DE1106884B - Verfahren zum Betrieb einer Gruppe von Kernreaktoren - Google Patents
Verfahren zum Betrieb einer Gruppe von KernreaktorenInfo
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Description
DEUTSCHES
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Betrieb
einer Gruppe von #D2O-moderierten heterogenen
Kernreaktoren, die mit natürlichem Uran als Brennstoff betrieben werden. Es dient dazu, die durch thermische
Neutronen spaltbare Komponente des Brennstoffes mehr als bisher nutzbar zu machen.
Die meisten gegenwärtig errichteten oder im Planungsstadium befindlichen Reaktoren verwenden Uran als
Brennstoff. Bekanntlich stellt das Uranisotop 235U, das
durch thermische Neutronen spaltbar ist, das aktive Material in Kernreaktoren dar. Dieses Isotop ist in
natürlichem Uran in einer Menge von 0,71 % vorhanden.
Mit Uran betriebene Kernreaktoren können mit natürlichem Uran, mit verarmtem Uran oder angereichertem
Uran betrieben werden. Verarmtes Uran enthält weniger 235U als natürliches Uran, während angereichertes Uran
mehr als dieses enthält.
Für Reaktoren, die mit natürlichem Uran betrieben werden, können entweder Graphit oder Schweres Wasser
(D8O) als Moderator verwendet werden. Die vorliegende
Erfindung bezieht sich auf mit D2O moderierte Reaktoren,
weil nur in solchen Reaktoren eine starke Uberschußreaktivität vorliegt, wenn diese mit natürlichem Uran als
Brennstoff betrieben werden. Mit D2O moderierte Reaktoren
können deshalb auch mit verarmtem Uran als Brennstoff betrieben werden.
Einer der Anwendungszwecke von Kernreaktoren ist die Bestrahlung von Materialien. Auf diese Weise können
von allen Elementen — ausgenommen Helium — radioaktive Isotope gebildet werden. Die in Kernreaktoren
erzeugten radioaktiven Isotope gewinnen immer größeres technisches Interesse, und zwar gilt dies besonders für die
Isotope 3H, 14C, 32P, 35S, 131I, 239Pu und 210Po. Tatsächlich
ist jedes beliebige Material, welches durch die Absorption von Neutronen entsteht, ein mögliches Produkt
eines Reaktors, der gemäß vorliegender Erfindung betrieben wird. Indessen sind diese Reaktoren hauptsächlich
für die Umwandlung von Materialien in Tritium, Polonium und Plutonium wertvoll.
Heterogene Reaktoren, die natürliches Uran als Brennstoff
verwenden, werden häufig für die Umwandlung von Isotopen verwendet. In derartigen Reaktoren kann
Plutonium für eine spätere Verwendung als Reaktorbrennstoff ausgebrütet werden. Die Brennstoffelemente
werden in einem Reaktor eine vorbestimmte Zeit bestrahlt, dann aus dem Reaktor entfernt und zwecks
Gewinnung des Plutoniums und der Spaltprodukte aufgearbeitet.
Die Brennstoffelemente müssen aus dem Reaktor lange, bevor das gesamte spaltbare Uranisotop ausgenutzt ist,
entfernt werden. Hierfür sind zwei Gründe maßgebend. Erstens häufen sich die Spaltprodukte, die aus einer beträchtlichen
Anzahl verschiedener Atomkerne bestehen, im Kern des Reaktors an. Alle diese Atomkerne sind in
Verfahren zum Betrieb einer Gruppe
von Kernreaktoren
von Kernreaktoren
Anmelder:
United States Atomic Energy Commission, Washington, D. C. (V. St. A.)
