DIN 25463-1-2014 Calculation of the decay power in nuclear fuels of light water reactors - Part 1 Uranium oxide nuclear fuel for pressurized water reactors《轻水反应堆核燃料衰变热功率的计算 第1部分 压水.pdf

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1、Februar 2014DEUTSCHE NORM Normenausschuss Materialprfung (NMP) im DINPreisgruppe 19DIN 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!%*FU“2073550www.din.deDDIN 2546

2、3-1Berechnung der Zerfallsleistung der Kernbrennstoffe vonLeichtwasserreaktoren Teil 1: Uranoxid-Kernbrennstoff fr DruckwasserreaktorenCalculation of the decay power in nuclear fuels of light water reactors Part 1: Uranium oxide nuclear fuel for pressurized water reactorsCalcul de la chaleur de dsin

3、tgration dans le combustible nuclaire de racteurs eaulgre Partie 1: Oxyde duranium combustible pour racteurs eau pressuriseAlleinverkauf der Normen durch Beuth Verlag GmbH, 10772 BerlinErsatz frDIN 25463-1:1990-05www.beuth.deGesamtumfang 51 SeitenDIN 25463-1:2014-02 2 Inhalt Seite Vorwort . 3 Einlei

4、tung 4 1 Anwendungsbereich 5 2 Begriffe und Formelzeichen 5 3 Zerfallsleistung . 8 3.1 Allgemeines . 8 3.2 Leistungshistogramm 8 3.3 Berechnungsvorschrift 9 3.3.1 Allgemeines . 9 3.3.2 Zerfallsleistung der Spaltprodukte und ihrer Zerfallsprodukte, SP 11 3.3.3 Zerfallsleistung der Actinide und von au

5、s Neutroneneinfangreaktionen in Spaltprodukten entstandenen Nukliden, RP . 11 3.3.4 Gesamte Zerfallsleistung, ZP 12 3.4 Unsicherheit, ZP . 12 Anhang A (normativ) Lineare Interpolation der Wirkungsquerschnitte . 27 A.1 Allgemeines . 27 A.2 Lineare Interpolation der Wirkungsquerschnitte auf die Brenns

6、toffeigenschaften 28 A.3 Lineare Interpolation der Wirkungsquerschnitte auf den jeweiligen Abbrand 29 Anhang B (informativ) Anwendungsbeispiele . 31 B.1 Spezifikation des DWR-Brennelements und des Leistungshistogramms 31 B.2 Rechenergebnisse 33 Literaturhinweise . 51 DIN 25463-1:2014-02 3 Vorwort Di

7、eses 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 DIN ist nicht dafr verantwortlich, einige oder alle di

8、esbezglichen 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)-Kernbrennstoff fr Druckwasserreaktoren nderungen Gegenber

9、DIN 25463-1:1990-05 wurden folgende nderungen vorgenommen: a) Umbenennung des Titels; b) Erweiterung des Anwendungsbereichs auf Abklingzeiten bis etwa 60 Jahre; c) Anpassung an die aktuelle Terminologie durch Streichung und Ergnzung von Begriffen; d) Aktualisierung durch Aufnahme neuer Erkenntnisse

10、bei der Erarbeitung von DIN 25463-2; e) Umstellung der Gestaltung auf die Festlegungen nach Normen der Reihe DIN 820. Frhere Ausgaben DIN 25463: 1982-07 DIN 25463-1: 1990-05 DIN 25463-1:2014-02 4 Einleitung Dieses Dokument liefert die Grundlage fr die Berechnung der Zerfallsleistung von Uranoxid-Ker

11、nbrennstoff 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 Abhngigkeit

12、 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 Zerfallsleistung un

13、ter Verwendung des fr die jeweilige Kombination aus 235U-Anreicherung und effektivem Moderationsverhltnis gltigen Wirkungsquerschnittsatzes berechnet werden kann. Bei Benutzung der angegebenen Gleichungen und Tabellen ist der jeweils angegebene Geltungsbereich zu beachten. Nicht Gegenstand dieses Do

