DE1166391B - Thermischer Kernreaktor - Google Patents
Thermischer KernreaktorInfo
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Description
BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND DEUTSCHES fflßTWl· PATENTAMT
Internat. Kl.: G 21
Nummer:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:
Deutschem.: 21g-21/31
N 15174 Vine/21g
5.Juni 1958
26. März 1964
Die Erfindung bezieht sich auf einen thermischen Kernreaktor, der Überschußreaktivität und Mittel zu
ihrer Kompensation aufweist.
Soll ein Kernreaktor in einem stationären Zustande betrieben werden, dann muß der effektive Multiplikationsfaktor
(Vermehrungsfaktor) 1 sein, d. h., das System muß genau kritisch sein. Der Multiplikationsfaktor
/c eines Kernreaktors ist gegeben als das Verhältnis der Neutronenzahl irgendeiner Generation
zu der Zahl der unmittelbar vorangehenden Generation (Erzeugung), seine kritische Größe wird
bestimmt als die Mindestgröße, bei der die Erzeugungsrate von Neutronen durch den Spaltvorgang genau
der Verlustrate von Neutronen durch Entweichen und Einfangen gleichkommt. Diese ist für alle Reaktoren
nicht eine Konstante, hängt aber von der Isotopenzusammensetzung des Urans, dem Moderatoranteil
und dem Vorhandensein verschiedener Umstände ab, die parasitären Neutroneneinfang verursachen,
ao
Die durch Spaltung in einem Kernreaktor erzeugten Neutronen werden in einem der vier folgenden
Prozesse verbraucht:
(1) Verlust von Neutronen durch Entweichen aus dem System;
(2) spaltungsloser Einfang als ein Ergebnis der (n, r) Umwandlungen mit Uran-238 (r bedeutet die
Emission einer Strahlung);
(3) Spaltungseinfang langsamer Neutronen durch U-235 und von schnellen Neutronen durch U-238
wie auch durch U-235 und
(4) Spaltungsloser Einfang, oft als parasitärer Einfang bezeichnet, durch verschiedene Stoffe innerhalb
des Reaktors, wobei der Moderator, Struktur-(Aufbau-) Material, Kühlmittel, verschiedene
Fremdsubstanzen, wie Verunreinigungen im Uran und Moderator, die Regelvorrichtungen und
Spaltprodukte mit eingeschlossen sind.
Der letztere spaltungslose Einfang von Neutronen durch die Spaltprodukte, besonders Samarium-149,
ist hier von besonderer Bedeutung.
Bekanntlich werden durch den Spaltungsvorgang oder -prozeß außer Neutronen auch zahlreiche unterschiedliche
Spaltprodukte erzeugt; diese schließen die Spaltbruchstücke aus direkter Spaltung wie auch
die vielen verschiedenen Zerfallprodukte von solchen Spaltfragmenten mit ein. Bei Verwendung von U-235
als Kerareaktorbrennstoff werden Samarium-149-Atome (Sm-149) zu etwa 1,4% gebildet. Sm-149
ergibt sich vorwiegend aus dem radioaktiven /?-Zerfall
Thermischer Kernreaktor
Anmelder:
North American Aviation, Inc.,
Los Angeles, Calif. (V. St. A.)
Vertreter:
Dr.-Ing. H. Ruschke,
Berlin 33, Auguste-Viktoria-Str. 65,
und Dipl.-Ing. H. Agular, München 27,
Patentanwälte
Als Erfinder benannt:
Ira Bornstein, Del Mar, Calif. (V. St. A.)
