DE1589994A1 - Brenn- und Brutelement mit in einer Umhuellung enthaltenen Brenn- und Brutstoffteilchen - Google Patents
Brenn- und Brutelement mit in einer Umhuellung enthaltenen Brenn- und BrutstoffteilchenInfo
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Description
Kernforschungs anlage Jüiich
des Landes Nordrhein-Westfalen -e.V.
Brenn- und Brutelement mit in einer Umhüllung enthaltenen Brenn- und Brutstoffteilchen
Bei allen Leistungsreaktoren wird zur Nutzung der beim Spaltprozess
entstehenden und nicht für die Aufrechterhaltung der Nebenreaktion benötigten Neutronen aus wirtschaftlichen Gründen
ausser dem Spaltstoff selbst ein Brutstoff in den Reaktorkern eingebracht. Als Brutstoff dient entweder das Uranisotop 238 - wie
es immer in Uran neben dem mehr oder minder angereicherten Isotop U 235 vorliegt - oder Th 232. Es können auch beide Brutstoffe
nebeneinander verwandt werden. Dies gilt grundsätzlich für Konverter und auch für Brüter.
Bei der Mehrzahl der heute üblichen Reaktoren werden Saplt-
und Brutstoffe vollständig miteinander vermischt in den gleichen
Elementen eingesetzt. Nur in den Fällen, in denen entweder der Brutstoff in einem besonderen Brutmantel oder ein hoher Prozentsatz
des Spaltstoffs in sogenannten "Spickelementen" untergebracht ist, wird eine mehr oder minder weitgehende Trennung von Spalt-
und Brutstoff durchgeführt.
Die im allgemeinen übliche Mischung von Spalt- und Brutstoff hat zwangsläufig zur Folge, dass bei dem Wiederauf arbeitungsprozess,
der zur Abtrennung der durch die Spaltungen entstehenden Spaltprodukte notwendig ist, die gesamte Menge von Spaltstoff und Brutstoff
den gesamten chemischen Prozess durchlaufen muss. Dies bedeutet - soweit der Brutstoff betroffen ist - eine im Prinzip
unnötige wirtschaftliche Belastung, die sich nicht nur bei der Wiederaufarbeitung
auswirkt, sondern unter Umständen noch stärker bei der Wiederverwendung des unverbrauchten Brutstoffs in neuen
Brut- und/oder Brennelementen.
00983A/03U
Aufgabe der Erfindung ist es daher, Brut- und Brennstoffe auch in
solchen Reaktoren auf einfache Weise voneinander trennbar anzuordnen,
die im wesentlichen nur eine Art von Elementen haben und bei denen in diesen Elementen sowohl Spalt- als auch Brutstoffe
enthalten sind.
Diese Aufgabe wird gemäss der Erfindung dadurch gelöst, dass der Spalt- und Brutstoff in Gestalt von mit pyrolytischem Kohlenstoff,
an sich bekannten Karbiden oder Oxyden beschichteten Teilchen mit einem Kerndurchmesser von einigen hundert Ji enthalten ist, wobei
Spalt- und Brutstoff als getrennte Teilchen vorliegen. Gemäss der Erfindung ist der Durchmesser der Kerne der Brennstoff- und der
Brutstoffteilchen so unterschiedlich, dass eine nachträgliche mechanische Trennung auf einfache Art möglich ist. Da in der weitaus
überwiegenden Zahl der Fälle das Volumen des Spaltstoffs sehr gering ist gegenüber dem Brutstoff-Volumen, ist der Spaltstoff
zweckmässig in beschichteten Teilchen von nur etwa dem halben
Kerndurchmesser der Brutstoffteilchen untergebracht, was etwa einem Achtel des Volumens entspricht.
