Es wurde in verschiedenen Publikationen vorgeschlagen, kleine Körper aus einem Deuterium-Tritium-Gemisch in die Kammer eines Reaktors zu bringen. Diese Fusionsbrennstoff Körper können durch eine elektromagnetische oder eine Teilchen-Strahlung verdichtet und dadurch sogenannte Mikro Explosionen ausgelöst werden, bei denen durch Fusionsreaktionen Energie freigesetzt wird. Diese Energie kann durch eine Kühlflüssigkeit, die eine entlang der Wand der Kammer verlaufende Rohrschlange durchströmt, aus der Kammer abgeführt und über einen Wärmeaustauscher auf eine andere Flüssigkeit übertragen werden.
Bei einem solchen Reaktor werden die Wände der Kammer einer starken Druckwelle sowie einer starken Neutronenbestrahlung ausgesetzt. Dies hat zur Folge, dass die Wände unter der Bildung von radioaktivem Material zerstört werden.
In dem von Robert J. Burke an der Winter-Konferenz 1974 der American Nuclear Society vorgetragenen und publizierten Vortrag aDevelopments in the design of a large pulse, electron beam ignited fusion reactor wurde nun vorgeschlagen, als Kühlmittel flüssiges Lithium zu verwenden, das die Reaktorkammer frei durchströmt. Dabei wird der Kammer zusätzlich Helium zugeführt, so dass die mittlere Dichte in der Kammer kleiner ist als die Dichte von reinem, flüssigem Lithium. Das die Kammer durchströmende Lithium bildet einen Schild, das sogenannte Blanket. Dieser Schild schirmt die Kammerwand gegen die bei den Mikro-Explosionen erzeugten Druckwellen ab und wirkt gleichzeitig als Neutronen-Moderator. Durch die Wechselwirkung der Neutronen mit dem Lithium wird ferner Tritium erzeugt.
Dieses Tritium kann dem Kühlmittel entzogen und für die Bildung von neuen Brennstoff-Körpern verwendet werden.
Bei diesem von Burke vorgeschlagenem Verfahren ist die Verwendung von Brennstoff-Körpern vorgesehen, die aus einem reinen Fusions-Brennstoff bestehen. Die Ausbeute eines solchen Verfahrens, das heisst das Verhältnis zwischen der erzeugten und der für die Kompression zugeführten Energie, ist jedoch relativ klein.
In einer andern Publikation (schweizerische Patentschrift 558 973) ist ein Verfahren vorgeschlagen worden, bei dem Brennstoff-Körper verwendet werden, die einen Kern aus spaltbarem Material und einen diesen umhüllenden Mantel aus Fusions-Brennstoff aufweisen. Damit in einer Kugel aus spaltbarem Material eine sich erhaltendeKettenreaktion stattfinden kann, muss die Kugel bekanntlich einen gewissen minimalen Radius, den sogenannten kritischen Radius, und eine minimale Masse, die sogenannte kritische Masse, aufweisen.
Der Wert des kritischen Radius ist von der Teilchendichte des spaltbaren Materials abhängig (siehe S. Glasstone und M. Edlund, Elements of nuclear reactor theory, Van Nostrand, New York, 1955). Bei zunehmender Teilchendichte nehmen der kritische Radius und auch die kritische Masse ab. Beim vorstehend genannten Verfahren ist nun ebenfalls eine starke Kompression des Brennstoff-Körpers vorgesehen. Dadurch kann die kritische Masse relativ klein gehalten werden. Durch die Kompression wird zuerst eine Spaltreaktion im Kern des Brennstoff-Körpers ausgelöst. Der aus einem Fusions-Brennstoff bestehende Mantel wirkt dann als Reflektor für die aus dem Kern des Brennstoff-Körpers austretenden Neutronen.
Dadurch kann die Neutronen-Bilanz erheblich verbessert werden. Die durch die Kernspaltungen freigesetzte Energie löst Fusionsreaktionen im Mantel aus. Durch diese Kombination der Spaltung und Fusion kann das Verhältnis zwischen erzeugter Energie und zugeführter Energie merkbar vergrössert werden.
Falls die Kompression des Brennstoff-Körpers durch Elektronen erfolgt, sollte die äusserste Zone des Brennstoff-Körpers aus einem Material bestehen, dessen Atomkeme eine grosseAnzahlProtonen aufweisen.Dann werden die Elektro nen in einer dünnen Schicht abgebremst, so dass sich eine grosse Impuls- und Energie-Übertragung von den Elektronen auf den Brennstoff ergibt. Bisher wurde zur Erreichung dieses
Zieles vorgeschlagen, die Brennstoff-Körper mit einer dem
Fusionsbrennstoff umschliessenden Aussenschale aus einem
Schwermetall, wie Tantal, Wolfram oder Gold, zu versehen.
Es wäre nun an sich möglich, die beiden vorstehend be schriebenen Verfahren miteinander zu kombinieren. Dies hätte jedoch zur Folge, dass bei den Mikro-Explosionen je weils Schwermetallpartikel aus der Aussenschale, unverbrann tes, spaltbares Material aus dem Kern des Brennstoff-Körpers sowie Spaltprodukte mit dem die Kammer durchströmenden
Lithium vermischt würden. Die Schwermetalle, das unver brauchte, spaltbare Material und die Spaltprodukte müssten dann wieder mit relativ grossem Aufwand aus dem Lithium abgetrennt werden. Ein solches Verfahren wäre verhältnis mässig unwirtschaftlich.
