DE1464605A1 - Brennelementanordnung fuer einen Leistungsreaktor - Google Patents
Brennelementanordnung fuer einen LeistungsreaktorInfo
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- DE1464605A1 DE1464605A1 DE19621464605 DE1464605A DE1464605A1 DE 1464605 A1 DE1464605 A1 DE 1464605A1 DE 19621464605 DE19621464605 DE 19621464605 DE 1464605 A DE1464605 A DE 1464605A DE 1464605 A1 DE1464605 A1 DE 1464605A1
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Description
Die Erfindung betrifft eine Brennelementanordnung für einen
Leistungsreaktor, bei dem Kernenergie mit wesentlich erhöhter Leistungsdichte freigesetzt wird.
Der höchste Wirkungsgrad eines Kernkraftwerkes wird dann erzielt, wenn der Kern des Beaktors mit der höchstmöglichen
Leistungsdichte betrieben wird. Der Leistungsdichte, die man
aufrechterhalten kann, sind Jedoch praktische Grenzen gesetzt, nämlich durch die für den Brennstoff ,das Konstruktion «material
und das Kühlmittel zulässigen Höchsttemperaturen und durch den für das Kühlmittel zulässigen Höchstdruck. Keine dieser
Grenzen wird an allen Stellen des Reaktorkerns gleichzeitig erreicht. Beispielsweise kann die Gesamtleistung eines Beaktorkerns
dadurch auf einen unerwünscht niedrigen Wert beschränkt werden, daß die Mittelzone eines einzigen Brennstoffelementes
in einem bestimmten Teil des Reaktorkerns bereite zu schmelzen beginnt, wenn die Mitteltemperaturen aller anderen Brennstoff-
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elemente noch weit unterhalb des Schmelzpunktes liegen. Der "?eutronenfluß im Reaktorkern ist nicht einheitlich,
sondern ändert sich in Längsrichtung wie eine Kosinusfunktion und in Querrichtung wie eine Besselfunktion.
Bei gleichmäßiger Verteilung des spaltbaren Materials im Brennstoff ist die Leistungsdichte und die Brennstoff- '
temperatur in der Mitte des Reaktorkerns größer als in der Nähe der Aussenseite· Selbst innerhalb eines verhältnismäßig kleinen, von einer Brennstoffanordnung ausgefüllten
Bereiches des Reaktorkerns kann in den in der Nähe der Aussenseite der Brennstoffanordnung liegenden Brennelementen
eine anormal große Wärmemenge freigesetzt werden, so daß sich die ausaen liegenden Elemente der Brennstoffanordnung
auf einer weitaus höheren Temperatur als die innen liegenden Elemente der Brenn stoff anordnung befinden. Dies kann auf
eine hohe thermische Neutronen dichte zurückzuführen sein,
die in einer benachbarten Neutronenmoderatorschicht oder
in dem Zwischenraum zwischen unmittelbar benachbarten Brennstoff anordnungen vorhanden ist. Je nach den Eigenschaften
des Brennstoffes und des Moderators kaun die Leistungsdichte
und die Mittel temperatur der äusseren, in der Ifähe der
Moderatorschicht en liegenden Brennstoffelemente zweieinhalbmal größer als die durchschnittliche Leistungsdichte der
in ffrage kommenden Brennstoffanordnung sein.
Bs wurde bereits mehrmals versucht, diese Nachteile zu beseitigen. Bisher wurde noch kein Reaktorkern gefunden,
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in dem heterogene Brennstoff- und Regelelemente im Moderator angeordnet werden können, ohne daß Moderatorschiohten oder andere Inhomogenitäten im Moderator-Brennstoff-Verhältnis auftreten.
Bei einem flüaaigkeitemoderierten und flüssigkeitegekühlten Reaktor wurde bereits versucht, die zwischen benachbarten BrennetoffanOrdnungen vorhandenen Moderatorschichten teilweise durch Streifen aus einem Material
mit einem niedrigen Neutroneneinfangsquerschnitt, beispielsweise aus Zirkonium, zu ersetzten und die zwischen
den Brennstoffanordnungen liegenden Regelelemente mit
Anhängern aus einem derartigen Material zu versehen. Die bestehenden Schwierigkeiten können jedoch dadurch nicht
vollständig beseitigt werden. In den zwischen den Brennstoffanordnungen und den Regelelementen erforderlichen
Zwischenräumen befindet sich der flüssige Moderator, ao
daß auch hier Moderatorschichten vorhanden sind, in denen
NeutronenfluBspitzen auftreten. Ausseraem wird durch das
zusätzlich in den Reaktorkern eingeführte Material ein wesentlicher Anteil der für die Kernreaktor zur Verfugung
stehenden Neutronen nutzlos absorbiert. Die für die Regelelemente vorgesehenen Anhänger müssen bei Abnutzung öder
Korrosion instand gesetzt und ersetzt werden. Die Höhe
des für den Reaktor erforderlichen Behälters mui Wegen
der Anhänger für die Regelelemente um die Reaktorkernhöhe
vergrößert werden. Falls die Anhänger von oben in den. Kern
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eingeführt werden, ist das Nachfüllen von Brennstoff mit Schwierigkeiten verbunden, da der Brennstoff zwischen
den nach Olsen aus dem Reaktorkern abstehenden Anhängern
eingeführt werden muß.
Auch wurde bereits versucht, die Anreicherung (Konzentration der durch thermische Neutronen spaltbaren Atome,
beispielsweise U235, in Bezug auf die brütbaren Atome,
beispielsweise U238) der normalerweise heißesten Brennstoffelemente
gegenüber den anderen Elementen der Brennstoff anordnung, zu verringern. Da die Brennstofftemperatur
direkt proportional air leistungsdichte und diese wiederum
direkt proportional zum Produkt aus thermischen Neutronenfluß und Anreicherung ist, wurde angenommen, daß eine
Verringerung der Anreicherung1 entsprechend der im heißesten.Element auftretenden Flußspitze das Problem
10 sen würde. Wird jedoch' die Brenn eto ff anreicherung verringert,
dann nimmt auch die Neutronenabsorption ab, so daß der Neutronenfluß in dem Gebiet geringerer Anreicherung
entsprechend zunimmt und daher die durch Verringerung der Anreicherung erzielten Vorteile geschmälert werden.
Bei Verringerung der Anreicherung bei nur leicht angereicherten Brennstoffelementen, die beträchtliche Mengen
Brutstoff enthalten, erhöht eich ausserdem wegen der verringerten
Neutronenabsorption des Spaltstoffee in bezug, auf den Brutstoff die Umwandlung des Brute toffee in
neuen Spaltstoff· Durch den erhöhten Zuwachs an Spaltstoff
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in den Elementen mit. geringerer Anreicherung entsteht also soviel neuer Sfpaltstoff, daß irgendwelche am Anfang
vorhandenen, durch geringere Anreicherung gewonnenen Vorteile im Laufe der Bestrahlung der Elemente im Reaktor
"beträchtlich geringer oder sogar Kompensiert werden. Der
große thermische Spaltquerschnitt von Pu239» das aus dem
tfranisotop TF* durch Heutroneneinfang entsteht, trägt
beträchtlich dazu bei, daß die durch Verringerung der Urananreicherung erzielten Vorteile sich im Laufe der
Zeit herausheben.
Weiterhin wurde auch bereits versucht, das Problem durch Entfernung einiger zentraler Brennstoffelemente in jeder
Brennstoffanordnung und durch Einführung von zusätzlichem Moderator in den frei werdenden Baum zu 18sen. Dadurch
entsteht jedoch in der Mittelzone der Brennstoffanordnung
ähnlich wie in den die Brenn stoff anordnung umgebenden
Moderator schichten eine Neutronenfluß spitze. Zwar wird dadurch das relative Neutronenfluß verhältnis von Spitzenwert
zu Durchschnittswert in den Brennelementen zwischen diesen Moderatorkörpern wirksam verringert, jedoch ergaben sich auch eine Hei he von schwerwiegenden Wachteilen.
Falls das flüssige Kühlmittel als Moderator dient, strömt
^J das Kühlmittel durch die zentrale Öffnung, falls dies
oo nicht durch einen rohrförmigen Strömungskanal verhindert
to wird. Barch einen derartigen Kanal würde die Fremd-
f^ stoffmenge im Reaktor und daher die nutzlose Neutronen-ω
absorption im Komi erhöht werden. Durch fleutronenabsorptio:
in dem in der Mittelöffnung befindlichen Moderator wird G(NAL
die fieaktivität erniedrigt. Zwar kann dadurch die Brennstoffmenge
verringert werden, jedoch nimmt auch die für die Wärmeabfuhr zur Verfugung stehende Brennstoff oberfläche
ab. Damit das gleiche Moderator-Brennstoff-Verhältnis
in einer derartigen Anordnung aufrecht erhalten werden kann, mufl der Brennelementabstand kleiner gemacht
werden, so daß das Brennelementgitter kleiner wird, und dadurch die" Abstandshalter und Abstützelemente für die
Brennstoffelemente wesentlich komplizierter werden. Weiterhin ist auch die Querschnittsfläche für den am
Brennstoff vorbeiflieflenden Kühlmittelstrom geringer.
Der vorliegenden Erfindung liegt nun die Aufgabe
zugrunde, einen Kernreaktor mit wesentlich höherer Leistung und Leistungsdichte zu schaffen.
Gemäß der vorliegenden Erfindung kann ein Element, welches einen ersten Brennstoff enthält, der Ursprunglieh
aus U J und einem durch thermische Neutronen spaltbaren Material bestellt und nach Bestrahlung durch
Neutronen des thermischen Energie spektrums einer nicht gleichförmigen thermischen Neutronenfluß verteilung ausgesetzt
ist, die lokale Bereiche mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß besitzt, dem ein Teil
des Elementes ausgesetzt ist, durch ein zweites Brennstoffmateriai verbessert werden, das in dem Element
in dem lokalen Bereich mit verhältnismäßig hohem thermisehen
Neutronenfluß angeordnet 1st, ursprünglich Th
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und ein durch thermische Neutronen spaltbares Material
enthält und deseen Z^ a ursprünglich nicht kleiner ale
das ^ a dee ersten Brennstoffmaterials ist.
Weiterhin zeichnet sich ein Brennelement, das zusammen
mit einem Moderator in Br ennelemen tan Ordnungen mit heterogener Struktur verwendet werden kann, in welchen eine
durch thermische Neutronen induzierte, sich selbst erhaltende Kernspalfeingskettenreaktion aufrechterhalten
werden kann und in welchen strukturelle Inhomogenitäten im Moderator-Brennstoff -Verhältnis eine nicht gleichmäßige thermische Neutronenflußverteilung zur Folge haben,
die örtliche Bereiche mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß besitzt, dem ein Teil des Brennstoffelementes ausgesetzt ist, nach der vorliegenden Erfindung
dadurch aus, iTafl es wenigstens einen Abschnitt besitzt,
In dem sich ein Brennstoffkörper befindet, der aus einem
ersten Brennstoffmaterial, welches ursprünglich TT* und
ein durch thermische Neutronen spaltbares Material enthält und einem zweiten Brennstoffmaterial besteht, welches
ursprünglich Th J und ein durch thermische Neutronen spaltbares Material enthält und dessen £- ti ursprünglich
φ nicht geringer als das ^. a des ersten Materials 1st
co vaxA von dem der größte !Teil In de» Abschnitt in wenigstens
oo - ' ' . ..■■ ■ ;
<=> einem lokalen Bereich mit verhältnismäßig hohem thermischen
^ Neutronenfluß angeordnet let.
