DE2713565A1 - Verduennungssystem fuer ein kernkraftwerk - Google Patents

Description

Dipi.-ing. Peter-C Sroka Dr.-Ing. Ernst Stratmann

Patentanwalt*

4 Düsseldorf 1 ■ Schadowplatz 9

Düsseldorf, 25. März 1977

Westinghouse Electric Corporation
Pittsburgh, Pa., V. St. A.

Verdünnungssystem für ein Kernkraftwerk

Die Erfindung betrifft Kernkraftwerke, insbesondere ein Verdünnungssystem, das verhindern soll, daß Kernkraftwerke bei Unfällen, bei denen der Reaktorkern infolge eines Kernschmelzens zerbricht überkritisch werden, wobei das Verdünnungssystem unabhängig von der sich schließlich ergebenden Reaktororientierung arbeitet.

Seit Beginn der kommerziellen Kernenergieindustrie war ein Hauptüberlegungspunkt für alle Beteiligten das Sicherheitsrisiko, uberwachungsinstitutionen, kommerzielle Hersteller sowie auch andere Beteiligte haben außerordentlich große Geldsummen in die Erforschung, die Konstruktion und Entwicklung von redundanten Systemen gesteckt, um die Sicherheit der Öffentlichkeit sicherzustellen.

uberwachungsinstitutionen legen die Konstruktionserfordernisse von zumindest einem großen Teil der Kernkraftwerke aufgrund von Unfällen fest, die auf dem Gebiet bereits vorgekommen sind, wie auch aufgrund von hypothetisch möglichen Unfällen, die noch in der Nuklearindustrie auftreten können. Ein derartiger hypothetischer Unfall beruht auf angenommenen Verhältnissen, die sich

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beim Schmelzen eines Teiles des Reaktorkernes und seiner zugehörigen Komponenten zu einer fließenden Konfiguration ergeben. Für solche hypothetischen Bedingungen muß eine Einrichtung vorgesehen werden, die verhindert, daß sich der geschmolzene Kernbrennstoff zu einem großen überkritischen Klumpen zusammenballt.

Der Stand der Technik hat diese Kombination zu einer überkritischen Anordnung im allgemeinen dadurch verhindert, daß der geschmolzene Kernbrennstoff in getrennten Gebieten gehalten wird. Entsprechende Einrichtungen sind im allgemeinen am Boden des Reaktordruckgefäßes angeordnet und werden wegen ihrer Struktur und Funktion im allgemeinen als Kernauffänger bezeichnet.

Mit dem Auftreten der Energiekrise wurde die Anwendung von Nuklearenergie als Ersatz für fossile Brennstoffe in großem Umfange untersucht. Unter den verschiedenen untersuchten Gebieten für eine mögliche Anwendung der Kernenergie befindet sich auch das Transportwesen, hauptsächlich Schiffe, Flugzeuge und Eisenbahnen.

Wie auch bei herkömmlichen stationären Kernkraftwerken muß bei derartigen beweglichen Kraftwerken das Eintreten von hypothetischen Unfällen in Erwägung gezogen werden. Eingeschlossen in diese hypothetischen Unfälle ist auch die Möglichkeit eines Kernschmelzens. Zusätzlich zu Unfällen, die während des normalen vollen Leistungsbetriebes auftreten, wie z. B. bei Verlust des Reaktorkühlmittels, kann ein Zusammenschmelzen des Reaktorkernes auch aufgrund der Zerstrahlungswärme der Spaltprodukte nach einem Abschalten des Reaktors auftreten. Es reicht daher nicht aus, das Kraftwerk so zu konstruieren, daß es insoweit gegen Unfälle geschützt ist, daß der Kern intakt bleibt. Die mögliche Rekombination von geschmolzenem Kernbrennstoff muß ebenfalls verhindert werden.

Zusätzlich zu solchen Unfällen, die bezüglich des Betriebs des Reaktors selbst auftreten, müssen bewegliche Kernkraftwerke

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auch so konstruiert werden, daß sie gegen Unfälle geschützt sind, die aufgrund der beweglichen Art dieser Kraftwerke auftreten können. Ein derartiger Unfall, der nicht mit der Konstruktion von herkömmlichen Kernkraftwerken im Zusammenhang steht, ist ein Auffahrunfall, beispielsweise das Auftreffen eines in einem Luftfahrzeug angeordneten Kernkraftwerkes auf der Erde. Ein Hauptproblem dieser Art von Unfall ist, daß die Orientierung des Kernkraftwerkes nach dem Unfall nicht bekannt ist. Mit der Ausnahme eines Unfalles aufgrund von heftigen seismischen Vorfällen (Erdbeben) können herkömmliche Kernkraftwerke Kernauffänger verwenden, die am Boden des Reaktorgefäßes angeordnet sind, weil die Richtung bekannt ist, in die der geschmolzene Kernbrennstoff fließen wird. Diese Art der Anordnung ist für bewegliche Kernkraftwerke nicht möglich, da bis zu dem tatsächlichen Auftreten eines Unfalles es unmöglich ist, festzustellen, welcher Abschnitt des Kernkraftwerkes nach unten gerichtet sein wird.

Ein anderes Problem, das im Zusammenhang steht mit der Verhinderung des Überkritischwerdens des Kernbrennstoffes im Falle eines Kerneinschmelzens bei beweglichen Kraftwerken, ist das Gewicht. Wegen ihrer beweglichen Natur ist eine der wichtigsten Kontruktionsüberlegungen das Gewicht. Jedes System, das zur Verhinderung des Überkritischwerdens von geschmolzenem Kernbrennstoff konstruiert wird, darf das Gewicht des Fahrzeugs nicht soweit erhöhen, daß in Verbindung mit den übrigen Teilen des Kraftwerkes das Gewicht des Kraftwerkes für mobilen Betrieb zu hoch wird.

Es ist daher die Hauptaufgabe dieser Erfindung, ein neues und verbessertes Verdünnungssystem für Kernkraftwerke zu schaffen, das ein Uberkritischwerden des geschmolzenen Brennstoffes in allen Lagen verhindert, ohne daß das Gewicht zu hoch wird.

Die Aufgabe wird durch die Merkmale des Hauptanspruches gelöst, d. h. durch ein Verdünnungssystem für Kernkraftwerke, das folgende Merkmale aufweist: Einen Nuklearkern, der Nuklear-

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brennstoff enthält; eine innere Wand, die den Nuklearkern umschließt und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger ist als der des Nuklearbrennstoffes; ein Druckgefäß, das die innere Viand umschließt und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger als der des Nuklearbrennstoffes ist, wobei das Druckgefäß und die innere Wand zwischen sich einen inneren Raum bilden; eine im allgemeinen kugelförmige äußere Abschirmung, die das Druckgefäß uiükapselt, wobei die äußere Abschirmung Einrichtungen umfaßt, die das Austreten von Strahlung durch diese äußere Abschirmung verhindert; ein im wesentlichen kugelförmiges Auffanggefäß, das die äußere Abschirmung umschließt sowie Einrichtungen zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffes, die in dem inneren Raum angeordnet sind; sowie Einrichtungen zum Auffangen der von dem Brennstoff abgegebenen Neutronen, wobei diese Einrichtungen in dem inneren Raum angeordnet sind.

Die Erfindung verwendet mehrere Pellets aus dichtem, hochschmelzendem Werkstoff, durch die der geschmolzene Brennstoff fließt, wobei diese Pellets die Vereinigung von geschmolzenem Brennstoff zu einer überkritischen Masse verhindern. Zusätzlich sind die Pellets aus einem Material mit hoch absorbierendem Querschnitt hergestellt, um von dem geschmolzenen Brennstoff abgegebene Neutronen zu absorbieren und dadurch das Kritischwerden zu unterdrücken. Die Pellets sind im wesentlichen kugelförmig, so daß die schließliche Orientierung des Kraftwerkes ohne Einfluß ist.

Modifikationen dieser Erfindung umfassen die Anwendung von Pellets niedriger Dichte, die angrenzend zu dem Druckgefäß angeordnet sind und durch ein Sieb aus Material mit hochliegendem Schmelzpunkt an Ort und Stelle gehalten werdon. Der geschmolzene Brennstoff wird von dem Sieb verteilt und wird von den l'ellets verteilt gehalten und verdünnt. Wie bereits vorher absorbieren die Pellets die von dem geschmolzener. Brennstoff abgegebenen Neutronen. Eine ander Modifikation dieser Erfindung verwendet zellartige Strukturen, durch die der

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geschmolzene Brennstoff fließt. Die zellenartige Struktur verteilt und trennt den geschmolzenen Brennstoff, um ein Überkritischwerden zu verhindern, und einige von diesen Zellen der Struktur sind mit einem Material mit hoch absorbierendem Querschnitt ausgekleidet, um von dem Brennstoff abgegebene Neutronen aufzufangen. Zusätzlich zum Verdünnen, Trennen und "Vergiften" von geschmolzenem Brennstoff liefern die erfindungsgemäßen Elemente auch eine Isolationsschicht, um die Effekte eines Aufschlagunfalles zu mildern. Die Erfindung trägt auch dazu bei, das Gewicht des Systems günstiger zu gestalten, indem als Einrichtung zur Unterdrückung des Kritischwerdens ein Glied verwendet wird, das dem weiteren Zweck dient, die Struktur biologisch abzuschirmen.

Die Erfindung wird nachfolgend anhand von Ausführungsbeispielen näher erläutert, die in den Zeichnungen dargestellt sind.

Es zeigt:

Fig. 1 eine schematische Darstellung eines beweglichen Kernreaktors, der das erfindungsgemäße Verdünnungssystem umfaßt;

Fig. 2 eine Querschnittsansicht eines Pellets, der in Fig. verwendet wird;

Fig. 3 eine Querschnittsansicht zur Darstellung einer Modifikation des in Fig. 2 dargestellten Pellets;

Fig. 4 eine Querschnittsansicht einer weiteren Modifikation des in Fig. 2 dargestellten Pellets;

Fig. 5 eine Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems;

Fig. 6 eine Querschnittsansicht eines in Fig. 5 dargestellten Pellets;

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Fig. 7 eine Querschnittsansicht einer Modifikation des in Fig. 6 dargestellten Pellets;

Fig. 8 eine Modifikation des im Reaktor der Fig. 5 verwendeten Pellets;

Fig. 9 eine weitere Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems;

Fig. 10 eine Querschnittsansicht längs der Linien X-X der Fig. 9;

Fig. 11 eine Modifikation der Struktur der Fig. 10;

Fig. 12 eine weitere Modifikation der in Fig. 10 dargestellten Struktur.

