DE2508350A1

DE2508350A1 - Verfahren zur abfuehrung von gasfoermigen spaltprodukten aus homogenen kernbrennstoffen

Info

Publication number: DE2508350A1
Application number: DE19752508350
Authority: DE
Inventors: Jaques Blum; Jaques Maire
Original assignee: Carbone Lorraine SA; Pechiney Ugine Kuhlmann SA
Current assignee: Pechiney Ugine Kuhlmann SA; Mersen SA
Priority date: 1974-02-28
Filing date: 1975-02-26
Publication date: 1975-09-04
Also published as: US3993542A; DE2508350B2; FR2262853B1; FR2262853A1

Description

Verfahren zur Abführung von gasförmigen Spaltprodukten aus homogenen Kernbrennstoffen

Die Erfindung liegt auf dem Gebiet Kernreaktoren mit Salzschmelze enthaltend den Kernbrennstoff und betrifft die Abführung der gebildeten Spaltgase.

Das erfindungsgemäße Verfahren besteht darin, daß man ein Werkstück aus einem gasdurchlässigen·, aber für die Salzschmelze undurchlässigen Material, beispielsweise Graphit, so anordnet, daß ein Teil der Oberfläche dieses Werkstückes in Berührung steht mit dem Kreislauf der radioaktiven Salze und von einem anderen Teil des Werkstückes eine Gasabsaugung vorgenommen werden kann. Dieses Werkstück kann mit einem inerten Gasstrom gespült werden.

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Die Erfindung wird auf Reaktoren angewandt, die mit einem geschmolzenen Gemisch von Lithiumfluorid, Berylliumfluorid und Uranfluorid und/oder Thoriumfluorid als homogenen Brennstoff arbeiten und aus dem die gasförmigen Spaltprodukte Tritium, Krypton und Xenon entfernt werden müssen.

Ein Kernreaktor unter Verwendung von Salzschmelzen bes'teht im wesentlichen aus einem Kern oder Core, in dem gegebenenfalls Blöcke aus Graphit aufeinandergeschichtet sind, einem Material, das die bei den Spaltreaktionen erzeugten Neutronen abbremst (Monderator); in dem Core läuft ein Gemisch aus geschmolzenen Substanzen um, die einen gewissen Anteil an spaltbarem Material enthalten, das Uran und/oder Thorium sein kann. Beim Austritt aus dem Reaktor werden diese Substanzen? üblicherweise Salze, von einer Umwälzpumpe in einen Wärmeaustauscher geführt, der den Wärmeinhalt der Schmelze auf ein anderes fließfähiges Medium überträgt, welches ein Salzgemisch sein kann, das nach Bestrahlung keine gefährlichen Produkte abgibt. In einem zweiten Wärmetauscher wird die Wärmeenergie dann auf ein Arbeitsmedium, beispielsweise Dampf, zur Stromerzeugung übertragen.

Der erste Wärmetauscher ist üblicherweise aus Metall, beispielsweise "Hastelloy", d.i. eine Nickel-Molybdän-Legierung mit zusätzlich Chrom und Eisen, wenn die Betriebstemperatur des Reaktors 700⁰C nicht übersteigt. Er wird durch einen Wärmetauscher aus Graphit ersetzt, wenn diese Temperatur 1000⁰C erreicht und übersteigt.

Ein typisches Salzgemisch setzt sich zusammen aus Li7F, Berylliumfluorid und Thoriumfluorid und/oder Uranfluorid als Brennstoff sowie Lithiumfluorid und Berylliumfluorid allein für das erste Kühlmittel, dessen Anwesenheit aus Sicherheitsgründen vorgeschrieben ist.