Wird bei dem neuen Brut- und Brennelement z. B, Thorium als Brutstoff
und Uran als Spaltstoff verwendet, so liegen beide Stoffe in der Umhüllung getrennt vor. Das ist deshalb vorteilhaft, weil durch die
Anordnung des Brennstoffs - und zwar Uran 233 oder Uran 235 - und
des Brutstoffs in gesonderten beschichteten Teilchen im Re&ktorbetrieb
die Spaltprodukte sich überwiegend in den ursprünglich Brennstoff enthaltenden beschichteten Teilchen bilden. Dies allerdings
nicht ausschliesslich, da in den Brutstoff enthaltenden beschichteten
Teilchen - und zwar in erster Linie in Form von Thoriumoxyd oder von Thoriumkarbid - durch Konversion Uran 233 entsteht, das
seinerseits auch gelegentlich gespalten wird. Dieser Anteil ist jedoch zunächst so klein gegenüber der Menge der Spaltprodukte des
ursprünglich eingebrachten Brennstoffs, dass er vernachlässigbar ist. Es ist daher, wenn die Spaltstoff enthaltenden Teilchen den
erwünschten Abbrand erreicht haben, nicht erforderlich, die Brutstoff enthaltenden beschichteten Teilchen ebenfalls aufzuarbeiten; sie
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können vielmehr, da der in ihnen enthaltene Spaltstoff keine
nennenswerte Störung des Reaktorbetriebs bedeutet, unmittelbar wieder in neue Brut- und Brennelemente eingebracht werden.
Dies ist in den Fällen besonders einfach, in denen Spalt- und Brutstoff in Gestalt beschichteter Teilchen in vakuumdichten
Metallhüllen untergebracht sind. Diese Massnahme ist jedoch
in vorteilhafter Weise auch anwendbar bei Unterbringung beschichteter Teilchen in Graphitumhüllungen, beispielsweise in
Graphit-Brennelementen von gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktoren. Denn nach Erzielung des gewünschten Abbrandes ist es möglich,
den Graphit so zu lösen, dass die beschichteten Teilchen als solche erhalten bleiben. Sie lassen sich in der beschriebenen
Weise anschliessend trennen. Diese Elemente bieten auch die Möglichkeit zur Trennung von Spalt- und Brutstoff bei der Aufarbeitung
in den Fällen, wo die Graphit-Elemente einschliesslich der beschichteten
Teilchen chemisch gelöst werden und die unbeschichteten Spalt- bzw. Brutstoffkerne zurückbleiben. Auch diese können
in gleicher Weise voneinander getrennt und - soweit es Spaltstoffteik'hen
sind, der Wiederaufarbeitung -, soweit es Brutstoffkerne sind, einer neuen Beschichtung 7ugeführt werden. Die Trennung
sowohl der beschichteten als auch der gegebenenfalls unbeschiehteton
Teilchen kann beispielsweise durch Sieben oder Windsichten erfolgen.
Da die Spaltstoffanteile sehr gering sind, die Brutstoffteilchen
nicht aufgearbeitet und auch nicht erneut für die Refabrikation vorbereite:
werden müssen, sind die Einsparungen hierdurch sehr ■erheblich. Es ist selbstverständlich, dass die Brutstoffteilchen,
wenn si» mehrere Durchgänge durch den Reaktor erfahren haben,
schließlich auch zur Aufarbeitung kommen müssen, da sich dann
in ihnen schon ein hoher Prozentsau: Spaltstoff durch Konversion gebildet hat. Ein weiterer erheblicher Vorteil des Brenn- und Brutelemeir.s
gemäss der Erfindung besteh: darin, dass in den Brennstoff
τ eile hen die radioaktiven Folgeprodukt des Thorium - also
!!■»sbe^vvJt.re Thorium 228 - sich nicht bilder, kennen, zumindest
niob" - Vt i*. als Brennstoff Uran 2"^ v>
"windt·: wird. Jedoch ist
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BAD ORIGINAt'
BAD ORIGINAt'
das neue Brenn- und Brutelement auch bei überwiegender Verwendung von Uran 233 als Brennstoff vorteilhaft; zwar ergibt sich
durch eine Umwandlung von Uran 233 (n, 2n) in Uran 232 und durch die anschliessende Umwandlung durch Alphazerfall in Thorium 228
eine Belastung der Brennstoff auf arbeitung durch diese Folgeprodukte.
