DE1589001C3 - Natriumgekühlter Brutreaktor mit schnellem Reaktorkern - Google Patents
Natriumgekühlter Brutreaktor mit schnellem ReaktorkernInfo
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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) ein-
schließt, 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-ZykIus arbeitet.
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 eines 3000-Liter-Pu-U-238-Oxydreaktors hoch ist, während der Wert nach der Peripherie hin negativ
wird. Ein Reaktor dieser Ausbildung bietet im Betrieb möglicherweise geringere Sicherheit. Jeder der Reak-.
toren, deren Nätriumreaktivitätswert 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 Ab-. Wesenheit von 20% U-234 annimmt, ist der Wert der
Natriumreaktivität an jeder beliebigen Stelle im Reaktor negativ oder nur leicht positiv. . . . ■ '
Mit Metallbrennstoff betriebene Reaktoren (3000-Liter-Kerne)
Fall | Inneres Kem- volumen |
. Kernumwandlungsmaß | äußeres | insges. | Brut maß |
Natriumkern Schwund (%/Jk/k)*) |
äußerer | P/A+) | Kernmasse- . : verhältnis |
äußeres | Kernbrennstoffmaterial (kg)++) ; - - |
äußeres | insges. |
_ | 1,02 | +0,79 | inneres | MP-VM" | 1410 | ' 1410 | |||||||
(Liter) | inneres | 0,92 | 0,89 | innerer | +0,11 | Mu/MTh | 0,14 ' | inneres | '1225 | 1445 | |||
1 | 0 | __^ | 0,90 | 0,86 | 1.67 | _ | -0,01 | 2,03 | 0,157= | 1. | 1146 | • 1445 ■ | |
2 | 600 | 0,82 | 0,87 | 0,86 | 1,50 | + 0,14 | +0,021 | 1,62 | 0,110" | 0,161 | ■ 22<y | 1182 | 1469 ' |
3 | 800 | 0,80 | 0,82 | 0,87 | 1,47 | + 0,11 | +0,08 | 1,64 | σ,ιΐ3 | 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% Veilust an Kernnatrium.
**) mit Uranium-234.
***) Uranium-233 — Thorium — Oxyd.
**) mit Uranium-234.
***) Uranium-233 — Thorium — Oxyd.
+) Spitzenweit .bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern.
++) Inneres ~ Uranium (233 or 233 + 234).
Äußeres — Plutonium.
Äußeres — Plutonium.
Mit Karbidbrennstoff betriebene Reaktoren (3000 Liter-Kerne; 800 Liter-Zentralkerne)
PnII | Innerer | Kernumwandlungsmaß | äußeres | ins ges. |
Brut | Natriumkern Schwund |
+0,92 | P/A | Kernmasse verhältnis |
äußeres M-/MP» |
Kernbrennstoffmaterial | äußeres | insges. |
JTaIl | Kerntyp*) | inneres | 0,97 | maß | (%<dk/k)**) innerer I äußerer |
***) | inneres M1VM*11 |
0,151 | inneres | 1375 | 1375 | ||
1 | Reference | 1,49 | +0,013 | 2,05 | |||||||||
Pu-U | 0,94 | 0,83 | +0,12 | 0,156 | 1037 | 1312 | |||||||
2 | U"3-Th | 0,70 | 0,84 | 0,84 | 1,33 | +0,002 | +0,015 | 1,79 | 0,131 | 0,172 | 275 | 1134 | 1436 |
3 | U233-U234-Th | 0,84 | 0,95 | 0,86 | 1,38 | +0,21 | 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.
··*) Stpizenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern.
**) 40% Verlust an Kernnatrium.
··*) Stpizenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern.
+) Inneres ~ Uranium (233 oder 233 + 234).
Äußeres ~ Plutonium.
Äußeres ~ Plutonium.