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Bei den im Reaktor ablaufenden Spaltreaktionen entsteht eine gewisse Menge radioaktiver Gase und zwar Tritium, Kr85 und X135. Das Tritium stammt zum überwiegenden Teil aus den Reaktionen (n, o6- ) mit den Lithiumisotopen und kann bei der Arbeits- oder Betriebstemperatur des Reaktors durch die Wände des Wärmetauschers aus Metall oder Graphit diffundieren und schließlich die Umgebung kontaminieren; dieser ß-Strahler hat eine Halbwertzeit von 12,26 Jahren; kontaminiert wird vor allem der Arbeitsdampfkreislauf, wenn nicht entsprechende Maßnahmen ergriffen werden. Kr85 entsteht unmittelbar durch Spaltung und vor allem mittelbar durch sehr schnellem ß-Zerfall von durch Spaltung erzeugtem Selen und Brom. Es ist ebenfalls ein ß-Strahler mit einer Halbwertzeit von 10,76 Jahren. Dieses Gas kann sich nicht unbegrenzt in dem geschlossenen Reaktor ansammeln, ohne dessen Betrieb zu stören. X135 entsteht ebenfalls unmittelbar durch Spaltung und vor allem durch sehr schnellen ß-Zerfall von Tellur und Jod, die beide durch Spaltung entstehen. Der Einfangquerschnitt für Neutronen ist sehr groß und beträgt 2,72 χ 10 barns, so daß es die Leistung des Reaktors vermindert. Es zerfällt unter ß-Strahlung mit einer Halbwertzeit von 9,2 h zu Cs135 mit einer Halbwertzeit von 3,10 Jahren. Es ist somit unbedingt notwendig, daß all diese Gase aus dem Reaktor entfernt werden.

Eine der bisher angewandten Lösungen dieses Problems besteht darin, daß man die Gase mittels Zerstäuben der Salzschmelze, die durch eine kleine Nebenleitung in der Heliumatmosphäre im Pumpenvolumen abgezogen wird, von dieser trennt und das kontaminierte Helium abführt. Es wurde auch versucht, die Salzschmelze durch Durchleiten von Helium zu entgasen. Am einfachsten ist X135 durch seine relativ kurze Halbwertzeit zu behandeln. Es genügt, das Xenon 48 h in einem Vorratsgefäß zu halten und ist dann bis auf etwa 2 bis 3 % in Cs135 übergegangen, das seinerseits sicher beispielsweise an Kohlebetten im Vorratsgefäß adsorbiert wird. Danach verbleiben im Trägergas im wesentlichen Tritium und Kr85, die mit Hilfe adsorbierenden Schichten entfernt werden.

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Verwendet wird beispielsweise für Tritium Titan bei erhöh- , ter Temperatur und für Krypton Molekularsiebe« Das gereinigte Helium kann dann erneut verdichtet und in den Reinigungskreis des Reaktors eingeführt werden.

Die Nachteile der bekannten Methoden liegen auf der Hand. Sie zwingen dazu, in dem Kreislauf der Salzschmelze eine viel Raum einnehmende Vorrichtung zum Zerstäuben oder zum Hindurchleiten von Gas vorzusehen. Weiterhin muß vor allem eine Gas-flüssig-Trennung durchgeführt werden, die stets schwer zu lösende Probleme aufwirft infolge der mitgerissenen Flüssigkeitsteilchen. Es kann sich ein Aerosol bilden, das in einer radioaktiven Umgebung und bei erhöhter Temperatur niedergeschlagen werden muß. Weiterhin müssen die Gase noch von den verschiedenen Tochtersubstanzen wie Molybdän, Tellur, Niob, Ruthenium, Barium, Cer, Jod usw. befreit werden, die sich üblicherweise in den Gasen finden und zwar entweder als flüchtige Fluoride oder als Aerosol aus Metallmikroteilchen.

Die Erfindung bringt nun ein Verfahren zur relativ einfachen Lösung des Problems, die im Verlauf des Betriebs eines Kernreaktors gebildeten gasförmigen Spaltprodukte aus dem Kreislauf zu ziehen. Nach der Erfindung ist nur eine kleine Veränderung im Kreislauf der Salzschmelze erforderlich, um eine wirksame und vollständige Trennung von flüssiger Phase und Gas zu ermöglichen.

