1、Februar 2014DEUTSCHE NORM Normenausschuss Materialprfung (NMP) im DINPreisgruppe 18DIN Deutsches Institut fr Normung e. V. Jede Art der Vervielfltigung, auch auszugsweise, nur mit Genehmigung des DIN Deutsches Institut fr Normung e. V., Berlin, gestattet.ICS 27.120.30!%*FV“2073551www.din.deDDIN 2546
2、3-2Berechnung der Zerfallsleistung der Kernbrennstoffe vonLeichtwasserreaktoren Teil 2: Uran-Plutonium-Mischoxid (MOX)-Kernbrennstoff frDruckwasserreaktorenCalculation of the decay power in nuclear fuels of light water reactors Part 2: Mixed-uranium-plutonium oxide (MOX) nuclear fuel for pressurized
3、 water reactorsCalcul de la chaleur de dsintgration dans le combustible nuclaire de racteurs eaulgre Partie 2: Oxyde mixte duranium et de plutonium (MOX)-combustible pour racteurs eaupressuriseAlleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 BerlinErsatz frDIN 25463-2:2008-03www.beuth.deGesam
4、tumfang 45 SeitenDIN 25463-2:2014-02 2 Inhalt Seite Vorwort . 3 Einleitung 4 1 Anwendungsbereich 5 2 Begriffe 6 3 Zerfallsleistung . 9 3.1 Allgemeines . 9 3.2 Leistungshistogramm 9 3.3 Berechnungsvorschrift 10 3.3.1 Allgemeines . 10 3.3.2 Zerfallsleistung der Spaltprodukte und ihrer Zerfallsprodukte
5、, SP 11 3.3.3 Zerfallsleistung der Actinide und von aus Neutroneneinfangreaktionen in Spaltprodukten entstandenen Nukliden,RP 12 3.3.4 Gesamte Zerfallsleistung, ZP 12 3.4 Unsicherheit, ZP . 12 Anhang A (normativ) Lineare Interpolation der Wirkungsquerschnitte . 28 A.1 Allgemeines . 28 A.2 Lineare In
6、terpolation der Wirkungsquerschnitte auf die Brennstoffeigenschaften 29 A.3 Lineare Interpolation der Wirkungsquerschnitte auf den jeweiligen Abbrand 30 Anhang B (informativ) Anwendungsbeispiel . 31 B.1 Spezifikation des DWR-MOX-Brennelements und des Leistungshistogramms 31 B.2 Rechenergebnisse 32 L
7、iteraturhinweise . 45 DIN 25463-2:2014-02 3 Vorwort Dieses Dokument wurde vom Normenausschuss Materialprfung (NMP) FB Kerntechnik Arbeitsausschuss NA 062-07-44 AA Zerfallsleistung“ erarbeitet. Es wird auf die Mglichkeit hingewiesen, dass einige Texte dieses Dokuments Patentrechte berhren knnen. Das
8、DIN ist nicht dafr verantwortlich, einige oder alle diesbezglichen Patentrechte zu identifizieren. DIN 25463 Berechnung der Zerfallsleistung der Kernbrennstoffe von Leichtwasserreaktoren“ besteht aus: Teil 1: Uranoxid-Kernbrennstoff fr Druckwasserreaktoren Teil 2: Uran-Plutonium-Mischoxid (MOX)-Kern
9、brennstoff fr Druckwasserreaktoren nderungen Gegenber DIN 25463-2:2008-03 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) Einarbeitung der Erkenntnisse der berarbeitung von DIN 25463-1; b) Erweiterung des Anwendungsbereichs auf Abklingzeiten bis etwa 60 Jahre; c) Anpassung an die aktuelle Terminologie dur
10、ch Streichung und Ergnzung von Begriffen; d) Umstellung der Gestaltung auf die Festlegungen nach Normen der Reihe DIN 820. Frhere Ausgaben DIN 25463-2: 2008-03 DIN 25463-2:2014-02 4 Einleitung Dieses Dokument liefert die Grundlage fr die Berechnung der Zerfallsleistung von Uran-Plutonium-Mischoxid (
