DE1464625C - Hochtemperatur-Kernreaktor - Google Patents

Description

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Die Erfindung bezieht sich auf einen Hochtemperatur-Kernreaktor mit negativem Temperaturkoeffizienten der Reaktivität für eine Arbeitstemperatur von 1200°C und darüber mit einem Reaktorkern, der innig mit einem Moderatormaterial vermischten spaltbaren Brennstoff und Neutronen absorbierendes, der Reaktivitätssteuerung dienendes, bei Temperaturen über 1200⁰C chemisch stabiles Material enthält.

Zur Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion in einem Kernreaktor muß jedes Nukleid in dem Reaktorkern, das ein Neutron einfängt und sich spaltet, im Mittel wenigstens ein Neutron erzeugen, das seinerseits eine Spaltung eines anderen Nukleids im Reaktor hervorruft. Diese Bedingung wird dadurch erfaßt, daß ein effektiver .Multiplikationsfaktor K₁._ff als das Verhältnis der Anzahl der durch Spaltung in irgendeiner Generation erzeugten Neutronen zur Anzahl der entsprechenden Neutronen in der vorangehenden Generation definiert wird. Der Reaktor wird kritisch genannt, wenn der effektive Multiplika--2o tionsfaktor gleich Eins ist, wobei eine Kettenreaktion bei konstanter Spaltungsrate und vorgegebenem Leistungspegel aufrechterhalten wird, überschreitet oder unterschreitet der effektive Multiplikationsfaktor die Zahl Eins, so ist der Reaktor überkritisch bzw. unterkritisch.

Für einen Kernreaktor ist seine Reaktivität P charakteristisch. Die Reaktivität wird definiert durch die Beziehung

ir 1

efP

Eine positive Reaktivität ist notwendig, um den Reaktor auf den gewünschten Betriebs-Leistungspegel zu bringen, und ebenfalls, um den Aufbau von thermische Neutronen absorbierenden Materialien zu kompensieren. Während der Spaltvorgang voranschreitet, sammeln sich nämlich Spaltprodukte, die thermische Neutronen absorbieren, wodurch die Reaktivität des Kernreaktors gemindert wird. Der Grad der anfänglich in dem Reaktor erforderlichen Überschuß-Reaktivität hängt von verschiedenen Faktoren ab. Bei Hochleistungsreaktoren, wie etwa gasgekühlten Hochtemperatur-Graphit-Reaktoren u. dgl., ist eine beträchtliche Überschuß-Reaktivität nützlich.

Es ist jedoch erforderlich, die Reaktivität sicher zu steuern. Weist ein Reaktor eine starke Überschuß-Reaktivität auf, so steigt seine Leistung an. Würde sie nicht gesteuert, so könnte eine starke Zunahme der erzeugten Wärme erfolgen, was zu Schäden führen könnte. Es ist daher üblich, in dem Reaktor Steuerstäbe vorzusehen, die thermische Neutronen absorbierendes Material oder sogenannte Gifte enthalten. Die Steuerstäbe können je nach Bedarf in den Reaktor eingeführt oder aus ihm herausgezogen werden, um die Reaktivität und damit den Leistungspegel des Reaktors zu steuern.

Es sind die verschiedensten verbrennbaren Gifte zur Verwendung in einem Kernreaktor bekannt, deren Verbrennung den Aufbau von Spaltproduktgiften im Reaktorkern kompensiert.

Es ist ein Hochtemperatur-Reaktor der eingangs genannten Art bekannt, wobei zur selbsttätigen Verringerung der Reaktivität bei steigender Temperatur des Reaktorkerns dem Kernreaktor ein negativer Temperaturkoeffizient der Reaktivität gegeben ist (Zeitschrift »Nuclear Engineering«, April 1960, S. 172 und 173; Report GA-2280, 6. Juni 1961, der Fa. General Atomic, Verf. P. Fortescue, »Features and Aims of the High-Temperature Graphite-Moderated Reactor System«).

Hat der Reaktor einen hinreichend großen prompten, negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität, so wird ein übermäßiger oder schädigender Leistungsanstieg vermieden, da bei einem Temperaturanstieg die gesamte Überschuß-Reaktivität im Reaktor herabgesetzt wird. Ein prompter Temperaturkoeffizient der Reaktivität beschreibt deren Änderung in Abhängigkeit von der Temperatur unter der Annahme, daß zwischen benachbarten Stellen im Reaktorkern praktisch noch keine Wärmeübertragung durch Wärmeleitung stattgefunden hat.

