DE2625670C3 - Verfahren und Vorrichtung zum Schutz der Wanne eines Salzschmelzen-Kernreaktors - Google Patents
Verfahren und Vorrichtung zum Schutz der Wanne eines Salzschmelzen-KernreaktorsInfo
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Description
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Schutz der Wanne eines Brennstoffsalzschmelzen-Kernreaktors, in dem die Wanne eine Auskleidung aus
Kohlenstoffmaterialien enthält, und auf eine Vorrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens.
In solchen Reaktoren, insbesondere in solchen des Typs mit integriertem Primärkreis sind der Kern und
sein Reflektor in einer ersten, »Reaktorwanne« genannten Wanne angeordnet, die ihrerseits mit den
Pumpen und den Primäraustauschern in einer zweiten, Hauptwanne genannten Wanne angeordnet ist.
Die Erfindung bezieht sich insbesondere auf die Hauptwanne solcher Reaktoren.
Die Salzschmelzen-Kernreaktoren sind bereits in der Technik bekannt Diese Reaktoren verwenden insbesondere einen Brennstoff in flüssiger Form, der durch
die Kernspaltung im Reaktorkern auf höhere Temperatur der Größenordnung von wenigstens 6000C gebracht
wird bzw. ist wobei dieser Brennstoff am allgemeinsten aus Plutonium- oder Uranfluorid oder auch aus einem
Gemisch von Uran- und Thoriumfluoriden besteht, die in Lithium-7- und Berylliumfluoriden aufgelöst sind, die
dem Gemisch einen relativ niedrigen Schmelzpunkt geben. Die Reaktoren dieser Art weisen im Kern eine
Masse aus geeignetem Moderatormaterial, wie z. B. Graphit auf, in dem Durchflußkanäle für das Brennstoffsalz angebracht sind, das anschließend die beim
Durchlauf des Kerns aufgenommenen Kalorien in
einem Primär-Wärmetauscher mit einer anderen
Salzschmelze, der sogenannten Sperrsalzschmelze, beispielsweise Natriumfluorborat austauscht Dieses
Sperrsalz tauscht seinerseits seine Kalorien in einem
S Sekundärkreis, der einen Dampferzeuger enthält aus,
wonach der dorterzeugte Dampf schließlich in einem Kraftwerk zur Elektrizitätserzeugung entspannt wird.
In solchen Integrierten Reaktoren ist die Brennstoffsalzschmelze in einer »Hauptwanne« genannten metal-
tischen Wanne enthalten, deren Wände gegen chemische Korrosion und Temperatur durch kohlenstoffhaltige Materialien geschützt sind. Dies ist beispielsweise bei
dem Kernreaktor der Fall, der in der älteren deutschen Patentanmeldung P 25 58 179.7 vom 24. 12. 1974
'5 vorgeschlagen ist In diesem Kernreaktor ist die
Hauptwanne fast völlig mit diesen kohlenstoffhaltigen Materialien gefüllt und die einzigen Hohlräume, die in
dieser Masse von kohlenstoffhaltigen Materialien vorgesehen sind, sind diejenigen, wo der Kern des
Reaktors, die Wärmeaustauscher, die Zirkulationspumpen für die Salzschmelze sowie die verschiedenen
Leitungsstrecken zur hydraulischen Verbindung zwischen den einzelnen vorgenannten Elementen angeordnet sind.
Diese Konstruktion des integrierten Primärkreises in einer metallischen Hauptwanne ermöglicht theoretisch
die Isolierung dieser Hauptwanne als Begrenzung gegenüber der darin enthaltenen Brennstoffsalzschmelze.
Tatsächlich nimmt der an der Innenwand der Hauptwanne angeordnete Füllwerkstoff eine doppelte
Rolle an:
Er trennt physikalisch die Wanne und die Brennstoffsalzschmelze und bewirkt damit die Unterdrückung des
Problems der chemischen Korrosion der Wand durch die Schmelze; er sichert eine innere Wärmeisolierung
dieser Wanne gegenüber der Brennstoffsalzschmelze; es ist so möglich, das Metall dieser Wanne ohne
erhebliche Wärmeverluste auf einer verhältnismäßig
niedrigen Temperatur zu halten, indem man sie
beispielsweise klimatisiert, d. h. thermostatisch auf einer bestimmten Temperatur hält Daraus ergibt sich, daß
das Metall einer solchen Wanne theoretisch nicht mehr eine hochwertige Legierung zu sein braucht, sondern ein
verhältnismäßig üblicher Stahl hierfür ausreichen kann.
diese theoretisch interessanten Konstruktionen in der
aufgrund des großen Unterschiedes führen, der
zwischen den Wärmeausdehnungskoeffizienten des
Materials der Hauptwanne einerseits und des kohlenstoffhaltigen Füllwerkstoffs andererseits existiert.