"° · Nach der vorliegenden Erfindung kann weiterhin eine
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durch strukturelle Inhomogenitäten im Moderator-Brennstoff-Verhältnis
eine ungleichmäßige thermische Neutronenflußverteilung
auftritt, die örtliche Stellen mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß enthält, dem einige wenige
Teile der Brennstoffanordnung ausgesetzt elnd, die aus
länglichen, im bestimmten Abstand voneinander angeordneten Brennstoffelementen besteht, dadurch verbessert werden, daß
jedes Brennstoffelement wenigstens einen Brennstoffkörper . enthält, der wenigstens aus einem ersten Brennstoffmaterial,
das ursprünglich U J und ein durch thermische Neutronen
spaltbares Material enthält, und aus einem zweiten Brennstoff-
2^2 material zusammengesetzt ist, welches ursprünglich Th J und
; ein durch thermische Neutronen spaltbares Material enthält, so-
2^2
viel Th J und spaltbares Material im zweiten Brennstoffmaterial
vorhanden ist, daß das £.a des zweiten Brennstoffmaterials
ursprünglich nicht kleiner als dae t2L a des ersten
Brennstoffmaterials ist, wenigstens der größte Teil des zweiten Brennstoffmaterials in den Elementen der Brennstoffanordnung
angeordnet ist, die sich in den lokalen Bereichen mit verhältnismäßig hohem thermischen ITeutronenfluß befinden,
und wenigstens der größte Teil des ersten Brennstoffmaterialβ
in den an anderen Stellen der Brennetoffanordnung angeordneten
Brennelementen befindet.
co
co
u> Di· nach der vorliegenden Erfindung aufgebauten Brennelement·
oo
und Brenn Bto ff anordnungen können zusammen mit einem Moderator ·'
ο iti eine* Reaktorkern rerelnlft werden, deseen Inhalt an spalt*
μ . '■'";"■■· - ■
.
k> tartn Xattri&l und an Moderator mit m tan· «ur lufreohttrhaltun«
BAD ORIGINAL
einer Kernspaltungskettenreaktion ausreicht. In den Zeichnungen zeigern
Pig. 1 einen Querschnitt durch eine Gruppe aus
vier an sich "bekannten Brennstoffanordnungen, in denen die Brennstoffstäbe in Form eines quadratischen Husters
angeordnet sind,
Fig. 2 den Verlauf des thermischen Neutronenflusses
und der Leistungsdichte eriSLang der Diagonale der in Pig·
1 gezeigten Gruppe und entlang der Diagonale der in Pig. gezeigten Gruppe aus vier erfindungsgeaiäfien Brennstoffen-Ordnungen,
Fig· 3 eine scheme ti sehe Darstellung zur Erläuterung
der räumlichen Änderung der Leistungsdichte in den Brennstoff
stäben der rechten Brennstoffanordnung in Pig. 1,
Fig. 4 einen Querschnitt durch eine Gruppe von vier benachbarten Brenn stoff anordnungen nach der vorliegenden
Erfindung, bei dem die thoriumhaltigen Brennstoffstäbe
mit T bezeichnet sind,
Fig. 5 eine schema ti sehe Darstellung der Iieben Änderung der relativen Leistungsdichte In der Brenn-
^ Pig. 6 eine graphische Darstellung der Änderung
^. des Maximalwertes der relativen Leistungsdichte in Abhingig-
ro keit von der Bestrahlung oder Lebensdauer der stm Stand
der Technik gehörenden Brennstoffanordnungen und der
Brenn stoff an Ordnungen, BAD ORIGINAL
Fig. 7 eine graphische Darstellung der ÜbereehuS-reaktivität^
k/k als Funktion der Bestrahlung oder Lebensdauer
von zum Stande der Technik gehörenden Brennntoffanördnungen
und von Brennstoff an Ordnungen nach der vorliegenden
Erfindung,
Pig· 8 einen Querschnitt einer Gruppe aus vier Brennstoff anordnungen, die voneinander durch verbaltnisraäSig
große, mit flüssigem Moderator gefüllte Zwischenräume getrennt sind, in denen ein kreuzförmiges Regelelement verschiebbar
ist,
Fig. 9 einen Querschnitt einer großen erfindungsgemäßen "Brennstoffanordnung mit ungefähr 100 einzelnen stabföriaigen
Brennelementen,
Pig. 10 einen Querschnitt durch eine erfindungsgemäße
Brennet off anordnung, die oine hexagonal« Form hat
und in welcher die stabföraigen Brenn β to ff elemente in Form
eines dreieekförmigen Musters angeordnet sind*
Fig. 11 einen Querschnitt einer plattenförmigen
Brennstoff anordnung nach der vorliegenden Erfindung, bei welcher Leistungsspitzen an den Ecken vermieden werden,
,Fig. 12 einen Querschnitt einer anderen erfindunge-
o geN&Sen Ausführungsform einer plattenförmigen Brennetoff-
α» anordnung, bei welcher rund üb die Ümfangsfltche keine
^ Leistungsspitzen auftreten»
t° Fig. 13 einen Schnitt einee der inneren Ärennstoff-
ω platten der in Wf · 12 gezeigten Anordnung entlang der
13-13,
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Fig· 14 einen ähnlichen Schnitt einer anderen Ausführungsform einer Brennstoffplatte und
flg. 15 und 16 einen Querschnitt einer aus etabförmlgen
Brennelementen aufgebauten Brennstoffanordnung und einer aus plattenförmigen Brennelementen aufgebauten Brennetoffanordnung, wobei das thoriumhaltige Material getrennt vom
Breimetoff im Strukturmaterial der Brennstoffanordnung angeordnet ist»
Fig. 1 seigt einen Querschnitt durch eine Gruppe von
▼ier benachbarten Strömungekanälen 20, von denen jeder
6x6 Brennelemente enthält. Die Gruppe ist swisohen vier
kreuzförmigen Hegelelementen 34 angeordnet· Als Brennstoff wM verhältnismlLiig niedrig angereichertes Uran
verwendet. In den Zwischenräumen 112 «wischen benachbarten Strömungekanälen 20 befindet sich leichtes Wasser,
da· als Moderator verwendet wird und in form von dünnen,
plattenförmigen Schichten in diesen Zwischenräumen vorliegt· In den Zwischenräumen 110, in denen die kreusf&rmigen
Regelelemente 34 angeordnet sind, sind jedoch verbaltnismäilg dioke, plattenförmige Moderatorsohlenten vorhanden·
Bei jedem thermischen Reaktor ist in einer Zone, in der
sieh kein Brennstoff befindet» sondern die mit Moderator
gefällt ist» UWW Yerbältnie der lfeutronenmoderation eur
tmtrmieehen lemtresienabeorf ti on wesentlich gröter als das
eatapreoheaet Tfrtältnie in eder in der Hähe vtm einseinen
Brennelement·«· In den Moderaterseaieaten tritt also eine ■<*
Am§lmfung vtm «aandsehen leitrtnen ft*f, und es tntetthen
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lokale Bereiche mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronen«
fluß. Eine derartige Flußspitze wirkt eich wenigstens noch
auf den Bereich aua£n dem sich die äusseren Brennelemente der benachbarten Brenn st off anordnung befinden. Der Neutronenfluß
und daher die Leistung in diesen äusseren Brennelementen ist daher wesentlich höher als der durchschnittliche Fluß und die
durchschnittliche Leistung aller Brennstäbe der Brennstoffanordnung·
Sie Flufi- und Leistungsspitzen sind besonders kritisch in
der Nähe einer Ecke einer Brennstoffanordnung, wo eines oder mehrere Brennelemente in der Nähe des Schnittpunktes von zwei
plattenförmigen Moderatorsohlchten angeordnet sind» und inebesondere dann, wenn die an der Ecke angeordneten Brennelemente
in einzelne Absohnitt unterteilt sind, so daß gleichzeitig drei
Moderatorschichten zusammenstoßen. Diese Eckelemente sind die heißesten Elemente in der Brennstoffanordnung und befinden sich
auf Betriebstemperaturen, welche die Leistungsabgabe der ganzen
Brenn stoff anordnung und möglicherweise des gesamten Reaktorkerne begrenzen.
Die Inneren Eokelemente UO befinden sich auf einer etwas
höheren Temperatur als der Durchschnitt aller Brennelemente und als ein einzelnes Element 142 im inneren der Brennstoff anordnung· Das Brennelement 140 befindet sich an der Stoß stelle-▼on zwei verhältnismäßig dünnen Moderatorsohiohten 112. Andere.
Bokelemente, beispielsweise da· Element 144, befinden sich
an der 3tol stelle tiner verhältnismäßig dioken Moderatorsohloht
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110 und einer verhältnismäßig dünnen Moderatorschicht
112 und haben daher eine etwas höhere Temperatur als
die innersten Eckelemente 140. Sie äussersten Eokelemente 146 befinden sich an der Stoßstelle von zwei
verhältnismäßig dicken Moderatorsohiohten 110. Biese
Brennelemente sind unter allen anderen Brennelementen die heißesten, wenn die benachbarten Hegelelemente 34
ausgefahren sind. BIe thermische Neutronendichte ist in
und in der Nähe dieser Moderatorschicht sehr hoch und
daher ist die Leistung dieser benachbarten Eckelemente 144 wesentlich höher als die Leistung irgendwelcher ende»
τβτ Brennelemente in der Brenn stoff anordnung.
Bie in Fig. 2 dargestellte graphische Barstellung liegt
senkrecht unterhalb den Pig· 1 und 4 und dient zur Erläuterung der Änderung des relativen thermischen Neutronenflusses und der relativen Leistung entlang den
Biagonalen 148 und 188 der in Flg. 1 und 4 gezeigten
Gruppen aus vier Brennstoffanordnungen. BIe in Fig. 1 gezeigten Brennstoffanordnungen gehören sum Stand der
Teohnik, während die in Fig· 4 gezeigten Brennstoff anordnungen entsprechend der Lehrt der vorliegenden Erfindung ausgestaltet sind. Bie relative Leistung ist das
Verhältnis der durchschnittlichen Leistung des gegebenen
Brennelement·« zur durchschnittlichen Leistung aller Brennelement· der inirag· kommenden Gruppe. Bie gezeigten
Kurven sind symmetrisch zur senkrechten Mittellinie 149»
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die mit dem Schnittpunkt zweier dünner Moderatorschichten
in Fig. 1 und Fig. 4 zusammenfällt· Es ist lediglich eine Hälfte der Fluß- und Leistungskurven in Fig. 2 dargestellt.
Die fehlende Hälfte verläuft spiegelbildlich zu der gezeigten Hälfte der entsprechenden Kurve. Der Verlauf des
thermischen Neutronenflussee ist links von der Mittellinie
149 und der Verlauf der Leistung iet rechts von der Mittellinie 149 in Fig. 2 dargestellt.
Die Kurve 160 im linken Teil der Fig. 1 zeigt den geglätteten Verlauf dee thermischen Neutronenflueses entlang
der Diagonale 148 einer Brennstoffanordnung· Der thermische Neutronenfluss ist verhältnismäßig hoch im Bareioh
150 (und 152), in dem sich gro&Q Moderatorschichten befinden. Der thermische Neutronenfluß ist auch verhältnismäßig hooh im Mittelbereich 154, welcher der Stoflstelle
zweier schmaler Modoratorschichten entspricht. Im Bereich
156 (und 158) ist der thermische Neutronenfluß verhältnismäßig niedrig» da in diesem Bereich die einzelnen Brennelemente die thermischen Neutronen sehr stark absorbieren·
Aus der Kurve 160 ist ersichtlich, daß der Neutronenfluß
in den Funkten 162 und 164 wesentlich größer ist als
der durchschnittliche Neutronenfluß. Die Punkte 162 und 164 geben die Stellen an» an welchen sich das aus sere und
innere Eokelement 146 und 140 befinden·
Die Kurve 166 Ib rechten fell der Fig· 1 zeigt den geglätteten Verlauf der relativen Leistung entlang der sechs
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Ordnung· Da keine wesentliche Energiemenge in den Moderator sehioht en freigesetzt wird, endigt die Kurve 166 in
der ffähe der Punkte 168 und 170, welche den Stellen entsprechen, an denen sich das innere Eokelement 140
und das äussere Eokelement 146 befindet. Die waagerechte
Linie 172 gibt die durchschnittliche Leistung der seehs auf der Diagonale liegenden Elemente an. Aus der
Kurve 166 ist ersichtlich, daß die Leistung des inneren Eokelement β β ungefähr um 22 ^ und die Leistung des aus sera
Eokelementes ungefähr um 51 ^ höher ist als die Durchschnittsleistung.
Aue Tig· 3 ist die relative Leistung jedes einseinen Brennstoffelementes der in Pig. 1 gen« rechts angeordneten Brennstoffanordnung ersichtlich. Die relative
Leistung ist das Verhältnis der durchschnittlichen Leistung (fiber die Länge eines gegebenen Elementes) lur
durchschnittlichen Leistung aller Elemente der Brennstoffanocdnung· Der vom Durohströmungskanal 20 umschlossene Bereioh in Fig· 3 iet durch gestrichelte
Linien in 36 elnselne Bereiche unterteilt, die den von den 36 eineeinen Brennelementen der Brennstoffanordnung eingenommenen Bereiohen entsprechen. Die in
jedem Bereioh angegebene Zahl gibt die relative Leistung an, bei welcher das in diesem Bereich befindliche Brennelement betrieben wird·
180 befindliehe inner· Eckelement eine relativ· Leistung
von 1,06, die nur 6 % über dem Bürohschnitt lie*tßAD original
Bas äuesere Eokelement« dae im Bereich 162 an der
Stoß stelle der dicken Moder a tor «schichten 110 liegt,
hat die höchste relative Leistung» nämlich 1,39. Dieser Wert liegt 39 £ über dem Durchschnitt. Die anderen beiden
Eckelemente in den Bereichen 184 und 186 haben dazwischenliegende Werte von ungefähr 1,22. Fig. 3 zeigt,
daß die relative Leistung der in der Nähe einer Moderatorschicht liegenden Brennelemente beträchtlich höher ist
ale der Durchschnitt einer gegebenen Brennstoff anordnung«
Weiterhin ist ersichtlich, daß die relative Leistung der äuseeren in der Nähe einer Moderatorschicht 110 liegenden Brennelemente höher ist als diejenige der im Inneren
der Brennstoff anordnung liegenden stabförmigen Elemente.