Der Ereindung liegt nun die Aufgabe zugrunde, ein Ver fahren zu schaffen, mit dem ein grosser wirtschaftlicher Nut zen erzielt werden kann.
Die Erfindung betrifft daher ein Verfahren zur Freisetzung von Kernenergie mittels Mikro-Explosionen, bei dem Kern Brennstoff-Körper in einer Kammer durch eine Strahlung, insbesondere eine Elektronen-Strahlung, komprimiert und gezündet werden, bei dem der Kammer eine Lithium-Atome enthaltende Flüssigkeit zugeführt und wieder entzogen wird und bei dem der Flüssigkeit nach dem Durchströmen der Kammer das in der Kammer gebildete Tritium entzogen wird.
Das Verfahren ist erfindungsgemäss dadurch gekennzeichnet, dass die Flüssigkeit eine Salzschmelze mit den Komponenten
LiF, XF4 ist oder enthält, wobei X Thorium oder Uran ist, so dass in der Flüssigkeit beim Durchströmen der Kammer durch die Neutronen spaltbares Material gebildet wird, und dass das spaltbare Material nach dem Durchströmen der Kammer von der Flüssigkeit abgetrennt wird.
Die Erfindung betrifft des weitern einen Reaktor zur Durchführung des Verfahrens nach Patentanspruch I, mit einer Kammer, Vorrichtungen, um Kernbrennstoff-Körper in diese zu bringen und mittels einer Strahlung zu zünden, und einem Flüssigkeits-Kreislauf-System, das eine in die Kammer mündende Zuleitung, eine aus der Kammer führende Ableitung und eine Vorrichtung aufweist, um der Flüssigkeit Tritium zu entziehen. Der Reaktor ist dadurch gekennzeichnet, dass das Flüssigkeits-Kreislauf-System eine Vorrichtung aufweist, um spaltbare Materialien von der Flüssigkeit abzutrennen.
Bei einer besonders vorteilhaften Durchführung des Verfahrens, werden Brennstoff-Körper verwendet, von denen jeder einen ein angereichtertes, spaltbares Material enthaltenden Kem, eine U238 und/oder Th232 enthaltende Aussenschale und dazwischen eine Schicht Fusionsbrennstoff aufweist.
Dann kann zusätzlich auch aus der Aussenschale spaltbares
Material erzeugt werden.
Hier sei noch bemerkt, dass an sich bereits vorgeschlagen wurde, zur Abschirmung von Reaktor-Kammern-Lithium-, Beryllium-, Uran- und Thorium-Salze zu verwenden. Wir verweisen hierzu auf die Publikation B. R. Leonard, Jr., A review of fusion-fission (hybrid) concepts, Nuclear Technology, Vol. 20, Dec. 1973, p. 161. Diese Vorschläge betreffen jedoch Reaktoren, bei denen die Energie nicht mittels einer Folge von Mikro-Explosionen sondern durch einen kontinuierlichen Fusionsvorgang erzeugt werden soll. Bei einem kontinuierlich arbeitenden Reaktor wird der Fusionsbrennstoff durch ein Magnetfeld zusammengehalten, so dass gar kein Fusionsmaterial in Berührung mit der Kammerwand gelangt.
Des weitern wird bei einem kontinuierlich arbeitenden Fusionsreaktor auch kein spaltbares Materiat verwendet, so dass sich das Problem, nach aussen gelangendes, spaltbares Material vom Abschirmungsmaterial zu trennen, gar nicht stellt. Dementsprechend sind die für einen kontinuierlichen Betrieb vorgeschlagenen Reaktoren wesentlich anders konzipiert als ein Reaktor für die Energieerzeugung mittels Mikro Explosionen. Insbesondere strömt das Kühlmittel bei den kontinuierlich arbeitenden Reaktoren nicht frei durch die Reaktor-Kammer sondern entlang einer Rohrschlange oder einer anderen Kühlvorrichtung, die in der Kammerwand angeordnet ist. Ausserhalb der Kammerwand ist eine Graphitschicht angeordnet. Erst ausserhalb dieser Graphitschicht ist dann als zusätzliche Abschirmung die genannte Salzschicht vorgesehen.
Diese Salzschicht ist also keineswegs mit der gemäss der Erfindung frei die Reaktorkammer durchströmenden, gleichzeitig als Kühlmittel dienenden Salzschmelze vergleichbar.
Die Erfindung soll nun anhand eines in der Zeichnung dargestellen Ausführungsbeispiels näher erläutert werden. In der Zeichnung zeigen: die Fig. 1 eine schematische Darstellung eines Reaktors, die Fig. 2 einen Schnitt durch die Zündelektroden in grösserem Massstab und die Fig. 3 einen Schnitt durch einen Brennstoff-Körper in noch grösserem Massstab.
Der schematisch in der Fig. 1 dargestellte Reaktor zur Freisetzung und Ausnutzung von Kernenergie weist eine Kammer 1 auf, die durch einen metallischen Druckkessel 2 und einem Deckel 3 gebildet ist. Der Deckel 3 ist in seinem Zentrum mit einem in den Innenraum der Kammer 1 führenden Stutzen 4 versehen. Dieser weist an seinem innern Ende zwei schematisch in der Fig. 2 dargestellte Elektroden, nämlich eine Kathode 5 sowie eine Anode 6 auf. Diese Elektroden sind über eine Leitung 7 mit einem Impulsgenerator 8 verbunden.