Es ist auch bekannt, als der Reaktivitätssteuerung dienendes, bei Temperaturen über 1200" C ^chemisch stabiles Material ein solches^% zu verwenden, das oberhalb 1200°C ein bezüglich seines Beitrags zum ■ negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität starkes Absorptionsvermögen für Neutronen aufweist und das weiter in seiner Absorptionscharakteristik für Neutronen Resonanzbanden aufweist (»Reactor f Handbook«, Materials, Γ960, Bd. I, Part D, Kap. 35, S. 777 bis 781, insbesondere S. 778, Table 35.1; Zeitschriften »Nucleonics«, Dezember 1960, S. 94 bis 100,. insbesondere S. 96, Figur 1, sowie »Ceramics«, Vol. 8,^: August 1956, S. 144 bis 147, referiert Techn. Zentralblatt, 1957, Elektrotechn.,1957, S. 1832).

Diese Materialien wurden seither jedoch so ausgewählt, daß sie im gesamten Arbeitstemg^raturbereich des Reaktors einen starken Beitrag zum negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität aufwiesen. Dabei war beim Anlaufenlassendes Reaktors und dessen normalem Betrieb stets eine große Überschuß-Reaktivität notwendig, um die Absorption des Neutronen absorbierenden Materials zu kompensieren.

Schließlich ist es auch bekannt, daß viele seltene ' Erden bei höheren Neutronenenergien Absorptionsresonanzen haben und als Neutronenabsorber in Kernreaktoren besser geeignet sein können als z. B. Cadmium (Buch von R i e ζ I e r-Wa 1 c h e r, »Kerntechnik«, 1958, S. 688). Damit ist jedoch kein Hinweis auf die Arbeitstemperatur und auf die Temperaturabhängigkeit der Reaktivität gegeben.

Aufgabe der Erfindung ist es, bei einem Kernreaktor eingangs genannter Art das Neutronen absorbierende Material so auszuwählen, daß es im wesentlichen keine Neutronen bei Temperaturen absorbiert, die beim Anlaufenlassen und , beim normalen Betrieb des Reaktors auftreten, damit der Reaktor nicht mit einer Überschuß-Reaktivität zur Kompensation unerwünschter Neutronenabsorption betrieben, werden muß.

Zur Lösung dieser Aufgabe ist ein Kernreaktor eingangs genannter Art dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material eine Absorptionscharakteristik mit Resonanzbanden oberhalb 1200" C und mit einem unterhalb von 1200° C bezüglich seines'Beitrags zum Temperaturkoeffizienten der Reaktivität vernachlässigbaren Absorptionsvermögen aufweist. .

Gemäß der Erfindung ausgebildete Kernreaktoren zeichnen sich durch besonders große Betriebssicherheit aus, da sie einen großen prompten negativen Temperaturkoeffizienten bei Temperaturen oberhalb 1200' C haben, und weisen einen großen Wirkungs-

grad auf, da die Reaktivität herabgesetzt werden kann.

Die Erfindung wird in der nachfolgenden Beschreibung von Ausführungsbeispielen unter Hinweis auf die Figuren näher erläutert.

F i g. 1 zeigt eine Seitenansicht eines Teils eines Brennstoffelements für einen graphit moderierten Hochtemperatur-Reaktor, das geeignete Neutronen absorbierende Materialien enthält, mit denen die Sicherheitscharakteristiken des Reaktors zu verbessern sind; Teile des Brennstoffelements sind geschnitten, um seinen Innenaufbau zu zeigen;

F i g. 2 zeigt eine graphische Darstellung der Abhängigkeit des totalen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität (Ordinate) von der Temperatur (Abszisse) bei drei Ausführungsformen eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors; aus dieser graphischen Darstellung ist der Effekt erkennbar, den die durch die Erfindung verbesserte Sicherheitscharakteristik liefert; '

F i g. 3 zeigt eine graphische Darstellung des Nutzkoeffizienten (Ordinate) einer Ausführungsform eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors in Abhängigkeit von der Temperatur (Abszisse), der nach der Lehre der Erfindung verbesserte Sicherheits-Charakteristiken aufweist; .

