ES2336569T3 - Procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear. - Google Patents
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Abstract
Procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear de agua ligera (1) durante un ciclo de carburante de funcionamiento que incluye un ciclo cardinal y un número de ciclos sucesivos de las barras de control, en el que el reactor (1) comprende una pluralidad de unidades de combustible alargadas (4) que incluyen cada una una pluralidad de varillas de combustible (6) que contienen un combustible nuclear en forma de un material fisionable; en el que por lo menos algunas de dichas unidades de combustible (4) comprenden una adición dependiente de las barras de control de un absorbedor consumible, en el que el reactor (1) comprende una pluralidad de barras de control (5), en el que están dispuestas dichas unidades de combustible (4) paralelas entre sí y forman una pluralidad de celdas, que incluyen cada una por lo menos dos de dichas unidades de combustible (4) y una posición de barra de control, en el que dichas celdas forman el núcleo (3) del reactor (1), en el que son introducibles dichas barras de control (5) en una posición respectiva de dichas posiciones de barras de control, en el que sustancialmente todas las barras de control (5) están introducidas en el núcleo antes de la puesta en marcha del reactor y la iniciación de un ciclo de carburante de funcionamiento, en el que el procedimiento comprende las etapas que consisten en: hacer funcionar el reactor (1) durante el ciclo cardinal con una primera configuración de las barras de control, con un primer grupo de barras de control (5) introducido por lo menos parcialmente y las barras de control (5) restantes extraídas, y hacer funcionar el reactor (1) durante los ciclos de las barras de control subsiguientes con una configuración de las barras de control respectiva que incluye cada una un grupo diferente de barras de control (5) introducido por lo menos parcialmente, caracterizado porque el ciclo cardinal es más largo que cada uno de los ciclos de las barras de control subsiguientes.
Description
Procedimiento para el funcionamiento de un
reactor nuclear.
La presente invención se refiere en general al
funcionamiento y el control de reactores nucleares de agua ligera.
Más precisamente, la invención se refiere al funcionamiento y el
control de reactores nucleares de agua ligera del tipo de agua en
ebullición.
De manera especial, la presente invención se
refiere a un procedimiento para el funcionamiento de un reactor
nuclear de agua ligera durante un ciclo de funcionamiento que
incluye un ciclo cardinal y una serie de ciclos sucesivos de las
barras de control. Un ciclo de funcionamiento es el periodo de
tiempo durante el cual el reactor está funcionando con el mismo
núcleo, o sea, sin sustitución o reubicación del combustible.
Un reactor nuclear de agua ligera del tipo de
agua en ebullición incluye una pluralidad de unidades de combustible
alargadas, que contienen material fisionable, y una serie de barras
de control. Las unidades de combustible pueden estar diseñadas como
conjuntos de combustible alargados que incluyen una serie de
varillas de combustible cada una provista de una vaina tubular que
encierra una pila de combustible fisionable. En un reactor de agua
en ebullición existe un gran número de estos conjuntos de
combustible, del orden de 400 a 800, y aproximadamente una cuarta
parte de este número de barras de control, o sea, del orden de 100 a
200.
Las unidades de combustible están dispuestas
paralelas entre sí y agrupadas en una pluralidad de celdas que
pueden contener cada una cuatro unidades de combustible. Estas
celdas forman conjuntamente el núcleo del reactor. Sustancialmente
cada una de dichas celdas en el núcleo incluye una posición de barra
de control. En cada una de estas posiciones de barra de control,
una de las barras de control puede ser introducida total o
parcialmente. Las barras de control contienen material absorbedor
de neutrones, tal como boro o hafnio, y se utilizan en un reactor
de agua en ebullición para controlar e interrumpir la reacción
nuclear en el combustible. Cuando todas las barras de control están
introducidas, el reactor está apagado, o sea, se absorberán más
neutrones que los que se liberan en el proceso de fisión y la
reacción nuclear decae.
Las unidades de combustible, comprendidas en el
núcleo durante un ciclo de funcionamiento, son diferentes en cuanto
a la cantidad de material fisionable. Esta diferencia depende, en
primer lugar, del hecho de que las unidades de combustible están en
funcionamiento diferentes periodos de tiempo. Un primer tipo de
unidades de combustible puede ser las nuevas que así incluyen una
cantidad relativamente grande de material fisionable. Un segundo
tipo de unidades de combustible puede haber experimentado cierto
grado de agotamiento alcanzado durante uno o más ciclos de
funcionamiento anteriores en un reactor. Este segundo tipo de
unidades de combustible incluye por tanto una cantidad
relativamente menor de material fisionable. Las unidades de
combustible pueden estar diseñadas también, ya desde el principio,
con una cantidad y distribución diferentes del material
fisionable.
Durante un ciclo de funcionamiento, los tipos
diferentes de unidades de combustible están dispuestos de manera
tal que quedan distribuidos y mezclados en el núcleo. Las unidades
de combustible que contienen el combustible nuevo se ubican
preferentemente en la proximidad del centro del núcleo mientras que
las unidades de combustible provistas del mayor grado de
agotamiento, o sea, la cantidad más pequeña de material fisionable,
están ubicadas preferentemente en la proximidad de la periferia del
núcleo. Con ello se reduce la fuga de neutrones del núcleo y esta
situación es económicamente ventajosa, pero también da como
resultado un mayor efecto y cargas térmicas más elevadas sobre el
combustible ubicado en la zona central.