• fig» 4 eeigt einen Querschnitt durch eine Gruppe von
vier erfindung !gemäß en Brennstoff anordnungen, von denen
jede 6x6 Brennelemente enthält. Die Geometrie dieser
Gruppe entspricht der in flg. 1 geieigten, sum Stande der
Technik gehörenden Gruppe. Die Brennstoffanordnungen unterscheiden sich von den bekannten Anordnungen dadurch,
dal jede erfindungsgemäf e Brennetoffanordnung 7 thoriumhaltige Zompeneationselemente enthält· Diese thoriumhaltigen lompeneationeelemente sind das äuseere Eckelement
19O9 die seiden unmittelbar »enaohbartan Elemente 192
un* 194t «it lckelemente 196 und 196 un· die unmitttltar srn itm verftasAattm !lementen »anaektortea
WlmmH tOO mi tot· AUt Eewyensatlenselemeate ein«
im ami ti·« «tkitlismiaji ιμηνι lr«mAel«iemtr«lli«m ee*t-
BAD ORIGINAL
U6A605
ordnet und durch ein von einem Kreis umschlossenes T bezeichnet. Bas innerste Eckelement 204 und alle
anderen Elemente der Brennstoffanordnung sind normale uranhaltige Elemente, die als Brutstoff größtenteils
U ·* und einen Spaltstoff, "beispielsweise U-, enthalten. Diese Elemente sind nicht kompensiert und sind
aus Vergleiohsgrttnden in jeder Hinsicht identisch mit
den in Fig. 1 dargestellten Uranbrennelementen· Die sieben thoriumhaltigen Kompensationselemente sind identisch mit den unkompensierten Elementen, enthalten aber
ala Brutstoff anstelle von Uran Th .und können einen
durch thermische Neutronen spaltbaren Stoff, bei spielsweieeU -" enthalten· Sie Bestimmung der Spaltetoffmenge
der Kompen sation eel ement ist weiter unten näher angeführt· Jedes der thoriumhaltigen Kompensationselemente
hat einen makroskopischen thermischen Neutronenabsorption«
querschnitt^ a, der ungefähr 21 f>
größer ist als der makroskopische thermische Neutronenabsorptionsquerschnitt
der normalen Uranelenente· Alle Kompensationselemente
sind in der Nähe der relativ dicken ModeratorBchiohten
In Bereichen der BrennθtoffanOrdnung angeordnet, in
denen normalerweise ein hoher thermischer Neutronen-»
% flue vorhanden let. Wegen ihres wesentlich höheren
» thermleohen NeutronenabeorptionstiuereohnitteB absorbieren
°
dieee thoriumhaltigen Kompensationselemente ungefähr
19 + mehr Neutronen als die unkompensierten Elemente.
^ Daduroh wir* die thermieohe NeutronenfluÄepit»β verringert, Alt eonet Im Bereich der dioken Moderator-BAD ORipiNAL
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schichten 110 und in den benachbarten Brennelementreihen
auftritt.
Aus Pig. 2 ist die Wirkung der Kompensationeelemente
■ auf den thermischen Neutronenfluß und die relative Leistung ersichtlich. Die untere Kurve 210 im linken Teil
der Pig, 1 zeigt den geglätteten Verlauf des thermischen Neutronenflusses entlang der Diagonale 188 in Fig. 4·
Der thermische Neutronenflufl im Bereich 150 der JIg. 2
ist ungefähr 5 $> niedriger als der thermische Neutronenflufi, der eich bei Verwendung von bekannten Uranbrennelementen ergibt und duroh die Kurve 160 dargestellt ist.
Das Auamafl der Verringerung dee thermischen Neutronenflusses
nimmt entlang der Diagonale mit küraer werdendem Abstand
vom Punkt 164 ab, der die Stelle angibt, an welcher eich das innerste, nicht kompensierte, stabförmige Brennelement befindet. Die untere Kurve 214 im linken Teil
der Fig. 2 zeigt den Verlauf der relativen Leistung entlang der Diagonale 188 in Pig. 4. Die Leistungskurve
214 endigt aus den in Zusammenhang mit den Funkten 168 und 170 angegebenen (!runden in der Nähe der Punkte
und 218. Die relative Leistung dee neuesten äueeeren
Eckelemente3 ist im vorliegenden Falle um ungefähr 25 Jt
auf einen Wert verringert worden, der nurmehr 14 £ ttber
dem Durchschnitt liegt. Im (legen sate dasu liegt bei der
bekannten Brenn stoff anordnung dieser Wert um 39 J* über
dem Durchschnittswert. Aus FIf· 5 1st dl· relative Leistung
BAD
Jedes dor 36 Brenntlemente der In Fig· 4 rechts Hegenden
Brennetoff anordnung ersichtlich· Aus einem Vergleich der
Hg« 5 »it der Hg. 3 ergibt sich, daß die relatire Lei*
■tang der eineeinen Bienen te der erfindungegemäAen Brennstoff anordnung wesentlich geringer 1st· Die sieben thoriumhaltifren Xompensationselemente sind in den Bereichen 220,
222» 224» 226, 228» 230 und 232 der Fig. 5 angeordnet· In allen übrigen Bereichen befinden sich unkompenslerte üranelemente· Bas innerste , unkompeneierte
Eckelement 1» Bereich 234 be ei tat einen relativen
Leletungewert von 1 »14» der etwas höher ist als die
Leistungswerte der «eisten anderen unkompeneierten Elenente« Bae äueserste lokeleaent la Bereich 226 hat einen
relativen Lelstungawert von 1 »14» der um 25 + niedriger
ist» als der relative Leistungswert im Bereich 182 der
«Lg. 3· -
In den folgenden Beispielen 1 bis 7 ist der Einflul
auf die Ausgangsleistung und die Lebensdauer des Brennstoffes näher erlftutert» der sich ergibt» wenn man in
einem Leistungsreektor den üblichen, unkondensiert en
Qranbrennstoff durch den erflndungsgemftien thorlumkompensi ertön Brennstoff er se ti t.
•Ine in Vif· 1 dargestellte, bokaante,
besteht a«s $$ stabfirmlgoa
U64605
a toff element en, die eine Gesamtlänge von drei Meter haben
und in Form einer aus sechs Zellen und sechs Spalten bestehenden Anordnung an den GHtterpunkten eines quadratischen Gittere angeordnet sind, wobei der Gitterabstand
1,8 cm beträgt. Jedes Brennelement besteht aus vier Teilen, die axial miteinander durch Schraubfassungen verbunden sind· Jeder Teil ist ungefähr 70 cm lang und besteht aus einem Hüllrohr aus Zirkoniumlegierung mit einem
Durchmesser von 12,7 mm und einer Wandstärke von 0,64 mm, das gesinterte UOg-Brennstoffpellets mit einer Dichte von
wenigstens 95 # der theoretischen Dichte von UO2 enthält.
Der Brennstoff setzt sich aus 98,5 Gewichtsprozent U J Og
und aus 1,5 Gewichtsprozent U ^ Og zusammen. Die Brennstoffanordnung befindet eich In einem offenen rohrförmigen
Strömungekanal aus Zirkoniumlegierung· Der Strömungskanal
besitzt einen quadratischen Querschnitt und hat eine Länge von 3 m, eint Wandstärke von 1,5 mm und eine Breite (gemessen swisohen den Aussenflächen gegenüberliegender Wände)
von 11,2 om»
Der In Beispiel 1 näher erläuterte Brennstoff kann in
•inta bekannten Siedewasserreaktor verwendet werden. Der Reaktorkern besteht aus 452 Brenn stoff anordnungen, der in
Bt tipi el 1 beschriebenen Art, dl« in Form «inte geraden
KrtiMjrHne·!»· al« einem Büro totster von uaftfäJu· J, 13 a
an#tti*n«t sind. Jtwtil· vier Irtanetoffenerdnengtn «la«
BAD ORIGINAL
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H6A605
zu einer quadratischen Gruppe zusammengefaßt. Benachbarte
Strömungskanalflächen haben innerhalb der Gruppe einen Abstand von 1 cm und der Zwischenraum zwischen benachbarten
Strömungskanalflächen ist von einer schmalen, länglichen Waaserschicht auegefüllt. Die verschiedenen aus vier Brennstoffanordnungen bestehenden Gruppen haben von benachbarten
Gruppen einen Abstand von 1,9 cm und die auf diese Weise zwischen den Gruppen entstehenden Zwischenräume sind mit
breiten, länglichen Wasserschichten gefüllt, innerhalb denen
80 kreuzförmige Regelelemente verschiebbar angeordnet sind·
Der Reaktorkern enthält insgesamt 61 t UOg und das Verhältnis des gesamten Moderatorvolumens zum gesamten Brennstoffvolumen im ganzen Kern beträgt in Abwesenheit von
Dampfblasen 2,17. Die Regelelemente bestehen aus rostfreiem Stahl mit einem Borgehalt von 2 Ί* und haben «ine
Länge von ungefähr 3 m, eine Sohenkeldioke von 9,5 mm und
eine Schenkelbreite von 16,5 cm· Die Regelelemente sind in der Mittelzone des Reaktorkerns in der in Hg« 1 gezeigten
Welse verteilt· Der Reaktorkern ist Innerhalb eines Druckgefäßes aus Stahl angeordnet, das alt rostfreiem Stahl auegekleidet ist und tine Höhe von 11,85 m, einen Innendurchmesser
von 3,66 m und ein« Wandstärke von 14»2 cm hat·
Als Neutronenmoderator und Reaktorkühlmittel wird entmineralisiertee leiohtes fasser verwendet· Das leichte Wasser wird in
den unteren Teil des Druckbehälter» mit einer Temperatur von 263° eingeführt, die ungefähr 22° unterhalb der Sättigunge-
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temperatur liegt, die bei einem Druck von 70 kg/cm ungefähr 285° beträgt. Das Wasser strömt durch die Strömungakanäle nach oben» so daß ein unmittelbarer Wärmeaustausch
zwisohen dem Wasser und den in den Strömungskanälen angeordneten Brennstoffanordnungen stattfinden kann. Dadurch
wird das Wasser auf den Siedepunkt erwärmt und verdampft teilweise. In der oberhalb des Reaktorkerne liegenden Zone
sammelt sich eine Mischung aus siedendem Wasser und Dampf, die dann aus dem Reaktorbehälter in eine Abscheidetrommel
strömt· In dieser wird das Wasser vom Dampf abgetrennt und der Dampf der Hochdruckeinlaßleitung einer zweistufigen
Dampfturbine zugeführt«
Die maximale relative Leistung innerhalb einseiner
Brennstoffanordnungen dieses Beispiels beträgt 2,16. Dieser
Wert ergibt sich bei der Multiplikation dreier Größen. Aus der axialen Flußverteilung im Kern ergibt sich der Beitrag
von 1,4-, ein Beitrag von 1,1 1st einer örtlichen SpItee
zuzuschreiben, die an den Enden der einzelnen Teile der Brennelemente auftritt und auf eine zwischen den Enden der
einzelnen Teile quer durch die Brennstoffanordnung verlaufende Wasserechicht zurückzuführen let, und ein Beitrag
von 1,4 ergibt sich aus der Örtlichen Spitse für das
heißeste Eckel ement. Die maximale relative Leistung für
den gesamten Kern beträgt 3,6. Dieser Wert ergibt sich
aus der Multiplikation des Wertes 2,16 mit der uröße 1,67,
die dem Beitrag der radialen Fluß verteilung angibt. Diese
Maximalwerte treten bei einem sauberen Kern auf, wenn
sloh dieser im Siedezustand befindet und dabei die Regel-
bad origin;
elemente teilweise ausgefahren sind.
Ifater Berücksichtigung, daß die Leistung durch den
Schmelzpunkt des Brennstoffes begrenzt 1st, beschränken die vorgenannten relativen Leietungewerte die thermisohe
Leistung dieses Reaktorkerne auf 636 Μ*^η* Unter diesen
Bedingungen beträgt der Wasserdufcheats durch den Reaktor»
kern pro Stunde 11»6 Millionen kg, die pro Stunde er-■eugte Dampfmenge ist O(72 Millionen kg und die elektrische Gesamtleistung beträgt 193 VW0X*
Die erfindungsgemäfle thoriumhaltlge Brennβtoffanordnung
ist geometrisch identisch mit der In Beispiel 1 beschriebenen bekannten Anordnung« Bei der erfindungsgemäBen Brennstoffanordnung sind sieben an der Aussenseite gelegene UO*-
Elemente durch fhOg-Kompensationselemente ersetzt* Die
ThOg-Eleaente haben die gleiche UrUAe wie die TK^-Elemente,
jedoch betrftgt die BrennstofflusammenSetzung 98,5 Oewiohtaproient ThO^, 1,4 Gewicht«pro«ent υ O2 ^* °»1
Oewlohteproeent IT3 O2. Die sieben thoriumhaltigen Elemente sind in der in Pig· 4 gezeigten Weise angeordnet,
d.h« das erste« sweite, fünfte und das gemeinsame sechste
Element der beiden sioh sohneldenden, entlang den dloken
Moderatorsohlehten verlaufenden Elementreihen ist ein
tmeflvmhaltlf·· Hememt. Der makreekopleohe thermlsehe
*e«tronenabttfftt«*temereohnltt £ « beträgt beim tJOj-
■ ■ —
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kopisoh'e thermische Neutronenabsorptionsquerschnitt ißt
also beim ThOg-Element um ungefähr 21 i» höher. Weiterhin
ist das ursprüngliche Verhältnis der Zahl der erzeugten spaltbaren Atome zu der Zahl der verbrauchten spaltbaren
Atome (das IJmwandlungsverhältnis) für die UOg-Elemente
nur 0,68 und für die ThOg-Kompensationselemente Jedoch
1,19. Der Doppier-Koeffizient von ThO2 ist ungefähr
dreimal so negativ wie der Doppler-Koeffizient von UO«·
Die sioh daraus ergebenden Einflüsse sind näher in Beispiel 4 dargelegt.
Der Reaktorkern ist identisch mit dem in Beispiel 2 beschriebenen Reaktorkern» jedoch werden anstelle der im
Beispiel 1 beschriebenen Brennstoffanordnungen die in
Beispiel 3 beschriebenen Brennstoffanordnungen verwendet.