Sie wird aber mindestens zum Teil dadurch ausgeglichen, dass bei der Aufarbeitung der unter Verwendung von Uran 233 gebildeten
beschichteten Teilchen reines Thorium 228 gewonnen wird, da das Thorium 228 bis zur Trennung der Brennstoffteilchen von den Brutstoffteilchen
in den Brennstoffteilchen verbleibt und sich somit nicht mit dem eingebrachten Thorium 232 vermischen kann. Dies ergibt,
wenn man den derzeitigen hohen Preis für Thorium 228 in Betracht zieht, eine erheblich ins Gewicht fallende Gutschrift.
Eine sehr zweckmässige Ausgestaltung des Brenn- und Brut- · elements gemäss der Erfindung besteht darin, dass die Beschichtung
der Brennstoffkerne im Verhältnis zum Kern dicker ist als die Beschichtung der Brutstoffkerne. Dies ist im Hinblick auf die in diesen
Teilchen erstrebten hohen Abbrände und den dadurch hervorgerufenen Spaltgasinnendruck zweckmässig. Haben die Brennstoffkerne
gemäss der Erfindung einen geringeren Durchmesser als die Brutstoffkerne, so ergibt sich durch die vorgenannte Massnahme
keine nennenswerte zusätzliche Volumenbelastung. Gleichwohl wird erreicht, dass die hochbelasteten Brennstoffteilchen besonders
zuverlässig dichthaltende Beschichtungen aufweisen. Dagegen genügen bei den Thorium enthaltenden Teilchen sehr viel dünnere Beschichtungen,
weil sie zunächst gar nicht und im weiteren Verlauf nur massig belastet werden. Wegen der bekannten günstigen Eigenschaften
von Thoriumoxyd ist beispielsweise die Spaltstoff abgabe erheblich geringer als bei den Uranoxydteilchen. Da gemäss der Erfindung
die Brutstoff enthaltenden beschichteten Teilchen den grösseren Durchmesser aufweisen, bedeutet die Verringerung der relativen
Schichtdicke eine erhebliche Volumeneinsparung. Dies wirkt sich ganz besonders günstig aus, wenn in losen Schüttungen von beschichteten
Teilchen innerhalb metallischer Umhüllungen möglichst
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BAD ORIQINAU
grosse Brenn- und Brutstoffdichten erreicht werden sollen. In diesem Falle werden zweckmässig Mischungen
von beschichteten Teilchen mit zwei oder drei unterschiedlichen Durchmessern in die Umhüllung eingefüllt.
Dabei ist es besonders vorteilhaft, wenn der Brennstoff in den beschichteten Teilchen mit dem kleinsten Durchmesser
enthalten ist, damit er in den Lücken der grösseren Brutstoffteilchen statistisch gleichmässig verteilt ist.
Es ist bekannt, dass bei der Anordnung von losen Schüttungen von beschichteten Teilchen der vorgenannten Art
in metallischen Umhüllungen Volumenausfüllungen von über 90 % erreicht werden können, was bei einer den
Erfordernissen angepassten Dicke der Beschichtungen Volumenausfüllungen von weit über 50 % durch Brenn- und
Brutstoff- bzw. durch deren Verbindungen- ergibt.
Die Bildung von Kernen beschichteter Teilchen einschliesslich
aus Oxyden und Karbiden oder Nitriden von Brennstoffen hat wegen des hohen prozentischen Abbrandes die
Wirkung, dass die Kerne sehr starke Strahlenschädigungen erfahren, und dass ein verhältnismässig hoher Anteil von
gasförmigen Spaltprodukten aus deren Gitter freigesetzt wird. Untersuchungen an beschichteten Brennstoffteilchen
der vorgenannten Art haben jedoch bereits gezeigt, dass selbst diese Belastungen hingenommen werden können.