Das äussere Ende des Stutzens 4 ist mit einer Vorrichtung 9 verbunden, die dazu dient, Brennstoff-Körper zu bilden und in die Kammer l-einzubringen. Für die Erzeugung einer Mikro-Explosion bringt die Vorrichtung 9jeweils einen Brennstoff-Körper 10 in die in der Fig. 2 dargestellte Lage zwischen der Kathode 5 und der Anode 6. Des weitern ist zweckmässigerweise eine nicht dargestellte Saugpumpe vorhanden, um den Zwischenraum zwischen der Kathode und der Anode zu evakuieren.
Der Reaktor weist ein schematisch in der Fig. 1 dargestelltes Flüssigkeits-Kreislauf-System 10 auf, um der Kammer 1 am oberen Ende über eine Zuleitung 11 eine Flüssigkeit zuzuführen und diese beim Kammerboden über eine Ableitung 12 wieder aus der Kammer abzusaugen. Das Flüssigkeits-Kreislauf-System 10 weist einen Wärmeaustauscher 13 auf, an dessen Anschluss 13a die von der Kammer 1 kommende Ableitung 12 angeschlossen ist. Vom Anschluss 13b des Wärmeaustauschers 13 führt eine Leitung 14 zum Eingang einer Förderpumpe 15. Deren Ausgang ist über eine Leitung 16 mit einer Trenn-Vorrichtung 17 verbunden. Von dieser führt eine Leitung 18 zu einer weitern Trennvorrichtung 19. Der Ausgang der letzteren ist über eine Leitung 20 mit einem Reservoir 21 verbunden, an das die zur Kammer führenden Zuleitung 11 angeschlossen ist.
Der Deckel 3 weist einen mit der Zuleitung 11 verbundenen Vertikalkanal 3a auf, von dem Öffnungen 3b in das Innere der Kammer 1 führen. Die Öffnungen 3b sind so verteilt, dass die geförderte Flüssigkeit beim Betrieb des Reaktors einen den Stutzen 4 und die durch diesen verlaufende Kammer-Symmetrieachse 22 umschliessenden Vorhang bzw.
Schild 35 bildet.
Der Reaktor weist des weitern ein Schutzgas-Kreislauf System 23 auf. Dieses weist ein Reservoir 24 auf, von dem eine Leitung 25 zum Deckel 3 führt. Dieser weist einen weiteren, in der Fig. 1 nicht dargestellten, mit der Leitung 25 verbundenen Verteilkanal auf, von dem ebenfalls Öffnungen in das Kammerinnere führen. Die Kammer list über eine Leitung 26 mit dem Eingang einer Pumpe 27 verbunden. Der Ausgang der letzteren ist über eine Leitung 28 mit dem Reservoir 24 verbunden.
Die Kammer list des weitem über eine Leitung 29 mit einem Überdruckventil 30 verbunden. Dessen Ausgang ist über eine Leitung 31 mit einem Reservoir 32 verbunden. Der Wärmeaustauscher weist zwei Anschlüsse 13c und 13d auf. An diese sind Leitungen 33 bzw. 34 angeschlossen, die zu einer nicht dargestellten Wärmekraftmaschine führen und einen Teil eines sekundären Flüssigkeits-Kreislauf-Systems bilden.
Im folgenden soll nun die Arbeitsweise des Reaktors erläutert werden.
Beim Betrieb wird der Kammer 1 durch das Flüssigkeits Kreislauf-System, wie bereits erwähnt, kontinuierlich eine Flüssigkeit zugeführt. Diese fällt frei nach unten und bildet dabei den Schild 35. Das Kreislauf-System 10 ist derart ausgebildet und die Flüssigkeitszufuhr so bemessen, dass sich im unteren Teil der Kammer 1 Flüssigkeit ansammelt und den Sumpf 36 bildet.
Die Flüssigkeit besteht aus einer Salzschmelze oder enthält zumindest eine solche. Diese Salzschmelze enthält die Komponenten LiF, BeF2 und XF4, wobei X entweder Thorium oder Uran ist. Die Salzschmelze kann eine Temperatur in der Grösse von etwa 5000C aufweisen.
Das Schutzgas-Kreislauf-System 23 ist so ausgebildet, dass in der Kammer im Normalzustand, das heisst wenn nicht gerade eine Mikro-Explosion im Gange ist, ein Unterdruck herrscht. Als Schutzgas wird zweckmässigerweise Helium verwendet und der Partialdruck des Heliums kann in der Kammer im Normalzustand beispielsweise einige Torr betragen.
Die Kammer 1 enthält also sowohl Schutzgas als auch Flüssigkeit. Die letztere ist im Bereich des von ihr gebildeten Schildes 35 mit Schutzgas vermischt und weist daher im Bereich des Schildes eine mittlere Dichte auf, die kleiner ist als die Dichte der reinen Flüssigkeit
Für die Erzeugung einer Mikro-Explosion wird von der Vorrichtung 9, wie bereits erwähnt, ein Brennstoff-Körper 10 zwischen die Kathode 5 und die Anode 6 gebracht. Die Fig. 3 zeigt den Aufbau eines Brennstoff-Körpers 10. Dieser weist einen durch eine Hohlkugel gebildeten Kern 41 auf. Der Innenraum der Hohlkugel 41 ist zweckmässigerweise evakuiert.