Fig. 13 eine noch andere Modifikation der in Fig. 10 wiedergegebenen Struktur;

Fig. 14 eine weitere Modifikation der in Fig. 10 dargestellten Struktur.

Fig. 1 ist eine schematische Querschnittsdarstellung eines Nuklearreaktors, der das erfindungsgemäße Verdünnungssystem umfaßt. Dieser Nuklearreaktor kann für mobile Zwecke verwendet werden. Er kann beispielsweise in einem Flugzeug, in einem Schiff oder in einem Schienenfahrzeug benutzt werden. Der Kernreaktor kann auch für Kernkraftwerke angewendet werden, die nahe dem Ozean angeordnet sind, oder er kann in solchen Gebieten benutzt werden, wo die Installation eines herkömmlichen Kernkraftwerkes wegen der Möglichkeit von seismischen Störungen wie Erdbeben oder Flutwellen sich verbietet. Obwohl die Erfindung auch bei herkömmlichen Kernreaktoreinrichtungen benutzt werden kann, ergibt sich eine optimale Anwendung in solchen Gebieten, wo die Orientierung des Reaktors nach dem Unfall unbekannt ist.

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Ein Reaktorkern 10 ist innerhalb eines Nuklearreaktordruckgefäßes 12 angeordnet. Obwohl der Kern 10 von irgendeiner Konfiguration sein kann, ist aus Gründen der Kompaktheit die günstigste Konfiguration eine solche, bei der das Verhältnis von Kernlänge zu Durchmesser ungefähr Eins ist. Das Druckgefäß 12 umgibt vollständig den Nuklearkern 10 und kapselt diesen ein. Ein Auffanggefäß 14 umgibt das Druckgefäß 12 und umschließt dieses. Innerhalb des Druckgefäßes 12 befindet sich eine innere Wand 16, die den Nuklearkern 10 einschließt. Eine äußere Abschirmung 18 umschließt das Druckgefäß 12 und befindet sich innerhalb des Auffanggefäßes 14. Es sei bemerkt, daß die Fig. 1 eine Querschnittsansicht längs irgendeiner Schnittlinie durch den Nuklearreaktor wiedergibt und daß der gesamte Nuklearreaktor im allgemeinen eine 4-Pi-Konfiguration besitzt (d. h. kugelförmig und in alle Richtungen abgeschirmt).

Zwischen der inneren Wand 16 und dem Druckgefäß 12 wird ein innerer Raum 20 gebildet. In diesen inneren Raum 20 werden Mittel zur primären Strahlenabschirmungsverdünnung des geschmolzenen Brennstoffes sowie Mittel zum Auffangen von Neutronen eingeführt, die von dem Brennstoff abgegeben werden, wobei diese Mittel in diesem Beispiel Pellets 22 darstellen. Diese Pellets 22 füllen den inneren Raum 20 vollständig aus. Die Pellets 22 sind dicht, d. h. die Dichte dieser Pellets 22 ist größer als die Dichte des Brennstoffes 11 des Kerns 10. Um ihre Wirksamkeit zur Strahlungsabschirmung pro Volumeneinheit zu erhöhen und damit die Gesamtgröße und das Gesamtgewicht des Kraftwerkes zu vermindern, besteht das Material 22 aus einer gleichförmigen Mischung von Kugeln unterschiedlicher Größe, wodurch deren Packungsanteil und damit die Dichte in diesem Bereich erhöht wird. Zusätzlich besitzen diese dichten Pellets 22 einen höheren Schmelzpunkt als der Kernbrennstoff 11. Eine dritte Eigenschaft dieser Pellets 22 ist die, daß sie aus einem Material hergestellt sind, das einen hohen Neutronenabsorptionsquerschnitt besitzt. Beispielsweise können die Pellets 22 aus Legierungen hergestellt sein, die Wolfram und Bor oder Wolfram und Gadolinium enthalten, obwohl auch andere Materialien, die die vorge-

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nannten Eigenschaften besitzen, angewendet werden können.

Fig. 2 illustriert einen dieser Pellets 22 und zeigt, daß er kugelförmig ist. Eine Modifikation ist als Pellet 22' in Fig. dargestellt. Dieser Pellet 22' ist aus dem gleichen Material aufgebaut, besitzt aber einen hohlen Innenraum 24. Fig. 4 zeigt eine weitere Modifikation des Pellets 22. Der Pellet 22", der dort dargestellt ist, besteht aus dem gleichen Material, jedoch ist ein Loch 26 durch diesen Pellet gebohrt, so daß geschmolzener Brennstoff 11 durch den Pellet 22" hindurchfließen kann. Irgendeiner dieser Pellet-Konfigurationen 20, 22", 22" kann erfindungsgemäß verwendet werden, solange wie die Dichte der Pellets 22, 22', 22" größer ist als die Dichte des Nuklearbrennstoffes 11 .