11、MOX)-Kernbrennstoff in Druckwasserreaktoren. Dabei werden bercksichtigt: der Beitrag der Spaltprodukte aus Kernspaltungen; der Beitrag der Actinide; der Beitrag von Nukliden, die durch Neutroneneinfang in Spaltprodukten entstehen. Dieses Dokument gibt die lokale Erzeugung der Zerfallsleistung in Abh
12、ngigkeit von der thermischen Brennstoffleistung whrend des Betriebes an. Die rumliche Verteilung der Energieumwandlung in Wrme (z. B. absorbierte -Strahlung) wird nicht bercksichtigt. Dem Anwender dieses Dokuments werden Rechenvorschriften und Datenstze an die Hand gegeben, mit denen die Zerfallslei
13、stung unter Verwendung des fr die jeweilige Kombination aus Plutoniumanteil im Brennelement, Plutoniumgte und effektivem Moderationsverhltnis gltigen Wirkungsquerschnittsatzes berechnet werden kann. Bei Benutzung der angegebenen Gleichungen und Tabellen ist der jeweils angegebene Geltungsbereich zu
14、beachten. Nicht Gegenstand dieses Dokuments ist die Erzeugung von Zerfallsleistung aufgrund aktivierten Strukturmaterials. DIN 25463-2:2014-02 5 1 Anwendungsbereich Dieses Dokument ist fr die Berechnung der Zerfallsleistung von Uran-Plutonium-Mischoxid (MOX)-Kernbrennstoff in Druckwasserreaktoren (D
15、WR) anzuwenden. Die Berechnungsvorschriften gelten fr Abklingzeiten von 0 s bis 2 109s (etwa 60 Jahre), Plutoniumgten im frischen Brennstoff von 50 % bis 80 %, fissPu -Anteile im frischen Brennstoff von 1,8 % bis 7,5 %, effektive Moderationsverhltnisse von 1,80 bis 2,40, Urantrgermaterial mit einem
16、235U-Anteil bis zu 0,72 %, Abbrnde von 0 MWd/kg Schwermetall bis 60 MWd/kg Schwermetall, wobei die jeweilige Kombination aus Plutoniumgte und Pufiss-Anteil innerhalb des durch die vier Eckpunkte (Pufiss-Anteil/Plutoniumgte) = (4 %/50 %); (1,8 %/80 %); (5,3 %/80 %); (7,5 %/50 %) aufgespannten Paralle
17、logramms (siehe Bild 1) liegen muss. Legende X Pufiss-Anteil in % Y Plutoniumgte in % Bild 1 Geltungsbereich der Kombination aus Pufiss-Anteil und Plutoniumgte Wird der Anwendungsbereich dieses Dokuments verlassen, drfen vom Anwender eigene Rechenverfahren und Datensammlungen verwendet werden, sofer
18、n deren Gltigkeit nachgewiesen wird. DIN 25463-2:2014-02 6 2 Begriffe Fr die Anwendung dieses Dokuments gelten die folgenden Begriffe. 2.1 Zerfallsleistung thermische Leistung, die durch den Zerfall der im Kernbrennstoff enthaltenen Nuklide erzeugt wird 2.2 Betriebszeit Zeit vom ersten Einsatz des K
19、ernbrennstoffs im Reaktor bis zu dem Zeitpunkt, ab dem die Zerfallsleistung berechnet wird 2.3 Abklingzeit Zeit nach der Betriebszeit 2.4 Leistungshistogramm zeitlicher Verlauf der thermischen Brennstoffleistung whrend der Betriebszeit, approximiert durch Zeit-intervalle mit konstanter thermischer L
20、eistung 2.5 Plutoniumgte Massenanteil 239Pu und 241Pu, bezogen auf die gesamte Plutoniummasse ANMERKUNG Der Massenanteil wird in Prozent angegeben. 2.6 Pufiss-Anteil Massenanteil 239Pu und 241Pu, bezogen auf die Schwermetallmasse (U + Pu + Am) ANMERKUNG Der Massenanteil wird in Prozent angegeben. 2.