Vertreter: Dr.-Ing. W. Abitz, Patentanwalt,
München 27, Gaußstr. 6
München 27, Gaußstr. 6
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 21. September 1956
V. St. v. Amerika vom 21. September 1956
Samuel Untermyer, Atherton, Calif. (V. St. Α.),
ist als Erfinder genannt worden
ist als Erfinder genannt worden
der Lage, Neutronen einzufangen, und stören deshalb den Spaltprozeß. Wenn der Anteil der auf diese Weise verlorengehenden
Neutronen zu groß wird, kann die Kettenreaktion nicht mehr aufrechterhalten werden. Zweitens
existiert für die nutzbringende Betriebszeit des Reaktors insofern eine Grenze, als ein Punkt erreicht werden kann,
an welchem das Plutonium infolge von Spaltung und Einfangprozessen so schnell verlorengeht, wie es sich
bildet. Wenn man den Reaktor über diesen Punkt hinaus, betreibt, so führt er nicht mehr zur Erzeugung von
weiterem Plutonium.
Deshalb wird das verarmte Uran zwecks Gewinnung von Spaltprodukten und Plutonium aufgearbeitet. Das
verbleibende Uran wird wieder zu Brennstoffelementen verformt und zur weiteren Verwendung als Brennstoff in
den Reaktor eingesetzt. Dieses Verfahren wird so lange; wiederholt, bis die Masse des Urans nicht mehr eine
Kettenreaktion unterhält. In diesem Zeitpunkt wird es. entfernt. Wenn während der ersten Stadien des Betriebs,
im Reaktor noch natürliches oder nur wenig verarmtes-Uran anwesend ist, stehen überschüssige Neutronen zur
Verfügung. Das ist aber dann nicht mehr der Fall, wenn das Uran stärker verarmt ist. Unter überschüssigen Neutronen
sind diejenigen Neutronen zu verstehen, welche] durch einen Regelstab absorbiert werden müssen. Das
ist die übliche Art, wie man mit natürlichem Uran beschickte Reaktoren betreibt. Es wurde gefunden, daß das
Uran eine Kettenreaktion nicht mehr aufrechterhält, wenn 31 °/„ des in ihm enthaltenen 235U verbraucht sind.
Der Brennstoff muß dann verworfen werden, obgleich
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3 4
sein Gehalt an 235U noch 69 % des ursprünglichen Wertes zum Zwecke der Entfernung von Plutonium und von
beträgt. Spaltprodukten aufgearbeitet wird, daß das am stärksten
Eine andere Möglichkeit des Betriebs derartiger Re- an 235U verarmte Uran entfernt wird, daß die Reaktoren
aktoren besteht darin, daß man etwa 6% des Materials erneut mit dem aufgearbeiteten Brennstoff und einer
in jedem Aufarbeitungszyklus verwirft und diesen Verlust 5 frischen Ladung an natürlichem Uran, um den aus dem
durch Zusatz von natürlichem Uran ausgleicht. Die System entfernten Anteil zu ersetzen, beschickt werden
Reaktoren werden auf diese Weise mit verarmtem Ma- und der Kreislauf in der beschriebenen Weise fortgesetzt
terial gefahren, und es stehen keine überschüssigen Neu- wird.
tronen zur Verfügung, so daß die Plutoniumerzeugung je Die Erfindung wird nachfolgend unter Bezugnahme
Masseneinheit abgebranntes 235U größer ist. Indessen io auf die Zeichnung beschrieben, welche das Verfahren
fahren diese Reaktoren mit verminderter Leistung, und unter Verwendung eines Systems von acht Kernreaktoren
69 °/0 des 235U bleiben wie bei der konventionellen Me- zeigt. Jeder dieser Kernreaktoren ist ein mit natürlichem
thode unausgenutzt. Es ist natürlich sehr erwünscht, das Uran betriebener, D2 0-moderierter Reaktor, beispielsspaltbare
Isotop in einem größeren Umfang als bisher weise eine solcher, wie er in der USA.-Patentschrift
nutzbar zu machen, bevor der Brennstoff verworfen 15 2 708 656 beschrieben ist, und wird bis auf den gleichen
werden muß. Abbrand an 235U betrieben.
