upper limit of the mass fraction of Pu-241 is 0.14 wt.% in the burn-up range of 60 GWd/t or less, and thus the mass fraction of Am-241 in HLW waste does not exceed 0.14 wt.% in the specified burn-up range .
В случае, когда Am-241 добавляют в количестве 0,15 масс.%, как в настоящем варианте осуществления изобретения, концентрация Am-241 во время добавления может превышать массовую долю Am-241 в отходах HLW, полученных в пределах вышеупомянутого диапазона выгорания, в какой-либо период охлаждения. Это означает, что в составе уранового топлива можно ограничивать совокупное количество Am-241, чтобы не допускать его перемещения в сторону отходов HLW. Однако, если не обеспечивается выполнение условия об ограничении всего количества Am-241 в составе уранового топлива, массовую долю Am-241, добавляемого к урановому топливу, можно определять в пределах диапазонов формул (1) и (2).In the case where Am-241 is added in an amount of 0.15 wt.%, as in the present embodiment of the invention, the concentration of Am-241 at the time of addition may exceed the mass fraction of Am-241 in the waste HLW obtained within the above burn-off range, in any cooling period. This means that the total amount of Am-241 in the uranium fuel composition can be limited to prevent it from moving towards the HLW waste. However, if the condition of limiting the entire amount of Am-241 in the composition of uranium fuel is not met, the mass fraction of Am-241 added to uranium fuel can be determined within the ranges of formulas (1) and (2).
При использовании фиг. 15, фиг. 16, фиг. 17 и фиг. 18 поясняется логическое обоснование формул (1) и (2), предназначенных для установления верхнего предела. Прежде всего, поясняется фиг. 15. В тепловыделяющей сборке, в рамках варианта осуществления изобретения, в котором среднее обогащение урана 235 составляет 10 масс.%, а выгорание равно 45 ГВт⋅сут/т, выполнено и проиллюстрировано сопоставление суммарной величины общей теплоты радиационного распада Am-241 и Cm-244 в ОЯТ, когда концентрацию добавляемого Am-241 (в масс.%) заменяют на 0,0; 0,05; 0,10; 0,15 и 0,20, со стандартной теплотой распада второго сравнительного примера (обогащение урана 235: 3,8 масс.%). В случае обогащения, равного 10 масс.%, общая теплота радиационного распада Am-241 и Cm-244 увеличивается почти пропорционально массовой доле Am-241. Массовая доля добавляемого Am-241, способствующая достижению теплоты радиационного распада, меньшей теплоты радиационного распада стандартного топлива, согласно чертежу, составляет 0,17 масс.%. То есть, если в случае среднего обогащения урана 235, равного 10 масс.%, концентрацию добавляемого Am-241 не устанавливают на уровне меньше 0,17 масс.%, теплота радиационного распада превышает стандартную теплоту радиационного распада второго сравнительного примера.When using FIG. 15, fig. 16, fig. 17 and FIG. 18 explains the rationale for formulas (1) and (2) intended to establish an upper limit. First of all, FIG. 15. In a fuel assembly, in the framework of an embodiment of the invention in which the average enrichment of uranium 235 is 10 wt.%, and the burnup is 45 GW d / t, a comparison of the total value of the total heat of radiative decay of Am-241 and Cm- 244 in SNF, when the concentration of the added Am-241 (wt.%) is replaced by 0.0; 0.05; 0.10; 0.15 and 0.20, with the standard heat of decay of the second comparative example (uranium 235 enrichment: 3.8 mass %). In the case of enrichment equal to 10 wt.%, the total heat of radiative decay of Am-241 and Cm-244 increases almost in proportion to the mass fraction of Am-241. The mass fraction of the added Am-241, which contributes to the achievement of the heat of radiative decay, lower than the heat of radiative decay of standard fuel, according to the drawing, is 0.17 wt.%. That is, if, in the case of an average enrichment of uranium 235 equal to 10 mass%, the concentration of added Am-241 is not set to be less than 0.17 mass%, the radiative decay heat exceeds the standard radiative decay heat of the second comparative example.
