DE2363571A1 - Verfahren und vorrichtung zum passiven schutz eines kernreaktors - Google Patents

Description

410-21.923P 20. 12. 1973

ELECTRICITE DE FRANCE (Service National), Paris (Frankreich)

Verfahren und Vorrichtung zum passiven Schutz eines Kernreaktors

Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren und eine Vorrichtung zum passiven Schutz eines Kernreaktors, . insbesondere eines Reaktors mit schnellen Neutronen (schnellen Reaktors).

Die Erfindung betrifft, genauer ausgedrückt, ein Verfahren und eine Vorrichtung, die es bei einer starken Zunahme der Reaktivität oder der Temperatur im Reaktor erlauben, eine Gegenreaktivität zu erzeugen, wenn die im Reaktor vorgesehenen aktiven Schutzeinrichtungen nicht eingreifen.

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Es ist bereits beschrieben worden, daß in einem Kernreaktor die absorbierenden Stäbe mit einer Neutronen einfangenden Eigenschaft gleichzeitig die Leistung des Reaktors steuern und zur Sicherheit dienen können, was darauf beruht, daß die absorbierenden Stäbe möglichst schnell in den Reaktorkern eingeführt werden, damit dieser aus dem kritischen Betriebsbereich geführt wird, indem eine Störung, die zu einem Unfall führen kann, angezeigt wird (Abfall der Stromversorgung der Steuereinrichtungen, Druckverlust oder Ausfall der Einrichtungen zur Umwälzung des Kühlmittels, sehr starke Zunahme der Reaktivität, der Temperatur oder des Druckes usw. ....). Die Sicherheit der Anlage wird auch durch eine gewisse Redundanz der Einrichtungen erhalten. Die absorbierenden Stäbe können in unabhängige Gruppen geteilt werden, die in ihrer Sicherheitsfunktion durch Meß-, Übernahme- und Steuerkreise betätigt sind, die unabhängig und räumlich getrennt sind ,

Unabhängig von der Redundanz der Einrichtungen zum Stillstand des Reaktors wird immer mehr eine passive Betätigung als eine aktive Betätigung bevorzugt, um in den Reaktorkern die Gegenreaktivität einzuführen, die benötigt wird, um den Reaktor in einen unkritischen Zustand zu bringen. So kann bei einem Abfall der die Kontrolle des Reaktors vornehmenden elektrischen Versorgung oder der Umwälzung des Kühlmittels auf passive Weise ein Ausfall oder eine Abschaltung durch die Schwerkraft der absorbierenden Stäbe erzeugt werden, die zuvor über dem Reaktorkern mittels eines aus dem gleichen Netz gespeisten

en;

Elektromagneten aufgehang wurden.

Bis jetzt wurde daher zum Schutz gegen zu starke Zunahmen der

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Reaktivität oder der Temperatur eine Steuerkette verwendet, die aus einem die Messung vornehmenden Detektor, einer Einrichtung zur Verarbeitung der Meßergebnisse und einem elektromagnetischen Antrieb zur Bewegung eines absorbierenden Stabes. Es handelt sich also um eine aktive'Steuerkette mit Teilen außerhalb des eigentlichen Reaktorkernes, die deshalb gegenüber möglichen Flugzeugabstürzen, Unfällen, Sabotageakten, Erdbeben oder Überschwemmungen sehr empfindlich sind.

Es ist Aufgabe der vorliegenden Erfindung, ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Überwindung dieser Nachteile anzugeben, indem diese wirklich passiv und im Inneren des Reaktorkernes arbeiten.

Das erfindungsgemäße Verfahren zum passiven Schutz eines Kernreaktorkernes zeichnet sich dadurch aus, daß in den Reaktorkern eine gewisse Anzahl von sogenannten senkrechten "Sicherheits^H-Brennelementen gebracht wird, die einen axialen Kanal mit einem ausreichend großen Durchmesser aufweisen, damit der die Wand dieses Kanals bildende Brennstoff, der aufgrund seiner Anfangstemperatur zuerst schmilzt, unter der Einwirkung der Schwerkraft frei zwischen der halben Höhe des Brennelementes und dessen Basis fließen kann, wenn die Neutronenflußdichte in gefährlicher Weise ansteigt.

