Calculations of maximum temperature in centerline of nuclear fuel rod and fissile fuel enrichment in hybrid reactor

Abstract

قمنا باستقصاء سلوك الوقود النووي وتوزيع درجة الحرارة داخل قضبان الوقود خلال أربع سنوات على فترات زمنية قدرها 15 يوما، وذلك باستخدام عدد من مواد التبريد بنسب حجمية مختلفة وقد تم تبريد منطقة الانشطار داخل المفاعل الهجين بوساطة أربعة مبردات غاز (He Co2)، وفليبي (Li2BeF4)، والليثيوم الطبيعي (Li)، وسبيكة الليثيوم (Li17Pb83)، وكان بعد حجرة البلازما 300 سم وقد أجريت الحسابات النيوترونية لهذه المبردات باستخدام عدد من النسب الحجمية (مبرد وقود) ( 1 1، 2 1 1 2) ؛ وحصلنا على أفضل قيمة (CFFE 1115 %) باستخدام الغاز كمبرد بنسبة 1 2 وعند طاقة تحميل أولى قدرها 10 MWm2 ؛ تبع ذلك CFFE 1108 % باستخدام Li2BeF4 بنسبة 1 2 وعند تحميل أولى للطاقة قدرة 7 MWm2 ؛ ثم حصلنا على CFFE 1003 % باستخدام Li كمبرد بنسبة 2 1 وعند تحميل أولى للطاقة قدرة 8MWm، لم يحدث انصهار لمادة الوقود المستخدم عند هذه القيم وعند التشغيل لفترات زمنية قصيرة بقدرة Pw > 7 MWm2 تجاوزت درجة الحرارة حرارة الانصهار عند استخدام مبردات الغاز والفليبي وسبيكة الليثيوم، وذلك عند كل النسب الحجمية السابقة الذكر، كما تجاوزت الحرارة الدرجة القصوى في حالة استخدام الغاز عندما كانت Pw > 10 MWm2 و 2 1 وذلك بعد 48 شهرا، وفي حالة الليثوم (Li) عندما كانت Pw > 7 MWm2 و 1 2 بعد 44 شهرا وفي كل الحالات التي تمت دراستها كانت قيمة 1 < TBR، وبذلك يمكن اعتبار المبردات الهجينة أنها ذاتية الاكتفاء لكل المبردات ولكل النسب عند قدرة Pw > 5 MWm2، وحصلنا على أفضل اقتصاد نيوتروني في حالة Li2BeF4، كما فاقت نسبة النظير 240Pu نسبة 5 % في كل الحالات عند Pw > 7 MWm2 وبذلك لم تصل هذه النسبة درجة إمكانية استخدامها في التصنيع الحربي خلال فترة التشغيل

Behavior of nuclear fuel material and temperature distribution in fuel rods are observed over 4 years for a discrete time interval of t 15 days different coolants and volumetric ratio ( Vm Vf ) by a plant factor (PF) of 75 % under various first wall loads (Pw 2 5 7 8 9 and 10 MWm2) The fissile fuel zone in a hybrid reactor fueled with UO2 is considered to be cooled with four different coolants gas (He CO2) flibe (Li2BeF4) natural lithium (Li) and eutectic lithium (Li17Pb83) Plasma chamber dimension DR with a line fusion neutron source is 300 cm in hybrid system All neutronic calculations have been done with four different coolants mentioned above and three different coolanttofuel volumetric ratio simultaneously 1 1 (45515 % coolant 4552 % fuel 897 % clad) 1 2 (2946 % coolant 5892 % fuel 1161 % clad) and 2 1 (6256 % coolant 3128 % fuel 617 % clad) As a result of the calculations the best CFFE (1115 %) is obtained in gas coolant blanket for 1 2 under 10 MWm2 first wall load followed by flibe with CFFE 1108 % for 2 1 under 7 MWm2 first wall and eutectic lithium with CFFE 1081 % for 1 2 under 7 MWm2 first wall load and natural lithium with CFFE 1003 % for 1 2 under 8 MWm2 first wall load without reaching the melting point of the fuel material during the operation period Melting point of the fuel materials has been exceeded in a short operating period in the blankets cooled with flibe and eutectic lithium for all Tc > 500°C and Pw > 7 MWm2 since the temperature at the centerline of the fuel rods has been reached the higher temperature values whereas it has been exceeded in gas and natural lithium coolant blankets for Pw > 10 MWm–2 and 1 2 after 48 months and Pw > 9 MWm–2 and 2 1 after 44 months respectively In all investigated cases TBR values are higher than unity Therefore investigated hybrid blankets are selfsufficient for all coolant and volume fraction for Pw > 5 MWm2 The best neutron economy has been shown by flibe The isotopic percentage of 240Pu is higher than 5 % in all blankets for Pw 7 and Pw > 7 MWm–2 so that the plutonium component in all blankets can never reach nuclear weapons grade quality during the operation period