HUT68211A - Nonproliferative light water nuclear reactor with economic use of thorium - Google Patents

Description

Noha a tórium ismert mennyisége a föld ásványi kincsei között legalább háromszor akkora, mint az urániumé, eddig nem találtak gazdaságos módszert a nukleáris energia tórium segítségével történő termelésére sem proliferativ, sem nem proliferativ tüzelőanyagok felhasználásával. A gazdaságos fogalmat itt olyan értelemben használjuk, hogy a nukleáris reaktor energia nagyrészét a tóriumból nyerjük, anélkül, hogy az igen erősen gamma-sugárzó U233-at kivonjuk és tüzelőanyag elemeket készítsünk belőlük.

A tórium nukleáris tüzelőanyagként való felhasználásának alapvető nehézsége abban áll, hogy ez nem tartalmaz természetes hasadó anyagot. A tóriumot csak (1) hasadó anyag hozzáadásával tehetjük energiatermelővé, amint ezt a Kernforschungsanlage

59.333/3 T*1 *95-01-25 ·· ·

-2Jülich GmbH (1988) Thorium utilisation in PWRS (tórium hasznosítás erőmüvekben) című jelentésében leírták, vagy (2) a mag tóriumot tartalmazó területeire neutron folyam biztosításával, egy multiplikációs közeg tartomány-köpeny tartomány elrendezés alkalmazásával, a CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations, (nukleáris reaktor számítások kézikönyve) 1986, III. kötet 365-448 oldalain leirt eljárás szerint.

Ezt a két ismert megközelítést röviden a következőkben foglaljuk össze:

1. Egy 1979-1988-ig tartó brazil-német együttműködés keretében amelyről jelentést adtak ki Thorium utilisation in PWRS (tórium hasznosítás erőmüvekben mint fent) címmel, feltételezték, hogy az egész reaktor mag tóriumból áll, a hasadó anyagok egyenletes hozzáadásával. A tanulmány legkedvezőbb eredményei azon esetekben fordultak elő, amelyekben a tóriumot eredetileg plutóniummal dúsították, amely elemről ismert, hogy proliferativ. A számítások szerint a hagyományos uránium reaktorral szemben nyereségre csak akkor lehetett számítani, ha a tóriumban keletkezett U-233-at többszörösen kivonták, tüzelőanyag elemeket készítettek belőle és beültették a friss tóriumba. Egy másik lehetőség, amelyet megvizsgáltak, a 20:80 térfogatarányú U-235/U238 kezdeti felhasználása volt, amelyet eredeti hasadó tüzelőanyagként alkalmaztak a tóriumhoz. Azonban ebből a tüzelőanyagból olyan sokra van szükség ahhoz, hogy a tizenkét és tizennyolc hónap közötti elfogadott újratöltési időhöz elegendő reaktivitást biztosítani lehessen, hogy az U-238-ban kialakuló, és a tóriumba jutó plutónium mennyisége észrevehetővé válna. It is szükséges lenne a tóriumban keletkezett erősen gamma-aktiv U-233 többszörös kivonása, belőle tüzelőanyag elemek készítése és beültetése.

2. A fent említett második megközelítésnél a multiplikációs közeg tartomány köpeny tartomány magelrendezést alkalmazták a CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations (nukleáris reaktor számítások kézikönyve, mint fent) -bán

59.333/ΒΤ*2*95-01·25 * » · · * ♦ ·· ·» ♦ » * « · * · • · ·4« ···

-3- : .·... ..· leírtak alapján. Az ilyen magok egy multiplikációs közeg tartományból, amelynek multiplikációs (kritikusság) értéke nagyobb mint egs és egynél kisebb multiplikációs tényezőjű köpeny tartományból állnak. Azoknál az elrendezéseknél, amelyeket tanulmányoztunk, a köpeny tartományokat eldődlegesen természetes tóriumból alakították ki és a multiplikációs közegek fegyverminőségu U-235-öt vagy U-233-at tartalmaztak. Ezekben a tanulmányokaban a magokat tipikusan az egyes multiplikációs közeg tartományok egy mélyen a mag alatti kiinfuló helyxzetből felfelé mozgatásával oldották meg . Ez a szabályzási módszer komoly mechanikai problémákat eredményeeztt a mozgatandó kömültiplikációs közegek nagy súlya miatt. Ezuenkivül a hőeltávolitás is igen bonyolult, mivel a mag hossza és szélessége mentén a teljesítmény szintek nagyon változók.