14、kuments ist die Erzeugung von Zerfallsleistung aufgrund aktivierten Strukturmaterials. DIN 25463-1:2014-02 5 1 Anwendungsbereich Dieses Dokument ist fr die Berechnung der Zerfallsleistung von Uranoxid-Kernbrennstoff in Druckwasserreaktoren (DWR) anzuwenden. Die Berechnungsvorschriften gelten fr Abkl

15、ingzeiten von 0 s bis 2 109s (etwa 60 Jahre), 235U-Anteil von 3 % bis 5 %, effektive Moderationsverhltnisse von 1,80 bis 2,40, Abbrnde von 0 MWd/kg Schwermetall bis 80 MWd/kg Schwermetall. Wird der Anwendungsbereich verlassen, drfen vom Anwender eigene Rechenverfahren und Datensammlungen verwendet w

16、erden, sofern deren Gltigkeit nachgewiesen wird. 2 Begriffe und Formelzeichen Fr die Anwendung dieser Norm gelten die folgenden Begriffe. 2.1 Zerfallsleistung thermische Leistung, die durch den Zerfall der im Kernbrennstoff enthaltenen Nuklide erzeugt wird QUELLE: DIN 25463-2:2014-02, 2.1 2.2 Betrie

17、bszeit Zeit vom ersten Einsatz des Kernbrennstoffs im Reaktor bis zu dem Zeitpunkt, ab dem die Zerfallsleistung berechnet wird QUELLE: DIN 25463-2:2014-02, 2.2 2.3 Abklingzeit Zeit nach der Betriebszeit QUELLE: DIN 25463-2:2014-02, 2.3 2.4 Leistungshistogramm zeitlicher Verlauf der thermischen Brenn

18、stoffleistung whrend der Betriebszeit, approximiert durch Zeitintervalle mit konstanter thermischer Leistung QUELLE: DIN 25463-2:2014-02, 2.4 2.5 235U-Anreicherung Massenanteil in % von 235U bezogen auf die gesamte Uranmasse DIN 25463-1:2014-02 6 2.6 geometrisches Moderationsverhltnis vgeom Quotient

19、 aus Wasservolumen zu Brennstoffvolumen QUELLE: DIN 25463-2:2014-02, 2.8 2.7 effektives Moderationsverhltnis v Produkt aus dem geometrischen Moderationsverhltnis und dem Quotienten aus der Dichte des Moderators und der Referenzdichte von 706,0 kg/m33geomm/kg0,706=vv QUELLE: DIN 25463-2:2014-02, 2.9

20、Tabelle 1 Formelzeichen zur Berechnung der Zerfallsleistung (Seite 1 von 3) Formel-zeichen Benennung Einheit AnAtomare Masse des Nuklids n AMU a0235U-Anteil % nN Anzahl der Kerne des Nuklids n im Brennstoff P thermische Leistung des gesamten Kernbrennstoffs W P Unsicherheit von P W kP thermische Lei

21、stung des gesamten Kernbrennstoffs 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 RP W PSZerfallsleistung der Spaltprodukte und ihrer Zer

22、fallsprodukte W SP Unsicherheit von SP W iPS,Zerfallsleistung der Spaltprodukte des spaltbaren Nuklids i und ihrer Zerfalls-produkte W iPS, Unsicherheit von iPS,W PZgesamte Zerfallsleistung W ZP Unsicherheit von ZP W ,iQfspontane thermische Energiefreisetzung aus einer Kernspaltung des spaltbaren Nu

23、klids i ohne Bercksichtigung nachfolgender Spaltproduktzerflle MeV iQeff,gesamte thermische Energiefreisetzung aus einer Kernspaltung des spaltbaren Nuklids i mit Bercksichtigung der Energie nachfolgender Spaltproduktzerflle MeV DIN 25463-1:2014-02 7 Tabelle 1 (fortgesetzt) (Seite 2 von 3) Formel-ze