Das Ziel der vorliegenden Erfindung besteht in der Wie aus der Zeichnung zu ersehen ist, werden die
Schaffung einer Methode zum Betrieb mehrerer Kern- Reaktoren A und H mit gleichen Mengen an Uran aus
reaktoren, die mit natürlichem Uran als Brennstoff be- dem Posten 0 bzw. dem Posten 7 beschickt. Die Postentrieben
werden, wobei der 235U-Gehalt des Brennstoffes 20 nummer gibt die Anzahl der Durchgänge des betreffenden
mehr als bisher ausgenutzt wird. Postens durch einen Reaktor an. Die kombinierte Be-
Es wurde gefunden, daß eine größere Ausnutzung des Schickung muß genügend Spaltstoff enthalten, um die
235U erreicht werden kann, wenn eine Gruppe oder Reihe Kettenreaktion für eine hinreichend lange Betriebs-
von Reaktoren in ähnlicher Weise betrieben wird wie ein dauer aufrechtzuerhalten. Für einen gegebenen Reaktor
chemisches Gegenstromverfahren. Bei diesem Verfahren 25 kann sich dieser Wert z. B. auf 80 % des in natürlichem
wird Uran mit dem natürlichen 235U-Gehalt, nämlich Uran enthaltenen 238U bzw. einen Absolutgehalt von
0,71%, den beiden Endreaktoren der Reihe im Gegen- 0,57% 235U belaufen. Die Reaktoren B bis G werden
strom zugeführt, während stark an 235U verarmtes Uran natürlich zur gleichen Zeit mit Uranbeschickungen von
von den beiden Enden der Reaktorenreihe abgezogen unterschiedlichem Verarmungsgrad, aber etwa dem
wird. In jedem Reaktor der Reihe enthält die Uran- 30 gleichen Gesamtgehalt an Spaltmaterial betrieben,
beschickung die zum Betrieb des Reaktors für eine hin- Die relative Menge an 285U, die zur Unterhaltung einer
reichend lange Betriebsdauer erforderliche Menge an 235U. Kettenreaktion notwendig ist, kann mathematisch vor
Jede Reaktorbeschickung an Uran setzt sich jedoch aus Beginn des praktischen Betriebes wie folgt bestimmt
zwei Anteilen zusammen, nämlich einem Anteil, der durch werden:
chemische Aufarbeitung des aus dem nächsthöheren Glied 35 pj)a v (natürliches Uran)
der Reaktorenreihe stammenden Urans erhalten wurde,
der Reaktorenreihe stammenden Urans erhalten wurde,
und einem Anteil, der durch chemische Aufarbeitung des , \ ^q . 2 \2
aus dem nächstniedrigeren Glied der Reaktorenreihe = — ■ — _.
