DE1283408B - Verfahren zur Steuerung eines Kernreaktors - Google Patents

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND

DEUTSCHES

PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

Int. CL:

G21d

Deutsche Kl.: 21g-21/31

Nummer: 1283 408

Aktenzeichen: P 12 83 408.1-33 (B 49081)

Anmeldetag: 28. Mai 1958

Auslegetag: 21. November 1968

CO CO CN

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Steuerung eines Kernreaktors, dessen Reaktorkern sowohl aus durch moderierte Neutronen spaltbarem Material (Uran oder sonstigem Brennstoff) als auch aus schnelle, bei der Spaltung erzeugte Neutronen bremsendem Material (Moderator) besteht, bei dem während des Betriebs die mengenmäßige Zusammensetzung des aus verschiedenen Materialien bestehenden Moderators geändert wird.

Während des Betriebs eines Kernreaktors wird spaltbares Material fortlaufend verbraucht, und zur gleichen Zeit entstehen sowohl durch die Kernspaltung als auch durch die Strahlung im fortschreitenden Maße innerhalb des Kerns Reaktorgifte, d. h. neutronenabsorbierende Stoffe. Demzufolge hört ein fortlaufender Betrieb des Kernreaktors bald auf, da " der Reaktor unterkritisch wird, wenn er nicht so ausgelegt worden ist, daß er bei Beginn des Betriebs eine große Überschußreaktivität aufweist. Zum Unterdrücken oder Verringern dieser Überschußreaktivität ao sind Hilfsmaßnahmen erforderlich, die während des fortlaufenden Betriebs des Reaktors und während der fortlaufenden Verringerung der zu unterdrückenden Überschußreaktivität im immer schwächeren Maße auf den Reaktor einzuwirken haben.

Das am häufigsten eingesetzte bekannte Verfahren zum Unterdrücken der Überschußreaktivität bei Beginn des Reaktorbetriebs besteht in der Verwendung von neutronenabsorbierenden Regelstäben, während sich die zu unterdrückende Überschußreaktivität fortlaufend verringert.

Zum Stand der Technik gehört ferner ein Verfahren zum Herabsetzen der Überschußreaktivität, bei dem durch Bewegen eines Teils eines Reflektors das Entweichen von Neutronen aus dem Kern eines moderierten Reaktors gesteuert wird. Es ist jedoch schwierig, ein vollkommen symmetrisches Entweichen der Neutronen aus dem Kern sicherzustellen, wenn der Reflektor zurückgezogen wird. Dadurch wird das Schema der Brennstoffauswechslung recht kompliziert. Schließlich wird dadurch die Neutronenwirtschaftlichkeit begrenzt.

Nach einem älteren Vorschlag zeichnet sich ein Verfahren zur Regelung der Reaktivität eines heterogenen Reaktors durch Einstellung des Moderators dadurch aus, daß innerhalb der einzelnen Zellen des Reaktorkerns die Menge oder Art eines von dem übrigen Moderator getrennten Teils des Moderators während des Betriebs verändert wird. Bei Anwendung dieses Verfahrens sind neutronenabsorbierende Regelstäbe zur Steuerung des Reaktorkerns entbehrlich. Dadurch ist die Neutronenflußverteilung in dem Verfahren zur Steuerung eines Kernreaktors

Anmelder:

Babcock & Wilcox Company,

New York (V. St. A.)

Vertreter:

Dipl.-Ing. Erich Kühnemann

und Dipl.-Ing. Klaus Kühnemann, Patentanwälte, 4000 Düsseldorf-Nord

Als Erfinder benannt:

Milton Carl Edlund, Lynchburg, Va. (V. St. A.)

Beanspruchte Priorität:

V. St. v. Amerika vom 29. Mai 1957 (662 458) - -

Kern günstiger als bei dem Vorhandensein derartiger Regelstäbe. Im einzelnen wird gemäß dem älteren Vorschlag zur Veränderung der Reaktivität bei einem aus mehreren Moderatorarten bestehenden veränderlichen Moderator das Verhältnis der Moderatorarten eingestellt. Beispielsweise kann durch Zugabe von einem pulverförmigen festen Moderator wie Graphit in flüssiges, veränderliches Moderatormaterial, z. B. schweres Wasser, die Reaktivität verändert werden.