Es ist vorteilhaft, bei dem erfindungsgemäßen Verfahren alle normalen Brennelemente durch "Sicherheits"-Brennelemente zu ersetzen.

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Tatsächlich haben wirtschaftliche Überlegungen gezeigt, daß es vorteilhafter ist, wenn alle Brennelemente "Sicherheits"-Brennelemente mit einem Innenkanal großen Durchmessers sind. Die durch Differenzierung der Brennelemente geforderte Sicherheitswirkung bleibt insoweit verfügbar, als die Viederbeladung nicht durch den ganzen Reaktorkern, sondern einen Teil des Reaktorkernes erfolgt. In diesem Fall liegen in der Zelle (frz.: pile) in jedem Augenblick Brennelemente unterschiedlichen Alters hinsichtlich der verschiedenen Zustände der Reaktivität und des thermischen Gleichgewichtes vor. Darüber hinaus erzeugen die Lage im Reaktorkern und die Lage hinsichtlich der Steuer stäbe selbst für identische Brennstoffe, die im gleichen Zeitpunkt aufgeladen wurden, im normalen Betrieb verschiedene thermische Gleichgewichtszustände.

Da die Verschiedenheit oder Heterogenität der Brennelemente selbstverständlich immer weitgehend sichergestellt ist, erfolgt die innere Fusion oder Verschmelzung der Brennstoffelemente, bei denen es sich vorzugsweise um "Sicherheits"-Brennstoffelemente handelt, nicht gleichzeitig. .

Es wird somit ein vollständiger Sicherheitsvorteil durch einen neuen Brennstoff gewährleistet, indem der verbrannte Brennstoff nicht im mittleren Teil des Reaktorkernes verbleibt, der der heißeste und der am meisten Mängeln der Umhüllung unterworfene Teil ist; es wird vielmehr die Gefahr eines Auswurfs des flüssigen Brennstoffes gegen das Kühlmittel unter dem Einfluß des Innendruckes der Spaltgase verringert .

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Die Vorrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens zeichnet sich dadurch aus, daß jedes "Sicherheits "-Brennelement wie ein normales Brennelement aus einem Stapel von in einem Gehäuse eingeschlossenen Brennstoffpellets besteht, wobei jedes Pellet eine zentrale Öffnung mit einem derartigen Querschnitt aufweist, daß der verbrannte Teil des Brennstoffes unter Einwirkung der Schwerkraft bis zum unteren Teil dieses Brennelementes fließen kann.

Eine andere Weiterbildung der Erfindung zeichnet sich dadurch aus, daß jedes "Sicherheits"-Brennelement an seinem unteren Abschnitt ein der unteren Brutstoff-Abdeckung des Reaktorkernes entspre-

schwersehmelzbarem chendes Teil aufweist, wobei das Teil aus h Material besteht und auf einem Abschnitt seiner Höhe und seines oberen Abschnittes einen axialen Kanal mit im wesentlichen dem gleichen Durchmesser wie der Kanal des Spaltabschnittes des Brennelementes aufweist.

Gemäß einem ersten Ausführungsbeispiel der Erfindung besteht der untere Teil des Abschnittes aus schwerschmelzendem Material aus einem Pellet, das vollständig gleich aus schwerschmelzendem Material besteht.

Gemäß einem zweiten Ausführungsbeispiel der Erfindung weist der Abschnitt aus schwer schmelzendem Material einen mittleren Kanal mit sehr kleinem Durchmesser auf, der in eine Kammer für die Spaltgase mündet und im Inneren der Brennstoffhülle unterhalb dieses Abschnittes gespeist ist, wobei diese Kammer in ihrem unteren Teil in einem Tiegel aus schwerschmelzendem Material endet.

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Nachfolgend wird die Erfindung anhand der Zeichnung näher erläutert. Es zeigen:

Fig. 1 einen axialen Schnitt durch ein gewöhnliches Brennelement,

Fig. 2 einen axialen Schnitt durch ein erfindungsgemäßes Brennelement,

Fig. 3 ein Ausführungsbeispiel zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens, und

Fig. 4 einen axialen Schnitt durch den unteren Teil eines Brennelementes .