Tatsächlich entsteht während des Betriebs des Reaktors in der Hitze ein Hohlraum zwischen der
kohlenstoffhaltigen Füllmasse und der Hauptwanne, und dieser Hohlraum kann sich mit Salzschmelze füllen,
die in den Hohlräumen der Füllstoffmasse zirkuliert; beim Kontakt der kalten Wanne erstarrt dieses Salz
unter Bildung einer Schutzkruste. Die Wärmeverluste
bleiben verhältnismäßig niedrig, da das Füllmaterial
weiter eine Rolle als Wärmeisolation spielt Indessen wird die Kruste aus erstarrtem Salz, die neutronischen
Leckstrahlen des Reaktors ausgesetzt ist, der Sitz von Kernreaktionen, die eine gewisse Wärmeabgabe und
vor allem das Auftreten von Spaltprodukten hervorrufen.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Schutz der Wanne
eines Salzschmelzenreaktors zu entwickeln, womit in einfacher und wirksamer Weise die vorgenannten
Nachteile überwunden werden und die Verwendung eines gewöhnlichen Metalls zur Herstellung dieser
Wanne ermöglicht wird.
Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Verfahren dadurch gelöst, daß erfindungsgemäß vor
dem Einführen der Salze in die Wanne durch Temperaturerhöhung ein freier Raum zwischen der
Wanne und der Auskleidung geschaffen wird, daß dieser
freie Raum mit einem geschmolzenen, von brütbarem oder spaltbarem Material freien Hilfssalz gefüllt wird,
daß die Wanne auf eine Temperatur unterhalb des Schmelzpunktes des Hilfssalzes derart abgekühlt wird,
daß von ihrer Innenwand aus eine Schutzkruste von erstarrtem Hilfssalz in dem genannten Raum und in
einem Teil der Wanddicke der Auskleidung gebildet wird, und daß die Wanne während des Betriebs des
Kernreaktors nach Füllen der Wanne mit den Brennstoffsalzschmelzen auf dieser Temperatur gehalten wird.
Die so an der Innenwand der metallischen Begrenzungswanne oder Hauptwanne gebildete Hilfssalzschutzkruste wird dank der auf die Wanne von außen
einwirkenden Kühlung dauernd im festen Zustand gehalten; da andererseits diese Hilfssalzkruste kein
brütbares oder spaltbares Material enthält, reagiert sie
nicht auf einen Neutronenbeschuß, dem sie ausgesetzt ist, und ist daher nicht mehr wie beim Stand der Technik
der Sitz einer unerwünschten Wärmeabgabe und Bildung von schädlichen Spaltstoffen.
Aus ersichtlichen Gründen chemischer Kompatibilität setzt man das Hilfssalz vorzugsweise lediglich aus
nichtnuklearen Elementen des endgültigen Brennstoffsalzes zusammen. Im allgemeinen Fall, wo die
Kernbrennstoffe der endgültigen Brennstoffsalzschmelze Uran und Thorium sind, erhält man beispielsweise
das nuklear inerte Hilfssalz unter Befreiung des Brennstoffsalzes von den beiden Bestandteilen Uran
und Thorium.
Nach einer besonderen Ausführungsart des Verfahrens gemäß der Erfindung ist das verwendete Hilfssalz
beispielsweise das Eutektikum von Lithium- und Berylliumfluoriden.
Gegenstand der Erfindung ist außerdem eine Vorrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens, mit
dem Kennzeichen, daß die Wanne des Kernreaktors von einer äußeren Wanne umgeben ist und ein
Klimatisierungsfluid, das sich im Kontakt mit Wärmeaustauschmitteln befindet, den Raum zwischen der
Wanne des Kernreaktors und der äußeren Wanne einnimmt
Im häufigsten und interessantesten Fall für die Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung und
der Ausgestaltung der Vorrichtung gemäß der Erfindung ist der Salzschmelzen-Kernreaktor vom Typ mit
integriertem Primärkreis, und die Wanne, die man mit einer äußeren Wanne umgibt, ist die Hauptwanne der
Anlage.