Las barras de control pueden dividirse en varios
grupos, por ejemplo, barras de apagado, que simplemente se
introducen en el núcleo cuando el reactor está apagado, y barras de
control controladoras utilizadas para controlar el efecto del
reactor. Antes de ponerse en marcha el reactor e iniciar un ciclo de
funcionamiento, sustancialmente todas las barras de control se
hallan introducidas en el núcleo. Cuando empieza el ciclo de
funcionamiento, se extrae del núcleo una mayor parte de las barras
de control, por ejemplo aproximadamente un 90%. Durante el
funcionamiento normal del reactor, aproximadamente una décima parte
de las barras de control se halla así introducida total o
parcialmente en el núcleo. El objetivo principal de las barras de
control controladoras que se hallan introducidas durante el
funcionamiento del reactor es absorber el exceso de reactividad del
núcleo. El exceso de reactividad está incorporado en el núcleo para
ser consumido sucesivamente durante el ciclo de funcionamiento,
cuya duración puede variar significativamente de menos de 12 meses
hasta más de 24 meses. Un ciclo de funcionamiento largo requiere
también un exceso de reactividad correspondientemente mayor. La
manera de lograr este exceso de reactividad es hacer que la mayor
parte del combustible sea nueva y por ello contenga una
concentración más elevada de material
fisionable.
fisionable.
Una función secundaria de las barras de control
controladoras consiste en controlar la distribución de efecto en el
núcleo, en parte de manera que no se superen localmente los límites
térmicos y en parte de manera que se distribuya el agotamiento del
material fisionable para que no surjan efectos localmente elevados
cuando se tienen que extraer las barras de control al final del
ciclo de funcionamiento cuando el exceso de reactividad disminuye.
Es una exigencia entonces que meramente la distribución del material
fisionable pueda controlar la distribución de efecto. En esta
función de control las barras de control actúan conjuntamente con la
distribución inicial del material fisionable y absorbedores
consumibles, ver a continuación, que se cooptimiza con cálculos
antes de empezar cada nuevo ciclo de funcionamiento.
Las barras de control no son suficientes de por
sí solas para absorber todo el exceso de reactividad, especialmente
no durante ciclos de funcionamiento de una duración superior a los
12 meses. Por lo tanto, se proporcionan como suplementos
absorbedores consumibles, por ejemplo Gd_{2}O_{3}, que se
incluyen de forma fija en el combustible nuevo. Un tal absorbedor
consumible está dimensionado para ser consumido durante el primer
ciclo de funcionamiento. Los absorbedores consumibles suplementan
también el control de la distribución de efecto del núcleo.
Las barras de control pueden estar divididas
también en grupos diferentes en función de las celdas con las
cuales estén destinadas a actuar conjuntamente. Las barras de
control pueden incluir entonces primeras barras de control, que
actúan conjuntamente con celdas provistas con una o varias del
primer tipo de unidades de combustible que tiene combustible
relativamente nuevo, y segundas barras de control, que actúan
conjuntamente con celdas provistas del segundo tipo de unidades de
combustible que tienen combustible parcialmente agotado. La
concentración desigual de material fisionable en el núcleo, que
depende del hecho de que el núcleo incluye combustible con
diferentes grados de agotamiento, crea problemas cuando se ha de
determinar cuales barras de control se han de introducir durante
distintas fases del ciclo de funcionamiento. Las unidades de
combustible que están situadas más próximas a una barra de control
introducida, no se agotarán en la misma medida que las unidades de
combustible que están situadas a una distancia de esta barra de
control. El número relativamente bajo de barras de control en el
núcleo mientras funciona conduce así sucesivamente a una desigualdad
creciente en la concentración de material fisionable en el núcleo.
Adicionalmente, se obtiene un aumento de efecto relativamente
importante en las unidades de combustible situadas más próximas de
la posición real de la barra de control inmediatamente después de
la extracción de la barra de control del núcleo. Este aumento de
efecto puede conducir a los llamados defectos PCI (interacción
pastilla/vaina).
La PCI, o sea, la interacción mecánica entre la
pastilla y la vaina, que mediante la corrosión por esfuerzo desde
productos de fisión conduce a una grieta en la vaina desde el
interior, es ahora un mecanismo de defecto muy investigado que se
describe en la literatura especializada. Para que surja un defecto,
se han de producir simultáneamente varias condiciones:
- 1.
- El agotamiento ha de ser suficientemente elevado para que haya una cantidad suficiente de productos de fisión, de manera que se endurece la vaina por irradiación y de manera que hay un contacto mecánico entre la pastilla y la vaina. En el caso del diseño actual de las varillas, esta situación se produce a un nivel de agotamiento de 15-20 MWd/kgU. Aproximadamente es válido para aproximadamente un 60% del núcleo al comienzo del ciclo de funcionamiento y para aproximadamente un 80% del núcleo al final del ciclo de funcionamiento.
- 2.
- El aumento de efecto ha de ser tan rápido que el material de la vaina no tenga tiempo de experimentar fluencia y reducir el nivel de esfuerzo. En una primera puesta en marcha después de recargar es válido para una gran parte del núcleo, pero la recarga se lleva a cabo normalmente con las reglas de acondicionamiento que se han mostrado muy eficientes. Durante un ciclo de funcionamiento existen entonces sólo condiciones previas para aumentos de efecto suficientemente grandes y rápidos al lado de una barra de control controladora que se manipula durante el ciclo de funcionamiento.
- 3.