(A TALÁLMÁNY ÖSSZEFOGLALÓJA)

Ezen találmány fő célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely nem proliferativ, azaz olyan nukleáris reaktort, amelynél sem a kezdeti tüzelőanyag töltetet, sem pedig a kimerített, elhasznált tüzelőanyagot nem lehet nukleáris fegyverek készítésére felhasználni.

Ezen találmány egy másik célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely biztosítja a tóriumnak, mint tüzelőanyagnak a gazdaságos használatát.

Ezen találmány egy további célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely biztonságosabb.

Ezen találmány egy további célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely lényegesen kevesebb erősen rádióaktiv hulladékot bocsát ki, mint a hagyomásos reaktorok.

Ezeket a célkitűzéseket és más olyan célkitűzéseket, amelyek a következő részekből kitűnnek ezen találmánnyal összhangban olymódon érték el, hogy olyan nukleáris reaktor magot alakítottak ki, amely lényegében olyan arányú U-235-ből és U-238-ból

59.333/BT*3*95-01-25

-4álló multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemeket tartalmaz, amelyek még nem proliferativak, olyan köpeny tartományt, amely körbeveszi a multiplikációs közeg tartomány(oka)t és olyan köpeny tartomány tüzelőanyag elemeket tartalmaz, amelyek lényegében Th-232-ből állnak és kis százalékban nem proliferativ urániumot is tartalmaznak és egy nem parazita mechanikailag egyszerűsített szabályzó rendszert, amelyeket a következőkben részeletesen ismertetünk.

Multiplikációs közeg tartományok:

NEM-PROLIFERATIV, A TÓRIUM GAZDASÁGOS KIHASZNÁLÁSÁT BIZTOSÍTÓ KÖNNYÜVIZES NUKLEÁRIS REAKTOR

Noha a tórium ismert mennyisége a föld ásványi kincsei között legalább háromszor akkora, mint az urániumé, eddig nem találtak gazdaságos módszert a nukleáris energia tórium segítségével történő termelésére sem proliferativ, sem nem proliferativ tüzelőanyagok felhasználásával. A gazdaságos fogalmat itt olyan értelemben használjuk, hogy a nukleáris reaktor energia nagyrészét a tóriumból nyerjük, anélkül, hogy az igen erősen gamma-sugárzó U233-at kivonnánk és tüzelőanyag elemeket készítenénk belőle.

A tórium nukleáris tüzelőanyagként való felhasználásának alapvető nehézsége abban áll, hogy ez nem tartalmaz természetes hasadó anyagot. A tóriumot csak (1) hasadó anyag hozzáadásával tehetjük energiatermelővé, amint ezt a Kemforschungsanlage Jülich GmbH (1988) Thorium utilisation in PWRS (tórium hasznosítás erőművekben) című jelentésében leírták, vagy (2) a mag tóriumot tartalmazó területeire neutron folyam biztosításával, egy multiplikációs közeg tartomány-köpeny tartomány elrendezés alkalmazásával, a CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations, (nukleáris reaktor számítások kézikönyve) 1986, III. kötet 365-448 oldalain leirt eljárás szerint.

Ezt a két ismert megközelítést röviden a következőkben foglaljuk össze:

59.333/BT*4*95-01-25

-5·»·· ·· · w • > · · ’ * » • -* · < · *»« • ♦ · · • Ί ·· · ·· ··

1. Egy 1979-1988-ig tartó brazil-német együttműködés keretében amelyről jelentést adtak ki Thorium utilisation in PWRS (tórium hasznosítás erőművekben mint fent) címmel, feltételezték, hogy az egész reaktor mag tóriumból áll, a hasadó anyagok egyenletes hozzáadásával. A tanulmány legkedvezőbb eredményei azon esetekben fordultak elő, amelyekben a tóriumot eredetileg plutóniummal dúsították, amely elemről ismert, hogy proliferativ. A számítások szerint a hagyományos uránium reaktorral szemben nyereségre csak akkor lehetett számítani, ha a tóriumban keletkezett U-233-at többszörösen kivonták, tüzelőanyag elemeket készítettek belőle és beültették a friss tóriumba. Egy másik lehetőség, amelyet megvizsgáltak, a 20:80 térfogatarányú U-235/U238 kezdeti felhasználása volt, amelyet eredeti hasadó tüzelőanyagként alkalmaztak a tóriumhoz. Azonban ebből a tüzelőanyagból olyan sokra van szükség ahhoz, hogy a tizenkét és tizennyolc hónap közötti elfogadott újratöltési időhöz elegendő reaktivitást biztosítani lehessen, hogy az U-238-ban kialakuló, és a tóriumba jutó plutónium mennyisége észrevehetővé válna. Itt is szükséges lenne a tóriumban keletkezett erősen gamma-aktív U-233 többszörös kivonása, belőle tüzelőanyag elemek készítése és beültetése.