Die Erfindung wird anhand des in der Zeichnung veranschaulichten Ausführungsbeispiels näher erläutert; darin zeigt:
F i g. 1 eine schematische Halbschnittansicht der Anordnung einer Doppelwanne, wodurch eine thermostatische Temperaturhaltung der Wand der Hauptwanne eines Salzschmelzenreaktors des integrierten Typs
ermöglicht wird; und
der Linie XX der F i g. 1 die Entwicklung der Anlage nach F i g. 1 im Laufe der verschiedenen Schritte des
Verfahrens gemäß der Erfindung.
F i g. 1 zeigt eine Axialhalbschniuansicht eines Kern-
S reaktors 1 des Salzschmelzentyps und mit integriertem Primärkreis. Dieser Reaktor weist in einem Schutzbehälter aus Beton 2 eine Hauptwanne 3 auf, die den
Reaktorkern 4, der selbst in der »Reaktorwanne« 5 angeordnet ist, die Austauscher und die Salzschmelzen
pumpen enthält, wovon in F i g. 1 nur der Austauscher 6
sichtbar ist. Die Innenwand dieser Hauptwanne 3 sowie ihr Inneres nicht von den Reaktorelementen eingenommenes Volumen sind mit einem kohlenstoffhaltigen
Füllmaterial an sich bekannter Art ausgekleidet, das in
der Figur mit 7 bezeichnet ist
Gemäß der Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens ist eine zweite, äußere Wanne 8 um die
Hauptwanne 3 herum angeordnet und der zwischen den Wannen 3 und 8 vorhandene Raum ist von einem
Klimatisierungsfluid 9 gefüllt Die Temperatur dieses Fluids wird beispielsweise durch wenigstens einen
eingetauchten Austauscher 10 mit Fluidzirkulation, beispielsweise Wasserzirkulation, gesteuert welches
Fluid bei 11 eintritt und bei 12 in Form von Dampf
austritt
In einem solchen Reaktor löst sich, wenn man keine speziellen Vorkehrungen trifft, die kohlenstoffhaltige
Füllmasse 7 von den Wänden der Wanne 3 ab, wenn die Temperatur im Lauf des Hochfahrens des Reaktors
steigt, wodurch in der Nachbarschaft der Innenwand der Hauptwanne 3 ein leerer Raum entsteht, der sich nach
und nach mit brütbarer und/oder spaltbarer Salzschmelze füllt, die in der Wanne 3 enthalten ist Um die
Nachteile zu vermeiden, die sich daraus ergeben und
oben erläutert wurden, geht man beim Vorbereiten des
der F i g. 2 bis 5 erläutert werden.
die beiden Wannen, und zwar die Hauptwanne 3 und die äußere Wanne 8, sowie die eigentliche »Reaktorwanne«
5. In der den zwischen der »Reaktorwanne« 5 und der Hauptwanne 3 vorhandenen Raum füllenden kohlenstoffhaltigen Masse 7 ist der zylindrische Raum 6
ausgehöhlt, der in bekannter Weise von einem Wärmaustauscher des Primärkreises eingenommen
wird.
Man beginnt zuerst damit, die Hauptwanne 3 auf eine bestimmte Temperatur, z. B. 400° C zu bringen, indem
man das Klimatisierungs- oder Thermostatfluid 9 und den oder die Austauscher 10 in Betrieb nimmt was das
Auftreten eines hohlen Raumes 13 unter der Einwirkung der unterschiedlichen Wärmedehnungen zwischen dem
Kohlenstoffmaterial 7 und dem Stahl der Wanne 3
verursacht Man geht dann zu einem ersten Ausfüllen
der Wanne 3 mit einem von jedem brütbaren oder spaltbaren Material freien Hilfssalz über, dessen
Schmelzpunkt unter der Temperatur liegt auf die man die Wanne 3 gebracht hat d.h. 4000C im besonderen
hier beschriebenen Fall. Dieses Saiz, das von verschiedener Art sein kann, besteht im beschriebenen Beispiel
vorteilhaft aus dem Eutektikum der Lithium- und Berylliumfluoride, dessen Schmelzpunkt 35O0C beträgt;
es mii3 obligatorisch auf jeden Fall chemisch mit dem
bi eigentlichen Brennstoffsalz kompatibel sein. Dieses
nuklear neutrale Hilfssalz füllt dann den Hohlraum 13 sowie die durch Aufbau in der kohlenstoffhaltigen
Auskleidungsmasse 7 vorhandenen engen Fugen 14. Die
Anlage befindet sich dann in dem in F i g. 3 dargestellten Zustand.