Der vorliegenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine möglichst große Regelbarkeit zu erzielen, um während des Reaktorbetriebes den Abbrand an spaltbarem Material ständig zu kompensieren, so daß sich längere Reaktorbetriebszeiten ergeben und der Absorptionsverlust von Neutronen in den Regelstäben verringert und gleichzeitig die Konversion von brütbarem, in spaltbares Material verstärkt wird.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß zur Kompensation des Spaltstoffabbrandes und der Bildung von Reaktorgiften die Zusammensetzung des gesamten Moderators geändert wird.

Durch die Änderung der Zusammensetzung des gesamten Moderators kann zur Unterdrückung der anfänglichen Überschußreaktivität auf neutronenabsorbierende Regelstäbe verzichtet werden, die die Neutronenflußverteilung im Kern ungünstig beeinflussen können. Darüber hinaus ist eine nach diesem Verfahren aufgebaute Anordnung einfacher und billiger. Die erfindungsgemäße Maßnahme ermöglicht es ferner, daß die anfängliche Überschußreaktivität durch die Verwendung eines Moderatormaterials unterdrückt wird, dessen Bremsleistung geringer

809 638/1533

als diejenige des sonst in dem Reaktor verwendeten Materials ist. Bei Anwendung des vorliegenden Verfahrens kann eine größere Uberschußreaktivität unterdrückt werden als bei Verwendung der bekannten Regelstäbe. Deswegen läßt sich der Kernreaktor mit einer größeren Brennstoffmenge aufbauen, so daß eine längere Lebensdauer des Kerns zu erwarten ist. Da das Moderatormaterial eine geringere Bremsleistung hat als diejenige des sonst in dem Reaktor

der Moderator außerdem die Kühlflüssigkeit darstellt, können höhere Überschußreaktivitäten zu Betriebsbeginn unterdrückt werden, wobei eine längere Lebensdauer des Kerns und eine stärkere Umwandlung 5 von brütbarem, in spaltbares Material gewährleistet wird und zur gleichen Zeit die Neutronenflußverteilung gleichmäßiger ist. Schließlich wird zur Aufrechterhaltung der Reaktivität bei Verbrauch des spaltbaren Materials während des Betriebs das Spektrum

F i g. 2 ist ein Diagramm und zeigt die Änderung der kritischen Masse als Funktion der Änderung des Bremsmittels im Reaktor von Fig. 1;

Fig. 3 ist ein Diagramm und zeigt die Änderung der Überschußreaktivität als Funktion der Zeit für den Reaktor von F i g. 1 in Gegenüberstellung zu bekannten Reaktoren;

F i g. 4 ist ein Diagramm und zeigt die Änderung

verwendeten Materials, wird im großen Umfange io der Neutronengeschwindigkeiten in dem Kern vereine Umwandlung von brütbarem Material in dem ändert.

Kern in spaltbares Material erzielt. Die Verwendung Nachstehend wird an Hand der Zeichnungen die

von Überschußneutronen für eine derartige Umwand- Erfindung näher beschrieben.

lung stellt eine vorteilhafte Anwendung dieser Neu- F i g. 1 zeigt in schematischer Darstellung einen

tronen dar, während die Absorption solcher Über- 15 Kernreaktor, in dem eine Spaltungskettenreaktion

schußneutronen in Regelstäben (oder in löslichen stattfindet;
Reaktorgiften und in ihrem Austritt aus dem Reaktorkern) eine unwirtschaftliche Art der Herabsetzung der Anzahl überschüssiger Neutronen darstellt.
Weil darüber hinaus das spaltbare Material, das aus 20
der Umwandlung brütbaren Materials entsteht, zur
Aufrechterhaltung der nuklearen Kettenreaktion beiträgt, wird die Lebensdauer der Kerns weiter verlängert. Es ist möglich, ein Anwachsen der Neutro-

nenbremsleistung des Moderatormaterials ohne Ver- 25 des Umwandlungskoeffizienten als Funktion der Zeit

änderung oder große Veränderung der physikalischen für den Reaktor von F i g. 1 in Gegenüberstellung

Verhältnisse in dem Kernreaktor zu erzielen. Dabei zu bekannten Reaktoren.

