DE1219135B - Kernspaltreaktor - Google Patents

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND

DEUTSCHES

PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

Int. α.:

G21c

Deutsche KL: 21g-21/20

Nummer:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:

M 51443 Vm g/21 g_
13. Januar 1962
16. Juni 1966

Das Hauptpatent 1130 941 betrifft einen homogenen, thermischen Kernspaltreaktor_T der in einem Trägermedium Berylliumoxyd und Uranoxyd in einem solchen Mengenverhältnis enthält, daß eine selbständige Kettenreaktion anlaufen und unterhalten werden kann, und bei dem als Trägermedium geschmolzenes Glas dient.

Der vorliegenden Erfindung liegt die Erkenntnis zugrunde, daß als Trägermedium für den spaltbaren Stoff und Moderator nicht nur geschmolzenes Glas verwendet werden kann, sondern auch Mischungen anwendbar sind, die zwar im geschmolzenen Zustand hinsichtlich der Durchlässigkeit ihrer Wärmestrahlung den Glasschmelzen gleichwertig sind, jedoch im erstarrten Zustand kein Glas darstellen, sondern Kristallnester u. dgl. enthalten können und in diesem Zustand eine heterogene Mischung ergeben. Die Erfindung ermöglicht es somit, die Auswahl des Trägermediums unter einer Vielzahl von hierfür geeigneten Stoffen zu treffen, und besteht darin, daß als Trägermedium geschmolzene, keramische Metalloxyde, wie z. B. Magnesiumoxyd (MgO), Aluminiumoxyd (Al₂O₃) und/oder Zirkonoxyd (ZrO₂), oder Metallkarbide vorgesehen sind, die zusammen mit dem spaltbaren Material und dem Moderator eine im flüssigen Zustand für Wärmestrahlen durchlässige Schmelze bilden, ohne bei Abkühlung zu einem Glas zu erstarren.

Gemäß der Erfindung können also Mischungen aus beliebigen Metalloxyden und anderen Stoffen verwendet werden, sofern diese Mischungen im geschmolzenen Zustand in Verbindung mit dem Spaltstoff Uranoxyd und dem Moderator Berylliumoxyd, ein für Wärmestrahlen durchlässiges Gemisch ergeben und einen Wert Koo> 1 erreichen lassen. Hierfür kommen Mischungen aus beliebigen Metalloxyden oder anderen Stoffen in Frage, sofern sie vom neutronenökonomischen Standpunkt aus (Absorptionsquerschnitt) brauchbar sind und sofern sie Schmelzpunkte im Anwendungsbereich bis etwa 2500⁰C haben. Dazu eignen sich beispielsweise Magnesiumoxyd, Berylliumoxyd, Aluminiumoxyd, Kalziumoxyd, Zirkonoxyd und gegebenenfalls Karbide mit entsprechenden Schmelzpunkten. Dabei ist es außerdem möglich, den Mischungen Stoffe zuzusetzen, die, wie z. B. metallisches Wismut oder Wismutverbindungen, eine Schmelzpunkterniedrigung ergeben.

Entsprechend dem Hauptpatent befindet sich das für Wärmestrahlen durchlässige Gemisch, dessen wesentliche Bestandteile der Spaltstoff und der Moderator bilden, in geschmolzenem Zustand in einer Graphitwanne, die gleichzeitig als Neutronenreflektor dient. Hierbei kann das schmelzflüssige für Kernspaltreaktor

Zusatz zum Patent: 1130 941

Anmelder:

Dr.-Ing. Werner Mialki,

Berlin 45, Steinäckerstr. 5;