Sollte es im Bedarfsfall zweckmässig erscheinen, diese Belastungen gleichwohl herabzusetzen, so ist das dadurch
möglich, dass bei Verwendung von Thorium 232 als Brutstoff anstelle der bisher im allgemeinen vorgenommenen
Verdünnung des Brennstoffs durch Brutstoff, einen an sich bekannten wenig Neutronen absorbierenden Stoff, beispielsweise
Zirkon in Form von Karbid oder Oxyd zu verwenden. Dadurch bleiben die Vorzüge des Brenn- und Brutelements
gemäss der Erfixd ung erhalten, dass nämlich bei Verwendung
von Uran 233 als Brennstoff keine lästigen Folgeprodukte der Thoriumreihe bei der Aufarbeitung auftreten.
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Die erfindungsgemässe Massnahme ist selbstverständlich
in völlig entsprechender Form anwendbar, wenn als Brutstoff Uran 238 und als Spaltstoff Plutonium verwandt
wird. Aber selbst in Fällen, in denen neben dem Brutstoff Uran 238 das Uranisotop 235 als Spaltstoff
verwendet wird, d.h. wenn eine handelsübliche Mischung entsprechend angereicherten Urans zur Verwendung gelangt,
ist es wirtschaftlich vorteilhaft, in der einen Sorte beschichteter Teilchen hoch angereichertes Uran, in der
anderen Sorte Natururan oder sogar abgereichertes Uran 238 unterzubringen.
009834/0314
Claims (7)
1. Brenn- und Brutelement, bei dem der Brenn- und der Brutstoff in Form von mit pyrolytischem Kohlenstoff oder
Oxyden oder Karbiden beschichteten Teilchen eines Durchmessers von einigen hundert ,u ent hall en sind, dadurch
g e k e η nzeichnet , dass in ein und demselben Element
Brenn- und Brutstoffe getrennt in verschiedenen beschichteten Teilchen untergebracht sind, wobei die Kerne der beschichteten
Brennstoffteilchen gegenüber den Kernen der beschichteten Brutstoffteilchen unterschiedliche Grosse
aufweisen,
2. Brenn- und Brutelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , dass der Durchmesser der Kerne der
beschichteten Brennstoffteilchen höchstens halb so gross ist wie der Durchmesser der Kerne der beschichteten Brutstoffteilchen.
3. Brenn- und Brutelement nach den Ansprüchen 1 und 2,
d a d u r c h g e k e η nzeichnet , dass die beschichteten
Brennstoffteilchen und die beschichteten Brutstoffteilchen in einer vakuumdichten metallischen Umhüllung enthalten
sind,
4. Brenn- und Brut element nach den Ansprüchen 1 und 2,
dadurch gekennzeichnet, dass die beschichteten
Brennstoffteilchen und die beschichteten Brutstoffteilchen in einer Umhüllung aus Graphit enthalten sind,
5. Brenn- und Brutelement nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet , dass die
beschichteten Brutstoffteilchen und die beschichteten Brennstoffteilchen in eine Grundsubstanz aus Graphit oder einem
an sich bekannten Karbid eingebettet ;i:.d.
009834/Ό314
BAD ORIGINAL
BAD ORIGINAL
6. Brenn- und Brutelement nach einem der Ansprüche 1 bis 4,
dadurch gekennzeichnet , dass die Beschichtung der Brennstoffkerne im Verhältnis zum Kern dicker ist
als die Beschichtung der Brutstoffkerne.
7. Brenn- und Brutelement nach den Ansprüchen 1 bis 6, dadurch
gekennzeichnet , dass bei Verwendung von Thorium 232 als Brutstoff der Brennstoff innerhalb der
Brennstoffteilchen durch ein an sich bekanntes wenig Neutronen ansorbierendes Material verdünnt ist.
009834/031 U
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GB (1) | GB1186652A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2209660A1 (de) * | 1972-03-01 | 1973-09-06 | Gelsenberg Ag | Brennelemente fuer kernreaktoren |
Families Citing this family (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3833470A (en) * | 1969-06-27 | 1974-09-03 | Kernforschungsanlage Juelich | Method of making fuel and fertile elements for nuclear-reactor cores |
BE770488A (nl) * | 1971-07-26 | 1971-12-01 | Studiecentrum Kernenergi | Kernbrandstof en werkwijze ter vervaardiging daarvan, (uitv. w. jan vanlierde). |
DE2246180A1 (de) * | 1972-09-20 | 1974-04-11 | Hobeg Hochtemperaturreaktor | Brennelemente fuer hochtemperaturreaktoren mit besonderer eignung fuer die wiederverwendung des strukturgraphits |
US4134941A (en) * | 1973-12-14 | 1979-01-16 | Hobeg Hochtemperaturreaktor-Brennelement Gmbh | Spherical fuel elements made of graphite for temperature reactors and process for reworking it after the irradiation |
DE2362088A1 (de) * | 1973-12-14 | 1975-06-26 | Hobeg Hochtemperaturreaktor | Kugelbrennelement aus graphit fuer hochtemperaturreaktoren und verfahren zu seiner aufarbeitung nach der bestrahlung |
US4199404A (en) * | 1977-08-05 | 1980-04-22 | Combustion Engineering, Inc. | High performance nuclear fuel element |
US4292127A (en) * | 1978-04-14 | 1981-09-29 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Nuclear fuel pins |
US4663110A (en) * | 1982-03-12 | 1987-05-05 | Ga Technologies Inc. | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel |
US4597936A (en) * | 1983-10-12 | 1986-07-01 | Ga Technologies Inc. | Lithium-containing neutron target particle |
LU91158B1 (en) * | 2005-03-25 | 2006-09-26 | Euratom | Head end process for the reprocessing of reactor core material |
US9793019B1 (en) | 2014-03-26 | 2017-10-17 | Savannah River Nuclear Solutions, Llc | Low temperature chemical processing of graphite-clad nuclear fuels |
US20210035699A1 (en) * | 2019-07-31 | 2021-02-04 | Battelle Memorial Institute | Fissile target materials and methods for processing fissile target materials |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3039945A (en) * | 1955-06-29 | 1962-06-19 | Westinghouse Electric Corp | Fluidized bed nuclear reactor |
US3142625A (en) * | 1956-06-15 | 1964-07-28 | Firth Sterling Inc | Nuclear reactor plant with inspection and reprocessing stations |
US2994656A (en) * | 1958-12-31 | 1961-08-01 | Zumwalt Lloyd Robert | Fuel element construction |
US3168399A (en) * | 1960-05-11 | 1965-02-02 | Mitsubishi Atomic Power Ind | Method of producing circularly cylindrical members of material composed essentially of zirconium and/or niobium |
DE1248176B (de) * | 1961-03-21 | 1967-08-24 | Sigri Elektrographit Gmbh | Kernreaktor-Brennstoffelement fuer hohe Temperaturen |
US3208912A (en) * | 1964-07-20 | 1965-09-28 | Jaye Seymour | Nuclear reactor fuel management method |
GB1050608A (de) * | 1964-07-20 | |||
US3249509A (en) * | 1964-12-10 | 1966-05-03 | Jr John M Blocher | Nuclear fuel particles coated with mixture of pyrolytic carbon and silicon carbide |
US3309277A (en) * | 1965-05-17 | 1967-03-14 | Jaye Seymour | Nuclear reactor and method of fuel management therefor |
US3285826A (en) * | 1966-05-20 | 1966-11-15 | James E Lang | Fuel element containing a mechanically compressible mandril |
-
1967
- 1967-01-17 DE DE19671589994 patent/DE1589994A1/de active Pending
- 1967-12-18 CH CH1772467A patent/CH486100A/de not_active IP Right Cessation
- 1967-12-26 FR FR1563757D patent/FR1563757A/fr not_active Expired
-
1968
- 1968-01-15 GB GB2145/68A patent/GB1186652A/en not_active Expired
- 1968-01-15 US US698009A patent/US3669832A/en not_active Expired - Lifetime
- 1968-01-16 BE BE709460D patent/BE709460A/xx unknown
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2209660A1 (de) * | 1972-03-01 | 1973-09-06 | Gelsenberg Ag | Brennelemente fuer kernreaktoren |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1563757A (de) | 1969-04-18 |
BE709460A (de) | 1968-05-30 |
CH486100A (de) | 1970-02-15 |
US3669832A (en) | 1972-06-13 |
GB1186652A (en) | 1970-04-02 |
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