kann der Kernreaktor während der gesamten Lebens- Der in F i g. 1 veranschaulichte Kernreaktor ist ein dauer des Kerns mit gleichbleibenden Temperaturen Druckwasserreaktor. Der Reaktor 10 ist mit Regelim Inneren arbeiten. Dazu kann z. B., wenn der Mo- 30 stäben 11 ausgestattet und hat einen Einlaß 12 sowie derator auch das Kühlmittel darstellt, die Änderung einen Auslaß 13 für primäres Kühlmittel, d. h. Wasder Zusammensetzung des Moderatormaterials zum ser. Ein U-förmiger Rohrmantelkessel 14 ist an seiner Vergrößern der Bremsleistung soweit wie möglich Rohrseite über die Leitungen 15 und 16 mit dem Reohne Änderung der Fähigkeit des Moderator- aktor 10 verbunden. In die Leitung 15 eingebaut ist materials zur Wärmeabsorption von den Brennstoff- 35 eine Pumpe 17 zur kontinuierlichen Umwälzung des elementen und ohne Änderung der Fähigkeit des Kühlwassers in geschlossenem Kreislauf durch den Moderatormaterials zum Wärmetransport aus dem Reaktor 10, wo das Wasser Wärme absorbiert, und Reaktor durchgeführt werden. Dieses letztgenannte durch den Kessel 14, wo die Wärme zwecks Dampf-Ziel kann sehr gut durch eine Mischung leichten und erzeugung an der Mantelseite des Kessels an Wasser schweren Wassers als Moderatorkühlmittel erreicht 40 abgegeben wird. Kesselspeisewasser tritt durch Leiwerden, da das leichte und das schwere Wasser sehr tung 18 ein und Dampf durch Leitung 19 aus, die unterschiedliche Bremsleistungen aufweisen, aber ihn zum (nicht dargestellten) Verwendungsort führt, sonst annähernd die gleichen physikalischen und ehe- Ein Druckhalter 20 ist über ein mit Ventil 22 vermischen Eigenschaften besitzen. sehenes Anschlußrohr 21 mit Leitung 16 verbunden Es wird darauf hingewiesen, daß bei einem ther- 45 und hält das Kühlwasser unter hohem Druck, so daß mischen Reaktor, der mit einem aus einem Gemisch die Wärmeübertragung auf das im Reaktor befindvon schwerem und leichtem Wasser bestehenden Mo- liehe Wasser stattfinden kann, ohne daß letzteres derator arbeitet, die Vergrößerung der Reaktivität, zum Kochen kommt.

die sonst von einer im Bedarfsfall bewirkten Ver- Der seiner Ausführung nach bekannte heterogene größerung des Verhältnisses von leichtem Wasser zu 50 Reaktor hat einen Kern, in dem Spaltstoff- und Brutschwerem Wasser in dem Kern erwartet werden Stoffkörper in bestimmter Weise angeordnet sind. Die kann, teilweise herabgesetzt wird, weil das leichte Brennstoffmenge im Kern überschreitet die kritische Wasser einen größeren Einfangquerschnitt für ther- Masse um einen Wert, der zum Beibehalten des krimische Neutronen als das schwere Wasser aufweist. tischen Zustandes während einer vorbestimmten Be-Es wird ferner darauf hingewiesen, daß durch die 55 triebszeit erforderlich ist. Der Reaktor ist somit ein Anwendung von schwerem Wasser oder eines Ge- thermischer Reaktor, in dem die meisten Spaltungen misches von schwerem Wasser und leichtem Wasser
zu Betriebsbeginn Aufwendungen verursacht werden,
die wenigstens teilweise Verluste bedeuten, wenn das

durch Absorption thermischer Neutronen erfolgen, d. h. von Neutronen, deren mittlere kinetische Energie sich nach der Betriebstemperatur bestimmt und

schwere Wasser während des Betriebes mehr oder 60 bei 300° C etwa 0,049 Elektronvolt beträgt. Der

weniger durch leichtes Wasser verdünnt wird. Diese
Kosten werden aber in Zukunft in dem Maße sinken, indem die Aufwendungen zur Behandlung von
Wasser zur Vergrößerung des Gehaltes an schwerem
Wasser verringert werden.

Wenn, wie bei dem vorliegenden Verfahren, nicht
nur ein Teil des Moderators, sondern der gesamte
Moderator veränderlich ist und wenn insbesondere

Überschußbrennstoff liefert Überschußreaktivität, d. h. erzeugt mehr Neutronen als für eine Kettenreaktion erforderlich.