F i g. 4 zeigt eine graphische Darstellung des Nutzkoeffizienten (Ordinate) einer weiteren Ausführungsform eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors in Abhängigkeit von der Temperatur (Abszisse), der nach der Lehre der Erfindung verbesserte Sicherheitscharakteristiken aufweist;

F i g. 5 zeigt eine graphische Darstellung des Nutzkoeffizienten (Ordinate) einer weiteren Ausführungsform eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reak- tors in Abhängigkeit von der Temperatur (Abszisse), der nach der Lehre der Erfindung verbesserte Sicherheitscharakteristiken aufweist.

In einem Kernreaktor kann der Multiplikationsfaktor K wie folgt geschrieben werden:

(2)

wo η die mittlere Anzahl der Spaltspektrum-Neutronen ist, die bei thermischer Absorption in dem Brennstoff erzeugt werden; wo / das Verhältnis der Anzahl der thermischen Neutronen, die in dem Brennstoff absorbiert sind, zur Gesamtanzahl der thermischen Neutronen ist, die durch irgendeinen Prozeß absorbiert werden; wo ρ der Anteil der Quellenneutronen ist, die thermische Energiea erreichen, also die Neutronen erfaßt, die nicht aus dem Reaktorkern als schnelle Neutronen mit Energien oberhalb 1,9 eV entschlüpfen und die auch dem Resonanzeinfang im Reaktor entschlüpfen, wo ί das Verhältnis der Gesamtanzahl der Spaltungen zur Anzahl der thermischen Spaltungen ist und wo P₇- und P_F die Wahrscheinlichkeiten für das Nichtentschlüpfen thermischer bzw. schneller Neutronen sind. Der totale Temperaturkoeffizient der Reaktivität des Reaktors ist durch den Differentialquotienten ' der Gleichung 2 nach der Temperatur definiert. Man erhält

1 άΚ

K 3Υ ~

JL AlL 4. _L hL- ^{X be}

η δτ f ότ ε. at

δΡ_Γ

P δΤ Ρ_τ δΤ

δ T

(3) Es wurde gefunden, daß bei graphitmoderierten

Hochtemperatur-Reakioren die Koeffizienten — ^

*#■' " * 1 Λ P

und -p- -j-γ zu allen Zeiten bei allen Moderatortemperaturen negativ sind; der Koeffizient — ^-

kann jedoch beide Vorzeichen annehrften. Er ist negativ beim Beginn der Betriebslebensdauer des Reaktors, wenn nur einer der hauptsächlichen Brennstoffe vorliegt. Er ist jedoch in der Regel positiv für jede Mischung von Uran-233, Uran-235 und Plutonium-.239. Bei graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktorsystemen ist der Koeffizient — —ψ stets positiv, da der Anteil der Anzahl der thermischen Spaltungen mit zunehmender Temperatur abnimmt: Allgemein

ist -p- -jy~ der Koeffizient für die Nichtentschlüp-

fungswahrscheinlichkeit schneller Neutronen auch positiv. Zur Änderung des Vorzeichens oder der Größe von η; ε und P_f-Koeffizienten kann wenig ■getan werden, da sie durch die Nukleideigenschaften der Brennstoffe und durch Details des Flußspektrums bestimmt sind, das seinerseits durch die Zusammensetzung des Reaktors bestimmt ist.

Es ist äußerst wünschenswert, einen oder mehrere der Termen des Temperaturkoeffizienten der Reaktivität derart zu beeinflussen, daß sich ein totaler negativer Temperaturkoeffizient der Reaktivität des Reaktors bei Temperaturen oberhalb seiner normalen Betriebstemperatur ergibt. ■■*",·■

Es wurde gefunden, daß dies erreicht werden kann, wenn man die einzelnen Beiträge der thermische Neutronen absorbierenden Substanzen in denn Reaktorsystem im Sinne einer Beeinflussung des/-Koeffizienten, also -γ '■— in Gleichung 2 (allgemein als. Nutzkoeffizient bezeichnet) steuert: Ein Einbau eines gewissen Neutronengiftes in das Reaktorsystem kann beträchtlich das Vorzeichen und die Größe des Nutzkoeffizienten beeinflussen und damit auch Vorzeichen ' und Größe des totalen Temperaturkoeffizienten. Es ist möglich, den negativen Temperaturkoeffizienten des Reaktors durch Einflußnahme auf den Nutzkoeffizienten zu vergrößern, wenn eine beträchtliche Menge des Moderators in ihm mit dem Brennstoff vermischt wird. In diesem Falle führen Temperaturänderungen der Brennstofftemperatur zur prompten Änderung in der EnergieverteiluVig der thermischen' Neutronen, woraus sich wiederum prompte negative Beiträge zur Reaktivität ergeben, wenn entsprechende Neutronengifte mit hohen thermischen Resonanzen bei thermischen Energien, d. h. oberhalb etwa 0,3 eV, vorhanden sind.