Im folgenden wird die Durchführung eines Verfahrens für Reaktoren mit schnellen Neutronen beschrieben, deren Brennelemente, die senkrecht angeordnet sind, aus Pellets aus gesintertem Uranoxyd oder jeder anderen festen chemischen Verbindung bestehen, die Uran enthalten, und aus Plutonium, was in senkrechten zylindrischen Hüllen angeordnet ist, die sich über die ganze Höhe des Reaktor kernes erstrecken.

Diese gesinterten Pellets bestehen entweder aus vollem Material . oder sind in ihrer Mitte senkrecht von einer kleinen kapillaren Öffnung durchbrochen. Diese Pellets sind übereinander gelagert, um im Inneren der Hülle eine senkrechte Säule zu bilden. Diese senkrechten Brennelemente sind mit jeweils einigen Hundert in "Brenn&feeif anordnungen" vor-

zu

gesehen, deren Verbundanordnung hh* einigen Hundert den Reaktorkern

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bildet. Mit dieser Anordnung führt der Reaktorkern jedem Brennelement, das ihn bildet, eine Neutronenflußdichte zu, die in Anbetracht der Neutronenverluste nach außen in der Mitte wesentlich größer als am Umfang ist.

Entlang einer vertikalen Achse ist die Wärmeabgabe pro jeder Volumeneinheit des Brennstoffes (der in seiner spaltbaren Isotopenanreicherung im gleichen Brennelement homogen angenommen wird) in der halben Höhe des Brennstoffkernes wesentlich höher (mindestens zweimal) als an den oberen und unteren Grenzen. Unter normalem Betrieb liegt der heißeste Punkt (ungefähr 2300 °C) in der Mitte eines Pellets, das in der halben Höhe des Reaktorkernes vorgesehen ist. Bei einer starken Temperaturzunahme, die auf einem ungenügenden Durchsatz des Kühlmittels oder auf einer starken Zunahme der Neutronenflußdichte beruht, ist es dieser heißeste Punkt, der gegen 2800 C zu schmelzen beginnt, obwohl der Brennstoff entlang der Hülle, die wesentlich kälter bei 1500 bis 2000 °C ist, im festen Zustand verbleibt und der Brennstoff die Hülle schützt, deren Unversehrtheit ein wesentliches Merkmal des erfindungsgemäßen Verfahrens ist.

In der Fig. 1 ist ein Brennelement 2 dargestellt, das aus einem Stapel von Pellets 4 aus Uranoxyd oder einem gemischten Oxyd aus Uran und Plutonium besteht und von einer Metallhülle 6 umgeben ist (beispielsweise aus abgeschrecktem Stahl). Im Stapel brennbarer Oxydpellets 4 ist in axialer Richtung ein kapillarer Kanal 8 vorgesehen. Dieser axiale Kanal hat einen geringen Durchmesser, damit der volu-

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menmäßige Anteil des freien Raumes im Reaktorkern sehr klein bleibt: Wenn beispielsweise der Durchmesser des Brennelementes 7 mm beträgt, weist dieser Durchmesser 2 mm auf. Unter dem Einfluß einer Neutronenflußdichte und einer im Reaktor herrschenden hohen Temperatur wird festgestellt, daß im zentralen Bereich P des Brennelementes eine Fusion oder Verschmelzung des brennbaren Oxyds in den Bereichen 10 auf dem gesamten Umfang des axialen Kanal es 8 auftritt. Der geschmolzene Brennstoff 12 sammelt sich in einem einen Stopfen bildenden Tropfen, was auf dem gefingen Durchmesser des Kanals 8 beruht. Somit verbleibt der gesamte geschmolzene Brennstoff im Bereich P.

In der Fig. 2 ist ein erfindungsgemäßes "Sicherheits"-Brennele-

Brennstoff-

ment 2' aus einem Oxyd 4', einer Schutzhülle 6' und einem axialen Kanal 8' großen Durchmessers dargestellt. Beispielsweise beträgt dieser Durchmesser 10 mm bei einem Durchmesser des Brennelementes von 15 mm, was in den beiden Fällen die gleiche Dicke des Brennstoffes ergibt. In dem der halben Höhe des Brennelementes entsprechenden Bereich P tritt bei einer starken Erhöhung der Neutronenflußdichte im Reaktor eine Fusion oder Verschmelzung des Oxydes auf. In einem Ringbereich 10' schmilzt der Brennstoff. Da der Durchmesser beträchtlich ist, fließt der geschmolzene Brennstoff 12' unter der Form eines Ringes an den Innenwänden des Kanales 8' hinab, anstatt einen Tropfen zu bilden, bis er den unteren Teil des Brennelementes erreicht. Solange der geschmolzene Brennstoff 12' dem Neutronenfluß des Reaktorkernes ausgesetzt bleibt, erwärmt er sich in flüssiger Form und fließt weiter abwärts, nicht nur ohne an der Wand fest zu werden, sondern auch mit der Tendenz, einen Teil von dieser unter flüssi-

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ger Form mitzunehmen, was auf der Überdicke des Brennstoffes beim Durchgang des flüssigen Ringes 12' beruht.

Wegen dieses Verfahrens wird automatisch ein Teil des spaltbaren Materials aus dem Bereich des maximalen Neutronenflusses gebracht, um ihn in einem Bereich geringeren Flusses vorzusehen, was zu einer Verringerung der Reaktivität des Reaktorkernes und damit zu einem Stillstand des Reaktivitätssprunges oder -ablaufs führt. Es wurde ermittelt, daß die Vorrichtung lediglich danach und dann parallel mit den negativen Temperaturkoeffizienten einsetzt, um die Sprünge der Reaktivität und der Temperatur zu steuern. Es handelt sich also lediglich um die Verstärkung einer Gegenwirkung, solange diese nicht ausreichend ist, um den Sprung zu beherrschen, bevor nicht die Fusion oder Verschmelzung im Reaktorkern erfolgt. Die dieser Sicherheitsvorrichtung eigene Zeitkonstante, die der Zeitkonstante eines unter dem Einfluß der Schwerkraft fallenden absorbierenden Stabes entspricht, ist zweifellos ausreichend, um auf einem niedrigen Pegel einen plötzlichen Reaktivitätssprung anzuhalten; aber zusammen mit der sehr kurzen Zeitkonstante des Doppler-Effektes kann sie zu einer Gegenreaktion der leistungsfähigen und sicheren Vorrichtung führen.

Es ist selbstverständlich, daß der dem axialen Kanal 8 oder 8' zu gebende Durchmesser von der Art des Spaltstoffes abhängt, genauer ausgedrückt von der Viskosität dessen flüssiger Phase.

Wenn sich bei einem ersten Versuch mit senkrechten Wänden des Innenloches herausstellt, daß das Gleiten des flüssigen Ringes 12' weder

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ausreichend schnell noch ausreichend anhaltend ist, kann den Innenwänden des axialen Kanals 8' jede Form gegeben werden, die die Bildung von Tropfen begünstigt, die zumindest teilweise in freiem Fall fallen und sich nacheinander durch Aufschläge zerkleinern. Es kann beispielsweise (Fig. 3) ein stufenförmiges Profil 14 vorgesehen werden. Dieses Profil kann leicht durch Stapelung gesinterter Pellets erhalten werden, deren Innenloch kegelstumpf form ig ist.

In der Fig. 4 ist ein anderes Ausführungsbeispiel eines "Sicherheits"-Brennelementes dargestellt, bei dem dem unteren Teil des Brennelementes (unterhalb des spaltbaren Bereiches) eine Auffangeinrichtung für den geschmolzenen Brennstoff hinzugefügt ist.

Das "Sicherheits"-Brennelement 2', dessen unterer Teil im mittleren Bereich entsprechend zum Reaktorkern eine Stapelung 4' spaltbarer Pellets, beispielsweise aus UQ oder UO und PUO₀, aufweist,

dt Ct £*

die in der Hülle 6' des Brennelementes angeordnet ist, ist von einem zentralen Kanal 8' durchsetzt, dessen Durchmesser für einen Fluß eines Teils des schmelzbaren Materials ausreicht.

Im entsprechenden Bereich bei der unteren Abdeckung des Reaktorkernes C liegt ein Teil 14 aus Brutstoff. Dieses Material (Brutstoff)

.verarmtes bzw. erschöpftes^

kann natürliches Uranoxyd,^v- /Oranoxid (mit geringem Gehalt an U) oder Thoriumoxyd sein.

Das Teil 14 weist an seinem oberen Abschnitt (am nächsten zum Reaktorkern) einen zentralen Kanal 16 mit einem Durchmesser auf, der

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gleich oder etwas größer als der Durchmesser der Öffnung 8' ist, wobei diese beiden Öffnungen miteinander in Verbindung stehen. An seinem unteren Abschnitt ist das Teil 14 von einem zentralen Kanal 18 durchsetzt, der in den Kanal 16 mündet und einen wesentlich kleineren Durchmesser als dieser besitzt. Das Teil 14 ist beispielsweise auf .einem Diaphragma 20 gelagert, das mit dem Gehäuse 6' verbunden ist. Unterhalb des Bereiches C, entsprechend zur unteren Abdeckung, findet sich im Inneren der Hülle eine Kammer 22 für die Spaltgase, die durch einen geraden Kanal 18 mit den Kanälen 16 und 8' in Verbindung steht. Der Boden 24 des Gehäuses ist durch einen Tiegel 26 aus schwerschmelzbarem Material bedeckt. Außer den für die Herstellung des Teiles 14 verwendeten Materialien kann Borcarbid für den Tiegel 26 verwendet werden.

Im folgenden wird der Betrieb des unteren Teiles des "Sicherheits"-Brennelementes näher erläutert:

Der Spaltstoff fällt unter seinem Eigengewicht so tief wie möglich ab, bevor er an der schwer schmelzbaren Wand des Kanals 16 des Teiles 14 hängenbleibt. Dieser Teil des Kanals 16 bildet einen ersten Tiegel für den geschmolzenen Spaltstoff.

Jedes "Sicherheits "-Brennelement weist somit seinen eigenen inneren Wärmespeicher auf. Wenn alle Brennelemente "Sicherheits"-Brennelemente sind, wird ein Wärmespeicher des geschmolzenen Reaktorkerns erhalten, der mit brenn- und vertauschbaren Anordnungen integriert ist. Es ist somit das Problem der Herstellung eines leistungsfähigen und billigen Reaktorkern-Wärmespeichers ("Kern-Catcher") gelöst, der arbei-

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tet, bevor nicht behebbare Schäden in allen Zellen (Sammelzelle) auftreten .

Wegen der Kammer 22 kann die Abfallgeschwindigkeit des geschmolzenen Brennstoffes im Inneren des zentralen Kanals 8' und 16 , zunehmen und so stärker schneller einen Leistungssprung stören, solange eine volle obere Abdeckung vorhanden ist. Tatsächlich ist im Augenblick eines Leistungssprunges das Spaltgas im Druckgleichgewicht , und seine Temperatur erhöht sich plötzlich im Inneren des Kanals 8', der im spaltbaren Teil liegt. Wenn der einzige Austritt des Gases die untere Kammer 22 ist, deren Temperatur auf der Temperatur des eintretenden Natriums verbleibt, wird das unter Druck im mittleren Kanal 8' enthaltene Gas teilweise nach unten ausgestoßen und kann zur Beschleunigung des Abfalls des geschmolzenen Brennstoffringes beitragen und selbst noch schneller die zerstäubten Tröpfchen mit sich nehmen. Diese Erscheinung liegt vor allem vor, wenn ein Teil des geschmolzenen Brennstoffes sich zu verdampfen beginnt. Der Spaltstoff verläßt somit den Bereich maximalen Neütronenflusses gleichzeitig unter flüssiger und gasförmiger Phase, die die flüssige Phase beschleunigt .