Zwecks Änderung der mittleren Neutronenenergie 65 im Reaktor und — bei Anwesenheit von Brutstoffen — zwecks Verstärkung des produktiven Resonanzeinfanges von Neutronen durch die Brutstoffe wird die Überschußreaktivität durch Änderung des

Neutronenbremsvermögens gesteuert. Das Bremsvermögen des Reaktors ist seine Fähigkeit, schnelle Neutronen abzubremsen, um die Wahrscheinlichkeit ihres Einfangens in einem spaltbaren Atom zu vergrößern. Durch Verändern des Bremsvermögens des Reaktors läßt sich letzterer steuern und der Brutstoff/Spaltstoff-Umwandlungskoeffizient erhöhen. Das primäre Kühlmittel für den Reaktor 10 besteht aus einer Schwerwasser/Leichtwasser-Mischung mit großem Schwerwasseranteü. Das Mischungsverhältnis wird so eingeregelt, daß der Reaktor bei aus dem Kern herausgezogenen Regelstäben kritisch ist. Die Leitung des Primärkühlmittelsystems wird über die mit Ventil 24 versehene Leitung 23 mit Schwerwasser und über die mit Ventil 26 versehene Leitung 25 mit Leichtwasser regelbar beschickt. Die Wassermischung kann aus Leitung 15 durch eine mit Ventil 28 versehene Ablaßleitung 27 in eine Schwerwasser-Rückgewinnungsanlage 29 abgeleitet werden, die das Schwerwasser vom Leichtwasser trennt und das Schwerwasser wie- ao der für Leitung 23 bereitstellt.

Zur Vergrößerung der Menge an Schwerwasser — und folglich Deuterium — im System und somit zur Minderung des Bremsvermögens wird Schwerwasser durch Leitung 23 geregelt eingeleitet und eine as entsprechende Menge Wassermischung durch Leitung 27 abgeleitet. Bei fortschreitendem Verbrauch des Brennstoffs im Kern wird der kritische Zustand dadurch aufrechterhalten, daß Leichtwasser durch Leitung 25 regelbar ins System eingeleitet und eine entsprechende Menge Wassermischung abgeleitet wird. Die technischen Daten für einen solchen Reaktor sind:

Kerndurchmesser

Kernhöhe

Reaktorleistung ..
Kernbrennstoff ..,

35

Brutstoff

45

213,36 cm
243,84 cm
610 Megawatt Wärme

U-235 und U-233
als Uranoxyd (UO₂)

Thorium als
Thoriumoxyd (ThO₂)

670 kg

18 000 kg Thoriumoxyd
0,75

0,95 cm Außendurchmesser

0,0762 cm Zirkonlegierung

90 % Schwerwasser u. lO*/o Leichtwasser

Das Metall/Wasser-Verhältnis (M/W) ist der Quotient aus den Mengen festes Metall und Wasser im Reaktorkern.

Zur Inbetriebsetzung dieses Reaktors wird eine Menge von 670 kg Brennstoff in den Kern eingesetzt und eine Schwerwasser/Leichtwasser-Mischung im Verhältnis 90:10 in den Reaktor eingegeben. Das Schwerwasser/Leichtwasser-Verhältnis (D/H) wird eingeregelt, bis der Reaktor in kaltem Zustand gerade kritisch ist. Dann wird der Reaktor durch Verkleinern des D/H-Verhältnisses auf Temperatur und

Uranladung

Thoriumladung

Metall / Wasser - Verhältnis
Spaltstoff-Stabgröße

Umhüllung

Bremskühlmittel,
anfänglich ....

durch Herausziehen eines kleinen Regelstabes aus dem Kern auf Leistung gebracht. Das D/H-Verhältnis wird dann zum Ausgleich der Spaltstoffverbrennung und zur Erzeugung von Spaltprodukten entsprechend weiter verkleinert. Der Reaktor bleibt so lange in Betrieb, bis er durch Vermindern des D/H-Verhältnisses nicht langer bei Betriebstemperatur kritisch gehalten werden kann.