"' ■ Mit Oxydbrennstoff betriebene Reaktoren
(3000 Liter-Kerne; 800 Liter-Zentralkerne)
TT-11 | : Innerer | Kernumwandlungsmaß | äpßefes | ins- ges. |
Brut- | Natriumkern Schwund |
+0,55 | P/A | Kernmasse verhältnis |
äußeres Mu/MPu |
Kernbrennstoffmaterial | äußeres | insges. |
rau- | ' Kerntyp*)" | inneres | ··. | 0,80 | maß | (XAkIk)**) innerer [.äußerer. |
***y | inneies Nf/MT» |
0,261 | inneres | 1555 | 1555 | |
1 | Referenz | 1,29 | -0,26 | 2,02 | |||||||||
-Pu-U | 0,85 | 0,70 | —0,13 | 0,246 | 1087 | 1343 | |||||||
τ ■ | U233-Th ·"' | 0,56 | 0,73 | 0,69 | 1,14 | -0,27 | -0,17 | 2,14 | 0,163 | 0,291 | 256 | -1244 | 1538 |
3'- | Tj233.U234.7n ■ | 0,65 | 0,78 | 0,70 | 1,13 | -0,03 | -0,13 | 1,88 | 0,189 | 0,271 | 294 | 1176 | 1489 |
■4 | XJ233.U23*-Th | "0,61 | 0,77; | 0,76 | 1,12 | -0,12 | 2,18 | 0,203 | 0,273 | 313 | 1182 | 1494 | |
5 | Ua33-Th Metall | 0,76 | 1,17 | -0,28 | 2,19 | 0,119 | 312 |
. *) ,Oxydi wenn nicht anders angegeben.
**) 40% Verlust an Kernnatiium. .'
**) 40% Verlust an Kernnatiium. .'
**·) Spitzenwert bei durchschnittlicher Energiedichte im Kern.
Bei allen diesen Berechnungen wurde eine isotopische Plutonuimverbindung verwendet; deren Charakteristik
einet, durch lange Bestahlung erhaltenen Verbindung entsprach. Der Pur240-Gehalt·.überstieg demgemäß
20%. Diese iso.topische Verbindung wurde in den Berechnungen verwendet, da die Probleme, die bei Plutonium
auftreten, das einen geringeren G.ehalt 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 derin den Tabellen angegebenen Daten sind schwierig,-da.die Spaltungsverteilurigeh
nicht'immer stetig über die Grenze zwischen innerem und äußerem Kern verlauf en.. Indes läßt sich
aus ,dem. angegebenen Spitzenwert.bei durchschnittlichen-
Kernenergiedichten eine - Andeutung des Ausmaßes d0rveffektiven .»Energieabflachung« entnehmen,
das-sich^uf die Analysen .auswirkt. Überdies wurden
die .keramischen: und; metallischen ;Systeme so angenommen,
daß sie Spaltungsprodukte für einen Durchschnitt vpn'5 % bzw. 2,75 % Abbrand enthalten in Übereinstimmung
mit einer Anzahl unlängst gemachter Fest-: Stellungen..;. ; ; ■,-,.: : :.j:'., ; -v.;l.:
Im allgemeinen ist aus diesen vorläufigen in den +) Inneres ~ Uranium (233 oder 233 + 234).
Äußeres ~ Plutonium.
Äußeres ~ Plutonium.
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-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 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 (3)
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- mittelschwundkoeffizienten 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 Ausfühaus
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 Kühlmittelschwundkoeffieiner
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-
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. .... . so 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 Brutreakdadurch
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, Fig. 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-Karbidkems 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 Kernraktor 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 Brsnnstoffeinsätze 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 1032 432 und GB-PS 930 600) in von erschöpftem U bestehen. Die zentralen Brennschnellen Brutreaktoren Dispersionen von U-233 in Stoffeinsätze 15 werd;n unmittelbar von peripheren Th-232 und Pu in U-238 zu verwenden. Brennstoffeinsätzen 20 umgeben, die üblicherweise
Der kleinste Reaktor, der einen ausgeprägten positiven 60 Der Kernraktor 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 Brsnnstoffeinsätze 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 1032 432 und GB-PS 930 600) in von erschöpftem U bestehen. Die zentralen Brennschnellen Brutreaktoren Dispersionen von U-233 in Stoffeinsätze 15 werd;n unmittelbar von peripheren Th-232 und Pu in U-238 zu verwenden. Brennstoffeinsätzen 20 umgeben, die üblicherweise
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ES (1) | ES331160A1 (de) |
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US3287224A (en) | 1966-11-22 |
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DE1589001B2 (de) | 1975-01-30 |
BE691167A (de) | 1967-05-16 |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) |