Durch Verwendung der Thoriumkompensationseitmente wird
der maximale relative Leistungswert in den einzelnen
Brennstoff anordnungen von 2,16 auf 1,58 verringert und
die maximale relative Leistung des gesamten Reaktorktrne wird von 3|6 auf etwa unter 3»0 verringert. Berücksichtigt
man wie im Beispiel 2, daß die Leistung durch den Schmelzpunkt des Brennstoffes begrenst ist, dann beträgt die su~
2' lässige Leistung dieses Kerne mit dem verbesserten Brenn»
ο etoff 770 M%h, wee eintp Erhöhung um 134 MWth entspricht,
< «ad dl« elektrisch· 0 ···*«. ei β tun* beträft 233 ** . » was
ο · ·*·
tlntr Irhöhung ron 40 Mf§1 tntnpricht. Da dl· eiebtn _
<** BAD ORIGfNAL
Thoriumkompensationselemente ein höheres Umwandlungsverhältnil "besitzen, kann die nutzbare Lebensdauer dieser verbesserten
Brennstoffanordnungen von ungefähr 10 000 MWT/1 (Megawattage
pro Tonne Uran) für die in Beispiel 1 beschriebenen Brennstoff anordnungen auf ungefähr 13000 MWT/t (Megawattage pro
Tonne Uran und Thorium) erhöht werden. Der Doppler-Koeffizient
des verbesserten Brennstoffes ist beträchtlich negativer, was sich auf die Sicherheit des Reaktors auswirkt,
da während eines schnellen Übergangszustandes die negative, von der Brennstofftemperatur abhängende prompte Reaktivität
größer ist· Würde zufälligerweise einmal eine größere Reaktivität frei werden, dann würde dieser negative Redfcivitätseffekt
in Richtung einer Abschaltung des Reaktors wirken.
Bei den in den Beispielen 1 bis 4 beschriebenen, aue
unterteilten Brennelementen bestehenden Brennstoffanordnungen treten drei zusätzliche Moderatorschichten auf, die senkrecht
zu den bereits beschriebenen länglichen Moderatorsenichten
verlaufen und an den Verbindungsstellen der einzelnen Teile der Brennelemente liegen. In diesen drei querliegenden Moderatorschichten
treten Neutronenfluflspitzen auf, wodurch eine
Leistungsspitze von 1,1 in dem Brennstoff auftritt, der in co der Nähe der Enden der einaelnen Brennelementteile liegt.
ο Diese Leistungsspitze kann auch entsprechend der Lehre der
*■"* vorliegenden Erfindung beseitigt werden. Zu diesem Zweck
J^ wird die in Beispiel 3 beschriebene Brennstoffanordnung so
co
BAD ORIGINAL
abgeändert, daß an jedem Ende aller Brennelementteile in den 29 normalen unkompensierten UOg-Brennelementen
ein einziges, 1,28 cm langes Pellet aus dem Thoriumkompensation
smateri al vorhanden ist. Die entsprechenden Endpellets in allen Teilen der sieben Thoriumkompensa-'
tionselemente bestehen aus dem gleichen Thoriumkompensation
smaterial, dem 0,15 # Dysprosiumoxyd (Dy2O,) zugegeben
wurden. Bs kann auch eine equivalente Menge eines
anderen Materials mit großem thermischen !Teutronenabsorptionsquerschnitt
verwendet werden. Dadurch wird die lokale Leistungsspitze von 1,1 an den Enden der
einzelnen Teile der Brennelemente auf 1,0 verringert, d.h. sie wird vollständig beseitigt. Da dadurch der
im Beispiel 4 angegebene relative Gesamtleistungswert der Brennstoffanordnung von 1,78 auf einen Wert von
1,62 verringert wird, ergibt sich eine zulässige Leistung des in Beispiel 4 beschriebenen Leistungsreaktors
von 846 MWth.
Eine verbesserte erfindungsgemäße Brennstoffanordnung mit höherer Leistungsdichte und wesentlich
verringertem Kühlmittelströmung«widerstand besteht aus
49 stabförmigen Brennelementen, die in Torrn eintr aus
sieben Zeilen und sieben Spalten bestehenden Anordnung an den Öitterpunkten einee quadratiaohen Gittere angeordnet
sind, wobei der Gitterpunktabetand 1,52 cm beträgt.
Die Brennelemente sind von einem rohrförmigen
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Strömungskanal mit quadratischem Querschnitt umschlossen,
der aus rostfreiem Stahl besteht und eine Wandstärke von ungefähr 1,3 mm und eine aus sere Kantenlänge von ungefähr
11 am hat· Am unteren Ende der Brennstoff anordnung befindet sich ein Abstütstglied, welches mit einer Ktthlmitteldurohlaßöffnung versehen und mit einer Blende but
Einstellung der Etihlmittelströmung ausgerüstet 1st· Am
oberen Ende der Brennstoffanordnung ist ein Hebebügel angebracht, der die KühlmittelStrömung nicht behindert·
Jedes Brennelement hat eine !Aage von 290 cm, von der
281 cm mit Brennstoff ausgefüllt sind»
Von den 49 mit einer Hülle aus rostfreiem Stahl versehenen stabfSrmigen Brennelementen jeder Brennstoffanordnung sind 39 nicht unterteilte, normale Element, die
gesintertes Urandioxyd mit 99^iger theoretischer Dichte
enthalten, welches aus 2,50 Gewichteprozent U ^'Og und
97,50 Gewichteproeent U236O2 besteht. Das in der Mitte
der aus sieben Zeilen und sieben Spalten bestehenden Anordnung liegende Brennelement ist unterteilt und .besitit
dasselbe Iaotopenverhältals wie die normalen Elemente*
Neun Brennelemente sind nicht unterteilte, stabförmige Thoriumkompensationselemento entsprechend der vorliegenden Erfindung. Diese Kompensation «elemente enthalten eine
Mitehung von ThO2 und vollständig angereichertem UO2, dl·
BAD
U64605
aus 97,726 Gewichtsprozent Th232O2, 2,117 Gewichtsprozent
U235O2 und 0,157 Gewichtsprozent U238O2 besteht. Die
Kompensationeelemente nehmen in den beiden äusseren, sich
schneidenden Brennstoffelementreihen den ersten, zweiten, fünften, sechsten und gemeinsamen siebten Platz ein.
Das maximale relative Leistungsverhältnis dieser Brennstoff anordnung beträgt nur 1,15. Ein Leistungsreaktor der
in Beispiel 2 beschriebenen Art oesitzt eine thermische
Leistung von 636 MW+v.» wenn er 452 Brenn β to ff anordnungen
enthält, die aus mit rostfreiem Stahl umhüllten normalen UOg-Brennstoff mit einer Anreicherung von 2,5 i» bestehen.
Werden diese Brennstoffanordnungen durch erfindungsgemäfie Brennstoffanordnungen ersetzt, dann erhöht sich die
thermische Leistung auf 963 Mw^n und die elektrische
Leistung auf 291 ^8I* ofen® daß die bei bekanntem Brennstoff auftretende Brennelementmitteltemperatur und die
hochstzulässige Temperatur in der Brennelementhülle überschritten wird· Es wird alsoβine Verbesserung von
über 50 f ersielt.
Dieser Anstieg in der Gesamtleistung und die Abnahme des relativen Leietungeverhältnisaee wird in diesem
Beispiel natürlich teilweise durch Verwendung von Brennstoff anordnungen mit nicht unterteilten Brennelementen
geringeren Durchmesserβ, teilweise durch Verwendung von
mehr Brennelementen pro Anordnung und teilweise durch
Verwendung von erfindungsgemäflen Thoriumkoaptneationstltmenttn «riielt. Aus einem Vergleich dts Beispieles 6
909809/0223
mit dem folgenden Beiapiel 7 ergibt eich, daß eine
25 #-ige Verbesserung sich schon bei Verwendung von thoriumhaltigen Eckelementen ergibt.
Verwendet man bei der in Beispiel 6 beschriebenen Brennstoff anordnung aus sieben mal sieben Brennelementen kein
Thorium, dann beträgt das maximale relative Leistungsverhältnis 1,44· Bei Verwendung derartiger Brennatoffanordnungen
beträgt die maximale Leistung des im Beispiel 6 beschriebenen Leistungsreaktors nur 770 HW^· Dieser
Wert entspricht nur 75 i> der Leistung, die bei Verwendung
des in Beispiel 6 beschriebenen Brennstoffes erzielt wird.
Je höher die Leistungsdichte der Brennstoffanordnungen
in irgendeinem Beaktor ist und je höher der Dampfblasenanteil
in einem Siedereaktor ist, desto schlimmer wirken sich die bei den bekannten Brennelementen wegen des ungleichmäßigen
Moderator-Brennstoff-Verhältnisses auftretenden örtlichen Leistungsspitzen aus und desto vorteilhafter
ist es, nach der Lehre der vorliegenden Erfindung aufgebaute Brennstoffanordnungen zu verwenden·
In Fig. 6 ist das Verhalten von zum Stande der Technik gehörenden Brannstoffanordnungen und von nach der Lehre
der vorliegenden Erfindung aufgebauten Brennstoffanordnungen mit zunehmender Bestrahlung graphisch dargestellt· Babel ist
BAD OFUGiNAL
909809/0223
die relative Leistung des heißesten Eckelementee jeder
Brennstoffanordming als Punktion der Brennetoffbestrahlung
dargestellt, die in Megawattagen pro Tonne Uran und gegebenenfalls
Thorium ausgedrückt ist. Die dargestellten Werte gelten für Brennstoffanordnungen der in den Pig. 1 und 4 gezeigten
und in den Beispielen 1 und 3 beschriebenen Art und mit der in der folgenden Tabelle angegebenen Brennatoffzusanmeneetzung.
Stand der Technik Erfindung
29
UOg-Elernente | 36 1,60* |
Zahl U235O2 |
too,o |
ThO2-Elemente | 0 |
Zahl | - |
ThO2 U235O2 U238O. |
|
100,0
98,! 1,46#
0.14$ 100,0
Die Kurve 250 in Fig. 6 zeigt das Verhalten der zum
Stande der Technik gehörenden Brenn stoff anordnung. Am Anfang der Bestrahlung hat die relative Leistung des heißesten Eckelementes
einen Wert von 1,39t der durch den Punkt 252
909809/0223 bad original
dargestellt ist· Im laufe einer Bestrahlung von ungefähr
1OOO MWT/t steigt die relative Leistung auf einen Wert von
ungefähr 1f4»6 an, der durch den Funkt 254 dargestellt ist·
Dieser Anstieg der relativen Leistung ist darauf eurtickzufuhren, dafl in den Eckelementen, die im Gebiet höchster
thermischer Neutronendiohte liegen, verhältnismäßig schnell
spaltbares Pu ^ durch Bestrahlung von Tr* aufgebaut wird.
Im Laufe der weiteren Bestrahlung nimmt jedoch die relative Leistung wieder ab, so dafl naoh einer Bestrahlung von ungefähr 10 000 MWT/t die relative Leistung auf einen Wert von
ungefähr 1,3 abgenommen hat, der im Funkt 256 dargestellt 1st. Diese allmähliche Abnahme ist ein Ergebnis des langsameren
Pu J-Aufbaue in den inneren Brennelementen der Brennstoff -anordnung und des schnelleren Abbrandβ des spaltbaren Materials
in den Eckelementtn.
Sie untere Kurve 258 in Flg. 6 neigt das Verhalten einer
erfindungsgemäOen Brennstoffanordnung während der Bestrahlung.
Am Anfang hat die relative Leistung einen verhältnismäßig niedrigen Wert von 1,15, der durch den Funkt 260 dargestellt ist· Dies ist darauf EurttolOBuführen, daß die Anreioherung der Bokfcompsnsationsstäbe etwas geringer 1st und
In diesen Kckstäben duroh das an die Stelle von Vr* getretene
th232 Ais thermieohen Neutronen wesentlich stärker absorbiert
werden. Is Laufs der Bestrahlung nimmt die relative Leistung
lunäohst etwas ab und erreicht nach einer Bestrahlung von
bad
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U646 05
ungefähr 5000 MWT/t einen Wert von ungefähr 1,13 beim Puakt
262. Bei weiterer Bestrahlung nimmt die relative Leistung wieder etwas zu und erreicht nach einer Bestrahlung von
10 000 MWT/t einen Wert von ungefähr 1,15 beim Punkt 264.
Bei Bestrahlung entsteht in den Eckkompensationeelementen das spaltbare tr" und in den normalen UOg-Elementen Pu ,
Der Umstand, daß der Spaltungsquerschnitt von U JJ kleiner iet
als von Pu-, trägt dazu bei, datf die relative Leistung
der Thoriumkompensationselemente zunächst etwas abnimmt* Das größere Umwandlungsverhältnis der Thoriumelemente führt
schließlich zu einem Anstieg der relativen Leistung dieser Elemente· Im vorliegenden Falle beträgt das ursprüngliche
Ifawandlungsverhältnis der ThOg-Kompensationselemente 1,19ι
während das ursprüngliche Umwandlungsverhältniβ der normalen
UOp-Elemente nur 0,66 ist. Die Kompensationeelemente haben
also eine ausgeprägte Wirkung auf den Neutronenhaushalt der Brennstoffanordnung.
