DE1957090B2 - Mit fluessigmetall gekuehlter, als schneller brueter ausgebildeter kernreaktor - Google Patents

Mit fluessigmetall gekuehlter, als schneller brueter ausgebildeter kernreaktor

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DE1957090B2 DE19691957090 DE1957090A DE1957090B2 DE 1957090 B2 DE1957090 B2 DE 1957090B2 DE 19691957090 DE19691957090 DE 19691957090 DE 1957090 A DE1957090 A DE 1957090A DE 1957090 B2 DE1957090 B2 DE 1957090B2
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Description

Die Erfindung bezieht sich auf mit Flüssigmetall gekühlte,, als schnelle Brüter ausgebildete Kernreaktoren, deren Kern eine senkrechte, im wesentlichen zylindrische Umgrenzung besitzt, wobei der Kern eine zentrale, im wesentlichen zylindrische Brüterregion und eine diese vollständig umschließende Kernbrennstoffregion aufweist.
Schnellbrüter-Kernreaktoren für Energieerzeugung haben gewöhnlich einen Kern, der sowohl Brennstoffmaterial als auch Brutmaterial, in getrennten Regionen angeordnet, enthält, wobei Größe, Zusammensetzung und Anordnung oder Form der jeweiligen Regionen so sind, daß der Kern, als Ganzheit betrachtet, kritisch ist und außerdem in der Lage ist, Brütmateria! mittels Neutronen, die aus den spaltbaren Brennstoffbereichen auslecken, in Brennstoffmaterial umzuwandeln. Einige typische Schnellbrüter-Kernreaktoren dieser Art sind beispielsweise in den FR-PS 15 27 245, 14 87 652 und !4 80 126 beschrieben. Beim Bau von wirtschaftlichen Schnellbrüter-Kernreaktoren dieser Art müssen viele Parameter berücksichtigt werden, von denen einige im Widerspruch zueinander stehen. >;,
Der Erfindung liegt, die Aufgabe zugrunde, einen mit Flüssigmetall gekühlten Schnellbrüterreaktor zu schaffen, der mit einer günstigen Brennstoffausstattung eine hohe Brutausbeute bei kurzer Verdopplungszeit erbringt und gute Kühlmittelhohlraumeigenschaften hat
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Kernreaktor dadurch gelöst daß erfindungsgemäß die Kernbrennstoffregion in an sich bekannter Weise von einer zweiten Brüterregion umgeben ist, daß diese zweite Brüteirregion von einer zweiten Brennstoffre- fts gion und diese ihrerseits von einer dritten Brüterregion umgeben ist, welche sich bis zur Umgrenzung des Kerns
Der Kern eines Kernreaktors nach der Erfindung tendiert in Richtung, auf eine Anordnung, bei der zwei konzentrische kugelige Hüllen aus Brennstoffmaterial vorhanden sind, die von Brutmaterial umgeben sind; die Anordnung erbringt eine Verflachung des Flusses sowohl in radialer als auch axialer Richtung des Kerns.
Bei einer bevorzugtem Ausführungsform umgibt die zweite Brennstoffregion die erste Brennstoffregion nur teilweise, wobei die Eckteilstücke einer völlig umgebenden Kernbrennstoffregion durch Brutmaterial ersetzt sind. Durch diese Maßnahme kann der ringförmige Bereich zwischen der ersten und zweiten Brennstoffregion insgesamt als Brüiterbereich ausgebildet werden, wobei die Brütungsbedingungen verbessert und die Konstruktion der Bauelemente vereinfacht wird, welche in der Paxis diesen Bereich bilden. Insbesondere können diese und solche Elemente, welche den äußeren radialen Brüterbereich darstellen, durch Brüterstäbe gebildet werden, deren Durchmesser größer ist als derjenige der Stäbe für Kernbrennstoffmaterial, da die Wärmeentwicklung — wenn keramischer Brennstoff verwendet wird — von Brütenitäben geringer ist als von Kernbrennstoffstäben, so daß ein höheres Verhältnis zwischen Brutmaterial und Struktur- bzw. Baumaterial (wie Edelstahl) erzielt werden kann. Im allgemeinen kann der Ersatz dieser »Eckteilstücke« der Brennstoffbereiche durch Brutmaterial bei passender Wahl von Parametern zu einem einfachen Anreicherungskern bei vermindertem Brennstcffeinsatz und verbesserter Verdopplungszeit führen, während die Verflachung des Flusses des Kerns erhalten bleibt.
Um einen Fortfall der Eckteilstücke aus Brennstoff, wie im vorhergehenden Abschnitt ausgeführt, zu erreichen, weist der radiale Teil der zweiten Kernbrennstoffregion eine maximale Höhe des Abstandes zwischen den inneren Grenzen der übrigen axialen Teile der zweiten Kernbrennstoffregion auf. Bei einem speziellen Beispiel kann; diese Höhe die gleiche sein wie die Höhe des Hohlzylinders, welcher die erste Kernbrennstoff region bildet.