In einem zweiten Verfahrensschritt senkt man danach stets mittels des Klimatisierungsfluids 9 und der
Austauscher 10 die Temperatur der Hauptwanne 3 unterhalb des Schmelzpunkts des verwendeten Hilfssalzes,
was die Kristallisierung des Teils dieses Salzes bewirkt, der den Raum 13 zwischen der Hauptwanne 3
und der Masse 7 aus kohlenstoffhaltigem Füllmaterial, sowie bis zu einer gewissen Tiefe die Zwischenfugen 14
einnimmt, die am Umfang der kohlenstoffhaltigen Masse 7 münden. Im besonders beschriebenen Beispiel
senkt man, da das Lithium- und Berylliumfluorideutektikum einen Schmelzpunkt von 3500C hat, die Temperatur
des Thermostatfluids 9 bis auf etwa 3000C. Die Anlage befindet sich dann in dem in F i g. 4 dargestellten
Zustand, wo schematisch durch eine Strichpunktlinie IS die Front der Erstarrungszone des Hilfssalzes angedeutet
ist.
Wenn die Gesamtheit des im Raum 13 befindlichen Hilfssalzes erstarrt ist und diese Erstarrung ebenfalls bis
zu einer gewissen Tiefe in das Innere der engen Fugen 14, die in diesem Raum 13 münden, vorgedrungen ist,
geht man zum Chargieren des Reaktors mit dem endgültigen Brennstoffsalz über, das durchgeführt
werden kann:
entweder durch Zufügen der erforderlichen brütbaren und spaltbaren Elemente zu dem nichterstarrten
Teil des neutralen Salzes, um ein Brennstoffsalz gewollter Zusammensetzung zu erhalten;
oder durch völliges Entleeren der Wanne 3 von dem neutralen flüssigen Hilfssalz und anschließendes Auffüllen
mit getrennt vorbereitetem geschmolzenen Brennstoffsalz.
Am Ende dieser Verfahrensschritte wird die Wanne 3 endgültig auf 3000C gehalten, und der Reaktor ist
betriebsbereit.
Das Gemisch von geschmolzenen brütbaren und spaltbaren Salzen kommt in Kontakt mit dem in den
Zwischenfugen 14 der Masse 7 aus kohlenstoffhaltigen Materialien vorhandenen Eutektikum und schmilzt
dieses Eutektikum teilweise wieder auf, dessen Erstarrungsfront bis zur Strichpunktlinie 16 (F i g. 5) zurückweicht
Die in dieser Weise in das Brennstoffsalz übergehende Eutektikumsmenge ist vernachlässigbar,
da die Kontaktfläche im Inneren dieser engen Fugen 14 sehr gering ist; die Kruste des im Raum zwischen der
Wanne 3 und der kohlenstoffhaltigen Füllmasse 7 angeordneten Hilfssalzes bleibt praktisch außerhalb der
Reichweite des Brennstoffsalzes. Man braucht daher keine Kernreaktion in dieser Kruste zu befürchten, die
dann auf praktisch konstanter Temperatur bleibt und wirksam ihre Antikorrosionsschutzrolle spielen kann.
In dem beschriebenen Beispiel ist das verwendete Klimatisierungsfluid 9 zweckmäßig aus einem Gemisch
Blei-Zinn zusammengesetzt, das als Funktion einerseits seines geringen Dampfdrucks und andererseits seiner
chemischen Kompatibilität mit den die beiden Wannen 3 und 8 bildenden Metallen gewählt ist. Tatsächlich
würden sich beispielsweise auch gewisse organische Verbindungen, wie z. B. Terphenyl (Diphenylbenzol)
vollkommen eigenen. Andeutungsweise soll das gewählte Klimatisierungsfluid folgenden Anforderungen genügen:
Es soll einen deutlich niedrigeren Erstarrungspunkt als den des neutralen Salzes und einen genügend hohen
Siedepunkt haben,
mit den Aufbaumaterialien, die es benetzt (Hauptwanne, äußere Wanne, Austauscher 10) kompatibel sein,
eine bei den Verwendungstemperaturen niedrige Sättigungsspannung aufweisen und
chemisch mit dem Kühlfluid und dem Brennstoffsalz kompatibel sein (nicht-explosive Reaktion im hypothetischen
Fall eines Bruchs der Hauptwanne).