Die Wandung der Hohlkugel 41 enthält ein angereichertes, spaltbares Material. Die Hohlkugel 41 kann beispielsweise aus Plutonium mit einem grossen Pu239-Anteil oder aus Uran mit einem grossen U233- oder U235-Anteil bestehen. Die äussere Begrenzung des Brennstoff-Körpers 10 wird durch die zur Hohlkugel 41 konzentrische Aussenschale 43 gebildet. Diese besteht aus einem Material, das einen grossen Anteil an U238 und/oder Th232 aufweist. Die Aussenschale 43 kann beispielsweise aus Natur-Uran oder aus Uran, dem die spaltbaren Isotope entzogen wurden, oder aus Thorium mit der natürlichen Isotopen-Zusammensetzung bestehen. Zwischen der dem Kern bildenden Hohlkugel 41 und der Aussenschale 43 ist ein Zwischenraum vorhanden, der einen Fusionsbrennstoff enthält. Der Fusionsbrennstoff kann etwa aus einem Deuterium-Tritium-Gemisch oder aus Lithium-Deuterid bestehen.
Der Aussendurchmesser des Brennstoff-Körpers liegt zweckmässigerweise in der Grösse von etwa 2 mm bis 20 mm.
Für die Auslösung einer Mikro-Explosion wird den Elektroden 5, 6 vom Impulsgenerator 8 ein Stromimpuls zugeführt.
Dieser erzeugt einen Elektronenstrahl mit einer Dauer zwischen etwa 1 ns und 100 ns. Die Elektroden des Strahles können eine Energie zwischen etwa 1 MeV und 20 MeV aufweisen. Die Gesamtenergie des Elektronenstrahl-Impulses kann etwa 10 MJ bis 200 MJ betragen.
Der Elektronenstrahl erzeugt ein starkes Magnetfeld, durch das die Elektronen fokussiert werden. Durch geeignete Festlegung der Elektrodengeometrie und des zeitlichen Stromver laufes des Impulses kann erreicht werden, dass der Brennstoff Körper 10 einer kugelsymmetrischen Bestrahlung ausgesetzt wird. Wir verweisen hierzu auf die Arbeiten: D. L. Morrow et al, Concentration and guidance of intense relativistic electron beams, Applied Physics Letters 19, 10, November 15, 1971, I. M. Vitkovitsky et al, Dense plasma dicharges for solid target heating, Applied Physics Letters 23, 1, July 1, 1973 und I.
Chang et al, Relativistic electron beam induced fusion, IAEA CN 33-5-2-2, Fifth International Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, November 1115, 1974, Tokyo, Japan.
Die Elektronen werden in der Aussenschale 43 abgebremst. Da die Aussenschale aus einem Material besteht, dessen Atomkerne eine grosse Protonenzahl aufweisen, erfolgt die Abbremsung in einer relativ dünnen Schicht. Diese Schicht wird ionisiert und gegen das Zentrum des kugelförmigen Brennstoff-Körpers hin beschleunigt. Dadurch wird der ganze Brennstoff-Körper komprimiert und die Teilchen-Dichte auf ein Vielfaches erhöht. Im Kem 41 des Brennstoff-Körpers 10 werden dann Kernspaltungen ausgelöst. Die dabei erzeugten, nach aussen fliegenden Neutronen werden zum Teil durch den Fusionsbrennstoff 42 in den Kern 41 zurück reflektiert. Durch die im Kem 41 stattfindenden Spaltungsreaktionen wird Energie freigesetzt, die im Fusionsbrennstoff 42 Fusionsreaktionen auslösen kann.
Die durch die Spaltungs- und Fusionsreaktionen freiwerdende Energie wird dann zum grössten Teil von der den Schild 35 bildenden Salzschmelze aufgenommen. Die Salzschmelze wird dadurch erhitzt und im innersten Bereich des Schildes 35 zum Teil verdampft. Die Menge der durchströmenden Salzschmelze ist jedoch so bemessen, dasd mindestens ein Teil des sich in der Kammer 1 befindenden Salzes flüssig bleibt. Im Wärmeaustauscher 13 gibt die Salzschmelze die in der Kammer aufgenommene Wärme an das durch die Leitungen 33, 34, zirkulierende Strömungsmedium, etwa flüssiges Natrium, ab. Diese Wärme kann dann zur Erzeugung elektrischer Energie Verwendung finden.
Bei einer geeigneten Festlegung der Parameter kann pro Mikro-Explosion eine Energie erzeugt werden, die etwa 1500 mal grösser ist als die zur Auslösung der Mikro-Explosion erforderliche Energie.
Bei der Mikro-Explosion entsteht eine starke Druckwelle.
Diese wird durch das sich in der Kammer 1 befindende Salzschmelze-Schutzgas-Gemisch gegen aussen weitgehend abgebaut. Durch geeignete Festlegung der Parameter kann erreicht werden, dass der Druck im Bereich der Kammerwand höchstens etwa 1 Bar bis 5 Bar beträgt. Zur Erreichung dieses Zieles ist es insbesondere zweckmässig, wenn der Schutzgas-Anteil im Schild 35 von innen gegen aussen abnimmt. Zweckmässigerweise sind die innersten Öffnungen 3b derart ausgebildet, dass der Salzschmelzen-Schild 35, wie dies in der Fig. 1 angedeutet ist, auch den Deckel 3 und den oberen Abschnitt des Stutzens 4 schützt. Falls der Druck einen bestimmten Wert überschreitet, kann Salzdampf aus der Kammer 1 über das Ventil 30 in das Reservoir 32 strömen.