Das Kernbrennstoffmaterial ist vorzugsweise ein Gemisch aus Uranoxid und Plutoniumoxid, und das Brutmaterial ist Urankarbid, aber die Möglichkeit der Verwendung von Karbiden sowohl für den Brennstoff als auch den Brüter soll nicht ausgeschlossen werden.
Ausführungsbeispiele: der Erfindung werden nunmehr unter Bezugnahme auf die schematischen Zeichnungen beschrieben, und zwar zeigt
F i g. 1 eine Seitenansicht eines Mittelschnittes einer ersten Ausführungsform einer Kernausbildungsform,
F i g. 2 eine der F i g. 1 ähnliche Ansicht, welche eine' zweite Ausführungsform darstellt, während
F i g. 3 einen Mittelschnitt wiedergibt, welcher ein Viertel einer dritten Ausführungsform einer Kerngestaltung zeigt
Wie sich aus F i g. 1 ergibt besteht die schematisch dargestellte Kernausbildungsform aus einer zentralen, im wesentlichen zylindrisch ausgebildeten Brüterregion 1, einer Brennstoffregion 2, welche die Region 1 völlig umgibt, einer zweiten Sipaltungs- bzw. Brennstoffregion 3, welche die Region 2 mit axialem und radialem Abstand völlig umgibt, einer zweiten oder inneren Brüterregion 4, welche den axialen und radialen Zwischenraum zwischen den Regionen 2 und 3 einnimmt, und einer dritten oder äußeren Brüterregion 5, welche die Region 3 völlig umgibt und bis zur im wesentlichen zylindrischen Umgrenzung des Kerns reicht, welche durch die strichpunktierte Linie 6
angedeutet ist In der Praxis wird die dritte (äußere) Brüterregion 5 durch radiale Brüterstäbe gebildet, die schematisch durch vertikale Linien 7 angedeutet sind, sich über die volle Höhe des Kerns erstrecken und von größerem Durchmesser (z. B. 12,7 mm) sind als die Stäbe mit spaltbarem Material, deren Durchmesser beispielsweise 5,08 mm betragen und welche die übrigen Regionen des Kerns bilden. Diese Stäbe kleineren Durchmessers sind schematisch durch die vertikalen Linien 8 angedeutet Auf diese Weise kann das Verhältnis von Brüterrnaterial zu Baustoff oder Strukturmaterial der Stäbe in der Region 5 günstiger gestaltet werden, als wenn Stäbe von kleinerem Durchmesser verwendet werden würden. Die Stäbe von kleinerem Durchmesser, welche die zylindrischen Regionen außer der Region 5 bilden, können sich entweder über die volle Kernhöhe erstrecken und durch Zwischenstücke getrennte unterschiedliche Materialien enthalten, oder die unterschiedlichen Materialien können getrennt sein, aber axial zueinander fluchten und entweder gestapelt oder an den Enden miteinander verbunden sein.
Betrachtet als konzentrische Kernregionen, ist die zentrale Region zylindrisch ausgebildet, wie zwischen den gestrichelten Linien 9, 9' angedeutet, und besteht aus Stäben kleinen Durchmessers, welche in ihrer Mitte Brutmaterial zur Bildung der Region 1, in ihrem inneren Axialbereich Kernbrennstoffmaterial zur Bildung der Ober- und Unterseite der Region 2, ebenfalls in ihrem inneren Axialbereich Brutmaterial zur Bildung der oberen und unteren Seite der Region 4, in ihrem äußeren Axialbereich Kernbrennstoffmaterial zur Bildung der oberen und unteren Seite der Region 3 und außerdem in ihrem äußeren Axialbereich Brutmaterial zur Bildung der oberen und unteren Seite·der Region 5 enthalten.
Der nächste konzentrische Bereich, radial auswärts betrachtet, ist ringförmig ausgebildet und wird außen von den gestrichelten Linien 10,10' und innen von 9,9' begrenzt. Die Stäbe kleineren Durchmessers, welche diesen Bereich bilden, umfassen zentral gelegenes Kernbrennstoffmaterial, welches die Seiten der Region 2 bildet, weiterhin in ihrem inneren Axialbereich Brutmaterial, welches den Rest der oberen und unteren Seite der Region 4 bildet, fernerhin in ihrem äußeren Axialbereich Kernbrennstoffmaterial, welches einen weiteren Teil der oberen und unteren Seite der Region 3 bildet, sowie noch in ihrem äußeren Axialbereich Brutmaterial, welches einen weiteren Teil der Region 5 bildet.
Der nächste, radial nach außen betrachtete, konzentrische Bereich ist wiederum ringförmig ausgebildet und außen durch gestrichelte Linien 11,11' und innen durch gestrichelte Linien 10, 10' begrenzt. Die ihn bildenden Stäbe kleineren Durchmessers haben zentrales Brutmaterial, welches die Seiten der Region 4 bilden, äußeres axiales Kernbrennstoffmaterial, welches den Rest der oberen und unteren Seite der Region 3 bildet, und äußeres axiales Brutmaterial, welches noch einen weiteren Teil der oberen und unteren Seite der Region 5 bildet.