2. A fent említett második megközelítésnél a multiplikációs közeg tartomány köpeny tartomány magelrendezést alkalmazták a CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations (nukleáris reaktor számítások kézikönyve, mint fent) -bán leírtak alapján. Az ilyen magok egy multiplikációs közeg tartományból, amelynek multiplikációs (kritikusság) értéke nagyobb mint egy és egynél kisebb multiplikációs tényezőjű köpeny tartományból állnak. Azoknál az elrendezéseknél, amelyeket tanulmányoztunk, a köpeny tartományokat elsődlegesen természetes tóriumból alakították ki és a multiplikációs közegek fegyverminőségű U-235-öt vagy U-233-at tartalmaztak. Ezekben a tanulmányokban a magokat tipikusan az egyes multiplikációs közeg tartományok egy mélyen a mag alatti kiinduló helyzetből felfelé mozgatásával oldották meg . Ez a szabályzási módszer komoly

59.333/8T* 5*95-01 -25 • * ' · ♦ « · ··*«*««,« • · » · «··«»«·** mechanikai problémákat eredményezett a mozgatandó multiplikációs közegek nagy súlya miatt. Ezenkívül a hőeltávolitás is igen bonyolult, mivel a mag hossza és szélessége mentén a teljesítmény szintek nagyon változók.

(A TALÁLMÁNY ÖSSZEFOGLALÓJA)

Ezen találmány fő célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely nem proliferativ, azaz olyan nukleáris reaktort, amelynél sem a kezdeti tüzelőanyag töltetet, sem pedig a kimerített, elhasznált tüzelőanyagot nem lehet nukleáris fegyverek készítésére felhasználni.

Ezen találmány egy másik célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely biztosítja a tóriumnak, mint tüzelőanyagnak a gazdaságos használatát.

Ezen találmány egy további célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely biztonságosabb.

Ezen találmány egy további célkitűzése olyan nukleáris reaktor kialakítása, amely lényegesen kevesebb erősen rádióaktiv hulladékot bocsát ki, mint a hagyományos reaktorok.

Ezeket a célkitűzéseket és más olyan célkitűzéseket, amelyek a következő részekből kitűnnek ezen találmánnyal összhangban olymódon érték el, hogy olyan nukleáris reaktor magot alakítottak ki, amely lényegében olyan arányú U-235-ből és U-238-ból álló multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemeket tartalmaz, amelyek még nem proliferativak, olyan köpeny tartományt, amely körbeveszi a multiplikációs közeg tartomány(oka)t és olyan köpeny tartomány tüzelőanyag elemeket tartalmaz, amelyek lényegében Th-232-ből állnak és kis százalékban nem proliferativ urániumot is tartalmaznak és egy nem parazita mechanikailag egyszerűsített szabályzó rendszert, amelyeket a következőkben részletesen ismertetünk.

59.333/BT*6*95-01-25

Multiplikációs közeg tartományok: ezek a tartományok rúd alakú U-235/U-238 tüzelőanyag elemeket tartalmaznak, előnyösen 20:80 arányban, és/vagy urániumterjed, ami sokkal nagyobb érték a hagyományos reaktorokban elfogadott szabványos közelítőleg kettő az egyhez értéknél. A nagy víztartalom 0,95-nél nagyobb rezonancia kiszabadulási valószínűséget eredményez az U-238 esetében. A plutónium termelés csökkenését elsődlegesen a dúsítás változása okozza. A dúsítás megváltoztatása a hagyományos U-235/U-238 (3 : 97) értékről U-235/U-238 (20 : 80) értékre a plutónium termelést egyhetedére csökkenti. Lásd A. Radkowsky et al. Optimization of Once-Through Uránium Cycle fór Pressurized Light Water Reactors (Az egyszeriteljes uránium ciklus optimalizálása nyomás alatti könnyűvizes reaktorokban) , Nuclear Science and Engineering, 75, 265-274 o. (1980). A multiplikációs közeg tüzelőanyag rezonancia kiszabadulási valószínűségének nagy értéke a plutónium termelést hatodára csökkenti. A rezonancia kiszabadulási valószínűség nagy értéke a multiplikációs közeg multiplikációs tényezőjének nagy értékét eredményezi, ami a köpeny tartományból származó energia arányát a teljes magteljesitmény hetvenötnyolcvan százalékára növeli. Tekintetbe véve azt, hogy a multiplikációs közeg tartományok csak a magteljesitmény húsz-huszonöt százalékát termelik, nyilvánvaló, hogy a plutónium termelés nagysága a multiplikációs közeg tartományokban jóval a hagyományos reaktorokban fellépő plutónium termelés egy százaléka alatt van. A multiplikációs közeg tartományok tartalmaznak néhány köpeny tartomány tüzelőanyag elemet is és ezeket összetett multiplikációs közeg - köpeny tartományoknak nevezzük.

