DE1589001B2

DE1589001B2 - Natriumgekühlter Brutreaktor mit schnellem Reaktorkern

Info

Publication number: DE1589001B2
Application number: DE1589001A
Authority: DE
Inventors: Walter Bernard Elmhurst Ill. Loewenstein (V.St.A.)
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: 1975-01-30
Also published as: ES331160A1; DE1589001A1; SE301353B; US3287224A; DE1589001C3; BE691167A; GB1139104A

Description

U-238-Pu in ihrem zentralen Abschnitt 21 und erschöpftes U am oberen und unteren Endabschnitt 22 enthalten. Diese Teile sind ferner von Deckeinsätzen 23 umgeben, die erschöpftes U enthalten.

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

Die mit der Erfindung erzielbaren Vorteile lassen sich an Hand der F i g. 2 und 3 der Zeichnung erläutern. F i g. 2 veranschaulicht, wie der Wert der Natriumreaktivität als Funktion seiner Lage in einem 3000-Liter-Kern (z. B. von 88 cm Radius und 123 cm Höhe), der Pu- und U-238-Karbide 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 Nähe 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 F i g. 2 veranschaulicht die Änderung des Wertes der Natriumreaktivität als Funktion der Lage in einem 3000 Liter Pu Karbid-Uranium-238-Karbidreaktor, der eine zentrale Zone von 800 Litern (56 cm Radius bei 81 cm Höhe) einschließt, die U-233 und Th-232 enthält. Der Betrieb eines solchen Reaktors ist verhältnismäßig sicher, weil der Wert der Natriumreaktivität 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 auf Grund des Pu-U-238-Zyklus arbeitet.

ίο In ähnlicher Weise veranschaulicht F i g. 3 die erhöhte Sicherheit, die durch Anwendung der vorliegenden Erfindung bei einem mit Oxydbrennstoff betriebenen Reaktor erzielt wird. Die ausgezogene Kurve veranschaulicht, daß die Natriumreaktivität nahe am Zentrum einesSOOO-Liter-Pu-U^Se-Oxydreaktorshoch 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 Betrieb sicherer sein. Der durch die gestirchelte Linie charakterisierte Reaktor weist eine 800 Liter zentrale Zone von U-233- und Th-232-Oxyden auf, während der durch die punktierte Linie charakteriserte Reaktor gegebenenfalls 20 % U-234 aufweisen kann. Sogar wenn man die Abwesenheit von 20% U-234 annimmt, ist der Wert der Natriumreaktivität an jeder beliebigen Stelle im Reaktor negativ oder nur leicht positiv.

Tabelle I

Mit Metallbrennstoff betriebene Reaktoren (3000-Liter-Kerne)

Fall	Inneres Kein- volumen	Kernumwandlungsmaß	äußeres	insges.	Brut maß	Natriumkem Schwund (%<dk/k)*)	äußerer	P/A+)	Kernmasse verhältnis	äußeres	Kernbrennstoffmaterial OCg)⁺+)	äußeres	insges.
			_	1,02			+0,79		inneres	M^Pu/M^u		1410	1410
	(Liter)	inneres	0,92	0,89		innerer	+0,11		_MO/_MTh	0,14	inneres	1225	1445
1	0	_	0,90	0,86	1.67	_	-0,01	2,03	_	0,157	_	1146	1445
2	600	0,82	0,87	0,86	1,50	+ 0,14	+0,021	1,62	0,110	0,161	220	1182	1469
3	800	0,80	0,82	0,87	1,47	+0,11	+0,08	1,64	0,113	0,167	299	1235	1563
4	800	0,84	0,87	0,81	1,48	+ 0,16	-0,15	1,50	0,108	0,176	287	970	1434
5	800**)	0,95	1,01	0,81	1,51	+ 0,27	-0,10	1,31	0,125	0,167	328	1061	1308
6	1200	0,77		1,39	+0,001	1,71	0,117	0,147	464
7	800***)	0,58	1,38	-0,15	1,98	0,157	247

*) 40% Verlust an Kernnatrium.
♦*) mit Uranium-234.
***) Uranium-233 — Thorium — Oxyd.