Drei Neutronengifte sind besonders zur Beeinflussung des Nutzkoeffizienten in einem Hochtemperatur-Reaktor wirksam und fähig, dem System einen totalen, negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität in dem gewünschten Temperaturbereich zu geben. . '

Diese drei thermische Neutronen absorbierenden Materialien sind die folgenden: Plutonium-240, Rhodium-103 und Erbium-167. Jeder dieser drei Neutronenabsorber oder Neutronengifte ist ohne weiteres erhältlich und hat gewisse vorteilhafte Eigenschaften. Alle drei dieser Neutronenabsorber sind bei erhöhter Temperatur über der normalen Betriebstemperatur

eines Hochtemperatur-Reaktors, beispielsweise oberhalb 1200'C, chemisch stabil, und alle drei sind mit Graphit und anderen Komponenten eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors verträglich. Jeder dieser drei Neutronenabsorber liefert einen großen prompten negativen Beitrag zum Temperaturkoeffizienten der Reaktivität bei Temperaturen oberhalb 1200 C. Der Beitrag zur Reaktivität bei niederen Temperaturen ist entweder positiv oder hinreichend niedrig, so daß die Neutronenwirtschaftlichkeit bei normalen Betriebstemperaturen solcher Reaktoren nicht wesentlich durch die genannten Neutronenabsorber beeinträchtigt wird. Die angegebenen Neutronenabsorber können einzeln oder in irgendeiner Mischung verwendet werden, und sie können gleichmäßig auf jede gewünschte Vielzahl von Stellen im Reaktor verteilt werden.

Es kann zweckmäßig sein, die Neutronenabsorber direkt in die Brennstoffelemente einzubauen oder in die Brennstoffkompaktkörper des Reaktors. Die Neutronenabsorber können auch in anderer Weise und an anderen Stellen des Reaktors verteilt werden, wie etwa im Moderator außerhalb der Brennstoffelemente. Wird der Neutronenabsorber innerhalb des Brennstoffs verteilt, damit er unmittelbar der Temperatur des Brennstoffs folgt, so liefert eine Doppler-Verbreiterung des thermischen Resonanzbandes des Absorbers einen breiteren Beitrag zum prompten negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität.

Wird Moderatormaterial in einem Brennstoffelement eingeschlossen, so kann das Neutronen absorbierende Material falls gewünscht in diesem Moderatormaterial verteilt werden. Als Ausführungsbeispiel ist ein Brennstoffelement 9 für einen graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktor, das Neutronen absorbierendes Material enthält, in F i g. 1 dargestellt. Das Brennstoffelement kann in einem gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktor verwendet werden.

Das Brennstoffelement 9 weist einen rohrförmigen Außenbehälter 11 auf, der aus Neutronen moderierendem Material besteht, welches eine geringe Permeabilität gegenüber Spaltprodukten hat. Vorzugsweise besteht der Behälter 11 aus einem niederpermeablen Graphit. Innerhalb des Behälters sind eine Mehrzahl im wesentlichen zylindrischer Brennstoffkompaktkörper 13 untergebracht. Diese Kompaktkörper bestehen aus einer homogenen Mischung aus Graphit, Brennstoff und Brutstoffmaterial. Die Permeabilität des Graphitbehälters kann beispielsweise gegenüber Helium bei Zimmertemperatur etwa 1 · 10~⁵ cm²/Sek. betragen. Eine solch niedere Permeabilität drosselt hinreichend die Abwanderung von Spaltprodukten. Die Brennstoffkompaktkörper 13 sind, wie F i g. 1 zeigt, ringförmig und auf einem länglichen, vertikalen mittleren Dorn 15 aus Neutronen moderierendem Material, wie etwa aus Graphit, aufgestapelt. Das Brennstoffelement wird innerhalb des nicht dargestellten Reaktorkerns durch einen Ständer 17 getragen, dessen Stiel 19 in F i g. 1 dargestellt ist. Mehrere vertikal liegende Brennstoffelemente sind nahe aneinander innerhalb eines nicht dargestellten Reaktortankes angeordnet und von einem gasförmigen Kühlmittel wie etwa Helium umgeben. In einem gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktorsystem haben die Brennstoffelemente eine normale Betriebstemperatur von etwa 1200 C, können aber auch bei Temperaturen von 1500 C oder mehr arbeiten.