- El efecto final ha de ser suficientemente elevado, en parte por las mismas razones que para el punto 1.
- 4.
- El elevado nivel de esfuerzo ha de mantenerse durante un periodo de tiempo suficientemente largo para permitir que actúe la corrosión por esfuerzo. Sobre la base de los ensayos, se juzga que el tiempo necesario es de 10 minutos a varias horas. Una durabilidad suficiente (tiempo de mantenimiento) se halla presente siempre en conexión con la operación estacionaria, no obstante no en transitorias.
- 5.
- A estas condiciones se les ha de añadir que parecen ser necesarias muescas locales de defecto, por ejemplo fragmentos de pastilla procedentes de la fabricación o agrietamiento durante el funcionamiento. Tanto las experiencias de funcionamiento como los ensayos de rampa muestran una distribución significativa que apenas puede explicarse de cualquier otra manera.
Estas condiciones están bien probadas
empíricamente y en general se considera que la PCI es una causa de
defecto eliminada mediante reglas de funcionamiento más cuidadosas
con un aumento de efecto lento (acondicionamiento), mediante una
carga térmica longitudinal disminuida (más varillas de combustible
más delgadas) y mediante diferentes variantes de forros de Zr (capa
interior de Zr blando de baja aleación en el lado interior del tubo
de la vaina). No obstante, ninguna protección es 100% segura y es
importante introducir nuevos modos de operación de manera que no
aumenten innecesariamente los riesgos. En este contexto, es
importante también observar que los esfuerzos por PCI son
significativamente más elevados en la extracción de las barras de
control que en la introducción. La diferencia puede ser un factor
de 10.
Las unidades de combustible al lado de las
barras de control no sólo experimentan un agotamiento medio más
bajo sino también un agotamiento irregular puesto que las varillas
de combustible más próximas a las barras de control se agotan muy
lentamente mientras se genera el plutonio fisionable en un grado
sustancialmente normal en estas varillas de combustible. Cuando se
extrae la barra de control después de un periodo de funcionamiento
largo, se ha formado así una distribución desviada de material
fisionable con una distribución de efecto desviada consiguiente
como resultado, lo que significa que está deteriorado el margen
térmico.
Según la técnica anterior, estos problemas
pueden ser resueltos de varias maneras. De acuerdo con un
procedimiento conocido, durante un ciclo de funcionamiento se puede
cambiar la configuración de las barras de control a intervalos
relativamente cortos según una secuencia predeterminada. Se sugiere
este procedimiento en el documento
US-A-3.385.758.
Un inconveniente de esta solución conocida es
que después de un cierto tiempo del ciclo de funcionamiento puede
ser difícil hallar nuevas configuraciones de las barras de control
con posiciones adecuadas para las barras de control. Varios
inconvenientes de los que adolece este procedimiento conocido se
describen en el documento
US-A-4.285.769, por ejemplo que se
ha de reducir el efecto de reactor con cada cambio de configuración
de las barras de control. Se ve reducido el factor de capacidad, o
sea, la capacidad de producción de efecto media del reactor.
En su lugar, el documento
US-A-4.285.769 sugiere que se divida
el núcleo en dos tipos diferentes de celdas. El primer tipo
contiene los conjuntos combustibles provistos de un combustible
relativamente nuevo con elevada reactividad y el segundo tipo
contiene conjuntos combustibles provistos de combustible
parcialmente agotado con baja reactividad. De acuerdo con el
procedimiento definido en el documento
US-A-4.285.769 no se introducen
barras de control en las celdas del primer tipo sino que todo el
control se lleva a cabo en el sentido de que las barras de control
se introducen en una parte de las celdas del segundo tipo. De esta
manera puede evitarse por lo menos una parte de los movimientos de
las barras de control anteriormente necesarios.
Estos procedimientos conocidos para controlar
las barras de control durante el funcionamiento son insuficientes
cuando los ciclos de funcionamiento se hacen más prolongados. Han
resultado ser excelentes con los ciclos de funcionamiento
relativamente cortos que se han empleado anteriormente, o sea, un
ciclo de funcionamiento de hasta 1 año o en un mejor caso en
ciertas aplicaciones hasta 1,5 años. Ahora ciclos de funcionamiento
más largos, o sea, hasta 2 años son más corrientes. En el caso de
estos ciclos de funcionamiento, con un exceso de reactividad
correspondientemente más elevado, se requieren nuevas estrategias
para controlar las barras de control.
Otros ejemplos de estrategias para las barras de
control se describen en los documentos siguientes.
El documento
US-A-4.368.171 describe un
procedimiento para controlar un reactor nuclear por medio de barras
de control para obtener una distribución de efecto radial más
uniforme. Las barras de control están divididas en diferentes
grupos a diferentes distancias radiales del centro del núcleo.
El documento
US-A-5.217.678 describe otro
procedimiento para controlar un reactor nuclear por medio de barras
de control que son posicionables según diferentes disposiciones de
barras de control. Este procedimiento conocido concierne al control
de las barras de control durante el cambio de una disposición de las
barras de control a otra disposición de las barras de control.
El documento
US-A-5.307.387 describe un
procedimiento para cargar conjuntos de combustible en un núcleo de
un reactor. El procedimiento está caracterizado porque unos
conjuntos de combustible situados periféricamente se posicionan en
una parte central del núcleo después de por lo menos dos ciclos de
funcionamiento.