Die Kurven 250 und 258 nähern sich und schneiden ei oh
eohliefllich im Punkt 266 nach einer Bestrahlung von ungefähr 13 000 MWT/t. Dieser Schnittpunkt kann verschoben werden,
falls die relative Leistung der erfindungsgemäien Brennstoffanordnungen nicht so stark korrigiert wird und der höhere
Schmelzpunkt und die Wärmeleitfähigkeit von ThO« gegenüber
UO2 ausgenütet wird, um In der Mitteleone dee Brennet of fen
unterhalb der Schmelztemperatur au bleiben· Wird jedoch nach. Erreichen des Schnittpunktes weiter bestrahlt, dann iet die
909809/0223 bad original
relative Leistung in den Eckelementen der erfindungsgemäßen
Brennstoffanordnungen größer als bei den bekannten Anordnungen. Diese Situation hat jedoch keine
wesentliche Bedeutung, da nach solanger Bestrahlung die
Reaktivität der Brennstoffanordnung durch Abbrand eines Teiles des spaltbaren Materials im Brennstoff soweit
abgenommen hat, daß die Leistung, die in einem solchen Brennstoff aufrecht erhalten werden kann, wesentlich
geringer als am Anfang ist und selbst eine höhere relative Leistung in den Eckelementen nicht mehr dazu führt, daß
in der Mittelzone der Brennelemente in der Nähe des Schmelzpunktes des Brennstoffes liegende Temperaturen
erreicht werden.
Man kann auch nach einer Bestrahlung von 13000 MWT/t
die Brennstoffanordnungen um 18O° drehen, wodurch die
ursprünglich an der äusseren Ecke befindlichen ThO0-Slemente
in einen Bereich niedrigeren Neutronenflusses
in der Nähe der inneren Ecke und die ÜOp-Elemente mit
geringerer Leistungserzeugung in einen Bereich höheren-TT eutronenflueses in der Nähe der großen Wasserachieht
gebracht werden. Durch eine darartige Drehung wird die Reaktivität der Brennstoffanordnung etwas verringert,
da die ThOg-Elemente, die eine hohe Reaktivität besitzen
und ziemlich viel U JJ enthalten, in einen Bereich mit
BAD 909809/0223
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geringerer ffeutronendichte "bewegt werden. Durch Drehung
der Brennstoff anordnungen an diesem Schnittpunkt kann jedoch die Leistungserzeugung erhöht werden, da nun die relative
Leistung der aussenliegenden Brennelemente geringer ist.
In Fig. 7 ist die ÜbersehußreaktivitätΛ k/k in Abhängigkeit von der Bestrahlung für einen Reaktor der in Beispiel
2 beschriebenen Art dargestellt. Die Kurve 270 gilt für einen Reaktor, der mit den in Beispiel 1 beschriebenen bekannten
Brennstoffanordnungen beschickt ist. Die durch den
Punkt 272 dargestellte ursprüngliche Überschußreaktivität beträgt ungefähr 0,18» Bei Beginn der Bestrahlung sinkt
die ÜberschuSreaktivität sehr schnell auf den durch den Punkt 274- dargestellten Wert von 0,15 ab, da im Brennstoff
das ilpaltprodukt Xmon erzeugt wird. Bei weiterer Bestrahlung
wird schließlich ein Gleichgewichtszustand erreicht, bei welchem das Xenongift durch Neutronenbestrahlung
ungefähr so schnell beseitigt wie erzeugt wird, so daß der am Anfang vorhandene starke Abfall der Überschußreaktivität
aufhört. Die Kurve 270 fällt dann mit fortschreitender Bestrahlung nur noch langsam ab, da der Spalt stoff gehalt
dee Brennstoffes durch die fortlaufende Bestrahlung abbrennt und daher die Überschußreaktivität abnimmt. Schließlich
wird dann der Punkt 276 erreicht, bei dem der Brennstoff
ausgebrannt ist, d.h. das Ende der Lebensdauer der
Brennstoffanordnung erreicht ist. Die Reaktivität der Brennstoffanordnung
reicht in diesem Punkt nicht mehr aus, um
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den Reaktor im kritischen Zustand zu halten· Die Lebensdauer der in Beispiel 1 beschriebenen bekannten Brennstoffanordnungen beträgt ungefähr 10 000 MWT/t.
Die Kurve 273 zeigt den Verlauf &bt übersehußreaktivität für die in Beispiel 3 beschriebenen, erfindungsgemäßen Brennstoffanordnungen· Die erfindungsgemäßen Brennstoff anordnungen haben dieselbe ursprüngliche überschuflreaktivität wie 'die zum Stande der Technik gehörenden Brennstoff anordnungen , so dafl die zulässige Lebensdauer der
beiden Brennstoffe miteinander verglichen werden kann· Die ursprüngliche Ubersohulreaktlvität vor Beginn der Bestrahlung ist duroh den Punkt 272 dargestellt· Das bei der
Bestrahlung auftretende Spaltprodukt Xenon hat auch hier zur Folge, dafl die Ober sohuftreaktivi tat am Anfang der Bestrahlung im wesentlichen in der gleichen Weise auf den
Punkt 274 abfällt· Die sich bei weiterer Bestrahlung ergebende Kurve 278 fällt jedoch wesentlich langsamer ab»
als die Kurve 270· Die duroh den Punkt 260 dargestellte
Lebensdauer der erfindungsgeaät kompensierten Brennstoffanordnungen beträgt ungefähr 13000 UWf/t. Duroh die vorliegen
de Erfindung werden also nicht nur die Örtlichen Leistungsspitzen wesentlich verringert und die Leistung, mit welcher
der Brennstoff betrieben werden kann, erhöht, sondern es tritt darüberhinaus auch noch eine wesentliche Erhöhung der
suläseigen Bestrahlung dee Brennstoffes auf. Die Verlängerung der Lebensdauer des Brennstoffes ist darauf zurückzuführen,
909809/0223 >
-36- U64605
daß infolge der umwandlung von Th ^ in Vr^9 die größer
ist als die umwandlung von ü ■* in Pu ·* , das durch
thermische Neutronen spaltbare uran weniger etark verbraucht wird, und daß das Uranisotop U JJ vorteilhaftere
nukleare Eigenschaften hat. Ea wurde bereite oben angeführt, daß das ursprüngliche Umwandlungsverhältnis der
erfindungsgemäßen Thoriumkompensationeelemente 1,19 beträgt, während das ursprüngliche ümwandlungenrerhältniβ
von UOg-Elementen nur 0,68 beträgt. Am Anfang der Reaktorlebensdauer werden daher für 100 im ThO„ verbrauchte
spaltbare Atome 119 neue spaltbare Atome erzeugt· Tür
100 in den normalen UOg-Elementen verbrauchte spaltbare
Atome werden dagegen nur 68 neue spaltbare Atome erzeugt·
Darüberhinaus sind die ThOg-Elemente im Bereich hohen
Neutronenflusses angeordnet und besitzen daher ein größere« statistischen Gewicht als die normalen UOg-Elemente in
der gleichen Anordnung. Bas in den ThOg-Elwnenttn erzeugte spaltbare U " besitzt viel bessere nukleare Eigeneohaften als das in den UOn-Elementen erzeugte Pu J.
Pro Spaltung werden durchschnittlich in Bn" -40Jt Mehr
Neutronen erzeugt als im Pu . Bei einen typischen Neutronenepektrum eines Leistungsrekktors iat jedoch der
Spaltungsquerschnitt von ü " nur ungefähr 35 i» dt β
Spaltungequerschnitts von Pu ~*9# Das Ergebnis aller
dieser Überlegungen ist aus Fig. 6 ereiohtlioh, dl· stift,
daß gemäß der vorliegenden Erfindung «in Ansteigen der
Leistung in den Thoriumkompensationselementen verhindert
909809/0223
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wird, obwohl das umwandlungaverhältnis der Thoriumkompensation sei eaente viel größer ist.
Aus den in Fig· 7 dargestellten Kurven 270
und 281 ist ersichtlich, welche überechußreaktivitat
bei gleicher Lebensdauer für den sum Stande der Technik gehörenden Brennstoff und den erfindungsgemäßen Brennstoff erforderlich ist. Die größere zulässige Lebensdauer des erfindungsgemaßen Brennstoffes (Kurve 278)
kann auf die Lebensdauer des zum Stande der Technik
gehörenden Brennstoffes (270) verkürzt werden,:indem
man die ursprüngliche Reaktivität und Anreicherung des erfindungsgemäeen Brennstoffes verringert. Die
ursprüngli che übersohußreaktivitat, dle durch di e
Regelelemente ia Reaktorkern aufgenommen werden muß,
verringert sich bei gleicher Lebensdauer von 0,18 auf ungefähr 0,13* In entsprechender Weise verringert
sich auch die ursprüngliche Brennstoffanreicherung·
Es sind natürlich auch dazwischenliegende Zustände mOglich, wo gleichzeitig eine höhere Lebensdauer und
höhere Leistungenerzielt werden können.
In Fig. 8 ist eine Gruppe von vier benachbarten Brenn s to ff anordnungen 290, 292, 294 und 296
dargestellt, die in den vier Quadranten zwischen den Schenkeln eines kreuzförmigen Regelelementes 298
angeordnet sind. In einer kritischen Anordnung mit der
909809/0223 -- BAD ORIGINAL
-38- U64605 -
In Pig. 8 gezeigten geometrischen Form wurde eine verschiedene Anzahl normaler Uranelemente durch Thoriumkompensationselemente ersetzt. Zur Feststellung, welche
Verbesserungen des relativen Ifeutronenflusses und der
relativen Leistung duroh einen Ersatz normaler Brennelemente mit Thoriumkompensationselementen, erzielt werden kann« wurden experimentelle Messungen durohgeftthrt.
Die Zusammen se tsung der normalen Uranelemente und der Thoriumkompensationselemente ist aus der folgenden
Tabelle 2 ersichtlich.
Th232O2 O 98,4
1,6* 1,5
£ PVL
100,0 100,0
In der folgenden Tabelle 3 sind Beispiele 8 bis 12 von Brenn stoff anordnungen angeführt,
bei denen durch Ersatz verschiedener ausserer UO2-Elemente duroh TbX^-Elemente die relative Leistung verbessert werden kann. Die in Tabelle 3 angegebenen Werte
wurden bei einer kritischen Anordnung gemessen, in welcher
9 0 9 8 0 9/0223 bad or^'AL
bei ausgefahrene* Regelelement eine schwache Bestrahlung
aufrechterhalten wurde und hei welcher ^-rDurchetrahlunge- und andere Prüfungen der einseinen Elemente
durchgeführt wurden. Xn den Beispielen 8 bis 12 let der bei jeder Prüfung gemessene Neutronenflufl angegeben. BIe Zahl und die Läge der bei jeder Prüfung
verwendeten Kompensati oneelemente ist unter Hinweis
auf die Brennelemente in Jig. 8 angegeben.
Beispiel Zahl der XhO2* Lage der ThO-- Relativer Relative
Elemente pro !lernente^ NeutronenLeietung
Auf"1 ™" —---
β 0 - 1·54 1f53
9 1 *-.„" 300 1,44 1,28
10 3 300, 302 1·40 1·*2
11 5 . 300, 302, 304 1·39 · J»*1
1« 7 30p, 302, 304
306 1,38 1,23
Xa Beispiel β betragt die relative Leistung 1,53,
«ttarend ti· In Beispiel 12 aurmehr «inen Wert τοη 1,23
hat, 99 dai dl·« einer Verringerung um 30 Jl glelohkoamt.
Ber relative Ifeatronenflui beträgt bei Beispiel 8
1,14 und bei Beispiel 12 1,38· Der relative Heutronenflul 1st also in Beispiel 12 um 16 J* geringer al· In
BAD 909809/0223
-40- H64605
Beispiel 8. Im Beispiel 12 Ist die relative Leistung
etwa β höher als in Beispiel 11, Dies rührt davon htr,
daß die in Beispiel 12 zusätzlich verwendeten Elemente .306 iiberko&pensiert waren» d.h. ihr makroskopischer
Neutronenabsorptionsquerschnitt war höher ale er zur
Korrektur der an dieser Stelle vorhandenen Leistungsspitze erforderlich gewesen wäre. Ihre Leistung lag
daher unter dem Durchschnitt, wodurch der Durchschnitt gedrückt wurde und das heißeste Element einen etwas
höher liegenden relativen Lei stungswert von 1»23 bekam.
Die Different der Leisttangs spit sen zwischen Beispiel 11
und Beispiel 12 ist jedoch gering und die größere ThO2-Menge heim Beispiel 9 verbessert den Neutronenhaushalt
und die Lebensdauer. Die erfindungsgemäfle Kompensation
der Leistungsspitze kann praktisch vollständig durchgeführt werden, wenn man die Spaltstoffkonzentration jedes
Thoriumkompensationselementes aufgrund seiner Stellung in der Anordnung und aufgrund der normalerweise an seiner
Stelle vorhandenen NeutronenfluSspitzβ auswählt·
In Fig. 9 ist eine andere Ausführungeform einer aus stabförmigen Brennelementen bestehenden Brennstoffanordnung
gezeigt» die jedoch drei bis viermal soviel Brennelemente enthält al« die bisher beschriebenen Anordnungen* Sin rohrförmiger Strömungskanal 310 mit quadratischem Querschnitt
umschließt 144 Brennelemente 312» die an den Eckpunkten
eines aus 12 Zeilen und 12 Spalten bestehenden quadratischen
909809/0223 ' ^
Gittera angeordnet sind· In der Nähe von zwei gegenüberliegenden Ecken dieser Brenn stoff anordnung 'befinden sieh
große kreuzförmige Hegelelemente 314, deren Schenkel
316 sich im wesentlichen entlang der Seitenkanten der Brennstoffanordnung erstrecken. Strichpunktierte Linien
38, 320 und 322 Beigen die Lage der Bauteile eines
eierkistenfuxaigen Reaktorkerntragroatee, der diese grofien
Regel- und Brennelemente abstützt.