Bei der Mikro-Explosion werden vom Brennstoff auch Neutronen nach aussen abgestrahlt. Diese werden im Salzschmelzen-Schild 35 abgebremst. Die Salzschmelze dient also nicht nur zur Wärmeabfuhr sondern auch als Neutronen Moderator. Zwischen den Neutronen und den in der Salzschmelze vorhandenen Lithium-Kernen finden zudem die folgenden Reaktionen statt:
Li6 + n < T + a,
Li7 + n T + n' + (X.
Dabei bezeichnet n ein primäres und n' ein sekundäres, eine kleinere Energie aufweisendes Neutron. Durch diese beiden Reaktionen wird also Tritium freigesetzt. Dieses Tritium kann in der Trennvorrichtung 17 von der Salzschmelze abgetrennt werden. Die die Kammer 1 durchströmende Menge der Salzschmelze, das heisst die den Schild 35 bildende Salzmenge, und der Lithiumfluorid-Anteil der letzteren werden zweckmässigerweise so bemessen, dass im zeitlichen Mittel ungefähr gleichviel Tritium produziert wird und aus der Salzschmelze abgetrennt werden kann, wie für die Mikro-Explosionen verbraucht wird. Das mittels der Trennvorrichtung 17 abgetrennte Tritium kann dann wieder für die Bildung von Brennstoff Körpem verwendet werden. Bei der Tritium-Bildung aus Lis wird jeweils ein Neutron absorbiert.
Dagegen bleibt die Anzahl Neutronen bei der Reaktion mit dem Li7 unverändert.
Falls eine Reduktion der Neutronenverluste erforderlich ist, kann das Lithiumfluorid mit Li7 angereichert werden. Durch eine Reaktion eines Neutrons mit einem Berylliumkern der Salzschmelze kann ferner ein zusätzliches Neutron erzeugt werden. Dadurch kann die Neutronenbilanz ebenfalls verbessert werden.
Zwischen den Neutronen und den in der Aussenschale 43 des Brennstoff-Körpers 10 sowie in der Salzschmelze vorhandenen U238- und/oder Th232-Kemen können die folgenden, in mehreren Stufen ablaufenden Reaktionen stattfinden:
U238 + n < 2e- + Pu239 Th232 + n < 2e- + U233
Die dabei entstehenden, spaltbaren Tochterprodukte Pu239 und U233 können mittels der Trennvoriichtung 19 von der Salzschmelze abgetrennt und nachher für die Bildung neuer Brennstoff-Körper verwendet werden. Die Abtrennung in der Trennvorrichtung 19 kann etwa durch ein chemisches Brennstoff-Aufbereitungs-Verfahren erfolgen. Wir verweisen hierzu auf die Publikation L. E. Mc Neese and M. W. Rosenthal, MSBR: Review of its status and future, Nuclear News, Sept.
1974, p. 52.
Bei der Mikro-Explosion gelangen auch unverbrannter Spaltbrennstoff aus dem Kern 41 des Brennstoff-Körpers sowie bei den Spaltungsreaktionen entstandene Bruchstücke der Atomkerne in die Salzschmelze. Ferner kann bei der Mikro Explosion ebenfalls ein Teil der Zündelektroden und des unteren Endes des Stutzens 4 zerstört werden, so dass auch Partikel von diesen Elementen in die Salzschmelze gelangen können. Diese Produkte können der Salzschmelze ebenfalls mittels der Trennvorrichtung 19 entzogen werden. Die Salzschmelze wird also in den Trennvorrichtungen 17,19 gereinigt und regeneriert, so dass sie wieder der Kammer 1 zugeführt werden kann.
Es ist jedoch ohne weiters möglich, die Trennvorrichtungen 17, 19 mit einem Bypass zu überbrücken und jeweils einen Teil der Salzschmelze direkt, das heisst ohne Regeneration, wieder der-Kammer 1 zuzuführen.
Beim Betrieb des Reaktors wird durch die Kemumwandlungen ein Teil der Salzschmelze verbraucht. Zur Kompensation dieses Verlustes kann dem Kreislauf-System 10 kontinuierlich oder intermittierend, etwa beim Reservoir 21, neue Salzschmelze zugeführt werden.
Durch die Erzeugung von spaltbaren Tochterprodukten in der Salzschmelze und in der Aussenschale kann die Wirtschaftlichkeit des Reaktors erheblich verbessert werden.
Bei einem zweckmässigen Betrieb des Reaktors werden jeweils in Abständen von einigen Sekunden Mikro-Explosionen erzeugt. Wie bereits erwähnt, können dabei Teile des Stutzens 3 und der Elektroden 5, 6 zerstört werden. Die Vorrichtung 9 muss in diesem Falle so ausgebildet sein, dass sie die defekten Teile ersetzen kann.
PATENTANSPRUCH I
Verfahren zur Freisetzung von Kernenergie mittels Mikro Explosionen, bei dem Kern-Brennstoff-Körper (10) in einer Kammer (1) durch eine Strahlung, komprimiert und gezündet
**WARNUNG** Ende DESC Feld konnte Anfang CLMS uberlappen**.
It has been suggested in various publications to bring small bodies of a deuterium-tritium mixture into the chamber of a reactor. These fusion fuel bodies can be compressed by electromagnetic or particle radiation, thereby triggering so-called micro-explosions in which energy is released through fusion reactions. This energy can be carried away from the chamber by a cooling liquid which flows through a pipe coil running along the wall of the chamber and transferred to another liquid via a heat exchanger.