El documento
US-A-5.677.938 describe otro
procedimiento para gestionar el funcionamiento de un reactor
nuclear. El núcleo está dividido en una zona central, una zona
intermedia y una zona periférica. Las barras de control están
agrupadas en grupos diferentes que están distribuidos cada uno sobre
todo el núcleo. Se introducen los diferentes grupos de barras de
control uno después de otro por lo menos en parte en el núcleo
durante un intervalo de tiempo deseado. Este intervalo de tiempo
tiene igual duración para todos los grupos de barras de control.
El documento
US-B1-6.504.889 da a conocer un
procedimiento para el funcionamiento de un reactor nuclear de
acuerdo con el preámbulo de la reivindicación 1.
El objeto de la presente invención es un
procedimiento mejorado para el funcionamiento y el control de un
reactor nuclear. Otro objeto es un procedimiento para el
funcionamiento y el control de una instalación nuclear por medio de
ciclos de funcionamiento relativamente largos. Todavía otro objeto
es un procedimiento para el funcionamiento y el control de un
reactor nuclear de manera que se puede evitar la distribución
desviada mencionada anteriormente después de transcurrido un tiempo
determinado del ciclo de funcionamiento.
Este objeto se consigue por el procedimiento
definido en la reivindicación 1.
De acuerdo con el procedimiento propuesto se
combinan las dos maneras conocidas anteriormente de controlar las
barras de control de tal manera que inicialmente se permite la
introducción de algunas de las barras de control durante una parte
relativamente larga, por ejemplo del 40-60% o
10-15 meses, de la duración entera del ciclo de
funcionamiento. Este periodo se denomina en adelante la secuencia
cardinal o el ciclo cardinal. A continuación se aplica un control y
movimiento más activo de las barras de control, o sea, se empieza a
cambiar la configuración de las barras de control con relativa
frecuencia, por ejemplo, cada segundo mes. Mediante el
procedimiento de acuerdo con la invención se puede mantener el
número total de movimientos de las barras de control en un nivel
relativamente bajo, lo que contribuye a un riesgo reducido de
padecer defectos de combustible. Además, un número relativamente
pequeño de movimientos de las barras de control es ventajoso puesto
que se ha de reducir el efecto en conexión con el cambio de la
configuración de las barras de control y esto conduce a un factor
de capacidad reducido. Otra ventaja es la posibilidad aumentada de
hallar nuevas posiciones adecuadas de las barras de control para
cada nuevo ciclo de las barras de control.
Otras ventajas del procedimiento de acuerdo con
la invención son que es posible mantener en un nivel bajo los
problemas relacionados con la distribución desviada de la
reactividad que surge en las unidades de combustible adyacentes a
las barras de control introducidas.
De acuerdo con otro desarrollo del procedimiento
según la invención, los sucesivos ciclos de las barras de control,
o sea, los ciclos de las barras de control llevados a cabo después
del ciclo cardinal, incluyen: hacer que el reactor funcione durante
el primero de los ciclos subsiguientes de las barras de control con
una segunda configuración de las barras de control, estando el
primer grupo de barras de control extraído y un segundo grupo de
barras de control por lo menos parcialmente introducido, y hacer que
el reactor funcione durante un segundo ciclo de los ciclos
subsiguientes de las barras de control con una tercera configuración
de las barras de control, estando el segundo grupo de barras de
control extraído y un tercer grupo de barras de control por lo
menos parcialmente introducido. Además, los ciclos subsiguientes de
las barras de control pueden incluir también: hacer que el reactor
funcione durante un tercer ciclo de los ciclos subsiguientes de las
barras de control con una cuarta configuración de las barras de
control, estando el tercer grupo de barras de control extraído y un
cuarto grupo de barras de control por lo menos parcialmente
introducido, hacer que el reactor funcione durante un cuarto ciclo
de los ciclos subsiguientes de las barras de control con una quinta
configuración de las barras de control, estando el cuarto grupo de
barras de control extraído y un quinto grupo de barras de control
por lo menos parcialmente introducido, etc.
La pérdida de reactividad por el agotamiento de
simplemente el material fisionable es típicamente de
1-1,2% en reactividad por MWd/kgU y exigiría una
extracción rápida de las barras de control como compensación.
Durante el ciclo cardinal, es necesario mover las barras de control
con relativa moderación para obtener las ventajas y,
preferentemente, han de estar introducidas. Ello requiere que la
adición de los absorbedores consumibles dependiente de las barras
de control esté dimensionada y distribuida de manera que se agoten a
una velocidad algo más rápida que el agotamiento del material
fisionable. Un efecto neto deseado es una reactividad ligeramente
creciente de 0,1-0,3% en reactividad por MWd/kgU que
puede ser compensada así de manera conveniente por una lenta
introducción de las barras de control durante el ciclo cardinal.
De acuerdo con otro desarrollo del procedimiento
según la invención, el combustible incluye el
uranio-235 y el uranio-238, en el
que la cantidad de uranio-235 con respecto a la
cantidad de uranio-238 está definida como el grado
de enriquecimiento del combustible y en el que por lo menos las
primeras unidades de combustible, que son contiguas a las barras de
control en el primer grupo presentan una modificación dependiente de
las barras de control del grado de enriquecimiento, de manera que
las unidades de combustible pueden ser diseñadas con una
distribución desviada compensadora de la cantidad de material
fisionable. Es posible de esta manera compensar la distribución
desviada de la reactividad a continuación del hecho de que una barra
de control ha estado introducida durante un tiempo relativamente
largo en la proximidad de una unidad de combustible.