. — 1,33
stammenden Urans erhalten wurde. Mit jeder Be- ia\ 4. N™ i\ Ö5U + 14U " A7b
hk d d btffd Rkt l fh
stamm e . j a 4. a„
Schickung wird der betreffende Reaktor so lange gefahren, 40 -"23S (1)
bis ein beträchtlicher Anteil des 235U-Gehalts verbraucht
ist. Dann wird die Beschickung aus den Reaktoren ent- ist, wobei η die mittlere Zahl der schnellen Spaltungs-
fernt, und die beiden Anteile der Beschickung werden ge- neutronen, die infolge des Einfanges eines thermischen
sondert chemisch aufgearbeitet, um die Spaltprodukte Neutrons im Brennstoff emittiert werden, N die Zahl der
und das Plutonium zu entfernen, und dann dem nächst- 45 Atome von 288U bzw. 235U und σα der mikroskopische
höheren bzw. dem nächstniedrigeren Glied der Reaktoren- Absorptionsquerschnitt ist, so gilt für Uran von dem
reihe zugeführt. Der aus dem letzten Reaktor der Reihe Z-fachen Normalgehalt an 235U:
abgezogene Anteil der Uranbeschickung ist so verarmt
an 236U, daß er beim Kombinieren mit der gleichen Menge „ = ' , (2)
von Uran mit natürlichem 235U-Gehalt, d. h. 0,71 %, 50 650 , 140 -2,75 *
keine Kettenreaktion mehr aufrechterhalten kann. X
Das erfindungsgemäße Verfahren zum Betrieb einer
Gruppe von #D2O-moderierten heterogenen Kernreak- Nun lautet die 4-Faktoren-Formel K = η sp f, worin
toren, die mit natürlichem Uran als Brennstoff betrieben K der Multiplikationsfaktor ist, η der obigen Definition
werden, ist dadurch gekennzeichnet, daß zum Zwecke der 55 entspricht, ε der Spaltungsfaktor der schnellen Spaltung,
Erzielung einer größeren Ausnutzung des 235U-Gehalts p die Wahrscheinlichkeit, einem Resonanzeinfang zu ent-
des natürlichen Urans der erste und n-te Reaktor mit gehen, und f der thermische Wirkungsgrad ist.
gleichen Gewichtsmengen von natürlichem Uran und von Man nimmt an, daß ε p f sich mit der 235U-Konzen-
einem in bezug auf 235U in einem solchen Ausmaß ver- tration nur wenig ändert. Diese Annahme ist in enger
armten Uran beschickt wird, daß sein 23BU-Gehalt das 60 Näherung gerechtfertigt, da, wenn das Uran verarmt ist,
(1— ^("-^-fache des normalen 235U-Gehalts beträgt, ε sehr wenig ansteigt, p wenig abnimmt und f konstant
worin α der Bruchteil des in jedem Reaktor erzielten bleibt. Deshalb bleibt die Größe εp /"innerhalb des hier
836U-Abbrandes darstellt, daß der zweite und (n—l)-te betrachteten Konzentrationsbereiches praktisch konstant.
Reaktor mit gleichen Gewichtsmengen von Uran, welches Deshalb gilt:
den (1— «)-fachen Wert des normalen 235U-Gehalts des 65
natürlichen Urans enthält und mit einem Uran beschickt K$ = Kn —, (3)
wird, dessen 235U-Gehalt das (1—«)(»-2>-fache des nor- ^»
malen Gehalts des natürlichen Urans beträgt, usw. für worin der Index d sich auf die verarmte Konzentration
jeden der n Reaktoren, daß jeder Reaktor bis auf einen und der Index n auf die Konzentration in natürlichem
235U-Abbrand von α betrieben wird, daß der Brennstoff 70 Uran bezieht.
Aus Formel (2) hat man:
385
385
650 +
650 + 385
X =
385
1035 4^ - 650
10
Nun weiß man, daß Kn — 1,137 ist, und ferner, daß
der mögliche betriebsmäßige Minimalwert von K00 für
einen D2O-Reaktor 1,04 ist.
Deshalb findet man, daß für den beschriebenen Reaktor X = 80 °/0 wird und der Reaktor mit verarmtem Uran
bis zu dem Punkt arbeitet, wo nur noch 80°/0 des ursprünglichen
235U-Gehaltes anwesend sind.
Nachdem jeder Reaktor die optimale Zeit betrieben ist, werden die Brennstoffelemente entnommen und zur
Gewinnung von Plutonium und von Spaltprodukten aufgearbeitet. Die Aufarbeitung erfolgt durch die Systeme
10 bis 18, welche natürlich den Teil einer einzelnen Plutoniumgewinnungsanlage darstellen können. Es sind
jedoch verschiedene Systeme notwendig, weil die einzelnen Uranposten von verschiedenem 235U-Gehalt bei
der Aufarbeitung gesondert anfallen müssen. Das aus den Reaktoren A und H entnommene vollständig verarmte
Uran wird dann verworfen. Der Rest des Urans wird wieder zu Brennstoffelementen verformt. Diese
werden dazu verwendet, den nächsten Reaktor der Reihe zu beschicken. Das Uran von Posten 0 wird also nach
seinem Einsatz in den Reaktoren A bzw. H zum Posten 1 und dient nach der Aufarbeitung zur Beschickung der
Reaktoren B bzw. G usw., so daß jeder Uranposten nach
seinem Durchgang durch einen Reaktor und seiner Aufarbeitung dazu verwendet wird, den nächsten Reaktor
der Reihe zu beschicken.