Erfindungsgemäß wird ein Werkstück aus einem gasdurchlässigen Material angewendet, das für die Salzschmelze undurchlässig ist und mit dieser unter den Arbeitsbedingungen des Reaktors nicht reagiert. Dieses Werkstück wird so angeordnet, daß der eine Teil seiner Oberfläche mit der Salzschmelze in Berührung steht, während ein anderer Teil einer Vorrichtung zum Absaugen der Gase zugeordnet ist.

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Das erfindungsgemäß angewandte Werkstück besteht vorzugsweise aus Graphit wegen seiner Gasdurchlässigkeit und Undurchlässigkeit für die Salzschmelze bei entsprechender Auswahl der Porengröße. Diese Wahl hängt im wesentlichen von zwei Faktoren ab, nämlich der Spannung an der Grenzfläche und vom Druck der Salzschmelze,

Selbstverständlich darf die Salzschmelze den Graphit unter den Betriebsbedingungen des Reaktors nicht benetzen, Is ist aber weiterhin erforderlich, daß die Spannung an der Grenzfläche Flüssigkeit-Graphit sowie Druck und Porengröße des Graphits ein Eindringer der Salzen verhindern. Besteht beispielsweise die Salzschmelze aus Lithiumfluorid, Beryiliumfluorid und Thoriumfluorid und/oder Uranfluorid, so beträgt die Grenzflächenspannung 0,2 J/m und ist der größte Porendurchmesser des Graphits imgekehrt proportional dem Absolutdruck in der Salzschmelze auf dem Niveau des Werkstückes; mit anderen Worten, der gröSte Porendurchmesser ist 1,5 /um bei einem Absolutdruck im Reaktor von 2 bar bzw, 0,2 /um bei 12 bar.

Graphitsorten, deren Porenradius 1,5 Äum beträgt, gibt es bereits im Handel. Die Graphite mit feineren Poren erhält man in bekannter Weise durch Imprägnierung mit üblichen Stoffen vor dem Umwandeln der kohlenstoffhaltigen Massen bei hoher Temperatur in Kohlenstoff oder Graphit.

Die Form und die Abmessungen des Graphitwerkstückes nach der Erfindung müssen ausreichende Gasdurchlässigkeit durch die offene Porosität in der Zeiteinheit gewährleisten. Die technischen Graphite besitzen alle eine beträchtliche Gasdurchlässigkeit und gute bzw. brauchbare Ergebnisse werden mit Werkstücken erzielt, die Strömungsquerschnitte mit verminderter Oberfläche aufweisen. Damit der Kernreaktor kontinuierlich arbeiten kann, müssen die Gase in dem Maße abgezogen werden, in dem sie sich bilden und im Werkstück

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sammeln. Die Auslegung des Werkstückes liegt im Bereich des fachmännischen Könnens, wenn man das zu erwartende Gasvolumen und die Permeabilität des Graphits kennt.

Die Abführung der in die Poren des Graphits eingedrungenen Gase wird dadurch erleichtert, daß man an einem Teil -des Graphitwerkstückes,der mit der Salzschmelze nicht in Berührung steht, Unterdruck gegenüber dem Mindestdruck in der Salzschmelze aufrechterhält (d.h. ein Vakuum anlegt). Die Gasabführung ist umso wirksamer, je niedriger dieser Druck gehalten wird.

