DE1299480B - Verfahren zur Herstellung einer schwer wasserstoffdurchlaessigen Schicht auf als Moderator in Kernreaktoren zu verwendenden metallischen Hydriden und Moderatorelement zur Durchfuehrung des Verfahrens - Google Patents

Verfahren zur Herstellung einer schwer wasserstoffdurchlaessigen Schicht auf als Moderator in Kernreaktoren zu verwendenden metallischen Hydriden und Moderatorelement zur Durchfuehrung des Verfahrens

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DE1299480B
DE1299480B DEJ25456A DEJ0025456A DE1299480B DE 1299480 B DE1299480 B DE 1299480B DE J25456 A DEJ25456 A DE J25456A DE J0025456 A DEJ0025456 A DE J0025456A DE 1299480 B DE1299480 B DE 1299480B
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hydrogen
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Harde
Dr Juergen
Motz
Dr Rer Nat Rudolf
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Interatom Internationale Atomreaktorbau GmbH
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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Description

  • Die Erfindung bezieht sich auf das Problem, metallische Hydride, die dauernd einer Temperatur von mehr als 400° C ausgesetzt sind, wie dies bei der Verwendung von Metallhydridkörpern in einem Moderatorelement in einem Kernspaltungsreaktor der Fall ist, mit einer schwer wasserstoffdurchlässigen Schicht zu versehen und diese während des Betriebs dauernd aufrechtzuerhalten. Die Verwendung von Hydriden (oder Deuteriden), insbesondere von Zirkonhydrid, das wegen eines geringen Einfangquerschnitts für thermische Neutronen in dieser Gruppe eine bevorzugte Stellung einnimmt, als Moderator in Kernspaltungsreaktoren, stößt jedoch auf gewisse Schwierigkeiten.
  • Bei den Betriebstemperaturen eines Reaktors, in der Regel von mehr als 400° C, besitzen die Hydride einen merklichen Wasserstoffpartialdruck, der eine zeitliche Begrenzung ihrer Verwendbarkeit zur Folge haben kann. Der Wasserstoffdruck, der sich innerhalb der Moderatorelemente aufbaut, führt zu einer Abdiffusion des Wasserstoffs durch die meist metallischen Umhüllungswerkstoffe. Es ist also mit einer ständigen - im allgemeinen unerwünschten - Wasserstoffabnahme im Moderator zu rechnen. Die bekannte hohe Diffusionsfähigkeit des Wasserstoffs und steigende Reaktorbetriebstemperaturen begünstigen diesen Ablauf.
  • Es sind aus diesem Grunde schon verschiedentlich Anstrengungen unternommen worden, um diese störendenWasserstoffverluste derHydride zu vermeiden. Es wurde bereits das Aufbringen schwer wasserstoffdurchlässiger, meist keramischer, Schichten auf die Hydride versucht, ohne jedoch zu völlig zufriedenstellenden und betriebssicheren Resultaten zu kommen. Ferner ist vorgeschlagen worden, innerhalb der Moderatorelemente künstlich einen höheren Wasserstoffpartialdruck aufrechtzuerhalten bzw. von Zeit zu Zeit eine Nachhydrierung des Hydrids vorzunehmen. Auch dieses bedeutet einen erheblich zusätzlichen apparativen Aufwand, der aus wirtschaftlichen Überlegungen und Gründen der Betriebssicherheit gern vermieden wird.
  • Zur Behebung dieser Schwierigkeit wurde nun gefunden, daß auf metallische Hydride - insbesondere auch auf diejenigen des Zirkons - während des Reaktorbetriebs kontinuierlich schwer wasserstoffdurchlässige Schichten aufgebracht und erhalten werden können. Erfindungsgemäß besteht das Verfahren, diese Schicht herzustellen, darin, daß die Hydride bei erhöhten Temperaturen, vorzugsweise zwischen 300 und 800° C, schwach oxydierenden Bedingungen ausgesetzt werden.
  • Zum Aufbau einer derartigen Wasserstoffbarriere kann erfindungsgemäß so vorgegangen werden, daß geringe Mengen an Sauerstoffträgern, beispielsweise die Oxide der Metalle Blei, Eisen, Chrom, Mangan und/oder Silicium, in die Moderatorelemente eingesetzt werden. Innerhalb der die Hydridkörper in gasdichten Umhüllungen enthaltenden Moderatorelemente wird dadurch ein geringer Sauerstoffpartialdruck aufrechterhalten, der für eine kontinuierliche leichte Oxydation der Hydridoberflächen sorgt. Als umgebendes Medium können Gase oder flüssige Metalle, vorzugsweise Alkalimetalle, verwendet werden. Diese Verfahrensweise ist besonders günstig für Betriebstemperaturen an der Moderatoroberfläche zwischen 400 und 800°C.