Ventajosamente, el grado de enriquecimiento dependiente de las
barras de control puede ser tal que las varillas de combustible,
que estén situadas en la proximidad de las barras de control en el
primer grupo, tengan un grado reducido de enriquecimiento. Además,
el núcleo puede tener un grado de enriquecimiento medio calculado
sobre la base de todas las unidades de combustible. Dicho grado
reducido de enriquecimiento puede ser entonces de por lo menos el
0,1% de U235 o por lo menos 0,5% de U235 en la proximidad inmediata
de la barra de control.
De acuerdo con otro desarrollo del procedimiento
según la invención, el grado modificado de enriquecimiento es tal
que el grado de enriquecimiento de las unidades de combustible, que
estén juntas a las barras de control del primer grupo, aumenta con
un aumento de la distancia desde un punto en la proximidad de un
centro de la barra de control desde dicho grado reducido de
enriquecimiento de las varillas de combustible situadas más
próximas a la barra de control al grado medio de
enriquecimiento.
De acuerdo con otro desarrollo del procedimiento
según la invención, las unidades de combustible, que son contiguas
a las barras de control del primer grupo, presentan dicha adición de
absorbedores consumibles dependiente de las barras de control que
tiene una capacidad de absorber neutrones térmicos. Dicho absorbedor
consumible se consume durante el funcionamiento del reactor. De
esta manera se puede compensar la reactividad creciente que se
produce cuando se extrae la barra de control debido al hecho de que
se ha generado plutonio y no se ha consumido
uranio-235 durante el tiempo en el cual la barra de
control estuvo total o parcialmente introducida. El absorbedor
consumible en la varilla de combustible reducirá la reacción nuclear
hasta quedar consumido el absorbedor. Dicha adición de absorbedor
consumible es tal que el absorbedor consumible en cada una de las
unidades de combustible dispuestas inmediatamente al lado de una
barra de control del primer grupo está distribuido en algunas de
las varillas de combustible. Ventajosamente, dicha adición de
absorbedor consumible puede estar distribuida sobre 2 a 6 de las
varillas de combustible. Además, las varillas de combustible sobre
las que está distribuida la adición de absorbedor consumible
dependiente de las barras de control están situadas inmediatamente
al lado de una barra de control en el primer grupo.
De acuerdo con otro desarrollo del procedimiento
según la invención, el ciclo de funcionamiento es de por lo menos
15 meses, preferentemente de por lo menos 18 meses y más
preferentemente de por lo menos 24 meses.
A continuación se explicará la presente
invención con mayor detalle mediante una descripción de una forma
de realización y haciendo referencia a los dibujos adjuntos.
La figura 1 representa esquemáticamente una
vista en sección sustancialmente vertical a través de un reactor
nuclear del tipo de agua en ebullición.
La figura 2 representa esquemáticamente una
vista en sección sustancialmente horizontal a través de un reactor
nuclear del tipo de agua en ebullición.
La figura 3 representa esquemáticamente una
vista en sección sustancialmente horizontal a través de una unidad
de combustible para el reactor nuclear de las figuras 1 y 2.
La figura 4 representa esquemáticamente una
distribución normal del material fisionable en la unidad de
combustible de la figura 3.
La figura 5 representa esquemáticamente una
modificación imaginable de la distribución normal del material
fisionable en la unidad de combustible de la figura 3.
La figura 6 representa esquemáticamente la
distribución resultante del material fisionable en el conjunto de
combustible de la figura 3.
Las figuras 1 y 2 representan un reactor nuclear
de agua ligera 1 del tipo de agua en ebullición. El reactor 1
incluye una vasija de reactor 2 que encierra un núcleo 3. El núcleo
incluye una pluralidad de unidades de combustible alargadas 4 y una
pluralidad de barras de control 5. Las unidades de combustible 4,
véase la figura 3, están concebidas, en la forma de realización
dada a conocer, como los denominados conjuntos de combustible
alargados que incluyen cada uno cierto número de varillas de
combustible 6. Cada varilla de combustible 6 está provista de una
vaina tubular que encierra una pila de material fisionable en forma
de las llamadas pastillas combustibles. En la forma de realización
dada a conocer, cada unidad de combustible 4 puede, de una manera
de por sí conocida, incluir también un canal central de agua 7 y
cuatro canales de agua delgados 8 que dividen las unidades de
combustible 4 en cuatro unidades longitudinales más pequeñas, que
forman cada una un espacio parcial dispuesto para recibir un haz
respectivo de varillas de combustible 6.
En un reactor de agua en ebullición existe un
gran número de estas unidades de combustible 4, del orden de 400 a
800, y aproximadamente una cuarta parte de este número de barras de
control 5, o sea, del orden de 100 a 200. A título ilustrativo, las
figuras 1 y 2 representan un número reducido de unidades de
combustible 4 y de barras de control 5. Las unidades de combustible
4 están dispuestas paralelas entre sí y agrupadas en una pluralidad
de celdas que pueden incluir cada una cuatro unidades de combustible
4. Sustancialmente todas estas celdas incluyen una posición de
barra de control en la cual se introduce total o parcialmente una
barra de control 5 respectiva por medio de un elemento accionador
respectivo 11. Las barras de control 5 contienen material
absorbedor de neutrones, tal como boro o hafnio y se emplean en un
reactor de agua en ebullición para controlar e interrumpir la
reacción nuclear en el combustible. Los elementos accionadores 11,
que están controlados por una unidad de control 12 representada
esquemáticamente, están dispuestos para posicionar la barra de
control respectiva 5 en una posición extraída, véanse las dos barras
de control exteriores de la figura 1, o en una posición total o
parcialmente introducida.