⁺) Spitzenweit bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern. ++) Inneres ~ Uranium (233 or 233 + 234).

Äußeres ~ Plutonium.

Tabellen

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

Fall	Innerer Kerntyp*)	Kernumwandlungsmaß	äußeres	ins ges.	Brut maß	Natriumkern Schwund (% Δ k/k)·*)	äußerer	P/A	Kernmasse verhältnis	äußeres M^u/M^Pu	Kernbrennstoffmaterial (kg)⁺)	äußeres	insges.
		inneres		0,97		innerer	+0,92		inneres Mo/M¹¹¹	0,151	inneres	1375	1375
1	Reference				1,49			2,05
	Pu-U		0,94	0,83			+0,013			0,156		1037	1312
2	U²³³-Th	0,70	0,84	0,84	1,33	+0,002	+0,12	1,79	0,131	0,172	275	1134	1436
3	U233.U234.Th	0,84	0,95	0,86	1,38	+0,21	+0,015	1,40	0,145	0,154	302	1027	1341
4	U²³³-Th Metall	0,76	1,32	+0,014	2,08	0,120	314

*) Karbid, wenn nicht anders angegeben.
**) 40% Verlust an Kernnatrium.

⁺) Inneres ~ Uranium (233 oder 233 + 234).
Äußeres — Plutonium.

*) Stpizenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern.

Tabelle III

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

	Innerer	Kernumwandlungsmaß	äußeres	ins- ges.	Brut-	Natriumkern Schwund	äußerer	P/A	Kernmasse verhältnis	äußeres M^u/M^Pu	KernbrennstofTmaterial	äußeres	insges.
rau	Kerntyp*)			0,80	maß	(% AkIk))	+0,55	***)		0,261		1555	1555
		inneres				innerer			inneies _Mu/_MTh		inneres
1	Referenz		0,85	0,70	1,29		-0,26	2,02		0,246		1087	1343
	Pu-U		0,73	0,69			—0,13			0,291		1244	1538
2	TJ233._Th	0,56	0,78	0,70	1,14	-0,27	-0,17	2,14	0,163	0,271	256	1176	1489
3	U«3-U^as4-Th	0,65	0,77	0,76	1,13	-0,03	-0,13	1,88	0,189	0,273	294	1182	1494
4	TJ233.Tja34.Jk	0,61		1,12	-0,12	2,18	0,203	313
5	U²³³-Th Metall	0,76	1,17	-0,28	2,19	0,119	312

*) Oxyd, wenn nicht anders angegeben.
**) 40% Verlust an Kemnatiium.
***) Spitzenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern.

⁺) Inneres <Äußeres

■ Uranium (233 oder 233 + 234).
- Plutonium.

Bei allen diesen Berechnungen wurde eine isotopische Plutonuimverbindung verwendet, deren Charakteristik einer durch lange Bestahlung erhaltenen Verbindung entsprach. Der Pu-240-Gehalt überstieg demgemäß 20%. 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 Spaltungsverteilungen 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 »Energieabflachung« 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 unlängst gemachter Feststellungen.

Im allgemeinen ist aus diesen vorläufigen in den Tabellen I, II und III niedergelegten Ergebnissen zu ersehen, daß die möglicherweise schädliche Kernnatriumreaktivität in günstiger Richtung durch Verwendung des U-233-Th-Zyklus in einem verhältnismäßig kleinen Bereich nahe dem Zentrum des Kerns wesentlich geändert werden kann. Die Größe des Bereichs hängt ab, von dem Grundkernvolumen, dessen geometrischem Ausmaß, der verwandten Komposition und dem höheren Isotopengehalt sowohl an Pu wie spaltbarem U. Dabei ist indes für einen 3000-Liter-Kem, 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 ist ferner zu entnehmen, daß, obwohl die Anordnung einer zentralen U-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 erläuternten Einzelheiten und beispielsweisen Ausführungsformen beschränkt ist, sondern im Rahmen des Erfindungsgedankens in ihrer praktischen Ausführung geändert werden kann.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