  • Bei alkalimetallgekühlten Reaktoren wird erfindungsgemäß vorgeschlagen, in dem die Hydride umgebenden, flüssigen Alkalimetall, vorzugsweise Natrium, dauernd eine in bezug auf die Hydride oxydierende Atmosphäre, und zwar Sauerstoffgehalte zwischen 1 und 50 ppm durch Kühlfallen oder ähnliche technische Reinigungsverfahren aufrechtzuerhalten. Dabei können die bekannten technischen Reinigungsverfahren, die aus Korrosionsgründen im Alkalimetall des Primärkreislaufs zwingend notwendig sind, angewendet werden. Diese Sauerstoffspuren im Alkahmetall sind ausreichend, um auf dem Hydridkörper durch eine Umsetzung mit der Hydridoberfläche eine für den Wasserstoff schwer durchlässige dichte Schutzschicht aufzubauen und kontinuierlich zu regenerieren. Dies gilt auch, wenn bei Temperaturänderungen im Reaktor infolge thermischer Spannungen Risse in dieser Schutzschicht auftreten; diese werden stets durch die gleiche Reaktion sehr rasch durch eine neue Schutzschichtbildung unwirksam gemacht, so daß die Wasserstoffbarriere aufrechterhalten bleibt. Dies kann nach der weiteren Erfindung dadurch geschehen, daß die Umhüllungen der Hydridkörper für das Alkalimetall durchlässig ausgebildet, beispielsweise mit Öffnungen versehen sind, so daß sie von dem flüssigen Alkalimetall des Primärkreislaufs durchströmbar sind.
  • Die Bildung der schwer wasserstoffdurchlässigen Schicht kann auf einfache Weise experimentell nachgewiesen werden, wie dies auch an Hand der beigefügten Zeichnungen erläutert ist.
  • Es werden in zwei gleiche Moderatorelementhüllrohre aus Stahl 1 Zirkonmassivkörper 2 mit 63 Atom-% Wasserstoff eingesetzt und mit Endkappen 4 gasdicht verschweißt (F i g. 1). In dem ersten Moderatorelementhüllrohr, das in F i g. 1 abgebildet ist, sind die Spalten 3 zwischen dem Zirkonhydridkörper und dem Hüllrohr mit Argon gefüllt.
  • In dem zweiten, nicht abgebildeten, jedoch gleich aufgebauten Moderatorelementhüllrohr befindet sich in den Zwischenräumen Natrium, in dem in der beschriebenen Weise ein Sauerstoffpotential aufrechterhalten wird, z. B. mittels Bleioxid, das in Form einer Tablette in der Spalte 3 im Moderatorelementhüllrohr angeordnet ist.
  • Diese Elemente werden dem gleichen Temperaturgradienten zwischen 500 bis 650° C über einen Zeitraum von 3000 Stunden unterworfen. Hierdurch werden im Inneren unterschiedliche Wasserstoffpotentiale erzeugt, die zu einer Aufhydrierung der kalten und zu einer Dehydrierung der heißen Zonen führen müßten. In dem Moderatorelementhüllrohr, in dem die Argonatmosphäre vorliegt, findet auch die erwartete Konzentrationsverschiebung statt. Der Ablauf erfolgt durch Diffusion im Hydrid und durch Transport über den mit Gas gefüllten Zwischenraum zwischen dem Moderatorelementhüllrohr 1 und dem Zirkonmassivkörper 2 (vgl. F i g. 2 a).
  • In dem zweiten, nicht abgebildeten Moderatorelementhüllrohr, das sauerstoffhaltiges Natrium enthält, bildet sich eine nahezu wasserstoffundurchlässige Oberflächenschicht auf den Zirkonmassivkörpern aus, so daß nur noch die Diffusion im Hydrid, aber nicht mehr außerhalb eines Hydridkörpers über den mit Natrium gefüllten Zwischenraum zwischen dem Hüllrohr 1 und dem Zirkonmassivkörper 2 ablaufen kann. Das in F i g. 2 b abgebildete Diagramm, das in seiner Abszissenlänge der Länge der aneinandergereihten Zirkonmassivkörper entspricht, zeigt deutlich die Unterbrechung an den Grenzflächen der Hydridkörper.
  • Weiterhin erkennt man, daß im Falle der Argonatmosphäre insgesamt ein Wasserstoffverlust auftritt, da die Fläche des aufhydrierten Gebiets merklich kleiner ist als die des dehydrierten. In dem Moderatorelement mit oxidhaltiger Natriumfüllung dagegen ist ein Wasserstoffverlust des Zirkonhydrids innerhalb der Versuchszeit nicht feststellbar.