El combustible de las varillas de combustible 6
en las unidades de combustible 4 incluye el
uranio-235 y el uranio-238. La
cantidad de uranio-235 respecto de la cantidad de
uranio-238 se define como el grado de
enriquecimiento del combustible. Las unidades de combustible 4, que
están incluidas en el núcleo 3 durante un ciclo de funcionamiento,
son diferentes en lo que concierne a la cantidad de material
fisionable, o sea, presentan un grado de enriquecimiento diferente.
Esta diferencia depende en primer lugar del hecho de que las
unidades de combustible 4 han estado funcionando durante periodos
de tiempo de duración diferente. El primer tipo de unidades de
combustible 4 puede ser nuevo y así incluyen cantidades
relativamente grandes de material fisionable. Estas unidades de
combustible se señalan con la letra A en la figura 2 y
preferentemente están situadas en la proximidad del centro del
núcleo 3. El segundo tipo de unidades de combustible 4 puede tener
cierto grado de agotamiento obtenido durante uno o más ciclos de
funcionamiento anteriores en un reactor. Este segundo tipo de
unidades de combustible 4 así presenta un grado inferior de
enriquecimiento e incluye una cantidad relativamente menor de
material fisionable. Estas unidades de combustible 4 se señalan con
las letras B y C en la figura 2 y están situadas preferentemente en
la proximidad de la periferia del núcleo 3, presentando las unidades
de combustible B un mayor grado de enriquecimiento que las unidades
de combustible C.
Ya desde el principio también, las unidades de
combustible 4 pueden estar diseñadas con una cantidad y distribución
diferentes del material fisionable. Por ejemplo, una o varias de
las unidades de combustible 4 que están juntas a una barra de
control 5 introducida pueden tener un grado inicialmente reducido de
enriquecimiento por lo menos en la proximidad inmediata de la barra
de control respectiva 5. Esta modificación dependiente de las
barras de control del grado de enriquecimiento puede ser de por lo
menos un 0,5% por debajo de un grado medio de enriquecimiento
calculado sobre todas las unidades de combustible 4 en el núcleo 3.
La modificación dependiente de las barras de control del grado de
enriquecimiento de las unidades de combustible 4, que están juntos a
una barra de control 5 introducida, es tal que el grado de
enriquecimiento aumenta con un aumento de la distancia desde un
punto en la proximidad del centro de la barra de control, desde
dicho grado reducido de enriquecimiento de las varillas de
combustible 6, que están situadas más próximas a la barra de control
5, al grado medio de enriquecimiento.
La figura 4 representa la distribución del
enriquecimiento en una unidad de combustible 4 provista de 96
varillas de combustible 6 en un caso normal. Esta distribución
normal es simétrica y se emplea para la mayoría de las unidades de
combustible 4 del núcleo 3. La figura 5 representa una modificación
dependiente de las barras de control del enriquecimiento,
modificación que puede aplicarse a la distribución de la figura 4.
La figura 6 representa una distribución resultante dependiente de
las barras de control del enriquecimiento. Esta modificación
dependiente de las barras de control conduce así a una distribución
asimétrica del enriquecimiento, que puede emplearse para las
unidades de combustible 4, que están situadas inmediatamente al lado
de una barra de control 5 introducida durante el ciclo cardinal, o
sea, por lo menos una parte de las unidades de combustible 4
señaladas por la letra A en la figura 2. Como se aprecia en las
figuras
5 y 6, el enriquecimiento es inferior en las varillas de combustible 6 situadas en la proximidad de la barra de control 5.
5 y 6, el enriquecimiento es inferior en las varillas de combustible 6 situadas en la proximidad de la barra de control 5.
La figura 4 representa una distribución
simétrica del enriquecimiento. Es corriente en los reactores donde
esta distribución normal del enriquecimiento es asimétrica desde el
principio debido a los huecos para agua dispuestos de forma
asimétrica alrededor de las unidades de combustible 4. La invención
puede aplicarse todavía en tal caso superponiendo simplemente la
modificación dependiente de las barras de control adicional
asimétrica el enriquecimiento de acuerdo con la figura 5.
Resulta ya conocido permitir que por lo menos
algunas de las unidades de combustible 4 del núcleo incluyan cierta
cantidad de un absorbedor consumible para absorber una parte del
exceso de reactividad del núcleo 3. El absorbedor consumible, que
posee una capacidad de absorber neutrones térmicos, puede consistir,
por ejemplo, en Gd_{2}O_{3}. De acuerdo con esta invención, las
unidades de combustible 4, que se han señalado con A en la figura 2
y están juntas a una barra de control 5 introducida, incluyen además
de la citada cantidad de absorbedor consumible, una adición
dependiente de las barras de control o cantidad aumentada de
absorbedor consumible. Esta adición está distribuida
preferentemente en algunas de las varillas de combustible 6', que
están situadas en la proximidad inmediata de esta barra de control
5. Las varillas de combustible 6, que están comprendidas por la
expresión, "en la proximidad inmediata de la barra de control",
pueden apreciarse en la figura 5, o sea, se trata de las varillas
que de acuerdo con la invención poseen una reducción dependiente de
las barras de control del enriquecimiento. Ventajosamente, la
adición dependiente de las barras de control de absorbedor
consumible puede estar distribuida en un número relativamente
pequeño de varillas de combustible 6' en las unidades de
combustible reales 4, por ejemplo en 2, 3, 4, 5, 6 ó 7 varillas de
combustible 6'. La figura 4 representa una unidad de combustible 54
con 5 de tales varillas de combustible 6'.