Das Brennstoffelement 9 kann gewisse Mengen von einem oder mehreren bestimmten Neutronenabsorbern enthalten, die gleichmäßig in jedem Brennstoffkompaktkörper 13 verteilt sind. Wie schon angedeutet, kann das Neutronen absorbierende Material aber auch gleichmäßig innerhalb des zentralen Dorns 15 aus Neutronen moderierendem Material verteilt sein oder an anderen Stellen innerhalb oder außerhalb der Brennstoffelemente im Reaktorkern.

Die Verteilung des Neutronen absorbierenden Materials innerhalb der Kompaktkörper kann beispielsweise während der Herstellung der Kompaktkörper vorgenommen werden. Die Kompaktkörper können also aus einer bestimmten Mischung aus Graphit oder anderem geeigneten, bei hoher Temperatur thermische Neutronen moderierenden Material mit Neutronen absorbierendem Material und einem Kernbrennstoff hergestellt sein, also einem spaltbaren Material oder einer Mischung von spaltbarem Material und von Brutstoff. Beispielsweise kann jeder Brennstoffkompaktkörper die Form eines Rings haben, der aus einer Mischung von Graphit, Uran-235 und Uran-238 unter Zugabe des ausgewählten Neutronen absorbierenden Materials in gewisser Konzentration, die von vornherein eingeführt wurde, hergestellt ist.

Auch kann Plutonium-240 in situ in dem Brennstoff der Brennstoffelemente in hinreichender Konzentration gebildet werden, so daß er dem Reaktor einen prompten negativen Temperaturkoeffizienten der,.Reaktivität gibt. Dies kann dadurch erreicht yyefaen, daß man eine hinreichende Konzentration von Uran-238 in den Brennstoff aufnimmt. Während des Betriebs des Reaktors gehen folgende Reaktionen zur Erzeugung von Plutonium-240 vor sich:

23K

U²³⁹
Np²³⁹

+ _W — IJ²³⁹

+ Np²³⁹ + Pu²³⁹

Pu

,23«)

+ 11

Pu

,240

Da Plutonium-240 eine relativ rasche Ausbrennrate hat, ist es wünschenswert, fortlaufend wenigstens einen Teil des Plutoniums-240 in der genannten Weise aus Uran-238 zu erzeugen, um sicherzustellen, daß der Reaktor über seine Gesamtlebensdauer einen negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität hat.

Parameter eines typischen moderierten Hochtemperatur-Reaktors, der mit den beschriebenen Brennstoffelementen versehen ist, sind in der folgenden Tabelle zusammengestellt:

Technische Daten

für einen gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktor, der die Brennstoffelemente nach F i g. 1 enthält

Reaktorleistung 115 MW thermisch

Effektiver Kerndurchmesser 274,8 cm

Aktive Kernhöhe 225 cm

Anzahl der Brennstoff-

elemente 804

Anzahl der Steuerstäbe ... 36 Anzahl der Sicherheitsabsperrstäbe .·.. 19

7 8

• Anfängliche Brennstoff- 184,8 kg angereichertes Dies liegt an der Anwesenheit von noch weiteren

beladung.. Uran, Mengen sowohl von Plutonium-240 als auch von

173,3 kg Uran-235 Rhodium-103. Das Ergebnis zeigt sich klar aus dem

Α«- ι- u -π. ·■■ Vergleich der Kurve C mit den Kurven B und A. Anfängliche Thorium- 5 Der totale Temperaturkoeffizient, den die Kurve C Beladung............. 198/Kg i&\%\, _{Jst W}e_SentIich negativer als derjenige der Kur-Anfangliche Beladung mit ven/1 und B, bei Temperaturen oberhalb 1000⁰K. verbrennbarem Borgift 950 g Die einzelnen Beiträge verschiedener Neutronen Anfängliche Rhodium- absorbierender Materialien zum Nutzkoeffizienten Beladung............. 5 kg _{(q der} Ausführungsform des Reaktors, dessen totaler

