DEST009060MA - - Google Patents
Info
- Publication number
- DEST009060MA DEST009060MA DEST009060MA DE ST009060M A DEST009060M A DE ST009060MA DE ST009060M A DEST009060M A DE ST009060MA
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- gas
- suspension
- solution
- reactor
- separated
- 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.)
- Active
Links
- 239000007789 gas Substances 0.000 claims description 33
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims description 20
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 12
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 10
- 239000000243 solution Substances 0.000 claims description 8
- 238000002347 injection Methods 0.000 claims description 7
- 239000007924 injection Substances 0.000 claims description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 7
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 5
- 238000000354 decomposition reaction Methods 0.000 claims description 4
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 3
- 230000005484 gravity Effects 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 2
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000001307 helium Substances 0.000 claims 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 23
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 description 4
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N Argon Chemical compound [Ar] XKRFYHLGVUSROY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 2
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 2
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 2
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 2
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 2
- YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N Deuterium Chemical compound [2H] YZCKVEUIGOORGS-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-VVKOMZTBSA-N Dideuterium Chemical compound [2H][2H] UFHFLCQGNIYNRP-VVKOMZTBSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000009471 action Effects 0.000 description 1
- 229910052786 argon Inorganic materials 0.000 description 1
- QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N atomic oxygen Chemical compound [O] QVGXLLKOCUKJST-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 1
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 1
- 230000003197 catalytic effect Effects 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 238000003776 cleavage reaction Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 229910052805 deuterium Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000012535 impurity Substances 0.000 description 1
- 239000000314 lubricant Substances 0.000 description 1
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 239000001301 oxygen Substances 0.000 description 1
- 229910052760 oxygen Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008439 repair process Effects 0.000 description 1
- 230000007017 scission Effects 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 238000001179 sorption measurement Methods 0.000 description 1
Description
BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
Tag der Anmeldung: 18. November 1954 Bekanntgemächt am 8. März 1956
DEUTSCHES PATENTAMT
Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Durchführen von Kernreaktionen
in einem Kernreaktor, wobei der Kernbrennstoff in flüssigem Zustand durch den Reaktor und
durch einen Wärmeaustauscher zirkuliert. Der Kernbrennstoff kann dabei z.B. aus einer Lösung
spaltbarer Materie in schwerem oder gewöhnlichem Wasser bestehen oder aber aus einer Suspension
fester spaltbarer Materie, in einer Flüssigkeit wie Wasser oder einem geschmolzenen Metall.
Vor allem kommen Suspensionen von Uranoxyd in schwerem Wasser in Betracht.
Eins der schwierigsten Probleme, die sich bei Verwendung dieser flüssigen Kernbrennstoffe geltend
machen, ist das Rundpumpen dieser Flüssigkeiten.
Die zu verwendenden Pumpsysteme haben nämlich sehr hohen Anforderungen zu genügen, da die
rund zu pumpenden Flüssigkeiten stark radioaktiv sind, wodurch eine regelmäßige Pflege und besonders
das Erledigen von Reparaturarbeiten mit sehr großen praktischen Schwierigkeiten verbunden ist.
Es ist außerdem unbedingt notwendig, daß die zu verwendenden Pumpenanlagen keine undichten
Stellen aufweisen, so daß keine gefährlichen radioaktiven Produkte und, falls schweres Wasser Anwendung
findet, kein kostbares schweres Wasser hinaussickern kann. Weiterhin ist jede Verunreinigung
der rund zu pumpenden Flüssigkeiten, unter anderem mit Schmiermitteln, zu vermeiden.
Um eine hohe thermische Ausbeute beizubehalten, ist der Reaktor außerdem vorzugsweise bei
509 696/391
St 9060 VIIIc/21g
hoher Temperatur 'zu 'betreiben, was besonders bei Anwendung von schwerem oder gewöhnlichem
Wasser in der .Brennstoffflüssigkeit und/oder als Moderator zur Folge hat, daß das Ganze unter
einem gesteigerten Druck gehalten werden muß.
Es wurde gefunden, daß diese und weitere Schwierigkeiten ganz beseitigt werden können, indem
man erfindungsgemäß die zu verwendende Lösung oder Suspension durch Schwerkraftwirkung
durch den Kernreaktor und gegebenenfalls durch den Wärmeaustauscher strömen läßt, worauf
die Flüssigkeit unter Anwendung eines vorwiegend senkrecht angeordneten Steigrohrs, in welches in
der Nähe des unteren Endes ein Gas eingespritzt wird, bis über den Reaktor emporgeführt wird. Das
eingespritzte Gas wird im höchsten Punkt des Kreislaufsystems wieder von der Flüssigkeit getrennt,
worauf die Flüssigkeit wieder nach dem Reaktor 'zurückströmen kann.
Die Art und Weise, wie der flüssige Kernbrennstoff erfindungsgemäß zirkuliert, hat vor den üblichen
Pumpensystemen besonders auch dies voraus, daß die Flüssigkeit während jeder Runde mit
Gas gespült ward, wodurch wenigstens ein Teil der im Reaktor gebildeten und unter den vorliegenden
Temperatur- und Druckverhälltnissen flüchtigen Spaltungs- und Zersetzungsprodukte wenigstens
teilweise kontinuierlich aus der Flüssigkeit entfernt wenden; dadurch ist es möglich, die Konzentration
dieser Produkte unter einem bestimmten Maximalwert zu halten. Einige dieser Spaltungsprodukte
oder der daraus anfallenden Produkte, wie Xe135, weisen nämlich einen großen Absorptionsquerschnitt
für Neutronen auf, wodurch die Kettenreaktion sehr beeinträchtigt wird.
Verwendet man gewöhnliches oder schweres Wasser in der Brennstoffflüsigkeit,'so kann, besonders
wenn mit einem hohen Neutronenfluß gearbeitet wird, die Zersetzung des Wassers einen
ziemlich großen Umfang erreichen. Die anfallenden Gase H2, D2 und O2 werden gleichfalls mit
Hilfe des Einspritzgases beseitigt; eine Bildung leicht explodierender Gemische wird dadurch vermieden.
.
Als Einspritzgas kann jedes unter den vorliegenden Umständen indifferente Gas Anwendung
finden. Vorzugsweise wird man sich zu einem Gas entschließen, das durch die Wirkung der starken Strahlung der zirkulierenden Flüssigkeit oder
der in dieser Flüssigkeit noch frei werdenden Neutronen möglichst wenig radioaktive Produkte liefert.
Aus diesem Grunde sind geeignet z. B. O2, He, CO, CO2 und in gewissem Sinne auch N2.
Wiewohl das in der Luft befindliche Argon stark radioaktive Produkte ergibt, kann dennoch in besonderen
Fällen Luft verwendet werden.
Falls schweres Wasser in der Brennstoffflüssigkeit verwendet wind, ist immer der gebildete
schwere Wasserstoff und das schwere Wasser aus dem zum Rundpumpen benutzten Gas zurückzugewinnen.
Das D2 kann am einfachsten mit O2
rekombiniert werden, z. B. durch eine katalytisch^ Verbrennung mit Sauerstoff Überschuß.
Das anfallende Wasser kann darauf zugleich mit
dem aus der Flüssigkeit mitgerissenen Wasserdampf unter ariderem durch Auskühlung abgetrennt
werden.
Nach der Abtrennung des Wassers und der anschließenden Abtrennung wenigstens eines Teils
der anwesenden gasförmigen Spaltprodukte kann das verwendete Gas rezirkuliert werden, z. B. mit
Hilfe einer Zirkulationspumpe. Diese Pumpe kann in ziemlich willkürlicher Weise ausgebildet
sein, da die Einzelteile derselben keiner starken Strahlung ausgesetzt zu werden brauchen. Die Abtrennung
der Verunreinigungen aus dem Einspritzgas kann unter anderem durch Adsorption ader
durch Auskühlung erfolgen.
Verwendet man ein kostbares Gas, wie He, so ist das Gas jedenfalls zu rezirkulieren, und man hat
dafür Sorge zu tragen, daß das Gaskreislaufsystem keine undichten Stellen aufweist.
Wird Luft oder ein anderes im Überfluß zur Verfügung stehendes Gas als Einspritzgas angewandt,
so kann dieses in die atmosphärische Luft abgeführt werden, falls man wenigstens dafür
Sorge trägt, daß dieses Gas, wenn nötig, zu^
reichend verdünnt wird, um. die Radioaktivität unter einem gewissen Wert zu halten. Falls schweres
Wasser in der Brennstoffflüssigkeit vorhanden ist, ist aius dem frischen Gas sämtlicher Wasserdampf
auszuscheiden, um eine Verdünnung des schweren Wassers mit gewöhnlichem Wasser zu
vermeiden.
Zur Erläuterung der Erfindung und ohne sie darauf beschränken zu wollen, ist in der Zeichnung
eine erfindungsgemäße Vorrichtung schematisch dargestellt worden.
In dieser Vorrichtung strömt der flüssige Kernbrennstoff
—1 z. B. eine Suspension von Uranoxyd in schwerem Wasser — durch Schwerkraftwirkung
durch den Kernreaktor 1 und den Wärmeaustauscher 2. In dem Wärmeaustauscher wird die
in dem Reaktor entwickelte thermische Energie abgeführt. Die abgekühlte Flüssigkeit strömt anschließend
in das Steigrohr 3, in dem sie durch die Wirkung von Gas, das durch die Pumpe 5 über die
Leitung 4 in dieses Rohr eingespritzt wird, hinaufbefördert
wird.
Das Gas und die Flüssigkeit werden in einer Trennvorrichtung 6 getrennt. Von dieser Vorrichtung
aus wird die Flüssigkeit dem Reaktor 1 wieder zugeleitet, wobei sie zuerst noch durch einen
Reinigungsapparat 11 hindurchströmt zwecks Entfernung
von Spaltprodukten.
Das abgetrennte Gas wird durch eine Vorrichtung 8 geleitet, in der der (das) in dem Gas vorhandene
Wasserstoff bzw. Deuterium oxydiert wird, und weiterhin durch eine Vorrichtung 9, in
der das im Gas vorhandene gewöhnliche oder schwere Wasser abgetrennt wird, z. B. durch Auskühlung.
Das gewonnene Wasser wird dem Abscheider 6 wieder zugeleitet.
Das Gas strömt anschließend durch die Leitung 7 nach der Zirkulationspumpe 5 zurück, wobei es
zuerst noch durch einen Reinigungsapparat 10 hin-
696/391
St 9060 VIIIc/21g
durchströmt. In diesem Reinigungsapparat 10 wird wenigstens ein Teil der gasförmigen Spaltungsprodukte
entfernt. Gasverluste können mittels Zufuhr von frischem Gas durch die Leitung 13
ausgeglichen werden.
Das Absperrventil 12 dient im Notfall zur Entfernung
der angewandten Lösung oder Suspension -aus der Vorrichtung.
Claims (4)
- PATENTANSPRÜCHE:i. Verfahren zum Durchführen von Kernreaktionen in einem Kernreaktor, wobei der Kernbrennstoff als Lösung oder Suspension spaltbarer Materie durch den Reaktor und durch einen Wärmeaustauscher zirkuliert, dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung bzw. Suspension durch Schwerkraftwirkung durch den Reaktor strömt und anschließend in einem vorwiegend senkrecht angeordneten Steigrohr emporgeführt wird, und zwar durch die Wirkung eines in das untere Ende dieses Rohres eingespritzten Gases, welches Gas im höchsten Punkt des Kreislaufsystems wieder von der Lösung bzw. Suspension getrennt wird, während aus dem abgetrennten Gase die darin auf- a$ genommenen Spalt- und Zersetzungsprodukte wenigstens teilweise entfernt werden.
- 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Einspritzgas rezirkuliert wind.
- 3. Verfahren nach den Ansprüchen 1 und 2, wobei der Kernbrennstoff als Suspension oder Lösung in gewöhnlichem oder schwerem Wasser vorliegt, dadurch gekennzeichnet, daß die iin dem abgetrennten· Einspritzgas vorhandene D2- oder H2-Menge oxydiert wird, worauf das in dem Gas vorhamdene Wasser abgetrennt und . der zirkulierenden Suspension oder Lösung wieder zugeleitet wird.
- 4. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß als Einspritzgas Helium Anwendung findet.Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Family
ID=
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2758965B1 (de) | Dual fluid reaktor | |
| DE1215669B (de) | Verfahren zum Aufbereiten von bestrahltem Kernreaktorbrennstoff | |
| DE2900912A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur entfernung und gewinnung von tritium aus leichtem und schwerem wasser | |
| DE2140836A1 (de) | Vorrichtung zur Durchfuhrung von Flussig Flussig Extraktion und Elektro lyse | |
| DE3123860A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur stufenweisen anreicherung von deuterium und/oder tritium in einem fuer den isotopenaustausch von deuterium und tritium mit wasserstoff geeigneten stoff | |
| DE69417941T2 (de) | Reibkorrosionbeständiger Brennstab mit Zirkonoxyd-Schicht | |
| DE2617676A1 (de) | Verfahren zum entfernen radioaktiver korrosionsprodukte von den innenflaechen eines kernreaktors | |
| DE1667426B2 (de) | Verfahren und vorrichtung zum ausziehen von protium und tritium aus schwerem wasser | |
| DE69602153T2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Auflösung eines Oxidgemisches von Uran und Plutonium | |
| DE2746329A1 (de) | Elektrolytische herstellung von fluor | |
| DE966850C (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Durchfuehren von Kernreaktionen | |
| DE1533138C3 (de) | Verfahren zur Trennung des Plutoniums von Uran | |
| DEST009060MA (de) | ||
| DE3048002A1 (de) | Verfahren zur entfernung von ammoniumnitrat aus waessrigen loesungen | |
| DE2508350B2 (de) | Verfahren zum entfernen der spaltgase aus einem atomkernreaktor aus homogenen kernbrennstoffen | |
| DE2319717B2 (de) | Verfahren zur Aufarbeitung keramischer Kernbrennstoffe | |
| DE948000C (de) | Verfahren zur Durchfuehrung von Kernspaltungen | |
| EP1497835B2 (de) | Zwischenlagersystem für brennelemente aus einer kerntechnischen anlage sowie verfahren zum betreiben eines derartigen zwischenlagersystems | |
| DE3218852A1 (de) | Kernchemisches salzschmelze-reaktionsverfahren und vorrichtung zur durchfuehrung dieses verfahrens | |
| DE950494C (de) | Verfahren zum Durchfuehren von Kernspaltungen | |
| DE102012007933A1 (de) | Dual Fluid Reaktor | |
| DE1054186B (de) | Verfahren zur Regelung von Reaktoren | |
| DE2450391C2 (de) | Verfahren zur Verhinderung der Tritium-Kontaminierung von Sekundärsalzschmelze und Dampf in einem Salzschmelzen-Kernreaktor | |
| DE1192634B (de) | Verfahren zum Aufloesen von Uran in Salpetersaeure | |
| DEST009061MA (de) |