Claims (4)

  1. Patentansprüche: 1. Verfahren zur Herstellung einer schwer wasserstoffdurchlässigen Schicht auf als Moderator in Kernreaktoren zu verwendenden, in metallischen Umhüllungen eingeschlossenen, metallischen Hydriden, insbesondere Hydriden des Zirkons, dadurch gekennzeichnet, daß die Hydride bei erhöhten Temperaturen, vorzugsweise zwischen 300 und 800° C, schwach oxydierenden Bedingungen ausgesetzt werden.
  2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zur dauernden Aufrechterhaltung der oxydierenden Bedingungen als Sauerstoffträger Metalloxyde, beispielsweise der Metalle Blei, Eisen, Chrom, Mangan und/oder Silizium in die die Hydride enthaltenden gasdichten Umhüllungen der Moderatorelemente eingesetzt werden.
  3. 3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß in dem, die Hydride zwecks Kühlung umgebenden, flüssigen Alkalimetall, vorzugsweise Natrium, durch Kühlfallen oder ähnliche technische Reinigungsverfahren Sauerstoffgehalte zwischen 1 und 50 ppm aufrechterhalten werden.
  4. 4. Moderatorelement zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Umhüllungen der Hydridkörper für das Alkalimetall durchlässig ausgebildet, beispielsweise mit öffnungen versehen sind.
DEJ25456A 1964-03-14 1964-03-14 Verfahren zur Herstellung einer schwer wasserstoffdurchlaessigen Schicht auf als Moderator in Kernreaktoren zu verwendenden metallischen Hydriden und Moderatorelement zur Durchfuehrung des Verfahrens Withdrawn DE1299480B (de)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0088877A1 (de) * 1982-03-17 1983-09-21 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH Neutronen-Moderator für Behälter zur Lagerung von abgebrannten Kernbrennstoffen
US4589929A (en) * 1984-02-09 1986-05-20 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Method for treating the surface of finished parts, particularly the surface of tubes and spacers formed of zirconium alloys, for nuclear reactor fuel assemblies

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EP0088877A1 (de) * 1982-03-17 1983-09-21 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH Neutronen-Moderator für Behälter zur Lagerung von abgebrannten Kernbrennstoffen
US4589929A (en) * 1984-02-09 1986-05-20 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Method for treating the surface of finished parts, particularly the surface of tubes and spacers formed of zirconium alloys, for nuclear reactor fuel assemblies

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