Man kann weiterhin einen Inertgasstrom (gegenüber den vorhandenen Materialien) durch das Graphitwerkstück leiten, um die eingedrungenen Gase mitzunehmen, vorzugsweise Helium. Das Prinzip dieser Mitnahme von Gas durch ein Trägergas ist z.B. für das Entgasen von Metallen und Salzschmelzen allgemein bekannt und wurde auch bereits im Eingangs erwähnten Stand der Technik angewandt. Es handelt sich jedoch hier um eine Anwendung, die nicht mit den Nachteilen der bekannten Ausführungsformen belastet ist. Hierzu wird ein Teil der Oberfläche des porösen Werkstückes, die weder in Berührung steht mit der Salzschmelze noch mit der Absaugvorrichtung für die Gase, zugeordnet einer Inertgaszufuhr. Man überlagert auf diese Weise durch die Porosität des Graphitwerkstückes zwei Gasströme; der eine Gasstrom führt von der Salzschmelze zum Extraktor; der andere, der Trägergasstrom, geht ebenfalls zum Extraktor, kommt jedoch aus einer Inertgaszufuhr, gegebenenfalls nach Rückführen und/oder Reinigen. Beide Ausführungsformen werden anhand der beigefügten Zeichnung näher erläutert.

Fg. 1 zeigt schematisch eine Vorrichtung, bei der die G_ase aus der Salzschmelze abgeführt und in eine Auffangvorrichtung gesaugt werden.

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Fig. 2 zeigt schematisch eine Abänderung dieser Vorrichtung, bei der ein Trägergas durch das poröse Werkstück strömt.

Bei Fig. 1 ist ein Behälter 10 in dem dichten, geschlossenen Salzschmelzekreislauf angeordnet;und umfaßt ά&3 dichte Gefäß für die Salzschmelze 11 im Core des Kernreaktors, den Wärmetauscher und alle dazugehörigen und notwendigen Bauteile für Regelung und Sicherheit des Reaktors.

Ein Werkstück 12 aus porösem Material taucht in die Salzschmelze 11 ein. Die Berührungsfläche zwischen Werkstück 12 und Schmelze 11 kann gegebenenfalls auf beliebig bekannte Weise wie Gravierung oder Vertiefungen, in die die Salzschmelze eindringen kann, vergrößert sein. Insbesondere wird in Fig. 1 gezeigt, daß die Salzschmelze mit Hilfe der Kanäle 13 durch das Werkstück 12 fließen kann. Das poröse Werkstück 12 ist in seinem gesamten aus der Schmelze ragenden Bereich mit einem dichten Überzug 14, beispielsweise aus Pyrokohlenstoff oder einem abgeschiedenen Metall, wie der Niclellegierung mit zusätzlich Chrom und Eisen, bedeckt und außerdem mit der Vakuumleitung 15 verbunden. Die Gase werden durch Abpumpen aus den Poren des Werkstückes 12 gesogen. Die Gasabführung kann aber auch auf beliebig andere Weise erfolgen.

Bei der Vorrichtung gemäß Fig. 2 befindet sich ein Behälter 20 in dem geschlossenen Kreislauf der Salzschmelze (wie Behälter 10 in Fig. 1). Ein poröses Werkstück 22 taucht in die Salzschmelze 21 und die Oberfläche für das Entgasen wird - beispielsweise mit Hilfe von Kanälen 23 - maximal gehalten. Die freien Teile des Werkstückes sind mit dichten Überzügen 24^f und 24" (14 in Fig. 1) bedeckt und sind auf der einen Seite mit der Vakuumleitung 25 und auf der anderen Seite mit einer Heliumleitung 26 verbunden, wobei der Heliumdruck nicht höher als der Druck im Behälter 20 sein sOll. Es ergibt sich hieraus ein kontinuierlicher Heliumstrom,

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mit dem das poröse Werkstück 23 gespült wird und der die Gase aus der Salzschmelze mitnimmt,

Das poröse Werkstück kann seinι

1) der die Neutronen abbremsender Moderator oder ein Teil davon, welcher üblicherweise Graphit ist. Man kann auf diese Weise die Gase Tritium, Krypton und Xenon am Ort ihrer Entstehung abfangen. Dort herrscht Jedoch ein starker Neutronenfluß; das Material kann schnell durch den Wigner-Effekt sich verändern und der für die Absaugung verfügbare Raum ist verringert durch die umfangreichen Regelorgane für die Regelstäbe des Reaktors,

