DE1589001A1

DE1589001A1 - Kernreaktor

Info

Publication number: DE1589001A1
Application number: DE19661589001
Authority: DE
Inventors: Loewenstein Walter Bernard
Original assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Current assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Priority date: 1966-01-06
Filing date: 1966-11-04
Publication date: 1969-10-16
Also published as: ES331160A1; GB1139104A; DE1589001B2; BE691167A; US3287224A; SE301353B; DE1589001C3

Description

6778 a 2 H/mw Düsseldorf, den 24. Okt„1966

Anmelderint United States Atomic Energy Commission Germantown, Maryland

Titel: "Kernreaktor"

Die Erfindung betrifft einen Kernrealetor. Im besonderen bezieht sich die Erfindung auf einen sehr grossen, schnellarbeitenden üeaktor, der einen negativen oder verhältnismäsaig niedrigen positiven Kühlmitbelschwundkoeffizienten aufweist ο

Relativ kleine, schnellarbeitende Reaktoren bedingen einen negativen Kühlmittelschwundkoeffizienten, d.h., die Reaktivität nimmt ab entsprechend dem Verlust an Kühlmittel, Wie in dem am 7. Juli 1964 erteilten USA-Patent Nr. 3,140, 234 des Erfinders vorliegender Anmeldung auseinandergesetzt wird, besteht ein eventuell eintretender Umstand, welcher den Bau von grossen, schnellarbeitenden Reaktoren schwierig macht, in der Möglichkeit, dass derartige Reaktoren einen positiven Kühlmittelschwundkoeffizienten aufweisen, d.h., die Reaktivität steigt mit dem Verlust an Kühlmittel an» Das erwähnte Patent erläutert ferner den Umstand, dass ein positiver Kühlmittelschwundkoeffizient bei geringeren Kerngrössen in Reaktoren eintritt, bei denen Plutonium als Brennstoff und Leichtmetalle als Kühlmittel verwendet werden, als bei anderen Ausführungsformen von Reaktoren. 909842/0869

Dabei ist zu bemerken, dass diese möglicherweise eintretende Gefahr lediglich bei sehr grossen Reaktoren vorliegt. Der kleinste Reaktor, der einen ausgeprägten positiven Kühlmittelschwuhdkoeffizienten aufweist, hat eine Kerngrösse von etwa 800 Litern. Im Gegensatz zu dieser Zahl ist zu bemerken, dass EBR-II eine Kerngrösse von 65 Litern aufweist. Indes scheint die künftige Entwicklung auf dem Gebiet atomarer Energie auf solchen grossen schnellarbeitenden Brutreaktoren zu beruhen, da lediglich in solchen Reaktoren Uraniumreserven in vollem kasse wirtschaftlich nutzbar gemacht werden können_e

Unter den dargelegten Voraussetzungen richtet sich die vorliegende Erfindung in erster Linie darauf, einen sehr grossen, schnellarbeitenden Reaktor zu schaffen, der einen negativen oder verhältnismässig niedrigen positiven Kühlini ttelschwundkoeffizienten aufweist. Ein weiterer Zweck vorliegender Erfindung richtet sich darauf, einen natriumgekühlten, schnellarbeitenden Brutreaktor zu entwickeln, der vorwiegend im Uranium-238 - Plutonium - Zyklus arbeitet und dabei einen niedrigen Natriumschwundkoeffizienten aufweist O

Dieser Zweck und weitere Zwecke der vorliegenden Erfindung sind also an einen natriumgekühlten, schnellarbeitenden Brutreaktor geknüpft, der vorwiegend im U-238 - Pu - Zyklus arbeitet, der eine zentrale Zone von U-233, dlspergiert in Th-232, sowie eine äussere Zone von Pu, dispergiert

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;■■■. - - 3 -

in U-238, aufweist. Der Reaktor kann z.B. ein Gesamtvolumen von 3000 Litern besitzen, das eine zentrale Zone von 800 Litern einschliesst und vorzugsweise eine Anzahl von Brennstoffeinienten aufweist, die einen zentralen U-233 Th-232 - Abschnitt und obere und untere Pu - U-238 Abschnitte enthalten, die im Zentrum des Reaktors angeordnet und von Brennstoffelementen umgeben sind, die Pu und U-238 enthalten. Diese letzterwähnten Elemente können in an sich bekannter ,Yeise von Deckelementen umgeben sein, die ei-schöpftes Uranium enthalten.

Die Erfindung wird schematisch und beispielsweise in der beiliegenden Zeichnung veranschaulichte . . '

]?ig. 1 ist eine Darstellung eines erfindungsgemäss gestalteten Kernreaktors, teilweise in Ansicht, teilweise im Schnitt.

