DE1028249B - Verfahren zur thermischen Bruetung von Plutonium - Google Patents
Verfahren zur thermischen Bruetung von PlutoniumInfo
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
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- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Description
Nach dem bisher bekannten Stand der Reaktorentwicklung gilt es als nicht möglich, Kernreaktoren aufzubauen,
die mit thermischen Neutronen Plutonium zu brüten vermögen. Das thermische Brüten ist vorläufig
nur auf den Fall des Brütens von Uran 233 beschränkt, das wegen der besonders hohen Zahl von Spaltneutronen
die Konstruktion thermischer Reaktoren erlaubt, die mehr Brennstoff erzeugen als sie verbrauchen.
Wenn im folgenden unter Brüterreaktoren ganz allgemein nur solche Reaktoren verstanden sein sollen, die im
Nettoeffekt insgesamt mehr an Kernbrennstoff laufend erzeugen, als sie anderen Kernbrennstoff, gleich welcher
Art, laufend verbrauchen, so besteht der Grundgedanke der im folgenden beschriebenen Erfindung darin, daß es
möglich ist, in einem Zwei- oder Mehrstufenreaktor oder in einer dem Zweistufenreaktor verwandten Anordnung
zu einer Plutoniumerzeugung zu kommen, die den Verbrauch an Kernbrennstoff im Reaktor erster Stufe
(Zentralreaktor) und beispielsweise im Reaktorteil zweiter Stufe zusammen beträchtlich übertrifft. Wie dieses möglieh
ist, soll im folgenden auseinandergesetzt werden.
Der Zweistufenreaktor z. B. besteht aus einem für sich schon überkritischen Zentralreaktor erster Stufe, der über
eine gewisse Überschußreaktivität verfügt. Welcher Art der Zentralreaktor ist, spielt dabei keine Rolle. Der
zentrale Kern wird mit einer Anordnung aus natürlichem Uran und z. B. leichtem Wasser umgeben, die so eingerichtet
ist, daß der ihr zuzuordnende Vermehrungsfaktor Kx zwischen 0,5 und 1 liegt, im allgemeinen also kleiner
als 1 ist. Natürlich sind auch Übergänge denkbar, bei denen der Zentralreaktor von dem ihn umgebenden
äußeren Reaktor zweiter Stufe nicht so scharf abgegrenzt ist, sondern sich der Übergang von Bereichen mit Kx
größer als 1 zu Außenbereichen mit Kx kleiner als 1
stufenweise oder kontinuierlich vollzieht.
Beim Betrieb z. B. eines Zweistufenreaktors wird nun jedes Neutron, das den Zentralreaktor verläßt, in dem ihn
umgebenden Reaktor zweiter Stufe insgesamt 1/(1—-K00)
Spaltungen auslösen. Wenn nun das entsprechende Kx
beispielsweise bei 0,99 im Reaktor zweiter Stufe liegt, so
bedeutet das, daß jedes aus dem Zentralreaktor austretende Neutron insgesamt hundert Spaltungen im
Reaktor zweiter Stufe auslöst. Das heißt aber, daß in einem solchen Zweistufenreaktor oder in einer verwandten
Anordnung unter Umständen ein vielfaches der Leistung produziert wird, die der Zentralreaktor oder eine innere
Stufe des Reaktors abgibt. Es ist z. B. denkbar, daß der Zentralreaktor so aufgebaut ist, daß beim Betrieb beispielsweise
20°/0 der Neutronenzahl, die für Spaltungen verantwortlich ist, die Oberfläche des Zentralreaktors
verlassen. In diesem speziellen Falle liegt dann die Leistungsproduktion der zweiten Stufe dieses Zweistufenreaktors
bei 100 · 1Z5, also dem 20fachen der Leistungsproduktion des Zentralreaktors. Dies bedeutet, daß von
Verfahren zur thermischen Brütung
von Plutonium
von Plutonium
Anmelder:
Dr. Kurt Diebner,
Hamburg 39, Eppendorfer Stieg 8
Dr. Erich Bagge, Hamburg-Wandsbek,
und Dr. Kurt Diebner, Hamburg,
sind als Erfinder genannt worden
und Dr. Kurt Diebner, Hamburg,
sind als Erfinder genannt worden
dem beispielsweise natürlichen Uran, welches sich im Reaktor zweiter Stufe befindet, auch genau 20mal so viel
Uran 235 verbraucht wird, wie im Zentralreaktor, der z. B. U 235 als Brennstoff enthalten möge, vorher gespalten
wurde.
Dieser Umstand ermöglicht es, zu einem thermischen Plutoniumbrüter zu kommen, der mehr an Plutonium
erzeugt, als insgesamt Uran 235 verbraucht wird.
Um dies zu erläutern, sei auf die Zeichnung verwiesen, die den Konversionsfaktor C0 eines Uran-Wasser-Gemisches
bei Zylinderstäben als Brennstoffelemente (als Ausführungsbeispiel gedacht) — ihr Radius sei R0 —·
zeigt, wobei gestrichelt die Kurven für Kx als Parameter
eingezeichnet sind, die sich für die verschiedenen Mischungsverhältnisse -= — ergeben. Aus diesen Kur-
b Brennstoff ö
ven entnimmt man, daß für Kx-Werte gleich 1 der entsprechende
Konversionsfaktor bei etwa 0,96 liegt. Wenn man sich hingegen auf den Kurven konstanter Koo-Werte,
z. B. K — 0,98, bewegt, so zeigt sich, daß diese Kurven in Ordinatenbereiche hineinführen, für die der Konversionsfaktor
C0 größer ist als 1. Zum Beispiel ergibt sich
für ein Mischungsverhältnis -ψ- von Moderator zu Brenn-
"0
stoff bei Kx = 0,98 ein maximales C0 von 1,104. Diese
Zahl bedeutet im Prinzip folgendes: Wenn z. B. im Zentralreaktor unter den oben diskutierten Verhältnissen
1 kg Uran 235 verbraucht wird, so verbrennen im Außenbereich des Gesamtreaktors, also im Reaktor zweiter
Stufe, insgesamt 20 kg Uran 235, während gleichzeitig 20 · 1,104 = 22,08 kg Plutonium neu entstehen. Da der
Reaktor als Ganzes aber nur 20 + 1 = 21 kg Uran 235 an Brennstoff aufgebraucht hat, ist ein Nettogewinn von
1,08 kg an Bremsstoff in Form von Pu 239 zu verbuchen. Das Diagramm erlaubt natürlich über dieses Musterbeispiel
hinaus, sich unter Umständen günstigere Be-
709 960/322
dingungen auszusuchen, bei denen der entsprechende Brutgewinn größer ist als in dem angeführten Beispiel.