von Neodym-149 und Promethium-149 entsprechend der folgenden Zerfallsgleichung:
Nd149
1,7h
Pm148
47h
Sm149
in der die Halbwertzeichen für radioaktiven Zerfall vom Nd-149 und Promothium-149 1,7 bzw. 47 Stunden
betragen. Einige von den als Spaltprodukte gebildeten Nukliden haben verhältnismäßig hohe mirkoskopische
Absorptionsquerschnitte für thermische Neutronen. Samarium-149 hat einen Absorptionsquerschnitt σα
von etwa 5,3 · 104 Barns, der in dieser Größenordnung groß genug ist, um eine ernstliche Störung
der Neutronenökonomie des Reaktors zu bewirken. So wirkt es im Reaktor als parasitärer Neutronenfänger
(Gift), so daß eine überschüssige Menge von spaltbarem Material für Ausgleich dieses Verlustes
an Neutronen erforderlich ist. Nach Absorption eines Neutrons geht das Sm-149 in Sm-150 über, das wiederum
einen vernachlässigbaren Absorptionsquerschnitt für thermische Neutronen hat. Da Samarium-149 in
dem Reaktorkern kontinuierlich durch den Spaltprozeß gebildet und auch stetig durch Absorption von
Neutronen umgewandelt wird, stellt sich schließlich ein Gleichgewichtszustand im Reaktor ein, in dem die
Bildungsrate von Sm-149 gleich der Umwandlungsrate ist. Wie noch gezeigt wird, ist die Gleichgewichtskonzentration von stabilem Samarium-149 im Reaktor
unabhängig vom Neutronenfiuß und abhängig nur von Art und Menge spaltbaren Materials.
Bei einer Konzentration von S Sm-149-Kernen pro
Kubikzentimeter zu einem gegebenen Zeitpunkt ist
«9 540/416
die Umwandlungsrate von Sm-149 durch Neutronenfang in Sm-150 gleich σα·Φ · S, wobei σα der mikroskopische
Absorptionsquerschnitt in Quadratzentimetern von Sm-149 für den Einfang thermischer
Neutronen und Φ der thermische Fluß des Reaktors in Neutronen pro Quadratzentimeter und pro Sekunde
ist. Die Bildungsrate der Sm-149-Kerne hängt von derjenigen der Spaltung im Kern ab. So ist, wenn
Ef der mikroskopische (thermische Neutronen-)
durch Planung der Kontrollstab aus der Umgebung des Kernes während dieser Samarium-Entstehungszeit
entfernt wird, der Reaktor einer wesentlich stärkeren Reaktivitätszunahme, als dies nach Erreichen der
5 Gleichgewichtsbedingungen der Fall ist. Außerdem wird ja bei Betriebsbeginn des Reaktors außer dem
Überschuß von 1 % a" Reaktivität zwecks Kompensierens
des Samariums noch eine weitere Menge an Überschußreaktivität eingebaut, die zur Regelung des
Querschnitt für die Spaltung des Brennstoffmaterials io Leistungspegels erforderlich ist.
im Reaktor ist, die Spaltungsrate pro Quadratzenti- Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, einen
im Reaktor ist, die Spaltungsrate pro Quadratzenti- Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, einen
meter gleich Ef · Φ. Wenn ν der relative Spaltungs- thermischen Kernreaktor zu schaffen, bei dem die
anteil von Sm-149 ist, dann ist die Bildungsrate von wegen des entstehenden Samariums eingebaute Über-Sm-149
gleich ν Ef Φ Kerne pro Quadratzenti- schußreaktivität vollständig und weitere Überschußmeter
und pro Sekunde. Daher ist die Umwechslungs- 15 reaktivität, welche wegen anderer Neutronengifte und
rate von Sm-149 bei einer Konzentration S: wegen des Abbrands vorgesehen ist, kompensiert wird.
Zu diesem Zweck wird im Reaktorkern bei Betriebsbeginn eine Menge von Samarium-149 bis zur zweifachen
Gleichgewichtskonzentration eingesetzt. Es ist vorteilhaft, wenn die eingesetzte Samarium-149-Menge
der Gleichgewichtskonzentration entspricht. Das Samariumoxyd in U-235-Brennstoffelementen ist im
Verhältnis von etwa 0,068 Gewichtsprozent Samariumoxyd zu 99,932 Gewichtsprozent U-235-Dioxyd gleichgewichtskonzentration
als S0 und den entsprechenden 35 mäßtig verteilt. Auch enthält das Brennstoffgemisch
Neutronenfiuß mit Φο> dann reduziert sich die Glei- natürliches Samarium im spaltbaren Material bis zur
chung (1) zu:
dS
dt
Φ — σ« · Φ · 5.
Nach Ablauf einer gewissen Zeit hat die Konzentration von Sm-149 einen Gleichgewichtswert erreicht,
und -=— ist gleich Null. Bezeichnet man diese Gleich-
Φο
S0 = ν
Φο
14,5fachen Menge der Gleichgewichtskonzentration von Samarium-149.