In such a reactor, the walls of the chamber are exposed to a strong pressure wave and strong neutron radiation. This has the consequence that the walls are destroyed with the formation of radioactive material.
In the lecture aDevelopments in the design of a large pulse, electron beam ignited fusion reactor, presented and published by Robert J. Burke at the 1974 Winter Conference of the American Nuclear Society, it was proposed to use liquid lithium as a coolant, which clears the reactor chamber flows through. Helium is also added to the chamber so that the mean density in the chamber is lower than the density of pure, liquid lithium. The lithium flowing through the chamber forms a shield, the so-called blanket. This shield shields the chamber wall from the pressure waves generated by the micro-explosions and at the same time acts as a neutron moderator. The interaction of the neutrons with the lithium also generates tritium.
This tritium can be withdrawn from the coolant and used for the formation of new fuel bodies.
In this method proposed by Burke, the use of fuel bodies is provided which consist of a pure fusion fuel. The yield of such a process, that is to say the ratio between the energy generated and the energy supplied for the compression, is, however, relatively small.
In another publication (Swiss patent specification 558 973) a method has been proposed in which fuel bodies are used which have a core made of fissile material and a jacket made of fusion fuel that surrounds it. In order for a sustained chain reaction to take place in a ball made of fissile material, the ball must, as is known, have a certain minimum radius, the so-called critical radius, and a minimum mass, the so-called critical mass.
The value of the critical radius depends on the particle density of the fissile material (see S. Glasstone and M. Edlund, Elements of nuclear reactor theory, Van Nostrand, New York, 1955). With increasing particle density, the critical radius and also the critical mass decrease. In the above-mentioned method, a strong compression of the fuel body is now also provided. As a result, the critical mass can be kept relatively small. The compression first triggers a fission reaction in the core of the fuel body. The jacket consisting of a fusion fuel then acts as a reflector for the neutrons emerging from the core of the fuel body.
This can significantly improve the neutron balance. The energy released by the nuclear fission triggers fusion reactions in the jacket. This combination of splitting and fusion can markedly increase the ratio between the energy generated and the energy supplied.
If the fuel body is compressed by electrons, the outermost zone of the fuel body should consist of a material whose atomic nuclei have a large number of protons. Then the electrons are slowed down in a thin layer, so that a large amount of momentum and energy are generated -Transfer results from the electrons to the fuel. So far this has been achieved
Proposed aim, the fuel body with one of the
Fusion fuel enclosing outer shell from a
Heavy metal such as tantalum, tungsten or gold to be provided.
It would now be possible per se to combine the two methods described above with one another. However, this would mean that in the case of the micro-explosions, heavy metal particles from the outer shell, unburned, fissile material from the core of the fuel body and fission products with which the chamber flows
Lithium would be mixed. The heavy metals, the unused, fissile material and the fission products would then have to be separated from the lithium with relatively great effort. Such a process would be relatively uneconomical.
The purpose of the connection is now to create a process with which a great economic benefit can be achieved.
The invention therefore relates to a method for releasing nuclear energy by means of micro-explosions, in which the core fuel bodies are compressed and ignited in a chamber by radiation, in particular electron radiation, in which the chamber is supplied with a liquid containing lithium atoms and is withdrawn again and in which the tritium formed in the chamber is withdrawn from the liquid after flowing through the chamber.
According to the invention, the method is characterized in that the liquid is a molten salt with the components
LiF, XF4 is or contains, where X is thorium or uranium, so that fissile material is formed in the liquid when the neutrons flow through the chamber, and that the fissile material is separated from the liquid after it has passed through the chamber.
The invention further relates to a reactor for carrying out the method according to claim I, with a chamber, devices for bringing nuclear fuel bodies into them and igniting them by means of radiation, and a liquid circulation system which has a liquid circulation system which opens into the chamber Having a supply line, a discharge line leading from the chamber and a device to remove tritium from the liquid. The reactor is characterized in that the liquid circulation system has a device to separate fissile materials from the liquid.
In a particularly advantageous implementation of the method, fuel bodies are used, each of which has a core containing an enriched, fissile material, an outer shell containing U238 and / or Th232 and a layer of fusion fuel in between.
Then something can also be split from the outer shell
Material are generated.
It should be noted here that it has already been proposed to use lithium, beryllium, uranium and thorium salts for shielding reactor chambers. We refer to the publication B. R. Leonard, Jr., A review of fusion-fission (hybrid) concepts, Nuclear Technology, Vol. 20, Dec. 1973, p. 161. These proposals, however, concern reactors in which the energy is to be generated not by means of a series of micro-explosions but by a continuous fusion process. In a continuously operating reactor, the fusion fuel is held together by a magnetic field so that no fusion material comes into contact with the chamber wall.
Furthermore, no fissile material is used in a continuously operating fusion reactor, so that the problem of separating fissile material from the shielding material that reaches the outside does not arise at all. Accordingly, the reactors proposed for continuous operation are designed significantly differently than a reactor for generating energy by means of micro-explosions. In particular, in the case of the continuously operating reactors, the coolant does not flow freely through the reactor chamber but along a pipe coil or another cooling device which is arranged in the chamber wall. A graphite layer is arranged outside the chamber wall. The above-mentioned salt layer is then provided as an additional shield only outside this graphite layer.