Claims

1 2 Es lassen sich jedoch nur bei verhältnismäßig großen Patentansprüche: schnellarbeitenden Brutreaktoren Ura.nun.reserven in vollem Maße wirtschaftlich nutzbar machen. Des-

1. Natriumgekühlter Brutreaktor mit schnellem halb besteht gerade der Bedarf, einen schnellarbeiten-Reaktorkern, der ein Kernvolumen von mehr als 5 den Brutreaktor der eingangs genannten Art in einer 800 Litern aufweist, vorwiegend im U-238-Pu- möglichst großen Ausführung zu verwenden, bei der Zyklus arbeitet, aus mehreren Zonen besteht und jedoch die obengenannte Gefahr des positiven Kühldessen Kern allseitig von einer Zone aus ausgebrann- mittelschwundkoef fizienten besteht.

tem Uran umgeben ist, dadurch gekenn- Hiervon ausgehend lag der Erfindung die Aufgabe

zeichnet, daß der Kern eine zentrale Zone, 10 zugrunde, einen schnellarbeitenden Brutreaktor der

bestehend aus einer an sich bekannten Dispersion eingangs genannten Art von möglichst großer Ausf üh-

aus Uranium-233, dispergiert in Thorium-232, rungsform zu ermöglichen, bei dem das Auftreten

enthält, die von einer äußeren Zone, bestehend aus eines zu großen positiven Kühlmittelschwundkoeffi-

einer an sich bekannten Dispersion aus Plutonium- zienten vermieden werden kann.

239, dispergiert in Uranium-238, umgeben ist. 15 Diese Aufgabe wird bei einem Brutreaktor der ein-

2. Natriumgekühlter Brutreaktor mit schnellem gangs genannten Art erfindungsgemäß dadurch gelöst, Reaktorkern nach Anspruch 1, dadurch gekenn- daß der Kern eine zentrale Zone, bestehend aus einer zeichnet, daß die Kerngröße 3000 Liter beträgt, an sich bekannten Dispersion aus Uranium-233, wobei der zentrale Teil des Kerns 800 Liter um- dispergiert in Thorium-232, enthält, die von einer faßt. 20 äußeren Zone, bestehend aus einer an sich bekannten

3. Großer natriumgekühlter, Brutreaktor, mit Dispersion aus Plutonium-239, dispergiert in Uraniumschnellem Reaktorkern, dessen Kern vorwiegend 238, umgeben ist.

im U-238-Pu-Zyklus nach Anspruch 2 arbeitet, Es hat sich herausgestellt, daß ein solcher Brutreak-

dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktor eine tor auch bei einer größeren Ausführung einen negati-Anordnung von Brennstoffelementen umfaßt, die 25 ven oder höchstens einen nur leicht positiven Kühleinen zentralen U-233-Th-232-Abschnitt sowie mittelschwundkoeffizienten aufweist. Dies gilt zum obere und untere Pu-U-238-Abschnitte enthält, wel- Beispiel auch, wenn der erfindungsgemäße Brutreaktor ehe im Zentrum des Reaktors angeordnet sind, in vorteilhafter Weise so dimensioniert ist, daß die wodurch ein verringerter Natriumschwundkoeffi- Kerngröße 3000 Liter beträgt, während der zentrale zient erhalten wird. 30 Teil des Kerns 800 Liter umfaßt.