Tatsache ist, daß ein Neutron um so wahrscheinlicher eine Spaltung in einem spaltbaren Atom hervorruft, je langsamer es ist. Ferner ist bekannt, daß ein Deuteriumatom weniger Bremswirkung auf Neutronen ausübt als ein leichteres Wasserstoff atom. Daher kann die kritische Masse an Spaltstoffen bei einem Schwerwasserreaktor weiter über der kritischen Masse angesetzt werden als in Konversionsreaktoren mit Leichtwasserbremsung. Wenn also Leichtwasser zum im Reaktor befindlichen Schwerwasser zugegeben wird, werden mehr Neutronen durch die Resonanz von Spaltstoffen und Brutstoffen gebremst, so daß sich die Spaltwahrscheinlichkeit erhöht. Obwohl die Menge spaltbarer Atome mit fortschreitendem Verbrauch zurückgeht, läßt sich also der kritische Zustand durch Erhöhen der Bremswirkung mittels Leichtwasserverdünnung beibehalten.

Wesentlich ist ferner, das Brutstoffe wie Thorium und U-238 einen bedeutenden Resonanzeinfangs-Querschnitt im Neutronenenergiebereich von 0,4 bis 200 Elektronvolt, d. h. oberhalb des thermischen Bereichs, haben. Der Anteil an in den Brutstoffresonanzen eingefangenen Spaltneutronen läßt sich durch Vermindern der Abbremsung im Reaktorkern, d. h. durch Verschieben des mittleren Neutronenenergiespektrums auf höhere Energien, vergrößern. Dies begünstigt die Brutstoffe gegenüber den strukturellen Stoffen beim Einfangen von Neutronen, vergrößert somit den Umwandlungskoeffizienten und verkleinert die Netto-Spaltstofferschöpfungsrate.

F i g. 2 veranschaulicht den errechneten Einfluß von Veränderungen des Schwerwasser/Leichtwasser-Verhältnisses (Abszisse) auf die kritische Masse (Ordinate). Aufschlußreich ist, daß beim Bremsen mit ausschließlich Leichtwasser die kritische Masse von 670 auf etwa 260 kg zurückgeht.

Die Reaktorsteuerung erfolgt durch Verschieben des Neutronenenergiespektrums und somit dadurch, daß mehr Neutronen für die Brutstoffumwandlung verwendet und weniger Neutronen für die thermische Spaltung bereitgestellt werden. Die Überschußreaktivität wird also durch Vergrößern der Konversionsrate gesteuert, und im Endergebnis wird sowohl eine einheitlichere Flußverteilung erreicht als auch die Reaktorbetriebszeit zwischen den einzelnen Kernbrennstoffbeschickungen verlängert. Die errechnete Wirkung der Neutronenenergieverschiebung ist auf nachstehender Tabelle verzeichnet:

Schwerwasser in Volumprozenten	Prozentsatz der Einfänge im Energiebereich zwischen 0,4 und 200 Elektronvolt
0 50 70 80 90	12 20 27 30 32

7 8

Die Vorteile der Erfindung werden beim Vergleich etwa 350 kg über dem Gewicht der kritischen Masse des vorbeschriebenen Reaktors mit den folgenden lag. F i g. 3 veranschaulicht, wie sich der kritische ZuReaktoren bekannter Ausführung deutlich: stand (Ordinate) der Kerne A und B mit fortschreitender Betriebsdauer (Abszisse) verändert. Tatsäch-Reaktor A — Technische Daten: 5 lieh sind diese beiden Kerne unrealistisch, denn mit

Kerndurchmesser 213,36 cm herkömmlichen Regelstäben lassen sich nur Reak-

üvitaten bis höchstens etwa 0,17 steuern. Dies zwingt

Kernhöhe 243,84 cm 2u kleineren Ladungen und verkürzt die Kernlebens-

Reaktorleistung 610 Megawatt Wärme dauer, wie aus der Kurve für Reaktor A' ersichtlich.

„ „ _TT„„^ ,,-τ™-, ίο Auf Grund der Verwendung von Schwerwasser im

Kernbrennstoff U-235mdU-233 Bremsmittel läßt sich jedoch in dem nach dem vor-

^ ^UO2 liegenden Verfahren gesteuerten Reaktor eine grö-

Brutstoff Thorium als ThO₂ ßere Anfangsladung einsetzen.