24、ichen Benennung Einheit iQv,cthermisch nutzbarer Anteil der freigesetzten Energie aus nicht zu einer Spaltung fhrenden Neutroneneinfngen MeV iQ gesamte thermisch nutzbare Energie pro Kernspaltung des spaltbaren Nuklids i mit Bercksichtigung der Energie aus nachfolgenden Spaltproduktzerfllen sowie au

25、s Neutroneneinfngen in Spaltprodukten, Actiniden und Struktur-material MeV iQ Unsicherheit von iQ MeV nQ thermisch nutzbare Energie aus einem Zerfall des Nuklids n MeV nQc,thermisch nutzbare Energie aus dem Einfang eines Neutrons im Nuklid n MeV RikSpaltrate des spaltbaren Nuklids i im k-ten Betrieb

26、sintervall 1/s t Zeitpunkt whrend der Betriebszeit Bt oder der Abklingzeit At s 0t Beginn des ersten Betriebszeitintervalls s mt Ende des letzten Betriebszeitintervalls s kt Ende des k-ten Betriebszeitintervalls s At Abklingzeit s ktA,Abklingzeit des k-ten Betriebszeitintervalls )(mAA, kktttt += s B

27、t Betriebszeit 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

28、zur Darstellung der Standardabweichung der Zerfallsleistung der Spaltprodukte MeV/s Umrechnungsfaktor fr die Leistungseinheiten MeV/s W Ws/MeV ij Exponentialkoeffizient zur Darstellung der Zerfallsleistung der Spaltprodukte und deren Standardabweichung s1n Zerfallskonstante des Nuklids n s1mn Zerfal

29、lskonstante des Zerfalls vom Nuklid m zum Nuklid n s1 Neutronenflussdichte cm2s1nA, Neutronenumwandlungswirkungsquerschnitt fr das Nuklid n cm2nc, Neutroneneinfangswirkungsquerschnitt fr das Nuklid n cm2DIN 25463-1:2014-02 8 Tabelle 1 (fortgesetzt) (Seite 3 von 3) Formel-zeichen Benennung Einheit mn

30、 Neutronenwirkungsquerschnitt fr den bergang vom Nuklid m zum Nuklid n cm2if, Neutronenkernspaltungswirkungsquerschnitt des spaltbaren Nuklids i cm2 Dichte des Moderators kg/m3i Index zur Kennzeichnung der spaltbaren Nuklide (z. B. 235U, 238U, 239Pu, 241Pu) j Summationsindex fr die Darstellung der Z

31、erfallsleistung durch eine Summe von Exponentialfunktionen k Index zur Nummerierung der einzelnen Zeitintervalle im Leistungshistogramm m Anzahl der Betriebszeitintervalle ktB, im Leistungshistogramm oder Index eines Vorlufernuklids einer Neutronenreaktions- oder Zerfallskette n Index eines Nuklids

32、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 anderer spaltbarer Nuklide werden ber eine entsprechende Erh

33、hung 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 Zerfallsprodukten entstehen. 3.2 Leistungshistogramm Wh

34、rend 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 konstanter Leistung unterteilt wird (siehe Bild 1). Dabe

35、i 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 Brennstoffleistung insbesondere am Ende der Betriebszeit err

36、eichen. 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 zu achten, dass der zeitliche Verlauf des Abfahrvorgangs

37、 inklusive der durch Kettenreaktionen verzgerte Neutronen hervorgerufenen Leistung im Leistungshistogramm bercksichtigt wird. DIN 25463-1:2014-02 9 Legende Y Leistung t Zeit 1 Abschaltung tBBetriebszeit tAAbklingzeit Bild 1 Leistungshistogramm 3.3 Berechnungsvorschrift 3.3.1 Allgemeines Die Zerfalls