Für einen großen natriumgekühlten Brutreaktor mit schnellem Reaktorkern, dessen Kern vorwiegend

im U-238-Pu-Zyklus arbeitet, wird erfindungsgemäß

weiter vorgeschlagen, daß der Reaktor eine Anordnung

35 von Brennstoffelementen umfaßt, die einen zentralen

U-233-Th-232-Abschnitt sowie obere und untere

Die Erfindung betrifft einen natriumgekühlten Pu-U-238-Abschnitte enthält, welche im Zeitraum Brutreaktor mit schnellem Reaktorkern, der ein Kern- Pu-U-238-Abschnitte enthält, welche im Zentrum des volumen von mehr als 800 Litern aufweist, vorwiegend Reaktors angeordnet sind, wodurch ein verringerter im U-238-Pu-Zyklus arbeitet, aus mehreren Zinen be- 40 Natriumschwundkoeffizient erhalten wird,
steht und dessen Kern allseitig von einer Zone aus Nachfolgend wird ein Ausführungsbeispiel der

ungebranntem Uran umgeben ist. Erfindung an Hand einer Zeichnung näher beschrieben.

Relativ kleine, schnellarbeitende Reaktoren bedin- Im einzelnen zeigt

gen einen negativen Kühlmittelschwundkoeffizienten, F i g. 1 einen nach der Erfindung ausgebildeten

d. h., daß die Reaktivität entsprechend dem Verlust 45 Kernreaktor, teilweise als Ansicht, teilweise als Schnitt, an Kühlmittel abnimmt. Bei einem bekannten Brut- F i g. 2 eine graphische Darstellung der räumlichen

reaktor der eingangs genannten Art (US-PS 3 140 234) Verteilung des Natriumreaktivitätswerkes im Kern kann eine Schwierigkeit auftreten, die den Bau von eines an sich bekannten 3000-Liter-Karbidkerns gegroßen, schnellarbeitenden Reaktoren schwierig macht genüber der entsprechenden Verteilung in einem Kern und in der Möglichkeit besteht, daß derartige Reakto- 50 derselben Größe bei erfindungsgemäßer Ausführung, ren einen positiven Kühlmittelschwundkoeffizienten F i g. 3 eine graphische Darstellung, die einen ähnaufweisen, d. h., daß die Reaktivität mit dem Verlust liehen Vergleich für typische schnellarbeitende Oxydan Kühlmittel ansteigt. brennstoff-Brutreaktoren zeigt.

Ein positiver Kühlmittelschwundkoeffizient tritt Gemäß der in der Zeichnung dargestellten bevorzugeber bei geringeren Kerngrößen in Reaktoren ein, bei 55 ten Ausführungsform hat der Kernreaktor eine denen Plutonium als Brennstoff und Leichtmetalle als zentrale U-233-Th-232-Zone 10, die allseitig von einer Kühlmittel verwendet werden, als bei anderen Aus- äußeren U-238-Pu-Zone 11 umgeben ist; letztere ist führungsformen von Reaktoren. Eine solche Gefahr ihrerseits mit einer oberen Decke 12, einer unteren besteht jedoch lediglich bei sehr großen Reaktoren. Decke 13 und einer radialen Decke 14 umgeben.
Der kleinste Reaktor, der einen ausgeprägten positiven 60 Der Kemraktor kann annähernd als eine zylindrische Kühlmittelschwundkoeffizienten aufweist, hat eine Anordnung von Brennstoffeinsätzen aufgefaßt werden, Kerngröße von etwa 800 Litern. Im Gegensatz zu die- wobei die zentralen Brennstoffeinsätze 15 aus einem sem Wert ist zu bemerken, daß EBR-II eine Kerngröße zentralen U-233-Th-232-Brennstoffabschnitt 16, obevon 65 Litern aufweist. ren und unteren U-238-Pu Brennstoffabschnitten 17

Darüber hinaus ist es in anderem Zusammenhang 65 und 18 und oberen und unteren Deckabschnitten 19 bekannt, (DT-AS 1 032 432 und GB-PS 930 600) in von erschöpftem U bestehen. Die zentralen Brennschnellen Brutreaktoren Dispersionen von U-233 in Stoffeinsätze 15 werden unmittelbar von peripheren Th-232 und Pu in U-238 zu verwenden. Brennstoffeinsätzen 20 umgeben, die üblicherweise