Фиг. 16, фиг. 17 и фиг. 18 иллюстрируют случаи, когда то же самое испытание, что и представленное на фиг. 15, выполняют в условиях обогащения урана 235 (в масс.%), заменённого на 7,5; 5, и 3,8. Тем же путём размышления, как и в отношении фиг. 14, приходим к выводу, что верхний предел концентрации Am-241, соответствующий данному обогащению, составляет 0,135; 0,02 и 0,0, соответственно. Естественно, в случае обогащения, равного 3,8 масс.%, добавлять Am-241 невозможно. При осуществлении линейной интерполяции на основе соотношения между величинами фиг. 17 и фиг. 18 можно полагать, хотя данный случай и не отображён, что для обогащения, равного 4,2 масс.%, верхний предел составляет 0,056 масс.%.Fig. 16, fig. 17 and FIG. 18 illustrate cases where the same test as shown in FIG. 15 is carried out under conditions of enrichment of uranium 235 (wt.%), replaced by 7.5; 5, and 3.8. In the same way of thinking as with respect to FIG. 14, we conclude that the upper limit of the concentration of Am-241 corresponding to this enrichment is 0.135; 0.02 and 0.0, respectively. Naturally, in the case of an enrichment equal to 3.8 wt.%, it is impossible to add Am-241. When performing linear interpolation based on the relationship between the values of FIG. 17 and FIG. 18 it can be assumed, although this case is not shown, that for an enrichment of 4.2 wt.%, the upper limit is 0.056 wt.%.
На фиг. 19 отображена картограмма, на которой обобщены значения верхних пределов концентрации добавляемого Am-241, полученные исходя из фиг. 15, фиг. 16, фиг. 17 и фиг. 18, а формула (1) и формула (2) математически выражены через указанные величины.In FIG. 19 is a cartogram summarizing the upper concentration limits for added Am-241 derived from FIG. 15, fig. 16, fig. 17 and FIG. 18, and formula (1) and formula (2) are mathematically expressed in terms of the indicated values.
Хотя в вышеизложенном описании даны определённые варианты осуществления настоящего изобретения, упомянутые варианты осуществления изобретения представлены только в виде примера и не предназначены для ограничения объёма настоящих изобретений. Действительно, новые способы, описанные в настоящем документе, можно воплощать в других разнообразных формах; кроме того, различные изъятия, замены и изменения в форме способов, описанных в настоящем документе, можно выполнять без отступления от существа данных изобретений. Сопроводительные формулы изобретений и их эквиваленты предназначены для охвата таких форм или модификаций, которые попадут в пределы объёма и существа данных изобретений.Although the foregoing description has given certain embodiments of the present invention, said embodiments are by way of example only and are not intended to limit the scope of the present inventions. Indeed, the novel methods described herein may be embodied in a variety of other forms; furthermore, various omissions, substitutions, and changes in the form of the methods described herein can be made without departing from the spirit of these inventions. The accompanying claims and their equivalents are intended to cover such forms or modifications as fall within the scope and spirit of the inventions.
Пояснение позицийExplanation of positions
1… топливный элемент; 2… труба-оболочка топливного элемента; 3… топливный стержень; 4… топливный стержень, содержащий выгорающий поглотитель; 5… водяной стержень; 6… коробка канала; 7… тепловыделяющая сборка; 8… активная зона реактора; 9… топливный стержень укороченной длины.1…fuel cell; 2… tube-shell of the fuel cell; 3… fuel rod; 4... a fuel rod containing a burnable absorber; 5… water rod; 6... channel box; 7…fuel assembly; 8… reactor core; 9 ... shortened fuel rod.
Claims (10)
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2021-048217 | 2021-03-23 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2791731C1 true RU2791731C1 (en) | 2023-03-13 |
Family
ID=
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2178209C2 (en) * | 1993-10-29 | 2002-01-10 | Карло РУББИА | Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant |
| RU2231141C2 (en) * | 2002-01-14 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Composite fuel material and its manufacturing process |
| FR2870841A1 (en) * | 2004-05-28 | 2005-12-02 | Commissariat Energie Atomique | PROCESS FOR COPRECIPITATION OF ACTINIDES TO SEPARATE OXIDATION STATES AND PROCESS FOR THE PREPARATION OF MIXED ACTINIDE COMPOUNDS |
| RU2431896C2 (en) * | 2006-05-24 | 2011-10-20 | Коммиссариат А Л`Энержи Атомик | Regeneration method of spent nuclear fuel and obtaining of mixed uranium-plutonium oxide |
| CN102918602A (en) * | 2010-05-27 | 2013-02-06 | 法国原子能及替代能源委员会 | Method for treating spent nuclear fuel not requiring a plutonium reductive back-extraction operation |
| US9666315B2 (en) * | 2008-08-12 | 2017-05-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Method for reprocessing spent nuclear fuel and centrifugal extractor therefor |
