Power flattening in a hybrid blanket using nuclear waste actinides
Description
A straightforward numerical-graphical method is applied to achieve a flat fission power density in a hybrid blanket, using a mixed fuel made of 244CmO2 and natural UO2 with variable fractions of the fuel components in radial direction. Neutronic analysis is carried out on a blanket with a hard neutron spectrum in the fissionable zone by omitting the moderating beryllium neutron multiplier, as compared to previous work. Mainly due to this precaution, the fission power density can be kept quasi-constant over a long plant lifetime. A hybrid blanket of the presented type would not require any fuel management scheme for at least 18 months. The blanket can breed substantial amounts of high-quality nuclear fuel and also produce electricity in significant quantities with an almost constant blanket multiplication factor around 6.5. This allows optimal exploitation of the non-nuclear island. (orig.)
Abstract (German)
Mit Hilfe eines direkten numerisch-graphischen Verfahrens wurde die Spaltratendichte eines hybriden Reaktormantels abgeflacht, der Mischbrennstoff aus 244CmO2, und natuerlichen UO2 mit veraenderlichem Mischungsverhaeltnis in radialer Richtung enthaelt. Die neutronenphysikalische Analyse wurde an einem Mantel mit hartem Neutronenspektrum in der Spaltzone ausgefuehrt: Der in einer frueheren Arbeit verwendete moderierende Berylliumreflektor wurde weggelassen. Hauptsaechlich durch diese Massnahme konnte die Spaltratendichte ueber eine verhaeltmaessig lange Reaktorbetriebszeit quasi-konstant gehalten werden. Fuer einen Hybridmantel, wie er dieser Arbeit zugrundegelegt ist, waere fuer mindestens 18 Monate keine Brennstoffaustauschstrategie erforderlich. Der Mantel kann grosse Mengen von hochwertigem Kernbrennstoff brueten, bei einer beachtlichen Stromerzeugung und mit einem fast konstanten hybriden Multiplikationsfaktor von etwa 6,5. Dies wuerde eine optimale Ausnutzung der nichtnuklearen Maschinenanlagen erlauben. (orig.)Additional details
Publishing Information
- Journal Title
- Kerntechnik
- Journal Volume
- 53
- Journal Issue
- 4
- Series
- Kerntechnik.
- Journal Page Range
- 285-290
- ISSN
- 0932-3902
- CODEN
- KERTA
INIS
- Country of Publication
- Germany
- Country of Input or Organization
- Germany
- INIS RN
- 20054183
- Subject category
- S70: PLASMA PHYSICS AND FUSION TECHNOLOGY;
- Descriptors DEI
- BREEDING BLANKETS; CURIUM OXIDES; CURIUM 244; FISSION RATIO; FUEL CYCLE; HYBRID REACTORS; LIFETIME; NATURAL URANIUM; NEUTRON FLUX FLATTENING; URANIUM DIOXIDE
- Descriptors DEC
- ACTINIDE COMPOUNDS; ACTINIDE NUCLEI; ACTINIDES; ALPHA DECAY RADIOISOTOPES; CHALCOGENIDES; CURIUM COMPOUNDS; CURIUM ISOTOPES; ELEMENTS; EVEN-EVEN NUCLEI; HEAVY NUCLEI; ISOTOPES; METALS; NUCLEI; OXIDES; OXYGEN COMPOUNDS; RADIOISOTOPES; SPONTANEOUS FISSION RADIOISOTO; TRANSPLUTONIUM COMPOUNDS; TRANSURANIUM COMPOUNDS; URANIUM; URANIUM COMPOUNDS; URANIUM OXIDES; YEARS LIVING RADIOISOTOPES