Das Verhältnis der Zahl von Atomen von Sm-149 und (2) 30 zu derjenigen von Atomen von U-235 in den Brenn-
v Ef Stoffelementen eines Kernreaktors, wenn die Samari-
0 ~ υ · umkonzentration im stabilen Gleichgewicht ist, wird
durch folgende Formel ermittelt:
Daher ist die Gleichgewichtskonzentration S0 für
Sm-149 unabhängig vom Neutronenfluß im Reaktor. 35
Aber die für einen einzelnen Reaktor zum Erreichen
des Gleichgewichtes erforderliche Zeit hängt doch
von der Größe des Neutronenflusses Φ ab, wobei sie
annähernd gleich 5/σα ■ Φ Sekunden ist. So werden
Daher ist die Gleichgewichtskonzentration S0 für
Sm-149 unabhängig vom Neutronenfluß im Reaktor. 35
Aber die für einen einzelnen Reaktor zum Erreichen
des Gleichgewichtes erforderliche Zeit hängt doch
von der Größe des Neutronenflusses Φ ab, wobei sie
annähernd gleich 5/σα ■ Φ Sekunden ist. So werden
Sm-;
U236
U236
53 000
1
6880
6880
rium-149 (Sm149) für thermische Neutronen und
rdie relative Ausbeute von Samarium-149 aus der Spaltung von Uran-235 ist.
Da natürliches Uran 13,8 0J0 Samarium-149 enthält,
ist das Verhältnis von natürlichem Samarium (Sm) zu Uran-235, welches in seiner Wirkung auf die Neutronenökonomie
im Brennstoff der Gleichung (3) entspricht:
U*35
950
(4)
worin σ/ der mikroskopische Spaltquerschnitt von
bei einem Kernreaktor, der eine Neutronenflußdichte 40 Uran-235 (U235) für thermische Neutronen, aa der
von 1014 Neutronen pro Quadratzentimeter und mikroskopische Absorptionsquerschnitt von Sama-Sekunde
aufweist, etwa 11 Tage benötigt (um die
Gleichgewichtsbedingung zu erreichen). Beträgt die
Neutronenflußdichte 1013 Neutronen pro Quadratzentimeter und Sekunde, werden nach etwa 60 Tagen 45
die Gleichgewichtsbedingungen erreicht. Bei niedrigeren Werten werden längere Zeitperioden bis zum
Erreichen dieses Gleichgewichtszustandes verstreichen.
Zwecks Kompensierens der Uberschußreaktivität
des Reaktorkerns eines thermischen Kernreaktors 5°
während der Zeitperiode, die für die Erreichung der
genannten Gleichgewichtskonzentration Sm-149 erforderlich ist, wurden bisher benutzte Reaktoren überreichlich mit neutronenabsorbierenden Kontrollelementen versehen. Diese Kompensation für den 55 oder eine Verbindung von ihm zur Erreichung des anfänglichen Mangel an Sm-149-Atomen im Kern gewünschten Verhältnisses von Samarium-149 zu wurde durch ein anfänglich tieferes Einführen der Uran-235 benutzt werden. Die Verhältnisangaben sind Kontrollelemente in den Kern und darauffolgendes optimale Werte. Ein höheres oder niedrigeres Verhältgraduelles Zurückziehen der Kontrollelemente ent- nis von Samarium-149 zu Uran beeinflußt lediglich das sprechend dem Entstehen von Sm-149 bewirkt. 60 Maß von Kompensation und nicht die Gebrauchs-Jedoch muß ein anfänglicher Betrag von etwa 1 % fähigkeit oder Wirksamkeit des Gemisches,
an Überschußreaktivität in den Reaktorkern eingebaut Samariumoxyd (Sm2O3) in sehr reiner Form ist
Gleichgewichtsbedingung zu erreichen). Beträgt die
Neutronenflußdichte 1013 Neutronen pro Quadratzentimeter und Sekunde, werden nach etwa 60 Tagen 45
die Gleichgewichtsbedingungen erreicht. Bei niedrigeren Werten werden längere Zeitperioden bis zum
Erreichen dieses Gleichgewichtszustandes verstreichen.