Fig. 2 ist eine grafische Darstellung, welche die räumliche Verteilung des Natriumreaktivitätswertes im Kern eines an sich bekannten 3000 Liter-Karbidkerns gegenüber der entsprechenden Verteilung in einem Kern derselben Grosse, der entsprechend der Erfindung konstruiert ist, veranschaulichte

Fig. 3 veranschaulicht einen ähnlichen Vergleich für typische schnellarbeiiende Oxydbrennstoff-Brutreaktoren_o

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1569001

G-emäss der bevorzugten Form der vorliegenden Erfindung umfasst der Kernreaktor eine zentrale U-233 - Th-232 Zone 10, die allseitig von einer äusseren U-238 -Pu-Zone 11 umgeben ist, welche ihrerseits mit einer oberen Decke 12, einer unteren Decke 13 und einer radialen Decke 14 umgeben ist»

Der Reaktor kann annähernd als eine zylindrische Anordnung von Brennstoffeinsätzen aufgefasst werden, wobei die zentralen Einsätze 15 aus einem zentralen TS-233 - Th-232 -■ Brennstoffabschnitt 16, oberen und unteren U-238 -Pu-Brennstoffabschnitten 17 und 18 und oberen und unteren Deckabschnitten 19 von erschöpftem U bestehen. Unmittelbar die zentralen Brennstoffabschnitte 15 umgebend sind periphere Brennstoffabschnitte 20 angeordnet, die üblicherweise U-238 - Pu im Zentrum 21 und erschöpftes U am oberen und unteren Ende 22 enthalten. Das ganze ist ferner von Deckelementen 23, die erschöpftes U enthalten, umgebene

Als Brennstoff kann jedes übliche Kernmaterial dienen. So können z.B. Metalle, Oxyde und Karbife wie auch weniger bekannte Materialien, wie Nitride, Sulfide, sowie Mischungen keramischer und metallischer Stoffe verwendet werden.

Die mit der vorliegenden Erfindung verknüpften Vorteile lassen sich am besten aufgrund der Figuren 2 und 3 der

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Zeichnung erläutern. Pig. 2 veranschaulicht, wie der Wert der Natriumreaktivität als Punktion seiner Lage in einem 3000 Liter-Kern (z.B. von 88 cm Radius und 123 cm Höhe), der Pu und U-238 -■ ICarbijSde enthält, sich ändert. Die in dieser Figur ausgezogene Kurve bezieht sich auf die früher übliche Ausbildungsform des Reaktors und veranschaulicht, dass die Natriumreaktivität in der Mähe des Zentrums des Reaktors hoch ist, jedoch schnell nach der Peripherie des Reaktors hin abfällt. Es ist offensichtlich, dass der Betrieb eines solchen Reaktors infolge des positiven Natriumschwundkoeffizienten Gefahren ausgesetzt sein kann<>

Die gestrichelte Kurve gemäss Pig. 2 veranschaulicht die Änderung des Y/'ertes der ZIatriumreaktivität als Punktion der Lage in einem 3000 Liter Pu Karbid - Uranium-238 Karbidreaktor, der eine zentrale Zone von 800 Litern (56 ei Radius bei 81 cm Höhe) einschliesst, die U-233 und Th-232 enthält. Der Betrieb eines solchen Reaktors ist verhältnismässig sicher, weil aer V/ert der Hatriumreaktivität fast an jeder Stelle des Reaktors negativ ist und höchstens stellenweise geringe positive Werte aufweist. Ein derartiger Reaktor ist sicherer als ein solcher, der nur aus Pu und U-238 besteht und weist dennoch eine verhältnismässig hohe Brutausbeute auf, weil er vorwiegend aufgrund des Pu-U-238 - Zyklus arbeitet.

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In ähnlicher ,/eise veranschaulicht !Pig. 3 die erhöhte Sicher· heit, die durch Anwendung der vorliegenden Erfindung bei einem mit Oxydbrennstoff betriebenen Reaktor erzielt wird» Die ausgezogene Kurve veranschaulicht, dass die Natriumreaktivität nahe am Zentrum eines 3000 Liter Pu- U-238 OXyüreaktors hoch ist, während der Wert nach der Peripherie hin negativ wird. Ein Reaktor dieser Ausbildung bietet im Betrieb möglicherweise geringere Sicherheit. Jeder der Reaktoren, deren Natriumreaktivitätswert in den anderen Kurven veranschaulicht wird, würde im 3etrieb sicherer sein. Der durch die gestrichelte linie charaxterisierte Reaktor weist eine 800 Liter zentrale Zone von U-233 und Th-232 Oxyden auf, während der durch die punktierte Linie charakterisierte Reaktor gegebenenfalls 20>a U-234 aufweisen kann. Sogar wenn man die Abwesenheit von 2O'£ U-234 annimmt, ist der Wert der Fatriumreaktivität an jeder beliebigen Stelle im Reaktor negativ oder nur leicht positiv,,