C/Th/U-Atomverhaltnis . Temperaturkoeffizient in Kurve B in F i g. 2 dar-

696 Brennstoffelemente gestellt ist, ist in Fig. 3 wiedergegeben. Wie aus

mit .... ..:.2126C/9.57Th/1.0U F i g. 3 ersichtlich ist, liefern Spaltprodukte wie

108 Brennstoffelemente Xenon-135 und Samarium-149 einen positiven Bei-

(Außennnge) mit... 3511 C/15.94 Th' 1.0 U _{l$ trag zum} Nutzkoeffizienten, während Rhodium-103

Mittlere Moderator- . _{einen er}h_eblichen negativen Beitrag zum Nutzkoef-

temperatur ........... 900C fizienten liefert, so daß der gesamte Nutzk'oeffizient

Mittlere Temperatur der bei Temperaturen oberhalb 1400° K negativ ist und Brennstoff-Kompakt-, zunehmend negativer wird, wenn die Reaktortempekörper...... 1200C ■- ₂₀ ratur ansteigt.-

Maximale Temperatur der Fig.4 zeigt den Nutzkoeffizienten der Ausfüh-Brennstoff-Kompaktrungsform des Reaktors, dessen totaler Temperaturkörper ....;..... 1500°C koeffizient in Kurve C der Fig. 2 dargestellt ist.

Anfänglicher Fluß Der totale Nutzkoeffizient, der in F i g. 4 dargestellt

thermischer Neutronen 4.01-10" _{25 lsU} i_st negativ für Temperaturen oberhalb 1150⁰K