Die Reaktoren werden mit den Uranposten von unterschiedlichem Verarmungsgrad in einer soweit wie möglich
homogenen Anordnung beschickt. Die Brennstoffelemente können unterschiedliche Größe haben, um die Trennung
und Absonderung der verschiedenen Posten zu erleichtern, oder die Reaktoren können in einem bekannten
Muster von weniger verarmten und stärker verarmten Brennstoffelementen beschickt werden, so daß die Elemente
die gleiche Größe haben können.
45
40
Nummer des Postens | Prozentgehalt an 235tj | 0/ 235TT |
(Anzahl der Bestrahlungen) |
in bezug auf den Normalgehalt |
/θ U (absolut) |
0 | 100 | 0,71 |
1 | 94 | 0,67 |
2 | 88 | 0,62 |
3 | 83 | 0,59 |
4 | 78 | 0,55 |
5 | 73 | 0,52 |
6 | 69 | 0,49 |
7 | 65 | 0,46 |
8 | 61 | 0,43 |
55
Die Tabelle zeigt, wie das Uran bei seinem Durchgang durch acht Reaktoren allmählich verarmt, wobei jeder
Reaktor so lange betrieben wird, bis 6 °/0 des in seiner Beschickung
enthaltenen 235U abgebrannt sind. Reaktor A,
der mit gleichen Mengen an Posten 0 und an Posten 7 beschickt wird, hat einen durchschnittlichen Prozentgehalt
an 235U von 0,58 %. Reaktor B hat ebenso einen
Durchschnittsgehalt an 235U von 0,58 °/0 usw. Diese
Brennstoffladungen enthalten 80% des normalen 238U-Gehaltes
von natürlichem Uran oder mehr. Bezogen auf Kx, = 1,137 reicht dieser Prozentgehalt aus, um eine
Kettenreaktion zu unterhalten. Der Brennstoff wird erst darm verworfen, wenn der Gehalt an 235U von seinem
ursprünglichen Wert bis auf 61 0J0 gesunken ist. Unter
diesen Bedingungen arbeiten diese Reaktoren bei verminderter Leistung, und es wird ein Maximum an Plutonium
je Kilogramm Beschickung produziert. Es gibt keine Überschußneutronen, so daß je Einheit der Leistung
eine maximale Menge an Plutonium erzeugt wird.
Vorstehend wurde ein System von acht Reaktoren beschrieben, wobei in jedem Durchgang 6°/0 des 235U-Gehaltes
verbraucht werden. Verallgemeinernd kann man eine Reihe von η Reaktoren annehmen, worin α der
Bruchteil des 235U-Abbrandes in jedem Reaktor darstellt.
Deshalb werden der erste und der n-te Reaktor mit gleichen Gewichtsmengen an natürlichem Uran und an
einem in bezug auf 235U in einem solchen Ausmaß verarmten
Uran beschickt, daß er das (1—^"-Miache des
normalen 235U-Gehaltes von natürlichem Uran aufweist,
während der zweite und der (n—l)-te Reaktor mit gleichen Gewichtsmengen von einem Uran, welches die
(1—a)-fache Menge des normalen 235U-Gehaltes von
natürlichem Uran enthält, und von einem Uran, welches die (1—«)™~2-fache Menge des normalen 235U-Gehaltes
von natürlichem Uran enthält, beschickt werden, usw. für jeden der η Reaktoren.