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Tabelle I

Mit Metallbrennstoff betriebene üeaktoren (3000 Liter-Kerne)

	tfall'	Inneres Kern	Kernumwandluipmass	-	—	5 insgeso	Br ut- mass	.67	Natriumkern Schwund	ι *■	Kern masseverhältnis	2.03	nne	res	äusseres	Kernbrennstoff material ++	1410
		volumen		82	Οο92	1.02		.50		ausserer	1;	1.62	u/ja		M^i /ΐνΓ	(kg)	1445
		(Liter)		80	0.90	Oo 89		.47	innerer	+0.79		1.64	—		0.14		1445
	1	O		84	0.87	0.86	1	.48	—	+0.11	ί.50	0.	110	0.157	inneres äussereS insg.	1469
τ>	2	600	inneres aussereε	95	0.82	0.86	1	.51	+0.14	-O0OI	1.31	0.	113	0.161	— 1410	1563 ,
CD CD	3	800	-	77	Oο 87	Oo 87	1	.39	+Ο» 11	+0.021	1.71	0.	.108	0.167	220 1225	1434 ·
OD	4	800	O.	58	1.01	0.81	1	.38	+0.16	+Oo 08	1.98.	0.	,125	0.176	299 1146	1308
Ki	5	800**	Oo		0.81	1	+0.27	-0,15	Oc	,117	Ob 167	287 1182
QO GO	6	1200	O.	1	+0.001	-0.10	0.	.157	0.147	328 1235
CD	7	800-*-	O.	1	-Oo 15	464 970
O.		247 1061
O.

* 40$ Verlust an Kernnatrium

* mit Uranium-234

Φ Uranium-233 - Thorium - Oxyd .......

+· Spitzenwert bei durchschnittlicher Energie dichte im Kern + +■■■ Inneres ^s Uranium (233 or 233 + 234) Äusseres/~/Plutonium

cn co to CD CD

Tabelle II

Mit Karbidbrennstoff betriebene Reaktoren (3000 iiter-Kerne; 800 Liter-Zentralkerne)

Fall innerer Kernumyrandlungsmass

,.'■ ' . ' Kerntypi* "//■; '■;■■■'■: ■■;·■■■■ ^: :\^: ■ ^]. ' ' , ■

inneres 'aus se res insges.

Brutmass

Natriumkern Schwund

nnerer äusserer P/i?** M \

Kernmasse Kernbrennstoffverhältnis material

seres (kg)+

innseres ausseres insg.

1 Reference Pu-U -- —

2 U²³⁵-Th 0.70 0.94

3 U²³³-U²⁵-!Ch 0.84 0.84

4 U^{2 5 5}-a?h Me tall 0.76 0 ·

0.97 1.49 — +0.92 2.05

0.83 1.33 +0.002 +0.013 1.79

0.84 1.38 +0.21 +0.12 1.40

0.86 1.32 +0.014 +0.015 2.08

0.151

0.131 0.156
0.145 0.172
0.120 0.154

— 1375 1375

1037 1312

1134 1436

1027 1341

Karbid, wenn nicht anders angegeben 40 <fo Verlust an Kernnatrium

. Spitzenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern + Inneresr-* Uranium (233 oder 233 + 234) Äussere s^Plutonium Cn

OO

CD

O O

69 8O /ZI8606

labeile III

Mit Oxydbrennstoff betriebene Reaktoren
(3000 Liter-Kerne j 800 Liter-Zertralkerne)

fall Innerer Kernumwandlungsmass Kerntyp#	inneres	—	äusseres insges	0.80	Brutmass	Natriumlcern- Schwund \	)■■	P/A***	Kernmas se - Verhältnis	äussere s„	Kernbrennstoff material	1555
	Referenz Pu-U	0.56"	—	0.70				2.02	inneres	jftPu A,i ■	(kg)'	1343
	TJ²³³-Olb.	0.65	0.	0.69	• . ■ ■	innerer	ätisserer	2.14	_Mu/_Mia	0.261		1538
1	_π ²³³-π²³Λη ;,	0.61	0.	0.70	1.29	—	+0.	1.88	— ■..	0.24b	inneres äusseres insges.	1489
2	Ü²³³-U²³^H	0.76	0.	0.76	1.14	-0.27	-0,	2.18	0.163	0.291	— 1555	1494 I I
3	TJ²³^Ih Metall		0,	1.13	-0.03	-0.	2.19	0.189	0.271	256 ί087
4			1.12	-0.12	-0,	0.203	0.273	294 1244
5		.85	1.17	-0.28	-0,	0.119	313 1176
	.73	.55	312 1181
	.78	<²⁶
.77	.13
.17
.13