Die innere Wand 16 ist aus einem Material hergestellt, das einen niedrigeren Schmelzpunkt besitzt als der Nuklearbrennstoff Ein Beispiel für ein Material, das für die innere Wand 16 und für das Druckgefäß 12 verv/endet werden kann, ist rostfreier Stahl, der einen Schmelzpunkt von ungefähr 1375°C besitzt. Das Auffanggefäß 14 kann aus einem Material hergestellt werden, das einen Schmelzpunkt aufweist, der größer ist, als der des Kernbrennstoffes 11, wenn dies zusätzliche Sicherheitsanforderungen notwendig macht und das Material eine Dichte aufweist, die größer als die des Brennstoffes 11 ist. Dieses Auffanggefäß 14 muß in der Lage sein, einem Aufprall zu widerstehen, ohne daß die Struktureinheit verloren geht. Damit ist gemeint, daß bei einem starken Aufschlag sich das Auffanggefäß 14 deformiert, aber sich keinerlei Risse zum Äußeren öffnen. Diese Überlegungen führen zur Anwendung von Superlegierungen hoher Festigkeit mit hohem Schmelzpunkt. Ein Beispiel für ein Material, das zum Aufbau des Auffanggefäßes 14 verwendet v/erden kann, ist Tantal oder Stahl wie Iiaynes 188, obwohl auch andere Materialien verwendet werden können. Die äußere Abschirmung 18 verhindert in Verbindung mit den Pellets 22 das Austreten von Strahlung vom Nuklearkern IO zur Oberfläche des Auffanggefäßes 14 während des normalen Betriebes.

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Im Falle eines den Kern 10 zerstörenden Unfalles, was zu einem Einschmelzen des Nuklearbrennstoffes 11 führt, neigt der geschmolzene Kernbrennstoff 11 des Kerns 10 dazu, in Richtung der Schwerkraft zu fließen. Wie bereits erwähnt wurde, ist die Orientierung des Reaktors nach einem solchen Unfall nicht bekannt. Da jedoch im wesentlichen eine 4-Pi-Konfiguration vorliegt, sei zum Zwecke der vorliegenden Beschreibung angenommen, daß der geschmolzene Brennstoff zum Boden der Fig. 1 fließt.

Der geschmolzene Brennstoff 11 des Kerns 10 wird durch die innere Wand 16 durchschmelzen und in den inneren Raum 20 eintreten. Dort wird der Brennstoff 11 durch die in dem inneren Raum 20 befindlichen Pellets 22 zerteilt und verdünnt. Zusätzlich zur Zerteilung durch die Pellets 22 werden auch die Neutronen absorbiert, die von dem geschmolzenen Brennstoff 11 emittiert werden (im Verlauf dieser Beschreibung werden die Ausdrücke "Vergiftung" und "Auffangen von Neutronen" in gleicher Bedeutung verwendet). Diese Verteilung und "Vergiftung" des geschmolzenen Brennstoffes 11 verhindert eine überkritische Zusammenballung. Wenn der geschmolzene Brennstoff 11 das Fließen fortsetzt, wird er durch das Druckgefäß 12 und durch die äußere Abschirmung 18 hindurchschmelzen und sich angrenzend zum Auffanggefäß 14 sammeln, da das Auffanggefäß 14 einen höheren Schmelzpunkt besitzt. Die Pellets 22, die dichter sind, als der geschmolzene Brennstoff 11, werden zusammen mit dem Brennstoff 11 üurch das Druckgefäß 12 und die äußere Abschirmung 18 fließen. Die Pellets 22 werden sich auch angrenzend zum Auffanggefäß 14 sammeln und weiterhin den Kernbrennstoff 11 trennen, verdünnen und vergiften. Wie zu erkennen ist, verhindern die Pellets 22 dadurch, daß sich die Schmelze 11 zu einer überkritischen Anordnung vereinigt. Während des gesamten Durchdringungprozesses bewirken die Wärmekapazitäten und die unterschiedlichen strukturellen abschirmenden Materialien eine Beseitigung von Wärme von dem geschmolzenen Bronnstoff. Oa weiterhin die radioaktiven Fusionsprodukte sich zerstrahlen, wird die Wärmeentstehung in der überkritischen Ansammlung vermindert. Zu der Zeit also, zu der der Brennstoff das Auffanggefäß 14 erreicht, kann er

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durchaus bereits in der Form eines Schlammes mit niedrigerer Temperatur vorliegen, der nicht mehr geschmolzen ist. Wenn der Kernbrennstoff noch geschmolzen ist, ist ein äußeres Kühlen des Auffanggefäßes 14 erforderlich, um ein schließliches Durchschmelzen zu verhindern. Jedoch befänden sich die Pellets 22 und der Kernbrennstoff 11 weiterhin in unterkritischem Zustand, was zur Verminderung von wichtigen Sicherheitsproblemen führt.

Zusätzlich zur Lieferung einer Vergiftung- und Verdünnungsfunktion, wirken die Pellets 22 auch als Schockisolator. Im Falle eines Aufprallunfalles können die auf das Auffanggefäß 14 einwirkenden Kräfte eine Deformation des Auffanggefäßes 14 bewirken und die Kräfte werden zur äußeren Abschirmung 18 und zum Druckgefäß 12 weitergeleitet. Die von dem Druckgefäß 12 übertragenen Kräfte werden dann auf die Pellets 22 übertragen. Obwohl diese Pellets 22 dicht gepackt sind, verbleiben doch einige Hohlräume im inneren Raum 20. Die Aufschlagkräfte werden dann eine Kompression der Pellets 22 im inneren Raum 20 bewirken, und diese Kompression wird die meiste Kraft verbrauchen, bevor sie den Nuklearkern 10 erreicht. Auf diese Weise vermindern oder beseitigen die Pellets 22 die Notwendigkeit eines getrennten Einschlagschockisolationssystems, wodurch die Größe der erforderlichen Strahlungsabschirmung und das Gesamtgewicht, das zum Kernreaktor hinzugefügt wird, vermindert wird.

Fig. 5 illustriert schematisch eine Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems. Der Nuklearreaktorkern 10, der die Brennelemente 11 umfaßt, die innere Wand 16, den inneren Raum 20, das Druckgefäß 12, die äußere Abschirmung 18 und das Auffanggefäß 14 ist der gleiche, wie er bereits beschrieben wurde. Im inneren Raum 20 angrenzend zum Druckgefäß 12 ist eine innere Schicht 40 aus Teilchen 28 niedriger Dichte eingefügt. Diese Teilchen 28, die als Verdünnungs- und Neutronenauffangeinrichtungen dienen, besitzen eine Dichte, die geringer ist, als die des Brennstoffes 11. Diese Teilchen 28 dienen auch als primäre Neutronenabschirmung in einem Reaktor, der einen schweren Metallreflektor aufweist. Die Teilchen 28 können massive Pellets sein,

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wie in Fig. 6 gezeigt. Diese Pellets 28 können aus einem Material wie TiB₂ hergestellt sein.

Alternativ, wie in Fig. 7 gezeigt, können die Pellets 28' "doppelt gelagert" sein. Die "doppelt gelagerten" Pellets 28' besitzen eine äußere Schale 30 aus einem Material mit einer geringeren Dichte, als die des Brennstoffs 11 und einen Schmelzpunkt größer als der des Brennstoffs 11. Innerhalb der Schale ist ein zentraler Teil 32 eingefügt. Dieser zentrale Teil 32 besteht aus einem Material mit hohem Neutronenabsorbtionsquerschnitt und weist eine Dichte auf, die geringer ist als die des Brennstoffs 11, wie beispielsweise B,C, das mit Pyrographit beschichtet ist. Alternativ können die Teilchen 28 in der Form von Ringen 28" vorliegen, siehe Fig. 8.

In dem inneren Raum 2o ist ebenfalls ein Sieb 34 angeordnet. Dieses Sieb 34 wird benutzt, um den geschmolzenen Brennstoff 11 zu zerteilen und zu verdünnen und zu verhindern, daß die Teilchen 28, die eine geringere Dichte als der Brennstoff 11 besitzen, durch den geschmolzenen Brennstoff 11 zum Kern 10 fließen und damit nicht mehr das überkritischwerden unterdrücken. Das Sieb 34 besitzt Öffnungen 35, durch die der geschmolzene Brennstoff 11 hindurchfließen kann, jedoch sind diese öffnungen 35 kleiner als die Größe der Teilchen 28, so daß die Teilchen 28 nicht auf das Sieb 34 auffließen können.

Als ein Beispiel für die Materialart, die für die in Fig. 6 als massive Pellets 28 dargestellten Teilchen 28 benutzt werden kann, sei TiB- genannt. Wenn die Teilchen 28 doppelte Pellets 28" sind, wie es in Fig. 7 gezeigt sind, kann die äußere Schale 30 aus Pyrographit bestehen, während der zentrale Teil 3 2 aus Bor-Karbid bestehen kann. Wenn die Teilchen 28" Ringe sind, wie es in Fig. 8 dargestellt ist, die über das Sieb 34 passen, können diese Ringe 28" ebenfalls aus TiB₂ hergestellt sein. Das Sieb 34 kann beispielsweise aus Wolfram bestehen. Die Teilchen niedriger Dichte 28 wirken als thermische Isolierung und können als Primärneutronenabschirmung in einem Schwermetall-

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reflektorreaktor dienen.

Eine äußere Schicht 36 aus den gleichen Teilchen 28, aus denen die innere Schicht 40 besteht, wird in die äußere Abschirmung 18 angrenzend zum Auffanggefäß 14 eingeführt. Diese äußere Schicht 36 wird durch ein zweites Sieb 38 festgehalten, die angrenzend dazu liegt. Dieses Sieb 38 wird mit Hilfe von Befestigungseinrichtungen 40 an Ort und Stelle gehalten. Obwohl nur eine Teilchenschicht 36 und ein Sieb 38 als in der äußeren Abschirmung 18 angeordnet dargestellt sind/ können selbstverständlich auch mehrere derartige Schichten 36 und 38 in der äußeren Abschirmung 18 vorhanden sein. Diese Zwischenschichten werden radial von dem äußeren Sieb 38 ausgehend nach innen in alternierenden Schichten von Teilchen und Sieben angeordnet. Die Anzahl dieser Zwischenschichten hängt von den Wünschen des Konstrukteurs ab, möglicherweise auch von Gewichtsüberlegungen.