Schließlich ist der radial äußerste konzentrische Bereich ebenfalls ringförmig ausgebildet und außen durch den Rand 6 des Kerns und innen durch die gestrichelten Linien 12, 12' begrenzt. Die Stäbe größeren Durchmessers, welche diesen Bereich bilden, bestehen aus Brutmaterial, wie bereits erwähnt, und ι den äußeren Brütermantelteil der Region 5.
In F i g. 2 ist die Kernausbildung ähnlich derjenigen der Fig. 1, außer, daß die Ecken der äußeren Kernbrennstoffregion (3 in Fig. 1) weggelassen sind Die äußere Kernbrennstoffregion ist nur noch unvollständig und umgibt nicht mehr vollständig die innere Brüterregion, und die entfernten Teile sind durch Brutmaterial ersetzt. Dadurch kann e:n innerer ringförmiger Brüterbereich vorgesehen werden, der sich über die volle Höhe des Kerns erstreckt und frei von Kernbrennstoffmaterial ist, so daß Stäbe größeren Durchmessers mit den zuvor erwähnten Vorteilen Anwendung finden können.
Da die F i g. 1 ziemlich ausführlich beschrieben worden ist, genügt es, die konzentrischen Regionen des in Fig.2 gezeigten Kernaufbaus zu beschreiben. Die zentrale und radial nach außen anschließende äußere Region ist ähnlich den von den Linien 9,9' und 10,10', 9, 9' begrenzten Regionen (F i g. 1). Die daran anschließende äußere Region wird von Stäben größeren Durchmessers gebildet, die nur Brutmaterial enthalten und nach innen durch gestrichelte Linien 13, 13' und nach außen durch gestrichelte Linien 14, 14' begrenzt sind. Die nächstäußere ringförmige Region ähnelt der des Kernaufbaus nach Fig. 1 innerhalb der Linien 12, 12', 11, 11', außer daß das Kernbrennstoffmaterial nicht so weit nach außen reicht wie in dem Kernaufbau nach Fig. 1. Die äußerste ringförmige Region ist ähnlich der gleichen Region im Kernaufbau nach F i g. 1 und besteht aus Brüterstäben größeren Durchmessers. Die Höhe der äußeren radialen Kernbrennstoffregion kann in breiten Grenzen frei gewählt werden: bei dem in Fig. 2 gezeigten Aufbau liegen die oberen und unteren Grenzen ungefähr in der Mitte zwischen der inneren und äußeren axialen Kernbrennstoff region.
Der einzige Unterschied zwischen dem Aufbau nach Fig.3 und dem nach Fig. 2 besteht darin, daß die äußere radiale Kernbrennstoffregion die gleiche Höhe aufweist wie die innere axiale Kernbrennstoffregion. Für den in Fig.3 gezeigten Aufbau wurden folgende Parameter gewählt:
Radiale Abmessungen Linie 15 zur Linie 16 Radiale Abmes
bis zur Linie 17 sung von der
bis zur Linie 18 Kernachse zur
bis zur Kern- äußeren Zonen
bis grenze in cm
Zentralzone bis zur 27
1. ringförmige Zone 57
2. ringförmige Zone 75
3. ringförmige Zone 140
4. ringförmige /.one 180
grenze, Linie 19
Axiale Abmessungen •\\iale Abmes
Zentrale Brüterregion sung von iler
(bis zur Linie 20) Innere axiale Kernbrennstoff region Kernmiitcllinic
(his zur Linie 21) bis /ur (iren/e
der Region b/w.
Bereichs in cm
12
32
Fortsetzung
Axiale Abmessungen
Axiale Abmessung von der Kcrrimitlellinie bis zur Grenze der Region bzw. Bereichs in cm
Axiale Abmessungen
Axiale Abmessung von der Kcrnmittcllinie bis /ur Cjren/e ilcr Region b/w. Bereichs in cm
Äußere radiale Kcrnbrennstoffregion (bis zur Linie 21)
Innere axiale Brüterregion (bis zur Linie 22)
Äußere axiale Kernbrennstoffregion (bis zur Linie 23)
Äußere axiale und radiale Brüterregionen bis zur Kerngrenze (Linie 24)
Andere Parameter
Mittlere Anreicherung
Kritische Masse in kg von äquivalentem Pu2Ig
Materialeinsatzmasse in kg von iiquivalentem P;w
Leistung in MVV(E)
Hrütergewinn
Linsatz in kg äquivalentem
Verdopplungszeit (in Jahren) Diese Werte basieren auf einer maximalen Nennleistung von
132
0,257 223:5
1982
150D
0,376 2,82
13,1 308 Watt/Gramm, einer 10% SpaltstolT-ausnutzung bzw. Abbrand, einem Laslfaktor von 0,75, einer Einsatzzeit von 9 Monaten und einem Abfall von 2%.
Die Zusammensetzung der Kernbrennstoff- und Brüterregion, Brüterregion,
Brüterregionen ist wie folgt: Stäbe Stäbe mit
Brennstoffregion kleineren größcrem
20 (Pu(VUO2) v/o Durchmessers Durchmesser
(UC) v/o (UC) v/o
34,8 57
23,8 22,9
25 Schwere Elemente 34,8
Baumaterialien 23,8 41,4 20,1
(Stahl)
Natrium 41,4
yo Die Vorzüge des Kernaufbaus nach der Erfindung sind: Einfache Anreicherung, gute radiale und axiale Fonnfaktoren (1,17 bzw. 1,23 für den Kern nach F i g. 3), guter Gesamt-Formfaktor (1,44 für den Kern nach Fig.3), hohe Brutausbeute, kurze Verdopplungszeit,
JS gutes Leerraum-Verhalten, geringe Anzahl von benötigten Einzelteilen und verringertes Inventar.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen

Claims (3)

Patentansprüche:
1. Mit Flüssigmetall gekühlter, als schneller Brüter ausgebildeter Kernreaktor, dessen Kern eine senkrechte, im wesentlichen zylindrische Umgrenzung besitzt, wobei der Kern eine zentrale, im wesentlichen zylindrische Brüterregion und eine diese vollständig umschließende Kernbrennstoffregion aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß ig diese Kernbrennstoffregion (2) in an sich bekannter Weise von einer zweiten Brüterregion (4) umgeben ist, daß diese zweite Brüterregion (4) von einer zweiten Brennstoff region (3) und diese ihrerseits von einer dritten Brüterregion (5) umgeben ist, welche sich bis zur Umgrenzung (6) des Kerns erstreckt
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die zweite Brüterregion (4) eine allgemeine Ringform aufweist und sich zwischen den oberen und unteren Seiten des Kerns erstreckt, wobei die baulichen Kernelemente (7) die zweite Brüterregion bilden, die einen größeren Durchmesser als die baulichen Kernelemente (8) aufweisen, welche das Brennstoffmaterial enthalten.
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die zweite Brennstoffregion (3) ein allgemein ringförmiges Teilstück (3a) aufweist, das die zweite Brüterregion (4) sowie obere und untere zylindrische Teilstücke (36, 3c) umgibt, die alle koaxial zum Kern angeordnet sind.
DE1957090A 1968-11-15 1969-11-13 Mit Flüssigmetall gekühlter, als schneller Brüter ausgebildeter Kernreaktor Expired DE1957090C3 (de)