Anfänglicher totaler _una> _wj_r(j _zunehmend negativer, wenn die Temperatur ■

Neutronenfluß. 16.55 · 10" bis auf 2500 K hochsteigt. Er ist noch negativer

Anfängliches Konversions- als der in F i g. 3 dargestellte. In diesem Falle

verhältnis ............ 0,563 liefert Plutonium-240, das in hinreichenden Mengen

Mittleres !Conversions- ₃o im Reaktor aus einem etwa 50atomprozentigen

verhältnis 0,612 Uran-238 entstanden ist, einen wesentlichen.negativen

Endkonversionsverhältnis 0,704 Beitrag zum Nutzkoeffizienten. f

Brennstofflebensdauer bei Fig. 5 zeigt den Nutzkoeffizienten einer vierten

voller Leistung.... 900 Tage Ausführungsform des Kernreaktors, der im wesent-

Der totale Temperaturkoeffizient am Ende der 35 liehen identisch ist mit der Ausführungsform, die der Reaktorlebensdauer für jede der drei Ausführungs- F i g. 4 entspricht und der Kurve C der Fi g. 2 entformen des angegebenen Reaktors ist in Fig. 3 spricht, mit der Ausnahme, daß zusätzlich zu dem dargestellt. Kurvet in Fig. 2 zeigt den totalen Rhodium-103, das in einer Menge von etwa-3 kg vor-/ Temperaturkoeffizienten des Reaktors, wenn er keine liegt und einer etwa 50atomprozentigen Konzentra-Anfangsbeladung mit Rhodium oder anderem Neu- 40 tion von Uran-238 in dem Brennstoff und der sich tronen absorbierendem Material nach der Lehre der daraus ergebenden beträchtlichen Konzentration von Erfindung enthält und wobei als Brennstoff etwa Plutonium-240; auch Erbium-167, und zwar in einer , 7 Atomprozent Uran-238 und etwa 93 Atom- Menge von 1 kg vorliegt. Der totale Nutzkoeffizient, prozent Uran-235 verwendet ist. Der totale Tem- wie er sich aus F i g. 5 ergibt, ist noch negativer als peraturkoeffizient ist, wie die Kurve A zeigt, am 45 der aus F i g. 4 ersichtliche, und zwar auf Grund Ende der Reaktorlebensdauer etwas negativ. Er ist der Zugabe des Erbiums-167. Aus Fi g. 5 ist ersichtjedoch nur sehr gering negativ im Temperaturbereich lieh, daß Erbium-167 einen negativen Beitrag zum von etwa 1000 bis etwa 3000° K. Nutzkoeffizienten zwischen etwa 400 und etwa 2800° K Kurve B in Fig. 2 zeigt den gleichen Reaktor, liefert. Sein maximaler Beitrag liegt bei etwa 1100° K. der auch die Kurve A geliefert hat, jedoch mit einer 50 Obwohl sich die Figuren auf einen bestimmten Anfangsbeladung mit Rhodium-103 (5 kg am Beginn Typ eines graphitmoderierten HochtemperaturTReakdes Reaktorbetriebs und einer Gleichgewichtsmasse tors beziehen, können die angegebenen Neutronen von 3 kg am Ende der Reaktorlebensdauer). Aus dem absorbierenden Materialien auch mit Erfolg in anVergleich der Kurven A und B der Fig. 2 ist klar deren Hochtemperatur-Reaktoren mit anderen Paraersichtlich, daß die Zugabe von Rhodium-103 zum 55 metern verwendet werden. Die relativen Konzen-Kernreaktor den negativen Temperaturkoeffizienten trationen der ausgewählten Gifte, die notwendig sind, des Reaktors erhöht. um einen hinreichend hohen Nutzkoeffizientei} zu Kurve C bezieht sich auf eine dritte Ausführungs- erhalten und um einem vorgegebenen Reaktor einen form des Reaktors, in dem die gleiche Menge von prompten totalen negativen Temperaturkoeffizienten Rhodium-103 vorgesehen ist wie bei der zweiten Aus- 60 zu erteilen, hängen offensichtlich von den Reaktor-^ führungsform (Kurve B), in dem. jedoch der Brenn- Parametern ab. Eine Berechnung der relativen Konstoff nur 50% angereichert ist (50 Atomprozent zentrationen solcher Materialien, die erforderlich sind, Uran-238 und 50 Atomprozent Uran-235). statt um einen im wesentlichen negativen Beitrag zum daß eine Anreicherung von 93% erfolgt. In Koeffizienten der Reaktivität zu erhalten, kann aber diesem Fall wird eine beträchtliche Menge von 65 von jeder Person ausgeführt werden, die mit der Plutonium-240 in situ in dem Reaktor während seines Reaktorphysik vertraut ist.

Betriebs gebildet. Der negative Temperaturkoeffizient Aus den Fig. 3. 4. 5 ist ersichtlich, daß Rhodes Reaktors zeigt sich als noch weiter verbessert. dium-103 und Plutonium-240 weniger stark zu einem

negativen Nützkoeffizienten beitragen bei Temperaturen, die sich der normalen Betriebstemperatur eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors, also etwa 1450 K nähern, als bei höheren Temperaturen. Diese Neutronenabsorber tragen also beträchtlich zu einem negativen Nutzkoeffizienten bei und damit zu einem totalen negativen Temperaturkoeffizienten bei Temperaturen oberhalb der normalen Betriebstemperatur eines Graphit-Hochtemperatur-Reaktors, ohne wesentlich die Neutronenwirtschaftlichkeit bei normalen Betriebstemperaturen zu beeinträchtigen.

Aus der vorangegangenen Beschreibung ist ersichtlich, daß die Erfindung Mittel angibt, mit denen dem Temperaturkoeffizienten der Reaktivität eines Hochtemperatu'r-Reaktors ein erheblicher negativer Beitrag zu erteilen ist, wodurch die Sicherheitscharakteristiken eines solchen Reaktors verbessert werden.

Claims (3)

Patentansprüche:

1. Hochtemperatur-Kernreaktor mit negativem Temperaturkoeffizienten der Reaktivität für eine

Arbeitstemperatur von 1200 C und darüber mit einem Reaktorkern, der innig mit einem Moderatormaterial vermischten spaltbaren Brennstoff und Neutronen absorbierendes, der Reaktivitätssteuerung dienendes, bei Temperaturen über 1200 C chemisch stabiles Material enthält, da-\ durch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material eine Absörptionscharakteristik mit Resonanzbanden oberhalb 1200 C und mit einem unterhalb von 1200''C bezüglich seines Beitrags zum Temperaturkoeffizienten der' Reaktivität vernachlässigbaren Absorptionsvermögen aufweist.

2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material wenigstens einen der. Stoffe Plutonium-240, Rhodium-103, Erbium-167 enthält oder aus wenigstens einem dieser Stoffe besteht.

3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material von den Behältern der Brennstoffelemente im Reaktorkern umschlossen ist.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen