DE2643092A1

DE2643092A1 - Verbesserter thermischer oder epithermischer reaktor

Info

Publication number: DE2643092A1
Application number: DE19762643092
Authority: DE
Inventors: Ji-Peng Chien; Horng-Ming Hsieh; Tao Yuan Lung-Tang; Alvin Radkowsky; Chao-Yie Yang
Original assignee: Institute of Nuclear Energy Research
Current assignee: Institute of Nuclear Energy Research
Priority date: 1976-09-15
Filing date: 1976-09-24
Publication date: 1978-04-06
Also published as: GB1553980A; DE2643092B2; FR2365184A1; FR2365184B1; DE2643092C3; US4123328A; CA1081375A

Description

28 492 t/fg

1.) Institute of Nuclear Energy Research Atomic Energy Council,

Lung-Tan, Tao Yuan, Taiwan
2.) Alvin Radkowsky, Elisabeth, N.J. / USA

Verbesserter thermischer oder epithermischer Reaktor

Die Erfindung bezieht sich allgemein auf das Gebiet von Atomreaktoren und insbesondere auf thermische und epithermische Reaktoren gemäss nachfolgender Definition.

In der US-PS 2 7o8 656 aus dem Jahre 1955 werden die physikalischen Grundlagen für Atomreaktoren beschrieben. Die US-PS 2 832 733 aus dem Jahre 1958 enthält die physikalischen Grundlagen für durch schweres Wasser moderierte Reaktoren. In dem Artikel "Nuclear Reactor Engineering" von Samuel Glastone und Alexander Sesonske, der unter der Schirmherrschaft der Division of Technical Information, U.S." Atomic Energy Commission, Van Nostrand Reinhold Company (1967),

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angefertigt wurde, wird die in dieser Beschreibung verwendete allgemeine Terminologie beschrieben. Der Artikel "Nuclear Engineering Handbook", herausgegeben von H. Ehterington, 1. Ausgabe, McGraw-Hill Book Company (1967) enthält die mechanische Dimensionierung und Betriebsweise von Reaktoren.

Aus Gründen der Klarheit und Genauigkeit wird die hier verwendete spezielle Terminologie wie folgt definiert:

Aktiver Kern: Der Zentralbereich eines Atomreaktors, der spaltbares und zur Spaltung bringbares Material (Spaltrohmaterial) enthält,und in dem die Spaltungskette aufrechterhalten und der grösste Teil an Spaltungsenergie in Form von Wärme freigesetzt wird.

Abdeckbereich (blanket region): Ein aktiver Kernbereich, der unmittelbar den Keimbereich umgibt, der vorherrschend in Spaltung bringbares Material enthält und durch die Umwandlung von Spaltrohmaterial in spaltbares Material durch Neutroneneinfangung gekennzeichnet ist.

Trennrohr (calandria): Brennstoffelemente und Kühlmittel enthaltendes Rohr, wobei die Rohrwandung dem Zweck dient, das Kühlmittel vom Moderator zu trennen. Insbesondere anwendbar bei Reaktoren Typ CAN-DU.

Epithermischer Reaktor: Atomreaktor, der sich durch ein ι Neutranenenergiespektrum auszeichnet, bei dem mehr als die f Hälfte der Spaltungen aus der Absorption von Neutronen mit Energien oberhalb o,6 Elektronen-Volt (o,6 ev) resultiert und eine moderierte Energie pro spaltbares Atom (Y Σ _S/NU) von weniger als 1ooo vorliegt.

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In Spaltung bringbares Material (Spaltrohmaterial): Material, das durch Neutroneneinfangung in spaltbares Material umgewandelt werden kann; z.B. werden in Spaltung bringbares Thorium 232 und Uran 238 in spaltbares Uranium 233. bzw. Plutonium 239 umgewandelt.

Spaltbares Material: Material, das Spaltungen mit Neutronen bei sämtlichen Energien vornimmt, einschliesslich thermischer bis schneller Neutronen, z.B. Uran 233, Uran 235 und Plutonium 239.

Brennstoff: Entweder spaltbares Material oder Spaltrohstoff oder eine Kombination von beiden.

Schweres Wasser: Deuteriumoxid, das gewöhnlich nicht mehr als o,25 % leichtes Wasser enthält.

Schwere Elemente: Elemente mit hohem Atomgewicht, z.B. Blei oder Wismuth, die durch einen hoch-elastischen und einen unelastischen Querschnitt für Neutronen hoher Energie (oberhalb 1 MEV) und Querschnitte mit geringer Einfangung gekennnzeichnet sind.

Moderator: Materialien, die zur Verlangsamung und Moderation von Spaltungsneutronen verwendet werden. Bei Leichtwasserreaktoren sind der Moderator und das Kühlmittel häufig identisch, jedoch bei Schwerwasserreaktoren sind Moderator und Kühlmittel gewöhnlich unterschiedlich (vgl. Definition Trennrohr) .

Modul: Eine von einer Vielzahl von Brennstoffeinheiten mit einem aktiven Kernbereich.

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- ßr-

Modulgeometrie: Geometrische Konfiguration von einem Atomreaktor mit Modulen, die abhängig nuklear zur Bildung eines aktiven Kerns gekoppelt sind.

Reflektor: Bereich ohne Brennstoff, der den aktiven Kernbereich umgibt.

Keiftbereich: Bin aktiver Kernbereich, der im wesentlichen spaltbares Material enthält und durch Neutronenleckübertritte auf den Äbdeckbereich gekennzeichnet ist.

Thermischer Reaktor: Atomreaktor, der durch ein Neutronenspektrum gekennzeichnet ist, bei dem mehr als die Hälfte der Spaltungen aus der Absorption von Neutronen mit einer im wesentlichen Maxwell'sehen Zahlenergieverteilung um einen Energiewert K-T resultiert, wobei K eine Konstante und T die Reaktortemperatur in Kelvin ist, und bei dem die moderierte Energie pro spaltbarem Atom (ξ^ /NU) grosser als 1ooo ist. Bei einem solchen Reaktor resultiert mehr als die Hälfte der Spaltungen aus der Absorption von Neutronen mit Neutronenenergien unterhalb 0,6 Elektronen-Volt (0,6 ev).

Die Erfindung beruht auf der Verwendung von schweren Elementen gemäss obiger Definition, die den Moderator an speziellen Stellen im Reaktor ersetzen oder ergänzen, um eine erhöhte Reaktivität zu erhalten. Eine solche Erhöhung in der Reaktivität ist erzielbar, da die schweren Elemente an gewissen Energiebereichen Querschnitte besitzen, die für thermische und epithermische Reaktoren kerntechnisch grössere Vorteile bieten als die Querschnitte von allgemein im Einsatz befindlichen Moderatoren. Insbesondere in Bereichen mit sehr hoher. Energie besitzen die schweren Elemente wesentlich höhere

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elastische und unelastische Streuquerschnitte mit einem viel höheren Abbau an Neutronenenergie, und weiter besitzen die schweren Elemente Querschnitte mit geringer Einfangung.

Die Situation hinsichtlich der nuklearen Daten kann anhand der nachfolgenden Tabellen verstanden v/erden, die aus "Group Constants for Nuclear Reactor Calculations" von Prof. I.I. Bondarenko entnommen wurden.(Diese Tabellen sind hier nur zur Veranschaulichung der Grundlagen der Erfindung wiedergegeben. Die tatsächlichen für die nachfolgend beschriebenen Ausführungsbeispiele verwendeten Querschnitte waren, wenn nicht anders angegeben, die letzen erhältlichen ENDF-B-Daterü)

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Tabelle von Gruppenkonstanten 0 g L3 Π Q ? • , Wasserstoff (H) '

i	6,5-10,5 KeV	Au	Ot	0,000	°in	1,20	0,667	ξ	O_d(e)
1	4,0- 6,5 MaV	i I 0,48	1/20	0,000	0,00	1,65	0,667	1,00	1,01
2	2,5- 4,0 MaV	! 0,48	1,65	0,000	—	2,20	0,667	1,00	1,36
3	1,4- 2,5 MaV	0,48	2,20	0,000	-	3,00	0,667	1,00	1,74
4	0,8- 1,4 MsV	0,57	.3,00	0,000	-	4,10	0,667.	1,UO	2,28
5	0,4- 0,8 MaV	0,57	4,10	OvOOO	-	5,70	0,667	1,00	3,12
6	0,2- 0,4 _%MaV	0,69	5,70	0,000	-	8,10	0,667	1,00	4,13
7	0,1- 0,2 MaV	0,69	8,10	0,000	-	11,0	0,667	1,00	5,87
8	46,5-100 keV	0,69	11,0	0,000	—	14,0'	0,667	1,00	7,97
9	21,5-46,5 keV	0,77	14,0	0,000	—	16,6	0,667	1,00	9,77
10	10,0-21,5 keV	0,77	16,6	0,000	—	18,5	0,667	1,00	11,6
11	4,65-10,0 keV	0,77	18,5	0,000	-	19,3	0,667	1,00	12,9
12	2,15-4,65 keV	0,77	19,3	0,001	—	19,7	0,667	1,00	13,5
13	1,0-2,15 keV	0,77	19,7	0,001	—	20,0	0,667	1,00	13,8
14	465-1000 eV	0,77	20,0	0,002	-	20,1	0,667	1,00	14,0
15	215-465 eV	0,77	20,1	0,003	—	20,2	0,667	1,00	14,0
16	100-215 eV	0,77	20,2	0,004	—	20,2	0,667	1,00	14,1
17	46,5-100 eV	0,77	20,2	0,006	-	. 20,3	0,667	1,00	14,1
18	21,5-46,5 eV	0,77	20,3	0,009	-	20,3	0,667	1,00	14,2
19	10,0-21,5 .- eV	0,77	20,3	0,014	-	20,3	0,667	1,00	14,1
20	4,65-10 eV	0,77	20,3	0,020	-	20,3	0,667	1,00	14,2
21	2,15-4,65 eV	0,77	20,3	0,030	—	20,3	0,667	1,00	14,2
22	1,0-2,15 eV	0,77	20,3	0-,044	—	20,3	0,667	1,00	14,2
23	0,465-1,0 eV	0,77	20,3	0,064	-	20,3'	0,667	1,00	14,2
24	0,215-0,465 eV	0,77	20,4	0,093	—	20,3	0,667	1,00	14,2
25	0,0252 eV	0,77	20,4	0,332	—	20,3	0,667	1,00	14,2
T		20,6 I			—

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AO

i	ι r	0	0	1	0,	2	0,	3	(i,	i+k)	•	0	bei	R	gleich	0,	7	8	0	9	0	10
		,160	O₁	,400	0,	240	0,	176		4		0	5		6	0,	016	0,009	0	,004	0	,003
1	:0	287	O₁	512	0,	375	o,	205	0	096	0	,064	0	,032	0,	018	0,008	0	,004	0	,003
2	ο	457	0,	767	0,	418	0,	279	0	136	■0	,068	0	034	0,	018	0,009	0	,004	0	,002
3	O₁	725	1,	975	0,	650	0,	325	O₁	139	0	,070	0	037	0,	019	0,009	0	,004	0	,003
4	*\o,*	984	2,	558	1,	779	o,	389	0,	163	0	,087	O₁	040	0,	021	0,010	0	,004	0	,004
5	^:' O₁	570	2,	065	1,	033	Ü,	553	0,	209	0	,097	O₁	045	0,	026	0,012	0	,006	0	,004
6		231	4,	936	1,	573	0,	732	0,	257	0	,119	O₁	055	ο,	034	0,016	0	,007	0	,004
7	2,	029	5,	270	2,	984	1,	919	0,	338	0	,157	ο,	073	0,	043	0,020	0	,009	0	,008
8	3,	227	6,	238	2,	430	1,	128	0,	427	0	,199	0,	092	0,	052	0,024	0	,011	0	,010
9	■ 4,	012	6,	210	3,	882	1,	338	0,	524	0	,243	0,	113	ο,	062	0,029	0	,013	0	,011
10	5,	585	7,	921	3,	212	1,	491	0,	621	0	,288	0,	134	0,	069	0,032	0	,015	0	,013
11	5,	827	7,	220	3,	350	1,	556	0,	692	0	,321	0,	449	0,	072	0,033	0	,016	0	,013
12	5,	947	7,	369	3,	420	1,	588	0,	722	0	,335	0,	156	0,	074	0,034	0	,016	0	,014
13	5,	038	7,	482	3,	472	1,	612	0,	737	0	,342	0,	159	0,	075	0,035	0	,016	0	,014
14	6,	068	7,	520	3,	489	1,	620	0,	748	0	,347	0,	161	0,	075	0,035	0	,016	0	,014
15	6,	098	7,	557	3,	506	1,	628	0,	752	0	,349	0,	162	0,	076	0,035	0	,016		,014
16	6,	098	7,	557	3,	506	1,	628	0,	756	0	,351	0,	163	0,	076	0,035		,030		-
17	6,	129	7,	594	3,	524	1,	636	0,	756	0	,351	0,	163	0,	076	0,066		—		—
18	6,	129	7,	594	3,	524	1,	636	0,	759	0	,352	0,	164		142	-		-		-
19	6,	129	7,	594	3,	524	1,	636	0,	759	0	,352	0,	164		-	-		—		-
20	6,	129	7,	594	O	524	1,	636	0,	759		,352	0,	306		-	-		-		-
21	6,	129	7,	594	3,	524	3,	636	0,	759		,658		-		-	-		-		-
22	6,	129	7,	594	6,	524		053	1,	417		-		-		-	-		-		—
23	6,	129	14,	594		577		-		-		-		-			-		-		-
24	6,	129		171		—		—		-	-		-			—		—		—
25	6,					—	—		—

Θ098Η/0026

Deuterium (D)

i	E_n	0,48	1,28	0,0000	^σ1η	1,17	0,46	ξ -	C_d (e)
1	6,5-10,5 MeV	0,48	1,70	0,0000	0,11	1,66	0,41	0,59	0,80
2	4,0- 6,5 MeV	0,48	2,15	0,0000	0,04	2,15	0,33	0,64	1,07
3	2,5- 4,0 MsV	0,57	2,60	0,0000	0,00	2,60	0,29	0,73	1,50
4	1,4- 2,5 MsV	0,57	2,90	0,0000	—	2,90	0,26	0,77	1,85
5	0,8- 1,4 MeV	0,69	3,Id	0,0000	-	3,10	0,25	0,80	2,23
6	0,4- 0,8 MsV	0,69	3,20	0,0000	-	3,20	0,26	0,82	2,33
7	0,2- 0,4 MeV	0,69	3,30	0,0000	—	3,30	0,27	0,80	2,41
8	0,1- 0,2 ,MeV	0,77	3,40 .	0,0000	-	3,40	0,32	0,79	2,44
9	46,5-100 keV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,74	2,28
10	21,5-46,5 keV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
11	10,0-21,5 keV	0,77	3,40	0,0000		3,40	0,33	0,72	2,23
12	4,65-10,0 keV	0,77	3,40	0,0000	—	3,40	0,33	0,72	2,23
13	2,15-4,65 keV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
14	1,0-2,15 keV	0,77	3,40	O,0ⁿQ0	-	3,40	0,33	0,72	2,23
15	465-10000 eV	0,77	3,40	0,0000	.-	3,40	0,33	0,72	2,23
16	215-465 eV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
17	100-215 eV	0,77	3,40	0,0000	—	3,40	0,33	0,72	2,23
18	46,5-100 eV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
19	21,5-46,5 eV	.0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
20	10,0-21,5 eV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
21	4,65-10 jeV	. 0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
.22	2,15-4,65 eV	0,77	3,40	0,0000	-	3,40	0,33	0,72	2,23
23	1,0-2,15 eV	0,77	3,40	0,QOOl	-	3,40'	0,33	0,72	2,23
24	0,465-1,0 eV	0,77	3,40	0,0002	-	3,40	0,33	0,72	2,23
25	0,215-0,465 eV	—	3,40	0,0006	-	3,.4O	0,33	0,72	2,23
T	0,0252 eV			—		— ■	—

809814/0026

	0	0	r37	1	1	1	1	45	(i	2	-	,i+k)	2	*.,f. .*	4	0",	4	0,	4	I	•	6
	0	,59	0,	! 0,02	0,85	55			,i+k) bei		,10	k--gleich: -	04	0,	55 .	0,	0,1^		0,01
i	O₁	,65	0,	0,00		65		.	75.	,17		02	k gleich:	60		o,ie	!
1	O₁	,75	0,		72		0	80	,33	0					Ο,Οί	t
2	O₁	67	0,		05		0		,62	0	0,	ο,ο;		6
3	0,	77	1,		22		0		r77	0	0,	0,0]		0,40
4	O₁	84	1,	29		0		_f78	0	ο,οο
5	O₁	86 "	1,	43		0	,80	0	—
6	1,	12	1,	43		0	,81	0	—
7 *	1,	16	1,	43		0	,69	0	— ■
8	1,	16	1,	43		0	,67	0	—
9	1,	16	1,	43		O₁	,67	0	-
10	1,	16	1,	43		O₁	67	0	—
11	1,	16	1,	43		O₁	67	0	—
12:	1,	16	1,	43		O₁	67	0	—
13	1,	ie	1,	43		• O₁	67	O₁	—
14	1,	ie	1,	43		0,	67	O₁	—
15	1,	ie	1,	43		0,	67	O₁	—
16	1,	ie	1,	43		0,	67	0,	—
17	1,	ie	1,	43		0,	67	O₁	—
18	1,	ie	1,	43		0,	67	O₁	—
19 .	1,	16	1,	43		0,	67	O₁	—
20	1,	16	' 1,	43		0,	67	0,	—
21	1,	16	1,	43		0,	67	0,	—
22	1,	16	1,	24		0,	80	0,	—
23			2,			0,		0,	-
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25	0,00		^σχη(χ		3		5
	0,00			,i+k)	0,06	3	03
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		-J		χ	0,65	,48	40
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1		0,		,33
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		,16
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14




























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	! !	6,5-10,5	0	MeV	Au	1	,77	Blei	t	(Pb)	2	■	0	3	0	I	000	4	C	-	'in	C	6	^fe	0,	•	. 7	e	0	0,07	8	ξ	O_d(e)	023
i	4,0- 6,5	0,01	MeV	0,48	0,09	,77	σ	50		0,35		0	,.83	0		000	,78	2		,50	3,		00	0,			84	0	0,02 ·	0,	,0015	0,	040
1	2,5- 4,0	0,06	MeV	0,48	0,26	,77	5,	20	0,	0,61		0	,55	0		001	,40	2	,10	5,		10	0,	0,20		76	0	-	-	,0023	0,	071
2	1,4- 2,5	0,21	MeV ·	C	0,35	,77	7,	50	0,	0,27		0	,24		001	,11	1	,23	6,	27	0,	0,05	52	0	-	-	,0046	¹O,	062
3	0,8- 1,4	0,15	MeV	C	0,26	,77	7,	90	0,	0,10	0	,04	0	003		0	,55	5,	35	0,	0,01	31 .	0	-	-	,0066	0, *	073
• 4	0,4- 0,8	0,00	MeV	C	0,13	,77	5,	70	0,	0,11	0	,04	004	,01	0	,29	5,	41	0,	-	20	0		-	,0077	0,	069
5	0,2- 0,4	0,00	MeV	C	0,00	,77	5,	70	0,	0,00	,01	006		0	01	5,	69	0,	-	13	0			,0084	0,	089
6	0,1- 0,2*		MeV	G		,77	5,	40	0,			006				7,	39	0,	mm	14	0			,0083	0,	122
7	46,5-100		keV	C		,77	7,	80	0,		005			9,	79	0,		10	O		,0086	0,	126
fj	21,5-46,5	keV	C		,77	9,	7	0,		001			10,	7	0,		05	0		,0091	0,	125
9	10,0-21,5	keV	C		,77	10,	2	0,	002			10,	2	0,		02	0	,0094	0,	132
10	4,65-10,0	keV	C		,77	10,	7	0,	001			10,	7	0,	01	0	,0095	0,	137
11	2,15-4,65	keV	),48		,77	10,	0	0,	001			11,	0	0,	00	0	,0096	0,	137
12	1,0-2,15	keV	),57		11,	ο	0,	001			11,	0	0,	00	0	,0096	0,	137 ·
13	465-1000	eV	),57		11,	0	0,	001			11,	0	0,	00	0	,0096	0,	138
14	215-465	eV	),69	11,	1	0,	002			11,	1	0,	00	0	,0096	0,	140
15	100-215	eV	1,69	11,	2	0,	002			11,	2	0,	00	O	,0096	0,	141
• 16	46,5-100	eV	),69	11,	3	0,	003			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
17	21,5-46,5	eV	,77	11,	3	0,	005			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
18	10,0-21,5	eV	1,77	11,	3	0,	007			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
19	4,65-10,0	'eV	,77	11,	3	0,	010			11,	3	0,	00	0	,0096	0, •	141
20	2,15-4,65	eV	0,77	11,	3	0,	015			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
21	1,0-2,15	eV	C	11,	3	0,	022			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
22	0,465-1,0	eV	0	11,	3	0,	033			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
23	0,215-0,465	eV	C	11,	3	0,	048			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
24	0,0252	.eV	C	U,	3	0,	170			11,	3	0,	00	0	,0096	0,	141
25	,		0	11,	5	0,	bei			11,	3	00		,0096	0,	*
T		C	11,	0,	k		gleich
		0	^σίη(ΐ,ΐ+1<)	C
i	0	0,	55	02
	0	0,	15
	0	0,	04
	0
	0
	0

809814/0026

Wismuth (Bi)

i	! 6,5-10,5	MeV	Au	48	I	I	5,	t	0,001	C	2,80	V	e	τ—	ζ ,	0	<*..)
1	4,0- 6,5	MeV	0,	48	7,	30	0,001	2	5,05	0,	82	0,	0017	0	,024
. 2	2,5- 4,0	MeV	0,	48	7,	20	0,0015	2	6,15	0,	72	0,	0027	0	,046
3	1,4- 2,5	MaV	0,	57	6,	40	0,002	1	5,47	0,	50	0,	0048	0	,073
4	0,8- 1,4	MaV	0,	57	5,	00	0,0025	0	4,90	0,	31	0,	0066	0	,063
5	0,4- 0,8	MaV	0,	69	6,	00	0,0025	0	6,00	0,	21	0,	0075	0	,064
6	0,2- 0,"4	MaV	0,	69	7,	00	0,0025	0	.7,50	0,	14	0,	0082	0	,071
7	0,1- 0,2	MaV	0,	69	9,	50	0,0025		9,00	0,	10	0,	0086	0	,093
8	46,5-100	keV	0",	77	10,	00	0,002		10,0	0,	07	0,	0088	0	,115
9	21,5-46,5	keV	0,	77	11,	0	0,002		11,5	0,	05	0,	0090	0	,117
10	10,0-21,5	keV	0,	77	16,	5	0,002		16,0	0,	02	0,	0093	0	,139
11	4,65-10,0	keV	0,	77	9,	0	0,005		9,5	0,	00	0,	0095	0	,197
12	2,15-4,65	keV	0,	77	17,	5	0,023		17,5	0,	00	0,	0095	0	,117
13	1,0-2,15	keV	0,	77	9,	5	0,0015		9,5	0,	00	0,	0095	0	,216
14	465-1000	eV	0,	77	220	5	0,190		220	0,	00	o,	0095		,117
15	215-465	eV	0,	77	8,		0,0007		8,80	0,	00	0,	0095	0	,71
16	100-215	eV	0,	77	9,	80	0,0006		9,00	0,	00	o,	0095	0	,109
17	46,5-100	eV	0,	77	9,	00	0,0007		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
18	21,5-46,5	eV	0,	77	9,	00	0,0010		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
19	10,0-21,5	eV	0,	77	9,	00	0,0014		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
20	4,65-10,0	eV	0,	77	9,	00	0,0021		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
21	2,15-4,65	eV	0,	77	9,	00	0,0030		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
22	1,0-2,15	eV	0,	77	9,	00	0,0044		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
23	0,465-1,0	eV	0,	77	9,	00	0/0065		9,.OO	0,	00	0,	0095	0	,111
24	0,215-0,465	eV	0,	77	9,	01	0,0095		9,00	0,	00	0,	0095	0	,111
25	0,0252	eV	0,	9,	01	0,034		9,00	0,	00	0,	0095		,111
T			03	—	0,	00	—
		^fin
50
15
25
53
10
00

	0	1	in	2	[i,i+k)	' bei k	gleich:	6	7	8
i	0,00	0,05	0,25	3	4	5	0,26	0,10	0,03
1	0,04	0,24	0,60	0,75	0,84	0,66	0,05	0,01	—
2	0,10	0,74	0,18	0,60	0,43	0,18	0,01	—	—
3	0,08	0,24	0,17	0,14	0,06	0,02	■ -	—	—
4	0,00	0,06	0,03	0,03	0,01	-
5		0,01

809814/0026

Der thermische Einfangungsquerschnitt von Blei beträgt etwa die Hälfte desjenigen von Wasserstoff. Andererseits besitzt Wismuth eine beträchtliche Resonanzeinfangung, die bei Blei fehlt. Sowohl bei Blei als auch Wismuth werden die Einfangungen wenigstens teilweise durch die (n, 2n) Reaktion versetzt.

Spezielle Ausführungsbeispiele der Erfindung werden nachfolgend beschrieben, bei denen die zuvor genannten Eigenschaften von Blei und Wismuth in vorteilhafter Weise ausgenutzt werden. Während Blei und Wismuth ähnlich hohe Energieeigenschaften besitzen, wird die Verwendung von Blei aufgrund seiner leichteren Verfügbarkeit im allgemeinen bevorzugt. Wenn -der Schmelzpunkt von Blei (327°C) nicht ausreichend ist, kann PbO (Schmelzpunkt bei 888°C) mit nahezu den gleichen nuklearen Eigenschaften verwendet werden. Der Schmelzpunkt von PbO sollte ausreichend sein, da bei einem Reaktor eine sehr geringe Erwärmung der Bleistäbe eintritt. In gleicher Weise kann für Wismuth die Oxidform Bi^O₃ (Schmelzpunkt 82o°C) verwendet werden.

Eine sehr geringe Umhüllung ist wegen der nicht chemisch reaktiven Natur von sowohl Blei als auch Wismuth erforderlich. Ein Nachteil von Wismuth ist dessen Seltenheit. Diese ächweren Elemente können jedoch auf unbestimmte Zeit erneut verwendet werden. Wismuth führt zur Bildung von hoch-toxischem Polonium 21o, doch beseitigt das Umhüllungsoxid diese Schwierig-, keit. Vom kerntechnischen Standpunkt wird Blei bei sehr harten Spektra bevorzugt, während Wismuth vorteilhafter in Bereichen von thermischen Spektra ist. In den meisten Fällen sind die Unterschiede in den nuklearen Effekten zwischen den beiden Materialien nicht sehr gross.

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- 43—

Primäres Ziel der Erfindung ist es, eine Zunahme an Reaktivität bei thermischen und epithermischen Reaktoren zu erhalten.

Dies wird durch die Verwendung von schweren Elementen, insbesondere Blei und Wismuth, anstelle des Moderators an ausgewählten Stellen des Reaktors erreicht. Diese Zunahme an Reaktivität kann in vorteilhafter Weise beispielsweise dazu ausgenutzt werden, den Bedarf an schwerem Wasser bei einem durch schweres Wasser moderierten Reaktor oder den Anreicherungsbedarf bei Leichtwasserreaktoren zu senken. Die sehr hohen Kosten für schweres Wasser haben die wirtschaftliche Wettbewerbsfähigkeit von Schwerwasser-Natururan-Reaktoren verhindert. Die Kosten für die Anreicherung und die damit verbundene uneffektive Verwendung von Urankernen stellt den Hauptfaktor bei den Brennstoffkosten für Leichtwasserreaktoren dar. Mit der Erfindung können hingegen die Energiekosten für zahlreiche Typen von in weitem Einsatz befindlichen Reaktoren beträchtlich reduziert werden.

Ähnliche Vorteile wie die zuvor umrissenen ergeben sich auch bei Reaktoren, die andere Arten von Moderatoren, wie Graphit oder Beryllium, verwenden.

Nachfolgend werden Ausführungsbeispiele der Erfindung anhand der Zeichnung näher erläutert. Es zeigen:

Fig. 1 einen Querschnitt durch ein Trennrohr für einen Schwerwasserreaktor Typ Pickering,

Fig. 2 ein Ausführungsbeispiel der Erfindung,mit dem sich eine weitere potentielle Einsparung an Moderatorgehalt (D₂O) erzielen lässt,

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Fig. 3 einen Querschnitt durch ein Trennrohr für Reaktoren Typ Gentilly,

Fig. 4 eine Ansicht bezüglich der Anordnung von schweren Elementen bei sehr schmalen Reflektoren,

Fig. 5 eine.typische modulare Anordnung bei Siedewasser-Reaktoren ,

Fig. 6 eine Darstellung der Anordnung nach Fig. 5 in eindimensionaler Form,

Fig. 7 eine Anordnung der schweren Elemente für einen Druckwasserreaktor,

Fig. 8 eine verbesserte Anordnung der schweren Elemente bei einem Druckwasserreaktor,

Fig. 9 eine Darstellung der Zonen von Leichtwasserreaktoren mit schmalen Reflektoren, und

Fig. 1o ein weiteres Ausführungsbeispiel der Erfindung in Verbindung mit Leichtwasserreaktoren.

Wenn nicht anders angegeben, wurden sämtliche Berechnungen mit einem HWOCR-SAFE Monte Carlo Code unter Verwendung von 2O.OOO Neutronenentwicklungen und den letztverfügbaren ENDF-B-Querschnitten durchgeführt. Bei allen durchgeführten Vergleichsversuchen waren die Reaktivitätsergebnisse für 2O.OOO Neutronenentwicklungen gleichartig zu den Ergebnissen für I00.000 Neutronenentwicklungen.

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a)Fig.1 zeigt einen Querschnitt durch ein Trennrohr von einem Schwerwasserreaktor Typ Pickering. Der Reaktor wird durch schweres Wasser (D₂O 99.75%) moderiert und gekühlt. Jedes Trennrohr enthält 28 Stäbe aus Natururanoxid. Ein Quadratgitterabstand von 28,58 cm wird verwendet. Im ersten Fäll wurde die Reaktivität für eine Standardreaktorauslegung berechnet. Im zweiten Fall wurden 12 kleine Bleistäbe in den Zwischenräumen zwischen den Brennstoffstäben, wie dargestellt, an Stallen hinzugefügt, bei denen keine Beeinträchtigung mit dem Kühlsystem für die Brennstoffstäbe vorliegt. Im dritten Fall wurde der Teilungsabstand verringert, um die Einsparungen am Schwerwassermoderator abschätzen zu können.

Fall Anzahl an zugefügten Blei-t . Quadratgitterabstand stäben cm

1 kein Stab 28,58 1,1o9

2 12 Stäbe, Radius o,2776 cm 28,58 1,118

3 12 Stäbe, Radius o,2776 cm 27,5o 1,1 o4

Durch Extrapolation von Fall 3 wird deutlich, dass durch Hinzufügung der Bleistäbe die ursprüngliche Reaktivität bei einem verringerten Teilungsabstand erhalten wird, was zu einer Einsparung an Gehalt des Moderators (D₂O) von etwa 7 % führt.

Um die Auswirkung des Austausches des zentralen Brennstoffstabes durch einen Bleistab bei einem Douglas Point Trennrohr

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(19 Brennstoffstäbe) zu bestimmen, wurde eine weitere Rechnung durchgeführt. Die Reaktivität nahm um etwa 0,8 % ab. Wenn jedoch das Trennrohr nunmehr leicht erweitert und der Brennstoffstab in der äusseren Reihe eingesetzt wurde, erhöhte sich die Reaktivität um mehr als 1,6 %, verbunden mit einem Nettoanstieg in der Grössenordnung von o,8 %. Dies könnte eine weitere beträchtliche Abnahme an Moderatorgehalt (D-O) ermöglichen

b) Fig. 2 zeigt ein Ausführungsbeispiel der Erfindung für eine weitere potentielle Einsparung an Moderatorgehalt (DoO). In diesem Fall sind Schwerelementstäbe etwa mittig zwischen den Trennrohren angeordnet. Ein Neutron mit hoher Energie, das in dem zentralen Trennrohr in Fig. 2 erzeugt -wird, kollidiert mit einem Schwerelementstab und wird abgebremst. Dieses Neutron besitzt nunmehr eine maximale Weglänge durch das D2O und wird daher gut moderiert, bevor es die Brennstoffelemente erreicht. Wäre es nicht bei den Querelementstäben gewesen, würde das Neutron nicht mit der Verlangsamung begonnen haben, bevor es in die Nähe von einem der benachbarten Trennrohre gelangt. Dann würde sein Weg durch den Moderator vor Erreichen eines Brennstoffelementes kürzer, die Thermalisierung weniger wahrscheinlich sein und die Einfangwahrscheinlichkeit durch die U-238 Resonanzen zunehmen. Daher führen die Schwerelementstäbe zu einer Erhöhung der Reaktivität, die sich zur Verringerung der Menge an Moderator ausnutzen lässt. Da das Spektrum der Zone, in der die schweren Elemente angeordnet sind, hoch-thermisch ist, würde Wismuth wahrscheinlich für diesen Anwendungsfall zu bevorzugen sein.

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P 26 43 Ö92.2 . -26. Oktober 1976

c) Fig. 3 zeigt einen Querschnitt des Trennrohres von Reaktoren Typ Gentilly. Dieser Reaktortyp wird durch Schwerwasser (D2O 99/75 %) moderiert und die Kühlung soll in diesem Fall durch leichtes Wasser (EUO) erfolgen. Jedes Trennrohr enthält 18 Stäbe aus Natururanoxid. Fall 1 betrifft eine Standardanordnung. Bei Fall 2 ist das zentrale Leerrohr entfernt und durch Blei ersetzt "worden.

Fall Quadratgitterabstand, cm koo

1 27 1;o73

/ 2 Zentraler Leer-' stab durch Blei ersetzt 27 1_ro82

Diese Fälle wurden mit 10.000 Neutronenentwicklungen untersucht und eine Korrektur für die Blei- (n,2n) -Reaktion wurde eingeführt. Die Tabelle zeigt, dass das Blei im Vergleich zu einem zentralen Leerraum die Reaktivität erhöht. Wie beim obigen Fall a konnte der Moderator um' etwa 7 % bei konstanter Reaktivität reduziert v/erden. Weitere Einsparungen an schwerem Wasser konnten erhalten werden, indem kleine Bleistäbe in den Zwischenräumen der Brennstoffelemente eingesetzt und von den anderen unter a) und b) zuvor genannten Ausführungsbeispielen Gebrauch gemacht wurde.

d) Eine weitere erfindungsgemässe Ausführung besteht darin, •die schweren Elemente nahe oder innerhalb der D~O-Reflektoren anzuordnen, um den Verlust an Neutronen ausserhalb des Reaktors zu reduzieren. Beispielsweise verwenden CAN-DU-Reaktoren einen 60 cm dicken Reflektor. Diese hohe Dicke ist primär notwendig, um einen Verlust oder Leckaustritt an Neutronen

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sehr hoher Energie zu verhindern, für die Deuterium einen relativ gering verlangsamenden Querschnitt besitzt. Bei dicken Reflektoren würden die schweren Elemente ähnlich wie bei der Anordnung nach Fig. 2 so angeordnet werden, dass die mit den schweren Elementen kollidierenden Neutronen einen langen Weg durch den Moderator einnehmen, bevor sie die Brennstoffelemente des Trennrohres erreichen, um eine gute Moderation sicherzustellen. Für sehr schmale Reflektoren zeigt Fig. 4 eine brauchbare Anordnung. Wie dargestellt, sind die schweren Elemente an der Aussenseite des Trennrohres angeordnet, die an den Reflektor angrenzt. In jedem Fall kann durch Verhinderung eines Enüweichens der Neutronen mit sehr hoher Energie ein beträchtlicher Gewinn an Reaktivität mit einer entsprechenden Einsparung an öchwerem Wasser erhalten werden. Für diesen Zweck wird vorzugsweise Wismuth verwendet, da der Wärmefluss an der Stelle relativ hoch ist, an der das schwere Element angeordnet ist.

Andererseits ist bei einem Schwerwasserbrutreaktor, wie er in der ÜS-PS 3 859 165 beschrieben wird, das Spektrum sehr hart, so dass Blei bevorzugt verwendet wird.

e) Anwendung bei Leichtwasserreaktoren

Um einen Vorteil aus der Verwendung von schweren Elementen im Inneren eines gleichförmig angereicherten Leichtwasserreaktors zu erzielen, ist es notwendig, dass die Brennstoffelemente in modularer Form angeordnet werden, wobei sich ein Teil des Moderators an der Aussenseite der Brennstoffelemente befindet. Andernfalls wird bei einer endlosen Gitterstruktur von sehr kleinem Abstand, wie er typisch -für die Kerne von Leichtwasserreaktoren ist, die Chance für einen Strahlungseinfang von Neutronen (d.h. ohne" dass damit eine Spaltung verbunden ist) nicht nennenswert durch das

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_ "LA—_

Vorliegen von schweren Elementen beeinflusst.

Bei Siedewasserreaktoren (BWR) ist die modulare Anordnung schon im Einsatz, damit bei Verdampfen des in Berührung mit den Brennstoffelementen befindlichen Wassers ausreichend Wasser zur Moderation vorliegt. Es ist auch möglich, solche modularen Anordnungen für Druckwasserreaktoren (PWR) zu verwenden, da das Verhältnis von Wasser zu Brennstoffvolumen so hoch ist, dass zur Kühlung genügend Wasser in Berührung mit den Brennstoffelementen selbst dann steht, wenn eine gewisse Menge Wasser ausserhalb des Moduls angeordnet wird. Der lösbare, im allgemeinen zur Steuerung von Druckwasserreaktoren verwendete Giftstoff verhindert, dass eine übermässige Energie vom Wasser ausserhalb des Moduls abfliessen kann.

Fig. 5 zeigt eine typische modulare Anordnung, wie sie bei Siedewasserreaktoren verwendet wird, und Fig. 6 stellt in eindimensionaler Form eine Anordnung nach Fig. 5 dar, die sich zur Verwendung des Monte Carlo Codes eignet. Die Wasserdichte ist typisch für Worte bei kommerziellen Siedewasserreaktoren bei Volleistung.

In der Tabelle gibt Fall 1 die Ergebnisse ohne Blei und geben die Fälle 2 und 3 die Ergebnisse bei Hinzufügung von 6 kleinen Bleistäben an den Zwischenräumen wieder, wo eine minimale Beeinträchtigung mit der Kühlung vorliegt.

Fall Anzahl an zugefügten Brennstoffanrei- Quadratgitter- ,

Bleistäben cherung (w/o) abstand (an °°

1 ο

2 6

3 6

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1	,95	9,5	1	_f2o3
1	,95	9,5	1	,212
1	,85	9,3	1	,2o6

- 2Q--

Fall 3 veranschaulicht eine beträchtliche Einsparung hinsichtlich der Anreicherung ohne Verlust an Reaktivität durch Verwendung von Bleistäben innerhalb des Brennstoffmoduls. Ferner wurde die Resonanzentweichungswahrscheinlichkeit verringert und die Wärmeausnutzung erhöht, was bedeutet, dass das Umwandlungsverhältnis verbessert ist, und daher konnte bei gleicher Lebensdauer eine noch geringere Anreicherung vorgesehen werden.

f) Bei einem anderen Ausführungsbeispiel wurde festgestellt, dass eine vorteilhafte Stelle für die schweren Elemente in der Mitte zwischen den Brennstoffmodulen liegt. Die durch die schweren Elemente verlangsamten Neutronen müssen dann eine ausreichende Wässermenge durchqueren, um eine hohe Wahrscheinlichkeit zur Thermalisierung zu haben. Dies wird durch die mittige Anordnung der schweren Elemente sichergestellt, vorausgesetzt, dass die Breite des zwischen den Modulen verbleibenden Wasserk-anals , nicht so übermässig gross ist, dass zu viele Neutronen durch den Wasserstoff eingefangen werden. Es gibt vielmehr eine optimale Menge an schweren Elementen und Wasser für einen „Kanal. Wenn die Breite des schweren Elementes erhöht wird, neigt der Verlangsamungseffekt zu einem Sättigungspunkt, während das parasitäre Einfangen des schweren Elementes zunimmt. Zu wenig Wasser führt zu einer unzureichenden Thermalisierung, während zu viel Wasser, wie zuvor erwähnt, ein zu grosses Einfangen von Neutronen durch den Wasserstoff ergibt.

Ein typischer, von der Firma Westinghouse gebauter Druckwasserreaktor wurde untersucht. Bei einer 3 %-igen Brennstoffanreicherung liegt das veranschlagte Verhältnis von Wasser zu Brennstoffvolumen von 2,8/1 nahe beim Optimum vom Gesichtspunkt der Reaktivität bei der Wasserdichte für die Betriebstemperaturen. Es wurde ein Modul ausgewählt, der

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INAC-; .-r, ^ ^₆-: r
~V^tG-A&-o9342 26. Oktober 197.6

— 2A—

aus 19 Brennstoffstäben bestand, die bei einem normalen Stababstand ein 6,34 cm Quadrat einnehmen. Eine erste Monte Carlo Berechnung v/urde durchgeführt, um zu zeigen,

/ dass der Wert k^ nahezu unverändert bleibt, wenn die Brennstoff stäbe enger aneinander gesetzt wurden, was gleichbedeutend mit einem Verhältnis von 1:1 des Volumens an Wasser zu Brennstoff ist, wobei sich das restliche Wasser an der Aussenseite des Brennstoffbereiches befindet. Da der Code eindimensional war, wurde der Brennstoffbereich in Form eines Kreises, von gleicher Fläche genommen. Für die nachfolgenden Berechnungen war die Annahme notwendig, dass der Brennstoff,das Wasser und das Zirkonium gleichmässig innerhalb des kreisförmigen Brennstoffbereiches ausgebreitet vor-. / lagen. Die Werte für K₁₅₀ wurden mit und ohne Blei berechnet, wobei das Blei gemäss Fig. 7 in den Zwischenräumen ange-

/ ordnet wurde. Ohne Blei betrug der Wert für k^, 1,32 9.

Mit Bleistangen mit einem Radius von Ro = o,466 cm und R¹Q —

/ o,33ocm wurde ein Wert k σ» berechnet, der sich auf 1,337 erhöhte. Eine weitere Zunahme an Reaktivität könnte möglicherweise durch Hinzufügen von Blei an anderen Stellen längs der Mittellinien ' zwischen den Modulen und durch Verwendung von Wismuth anstelle von Blei erzielt werden, da das Spektrum an diesen Stellen sehr thermisch sein sollte. Somit konnte eine beträchtliche Einsparung an Anreicherung für eine bestimmte Lebensdauer erhalten werden, die im wesentlichen durch den / Anfangswert k _<K> bestimmt ist. Weiterer Gewinn kann durch die Anordnung nach Fig. 8 erzielt werden.

g) Ein weiteres Ausführüngsbeispiel der Erfindung für Leichtwasserreaktor enterstreckt sich ähnlich wie bei Schwerwasserreaktoren auf eine Minimierung des Verlustes an Neutronen durch Leckaustritt. Neutronenleckverluste neigen verstärkt bei Leichtwasserreaktoren aufzutreten, da bei typischen

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2.2 26. Oktober 1976

Brennstoffkalkulationsschemata der frische Brennstoff (mit der höchsten Reaktivität) an der Aussenseite des Kerns hinzugefügt wird, während der schon weiter ausgebeutete Brennstoff zum Innern bewegt wird. Wie beim Schwerwasserfall hängt die optimale Anordnungsstelle für die schweren Elemente von der Abmessung des Reflektors ab. Für einen dicken Leichtv/asserreflektor befindet sich die optimale Anordnungsstelle für die schweren Elemente im Reflektor in einem ausreichenden Abstand von den Brennstoffelementen, damit die durch die schweren Elemente verlangsamten Neutronen eine gute Wahrscheinlichkeit für die Thermalisierung haben, jedoch sollte die Anbringungsstelle nicht soweit weg liegen, dass eine zu grosse Menge von diesen Neutronen durch den Wasserstoff eingefangen wird. Für schmale Reflektoren werden die schweren Elemente wenigstens teilweise in dem äusseren Brennstoffbereich der Kernzone 3 gemäss Fig. 9 angeordnet. Eine solche Anbringungsstelle ist insbesondeje vorteilhaft nahe der Grenzlage zwischen frischen und verbrauchten Brennstoffbereichen, um / einen Leckaustritt von den Bereichen mit hohem Ic₀₅ zu / einem niedrigen k ^₀ auf einem Minimum zu halten. Fig. zeigt eine typische schematische Anordnung.

h) Ein weiteres Ausführungsbeispiel der Erfindung für Leichtwasserreaktoren erstreckt sich auf einen Keim/Abdeckkern, der für die ersten beiden Druckwasserkerne, die in Shippingport,Pa. installiert wurden, verwendet wurde. Bei dieser Kernbauart besteht der Keim aus hoch-angereichertem Brennstoff und die Abdeckung enthält Natüruran oder niedrig-angereicherten Brennstoff. Ein Hauptauslegungsziel besteht darin, so viel Energie wie möglich in der Abdeckung zu erzeugen. Der Verlust an schnellen Elektronen aufgrund Leckverlusten von der Abdeckung reduziert wesentlich den Anteil.-än von der . ·.·;

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- 2β—

Abdeckung erhaltbarer Energie. Durch Verwendung von anigen schweren Elementen in der Abdeckung konnte der Leckverlust an schnellen Elektronen von der Abdeckung reduziert und der Anteil an von der Abdeckung erhaltbarer Gesamtenergie erhöht werden. Hierdurch lässt sich die Wirtschaftlichkeit dieser Kernbauart wesentlich verbessern.

Fig. 1o zeigt eine typische schematische Anordnung. Wismuth ist für diesen Anwendungsfall wegen des thermischen Spektrums und der geringen Anreicherung"der Abdeckung zu bevorzugen.

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Claims

Patentansprüche

1. Thermischer oder epithermischer Reaktor, dadurch gekennzeichnet , dass an bestimmten Stellen von entweder dem Kern oder dem Reflektor der Moderator durch schwere Elemente in entweder natürlicher oder Oxidform und mit geeignet liiedrig absorbierender Umhüllung,wie Zirkonium oder Aluminium, ersetzt ist, um die Reaktivität zu erhöhen, wobei sich die Erhöhung in der Reaktivität hinsichtlich einer günstigeren Wirtschaftlichkeit, z.B. Herabsetzung des Gehaltes an schwerem Wasser, der Anreicherung und der Kernabmessungen ausnutzen lässt.

2. Schwerwasser-Reaktor der Druckrohrbauart, der durch schweres Wasser moderiert und gekühlt wird, dadurch gekennzeichnet , dass ein Teil des schweren Wassers im Trennrohr durch Schwerelementstäbe ersetzt ist, was zu einer Erhöhung der Reaktivität ohne wesentliche Beeinträchtigung der Kühlung führt.

3. Reaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass der zentrale Brennstoffstab im Trennrohr durch einen Schwerelementenstab ersetzt ist, und dass der ersetzte Brennstoffstab zur umfänglichen Reihe aus Brennstoffstäben versetzt ist, wodurch der Durchmesser des Trennrohres, wenn notwendig, vergrössert wird, und was zu einer Erhöhung der Reaktivität führt.

8098U/0026

4. Reaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass zur Erhöhung der Reaktivität schwere Elemente etwa in der Mitte zwischen den Trennrohren angeordnet sind.

5. Reaktor nach Ansprüchen 2, 3 und 4, dadurch gekennzeichnet , dass dieser durch schweres Wasser moderiert, jedoch durch ein wasserstoffhaltiges Kühlmittel, wie leichtes Wasser oder ein organisches Kühlmittel, gekühlt ist.

6. Schwerwasserreaktor, gekennzeichnet durch einen solche Anordnung von schweren Elementen, dass die Leckverluste an Neutronen mit hoher Energie durch den Reflektor auf einem Minimum gehalten sind, um die Dicke an notwendigem Reflektor herabzusetzen.

7. Leichtwasserreaktor der Siedewasserbauart mit Modulen, bei denen ein'.Teil des Moderators ausserhalb der Reihen aus Brennstoffstäben liegt, dadurch gekennzeichnet, dass innerhalb der Reihen aus Brennstoff stäben und innerhalb der Wasser-kanäle schwere Elemente zur Erhöhung der Reaktivität angeordnet sind.

8. Leichtwasserreaktor mit für die Druckwasserbauart typischen, in gleichförmigem Abstand voneinander liegenden Brennstoffstäben, dadurch gekennzeichnet , dass die Brennstoffstäbe so umgeordnet werden, dass sie in den Modulen einen verringerten Abstand aufweisen, wobei das restliche Wasser in den Kanälen ausserhalb der Reihen von Brennstoffstäben angeordnet ist, und dass die schweren Elemente innerhalb der Reihen aus Brennstoffstäben und innerhalb der Wasserkanäle angeordnet werden, um die Reaktivität zu erhöhen.

8Q98U/0028

- Λ6--

9. Leichtwasserreaktor nach Anspruch 7 oder 8, dadurch gekennzeichnet , dass schwere Elemente in der äusseren Zone des Kerns und im Reflektor angeordnet sind, um Neutronenverluste auf einem Minimum zu halten und die Reaktivität zu erhöhen.

10. Lexchtwasserreaktor mit einem Keim- und Abdeckbereich, dadurch gekennzeichnet , dass innerhalb des Abdeckbereiches schwere Elemente angeordnet sind, um die Verluste an Neutronen durch den Reflektor auf einem Minimum zu halten und den durch den Abdeckbereich erzeugten Energieanteil zu erhöhen.

809ÖU/0026