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Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
UST921019I4 (en) * 1973-01-05 1974-04-16 Core for a nuclear reactor
FR2286472A1 (fr) * 1974-09-30 1976-04-23 Commissariat Energie Atomique Coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides
US4120752A (en) * 1976-08-04 1978-10-17 Electric Power Research Institute, Inc. Mixed oxide fuel pellet for fuel rod of nuclear reactor core
US4292127A (en) * 1978-04-14 1981-09-29 United Kingdom Atomic Energy Authority Nuclear fuel pins
JPS57119280A (en) * 1981-01-19 1982-07-24 Hitachi Ltd Fast breeder reactor
JPS58223781A (ja) * 1982-06-23 1983-12-26 株式会社日立製作所 高速増殖炉
FR2553224B1 (fr) * 1983-10-07 1989-04-07 Novatome Coeur a faible nombre d'assemblages de commande pour un reacteur nucleaire a neutrons rapides
JP2510612B2 (ja) * 1987-08-12 1996-06-26 株式会社日立製作所 原子炉の炉心及び原子炉の初装荷炉心
FR2619949B1 (fr) * 1987-09-02 1992-10-23 Novatome Coeur de reacteur nucleaire a neutrons rapides avec gain de regeneration ameliore et taux de combustion accru
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
JP5585883B2 (ja) 2007-12-26 2014-09-10 トリウム・パワー、インク 核燃料集合体、核燃料集合体を含む軽水炉、及び核燃料集合体の使用方法
WO2010074592A1 (ru) 2008-12-25 2010-07-01 Ториум Пауэр Инк. Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты), легководный ядерный реактор и топливный элемент топливной сборки
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
FR2961337A1 (fr) * 2010-06-10 2011-12-16 Electricite De France Coeur de reacteur a neutrons rapides de configuration perfectionnee.

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3362882A (en) * 1964-06-16 1968-01-09 United Nuclear Corp Fast breeder nuclear reactor
DE1302285B (de) * 1965-07-07 1900-01-01 United States Atomic Energy Commission
US3335060A (en) * 1965-09-20 1967-08-08 Richard L Diener Seed-blanket neutronic reactor
FR1527245A (fr) * 1966-04-29 1968-05-31 Atomic Energy Authority Uk Réacteurs nucléaires à neutrons rapides, et leur procédé de fonctionnement

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Publication number Publication date
FR2023431B1 (de) 1974-05-03
FR2023431A1 (de) 1970-08-21
DE1957090C3 (de) 1979-07-05
GB1279084A (en) 1972-06-21
US3660227A (en) 1972-05-02
DE1957090A1 (de) 1970-07-02
JPS5332037B1 (de) 1978-09-06

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