* Oxyd, wenn nicht anders angegeben
*·* 40$ Verlust an Kernnatrium

Spitzenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern
+■ Inneres^TJranium (233 oder 233 + 234)

Aussere s_/^-» Plutonium

Bei allen diesen Berechnungen wurde eine isotopische Plutoniumverbindung verwendet, deren Charakteristik einer durch lange Bestrahlung erhaltenen Verbindung entsprach. Der Pu-240-Gehalt überstieg demgemäss 2OiJ. Diese isotopische Verbindung wurde in den Berechnungen verwendet, da die Probleme, die bei Plutonium auftreten, das einen geringeren Gehalt an Pu-240 hat, nicht so schwerwiegend sind, wie diejenigen, die bei einem höheren Gehalt an Pu-240 auftreten. Infolgedessen wären kleinere zentrale Bereiche erforderlich, um den gleichen Natriumreaktivitätseffekt in einem .Reaktor zu erzielen, der mit Plutonium von einem geringeren Gehalt an Pu-240 arbeitet.

Ins einzelne gehende Vergleiche der in den Tabellen angegebenen Daten sind schwierig, da die Spaltungsverteilunsgen nicht immer stetig über die Grenze zwischen innerem und äusserem Kern verlaufen. Indes lässt sich aus dem angegebenen Spitzenwert bei durchschnittlichen Kernenergiedichten eine Andeutung des Ausmasses der effektiven "Energie abflachung" entnehmen, das sich auf die Analysen auswirkt. Überdies wurden die keramischen und metallischen Systeme so angenommen,dass sie Spaltungsprodukte für einen Durchschnitt von 5$ bzw. 2,75^ Abbrand enthalten in Übereinstimmung mit einer Anzahl unüäigst gemachter Peststellungen·

Im allgemeinen ist aus diesen vorläufigen in den Tabellen 1, II und III niedergelegten Ergebnissen zu ersehen, dass

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die möglicherweise schädliche Kernnatriumreaktivität in günstiger Hichtung durch Verwendung des U-233 -Th-.Zyklus in einem verhältnismässig kleinen Bereich nahe dem Zentrum des Kerns wesentlich geändert werden kann« Die Grosse des Bereichs hängt ab von dem urundkernvolumen, dessen geometrischem Ausmass, der verwandten Komposition und dem höheren Isotopengehalt sowohl an Pu wie spaltbarem TJ. Dabei ist indes für einen 3000 Liter-Kern, der die in der vorstehenden Analyse angenommenen Charakteristiken besitzt, eine 800 Liter-Zentralzone ausreichend, um eine zu vernachlässigende Kühlreaktivität zu gewährleisten. Dies verleiht andererseits dem Betrieb des Reaktors die gewünschte Sicherheit.

Aus den Tabellen istr ferner zu entnehmen, dass, obwohl die Anordnung einer zentralen TJ-233 - Th-232 - Zone in Übereinstimmung mit der Erfindung ein niedrigeres Brutmass ergibt, die Abnahme verhältnismässig gering ist, so dass die meisten Vorteile eines Pu - U-238 - Reaktors bei dieser Ausführungsform beibehalten werden.

Es wird noch, darauf hingewiesen, dass die Erfindung nicht auf die vorstehend erläuterten Einzelheiten und beispielsweisen Ausführungsformen beschränkt ist, sondern im Rahmen des Erfindungsgedankens in ihrer praktischen Ausführung geändert werden kann·

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Claims

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1./iittt riui.fi«»; <:.ltor, schnellarueilender Brutr"ii' tor I t tfinur hern#r:«e. von t.irvio ro.'ia IAA- Li turn, tier vorwiegend ifc L-?5^ - Pu - '.'.;.'»JLuβ arbeitet uti:: eioe dtn K«rn U£.i.t:jen β JJeckachiciu nan erecli j.itcn i nufwolati dud ure _f i;ei.eiii 3cie mot, d*:» -ler i.rn <jin<ii «suntraltn '!all uusi U-J53, ctiaper_aiort in "h-jy,*, enthilt, dar vott ant'. ίΐίΛβί r.;n -'ell ?.uu Pu, «:iapor^iurt In U-2'5G_t

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fissltint tr hai ton v.ird.

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