Im Falle eines Niederschmelzens des Kernes schmilzt der geschmolzene Brennstoff 11 durch die innere Wand 16 und fließt durch das innere Sieb 34. Das innere Sieb 34 trennt, verteilt und verdünnt den geschmolzenen Brennstoff 11, der durch das Sieb hindurchfließt. Der geschmolzene Brennstoff 11 tritt dann in die innere Schicht 40 aus Teilchen 28 ein. Diese Teilchen 28 verdünnen den geschmolzenen Brennstoff 11 weiter und vergiften zudem den Brennstoff 11 durch Auffangen der von dem Brennstoff 11 abgegebenen Neutronen. Die Teilchen 28 können nicht durch den geschmolzenen Brennstoff 11 in den Kern 10 fließen, weil die Öffnungen 35 in dem Sieb 34 kleiner sind, als die Größe der Teilchen 28. Wenn der geschmolzene Brennstoff 11 weiterfließt, fließt er durch das Druckgefäß 12 und in die äußere Abschirmung 18. Der Brennstoff wird dann zusätzlich durch das Sieb 38 und durch die äußere Schicht 36 aus Teilchen 28 geteilt. Das äußere Sieb 38 und die äußere Schicht 36 verhindern das Ansammeln einer überkritischen Masse, indem der geschmolzene Brennstoff 11 verdünnt und getrennt wird. Wie schon zuvor fangen die Teilchen 28 in Uer äußeren Schicht 36 die von dem geschmolzenen Brennstoff 11 abgegebenen Neutronen auf und dienen als ther-

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mische Isolation.

Wie auch die Pellets des in Fig. 1 dargestellten Systems liefern die Schichten 40 und 36 aus Teilchen 28 eine Schockisolation des Nukleakerns 10 gegenüber einem Einschlag auf das Auffanggefäß 14.

Fig. 9 illustriert schematisch eine weitere Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems. Der den Kernbrennstoff 11 enthaltende Nuklearkern 10, die innere Wand 16 und das Druckgefäß 12, die äußere Abschirmung 18 und das Auffanggefäß 14 sind ähnlich konstruiert wie in der Fig. 1. Bei dieser Modifikation werden Trenn- und Verdünnungseinrichtunger in der Form von zellartigen Strukturen 42 und 44 verwendet, die in den inneren Raum 20 eingeschoben werden. Eine innere zellartige Struktur 4 2 ist angrenzend zur inneren Wand 16 vorgesehen, während aine äußere zellartige Struktur 44 angrenzend zum Druckgefäß 12 angeordnet ist. Die innere Zellstruktur 42 und die äußere Zellstruktur 44 sind beide aus einem Material hergestellt, das einen Schmelzpunkt aufweist, der höher liegt als der des Brennstoffs 11 in dem Kern 10. Die einzelnen Zellen 46 der inneren Zellstruktur 42 und die einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 sind im allgemeinen vom Kern 10 radial nach außen ausgerichtet, während die inneren Zellen 46 entgegengesetzt zu den äußeren Zellen 48 ausgerichtet sind. Auf diese Weise wird irgendwelcher geschmolzener Brennstoff 11, der die Zellen 46 der inneren Zellstruktur 42 betritt, durch die innere Zellstruktur 42 hindurchtreten und in die Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 eindringen. Die Masse des Materials in den Zellen 46, 48 dienen ebenfalls als anfängliche Strahlenabschirmung.

Fig. 10 erläutert eine mögliche Konfiguration der äußeren Zellstruktur 44 und diese Konfiguration wäre ähnlich zu der der inneren Zellstruktur 42. Bei dieser Konfiguration sind die einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 hexagonal. Andere mögliche Konfigurationen für die einzelnen Zellen 48 sind: dreieckige Zellen 48a, Fig. 11; rechteckige Zellen 48b, Fig. 12;

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kreisförmige Zellen 48c, Fig. 13 oder oktagonale Zellen 48d, Fig. 14.

Die äußere Zellstruktur 44 unterscheidet sich von der inneren Zellstruktur 42 dadurch, daß die äußere Zellstruktur 44 Einrichtungen aufweist, um von dem Brennstoff 11 abgegebene Neutronen aufzufangen. Diese Neutronen auffangenden Einrichtungen sind Auskleidungen 50 (Fig. 10), die in die einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 4 4 eingeschoben sind. Diese Auskleidungen 50 sind aus einem Material hergestellt, das einen hohen neutronenabsorbierenden Querschnitt aufweist. Die Auskleidungen 50 sollten einen Schmelzpunkt aufweisen, der höher liegt, als der des Brennstoffs 11. Die Auskleidungen 50 können beispielsweise aus Legierungen von Bor wie TiB- hergestellt sein.

Zusätzlich zu den Zellstrukturen 44 und 42, die im inneren Raum 20 angeordnet sind, ist ein im wesentlichen kugelförmiger zellartiger äußerer Kollektor 52 angrenzend zum Auffanggefäß 14 angeordnet. Radial nach innen hinsichtlich des äußeren Kollektors 52 liegt ein im wesentlichen kugelförmiger zellartiger innerer Kollektor 54. Der äußere Kollektor 52 und der innere Kollektor 54 können irgendeine der Konfigurationen der inneren Zellstruktur 42 oder der äußeren Zellstruktur 44 annehmen. Die einzelnen Zellen 56 des Mußeren Kollektors 52 sowie die einzelnen Zellen 58 des inneren Kollektors 54 sind im wesentlichen radial vom Kern 10 nach außen gerichtet, während die Zellen 56 und 58 im wesentlichen entgegengesetzt zueinander liegen. Die einzelnen Zellen 56 in dem äußeren Sammler 52 besitzen Auskleidungen 57 ähnlich zu denen in der äußeren Zellstruktur 44.