Der Wärmeverlust, der sich nichtsdestoweniger in unvermeidlicher Weise durch die Auskleidung aus
kohlenstoffhaltigen Materialien ergibt, wird gleichzeitig durch den Wärmeleitungskoeffizienten des Füllmaterials
7 sehr niedrig gehalten, der in der Größenordnung von 0,05 W/cm2/0 C liegt. Wie dem auch sei, die von dem
Fluid 9 aufgenommenen Kalorien werden zum Austauscher 10 übertragen, der z. B. von verdampfendem
Wasser durchströmt wird. Um die Temperatur des Fluids 9 zu regulieren, kann man beispielsweise den
Druck des Dampfs einstellen, der aus dem Austauscher 10 entweicht. Es ist ebenfalls interessant noch
festzustellen, daß die Temperatur dieses Dampfes, die beispielsweise etwa 250° C erreichen kann, eine
Wiedergewinnung der Kalorien ermöglicht, die trotz allem durch die Hauptwanne 3 entwichen sind.
Selbstverständlich ist die Erfindung nicht auf die beispielsweise beschriebene Ausführung beschränkt,
sondern bezieht sich auch auf alle im Bereich des fachmännischen Könnens liegenden Varianten; so läßt
sich die Erfindung nichtsdestoweniger, wenn auch mit nicht so erheblichen Vorteilen, auf den Schutz der
Wanne eines nichtintegrierten Reaktors anwenden, dessen Wärmeaustauschleitungskreise mit den Pumpen
und Austauschern sich außerhalb der geschützten Wanne befinden.
Claims (4)
1. Verfahren zum Schutz der Wanne eines Brennstoffsalzschmelzen-Kernreaktors, in dem die
Wanne eine Auskleidung aus Kohlenstoffmaterialien enthält dadurch gekennzeichnet, daß
vor dem Einführen der Salze in die Wanne (3) durch Temperaturerhöhung ein freier Raum (13) zwischen
der Wanne (3) und der Auskleidung (7) geschaffen wird, daß dieser freie Raum mit einem geschmolzenen, von brütbarem oder spaltbarem Material freien
Hilfssalz gefüllt wird, daß die Wanne (3) auf eine Temperatur unterhalb des Schmelzpunktes des
Hilfssalzes derart abgekühlt wird, daß von ihrer Innenwand aus eine Schutzkruste von erstarrtem
Hilfssalz in dem genannten Raum (13) und in einem Teil (14) der Wanddicke der Auskleidung (7) gebildet
wird, und daß die Wanne (3) während des Betriebs des Kernreaktors (1) nach Füllen der Wanne (3) mit
den Brennstoffsalzschmelzen auf dieser Temperatur gehalten wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Hilfssalz ein Gemisch von
nichtbrütbaren und nichtspaltbaren Bestandteilen des Brennstoffsalzes verwendbar wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß als Hilfssalz das Eutektikum der
Lithium- und Berylliumfluoride verwendet wird.
4. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die
Wanne (3) des Kernreaktors (1) von einer äußeren Wanne (8) umgeben ist und ein Kümatisierungsfluid
(9), das sich im Kontakt mit Wärmeaustauschmitteln (10) befindet, den Raum zwischen der Wanne (3) des
Kernreaktors (1) und der äußeren Wanne (8) einnimmt.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7517939A FR2314558A1 (fr) | 1975-06-09 | 1975-06-09 | Procede et dispositif de protection de la cuve d'un reacteur nucleaire du type a sels fondus |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2625670A1 DE2625670A1 (de) | 1976-12-16 |
DE2625670B2 DE2625670B2 (de) | 1977-08-25 |
DE2625670C3 true DE2625670C3 (de) | 1978-05-03 |
Family
ID=9156215
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2625670A Expired DE2625670C3 (de) | 1975-06-09 | 1976-06-08 | Verfahren und Vorrichtung zum Schutz der Wanne eines Salzschmelzen-Kernreaktors |
Country Status (5)
Country | Link |
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CH (1) | CH595677A5 (de) |
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FR (1) | FR2314558A1 (de) |
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1975
- 1975-06-09 FR FR7517939A patent/FR2314558A1/fr active Granted
-
1976
- 1976-05-25 BE BE167321A patent/BE842207A/xx unknown
- 1976-05-26 CH CH664076A patent/CH595677A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-06-02 GB GB22789/76A patent/GB1514640A/en not_active Expired
- 1976-06-08 DE DE2625670A patent/DE2625670C3/de not_active Expired
Also Published As
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DE2625670A1 (de) | 1976-12-16 |
GB1514640A (en) | 1978-06-14 |
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