2) ein Werkstück in Form eines Rostes, eines Siebes usw., das von der Salzschmelze durchflossen wird. Es wird an einem Ort mit vermindertem Neutronenfluß angeordnet; dies kann sein?zwischen dem Reaktorkern und dem damit verbundenen Wärmetauscher, wobei die leichte Zugänglichkeit und die Geometrie der Gesamtordnung wichtig ist. Das erfindungsgemäße Werkstück macht jedoch den Kreislauf der Salzschmelze komplizierter und führt gegebenenfalls zu Verlusten.

3) der Wärmeaustauscher, wenn er aus porösem Material besteht j Dies ist vor allem dann der Fall, wenn der Wärmeaustauscher wegen der Reaktortemperatur von 1000⁰C aus Graphit ist. Diese dritte Möglichkeit bringt keinen zusätzlichen Gegenstand in den Kreislauf der Salzschmelze und ermöglicht den Gasabzug in einem Bereich mit geringerer Strahlungsbelastung infolge des zweiten Wärmeträgers. Voraussetzung ist jedoch ein Werkstoff für den Wärmeaustauscher, der nicht nur eine gute Wärmeleitfähigkeit besitzt, sondern für die Salzschmelze undurchlässig und für die Spaltgase durchlässig sein muß.

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Mit Hilfe von Graphit lassen sich derartige Möglichkeiten relativ leicht realisieren, wie in den lachfolgenden Beispielen gezeigt wird.

Beispiel 1

In einem Kernreaktor mit einer Leistung von 1000 MW (elektrisch) mit einer Salzschmelze aus Lithiumfluorid, Berylliumfluorid und Uranfluorid der Zusammensetzung 54 % LiF, 40 % BeF₂ und 6 % UF^ als Brennstoff werden etwa 2400 Ci/d T produziert, entsprechend 0,8 ml Tritiumwasser TpO oder 50 ml/h T. Die Volumina an Krypton und Xenon variieren; man kann aber mit Sicherheit annehmen, daß sie in der gleichen Größenordnung wie Tritium liegen.

Dieser Kernreaktor mit einer Leistung von 2500 bis 3000 MW arbeitete bei etwa 1000⁰C, der Absoli des Wärmeaustauschers betrug 12 bar.

arbeitete bei etwa 1000⁰C, der Absolutdruck auf der Höhe

Der Wärmeaustauscher gehörte dem Typ "Polyblock" an, d.h. er bestand aus einem Block oder einer Anzahl von Blöcken aus Graphit, durch die mindestens zwei Gruppen von Kanälen gehen, welche nicht miteinander verbunden sind. Das eine Medium fließt durch die eine Kanalgruppe, das zweite durch die andere. Im vorliegenden Fall bestand der Wärmeaustauscher aus 280 kubischen Graphitblöcken mit Kantenlänge von 500 mm in einer einzigen Lage von 7 x 5 x 1 m in vertikale Ebene. Durch das Ganze liegen horizontale Kanäle entlang der kleinsten Dimension; durch die Kanäle strömte die radioaktive Salzschmelze. Die vertikalen Kanäle in der Ebene des Wärmeaustauschers waren für das I.Kühlmittel in Form der Salzschmelze jedoch ohne Uranfluorid. Die Austauscherkapazität betrug 2800 MW (thermisch) bei einer Temperatürdifferenz von 150⁰C zwischen Brennstoffschmelze und Kühlmittel.