Zur Verringerung der relativen Leistung der Eckelemente
dieser Brennet off anordnung werden erfindungsgemJäS 32
Thoriuakompeneationselemente Verwendet* Die Thoriumkompensationeelemente sind die vier Bckelemente 324, jeweils
sechs in der Nähe eines Bckelemente β auf den sich im Eckelement schneidenden beiden äuseeren Elementreihen angeordneten Elemente 326 und vier Elemente 328, die nicht.
an der Aueaenseite liegen. Es hat sich herausgestellt, daß
die relative Leistung bei Brennstoff anordnungen dieser Cfröße
und insbesondere bei Brennstoff anordnungen mit mehr als
neun Reihen und neun Spalten durch diese zusätzlichen Elemente 323 wesentlich verbessert werden kann, von denen
jedes unmittelbar an eines der äusseren Eckelemerite angrensi.
Der größte Teil der Kompeneationeelemente befindet sich
jedoch in den,äusseren Elementreihen·
Die vorliegende Erfindung läßt sich auch auf ein· Abänderung der in Fig. 9 gezeigten Anordnung anwenden· Bei
'dieser Abänderung erstreckt sich jeder Schenkel 316 der in
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Pig. 9 gezeigten Regelelement» 314 nur bis emv Kitte
der jeweiligen Seite der Brennstoffanordnung und an den
in Hg. 9 ait den Bezugszahlen 330 und 332 bezeichneten
Punkten sind ähnliche Regel element β angeordnet* Auch bei
dieser Aueführungsform kann erfindungsgemäß die relative
Leistung wesentlich verbessert werden.
Pig. 10 zeigt einen Querschnitt einer Brennstoffanordnung, bei welcher die einzelnen Brennelemente an den
Gitterpunkten eines Dreieckgitters angeordnet sind« Bei
den bisher beschriebenen Brenn stoff anordnungen befanden sich die Brennelemente immer an den Gitterpunkten eines
quadratischen Gitters. Die Brennstoffanordnung 340 wird von einem Strömungskanal 342 umschlossen, der einen
hexagonal en Querschnitt hat und in dem sich die einzelnen Brennelemente 344 befinden. Durch den Strömungskanal
fließt ein gasförmigeθ Kühlmittel, beispielsweise Kohlendioxyd, Dampf, Stickstoff, Helium oder dergleichen, das
in unmittelbarer Berührung mit den Brennelementen steht. Die einzelnen Brennelemente des Reaktorkerns sind voneinander durch Zwischenräume getrennt, in denen sich ein fester
Moderator 452, beispielsweise beryllium oder Zirkoniumhydrid, und hin- und herbewegbare Segelelemente 348 mit
<° drei Schenkeln 350 befinden. Sie Regelelemente sind mit
^ aus Moderatormaterial bestehenden Anhängern versehen. Infolge
co der in den Moderator schiebt en zwischen den Brennstoffen-
^ in den äussereri Reihen und besonders an den Ecken der
hexagonalen Brennstoffanordnungen in der bereits beschriebenen Weise Leistungeepitmen auf. Die sechs Eckelemente 6AD ORIGINAL
•·ϋ^ο- -43- 146460$
der J^eMstöffanordnunlf sind fhoriümkompensationseiemente*
Weiterhin sind die beiden in unmittelbarer Nachbarschaft
eines üekelementes in der aus a er en Brennelementreihe
liegenden Elemente auch Thoriumltompenaationselesiente» Sie
restlichen Elemente der hexagonalen Brennstoffanordnungen
sind normale ÜOg~Brennelem#nte.
fig» 11 aeigt einen Querschnitt einer plattenförmigen
Brennetoffanordnung 360. Im Folgenden soll ein spezielles
Beispiel dieses Brennetoffes näher erläutert werden. Die
einseinen Brennstoffanordnungen sind in der aus den gestrichelten Linien 362 und 364 ersichtlichen Weise
KU einem Heaktorkern »usammengesetzt. Brennstoff anordnungen
dieser Art sind in der USA-Patentschrift 2 838 452 näher
erläutert· Jede Brennstoff anordnung besteht aus swei
parallelen Seitenplatten 366, swi sehen denen Brennstoffplatten 368 angeordnet sind. Jede Brennetoff platte 368~
besteht aus einem Strangpreflprofil, beispielsweise aus
einer Aluminiumlegierung, welches sieh aus rohrförmigen feilen 370 und dazwischenliegenden Verbindungeteilen
372 eusaamengetat. Die Seitenkanten der plattenförmigen
Elemente sind bei 374 abgewinkelt und mit den Seitenplatte! rerbunden, beispielsweise an diese angeschweißt. Die rohr-
to förmigen teile 370 sind mit Brennstoff 376 gefüllt.
^ Durch die Kanäle 378 »wischen den einzelnen Brenn st of ίο
co platten strömt ein Kühlmittel, beispielsweise Wasser· Der
ο Brennstoff 376 besteht aus IJrandioxyd mit 90 ^iger
^ ' . theoretischer Diohte und enthÄlt 3»^ ^ U235O*. Der Brenn-
* '■■■■·-■■■ * BAD original
U64605
stoffkörper in den rohrförmigen Teilen 370 hat einen
Durchmesser von ungefähr 6,5 mm und eine Länge τοη ins- ♦ gesamt ungefähr 62,7 cm. Der Abstand zwischen den
Mittellinien zweier benachbarter einzelner Brennstoffkörper beträgt 11,8 mm. In jeder Brennstoffplatte befinden sich acht Brennstoffkörper und jede Brennstoffanordnung enthält sechs Brennstoffplatten, wobei der
Abstand zwischen den Mittellinien benachbarter Brennstoffplatten ungefähr 153 mm beträgt. Jede Brennstoff anordnung enthält348 g U ^5Og. 50 derartige Brennstoffanordnungen bilden einen kritischen Kern, in dem durch
Verdampfen τοη leichtem Wasser, das als Moderator und Kühlmittel dient, ein zur Arbeitsleistung fähiger Dampf
erzeugt werden kann. Die thermische Leistung eines derartigen Reaktorkerne wird durch die FIuS- und Leistungsspitzen auf ungefähr 25 KV-th Dee>^nzt>
Der Einfluß der Leistungsspitzen kann erfindungagemäS verringert werden,
indem ein Kbmpensationsbrennstoff aus 97 »8 i» ThOg und
2,2 Ji vollständig angereichertem UOg verwendet wird,
woduroh dl· thermisch· Leistung auf ungefähr 32,5 **+n
•rhöht werden kann, ohne daß in der Mittelzon· der
Eckelemente der Brennstoff schmilzt·
to 0^
ο In flg. 12 ist ein· zweite Aueführungeform einer <=>
CD ■ ■>
O)
co plattenförmigen Brennstoffanordnung dargestellt. Die
to platten 392, die auf der Innenseite ,394 mit Aue
co tparungen vereehen sind, in denen die, 3*itenkant*n von
■ besteh* aus einer? eine Brennstoff schient 400
.schließendenäusseren Hüllschidiit; 399. Durch die
Zwi sohenräume 402 zwi sehen benachbarten Brennstoff platten
396 strömt eine Neutronen moderierende flüssigkeit,
beispielsweiseleichtes Wasser1, Thermische ffeutronenfltiSspitzen
ItQd LeiBtungsepitzen treten in den äusseren
Bereichen dieser Brennet of!"anordnung auf und-können gemäß
der vorliegenden Erfindung verringert werden* Die äusseren Brennstoff platt en 404 enthalten einen Thorittmicomyensationebrennetoff·
Die Brenn stoff schicht 406 in den äusseren Brennstoffplatten besteht aus einer Mischung
von 05 $ Thorium, 2,5 # U235O^ und 12,5 * U238O2, die
in Form einer Oj^jrd-Metall-Bi sper si on vorliegt. Die verbleibenden Brennstoffplatten der Anordnung besitzen eine
brennstöffhaltige Schicht 400,; die im mittleren Bereich
der ie^eili^««1 Brennetoffplatte angeordnet ist und aus
angexlchertem uran und Aluminium besteht. Die Äuesenkanten
dieser inneren Brennstoffplatten sind mit einem Streifen
403 versehen, der Thoriumkompensationsmaterial enthält,
iharch diese Streifen und die äueeeren blatten werden
FluÄ- und Leietungsepitzen verringert, die eonatan den
Kanten der zwi sehen den bei den Huseeren Platten liegend en
Q Brennetoffplatten und la den äueeeren Platten infolge der
oo awieohen einseinen Brennstoff anordnungen des Kerne jror-
«° handlnen Moderatorachioht auftreten würden;
n> JIg. 13 aeigt einen Quer schnitt durch eine innen
ω gelegene Brenn etoffplatte 396 der in WLg, 12 <5arge-
m0Bl
- 4ο -
»teilten Brenn stoff an Ordnung. Die Brenn stoff plat te enthält
einzelne Abschnitte, wobei jeder Abschnitt aus einer Schicht 400 aus Brennatoffmaterial besteht, die
von einer Hüllschicht 398 umschlossen ist» Bie lokalen thermischen Neutronenflußspitzen, die sonst an den
Enden als auch an den Seitenkanten dieser auseinanderliegenden Brenn stoff schichten 400 auftreten würden, :.-werden
durch die Streifen 408 aus Thoriumkompensationsmaterial
kompensiert·
In Fig. 14 ist eine andere Ausftthrungsform
einer Brennstoffplatte 410 gezeigt, die aus einem einzeigen Abschnitt besteht und eine Schicht aus Brennetoffmaterial
412 besitzt, die in den. Bereichen lokaler thermischer Neutronenspituen an den Enden und
an den Kanten (des gesamten !Anfangs) der Brennstoffschicht
mit Thoriumkompensationsstreifen 414 versehen
ist.
, In Fig. 15 ist ein Querschnitt einer anderen
aus etabförmigen Brennelementen bestehenden Brennstoffanordnung
gezeigt* Bie Brennelemente sind in iorm einer
quadratischen 5x5 Anordnung dargestellt» Ss kann
nadttrlich auch eine andere Anzahl von Brennelementen
*? verwendet werden und die Brennelemente können auch in ':y
oo Form eines Brei ecke oder in irgendeiner anderen ?örm ?.;
ο ' ^
co angeordnet werden, Bio aus einem Hüllrohr 424, und au« ■
5^ einem darin befindlichen Brennstoffkörper bestehenden
ω. BADORSGiNAL
Brennelemente 422 sind von einem KühlmittelstrÖsungekarial 420 umschlossen· Eine benachbarte Brennstoffanordnung ist durch die gestrichelte linie 428 angedeutet und swisehen diesen benachbarten Brennstoff sn-Ordnungen ist ein Zwischenraum 430 vorhanden, der
mit Moderator ausgefüllt ist· Bas Thoriumkompansationsmaterial ist getrennt vom Brennstoff angeordnet und
befindet sich in der Wandung des Kanals 420 in Form eines oder mehrerer Körper 432« Bas Kompensationematerial ist jedoch in der Iföhe der äusseren Reihen
der Brennelemente 422 in lokalen Bereichen hohen thermischen Neutronenflusses und in der Nähe der die
Brennstoff anordnung umgebenden Moderator schichten angeordnet und bewirkt eine Verringerung der therralsehen
Ifeutronenflufl- und Leistungsspitzen in den äueeeren
Brennelementen, ferner enthalten auch die Eckelemente 423 rhoriumkompensati cm material.
Fig. 16 fteigt einen Querschnitt einer aus Brennstoff -platten bestehenden Brenne to ff anordnung, die «wischen
benachbarten Brennetoff anordnungen liegt. Die Anordnung
beeitet Brennstoff platten 440, die swisohen Seitenplatten 442 angeordnet sind. Das fhoriumkompeneatione-JfJ material ist in den Seitenplatten in Form von Körpern
% 444 angeordnet und dient dem oben besehriebenen Zweck.
5J Das Thoriumkompeneationsmaterial kann auch gegebenen
n>
falls in ä&r Kanalwandung oder in den Seitenplatten 'der . ;.;
°* - BAD
U64605
in den Fig. 15 und 16 gezeigten Anordnungen in Form einer
Dispersion, einer Legierung oder in einer anderen Form verteilt sein.
Der makroskopische thermische lieutronenabsorptionsquerschnitt
2£a eines Brennstoffmaterials kann mit
Hilfe der folgenden Gleichung b-mohnet werden:
wobei /^ die Dichte des Brennstoffmateriala in Gramm pro
Kubikzentimeter, N die Avogadro'sehe Zahl (6,06 χ 10 ■*)
Atome pro Grammatom) ,M das Atomgewicht in Gramm pro
Grammatom, ν der Anteil einer bestimmten vorhandenen Atoraart und ο der mikroskop".^che thermische !Teutronenabsorptionsquerschnitt
der Atome einer bestimmten Atomart.