Zwecks Kompensierens der Uberschußreaktivität
des Reaktorkerns eines thermischen Kernreaktors 5°
während der Zeitperiode, die für die Erreichung der
genannten Gleichgewichtskonzentration Sm-149 erforderlich ist, wurden bisher benutzte Reaktoren überreichlich mit neutronenabsorbierenden Kontrollelementen versehen. Diese Kompensation für den 55 oder eine Verbindung von ihm zur Erreichung des anfänglichen Mangel an Sm-149-Atomen im Kern gewünschten Verhältnisses von Samarium-149 zu wurde durch ein anfänglich tieferes Einführen der Uran-235 benutzt werden. Die Verhältnisangaben sind Kontrollelemente in den Kern und darauffolgendes optimale Werte. Ein höheres oder niedrigeres Verhältgraduelles Zurückziehen der Kontrollelemente ent- nis von Samarium-149 zu Uran beeinflußt lediglich das sprechend dem Entstehen von Sm-149 bewirkt. 60 Maß von Kompensation und nicht die Gebrauchs-Jedoch muß ein anfänglicher Betrag von etwa 1 % fähigkeit oder Wirksamkeit des Gemisches,
an Überschußreaktivität in den Reaktorkern eingebaut Samariumoxyd (Sm2O3) in sehr reiner Form ist
werden, damit die Vergiftung durch das stabile leichter verfügbar als das Metall. Die meisten Brenn-Samarium
kompensiert werden kann. Diese zusätzliche Stoffelemente benutzen als Uranquelle Urandioxyd
Überschußreaktivität ist eine mögliche Gefahrenquelle 65 (UO2). In diesem ist das Uran an U-235 in verschiedebeim
Betrieb eines Kernreaktors, insbesondere während nen Abstufungen angereichert. Das Gewichtsverdieser
anfänglichen Entstehungszeit vom Samarium. hältnis von natürlichem Samariumoxyd zu Uran-235-So
unterliegt, wenn durch Unfall, Fahrlässigkeit oder dioxyd (U235O2), das in seinem Effekt auf die Neu-
Es kann entweder reines, natürliches Samarium
tronenökonomie im Brennstoff Gleichung (3) äquivalent ist, ergibt sich zu:
Sm2O3
U235 O2
U235 O2
0,068
100
100
(5)
Uran-235-Dioxyd umfaßt solche Moleküle von Urandioxyd, in dem das Uranatom das U-235-Isotop
ist. Man kann Brennstoffelemente, die etwa 0,068 Gewichtsprozent Sm2O3 in UO2 gleichmäßig ausgegeben
enthalten, nach bekannten Standardarbeitsverfahren der Pulvermetallurgie herstellen. So kann pulverförmiges
Samariumoxyd physikalisch in den angegebenen anteiligen Mengen in Uranoxydpulver eingemengt,
im Gemisch mit einem geeigneten Bindemittel, wie einem Aluminiumpulver, zu einem Brennstoffelement
gewünschter Gestalt zusammengepreßt oder verdichtet werden. Gewöhnlich wird noch eine
Aluminium-Umhüllung für -Schutz des Brennstoffes gegen das Kühlungsmittel vorgesehen.
Um die in einem thermischen Kernreaktor verfügbare Uberschußreaktivität zu vermindern, soll das
Samarium-149, das durch Einmischen von natürlichem Samarium in das Spaltmaterial im Brennstoffelement
künstlich hinzugefügt wurde, weniger als die zweifache Konzentration des stabilen Samariums im Kernreaktor
sein. Ist die zugegebene Samarium-149-Konzentration geringer als eine stabile Konzentration,
dann ist eine bestimmte Menge an Überschußreaktivität während der Zeit, in der das Samarium-149
gebildet wird, in dem Reaktor verfügbar. Ist sie aber größer als die stabile Konzentration, dann ist im
Reaktor eine bestimmte Menge von Überschußreaktivität nach der Entstehungszeit von Samarium-149
verfügbar, weil das künstlich zugegebene Samarium-149
in Samarium-150 übergeführt wird und nur die zuvor erwähnte Erzeugung und Beseitigung des stabilen
Samariums-149 noch wirksam ist.