Jeder der Reaktoren wird bis zu einem 235U-Abbrand
von α betrieben, worauf der Brennstoff zwecks Gewinnung
von Plutonium und Spaltprodukten aufgearbeitet und das am stärksten an 235U verarmte Uran verworfen wird.
Das verbleibende Uran wird wiederum in Brennstoffelemente geformt und zusammen mit einer frischen
Ladung von natürlichem Uran erneut in die Reaktoren eingeführt, so daß jeder Reaktor genügend Brennstoff
enthält, um eine Kettenreaktion zu unterhalten. Für einen Reaktor, der für annähernd optimale Bedingungen
ausgelegt ist, so daß der 2?oo-Wert des Reaktors höher als 1,137 ist, ist die Ausnutzung des 235U nach diesem Verfahren
größer, als gezeigt wurde. Zum Beispiel ist der maximal mögliche Äbo-Wert für einen Reaktor des hier
betrachteten Typs bei natürlichem Uran 1,18. Bei derartigen Reaktoren braucht das Uran erst verworfen zu
werden, wenn 50 °/„ seines 235U-Gehaltes ausgenutzt sind.
Es ist deshalb klar, daß das Verfahren die Nutzbarmachung des Urans bis zu einer stärkeren Verarmung
ermöglicht, als es mit den bekannten Systemen möglich ist.
Der beschriebene Betrieb in kontinuierlichem Zyklus kann natürlich erst dann ausgeführt werden, wenn Brennstoff
von unterschiedlichem Verarmungsgrad zur Verfügung steht. Das kann erreicht werden, indem man
Reaktoren in der konventionellen Weise betreibt, wie oben beschrieben, oder indem man ein Uran verwendet,
aus welchem ein Teil seines 235U-Gehaltes zur Verwendung
in Reaktoren entfernt worden ist, die mit angereichertem Brennstoff betrieben werden.
Claims (1)
- Patentanspruch:Verfahren zum Betrieb einer Gruppe von η D2 O-moderierten heterogenen Kernreaktoren, die mit natürlichem Uran als Brennstoff betrieben werden, dadurch gekennzeichnet, daß zum Zwecke der Erzielung einer größeren Ausnutzung des 23SU-Gehaltes des natürlichen Urans der erste und n-te Reaktor mit gleichen Gewichtsmengen von natürlichem Uran und von einem in bezug auf 235U in einem solchen Ausmaß verarmten Uran beschickt wird, daß sein 235U-Gehalt das (1— ä) (^-1)-fache des normalen 235U-Gehaltes beträgt, worin α der Bruchteil des in jedem Reaktor erzielten 235U-Abbrandes darstellt, daß der zweite und (n—l)-te Reaktor mit gleichen Gewichtsmengen von Uran, welches den (i—a)-fachen Wert des nor-malen 23BU-Gehaltes des natürlichen Urans enthält und mit einem Uran beschickt wird, dessen 235U-Gehalt das (1— #)<m-a)-fache des normalen Gehaltes des natürlichen Urans beträgt, usw. für jeden der η Reaktoren, daß jeder Reaktor bis auf einen 23BU-Abbrand von α betrieben wird, daß der Brennstoff zum Zwecke der Entfernung von Plutonium und von Spaltprodukten aufgearbeitet wird, daß das am stärksten an 236U verarmte Uran entfernt wird, daß die Reak-toren erneut mit dem aufgearbeiteten Brennstoff und einer frischen Ladung an natürlichem Uran, um den aus dem System entfernten Anteil zu ersetzen, beschickt werden und der Kreislauf in der beschriebenen Weise fortgesetzt wird.In Betracht gezogene Druckschriften:
»Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 3, S. 3 bis 13,1956.Hierzu 1 Blatt Zeichnungen© 109 607/344 5.61
Applications Claiming Priority (1)
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