Der Kanal 18 erlaubt dieses Fließen oder Strömen unter gasförmiger Phase zur Spaltkammer 22. Obwohl der wesentliche Teil des geschmolzenen spaltbaren Materials sich durch Wiederverfestigung im ersten Tiegel aus dem Teil 14 fängt, ist dennoch zur zusätzlichen Sicherheit der zweite Tiegel 26 vorgesehen.

schwerschmelzbare
Der feeee Tiegel 26 bildet somit gleichzeitig einen

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Wärmespeicher des Reaktorkernes, der in zweiter Linie der Abwehr dient, und eine zweite untere Abdeckung, die für eine Dämpfung des Neutronenflusses sorgt. Dieser hinter einem Bereich gelegene Tiegel, in dem die Dicke des Kühlmittels (flüssiges Natrium) das Neutronenspektrum gedämpft hat, weist Abschnitte mit verbesserten Einfangeigenschaften auf.

Bei einem vereinfachten Ausführungsbeispiel ist der Kanal 18 nicht vorhanden. Dasselbe gilt für den Tiegel 26. Es liegt somit am unteren Abschnitt des Teils 14 ein volles Pellet aus schwerschmelzbarem Material vor.

Wenn nicht alle Brennelemente durch "Sicherheits"-Brennelemente ersetzt werden sollen, wird die Anzahl der "Sicherheits "-Brennelemente ermittelt, indem die Masse der spaltbaren Produkte berechnet wird, die beispielsweise von der halben Höhe des Reaktorkerns bis zu seinem unteren Abschnitt verschoben wird, wo der Neutronenfluß auf die Hälfte und das Quadrat des Neutronenflusses auf ein Viertel seines Anfangswertes verringert ist. Dies bestimmt die Anzahl der "Sicherheits"-Brennelemente mit einem axialen Kanal, der einen zur Erzielung der gewünschten Gegenreaktivität erforderlichen großen Durchmesser aufweist.

Die "Sicherheits"-Brennelemente können in einer bestimmten Anzahl von Brennanordnungen vorgesehen werden, die nur derartige Brennelemente aufweisen, oder die "Sicherheits"-Brennelemente können auf alle Brennanordnungen aufgeteilt werden. Im ersten Fall ist

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Z J b J ü / I

es bei einem Reaktor mit schnellen Neutronen zweckmäßig, alle brennbaren "Sicherheits"-Anordnungen in der Mitte des Reaktorkernes in Draufsicht vorzusehen, da dort die Neutronenflußdichte am größten ist.

Die erfindungsgemäßen "Sicherheits"-Brennelemente erfüllen - in ihren Funktionen ausgedrückt - gleichzeitig die Rolle eines Brennelementes und eines absorbierenden Sicherheits-Stabes, wobei deren Verwendung im Reaktorkern dann vorteilhaft ist, wenn die Anzahl der absorbierenden Stäbe verringerbar ist. Dieser Vorteil kann in bestimmten Fällen die Gefahr aufgrund der Einführung eines nicht vernachlässigbaren leeren Teiles in den Reaktorkern ausgleichen.

Wie bereits ausgeführt wurde, dient die Vorrichtung zur starken Verringerung der Folgen von Störungen, die sehr unwahrscheinlich und von der Art sind, wie diese durch Bethe und Tait beschrieben sind, die durch eine vollständige Fusion oder Verschmelzung des mittleren Drittels des Reaktorkernes (einschließlich Hülle) beginnen, das die Stelle des Kühlmittels im unteren Drittel einnimmt. Die Sicherheitsvorrichtung erzeugt die erste Phase der Störung nach Bethe und Tait, begrenzt diese aber und leitet sie in das Innere des Brennstoffes selbst, damit die Hülle des mittleren Teils unversehrt bleibt. Somit liegt keine Möglichkeit zu einer weiteren Verdichtung oder einer Reaktion mit dem Kühlmittel vor.

