DE963090C - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
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- DE963090C DE963090C DEW16667A DEW0016667A DE963090C DE 963090 C DE963090 C DE 963090C DE W16667 A DEW16667 A DE W16667A DE W0016667 A DEW0016667 A DE W0016667A DE 963090 C DE963090 C DE 963090C
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
AUSGEGEBEN AM 2. MAI 1957
W16667 VIII c 12ig
Dr. Karl Wirtz, Göttingen
ist als Erfinder genannt worden
Dr. Karl Wirtz, Göttingen
Kernreaktor
Für Kernreaktoren verwendet man häufig als Moderatormaterial Graphit. Es ist bereits "bekannt,
für den gleichen Zweck auch andere Stoffe, z. B. Beryllium, zu verwenden. In diesem Falle ist man
jedoch bisher nicht zu der Ausbildung von Kernreaktoren gelangt, die praktisch verwertet werden
konnten. Die zur Zeit üblichen, mit Graphit moderierten Kernreaktoren erfordern verhältnismäßig
große Mengen an Graphit, bezogen auf die verwendete Menge an Birennsubstanz (z.B. Uran), so
daß man zu relativ großen Dimensionen des Reaktors gelangt. Bei der Verwendung von Graphit,
spielt das Problem der Kühlung eine sehr wesentliche Rolle. Es ist üblich, die Kühlung in unmittelbarer
Umgebung der Brennsubstanz vorzunehmen,' z. B. indem man die Uranstäbe mit Kühlmänteln
umgibt.
Es wurde nun gefunden, daß eine ganze Reihe wesentlicher Vorteile erzielt werden kann, wenn
man bei Verwendung von Beryllium als Moderatormaterial die Kühlung erfindungsgemäß räumlich
getrennt von der Brennsubstanz innerhalb des Moderators anordnet. Dabei können in dem im
wesentlichen aus Beryllium bestehenden Teil des Kernreaktors Kühlkanäle angeordnet werden, die
von einem gasförmigen oder flüssigen Kühlmedium durchflossen werden. Hierbei ist es möglich, die
Kühlkanäle weitgehend unabhängig von der Anordnung der Brennsubstanz zu führen. Zweckmäßig
werden die Kühlkanäle abweichend von der Lage und/oder der Richtung· der Aussparungen, in denen
sich die Brennsubstanz befindet, angeordnet. Es gelingt nur auf diese Weise, die Kühlung weitgehend
den wärmetechnischen. Forderungen anzupassen.
Es hat sich wider Erwarten gezeigt, daß es bei Verwendung von Beryllium als Moderatormaterial
ohne besondere Schwierigkeiten möglich ist, zwischen der Brennsubstanz und dem Moderator einen
metallischen Kontakt und damit einen guten Wärmeübergang herzustellen und zugleich jedes
Eindringen der Radioaktivität der Spaltprodukte in das Kühlmedium zu verhindern.
Bei einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung wird das Beryllium als Moderatormaterial
in der bei Graphitmoderatoren bekannten Weise in Form von einzelnen aneinandergefügten Stücken,
Blöcken od. dgl. verwendet. Dabei dient das Beryllium gleichzeitig auch als Bauelement des Reaktors.
Es hat sich gezeigt, daß zwischen den einzelnen Formstücken aus Beryllium eine völlig ausreichende
feste und dichte Verbindung erzielt werden kann. Dies ist z. B. möglich durch maßgerechte Fugung,
vorteilhaft jedoch, indem einzelne Bauelemente miteinander verschweißt oder durch Löten verbunden
werden. Das Schweißen erfolgt zweckmäßig in inerter Atmosphäre oder im Vakuum. Beim Löten
verwendet man vorteilhaft Lötmaterial geringeren Einfangquerschnittes für thermische Neutronen,
as Die Größe der einzelnen Bauelemente aus Beryllium
kann innerhalb weiter Grenzen schwanken. So ist es z. B. möglich, Berylliumblöcke zwischen io
und ι oo kg zu verwenden.
Der metallische Wärmekontakt zwischen der Brennsubstanz, z. B. dem Uran, und dem Berylliummoderator
kann durch mechanisches Zusammenpressen, Aufschrumpfen oder durch Gießen der verflüssigten Brennsubstanz in entsprechende Aussparungen
im Beryllium erzielt werden. Bei einer vorteilhaften Ausführungsform der Erfindung verwendet
man zwischen der Brennsubstanz und dem Moderatormaterial einen metallischen Kontaktstoff.