21、7 241Am-Anteil Massenanteil 241Am, bezogen auf die gesamte Plutoniummasse ANMERKUNG Der Massenanteil wird in Prozent angegeben. 2.8 geometrisches Moderationsverhltnis vgeom Quotient aus Wasservolumen zu Brennstoffvolumen 2.9 effektives Moderationsverhltnis v Produkt aus dem geometrischen Moderations
22、verhltnis und dem Quotienten aus der Dichte des Moderators und der Referenzdichte von 706,0 kg/m33geomm/kg0,706=vv DIN 25463-2:2014-02 7 2.10 Abbrand erzeugte thermische Energie, bezogen auf die ursprnglich eingesetzte Schwermetallmasse (U + Pu + Am) Tabelle 1 Formelzeichen zur Berechnung der Zerfal
23、lsleistung (Seite 1 von 2) Formelzeichen Benennung Einheit AnAtomare Masse des Nuklids n AMU f fissPu -Anteil (siehe 2.6) % nN Anzahl der Kerne des Nuklids n im Brennstoff P thermische Leistung des gesamten Kernbrennstoffs W P Unsicherheit von P W kP thermische Leistung des gesamten Kernbrennstoffs
24、whrend ktB, W ikP thermische Leistung des spaltbaren Nuklids i whrend ktB, W PRZerfallsleistung der Actinide und von aus Neutroneneinfangreaktionen in Spaltprodukten entstandenen Nukliden W RP Unsicherheit von PRW PSZerfallsleistung der Spaltprodukte und ihrer Zerfallsprodukte W SP Unsicherheit von
25、PSW iPS,Zerfallsleistung der Spaltprodukte des spaltbaren Nuklids i und ihrer Zerfallsprodukte W iPS, Unsicherheit von iPS,W PZgesamte Zerfallsleistung W ZP Unsicherheit von PZW ,iQfspontane thermische Energiefreisetzung aus einer Kernspaltung des spaltbaren Nuklids i ohne Bercksichtigung nachfolgen
26、der Spaltprodukt-zerflle MeV iQeff,gesamte thermische Energiefreisetzung aus einer Kernspaltung des spalt-baren Nuklids i mit Bercksichtigung der Energie nachfolgender Spalt-produktzerflle MeV iQv,cthermisch nutzbarer Anteil der freigesetzten Energie aus nicht zu einer Spaltung fhrenden Neutronenein
27、fngen MeV iQ gesamte thermisch nutzbare Energie je Kernspaltung des spaltbaren Nuklids i mit Bercksichtigung der Energie aus nachfolgenden Spalt-produktzerfllen sowie aus Neutroneneinfngen in Spaltprodukten, Actiniden und Strukturmaterial MeV iQ Unsicherheit von iQ MeV nQ thermisch nutzbare Energie
28、aus einem Zerfall des Nuklids n MeV nQc,thermisch nutzbare Energie aus dem Einfang eines Neutrons im Nuklid n MeV q Plutoniumgte (siehe 2.5) % ikR Spaltrate des spaltbaren Nuklids i im k-ten Betriebsintervall 1/s t Zeitpunkt whrend der Betriebszeit Bt oder der Abklingzeit At s 0t Beginn des ersten B
29、etriebszeitintervalls s mt Ende des letzten Betriebszeitintervalls s DIN 25463-2:2014-02 8 Tabelle 1 (fortgesetzt) (Seite 2 von 2) Formelzeichen Benennung Einheit kt Ende des k-ten Betriebszeitintervalls s AtAbklingzeit s ktA,Abklingzeit des k-ten Betriebszeitintervalls )(mAA, kktttt += s Bt Betrieb
30、szeit 0mBttt = s ktB, Dauer des k-ten Betriebszeitintervalls s v effektives Moderationsverhltnis vgeomgeometrisches Moderationsverhltnis niy Spaltausbeute des Nuklids n bei Spaltung des Nuklids i ij Koeffizienten zur Darstellung der Zerfallsleistung der Spaltprodukte MeV/s ij Koeffizienten zur Darst