Obwohl die Sicherheitsvorrichtung lediglich in seltenen Fällen benötigt wird, soll festgestellt werden, daß die Haupteigenschaften gegenüber anderen Vorrichtungen, die denselben Zweck erfüllen, die Betriebssicherheit und die Freiheit von zufälligen Auslösungen sind.

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Claims (10)

Patentansprüche

1. Verfahren zum passiven Schutz eines Kernreaktors, insbesondere eines Reaktors mit schnellen Neutronen, dadurch gekennzeichnet , daß im Reaktorkern mindestens ein Teil der herkömmlichen Brennelemente durch eine bestimmte Anzahl vertikaler "Sicherheits"-Brennelemente (2) ersetzt wird, in denen ein axialer Strömungskanal (8, 8') einen Abschnitt mit einem ausreichend großen Durchmesser aufweist, damit der Teil des Brennstoffes, der schmelzen kann, im mittleren Teil des Brennelementes bei einer Neutronenflußerhöhung durch die Schwerkraft von der halben Höhe des Brennelementes bis zu dessen Basis fließt und so die Reaktivität verringert und die Brennstoffhülle (6) nicht berührt wird.

Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß jedes "Sicherheits"-Brennelement aus einem Stapel von Pellets (4, .4' ) aus spaltbarem Brennstoff besteht, die in der Brennstoffhülle (6) eingeschlossen sind, und daß jedes Pellet (4, 4') eine zentrale Öffnung von ausreichend großem Durchmesser aufweist, damit der geschmolzene Teil des Brennstoffes unter der Wirkung der Schwerkraft bis zum unteren Teil des Brennelements fließen kann.

3. Vorrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß jedes "Sicherheits"-Brennelement an seinem unteren Abschnitt ein der unteren Brutstoff-Abdeckung des Reaktorkerns entsprechendes Teil auf-

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weist, wobei das Teil aus schwer schmelzbarem Material besteht und auf einem Abschnitt seiner Höhe und seines oberen Abschnittes einen axialen Kanal mit im wesentlichen dem gleichen Durchmesser wie der Kanal des Spaltabschnittes des Brennelementes aufweist.

4. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das der unteren Abdeckung entsprechende Teil an seinem oberen Abschnitt einen mittleren Kanal mit im wesentlichen dem gleichen Durchmesser wie der Kanal des Spaltabschnittes des Brennelementes aufweist, wobei dieser Kanal an seinem unteren Abschnitt in einem vollen Pellet aus schwerschmelzbarem Material endet.

5. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das der unteren Abdeckung entsprechende Teil an seinem oberen Abschnitt einen axialen Kanal mit im wesentlichen dem gleichen Durchmesser wie der Kanal des Spaltabschnittes aufweist, daß dieses Teil an seinem unteren Abschnitt einen axialen Kanal mit geringerem Durchmesser und unterhalb des Teiles eine Kammer für die Spaltgase, die durch die untere Fläche des Teiles durch die Hülle (6) begrenzt ist, aufweist, und daß am unteren Abschnitt ein Tiegel aus schwer schmelzbarem Material auf dem Boden der Hülle ( 6 ) vorgesehen ist.

6* Vorrichtung nach einem der Ansprüche 3-5, dadurch gekennzeichnet, daß das hochschmelzende Material ein Oxid von Brutstoffen aus der folgenden Gruppe ist: verarmtes bzw. erschöpftes Uran, natürliches Uran und Thorium.

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7. Vorrichtung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das hochschmelzende Material, das den unteren Tiegel bildet, verarmtes bzw. erschöpftes Uran, natürliches Uran, Thorium oder Borcarbid ist.

8. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 2 - 7, dadurch gekennzeichnet, daß die "Sicherheits "-Brennelemente in einer gewissen Anzahl von Brennanordnungen des Reaktorkernes gruppiert sind.

9. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 2-7, dadurch gekennzeichnet, daß die "Sicherheits"-Brennelemente regelmäßig aufalle Brennanordnungen des Reaktorkernes aufgeteilt sind.

10. Vorrichtung nach einem der Ansprüche 2 - 7, dadurch gekennzeichnet, daß alle Brennelemente des Reaktorkernes "Sicherheits "-Brennelemente sind.

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