| RU2684645C2 (en) * | 2014-04-14 | 2019-04-11 | Эдвансед Реактор Консептс Ллк | Ceramic nuclear fuel dispersed in metallic alloy matrix |
| US10297355B1 (en) * | 2016-12-14 | 2019-05-21 | U.S. Department Of Energy | Reduction-oxidation of actinides extraction process (ROANEX) for used nuclear fuel recycling |
| RU2713010C1 (en) * | 2019-10-16 | 2020-02-03 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК" | Method of purifying nitrate solutions from americium |
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2178209C2 (en) * | 1993-10-29 | 2002-01-10 | Карло РУББИА | Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant |
| RU2231141C2 (en) * | 2002-01-14 | 2004-06-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Всероссийский научно-исследовательский институт неорганических материалов им. акад. А.А. Бочвара" | Composite fuel material and its manufacturing process |
| FR2870841A1 (en) * | 2004-05-28 | 2005-12-02 | Commissariat Energie Atomique | PROCESS FOR COPRECIPITATION OF ACTINIDES TO SEPARATE OXIDATION STATES AND PROCESS FOR THE PREPARATION OF MIXED ACTINIDE COMPOUNDS |
| RU2408537C2 (en) * | 2004-05-28 | 2011-01-10 | Коммиссариат А Л'Энержи Атомик | Method for coprecipitation of actinides with different oxidation states and method of obtaining mixed actinide compounds |
| RU2431896C2 (en) * | 2006-05-24 | 2011-10-20 | Коммиссариат А Л`Энержи Атомик | Regeneration method of spent nuclear fuel and obtaining of mixed uranium-plutonium oxide |
| US9666315B2 (en) * | 2008-08-12 | 2017-05-30 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Method for reprocessing spent nuclear fuel and centrifugal extractor therefor |
| CN102918602A (en) * | 2010-05-27 | 2013-02-06 | 法国原子能及替代能源委员会 | Method for treating spent nuclear fuel not requiring a plutonium reductive back-extraction operation |
| RU2684645C2 (en) * | 2014-04-14 | 2019-04-11 | Эдвансед Реактор Консептс Ллк | Ceramic nuclear fuel dispersed in metallic alloy matrix |
| US10297355B1 (en) * | 2016-12-14 | 2019-05-21 | U.S. Department Of Energy | Reduction-oxidation of actinides extraction process (ROANEX) for used nuclear fuel recycling |
| RU2713010C1 (en) * | 2019-10-16 | 2020-02-03 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" (ФГУП "ГХК" | Method of purifying nitrate solutions from americium |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US20240105350A1 (en) | Light water reactor fuel assembly, light water reactor core and mox fuel assembly production method | |
| Darnowski et al. | Investigation of the recriticality potential during reflooding phase of Fukushima Daiichi Unit-3 accident | |
| Long | Modeling the performance of high burnup thoria and urania pwr fuel | |
| Pereira et al. | Criticality safety analysis of spent fuel pool for a PWR using UO2, MOX,(Th-U) O2 and (TRU-Th) O2 fuels | |
| RU2791731C1 (en) | Uranium fuel assembly for a light water reactor and method of operation of a nuclear fuel cycle | |
| JP5749597B2 (en) | Fast breeder reactor core | |
| US12112857B2 (en) | Light water reactor uranium fuel assembly and operation method of nuclear fuel cycle | |
| JP7010711B2 (en) | Light water reactor operation planning method, light water reactor fuel operation method, light water reactor fuel assembly, and light water reactor core | |
| Hiraiwa et al. | TRU generation suppression by HALEU fuel with fixed discharge burnup using burnable poison | |
| JPH05232276A (en) | Core of nuclear reactor | |
| US20180090233A1 (en) | Light water reactor fuel assembly, light water reactor core and mox fuel assembly production method | |
| Elsheikh | Environmental Impacts of Molten Salt Reactors | |
| Trellue | Neutronic and logistic proposal for transmutation of plutonium from spent nuclear fuel as mixed-oxide fuel in existing light water reactors | |
| CA2724582A1 (en) | Fuel for heavy water reactor or graphite reactor and process for producing the same | |
| JP5410653B2 (en) | Fast reactor core and fast reactor fuel handling method | |
| Wigeland et al. | Repository benefits of partitioning and transmutation | |
| Galahom | Analyze the effect of void fraction on the main operating parameters of the VVER-1200 | |
| JPH0545482A (en) | Fuel assembly | |
| Aziz | Criticality Safety Analysis for Cask Design with High Discharged Fuel Burnup Using MCNPX Code | |
| Dwijayanto et al. | Transmutation of Transuranic Elements as Solid Coating in Molten Salt Reactor Fuel Channel | |
| Zong et al. | Study on the cumulation of actinides and fission products in CF3 PWR fuel assemblies | |
| Kok et al. | Nuclear fuel cycle | |
| Tran et al. | Study on transmutation efficiency of the VVER-1000 fuel assembly with different minor actinide compositions | |
| ZAFAR et al. | Evaluation of the Pin-wise Isotope Inventory for the Used PWR Fuels | |
| JP2021117125A (en) | MOX fuel assembly |