Dr.-Ing. Rudolf Wille,

Berlin 62, Freiherr-vom-Stein-Str. 11 a

Als Erfinder benannt:
Dr.-Ing. Werner Mialki,
Dr.-Ing. Rudolf Wille, Berlin

Wärmestrahlen durchlässige Gemisch an der Wand der Graphitwanne noch flüssig oder — in Weiterbil-

dung des Gegenstandes des Hauptpatentes — auch schon erstarrt sein, d. h. in der Graphitwanne von innen nach dem Rande hin vom flüssigen in den festen Zustand übergehen. In diesem Fall kann das Gemisch sowohl in der schmelzflüssigen als auch in der erstarrten Zone die einzelnen Bestandteile im gleichen Mengenverhältnis enthalten. Es ist jedoch auch möglich, daß sich die Zusammensetzung des Gemisches in der erstarrten Zone von derjenigen in der schmelzflüssigen Zone unterscheidet, indem in dieser Zone, z. B. aus neutronenökonomischen oder wärmetechnischen Gründen, die Mengenverhältnisse der Komponenten verändert, neue Komponenten in das Gemisch eingeführt und/oder in dem Gemisch enthaltene Komponenten aus ihm entfernt werden. Es kann also zugleich mit dem Übergang des für Wärmestrahlen durchlässigen Gemisches vom flüssigen zum erstarrten Zustand eine Änderung der Zusammensetzung einhergehen, so daß im Grenzfall die Zonen des flüssigen und erstarrten Zustandes auch aus einem für Wärmestrahlen durchlässigen Gemisch und einem oder mehreren anderen Stoffen, die in diesem nicht enthalten sind, bestehen können. Dabei kann die Zusammensetzung des Gemisches in der erstarrten Zone so gewählt werden, daß es für Wärmestrahlungen durchlässig oder auch undurchlässig ist.

Innerhalb des oder der sich in der Graphitwanne befindlichen, ganz oder teilweise flüssigen und dia-

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thermanen Gemisches bzw. Gemische, können sich Teilchen oder Körper in Suspension oder in anderer bekannter Weise verteilt oder angeordnet befinden, welche auf die Reaktivität des Reaktors einwirken. Diese Teilchen oder Körper können z. B. einer zusätzlichen Moderierung dienen, wenn sie beispielsweise aus ^Graphit bestehen oder für die Regelung und/oder als Sicherheitsorgane eingebracht sein, wenn sie einen für diesen Zweck an sich bekannten Stoff darstellen.

Claims (2)

Patentansprüche:

1. Homogener, thermischer Kernspaltreaktor, der in einem Trägermedium Berylliumoxyd als Moderator und Uranoxyd als Spaltstoff in einem solchen Mengenverhältnis enthält, daß eine selbständige Kettenreaktion anlaufen und unterhalten werden kann, nach Patent 1130 941, dadurch gekennzeichnet, daß abweichend vom Hauptpatent als Trägermedium geschmolzene keramische Metalloxyde, wie z. B. Magnesiumoxyd (MgO)₃ Aluminiumoxyd (Al₂O₃) und/oder Zirkonoxyd (ZrO₂), oder Metallkarbide vorgesehen

•sind,· die zusammen mit dem spaltbaren Material und dem Moderator eine im flüssigen Zustand für Wärmestrahlen durchlässige Schmelze bilden, ohne bei Abkühlung zu einem Glas zu erstarren.

' -, ·

2. Kernspaltreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperaturverteilung in dem für Wärmestrahlen durchlässigen Gemisch so beschaffen ist, daß sich das Gemisch an der Wand, der Wanne im· erstarrten Zustand befindet, während es in dem übrigen Teil der Wanne überwiegend schmelzflüssig ist.

3. Kernspaltreaktor nach einem der vorstehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß innerhalb der Wanne die Reaktivität beeinflussende Teilchen oder Körper anwesend sind.

- In Betracht .gezogene Druckschriften:

»Nuclear Science Abstracts«, 11, Nr. 23, Abstract, Nr. 13 939, 1957, und 11, Nr. 19, Abstract,
Nr. 10724,1957;

»The British Nuclear Energy Conf.«,"Vol. 4, Nr. 1, Januar 1959, S. 73.

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