Sowohl der äußere Kollektor 52 als auch der innere Kollektor 54 sind aus einem Material hergestellt, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs 11, während die Auskleidungen 57 der einzelnen Zellen 56 einen Schmelzpunkt besitzen, der größer ist, als der des Brennstoffes 11. Ein Beispiel der Materialart, die verwendet werden kann, um die Zellstrukturen

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42 und 44 sowie die Kollektoren 52 und 54 herzustellen, ist Wolfram.

Im Falle eines Einschmelzens des Kerns 10 schmilzt der geschmolzene Brennstoff 11 durch die innere Wand 16 und tritt in die innere Zellstruktur 42 ein. Hier wird der Kernbrennstoff verdünnt und verteilt in die verschiedenen Zellen 46 und läuft durch diese zu den einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44. Zusätzlich zu der weiteren Verdünnung wird der geschmolzene Brennstoff 11 in der äußeren Zellstruktur 44 durch die neutronenauffangenden Auskleidungen 5o der einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 vergiftet. Wenn der geschmolzene Brennstoff 11 weiterfließt, wird er durch das Druckgefäß 12 und durch die äußere Abschirmung 18 hindurchschmelzen und dann von dem inneren Kollektor 54 getrennt und verdünnt. Während der geschmolzene Brennstoff 11 durch die einzelnen Zellen 48 des inneren Sammlers 54 und zu den einzelnen Zellen 56 des äußeren Sammlers 52 fließt, wird er weiter verdünnt und durch die Auskleidungen 57 der Zellen 56 in dem äußeren Sammler 52 vergiftet.

Zusätzlich zum Verdünnen und Vergiften des geschmolzenen Brennstoffes 11 arbeiten die Zellstrukturen 42, 44, 52 und 54 als Schockabsorbierer. Wenn ein Einschlagunfall das Auffanggefäß 14 deformiert, können der äußere Kollektor 52 und der innere Kollektor 54 diese Kräfte dadurch absorbieren, daß sie komprimiert werden. Irgendwelche verbleibenden Kräfte, die durch die äußere Abschirmung 18 und das Druckgefäß 12 übertragen werden, werden weiter verringert durch das Zusammendrücken der äußeren Zellstr'ktur 44 und der inneren Zellstruktur 42. Auf diese Weise wird der Kern 10 gegenüber Einschlagkräften geschützt und ein getrenntes Isolationssystem kann evtl. entbehrlich werden.

Es ist somit zu erkennen, daß die Erfindung ein neues und verbessertes Verdünnungssystem für Kernkraftwerke liefert, daß eine Verdünnung und eine Vergiftung von geschmolzenem Brennstoff bewirkt und die Ansammlung von einer überkritischen Masse

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nach einem Unfall verhindert wird, wobei wesentliche Hindernisse für die Anwendung von beweglichen Kernkraftwerken beseitigt werden.

Patentansprüche :

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Claims (19)

Patentansprüche ;

1. Verdünnungssystem für Nuklearkraftwerke mit einem einen Kernbrennstoff enthaltenen Nuklearkern, gekennzeichnet durch eine innere Wand (16), die den Nuklearkern (10) umschließt und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger ist, als der des Nuklearbrennstoffes (11), durch ein Druckgefäß (12), das die innere Wand (16) umschließt und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger liegt als der des Nuklearbrennstoffs (11), wobei das Druckgefäß (12) und die innere Wand (16) zwischen sich einen inneren Raum (20) bilden, durch eine im wesentlichen kugelförmige äußere Abschirmung (18), die das Druckgefäß (12) umschließt, wobei die äußere Abschirmung (18) Einrichtungen umfaßt, die das Hindurchtreten von Strahlung durch die äußere Abschirmung (14) verhindern, durch ein im wesentlichen kugelförmiges Auffanggefäß (14), das die äußere Abschirmung (18) umschließt und durch Einrichtung (22) zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffs (11), die in dem inneren Raum (20) angeordnet sind, und durch in dem inneren Raum (20) angeordneten Einrichtungen (22) zum Auffangen von vom Brennstoff (11) abgegebenen Neutronen.

2. Verdünnungssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen (22) zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffs (11) aus mehreren Pellets bestehen, die aus einem Material hergestellt sind, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11), wobei die Pellets (22) eine Dichte aufweisen, die größer ist, als die Dichte des nuklearen Brennstoffs (11).

3. Verdünnungssystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen zum Auffangen von Neutronen, die von dem Brennstoff (11) abgegeben werden, Pellets (22) umfassen, die aus einem Material bestehen, das einen hohen Neutronenabsorbtionsquerschnitt aufweist.

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4. Verdünnungssystem nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets (22) im wesentlichen den inneren Raum (20) anfüllen.

5. Verdünnungssystem nach Anspruch 2, 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets (22) eine Legierung umfassen, die aus Bor, Wolfram und/oder Gadolinium besteht.

6. Verdünnungssystem nach Anspruch 2, 3 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets (22) Kugelform auf v/eisen.

7. Verdünnungssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffs (11) ein inneres Sieb (34) umfassen, das angrenzend zur inneren Wand (16) liegt, wobei das innere Sieb (34) aus einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11).

8. Verdünnungssystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß Einrichtungen zum Auffangen von Neutronen aus einer inneren Schicht (40) aus niedrig dichten Teilchen (28) besteht, wobei die innere Schicht (40) angrenzend zu dem Druckgefäß (12) angeordnet ist, wobei die Teilchen (28) niedriger Dichte aus einem Material bestehen, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Nuklearbrennstoffs (11) und die Teilchen (28) eine Dichte aufweisen, die geringer ist als die Dichte des Brennstoffs (11).

9. Verdünnungssystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen (28) zum Auffangen der Neutronen Pellets umfassen.

10. Verdünnungssystem nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets aus einer Schale (30) aus einem Material mit einem höheren Schmelzpunkt als der des Brennstoffs

(11) bestehen, daß die Schale (30) eine Dichte aufweist, die niedriger ist, als die Dichte des Brennstoffs (11),

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und daß die Pellets einen Zentralteil (32) besitzen, der innerhalb der Schale (30) angeordnet ist und aus einem Material mit hohem Neutronenabsorbtionsquerschnitt besteht, daß der Zentralteil (32) eine Dichte aufweist, die geringer ist, als die Dichte des Brennstoffs (11), daß die öffnungen

(35) in dem inneren Sieb (34) eine Größe aufweisen, die kleiner ist als die Größe der Pellets (28), wodurch die Pellets (28) in der inneren Schicht (40) daran gehindert werden, durch das innere Sieb (34) sich zu bewegen.

11. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der zentrale Teil (32) des Pellets (28) aus Bor-Karbid besteht.

12. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Schale (30) Pyrographit umfaßt.

13. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die äußere Abschirmung aus folgenden Bauelementen besteht: einer im wesentlichen kugelförmigen äußeren Schicht

(36) aus Pellets (28) angrenzend zum Auffanggefäß (14), und einem im wesentlichen kugelförmigen äußeren Sieb (38), das an dem Auffanggefäß (14) angekoppelt ist und radial innerhalb der äußeren Schicht (36) von Pellets (28) liegt, wobei das äußere Sieb (38) öffnungen aufweist, deren Größe kleiner ist als die Größe der Pellets (28), und das äußere Sieb (38) aus einem Material mit einem Schmelzpunkt besteht, der höher liegt, als der Schmelzpunkt des Nuklearbrennstoffs (11) .

14. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets (28) im wesentlichen den inneren Raum

(36) ausfüllen.

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15. Verdünnungssystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß das Sieb (34) Wolfram umfaßt.

16. Verdünnungssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Verdünnungseinrichtungen für den geschmolzenen Brennstoff (11) folgende Bauelemente umfassen: eine innere Zellstruktur (42), die angrenzend zur inneren Wand (16) angeordnet ist und aus einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der Schmelzpunkt des Brennstoffs (11), und einer äußeren Zellstruktur (44),die angrenzend zum Druckgefäß (14) liegt und aus einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11), wobei innere und äußere Zellstruktur (42, 44) in der Weise zueinander ausgerichtet sind, daß eine Zelle (46, 56) der einen Struktur (42, 44) im wesentlichen entgegengesetzt zu einer Zelle (56, 46) der anderen Struktur (44, 42) liegt, wobei innere und äußere Zellstrukturen (42, 44) im wesentlichen in radialer Richtung von dem Kern (10) ausgerichtet sind.

17. Verdünnungssystem nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen zum Auffangen von vom Brennstoff

(11) emittierten Neutronen die Zellen (48) der äußeren Zellstruktur (44) umfassen, mit Auskleidungen (50), die darin angeordnet sind, wobei die Auskleidungen (5o) aus einem Material mit hohem Neutronenabsorbtionsquerschnitt bestehen und die Auskleidungen(5o) einen Schmelzpunkt aufweisen, der höher liegt, als der Schmelzpunkt des Brennstoffs (11).

18. Verdünnungssystem nach Anspruch 17, dadurch gekennzeichnet, daß die Auskleidungen (50) der Zellen (48) der äußeren Zellstruktur (44) eine Legierung einschließlich Bor umfassen.

19. Verdünnungssystem nach Anspruch 18, dadurch gekennzeichnet, daß die äußere Abschirmung folgende Bauelemente umfaßt:

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einen im wesentlichen kugelförmigen, zellartigen äußeren Kollektor (52), der angrenzend zu dem Auffanggefäß (14) angeordnet ist und Zellen (56) besitzt, die eine Auskleidung (57) in sich besitzen, die aus einem Material mit großem Neutronenabsorbtionsquerschnitt besteht, wobei das Material der Auskleidungen (57) einen Schmelzpunkt besitzt, der höher liegt als der Schmelzpunkt des Brennstoffs (11); und einen im wesentlichen kugelförmigen zellartigen inneren Kollektor (54), der radial nach innen und angrenzend zu dem äußeren Kollektor (52) angeordnet ist und aus einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11), wobei die Zellen des inneren Kollektors (54) und die Zellen des äußeren Kollektors (52) in der Weise zueinander ausgerichtet sind, daß eine Zelle des einen Kollektors im wesentlichen entgegengesetzt liegt zu einer Zelle des äußeren Kollektors, wobei innerer und äußerer Kollektor in im wesentlichen radialer Richtung von dem Kern aus ausgerichtet sind.

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