31、ellung der Standardabweichung der Zerfallsleistung der Spaltprodukte MeV/s Umrechnungsfaktor fr die Leistungseinheiten MeV/s W Ws/MeV ij Exponentialkoeffizient zur Darstellung der Zerfallsleistung der Spalt-produkte und deren Standardabweichung s1n Zerfallskonstante des Nuklids n s1mn Zerfallskonsta
32、nte des Zerfalls vom Nuklid m zum Nuklid n s1 Neutronenflussdichte cm2s1nA, Neutronenumwandlungswirkungsquerschnitt fr das Nuklid n cm2nc, Neutroneneinfangswirkungsquerschnitt fr das Nuklid n cm2mn Neutronenwirkungsquerschnitt fr den bergang vom Nuklid m zum Nuklid n cm2,if Neutronenkernspaltungswir
33、kungsquerschnitt des spaltbaren Nuklids i cm2 Korrekturfaktor zur Bercksichtigung der Abbrandabhngigkeit von Wirkungsquerschnitten u= 0 MWd/kg / 30 MWd/kg; o= 60 MWd/kg/ 30 MWd/kg Dichte des Moderators kg/m3i Index zur Kennzeichnung der spaltbaren Nuklide (z. B. 235U, 238U, 239Pu, 241Pu) j Summation
34、sindex fr die Darstellung der Zerfallsleistung durch eine Summe von Exponentialfunktionen k Index zur Nummerierung der einzelnen Zeitintervalle im Leistungs-histogramm m Anzahl der Betriebszeitintervalle ktB, im Leistungshistogramm oder Index eines Vorlufernuklids einer Neutronenreaktions- oder Zerf
35、alls-kette n Index eines Nuklids DIN 25463-2:2014-02 9 3 Zerfallsleistung 3.1 Allgemeines Zur Berechnung der Zerfallsleistung werden folgende Anteile (siehe Gleichung (5) bercksichtigt: Der Beitrag der Spaltprodukte aus Kernspaltungen der vier Nuklide 235U, 238U, 239Pu und 241Pu. Spaltprodukte ander
36、er spaltbarer Nuklide werden ber eine entsprechende Erhhung der Spaltrate der obigen Nuklide pauschal bercksichtigt. Der Beitrag aus dem Zerfall der ursprnglich im Kernbrennstoff enthaltenen Nuklide und der Beitrag von Nukliden, die durch Neutroneneinfang in Spaltprodukten und Actiniden sowie deren
37、Zerfallsprodukten entstehen. 3.2 Leistungshistogramm Whrend der Betriebszeit ndern sich die Leistung, die Leistungsanteile der spaltbaren Nuklide und insbesondere die Neutronenflussdichte im betrachteten Brennstoff. Dies lsst sich dadurch bercksichtigen, dass die Betriebszeit in Zeitintervalle mit k
38、onstanter Leistung unterteilt wird (siehe Bild 2). Dabei ist darauf zu achten, dass eine durch diese Nherung verursachte nderung der berechneten Zerfallsleistung klein bleibt gegenber der statistischen Unsicherheit der Zerfallsleistung. Dies lsst sich durch eine mglichst gute Approximation der Brenn
39、stoffleistung, insbesondere am Ende der Betriebszeit, erreichen. Hierbei ist darauf zu achten, dass in jedem Zeitintervall des Leistungshistogramms das Zeitintegral der tatschlichen Brennstoffleistung erreicht wird. Insbesondere bei Berechnung der Zerfallsleistung bei kurzen Abklingzeiten ist darauf