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_ ₁₀ _ ^1A-⁴⁶ Sf¹SO835O

Das Ganze war so ausgeführt, daß die Porosität des Graphits

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im gesamten Wärmeaustauschervolumen unterbrochen blieb und in einen dichten Raum auf einer der beiden verbleibenden vertikalen Seiten des Wärmeaustauschers mündete, in dem mit einer Pumpe ein Primärvakuum in der Größenordnung von 10 mbar aufrecht erhalten wurde. Selbstverständlich muß das Material, das zum Verbinden der Blöcke dient, den Gasdurchgang durch den gesamten Wärmeaustauscher gestatten.

Der Graphit besaß eine Porenweite *^~ 0,2 /um; dies ent-

/ ρ -1 sprach einer Gaspermeabilität von 0,2 1/h.m .m .bar.

Es wurden auf diese Weise bis zu 2,75 Nl/h Tritium, Krypton und Xenon (O⁰C und 1 bar) abgeführt.

Beispiel 2

In dem Kernreaktor gemäß Beispiel 1 betrug der Absolutdruck auf der Höhe des Wärmeaustauschers 2 bar.

Eine dritte Gruppe von Kanälen erstreckte sich durch den gesamten Wärmeaustauscher in der 3.Dimension im rechten Winkel zu den anderen Kanalgruppen. Die eine Hälfte dieser Kanäle auf der einen freien vertikalen Schmalseite des Wärmeaustauschers ist mit einer Gasabsaugung und die andere Hälfte der Kanäle auf der anderen vertikalen Schmalseite mit einer Heliumzuleitung verbunden. Das Helium konnte aus der Gasabsaugung nach Entfernung von Tritium, Krypton und Xenon und neuerlicher Verdichtung stammen.

Der Graphit besaß eine Porenweite <1,5 /um, eine Gasper-

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meabilität von 20 1/h.m «m .bar; Druckdifferenz im Heliumkreislauf 2 bar, wobei der Gasdruck beim Eintritt stets geringer als der Mindestdruck der Salzschmelze und des Kühlmittels auf der Höhe des Wärmeaustauschers war; die Heliumzufuhr betrug das Doppelte der geschätzten Luftmenge,

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nämlich in der Größenordnung von 300 l/h; das heißt, wurde die Konzentration der radioaktiven Gase im Helium auf etwa 1 % beschränkt, so erreichte man leicht 2,75 l/h Tritium, Krypton und Xenon (unter Normalbedingungen).

Patentansprüche;

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Claims

Patentansprüche

1.) Verfahren zum Entfernen der Spaltgase in einem Kernreaktor mit der Salzschmelze als Brennstoff, dadurch g e kennzeichnet, daß man ein Werkstück aus einem für Gase durchlässigen und für die Salzschmelze undurchlässigen Material anwendet, dieses an einer Seite mit der Salzschmelze in Berührung hält und von der anderen Seite die Spaltgase absaugt.

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß man ein Werkstück aus Graphit anwendet.

3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch

gekenn

zeichnet

daß man beit;einer Salzschmelze in Form

eines Gemisches aus Lithiumfluorid, Berylliumfluorid und Thoriumfluorid und/oder Uranfluorid einen Graphit vorsieht, dessen größte Porenweite umgekehrt proportional ist dem Absolutdruck der Salzschmelze auf der Höhe des Werkstückes·, insbesondere Porenradius 1,5 /um für Absolutdruck 2 bar und 0,2 /um für 12 bar.

4. Verfahren nach Anspruch 1 bis 3, dadurch gekenn

zeichnet Gas leitet.

daß man durch das Werkstück ein inertes

5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß man als inertes Gas Helium verwendet,

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6. Verfahren nach Anspruch 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß man als Werkstück den Moderator oder einen Teil davon anwendet.

7. Verfahren nach Anspruch 1 bis 5, dadurch gekenn zeichnet, daß man als Werkstück einRost oder Sieb zwischen dem Reaktorkern und dem Wärmeaustauscher vorsieht.

8. Verfahren nach Anspruch 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß man als Werkstück den Wärmeaustauscher oder einen Teil davon anwendet.

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