Ganz ähnliche Verhältnisse wie die hier diskutierten ergeben sich, wenn man im Reaktor erster Stufe statt des
Moderators Wasser andere Bremssubstanzen, wie Kohlenstoff (Graphit) und seine Verbindungen, schweres Wasser
oder Be und seine Verbindungen oder andere Bremssubstanzen, verwendet. Die am Beispiel des Wassers dargelegten
Verhältnisse sind dabei sinngemäß auf die anderen Bremssubstanzen zu übertragen, für die sich ganz ähnliche
Bedingungen ergeben.
Es ist noch zu bemerken, daß es unter Umständen zweckmäßig sein kann, den Reaktor zweiter und/oder
höherer Stufen ganz oder zum Teil auch mit einem K^-
Wert größer als 1 zu betreiben, wenn es von Interesse ist, beispielsweise um die hemmenden Wirkungen der Reaktorgifte
Xe und Sm bei hoher Leistungsproduktion zu bekämpfen.
Claims (3)
1. Verfahren zur thermischen Brütung von Plutonium in einem Zwei- oder Mehrstufenreaktor oder
in einem dem Zweistufenreaktor verwandten System, dadurch gekennzeichnet, daß bei diesem System der
Zentralkern überkritisch arbeitet, während der Reaktor zweiter und/oder höherer Stufe mit einer unterkritischen
Anordnung betrieben wird, wobei sich der Übergang vom überkritischen zum unterkritischen
Bereich diskontiunierlich in einem oder mehreren Schritten oder sogar kontinuierlich vollziehen kann,
in der Weise, daß der über 1 liegende Konversionsfaktor bei einer Uran-Bremssubstanz-Mischung ausgenutzt
wird, wenn der zugehörige Vermehrungsfaktor Ji0O kleiner als 1 ist.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Konversionsfaktor C0 der Uran-Bremssubstanz-Mischung
im Reaktor zweiter und/oder höherer Stufe ganz oder zum Teil unter 1 liegt, wenn
das Brüten nicht direkt angestrebt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch ge~
kennzeichnet, daß der Vermehrungsfaktor K00 der
Uran-Bremssubstanz-Mischung im Reaktor zweiter oder/und höherer Stufe ganz oder zum Teil über 1
liegt.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
709 MO/322 4.58
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED23855A DE1028249B (de) | 1956-09-19 | 1956-09-19 | Verfahren zur thermischen Bruetung von Plutonium |
GB28750/57A GB856054A (en) | 1956-09-19 | 1957-09-12 | Process and plant for the thermal breeding of plutonium |
FR747430A FR1226419A (fr) | 1956-09-19 | 1957-09-17 | Procédé et dispositif pour l'obtention de plutonium dans un réacteur thermique surrégénérateur |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DED23855A DE1028249B (de) | 1956-09-19 | 1956-09-19 | Verfahren zur thermischen Bruetung von Plutonium |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1028249B true DE1028249B (de) | 1958-04-17 |
Family
ID=7037970
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DED23855A Pending DE1028249B (de) | 1956-09-19 | 1956-09-19 | Verfahren zur thermischen Bruetung von Plutonium |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1028249B (de) |
FR (1) | FR1226419A (de) |
GB (1) | GB856054A (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1109798B (de) * | 1959-04-17 | 1961-06-29 | Babcock & Wilcox Co | Kernreaktor-Brennstoffelement |
DE1138169B (de) * | 1958-10-28 | 1962-10-18 | Dow Chemical Co | Atomkernleistungsreaktor mit unterkritischem Kern und aeusserer Neutronenquelle |
DE1215822B (de) * | 1959-05-30 | 1966-05-05 | Ursula Diebner Geb Sachsse | Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff |
DE1236673B (de) * | 1959-05-30 | 1967-03-16 | Ursula Diebner Geb Sachsse | Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff |
-
1956
- 1956-09-19 DE DED23855A patent/DE1028249B/de active Pending
-
1957
- 1957-09-12 GB GB28750/57A patent/GB856054A/en not_active Expired
- 1957-09-17 FR FR747430A patent/FR1226419A/fr not_active Expired
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1138169B (de) * | 1958-10-28 | 1962-10-18 | Dow Chemical Co | Atomkernleistungsreaktor mit unterkritischem Kern und aeusserer Neutronenquelle |
DE1109798B (de) * | 1959-04-17 | 1961-06-29 | Babcock & Wilcox Co | Kernreaktor-Brennstoffelement |
DE1215822B (de) * | 1959-05-30 | 1966-05-05 | Ursula Diebner Geb Sachsse | Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff |
DE1236673B (de) * | 1959-05-30 | 1967-03-16 | Ursula Diebner Geb Sachsse | Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB856054A (en) | 1960-12-14 |
FR1226419A (fr) | 1960-07-11 |
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