This salt layer is therefore in no way comparable with the molten salt which according to the invention flows freely through the reactor chamber and simultaneously serves as a coolant.
The invention will now be explained in more detail with reference to an embodiment shown in the drawing. The drawings show: FIG. 1 a schematic representation of a reactor, FIG. 2 a section through the ignition electrodes on a larger scale and FIG. 3 a section through a fuel body on an even larger scale.
The reactor shown schematically in FIG. 1 for the release and utilization of nuclear energy has a chamber 1 which is formed by a metallic pressure vessel 2 and a cover 3. The center of the cover 3 is provided with a connector 4 leading into the interior of the chamber 1. At its inner end, this has two electrodes shown schematically in FIG. 2, namely a cathode 5 and an anode 6. These electrodes are connected to a pulse generator 8 via a line 7.
The outer end of the connecting piece 4 is connected to a device 9 which is used to form fuel bodies and to introduce them into the chamber 1. To generate a micro-explosion, the device 9 brings a fuel body 10 into the position shown in FIG. 2 between the cathode 5 and the anode 6. Furthermore, a suction pump, not shown, is expediently available around the space between the cathode and evacuate the anode.
The reactor has a liquid circulation system 10, shown schematically in FIG. 1, in order to supply a liquid to the chamber 1 at the upper end via a supply line 11 and to suck it out of the chamber again via a discharge line 12 at the chamber bottom. The liquid circulation system 10 has a heat exchanger 13, to whose connection 13a the discharge line 12 coming from the chamber 1 is connected. A line 14 leads from the connection 13b of the heat exchanger 13 to the inlet of a feed pump 15. Its outlet is connected to a separating device 17 via a line 16. From this a line 18 leads to a further separating device 19. The outlet of the latter is connected via a line 20 to a reservoir 21 to which the supply line 11 leading to the chamber is connected.
The cover 3 has a vertical channel 3a connected to the supply line 11, from which openings 3b lead into the interior of the chamber 1. The openings 3b are distributed in such a way that, when the reactor is in operation, the liquid conveyed encompasses a curtain or a curtain that surrounds the nozzle 4 and the chamber axis of symmetry 22 running through it.
Shield 35 forms.
The reactor also has a protective gas circuit system 23. This has a reservoir 24, from which a line 25 leads to the cover 3. This has a further distribution channel, not shown in FIG. 1, connected to the line 25, from which openings likewise lead into the interior of the chamber. The chamber 1 is connected to the inlet of a pump 27 via a line 26. The outlet of the latter is connected to the reservoir 24 via a line 28.
The chamber is also connected to a pressure relief valve 30 via a line 29. Its output is connected to a reservoir 32 via a line 31. The heat exchanger has two connections 13c and 13d. Lines 33 and 34 are connected to these, which lead to a heat engine, not shown, and form part of a secondary fluid circulation system.
The operation of the reactor will now be explained below.
During operation, a liquid is continuously fed to the chamber 1 through the liquid circulation system, as already mentioned. This falls freely downwards and thereby forms the shield 35. The circulatory system 10 is designed and the liquid supply is dimensioned such that liquid collects in the lower part of the chamber 1 and forms the sump 36.
The liquid consists of a molten salt or at least contains one. This molten salt contains the components LiF, BeF2 and XF4, where X is either thorium or uranium. The molten salt can have a temperature of about 5000C.
The protective gas circulation system 23 is designed in such a way that a negative pressure prevails in the chamber in the normal state, that is to say when a micro-explosion is not currently in progress. Helium is expediently used as the protective gas and the partial pressure of the helium in the chamber in the normal state can be, for example, a few Torr.
The chamber 1 thus contains both protective gas and liquid. The latter is mixed with protective gas in the area of the shield 35 formed by it and therefore has an average density in the area of the shield which is less than the density of the pure liquid
To generate a micro-explosion, the device 9, as already mentioned, brings a fuel body 10 between the cathode 5 and the anode 6. 3 shows the structure of a fuel body 10. This has a core 41 formed by a hollow sphere. The interior of the hollow sphere 41 is expediently evacuated.
The wall of the hollow sphere 41 contains an enriched, fissile material. The hollow sphere 41 can consist, for example, of plutonium with a large proportion of Pu239 or of uranium with a large proportion of U233 or U235. The outer boundary of the fuel body 10 is formed by the outer shell 43 which is concentric to the hollow sphere 41. This consists of a material that has a large proportion of U238 and / or Th232. The outer shell 43 can consist, for example, of natural uranium or of uranium from which the fissile isotopes have been removed, or of thorium with the natural isotope composition. Between the hollow sphere 41 forming the core and the outer shell 43 there is an intermediate space which contains a fusion fuel. The fusion fuel can consist for example of a deuterium-tritium mixture or of lithium-deuteride.
The outer diameter of the fuel body is expediently in the range of about 2 mm to 20 mm.
To trigger a micro-explosion, the electrodes 5, 6 are supplied with a current pulse by the pulse generator 8.
This generates an electron beam with a duration between approximately 1 ns and 100 ns. The electrodes of the beam can have an energy between approximately 1 MeV and 20 MeV. The total energy of the electron beam pulse can be approximately 10 MJ to 200 MJ.