Außer dem Uran-235-Isotop können auch andere, durch thermische Neutronen spaltbare Nuklide in den
Brennstoffelementen benutzt werden. So spalten auch das Uran-233-Isotop und das Plutonium-239-Isotop
und erzeugen dadurch Samarium-149 als Spaltprodukt, wenn auch in einer anderen Ausbeute als
Uran-235. Die Verhältnisse der Konzentrationen von Samarium-149 zu Uran-233 oder Plutonium-239
in den Brennstoffelementen eines thermischen Kernreaktors werden, wenn die Samariumkonzentration
im stationären Zustand ist, durch folgende Formeln ermittelt:
mikroskopischen Spaltungs-Querschnitte von Uran-233 bzw. Plutonium-239 sind. Da das natürliche
Samarium nur 13,8% Samarium-149 enthält, kann man die Konzentrationsverhältnisse von natürlichem
Samarium (Sm) zu Uran-233 und Plutonium-239, die in ihrer Wirkung auf die Neutronenökonomie den
Gleichungen (6) bzw. (7) entsprechen, in dem Brennstoff durch Multiplizieren der Verhältnisse von
Gleichung (6) bzw. (7) mit 100: 13,8 ermitteln. Das Atomverhältnis von natürlichem Samarium zum
spaltbaren Material ist im optimalen Fall geringer als 2 (100: 13,5), oder es enthält etwa das 14,5fache der
relativen Ausbeute γ von Samarium-149 aus dem Spaltungsvorgang des spaltbaren Materials, multipliziert
mit dem Verhältnis des mikroskopischen Spaltquerschnitts (thermischer Neutronen), σ/, des
spaltbaren Materials zum mikroskopischen Absorptionsquerschnitt thermischer Neutronen, σα, von
Samarium-149. Dies kann durch folgende Formel ausgedrückt werden:
da
JJ233
Sm149
Pu239
Pu239
(0-/3)
Oa
Oa
(7)
55 Da nur 13,8% von den Atomen von natürlichem
Samarium Samarium-149 sind, muß man zu Beginn zum Reaktorkern eine Menge von natürlichem
Samarium zugeben, die dem etwa Siebenfachen der Menge der Komponente aus stabilem Samarium-149
des Reaktors entspricht. Das zum Kernbrennstoff hinzugefügte Samarium-149 geht allmählich verloren
und wird durch das Spaltprodukt Samarium-149 ersetzt.
Claims (4)
1. Thermischer Kernreaktor, der Überschußreaktivität und Mittel zu ihrer Kompensation
aufweist, dadurchgekennzeichnet, daß bei Betriebsbeginn im Reaktorkern eine Samarium-149-Menge
bis zur zweifachen Gleichgewichtskonzentration eingesetzt ist.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die eingesetzte Samarium-149-Menge
der Gleichgewichtskonzentration entspricht.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß Samariumoxyd in Uran-235-Brennstoffelementen
in einem Verhältnis von etwa 0,068 Gewichtsprozent Samariumoxyd zu 99,932 Gewichtsprozent U-235-Dioxyd gleichmäßig verteilt
ist.
4. Brennstoffgemisch für Kernreaktoren nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,
daß es natürliches Samarium im spaltbaren Material bis zu einer 14,5fachen Menge des
Gleichgewichtsverhältnisses von Samarium-149 zum spaltbaren Material enthält.
worin γζ und y3 die relativen Ausbeuten von Samarium- In Betracht gezogene Druckschriften:
149 als Spaltprodukt aus der Spaltung von Uran-233 Stephenson, »Introduction to Nuclear En-
bzw. Plutonium-239 sind und worin σ/2 und af3 die 60 gineering«, 1954, New York, S. 274.
409 540/416 3.64 © Bundesdruckerei Berlin
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEN15174A DE1166391B (de) | 1958-05-12 | 1958-06-05 | Thermischer Kernreaktor |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB15205/58A GB882117A (en) | 1958-05-12 | 1958-05-12 | Samarium compensator |
DEN15174A DE1166391B (de) | 1958-05-12 | 1958-06-05 | Thermischer Kernreaktor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1166391B true DE1166391B (de) | 1964-03-26 |
Family
ID=25988622
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEN15174A Pending DE1166391B (de) | 1958-05-12 | 1958-06-05 | Thermischer Kernreaktor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1166391B (de) |
-
1958
- 1958-06-05 DE DEN15174A patent/DE1166391B/de active Pending
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
None * |
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