38、leistung 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 1013Ws/MeV Die Teilchenanzahl ),(BAttNndes Nuklids n ergibt sich

39、aus dem Differentialgleichungssystem (2) +=miinimmmnmmnnnnnntNttytNtNtttNtttNttN)()()()()()()()()()()(d)(dif,A, (2) mit der Anfangsbedingung )(0tNn= Teilchenanzahl 1)des Nuklids n im Brennstoff zu Beginn des ersten Betriebszeitintervalls und folgender Interpretation der einzelnen Gren 1)Die Umrechnu

40、ng von Massen- auf Teilchenanzahl erfolgt mit Hilfe der atomaren Massen An(siehe dazu Tabellen 5 und 6).DIN 25463-1:2014-02 10 nnn f,c,A, += Neutronenumwandlungswirkungsquerschnitt des Nuklids n. Beim Nuklid 238U wird zustzlich die n,2n-Reaktion hinzugerechnet (siehe Bild 2); ttNnd)(dnderungsrate de

41、s Nuklids n; )(tNnn Abbaurate des Nuklids n durch radioaktiven Zerfall; )()()(A,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

42、 m; iiinitNtty )()()(f, Erzeugungsrate des Nuklids n als Spaltprodukt der Nuklide i. Die Neutronenflussdichte )(t ergibt sich allgemein zu +=mmmmiii itNtQtNtQtPtPt)()()()()()(1)(c,c,f,f,z (3) Dabei ist =241eff,eff,f,und,mitjijijiijijiiQQQ nach den Tabellen 2 und 3. Zur Vermeidung der in Gleichung (3

43、) notwendigen Iterationen kann die Gleichung (3) durch die Gleichung (4) approximiert werden. +=mmmmiiiitNtQtNtQtPt)()()()()(1)(c,c, f, eff, (4) Dabei ist i = 1, , 19. Fr die Benutzung der Gleichung (4) sind die bentigten Gren den Tabellen 2, 5, 6, 8 bis 10 zu entnehmen. Die in Tabelle 2 angegebenen

44、 Werte fr iQ enthalten die anderen Beitrge nach Gleichung (3) fr Leistungsreaktoren. In dieser Norm wird die Zerfallsleistung ZP als Summe der Beitrge der direkten Spaltprodukte und ihrer Zerfallsprodukte SP (siehe 3.3.2) und den Beitrgen der restlichen Nuklide RP (siehe 3.3.3) in Gleichung (5) darg

45、estellt. ),(),(),(BARBASBAZttPttPttP += (5) DIN 25463-1:2014-02 11 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 fol

46、gendem 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 Leistungshistogramms zusammen. =mkkkiittPttP1B,A,S,BAS,),(),( (7) Dabei ist =241B,A,S,A,B,

47、1),(jttijijikkkikijkijeeRttP (8) mit den in Tabelle 3 angegebenen Koeffizienten ij , ij und der Spaltrate ikR des spaltbaren Isotops i: =)()()()()() ()(f,PuPu,U,U,f,9) 8, (Tabellen Nuklidespaltbarenallef,241239238235knknnknknnkikkii ktNttNtt Ntt= R(9) Durch den Klammerausdruck in Gleichung (9) wird

48、eine Korrektur zur Bercksichtigung der Spaltprodukte aus anderen spaltbaren Nukliden als 235U, 238U, 239Pu und 241Pu durchgefhrt. Bei den Yields (siehe Tabelle 6) zur Berechnung des Effekts des Neutroneneinfangs in Spaltprodukten kann diese Korrektur vernachlssigt werden. Die Neutronenflussdichte )(kt sowie die Anzahl der Kerne )(kitN der spaltbaren Nuklide 235U, 238U, 239Pu und 241Pu in Gleichung (9) erhlt man durch Lsen der Gleichungen (2) bis (4) unter Benutzung der in den Tabellen 5 und 6 angegebenen R