The electron beam creates a strong magnetic field that focuses the electrons. By suitable definition of the electrode geometry and the temporal flow of the current of the pulse, it can be achieved that the fuel body 10 is exposed to spherically symmetrical radiation. We refer to the works: DL Morrow et al, Concentration and guidance of intense relativistic electron beams, Applied Physics Letters 19, 10, November 15, 1971, IM Vitkovitsky et al, Dense plasma dicharges for solid target heating, Applied Physics Letters 23 , 1, July 1, 1973 and I.
Chang et al, Relativistic electron beam induced fusion, IAEA CN 33-5-2-2, Fifth International Conference on Plasma Physics and Controlled Nuclear Fusion Research, November 1115, 1974, Tokyo, Japan.
The electrons are decelerated in the outer shell 43. Since the outer shell is made of a material whose atomic nuclei have a large number of protons, the braking takes place in a relatively thin layer. This layer is ionized and accelerated towards the center of the spherical fuel body. This compresses the entire fuel body and increases the particle density many times over. Nuclear fission is then triggered in the core 41 of the fuel body 10. The neutrons that fly outward are partly reflected back into the core 41 by the fusion fuel 42. The fission reactions taking place in the core 41 release energy which can trigger fusion reactions in the fusion fuel 42.
The energy released by the fission and fusion reactions is then for the most part absorbed by the molten salt forming the shield 35. The molten salt is thereby heated and partially evaporated in the innermost area of the shield 35. However, the amount of molten salt flowing through is such that at least some of the salt in the chamber 1 remains liquid. In the heat exchanger 13, the molten salt gives off the heat absorbed in the chamber to the flow medium, such as liquid sodium, circulating through the lines 33, 34. This heat can then be used to generate electrical energy.
With a suitable definition of the parameters, an energy can be generated per micro-explosion which is approximately 1500 times greater than the energy required to trigger the micro-explosion.
The micro-explosion creates a strong pressure wave.
This is largely reduced to the outside by the molten salt / protective gas mixture in the chamber 1. By suitably defining the parameters, it can be achieved that the pressure in the region of the chamber wall is at most about 1 bar to 5 bar. To achieve this goal, it is particularly expedient if the proportion of protective gas in shield 35 decreases from the inside to the outside. The innermost openings 3b are expediently designed in such a way that the molten salt shield 35, as indicated in FIG. 1, also protects the cover 3 and the upper section of the connector 4. If the pressure exceeds a certain value, salt vapor can flow from the chamber 1 via the valve 30 into the reservoir 32.
With the micro-explosion, neutrons are also emitted outwards by the fuel. These are braked in the molten salt shield 35. The molten salt serves not only to dissipate heat but also as a neutron moderator. The following reactions also take place between the neutrons and the lithium nuclei present in the molten salt:
Li6 + n <T + a,
Li7 + n T + n '+ (X.
Here n denotes a primary and n 'a secondary neutron with a lower energy. These two reactions therefore release tritium. This tritium can be separated from the molten salt in the separating device 17. The amount of the molten salt flowing through the chamber 1, that is to say the amount of salt forming the shield 35, and the lithium fluoride content of the latter are expediently dimensioned so that, on average over time, approximately the same amount of tritium is produced and can be separated from the molten salt as for the Micro-explosions is consumed. The tritium separated by means of the separating device 17 can then be used again for the formation of fuel bodies. When tritium is formed from Lis, one neutron is absorbed at a time.
In contrast, the number of neutrons in the reaction with the Li7 remains unchanged.
If a reduction in neutron losses is required, the lithium fluoride can be enriched with Li7. A reaction of a neutron with a beryllium nucleus of the molten salt can also generate an additional neutron. This can also improve the neutron balance.
The following reactions, which take place in several stages, can take place between the neutrons and the U238 and / or Th232 cores present in the outer shell 43 of the fuel body 10 and in the molten salt:
U238 + n <2e- + Pu239 Th232 + n <2e- + U233
The resulting, fissile daughter products Pu239 and U233 can be separated from the molten salt by means of the separating device 19 and then used for the formation of new fuel bodies. The separation in the separating device 19 can take place, for example, by a chemical fuel processing method. We refer to the publication L. E. Mc Neese and M. W. Rosenthal, MSBR: Review of its status and future, Nuclear News, Sept.
1974, p. 52.
During the micro-explosion, unburned fission fuel from the core 41 of the fuel body and fragments of the atomic nuclei produced during the fission reactions also get into the molten salt. Furthermore, part of the ignition electrodes and the lower end of the connector 4 can also be destroyed in the micro-explosion, so that particles from these elements can also get into the molten salt. These products can also be removed from the molten salt by means of the separating device 19. The molten salt is therefore cleaned and regenerated in the separating devices 17, 19 so that it can be fed back to the chamber 1.
However, it is also easily possible to bypass the separating devices 17, 19 with a bypass and in each case to feed part of the molten salt directly, that is to say without regeneration, to the chamber 1 again.
During the operation of the reactor, part of the molten salt is consumed by the core conversions. To compensate for this loss, new molten salt can be fed to the circulatory system 10 continuously or intermittently, for example at the reservoir 21.
By generating fissile daughter products in the molten salt and in the outer shell, the economic efficiency of the reactor can be significantly improved.
When the reactor is operated properly, micro-explosions are generated every few seconds. As already mentioned, parts of the connector 3 and the electrodes 5, 6 can be destroyed. In this case, the device 9 must be designed in such a way that it can replace the defective parts.
PATENT CLAIM I
Process for releasing nuclear energy by means of micro explosions, in which the core fuel body (10) is compressed and ignited in a chamber (1) by radiation
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