De acuerdo con la invención puede gestionarse de
la manera siguiente el funcionamiento del reactor dado a conocer.
Antes de poner el reactor 1 en marcha e iniciar un ciclo de
funcionamiento, sustancialmente todas las barras de control 5 están
introducidas en el núcleo 3. A continuación, se pone el reactor 1 en
marcha mediante una extracción de sustancialmente todas las barras
de control 5 salvo un primer grupo de barras de control 5 que están
introducidas por lo menos parcialmente en el núcleo 3. Este ciclo
inicial de las barras de control, que se denomina el ciclo
cardinal, continúa durante un periodo de tiempo relativamente largo,
por ejemplo de 10-15 meses o aproximadamente de un
40 a un 60% de la duración total del ciclo de funcionamiento. El
ciclo de funcionamiento total es relativamente largo y puede ser de
por lo menos 15 meses, por lo menos 18 meses, por lo menos 21
meses, por lo menos 24 meses, por lo menos 27 meses o más. Un ciclo
de funcionamiento de, por ejemplo, 24 meses, permite con la
tecnología actual de reactores una producción de efecto de
15-20 GWd/t.
Durante el ciclo cardinal, no se produce
sustancialmente movimiento alguno de las barras de control, o
meramente movimientos pequeños y, en ese caso, preferentemente la
introducción de barras de control. Después del ciclo cardinal, el
reactor 1 sigue funcionando durante una serie de ciclos
subsiguientes de barras de control con sendas configuraciones de
barras de control, durante los cuales diferentes grupos de barras de
control 5 se hallan introducidos por lo menos parcialmente. Cada
uno de los ciclos subsiguientes de barras de control es
sustancialmente más corto que el ciclo cardinal.
Durante un primer ciclo de los ciclos
subsiguientes de las barras de control, el reactor 1 funciona con
una segunda configuración de barras de control, en la cual el
primer grupo de barras de control 5 está extraído y un segundo
grupo de barras de control 5 está introducido por lo menos
parcialmente. Durante un segundo ciclo de los ciclos subsiguientes
de las barras de control, el reactor 1 funciona con una tercera
configuración de las barras de control, en la cual el segundo grupo
de barras de control 5 está extraído y un tercer grupo de barras de
control 5 está introducido por lo menos parcialmente. Durante un
tercer ciclo de los ciclos subsiguientes de las barras de control,
el reactor 1 funciona con una cuarta configuración de las barras de
control, en la cual el tercer grupo de barras de control 5 está
extraído y un cuarto grupo de barras de control 5 está introducido
por lo menos parcialmente. Durante un cuarto ciclo de los ciclos
subsiguientes de las barras de control, el reactor 1 funciona con
una quinta configuración de las barras de control, en la cual el
cuarto grupo de barras de control 5 está extraído y un quinto grupo
de barras de control 5 está introducido por lo menos parcialmente.
Cabe señalar que barras de control 5 individuales pueden estar
incluidas en uno o más de dichos grupos de barras de control.
El primer grupo de barras de control 5 puede
incluir algunas de las barras de control 5 situadas centralmente.
Estas barras de control 5, que de esta manera están introducidas
total o parcialmente durante el ciclo cardinal, se han dibujado en
la figura 2 con líneas sólidas mientras que las barras de control 5
restantes se han dibujado con líneas de trazos. Estas barras de
control 5 están situadas en celdas que incluyen unidades de
combustible 4 provistas de combustible nuevo. Se proporciona un
ejemplo en la figura 2 donde cada una de las celdas incluye dos
unidades de combustible A y dos unidades de combustible B. Las
cuatro de estas unidades de combustible 4 señaladas con A pueden
tener dicha adición dependiente de las barras de control de
absorbedor consumible, que está distribuido en las varillas de
combustible 6' situadas inmediatamente al lado de las dos barras de
control 5 dibujadas con las líneas sólidas. Dos de estas unidades de
combustible 4 se han señalada A^{k}, o sea, estas unidades de
combustible 4 constituyen unidades de combustible cardinales que
pueden tener la distribución de enriquecimiento desviada reducida
dependiente de las barras de control representada en la figura
6.
La invención no está limitada a la forma de
realización dada a conocer, sino que pueden introducirse variaciones
y modificaciones dentro del alcance de las reivindicaciones
siguientes.