40、 zu achten, dass der zeitliche Verlauf des Abfahrvorgangs inklusive der durch Kettenreaktionen verzgerter Neutronen hervorge-rufenen Leistung im Leistungshistogramm bercksichtigt wird. Legende Y Leistung t Zeit 1 Abschaltung tBBetriebszeit tAAbklingzeit Bild 2 Leistungshistogramm DIN 25463-2:2014-02
41、 10 3.3 Berechnungsvorschrift 3.3.1 Allgemeines Die Zerfallsleistung berechnet sich allgemein aus der Summe der Zerfallsleistungen aller durch Spaltung und Neutroneneinfang sowie durch nachfolgende Zerflle entstandene Nuklide n nach Gleichung (1). ),(),(BABAZttNQttPnnnn= (1) Dabei ist = 1,6022 1013W
42、s/MeV Die Teilchenanzahl ),(BAttNndes Nuklids n ergibt sich aus dem Differentialgleichungssystem (2) +=mii,inimmmnmmnnnnnntNttytNtNtttNtttNttN)()()()()()()()()()()(d)(dfA, (2) mit der Anfangsbedingung )(0tNn= Teilchenanzahl 1)des Nuklids n im Brennstoff zu Beginn des ersten Betriebszeitintervalls un
43、d folgender Interpretation der einzelnen Gren ,nnn fc,A, += Neutronenumwandlungswirkungsquerschnitt des Nuklids n. Beim Nuklid 238U wird zustzlich die n,2n-Reaktion hinzugerechnet (siehe Bild 3); dt)(d tNnnderungsrate des Nuklids n; )(tNnn Abbaurate des Nuklids n durch radioaktiven Zerfall; )()()(A,
44、tNttnn Abbaurate des Nuklids n durch Neutronenreaktionen; )()()( tNttmmmn Erzeugungsrate des Nuklids n durch Neutroneneinfnge in den Nukliden m; )(tNmmmn Erzeugungsrate des Nuklids n durch radioaktive Zerflle der Nuklide m; iii,nitNtty )()()(f Erzeugungsrate des Nuklids n als Spaltprodukt der Nuklid
45、e i. Die Neutronenflussdichte )(t ergibt sich allgemein zu +=mmmmii,ii,tNtQtNtQtPtPt)()()()()()(1)(c,c,ffz (3) 1) Die Umrechnung von Massen- auf Teilchenanzahl erfolgt mit Hilfe der atomaren Massen An(siehe dazu Tabellen 5 und 6). DIN 25463-2:2014-02 11 Dabei ist =241eff,eff,fund,mitjijijiijijii,QQQ
46、 nach den Tabellen 2 und 3. Zur Vermeidung der in Gleichung (3) notwendigen Iterationen kann die Gleichung (3) durch die Gleichung (4) approximiert werden. +=mmmmii,iitNtQtNtQtPt)()()()()(1)(c,c,feff, (4) Dabei ist i = 1, , 19. Fr die Benutzung der Gleichung (4) sind die bentigten Gren den Tabellen
47、2, 5, 6, 8 bis 13 zu entnehmen. Die in Tabelle 2 angegebenen Werte fr iQ enthalten die anderen Beitrge nach Gleichung (3) fr Leistungs-reaktoren. In diesem Dokument wird die Zerfallsleistung ZP als Summe der Beitrge der direkten Spaltprodukte und ihrer Zerfallsprodukte SP (siehe 3.3.2) und den Beitr
48、gen der restlichen Nuklide RP (siehe 3.3.3) in Gleichung (5) dargestellt. ),(),(),(BARBASBAZttPttPttP += (5) 3.3.2 Zerfallsleistung der Spaltprodukte und ihrer Zerfallsprodukte, SP Die Lsung der Gleichungen (1) und (2) fr den Beitrag der Spaltprodukte ohne Bercksichtigung von Neutroneneinfangreaktionen (siehe 3.3.3) berechnet sich nach folgendem Formalismus aus den einzelnen Beitrgen ),(BAS,ttPider vier Nuklide. =41BAS,BAS),(),(iittPttP (6) Jeder Beitrag ),(BAS,ttPisetzt sich wiederum aus der Summe der Zerfallsleistungen der m Zeitintervalle des Le