Als geeignet haben sich hierzu Metalle oder Legierungen erwiesen, die sich mit dem Moderatormaterial
nicht oder nur wenig legieren, insbesondere Natrium, Kalium, Blei, Wismut oder deren
Legierungen. Gute Ergebnisse liefern Natrium-Kalium-Legierungen.
Der Kernreaktor gemäß der Erfindung gestattet ein einfaches und gefahrloses Auswechseln der
Brennsubstanz. Zu diesem Zweck werden vorteilhaft einzelne Bauelemente aus Beryllium gemeinsam
mit den in ihnen enthaltenen Formstücken der Brennsubstanz ausgewechselt. Die Vergiftung der
Wände in den Aussparungen der Berylliumformstücke, in denen sich die Brennsubstanz befindet,
geht im allgemeinen bei Verwendung von Uran nicht tiefer als 1 mm. Es ist deshalb im allgemeinen
nicht erforderlich, die Brennsubstanz mit einem besonderen Schutzmetall (»Canning«) zu umgeben.
Nach dem Auswechseln der einzelnen Berylliumformstücke mit der Brennsubstanz kann man die
starke anfängliche Radioaktivität abklingen lassen, um dann die Brennsubstanz aus dem Berylliumformstück
zu entfernen. Um dies in einfacher Weise durchführen zu können, können die einzelnen
Berylliumformstücke aus zwei Teilen zusammengefügt sein, die miteinander verlötet sind und sich
verhältnismäßig leicht voneinander trennen lassen. Auch ist es selbstverständlich möglich, in einem
einzigen, z. B. stabförmigen Berylliumblock mehrere Formstücke der Brennsubstanz unterzubringen.
Dabei hat es sich als zweckmäßig erwiesen, die Brennsubstanz in Formstücken von geringer
spezifischer Oberfläche, z. B. als Kugeln oder Zylinder von einer mit dem Durchmesser vergleichbaren
Höhe zu verwenden, wobei diese Formstücke durch dazwischengelagerte Teile aus Beryllium
voneinander getrennt sind. Die Formstücke der Brennsubstanz können hierbei im Reaktor in
bekannter Weise nach Art eines räumlichen Punktgitters angeordnet sein, wobei jedoch ihre Auswechslung
in einer Richtung, die bei üblichen Reaktorkonstruktionen die Verwendung der Brennsubstanz
in Stabform erfordert, durchführbar bleibt. Die Richtung des Auswechselns kann von
der Flußrichtung des Kühlmediums verschieden sein (Trennung von »Kühlfront« und »Ladefront«).
Hierdurch ist es aus physikalischen Gründen möglich, erhebliche Mengen an Brennsubstanz zu
sparen und zu einer weiteren Verkleinerung des Reaktors zu gelangen.
An Stelle von Beryllium als Moderatormaterial
können auch geeignete Legierungen des Berylliums verwendet werden, wobei sich jedoch zweckmäßig
das niedrige Atomgewicht des Berylliums und seine guten Moderatoreigenschaften in ausreichendem
Maße auswirken sollten.
Kernreaktoren gemäß der Erfindung weisen gegenüber den bisher üblichen Reaktoren, bei denen
Graphit als Moderatormaterial verwendet wird und die Kühlung in unmittelbarer Umgebung der
Brennsubstanz erfolgt, eine ganze Reihe von wesentlichen Vorteilen auf, unter anderem
1. geringere Dimensionen des Reaktors,
2. eine sehr wesentliche Ersparnis an Brennsubstanz,
3. eine wirksamere Kühlung durch Anordnung der Kühlkanäle vorwiegend nach wärmetechnischen
Anforderungen,
4. betriebstechnische Vorteile durch Trennung der »Kühlfront« von der »Ladefront« des Reaktors,
5. einfacheres und gefahrloseres Auswechseln der Brennsubstanz,
6. Eignung des Reaktors für die Verwendung kleiner Formstücke von Brennsubstanz, die durch
Moderatormaterial getrennt sind,
7. Anpassungsmöglichkeit der Reaktoren an höhere Temperaturen und damit erhöhte Wirtschaftlichkeit
der Kühlung bzw. Umwandlung der Wärme in technische Energie,
8. das übliche besondere »Canning« der Brennsubstanz in mehr oder weniger dünne Metallblechhüllen
fällt weg.