Metall/Wasser-Verhältnis 0,75 . ^Bef\ ^Arbeit,^en _t .^m* ^s^^h S^roße _T ⁿ Bremstoff-An-

15 f angsladungen betragt bei herkömmlichen Steuerungs-

Thoriumladung 18 000 kg ThO₂ methoden die erwartete Kernlebensdauer von Reak-

Stabgröße 0,95 cm Außen- tor B etwa 840 Tage (F i g. 3); bei Anwendung des

durchmesser vorliegenden Steuerungskonzepts dagegen beträgt die

_TT , . „ _n -„_ „. , erwartete Lebensdauer (Abszisse) etwa 1330 Tage

Umhüllung 0 0762 cm Zirkon- _{ao (p}. _{g 4) Die erwartete} Kernlebensdauer für Reak-

legierung _{tor A} t,_{eträgt etwa} 549 T_{agej wenn m}j_t herkömm-

Bremskühlmittel reines H₂O liehen Regelstäben gearbeitet wird und zwecks Nied-

Steuerung herkömmlich (Regel- "S^tei ^der Reaktivität auf dem Wert 0 17 die An-

stäbe und/oder ab fangsladung so weit reduziert wird, daß der effektive

brennbare Neutronen- ^a5 ^^f^^f^j^E (M ^einen Wert von

gfi_t&\ 1,20 hat. Zusätzliche 300 Betnebstage und damit

™ 183 000 Megawatt-Tage ergeben sich, wenn ohne Be-

. schränkung durch die Maximal-Reaktivität von 0,17

Reaktor B —Technische Daten: _die Anfangsladung so weit heraufgesetzt wird, daß

Kerndurchmesser 474,87 cm 30 350 kg anfängliche Überschußmasse vorhanden sind.

Kernhöhe 441 96 cm ^^{e erwartete} Lebensdauer erhöht sich um weitere

' 490 zusätzliche Betriebstage und somit 300 000 Mega-

Reaktorleistung 610 Megawatt Wärme watt-Tage durch die Vergrößerung des Umwand-

Kernbrennstoff U-235 und U-233 lungskoeffizienten, wenn die Steuerung durch Verän-

als UO 35 dem des Bremsvermögens anstatt durch Verwendung

_ _ r~ . ² , ~,„ herkömmlicher Regelstäbe erfolgt.

Brutstoff Thorium als ThO_{2 Diege bedeutende} wi^g _{auf den} Umwandlungs-

Thoriumladung 18 000 kg ThO₂ koeffizienten (Ordinate) ist in F i g. 4 veranschaulicht.

Metall/Wasser-Verhältnis 0,05 ^{Der mitt}J^ere' ^af *^ε Gesamtlebensdauern der Kerne

40 von Reaktor A und Reaktor B bezogene Umwand-

Stabgröße 0,95 cm Außen- lungskoeffizient liegt bei etwa 0,53, während er für

durchmesser _den Kern des nach dem vorliegenden Verfahren geUmhüllung 0,0762 cm Zirkon- steuerten Reaktors etwa 0,71 beträgt.

legierung Dies zeigt deutlich die Vorteile der Steuerung

-. , .._U1 ... _Λ nrc7fni η λ 45 durch Anteilsveränderung des Neutroneneinfangs in

Bremskuhlmittel 0 2fW HtO ^{den Brutstoffresonanzen} gegenüber der Steuerung

^{3 2} durch Verändern der unproduktiven Neutronenver-

Steuerung herkömmlich (Regel- brauchsrate, wie dies bei herkömmlichen Einrichtun-

stäbe und/oder gen der Fall ist.

abbrennbare 50 Der Resonanzeinfang von Neutronen verstärkt sich

Neutronengifte) mit Abnahme der Resonanzentweichwahrscheinlich

keit P. Die geringeren Wahrscheinlichkeiten und so-

Kerne mit diesen Daten sind für Leistungsreakto- mit ein größerer Anteil an Resonanzabsorption erren charakteristisch. Reaktor B braucht ein kleines geben sich im eine Schwerwasser-ZLeichtwasser-Mi-MetaÜTWasser-Verhältnis (M/W), um die kritische 55 schung enthaltenden Reaktor. Als Voraussetzung für Masse auf angemessener Größe zu halten. Bei diesem die Anwendung der vorgeschlagenen Anpassungskleinen M/W-Verhältnis läßt sich unter Zugrunde- steuerung muß der Kern einen niedrigen P-Wert und legung des gleichen mittleren Wärmeflusses wie in A die Wassermischung einen hohen Schwerwasseranteil eine Reaktorleistung von 610 Megawatt nur mit den haben. Durch die Möglichkeit, die Resonanzfluchtobenstehenden großen Reaktorabmessungen erzielen. 60 Wahrscheinlichkeit durch Erhöhen des Bremsvermö-Mit Erhöhung des Schwerwasser-Volumenanteils gens, d. h. also durch Verkleinern des D/H-Verhältin der Wassermischung, d. h. bei Vergrößern des nisses, zu vergrößern, läßt sich der Reaktor so steu-D/H-Verhältnisses, sinkt das Bremsvermögen und ern, daß er sich während seiner Betriebszeit stets in vergrößert sich die kritische Masse. kritischem Zustand befindet.