Aus der bisherigen Beschreibung, in welcher die Anwendung der vorliegenden Erfindung auf Reaktorkerne und
auf die einzelnen Brennelemente und Brennstoffanordnungen
erläutert ist, ist ersichtlich, wie die vorliegende Er-findung vorteilhaft im wesentlichen bei jedem heterogenen
Kernreaktor verwendet werden kann, der ein thermisches to '
<p Neutronenenergiespektrum besitzt und bei dem strukturelle
ο oder andere Inhomogenitäten eine ungleichmäßige thermische
"^ Neutronenflußverteilung mit lokalen Bereichen relativ
^0 hohen thermischen neutronenflusnoπ zur Folge haben, dem
ein Teil einer Brennstoffanordnung ausgesetzt ist. Die
BAD ORi
Konzentration des durch thermische "Neutronen spaltbaren
Materials in (lon Koiapenaationgelomenten gemäß der vorliegenden
Erfindung kann durch übliche Berechnungsverfahren bestimmt
werden. Dabei muß die folgende Gleichung durch ein Iterationsverfahron
gelöst werden:
wobei die Indizes c und uc die kompensierten und unkompensiorten
Bereiche der infrage kommonden Anordnungen bezeichnen und
e = Spaltntoffatome pro Atom der gesamten
Mi schung
-^y = der unter Berücksichtigung des Meutronen-
-^y = der unter Berücksichtigung des Meutronen-
apektrums berechnete mikroskopische Spaltungsquernchnitt
des Spaltotoffes in dem infrage» kommenden Bereich (vgl. II. Hurtwitz u.a.
"Neutron Thermalization", Nuclear Science
nnd Engineering, 1, 230-312 (1956) für ein
Verfahren zur Bestimmung des thermischen
Neutronenspektrums in einem Reaktorkern)
co
CD Λ
co Lß = "Dichte den infrage kommenden Bereiches in
CX)
O
CO
O
CO
g/cm .
° M= Atom- oder Molekulargewicht des infrage
ω kommenden Bereiches in g/Grammatom oder
BAD ORIGINAL
U6A605
g/Gramraol.
φ = der durchschnittliche ITeutronenfluß in dem infrage
kommenden Bereich in .T eutr on «m/cm see, der durch
ein-, zwei oder dreidimensionale Diffusionstheorie' oder mit Hilfe einer weiter unten "beschriebenen
Näherung höherer Ordnung der Transportgleichung berechnet werden kann,
Y = Verhältnis der relativen Leistung in einem kompensierten
Bereich zur relativen Leistung, die im unkompensierten Zustand des Bereiches auftreten
würdf (Y ist immer gleich oder kleiner als 1,0).
/\= der nich aus der Änderung dnr Wärmeleitfähigkeit,
der Abmessung oder des Schmelzpunktes ergabende Gewinn in der relativen Leistungserzeugung des
kompensierten Bereiches.
Das Plußverhältnin *uc in der obigen Gleichung ist eine
Punktion einer Anzahl von variablen Größen, d.h.
uc Wf
Duc
BAD
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■ - 51 -
wobei der Index m auf den Moderatorbereich und der
Index s auf den mit Strukturmaterial '^füllten Bereich hinweisen und
Index s auf den mit Strukturmaterial '^füllten Bereich hinweisen und
as der unter Berücksichtigung des ITeutronenspektruma
berechnete mikroskopische Absorptionsquerschnitt des infrage kommenden Bereiches,
der in der gleichen Weise wie ο ~ bestimmt wird·
= der unter Berücksichtigung des Neutronen spektrums
berechnete makroskopische Absorptionsquerschnitt des infrago kommenden Bereiches
si = der unter Berücksichtigung des Neutronenspektrums
berechnete makroskopische Abbremsquerschnitt des infrage kommenden Bereiches und
D = der unter Berücksichtigung des Spektrums berechnete DiffUFionskoeffezient des infrage
kommenden Bereiches.
kommenden Bereiches.
Eine der Variablen bei der Bestimmung von ( fuc \ ist
e , so daß in den meisten Killen die Berechnung durch
Iteration erfolgen muß. Die in dor vorhergehenden Formel angegebenen Größen ändern sich mit der Brennstoff -bestrahlung. Bei der Berechnung der optimalen Anfangseigenschaften des kompensierten Bereiches muß diese Änderung berücksichtigt werden. Das relative Flußverhaitnis / ψ uc
Iteration erfolgen muß. Die in dor vorhergehenden Formel angegebenen Größen ändern sich mit der Brennstoff -bestrahlung. Bei der Berechnung der optimalen Anfangseigenschaften des kompensierten Bereiches muß diese Änderung berücksichtigt werden. Das relative Flußverhaitnis / ψ uc
-)■
909809/0223 .· BAD ORIGINAL
U64605
kann durch Lösung der bekannten stationären Boltzmann Gleichung
"berechnet werden, die lautet:
,a, E)
1SL, E)+ £t(r,E)
wobei r,-ß· , und Ξ die funktionale Abhängigkeit von der
Lage, Richtung und Energie angeben und 3ÜL der Streuquerschnitt,
a» ^ der Gesamt quer schnitt und S die C?uelle
ist. Vergleiche beispielsweise B. Davison "Neutron Transport
Theory11, Oxford (1957). In vielen praktischen I&llen
kann die Boltzmann-GHeichung zur bekannten stationären
Neutronendiffusionsgleichung vereinfacht werden,mit Hilfe
der das relative Flußverhältnis ( !fuc ) leichter
berechnet werden kann und die lautet!0
- V . D (r,E) V (f (r,E) + j£a(r,E)+ ^-sl(r,E)J (f (r,E)
Es sind analytische und numerische Verfahren zur Lösung
D der DiffUHionsgleichung bekannt. Vergleiche beispielsweise
ο ' E. L, Wachsprens "Cure: A Genoraülzed Two-Space-Dimeneion
ζ Multigroup Coding for the IBM-7O4" EAPL-1754- (1957),
^ D. 3. MpCarty et al. 11DRACO - A Three-Dimeneiohal- Fet*-Q-roup
λ Depletion Code for the IBM-704", WAPD-TM-137 (1958) and
3. Glasstone and M. Edlund, "The Elements of Nuclear
BAD ORSGiNAL Reactor Theory", D. VanNostrand 1952.
Wie oben bereits angeführt wurde, muß der 'Vert «<C-a· für
das Thoriumkompensationsiaaterial am Anfang wenigstens gleich
dem if' für das normale, uranhaltige Brennstoffmnterial
sein. Je nach dem Grad der Korrektur dor relativen Leistung und der gewünschten Lebensdauer sollte das Jg^ für das
Kompensationsmaterial nicht höher als fünfmal so groß sein wie dasJ^ für das Uranbrennstoffmaterial. Dieser j£
Bereich von 1 yO bis 5,0 gilt auch für dan in der Beschreibung
angeführte dritte BrennstOffmaterial, welcher aus
Thoriumkompensationsbrennstoff besteht, das ein Material
mit hohem Ϊ? eutroneneinfangsquerschnitt enthält und zur
Kompensation an den Unden der Abschnitte eines Thoriumkompensationseiementes
verwendet wird. Die aus Thoriumkompensationsmaterial
bestehendon Körper, Abschnitt?oder
Elemente können die gleiche Sröße wie die normalen Uranbrenn
stoff körper haben oder auch größer odor kloiner als
diese sein.
Für die unkompensierten Bereiche des orfindungsgemäßen
Reaktorbronnstoffes wird als Kornbrennotoff U verwendet,
dan mit natürlich vorkommenden oder mit künstlich zugefügten,
durch thermische Neutronen spaltbaren Isotopen U ^' U ,
PiQ 241
Pu , Pu und anderen anger.eiphßrt ist. In den Thorium-
° kompen sation ober oichen des eriinclungsgemäßen Reaktorbrenn-
ο stoffes wird ala Kernbrennfltp.ff Th verwendet, dem ;.i£gend-
co · ■' '
"^ welche der oben genannten durch thermische rieutranfin spalt-
J^ baren Ihotope zügeaetat werden können, das aber auch ohne
to
Zusätze verwendet werden kann. Die ^, einem . .gegebenen,..- Bereich
BAD NS
vorhandenen JTeng^n dieser Stoffe werden in der oben beschriebenen
V/eise ro bestimmt, daß im Kompennationselement oin makroskopi
c-cher thermischer ITgutronenabsorptionsquerschnitt
vorhanden ist, der am Anfang wenigstens gleich dem entsprechenden
*7ert in den normalen Elementen ist. Die brütbaren und spaltbaren
Stoffe können in den normalen und Kompensationselementen in elementarer Form al ρ Metalle, als Me tallini sehungen, bei-"
spielsweise Legierungen oder intermetallische ^erbindungen,
oder als chemische Yerbindungen, beispielsweise als Oxyde,
Karbide, Nitride, Silicide und dergleichen, oder auch in
anderer Form verwendet worden.
Die Anwendung ■?er vorliegenden Erfindung hängt nicht von
der Art des verwendeten Moderators und/oder Kühlmittels ab· Neutronenmoderatoren sind bekanntlich Stoffe, die Atome mit
niedrigem Atomgewicht und niedrigen thermischen Neutronenabsorptionsquerschnitt enthalten, beispielsweise Graphit,
Wasserstoff, Deuterium, leichtes und schweres Wasser, (argmisehe
Kohlenwasserstoffverbindungen mit leichtem oder schwerem Wasserstoff, Beryllium, Berylliumoxyd, Zirkoniumhydrid und dergleichen.
Es könmvQ natürlich Mischungen dieser Stoffe verwendet
werden.
=> Die Anwendung der vorliegenden Erfindung hängt auch nicht
ο
^ von der TTatur der Regelelemente ab und es können deshalb für
^ die Regelelemente verschiedene Stoffe mit hohem Abaorptions-
*> querschnitt verwendet werden. So beispielsweise Bor, Kadmium,
*· Gadolinium, Silber, Dysprosium, Samarium, Europium, Hafnium,
BAD ORIGINAL
U64605
Quecksilber und andere Elemente, die einen hohen Neutroneneinfangsquerschnitt
haben. Diese sogenannten Reaktorgifte können in elementarer Form, in Form einer Mischung oder
Verbindung im festen, halbfesten, flüssigen, geschmolzenen oder gelösten Zustand verwendet werden. Diese Reaktorgifte
können auch dem Thoriumkompensationsmaterial zugegeben werden, damit das beschriebene dritte Brennstoffmaterial
entsteht, das an den Enden der einzelnen Teile eines Thcriumkompensationsbrennstoffelementes gemäß
Beispiel 5 in Bereichen verwendet wird, in denen sonst ein hoher örtlicher thermischer Neutronenfluß auftreten
würde,
Als Strukturmaterial können beispielsweise bei der
erfindungsgemäßen Anordnung rostfreier Stahl, Aluminium, Aluminiumlegierungen, Zirkonium, Zirkoniumlegierungen,
Nickel und Nickellegierungen verwendet werden.
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Claims (14)
1.) Anordnung, bestehend aus einem ersten Brennstoffmaterial,
das anfänglich U -* und ein durch thermische Neutronen spaltbares Material enthält und bei Bestrahlung
durch Neutronen des thermischen Energie spektrums einer
ungleichmäßigen thermischen Neutronenflußverteilung mit
lokalen Bereichen relativ hohen thermischen Neutronenflusses ausgesetzt ist, wobei der verhältnismäßig hohe thermische
Neutronenfluß auf einen Teil der Anordnung einwirkt, gekennzeichnet durch ein zweites Brennstoffmaterial, welches
in der Anordnung im lokalen Bereich des verhältnismäßig
hohen thermischen Neutronenflusses angeordnet ist und anfänglich Th J und ein durch thermische Neutronen spaltbares
EAD CRiGSNAL 909809/0223
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Material enthält und dessen makroskopischer thermischer
ITeutronenabsorptionsquerschnitt anfänglich nicht goringer
als der des ersten Brennstoffmaterialn ist.
2. Anordnung nach Anspruch 1, in Form eines Kernbrennstoffelementes
oder einer Kernbrennstoffanordnung,"
dadurch gekennzeichnet, daß das zweite BrenB^toffmaterisl
im Element oder in der Anordnung im lokalen Ttereich des
verhältnismäßig hohen thermischen Neutronenflusses angeordnet
ist.
3. Anordnung nach Anspruch 1, in Form eines Kernbrennstoff
elsmentes, von dem ein ^ Anzahl zusammen mit einem Jfeutrönenmoderator in einer heterogenen Struktur verwendet
werden kann, die zu einer sich selbst erhaltenden, durch thermische Neutronen, induzierten üernspaltungskettenrenktion
fähig ist, und in welcher strukturelle lahoniogoni täten im LToderntor-Urennstoff-Verhältnis eine
ungleichmäßige thermisch?* Neutronenflußverteilung mit
lokalen Bereichen verhältnismäßig hohen thermischen !TeutronenfTusses zur ?olge halbe, wobei der verhältnismäßig
hohe thermische TTeutronenfluß auf einen Teil des Brennstoff
elementos einwirkt, welchon aus wenigstens einem
Pr^nnstoffelementabschnitt besteht, der einen Körper aus
Kerabrennstoff enthält, dadurhh gekennzeichnet, daß der
Prennstoffelementabschnitt von einem länglichen Rohr mit kreisförmigem Querschnitt gebildet ist, welches den
Körper aus ICernbrennstoff enthält und an jedem Ende
mit Dichtungsmitteln vorsehen ist, in deren Nähe das
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zweite Brennstoffmaterial angeordnet ist, oder der
Brennstoffelementabschnitt von einer länglichen Platte
gebildet ist, die den Körper aus Kernbrennstoff in Form einer inneren Schicht enthält, deren Aussenflache wenigstens
zum Teil von dem zweiten Brennstoffmaterial überdeckt ist.
