DE963090C - Kernreaktor - Google Patents

Kernreaktor

Info

Publication number
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
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
moderator
nuclear reactor
fuel
reactor according
substance
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Expired
Application number
DEW16667A
Other languages
English (en)
Inventor
Dr Karl Wirtz
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
KARL WIRTZ DR
Original Assignee
KARL WIRTZ DR
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by KARL WIRTZ DR filed Critical KARL WIRTZ DR
Priority to DEW16667A priority Critical patent/DE963090C/de
Application granted granted Critical
Publication of DE963090C publication Critical patent/DE963090C/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • 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)

  1. 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. 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, angeordnet
    ίο sind.
  3. 3. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß als Moderatormaterial eine Berylliumlegierung verwendet wird.
  4. 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. 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. 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. 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. 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. 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. 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)
DEW16667A 1955-05-11 1955-05-12 Kernreaktor Expired DE963090C (de)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1241002B (de) * 1957-04-22 1967-05-24 North American Aviation Inc Thorium-Leistungsbrutreaktor
DE1186564B (de) * 1957-06-24 1965-02-04 Atomic Energy Authority Uk Graphitmoderierter Kernreaktor
DE1156901B (de) * 1957-07-03 1963-11-07 Babcock & Wilcox Dampfkessel Brennstoffelement fuer einen gasgekuehlten, graphitmoderierten Kernreaktor
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
DE1223463B (de) * 1960-07-04 1966-08-25 Commissariat Energie Atomique Stapelung eines festen Moderators fuer Kernreaktoren

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE68908196T2 (de) Kernbrennstoffelement mit oxidationsbeständiger Schicht.
DE7833030U1 (de) Einsatzkorb fuer abgebrannte kernbrennelemente in transport- und/oder lagerbehaeltern
DE963090C (de) Kernreaktor
DE1068821B (de)
DE1298208B (de) Brenn- und/oder Brutstoffelement fuer Kernreaktoren
DE1214335B (de) Stopfen fuer die Durchlaesse eines Kernreaktors
DE1204345B (de) Kernreaktor-Brennstoffelement
DE1439331A1 (de) Heterogener Atomreaktor mit zirkulierendem Brennstoff
DE2802577C2 (de)
DE2259570A1 (de) Kernbrennstoffelement
DE68912730T2 (de) Brennelementbündelstab für Druckwasserkernreaktor.
DEW0016667MA (de)
DE1514081B2 (de) Atomkernreaktor mit brenn und oder brutstoff in kugel foermigen gestalt
DE1192337B (de) Regel- bzw. Spaltstoffstab fuer Kernreaktoren und Verfahren zu seiner Herstellung
DE1285630B (de) Siedewasserkernreaktor
DE2459697A1 (de) Behaelter fuer den transport von bestrahlten materialien
DE1040710B (de) Reaktorbrennstoffelement und Verfahren zu seiner Herstellung
DE1257984B (de) Abgeschirmter Transportbehaelter fuer radioaktive Gegenstaende
GB782888A (en) Nuclear reactors
DE2303992A1 (de) Brennstoffstab fuer einen mit fluessigem metall gekuehlten schnellen brutreaktor
DE2147789A1 (de) Entgaster borkarbid-absorberstab
DE1097582B (de) Kernreaktor-Brennstoffelement
DE3006507A1 (de) Stoerfallschutz fuer die lagerung selbsterhitzender radioaktiver stoffe
DE2034549C3 (de) Brennelement für Kernreaktoren
DE1517990C (de) Brennelementkanal fur einen mit einer unter Druck stehenden Wasser Stoffverbindungen gekühlten Atomkern reaktor