DE2819734A1

DE2819734A1 - Kernreaktor

Info

Publication number: DE2819734A1
Application number: DE19782819734
Authority: DE
Inventors: Alvin Prof Radkowsky
Original assignee: Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH
Current assignee: Forschungszentrum Karlsruhe GmbH
Priority date: 1978-05-05
Filing date: 1978-05-05
Publication date: 1979-12-13
Also published as: FR2425127B1; DE2819734C2; JPS5510591A; GB2022908B; JPS6231316B2; IT1118620B; US4678619A; FR2425127A1; GB2022908A; IT7967940A0

Description

Kernforschungszentrum Karlsruhe GmbH Karlsruhe, den 18.4. 1978 PLA 7821 Ga/wk

Kernreaktor

909850/0013

Beschreibung:

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor zur Erzeugung von Energie mit Brutzonen und Spaltzonen, der mit unter Druck stehendem Wasser gekühlt wird und dessen Spaltzonen Spaltmaterial aus Plutonium und Uran enthalten.

Aus der US-PS 3. 154. 471 ist ein Druckwasserreaktor nach dem Spaltzonen-Brutzonen-Konzept bekannt, der unterkritische Brutzonen mit Brutmaterial und Spaltzonen mit hoher Konzentration an Spaltmaterial enthält. Als Spaltmaterial wird eines der Elemente U-235, U-233, Pu-239, Pu-241 oder eine Kombination von mit thermischen Neutronen spaltbaren Isotopen benutzt. In der Brutzone ist U-238 oder Th-232 als Brutmaterial mit einem Atomverhältnis von spaltbaren zu brütbaren Isotopen kleiner als das von natürlichem Uran enthalten.

Die Erzielung einer Brutrate größer 1 beim thermischen Brüten unter Benutzung von Plutonium, wie es aus Leichtwasser-Reaktoren anfällt, erschien allerdings der Fachwelt als nicht verifizierbar, da einerseits die Zahl der Spaltneutronen pro im Spaltmaterial absorbierten Neutronen (eta-Wert /7 ) für Plutonium-239 nicht ausreichend hoch und andererseits das dabei gleichzeitig auftretende Plutonium-240 als Neutronengift bekannt war. Das Plutonium aus Leichtwasserreaktoren galt deshalb lediglich in schnellen Brütern als mit gutem Ausnutzungsgrad verwendbar.

Das Brüten in thermischen Reaktoren erschien weiterhin nur möglich im Thorium-Zyklus. Dies wurde aus den eta-Werten der allgemein gebräuchlichen Spaltmaterialien bei 0. 025 eV geschlossen, die für U-233, U-235 und Pu-239 2. 3, 2. 077 und 2.109 betragen. Da der eta-Wert weit über zwei liegen sollte, um ein Brüten zu gestatten, wurde der erreichbare Spielraum bei U-235 und Pu-239 für zu gering erachtet.

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Um so überraschender war daher die Erkenntnis, daß bei einem Kernreaktor der eingangs genannten Art eine Brutrate größer 1 erzeugt wird, wenn erfindungsgemäß den Brutzonen Spaltmaterial zugesetzt wird und die Spaltzonen eine Plutonium-Zusammensetzung aufweisen, wie sie aus Leichtwasserkraftwerksreaktoren nach normaler Standzeit anfällt, und wenn die Geometrie der Brennelemente von Brut- und Spaltzonen zum Kühlmittel Wasser derart ausgewäht wird, daß ein epithermisches Neutronenspektrum entsteht. Unter normaler Standzeit-werdenz.B. 35000 MWD/to(Megawatt-Tage/to) verstanden.

Weiterbildungen der Erfindung sehen vor, daß die Spaltzonen Plutonium im Gewichtsprozentbereich von 14 bis $ und die Brutzonen im Gewichtsprozentbereich von 2 bis 6 enthalten.

Die Erfindung wird im folgenden anhand von Ausführungsbeispielen mittels der Tabellen 1 bis 7 und der Figuren la, Ib und 2 bis ?näher erläutert, wobei im Prinzip die technische Konzeption des aus der US-PS 3. 154.471 bekannten Druckwasserreaktors vorausgesetzt und durch Bewegung von Brennstoff getrimmt und geregelt wird.

Selbst in thermischen Reaktoren liegt ein großer Teil der Neutronen, die Spaltprozesse verursachen, im epithermischen Energiebereich. In Fig. la und b ist für verschiedene Isotope eta über der Neutronenenergie aufgetragen. Wie ersichtlich ist, weisen U-235 und Pu-239 sehr ausgeprägte Senken im eta-Wert gerade oberhalb des thermischen Bereichs auf. In der Tabelle 1 ist der eta-Wert für 0. 025 eV sowie der im thermischen und epithermischen Spektrum für U-233, U-235, Pu-239 und Pu-241 angegeben.

Tabelle 1:

η (0. 025 eV

η (typischer PWR therm. Spektrum)

η .(typischer PWR epitherm. Spektrum) 2. 16 ^L ep ι

Aus Fig. la sind extrem scharfe Senken für den eta-Wert sowohl für U-235 als auch Pu-239 im epithermischen Energiebereich ersichtlich.

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U-233	30	U-235	07	Pu-239	11	Pu-241	15
2.	27	2.	06	2.	84	2.	17
2.	.16	2.	67	1.	88	2.	49
)2	1.	1.	2.

Material, das für Brüter nutzbar gemacht werden könnte, ist aus Leichtwasser-Kraftwerksreaktoren erhältlich. Solches Material hat beispielsweise eine Plutoniumisotopenzusammensetzung von 55, 23 % Pu-239, 22, 10 % Pu-240, 17, 68 % Pu-241 und 4, 97 % Pu-242. Da der Spaltquerschnitt für Pu-241 größer ist als der von Pu-239, erfolgt ein großer Teil der Spaltprozesse in Pu-241. Aus der Tabelle 1 und der Figur ist ersichtlich, daß das eta für Pu-241 mit dem von U-233 gut vergleichbar ist.

Außerdem weist ein U/Pu-System eine Reihe von Vorteilen gegenüber einem Thorium-System in Bezug auf das Brüten auf. So ist der Schnellspaltung seffekt über 5 mal so groß in U-238 als in Thorium. Es ist somit nicht allzu schwierig, einen Schnellspaltungseffekt von 1.10 in einer dichten Urangitterstruktur zu erhalten. Dies bedeutet, daß für ein eta von ungefähr 2. 1 die effektive Anzahl der pro gespaltenem Plutoniumkern freigegebenen Neutronen sich von 2. 1 auf 2. 31 erhöht und die Anzahl der Neutronen, welche für das Brüten ausnützbar sind, von 0. 1 auf 0. 31 ansteigt. Zur letzteren Zahl müssen 0. 05 Einfänge im U-238 hinzugezählt werden. Weiterhin bewirkt U-238 über 20 % aller Spaltprozesse im Core bei einem Schnellspaltungseffekt von 1.10.

Der totale Absorptionswirkungsquerschnitt der Plutoniumspaltisotope im epithermischen Bereich ist mehr als doppelt so groß wie der von U-233,

darum ist die Absorption im Struktur mate rial weniger relevant.

Das Pu-239 wird relativ schnell aus U-238 gebildet, welches ein Neutron absorbiert hat, während beim Thorium der Protaktiniumübergang mit 27.4 Tagen Halbwertszeit besteht. Das Protaktinium hat einen relativ hohen Wirkungsquerschnitt. Jede Absorption durch Protaktinium ist ein doppelter Verlust nämlich der des absorbierten Neutrons und der des dadurch nicht gebildeten U-233 Kerns.

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Die Spaltung von Pu-240 ist bedeutend, da der Spaltwirkungsquerschnitt von Pu-240 6 mal größer ist als der für U-238. Außerdem besitzt Pu-240 einen merkbaren Spaltwirkungsquerschnitt in der nicht aufgelösten Resonanzenergiegruppe, Gruppe 2, in der der Fluß viel größer ist als in der schnellen Gruppe, Gruppe 1. (Gruppe 1, 2, 3 und 4 mit den Energiebereichen 10 bis 0, 821 MeV, 821 bis 5, 53 keV, 5530 eV bis 0, 625 eV und 0, 625 eV bis O eV- )

Diese Überlegungen haben erfindungsgemäß dazu geführt, daß bei einem bedeutenden Anteil von Pu-240 und Pu-241 in einem Plutoniumspaltstoff es möglich ist zu brüten und zwar in einem Leichtwasser-U-Pu-System genauso leicht wie mit U-233 in einem U-Th-System. Bei einem Kernreaktor des eingangs angeführten Typs werden höhere Anfangskonvers ionsraten (ICR) gefunden. Eine Erläuterung geben die Tabellen 2 und 3 sowie die Figuren 2, 3 und 4 im folgenden:

Tabelle 2

	Spaltzone	Brutzone
	0. 5	0. 3
% Pu	12	2

ICR (für K_eff = 1) = 1.12

Tabelle 3

	Spaltzone	Brutzone
^VM ^VF	0. 5	0. 3
% Pu	8	4

ICR -'für Ke_ff = 1) = 1. 10

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Die Tabelle 2 gibt einen ICR von 1. 12 für die gleiche Konstruktion und Lelstungsvertellung wie bei einem Reaktor Im U-Th-Zyklus (LWBR) wieder. Die Plutoniumprozentwerte liegen bei 12 In der Spaltzone und bei 2 in der Brutzone. Aus der Tabelle 3 Ist für einen 8%igen Anteil von Plutonium In der Spaltzone und 4 % In der Brutzone der ICR azf 1. 10 zurückgegangen. Hierbei wurden in beiden Fällen die Werte 0. 5 für die Spaltzone und 0. 3 für die Brutzone für das Verhältnis des Volumens des Moderatros V zu dem des Brenn-

stoffes V angenommen. K Ist In beiden Fällen gleich 1. Die Lelstungs-F eil

produktion In der Brutzone liegt im zweiten Fall höher.

In den Figuren 2 und 3 sind weitere ICR- bzw. K ..-Werte für andere

eff

Zusammensetzungen, z.B. einer Spaltzonenanrelcherung von 8, 10, 12 und 14 % und für eine Brutzonenanreicherung von 2, 4 und 6 %,angegeben.

Das Volumenverhältnis von Brut- zu Spaltzone beträgt 1.96. Aus den Figuren 2 und 3 Ist zu ersehen, daß jedes Prozent Wachstum von K .-

mit einer 2 %lgen Abnahme des ICR zusammenhängt.

In Figur 4 Ist der Wert für K über den Abbrand (Vollasttage) aufgetragen.

6XX

D le Spaltzone 1st mit 12 % bei einem V /V von 0. 5 und die Brutzone mit

M. F

2 % bei einem V /V von 0. 3 angereichert. DleRadien für die Spalt- bzw. M F

Brutzonen betragen 13.90 bzw. 22.90 cm. Die mittlere Leistungsdichte liegt bei 100 W/cm . Der IC
dem Radius der Spaltzonen.

liegt bei 100 W/cm . Der ICR-Wert Ist relativ unempfindlich gegenüber

Die Figuren 5 und 6 geben die anfängliche Lelstungsvertellung'und die Flußvertellung'über den Radius (cm) am Spalt- und Brutzonenübergang wieder:

Spaltzone mit 12 % Pu, V₁₁ Jv^ = 0. 5; Brutzone 2 % Pu, V. 7v„ = 0. 3.

M. F .M. χ

Optimiert wird durch Verbesserung der Leistungsverteilung. Die Tabellen 4 bis 6 zeigen die anfänglichen Absorptlons(ABS)- und Spalt(FISS)-raten in der Spalt- und Brutzone. Im Falle der Tabelle 4 liegt der Brennstoffradius bei 0.411 cm; die Dicke der Zirkonlum-Metallhülle beträgt 0. 60 mm.

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Tabelle	4:	Spaltzone	Wasser	Brutzone	Sp alt s toff	met. Abschirmung	Wasser
Gruppe	Spaltstoff	met. Abschirmung	8.90-2	8. 19	0.116	5. 912
1	9. 73	0.102	1.07-4	16.82	0.267	1.05-4
2	16.96	0. 170	7.55-2	60.73	1.84	0. 113
3	65. 54	1.03	1.76-2	11.78	2.67-2	5. 55-2
4	6.27	4.56-3	0. 182	97. 52	2.25	0.228
Total	98. 51	1. 31

K) CJD

Tabelle 5

to

co

00

cn ι

ο»

"JS

■ν?

171

Gruppe	Fluß	^{238 U}ABS	^{238 U}FISS	^{239 PU}ABS	^{240 PU}ABS	^{240 PU}FISS	^{241 PU}ABS
1	11.869	6.996-2	6.127-2	4.88^-3	1.781-3	1.664-3	1.444-3
2	34.453	1.430-1	1.817-4	1.505-2	2.210-3	6.618-4	7.915-3
3	17.300	3.488-1	0	1. 108-1	6.880-2	1.474-5	6.309-2
4	0.4287	6.068-3	0	8.538-2	7.248-3	1.176-6	1.905-2
	SUMME	5.678-1	6.145-2	2. 161	8.004-2	2.342-3	9.150-2

	Tabelle	6	223-2	4.	626-2	2.	508-2	9.	131-3	8.	553-3	7.	403-3
1	11.376	5.	574-2	1.	051-4 ι	5	631-2	8,	330-3	2.	625-3	2.	926-2
2	24.263	7	.782-1		0	2	.318-1	6.	175-2	1.	146-5	1.	609-1
3	10. 075	1	.411-4		0	4	.674-2	5.	254-3	8	541-7	1.	014-2
4	0. 07434	5	.067-1	4	.636-2	3	.599-1	8	.446-2	1	.119-2	2.	077-1
	SU M M Ii:	3

N? OO

CO co

ΑΌ

Die Figur 7 gibt die ICR als Funktion des Abbrandes an. In einem Fall wurde durch Änderung der Geometrie K=I gehalten. Dabei bleibt der ICR-Wert für den gesamten Abbrand über eins, sogar bis zu 500 Vollasttagen. Dies wurde extrapoliert.

In Figur 7ist aufgezeigt, daß nach 250 Vollasttagen die Überschußreaktivität aufgebraucht ist, was aber verhindert werden kann, wenn der Radius der Spaltzcnen etwas vergrößert wird. Dies würde den ICR-Wert nicht beeinflussen.

Es ist klar, daß Pu-239 sich nachteilig auf den Bruteffekt auswirkt. Der ICR-Wert wächst allerdings mit Zunahme des prozentualen Anteils von Pu-240 und Pu-241 und damit auch die Reaktivität. Bei Vorliegen von reinem Pu-240 / Pu-241-Spaltstoff könnte ein ICR-Wert von über 1. 30 erhalten werden. Dies hätte folgende Vorteile: Der Anteil des U-238 in der Spaltzone wird verringert, das Sp alt stoff Inventar wird reduziert, der Wassergehalt der Spaltzone kann vergrößert werden, was die Kühlung erleichtert.und der Abbrand wird erhöht.

Ein wichtiger Parameter des Kernreaktors ist der Blasenkoeffizient (VOID-Koeffizient). Berechnungen haben gezeigt, daß für einen Leichtwasser-Uran-Plutonium-Brüter der Blasenkoeffizient stark negativ ist (z.B. -—^— = -0. 048 mit (ö gleich der Dichte des Wasser in der Spaltzone;. Der Wert ist aus der Tabelle 7 abgeleitet.

Tabelle 7:	9w	Was s er verlust)	1.	034
	0.0		1.	029
	0.4 (1Of₀		1.	02
	0. 5		0.	925
	1.0

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Claims

Patentansprüche:

1.) Kernreaktor zur Erzeugung von Energie und Brutzonen und Spaltzonen, der mit unter Druck stehendem Wasser gekühlt wird und dessen Spalt— zonen Spaltmaterial aus Plutonium und Uran enthalten, dadurch gekennzeichnet, daß den Brutzonen Spaltmaterial zugesetzt ist und die Spaltzonen eine Plutonium-Zusammensetzung aufweisen, wie sie aus Leichtwasserkraftwerksreaktoren nach normaler Standzeit anfällt, und daß
die Geometrie der Brennelemente von Brut- und Spaltzonen zum
Kühlmittel Wasser derart ausgewählt ist, daß ein epithermisches Neu-• tronenspektrum entsteht.

2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Spaltzonen Plutonium im Gewichtsprozentbereich von 14 bis 8 und die
Brutzonen im Gewichtsprozentbereich von 2 bis 6 enthalten.

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