4· Anordnung nach Anspruch 1, in Form einer Brennelementanordnung,
die zusammen mit anderen Brennelementanordnungen und einem Neutronenmoderator in einer heterogenen Struktur
verwendet werden kann, die einer sich selbst erhaltenden, durch thermische Neutronen induzierten Kemapaltungskettenreakticm
fähig ist, und in welcher strukturelle Inhomogenitäten im Mod erator-Brenns to ff-Verhältnis eine
ungleichmäßige thermische Neutronenflußverteilung mit
lokalen Bereichen relativ hohen thermischen Neutronenflusses erzeugen, wobei diesem verhältnismäßig hohen
thermischen Neutronenfluß kleinere !Teile der Brennstoffanordnung ausgesetzt sind, die aus länglichen Brennelementen
besteht, die in feststehender räumlicher Beziehung
zueinander im Abstand voneinander angeordnet -sind, xtnd
von denen jedes wenigstens einen Körper aus Kern3a?enn~
stoff enthält, dadurch gekennzeichnet, daß wenigstens.d£r
größere Teil des zweiten Brennstoffmaterials in den Elementen der Anordnung angeordnet sind, die in den
lokalen Bereichen mit verhältnismäßig hohem thermischen
Neutronenfluß liegen, und wenigstens der größere Teil des ersten Brennstoffmaterials in den in anderen lokalen
909809/0223 BAD ORIGINAL
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Bereichen liegenden Brennelementen der Brennstoff anordnung
angeordnet ist»
5. Brennelementanordnung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Brennelement aus in Längsrichtung
im Abstand voneinander angeordneten Brennstoffkörpern besteht,
wobei aus dem zweiten Brennstoffmaterial bestehende Körper in den lokalen Bereichen mit verhältnismäßig hohem
thermischen Neutronenfluß entlang der Länge von wenigstens einigen der äusseren Brennelemente der Anordnung und an
den Enden der Kernbrennstoffkörper in allen anderen Brennelementen der Anordnung angeordnet sind*
6· Brennelementanordnung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet,
daß die Brennelemente längliche, stabförmige Elemente sind, die aus axial auegerichteten, miteinander
verbundenen Abschnitten bestehen, und die aus dem zweiten Brennstoffmaterial bestehenden Körper entlang der Länge
wenigstens eines der äusseren Brennelemente der Anordnung und an den Enden jedes stabförmigen Abschnittes aller anderen
Brennelemente in der Anordnung in den lokalen Bereichen mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß angeordnet
sind.
7· Brennelementanordnung nach Anspruch 6, dadurch ge—
■° kennzeichnet, daß in den lokalen Bereichen mit verhältnis-O3
mäßig hohem thermischen Neutronenfluß an den Enden der .ο Abschnitte in den äusseren, zweites Brennstoffmaterial
° enthaltenden Brennelementen ein drittes Brennstoffmaterial ^ angeordnet ist, welches aus dem zweiten Brennstoffmaterial
und aus Reaktorgift besteht, welches ein ^- gewähr*-
U64605
leistet} welches anfänglich nicht geringer ist ala das
des zweiten Brennstoffmaterials.
8. Brennelementanordnung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennelemente längliche, plattenförmige
Elemente sind, die aus miteinander verbundenen und aufeinander ausgerichteten Plattenabschnitten bestehen,
und die Körper aus dem zweiten Brennstoffmaterial entlang der Länge wenigstens eines der an der Aussenseite der
Anordnung liegenden Elemente und an den Enden jedes Plattenabschnitteθ in allen anderen Brennelementen der
Anordnung in den lokalen Bereichen mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß angeordnet sind*
9. Brennstoffanordnung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Körper aus dem zweiten Brennstoffmaterial
entlang der Kante jedes Plattenabschnittes in der Nähe der Aussenheite der Anordnung in dem lokalen Bereich
mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß angeordnet sind«
10. Brennelementanordnung nach Anspruch 4·, bei
welcher die länglichen Brennelemente stabförmig sind und aus normalen und Kompensationselementen bestehen, wobei
, jedes normale Element wenigstens einen normalen Brennstoffkörper
enthält, der anfänglich aus U2^ und einem durch
thermische Neutronen spaltbaren Material besteht, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Kompensationselement wenigstens
einen XoapenaationebrennatoffkOrper enthält, der anfinglieh Th-* und ein durch thermisch· Neutronen epaltbmrea
BAD 0RK3!NAL
H64605
Material enthält, der normale und der Kompensationsbrennstoff derart zusammengesetzt sind, daß der
makroskopische thermische Neutronenabsorptionsquer-
- schnitt ^T0 des Kompensationsbrennatoffes anfänglich nicht
geringer als der makroskopische thermische Neutronenabsorptionsquerschnitt "^. β de?? normalen
El
Brennstoffes ist und die Mehrzahl der Kompensationselemente an der Aussenseite der Anordnung in lokalen
Bereichen mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß in der Nähe der Moderatorschichten angeordnet
ist.
11. Brennelementanordnung nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennelementanordnung
einen quadratischen Querschnitt hat, die Brennelemente
in Form eines quadratischen Gitters angeordnet sind und die Mehrzahl der Kompensationsbrennstoffelemente
wenigstens an einem Schnittpunkt von Brennelementreihen und wenigstens an zwei sich schneidenden
äusseren Brennelementreihen der Anordnung angeordnet sind.
12. Brennelementanordnung nach Anspruch 10,
dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoff anordnung
^ einen hexagonalen Querschnitt hat, die Brennelemente
ο der Anordnung in Form eines dreieckförmigen Gitters
^ angeordnet sind und die Mehrzahl der Kompensations-
J^ brennstoff elemente an wenigstens einem Schnittpunkt
1 /; 6 4 6 O 5
-X-
zweier Brennelementreihen und wenigste~ a zwei äusseren
Brennelementreihen der Anordnung angeordnet sind·
13. Brennelementanordnung nach Anspruch 4t "bei
welcher Brennelementanordnungen zusammen mit einem Neutronenmoderator in einer heterogenen Struktur angeordnet
sind, die einer sich selbst erhaltenden, durch thermische Neutronen induzierten Kernspaltungskettenreaktion
fähig ist, und in welcher durch strukturelle Inhomogenitäten im Moderator-Brennstoff-Verhältnis
eine ungleichmäßige thermische Neutronenflußverteilung
mit lokalen Bereichen mit verhältnismäßig hohem thermischen Neutronenfluß entsteht, der auf Teile der
aus vielen Brennelementen "bestehenden Brennstoffanordnung einwirkt, die von einem Bauelement umschlossen
ist, dadurch gekennzeichnet, daß in dem Bauelement wenigstens ein Brennstoffkörper enthalten
ist, wenigstens ein Teil des zweiten Brennstoffmaterials im Bauelement in den lokalen Bereichen mit verhältnismäßig
hohem thermischen Neutronenfluß und wenigstens der größere Teil des ersten Brennstoffmaterials
in den Brennelementen der Anordnung angeordnet ist, die sich nicht in lokalen Bereichen
hohen thermischen Neutronenflusses befinden.
14. Brennelementanorclnung nach Anspruch 13,
bei welchem als Brennelemente stabförmige längliche
U64605
Elemente und als Bauelement ein an "beiden Enden offener,
rohrförmiger Strömungskanal verwendet wird, der die Brennstoffanordnung
umschließt, dadurch gekennzeichnet, daß ein anderer Teil des zweiten Brennstoffmaterials entlang
der Länge wenigstens eines der äusseren Brennelemente der
Anordnung im lokalen Bereich relativ hohen thermischen Neutronenflusaee angeordnet ist·
9 0913 0 9/4p 3
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1029485A (en) * | 1963-10-21 | 1966-05-11 | Soc Anglo Belge Vulcain Sa | Improvements in or relating to nuclear reactors |
NL6401633A (nl) * | 1964-02-21 | 1965-08-23 | Reactor Centrum Nederland | Splijtstofelement voorzien van verdwijnend gif |
GB1083183A (en) * | 1964-02-27 | 1967-09-13 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor |
US3515638A (en) * | 1967-05-12 | 1970-06-02 | Atomic Power Dev Ass Inc | Fuel systems for nuclear reactors |
US4251321A (en) * | 1967-12-15 | 1981-02-17 | General Electric Company | Nuclear reactor utilizing plutonium |
US3844886A (en) * | 1968-05-02 | 1974-10-29 | Gen Electric | Nuclear reactor utilizing plutonium in peripheral fuel assemblies |
US3933582A (en) * | 1968-09-26 | 1976-01-20 | General Electric Company | Plutonium fuel adjacent burnable poison |
JPS5149391A (de) * | 1974-10-28 | 1976-04-28 | Hitachi Ltd | |
US4182652A (en) * | 1974-12-17 | 1980-01-08 | Puechl Karl H | Nuclear fuel element, core for nuclear reactor, nuclear fuel material |
US4059484A (en) * | 1975-05-02 | 1977-11-22 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Hybrid nuclear fuel assembly with reduced linear heat generation rates |
JPS548289A (en) * | 1977-06-20 | 1979-01-22 | Hitachi Ltd | Reactor |
FR2517866B1 (fr) * | 1981-12-04 | 1987-05-07 | Framatome Sa | Assemblage combustible pour un reacteur nucleaire sous-modere |
US5386439A (en) * | 1983-09-13 | 1995-01-31 | Framatome | Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency |
US4720370A (en) * | 1985-10-25 | 1988-01-19 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor fuel structure containing uranium alloy wires embedded in a metallic matrix plate |
US4759912A (en) * | 1986-12-09 | 1988-07-26 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly having hybrid fuel design |
US5347550A (en) * | 1987-03-28 | 1994-09-13 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Core of light-water reactor |
US5136619A (en) * | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
US5009837A (en) * | 1989-11-03 | 1991-04-23 | Westinghouse Electric Corp. | Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization |
US6002735A (en) * | 1996-01-30 | 1999-12-14 | Siemens Power Corporation | Nuclear fuel pellet |
JP2002122687A (ja) * | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 原子炉炉心および原子炉運転方法 |
US20040096026A1 (en) * | 2002-11-18 | 2004-05-20 | Hwang Choe | Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions |
EP2618333B1 (de) * | 2003-03-20 | 2015-05-13 | Hitachi, Ltd. | Siedewasserreaktorkern |
US9734922B2 (en) * | 2006-11-28 | 2017-08-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
US9275759B2 (en) * | 2006-11-28 | 2016-03-01 | Terrapower, Llc | Modular nuclear fission reactor |
US20080123795A1 (en) * | 2006-11-28 | 2008-05-29 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
US9831004B2 (en) * | 2006-11-28 | 2017-11-28 | Terrapower, Llc | Controllable long term operation of a nuclear reactor |
US20090080588A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
US7860207B2 (en) | 2006-11-28 | 2010-12-28 | The Invention Science Fund I, Llc | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
US8971474B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-03-03 | Terrapower, Llc | Automated nuclear power reactor for long-term operation |
US9230695B2 (en) | 2006-11-28 | 2016-01-05 | Terrapower, Llc | Nuclear fission igniter |
US20090080587A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-03-26 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Nuclear fission igniter |
US9214246B2 (en) * | 2006-11-28 | 2015-12-15 | Terrapower, Llc | System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor |
US20090175402A1 (en) * | 2006-11-28 | 2009-07-09 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Method and system for providing fuel in a nuclear reactor |
US9202598B2 (en) * | 2007-11-28 | 2015-12-01 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fail-free fuel bundle assembly |
EP3032541B1 (de) * | 2008-12-25 | 2019-02-20 | Thorium Power, Inc. | Brennelement und verfahren zur herstellung eines brennelements für ein kernreaktorbrennstabbündel |
CN102696074B (zh) | 2009-11-02 | 2015-11-25 | 泰拉能源有限责任公司 | 驻波核裂变反应堆及操作方法 |
CN107068209B (zh) | 2010-09-03 | 2020-09-15 | 加拿大原子能有限公司 | 含钍的核燃料棒束以及包含这种核燃料棒束的核反应堆 |
US10950356B2 (en) | 2010-11-15 | 2021-03-16 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing recycled and depleted uranium, and nuclear fuel bundle and nuclear reactor comprising same |
CA2817767C (en) | 2010-11-15 | 2018-09-04 | Atomic Energy Of Canada Limited | Nuclear fuel containing a neutron absorber |
US20160099083A1 (en) * | 2014-10-01 | 2016-04-07 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Fast flux shield and method of reducing fast neutron fluence at a core shroud of a boiling water reactor using the same |
ES2648588T3 (es) | 2014-10-17 | 2018-01-04 | Thor Energy As | Elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición |
KR101856464B1 (ko) * | 2016-12-12 | 2018-05-11 | 한전원자력연료 주식회사 | 압력용기 내부 온도 유지 장치 |
US11574745B2 (en) | 2020-09-21 | 2023-02-07 | Austin Lo | System and method for energy conversion using an aneutronic nuclear fuel |
US11798698B2 (en) | 2020-12-04 | 2023-10-24 | Austin Lo | Heavy ion plasma energy reactor |
US11450443B1 (en) | 2021-03-16 | 2022-09-20 | Austin Lo | Structured plasma cell energy converter for a nuclear reactor |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2954335A (en) * | 1946-02-04 | 1960-09-27 | Eugene P Wigner | Neutronic reactor |
US2852456A (en) * | 1953-11-17 | 1958-09-16 | Elmer J Wade | Neutronic reactor |
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US2870076A (en) * | 1956-07-31 | 1959-01-20 | Leonard J Koch | Method and apparatus for improving performance of a fast reactor |
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