Claims (16)
1. Procedimiento para el funcionamiento de un
reactor nuclear de agua ligera (1) durante un ciclo de carburante
de funcionamiento que incluye un ciclo cardinal y un número de
ciclos sucesivos de las barras de control,
en el que el reactor (1) comprende una
pluralidad de unidades de combustible alargadas (4) que incluyen
cada una una pluralidad de varillas de combustible (6) que
contienen un combustible nuclear en forma de un material
fisiona-
ble;
ble;
en el que por lo menos algunas de dichas
unidades de combustible (4) comprenden una adición dependiente de
las barras de control de un absorbedor consumible,
en el que el reactor (1) comprende una
pluralidad de barras de control (5),
en el que están dispuestas dichas unidades de
combustible (4) paralelas entre sí y forman una pluralidad de
celdas, que incluyen cada una por lo menos dos de dichas unidades de
combustible (4) y una posición de barra de control, en el que
dichas celdas forman el núcleo (3) del reactor (1),
en el que son introducibles dichas barras de
control (5) en una posición respectiva de dichas posiciones de
barras de control,
en el que sustancialmente todas las barras de
control (5) están introducidas en el núcleo antes de la puesta en
marcha del reactor y la iniciación de un ciclo de carburante de
funcionamiento, en el que el procedimiento comprende las etapas que
consisten en:
hacer funcionar el reactor (1) durante el ciclo
cardinal con una primera configuración de las barras de control,
con un primer grupo de barras de control (5) introducido por lo
menos parcialmente y las barras de control (5) restantes extraídas,
y
hacer funcionar el reactor (1) durante los
ciclos de las barras de control subsiguientes con una configuración
de las barras de control respectiva que incluye cada una un grupo
diferente de barras de control (5) introducido por lo menos
parcialmente, caracterizado porque el ciclo cardinal es más
largo que cada uno de los ciclos de las barras de control
subsiguientes.
2. Procedimiento según la reivindicación 1, en
el que los ciclos de barras de control subsiguientes incluyen
asimismo:
hacer funcionar el reactor (1) durante un
primero de los ciclos de las barras de control subsiguientes con
una segunda configuración de las barras de control, con el primer
grupo de barras de control (5) extraído y un segundo grupo de
barras de control (5) por lo menos parcialmente introducido, y
hacer funcionar el reactor (1) durante un
segundo de los ciclos de barras de control subsiguientes con una
tercera configuración de las barras de control, con el segundo grupo
de barras de control (5) extraído y un tercer grupo de barras de
control (5) por lo menos parcialmente introducido.
3. Procedimiento según la reivindicación 2, en
el que los ciclos de barras de control subsiguientes incluyen
asimismo:
hacer funcionar el reactor (1) durante un
tercero de los ciclos de las barras de control subsiguientes con
una cuarta configuración de las barras de control, con el tercer
grupo de barras de control (5) extraído y un cuarto grupo de barras
de control (5) por lo menos parcialmente introducido.
4. Procedimiento según la reivindicación 3, en
el que los ciclos de barras de control subsiguientes incluyen
asimismo:
hacer funcionar el reactor (1) durante un cuarto
de los ciclos de las barras de control subsiguientes con una quinta
configuración de las barras de control, con el cuarto grupo de
barras de control (5) extraído y un quinto grupo de barras de
control (5) por lo menos parcialmente introducido,
5. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que el combustible incluye el
uranio-235 y el uranio-238,
en el que la cantidad de
uranio-235 con relación a la cantidad de
uranio-238 se define como el grado de
enriquecimiento del combustible y en el que por lo menos las
unidades de combustible (4), que son contiguas a las barras de
control (5) en el primer grupo, presentan una modificación
dependiente de las barras de control del grado de
enriquecimiento.
6. Procedimiento según la reivindicación 5, en
el que la modificación dependiente de las barras de control del
grado de enriquecimiento es tal que las varillas de combustible (6),
que están situadas en la proximidad de las barras de control (5) en
el primer grupo, presentan un grado reducido de enriquecimiento.
7. Procedimiento según la reivindicación 6, en
el que el núcleo (3) presenta un grado medio de enriquecimiento
calculado sobre todas las unidades de combustible (4).
8. Procedimiento según la reivindicación 7, en
el que dicho grado reducido de enriquecimiento es de por lo menos
un 0,5% de U-235 en la proximidad inmediata de la
barra de control (5).
9. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 7 y 8, en el que dicho grado modificado de
enriquecimiento de las unidades de combustible (4), que son
contiguas a las barras de control (5) en el primer grupo, es tal
que el grado de enriquecimiento aumenta con una distancia de aumento
desde la proximidad de un centro de la barra de control (5) desde
dicho grado reducido de enriquecimiento de las varillas de
combustible (6) situadas más próximas a la barra de control (5) al
grado medio de enriquecimiento.
10. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que por lo menos las unidades de
combustible (4), que son contiguas a las barras de control (5) en el
primer grupo, presentan dicha adición dependiente de las barras de
control de absorbedor consumible que presenta una capacidad de
absorber neutrones térmicos.
11. Procedimiento según la reivindicación 10, en
el que dicha adición de absorbedor consumible es tal que el
absorbedor consumible en cada una de las unidades de combustible (4)
situadas inmediatamente al lado de una barra de control (5) en el
primer grupo está distribuido en algunas de las varillas de
combustible (6').
12. Procedimiento según la reivindicación 11, en
el que dicha adición de absorbedor consumible es tal que el
absorbedor consumible en cada una de las unidades de combustible (4)
que está situada inmediatamente al lado de una barra de control (5)
en el primer grupo está distribuido sobre de 2 a 6 de las varillas
de combustible (6').
13. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones 11 y 12, en el que las varillas de combustible
(6') sobre las cuales está distribuida la adición dependiente de las
barras de control del absorbedor consumible están situadas
inmediatamente al lado de una barra de control (5) en el primer
grupo.
14. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que el ciclo de combustible de
funcionamiento es de por lo menos 15 meses.
15. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que el ciclo de combustible de
funcionamiento es de por lo menos 18 meses.
16. Procedimiento según cualquiera de las
reivindicaciones anteriores, en el que el ciclo de combustible de
funcionamiento es de por lo menos 24 meses.
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