Es wurden die Lebensdauern von Reaktor A, Re- 65 Bei Steuerung eines Uran/Thorium-Konversionsaktor B und einem Reaktor errechnet, der nach vor- reaktors durch Ändern des Bremsvermögens im Kern liegenden Verfahren gesteuert wird; als Grundlage mittels Änderung des D/H-Verhältnisses läßt sich die hierzu diente eine Brennstoff-Anfangsladung, die um potentielle Lebensdauer eines 610 Megawatt-Kerns

von 540 Tagen bei herkömmlicher Steuerung auf 1330 Tage erhöhen. Dies wird erreicht

1. durch die Möglichkeit, große anfängliche Brennstoffladungen steuern und daher große Mengen an Überschußmasse einsetzen zu können und

2. durch Erhöhen des mittleren Umwandlungskoeffizienten durch Ausschalten unproduktiver Neutronenabgabe an Steuerungsvorrichtungen.

IO

Die an Hand eines Druckwasserreaktors beschriebene Erfindung läßt sich gleichermaßen auch auf Kernreaktoren anderer Systeme anwenden.

Die vorliegende Erfindung kann in geeigneten Reaktoren bekannter Konstruktion dadurch verwendet werden, daß nach entsprechenden Anpassungen ein veränderliches Bremsmittel an die Stelle der herkömmlichen Steuerungseinrichtungen tritt. In diesem Zusammenhang eignen sich beispielsweise die folgenden Bremsmittel, deren Wirkung sich durch Mengen-Veränderungen regeln läßt:

1. Berylliumstaub in Graphitstaub,

2. Glasperlen in Leichtwasser,

3. in Leichtwasser suspendierter Graphitstaub.

Claims (5)

Patentansprüche:

1. Verfahren zur Steuerung eines Kernreaktors, dessen Reaktorkern sowohl aus durch moderierte Neutronen spaltbarem Material als auch aus schnelle, bei der Spaltung erzeugte Neutronen bremsendem Material (Moderator) besteht, bei dem während des Betriebs die mengenmäßige Zusammensetzung des aus verschiedenen Materialien bestehenden Moderators geändert wird, dadurch gekennzeichnet, daß zur Kompensation des Spaltstoffabbrandes und der Bildung von Reaktorgiften die Zusammensetzung des gesamten Moderators geändert wird.

2. Verfahren nach Anspruch 1, angewendet auf einen Reaktor, der mittels eines leichtes Wasser enthaltenden Fludes moderiert wird, gekennzeichnet durch Veränderung des Volumens von in dem leichten Wasser verteilten Glaskügelchen in jeder Volumeneinheit der Bremsflüssigkeit.

3. Verfahren nach Anspruch 1, angewendet auf einen Reaktor, der mittels fluidisierten Moderatorstaubes moderiert wird, gekennzeichnet durch Veränderung des Verhältnisses von Berylliumstaub zu Graphitstaub in dem fluidisierten Moderatorstaub.

4. Verfahren nach Anspruch 1, angewendet auf einen Reaktor, der mittels eines leichtes Wasser enthaltenden Fludes moderiert wird, gekennzeichnet durch Veränderung des Volumens von in dem leichten Wasser verteiltem Graphitstaub.

5. Verfahren nach Anspruch 1, angewendet auf einen Reaktor, der sowohl moderiert als auch gekühlt wird durch eine schweres Wasser enthaltende Flüssigkeit, gekennzeichnet durch Erhöhung des Anteils an leichtem Wasser und gleichzeitiger Verringerung des Anteils an schwerem Wasser in der Moderatorflüssigkeit.

In Betracht gezogene Druckschriften:
Atomics, Vol. 8, 1957, Nr. 1, S. 10;
Proc. of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy, Vol. 3, 1955, S. 36.

In Betracht gezogene ältere Patente:
Deutsches Patent Nr. 1020 417.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

809 638/1533 11.68 © Bundesdruckeiei Berlin