Claims (10)
- Patentansprüche:i. Kernreaktor, bei dem im wesentlichen Berylliummetall als Moderatormaterial verwendet wird, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlung räumlich getrennt von der Brenn-substanz innerhalb des Moderators, z. B. in Form von Kühlkanälen, die von einem gasförmigen oder flüssigen Kühlmedium durchflossen werden, angeordnet ist.
- 2. Kernreaktor nach Anspruch i, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlkanäle im Moderator unabhängig von den Aussparungen für die Brennsubstanz, vorzugsweise abweichend von deren Lage und/oder Richtung, angeordnetίο sind.
- 3. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß als Moderatormaterial eine Berylliumlegierung verwendet wird.
- 4. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Moderatormaterial in Form von einzelnen aneinandergefügten Stücken, Blöcken od. dgl. zur Anwendung gelangt.
- 5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die einzelnen Bauelemente des Moderators durch Schweißen oder Löten, vorzugsweise unter Anwendung von Materialien geringen Einfangquerschnitts für Neutronen, miteinander verbunden sind.
- 6. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß der Wärmekontakt zwischen der Brennsubstanz und dem Moderator durch mechanisches Zusammenpressen, Aufschrumpfen bzw. Eingießen der Brennsubstanz erzielt wird.
- 7. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen der Brennsubstanz und dem Moderatormaterial ein Kontaktstoff, vorzugsweise von Metallen oder Legierungen, die sich mit dem -Moderatormaterial nicht oder nur wenig legieren, zweckmäßig Natrium, Kalium, Blei, Wismut oder deren Legierungen, zur Anwendung gelangt.
- 8. Kernreaktor nach den Ansprüchen 4 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß einzelne Bauelemente des Moderators ein oder mehrere Formstücke der Brennsubstanz enthalten und allein oder gemeinsam mit der Brennsubstanz ausgewechselt werden können.
- 9. Kernreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die auswechselbaren Bauelemente die Brennsubstanz in Formstücken vongeringer spezifischer Oberfläche, z. B. als Kugeln oder Zylinder, von einer mit dem Durchmesser vergleichbaren Höhe, die voneinander durch Moderatorsubstanz getrennt sind, enthalten.
- 10. Kernreaktor nach den Ansprüchen 8 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Formstücke der Brennsubstanz im Reaktor nach Art eines räumlichen Punktgitters angeordnet sind.In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Patentschrift Nr. 822 144;
W. Riezler: »Einführung in die Kernphysik«,1953, s. 175.© «09 «60/368 10.56 (609 873 4.57)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEW16667A DE963090C (de) | 1955-05-11 | 1955-05-12 | Kernreaktor |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE782888X | 1955-05-11 | ||
DEW16667A DE963090C (de) | 1955-05-11 | 1955-05-12 | Kernreaktor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE963090C true DE963090C (de) | 1957-05-02 |
Family
ID=25948266
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEW16667A Expired DE963090C (de) | 1955-05-11 | 1955-05-12 | Kernreaktor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE963090C (de) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1156901B (de) * | 1957-07-03 | 1963-11-07 | Babcock & Wilcox Dampfkessel | Brennstoffelement fuer einen gasgekuehlten, graphitmoderierten Kernreaktor |
DE1186564B (de) * | 1957-06-24 | 1965-02-04 | Atomic Energy Authority Uk | Graphitmoderierter Kernreaktor |
DE1223463B (de) * | 1960-07-04 | 1966-08-25 | Commissariat Energie Atomique | Stapelung eines festen Moderators fuer Kernreaktoren |
DE1241002B (de) * | 1957-04-22 | 1967-05-24 | North American Aviation Inc | Thorium-Leistungsbrutreaktor |
DE1260644B (de) * | 1958-08-16 | 1968-02-08 | Schunk Und Ebe G M B H | Verfahren zur Verbesserung des Brems- und Reflexionsvermoegens fuer Neutronen in poroesen Graphitformkoerpern fuer Kernreaktoren |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE822144C (de) * | 1940-05-01 | 1951-11-22 | Commissariat A I Enerdie Atomi | Verfahren und Vorrichtung zur Energieerzeugung durch Atomzertruemmerung |
-
1955
- 1955-05-12 DE DEW16667A patent/DE963090C/de not_active Expired
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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