Köpeny Tartomány: A köpeny tartomány vegyes tórium - uránium-oxid rudakból és/vagy lemezekből álló tüzelőanyag elemeket tartalmaz. Az uránium-oxid térfogatarány a tórium - uránium keverékben a hattól mintegy tíz százalékig terjedő sávban van. Az uránium-oxid U-235/U-238-ból áll mintegy 20:80 arányban. A víz aránya a tüzelőanyaghoz a 0,8 és 1,5 közötti sávban van. A paraméterek ilyen

59.333/BT*7*95-01-25

megválasztásával a köpeny tartomány multiplikációs tényezője közelítőleg állandó marad mintegy 100.000 MWD/T besugárzás mellett. Az ilyen nagyságrendű besugárzás megvalósíthatóságát a Tennessee államban lévő Oak Ridge-i kísérletek megmutatták. Lásd A.R. Olsen et al. Irradiation Behavior of Thorium-uranium Alloys and Compounds című tanulmányát az Intemational Atomié Energy Report (1977) így a köpeny kitermeli megfelelő részét a magtelj esitményből és (2) a szabályzó rendszer megfelelő működése érdekében, ahogy ezt a későbbiekben bemutatjuk.

A gazdaságos teljesítményhez szükséges az, hogy a köpeny tartomány a magban maradjon a hosszú besugárzáshoz. Egyébként minden alkalommal, amikor egy új köpeny tartományt helyeznek be, hasadó uránium tüzelőanyagot kell hozzáadni, hogy elkerülhető legyen az, hogy nagymennyiségű multiplikációs közeg tartomány neutront kelljen felhasználni a tórium reaktivitás kialakítására. A tóriumba beültetett U-238 arra a további célra is szolgál, hogy egyenletesen keveredik azzal az U-233-al, amely a tóriumban a köpeny tartomány élettartamának végén marad és amelyet ily módon denaturál. A plutónium termelési sebesség többnyire legfeljebb a hagyományos magban fellépő termelési sebesség 0,6 %-a (nyolc százalék U-238 tartalom szorozva hetvenöt százalék köpeny tartomány teljesítmény aránnyal és osztva tíz-tizenkét évnyi köpeny tartomány jelenléttel a magban).

A köpeny tartomány tüzelőanyag elemek lehetnek tömör hengeralakúak, vagy gyűrűalakúak középső lyukkal a víz számára. Ugyanakkora tüzelőanyag térfogatnál a gyűrűalak előnyös nukleáris és hőelvezetési jellemzőket biztosit, de ez a forma mind külső mind pedig belső burkolatot igényel.

A magon belül lévő köpeny tartománytól eltekintve a köpeny fogalom azokra a magot körülvevő reflektor tartományokra is használatos, amelyek elsődlegesen a magból származó neutron szivárgás csökkentését szolgálják. Az ilyen köpeny tartományok tüzelőanyag összetétele és tüzelőanyag elem formái hasonlóak a fent

59.333/BT’8‘95-01-25 ·*·

-9···· leírtakhoz, azzal az eltéréssel, hogy kiürített urániumot alkalmaznak az U-235/U-238 (20:80) helyett. A kiürített uránium célja annak biztosítása, hogy minden ezekben a visszaverő köpeny tartomány képződő U-233-at denaturálja U-238-al.

3. Nem parazita szabályzó rendszerek: Egy nemparazita szabályzó rendszer áll rendelkezésre, hogy növelje a biztonságot és maximalizálja a tóriumból nyerhető magenergia mennyiségét. Ez a szabályzó rendszer biztosítja, hogy az összes a multiplikációs közeg tartományból származó neutront hasznosan használunk fel a mag köpeny tartományban, igy csökkentve a multiplikációs közeg tartományban szükséges hasadások számát. Ez eltér a hagyományos magoktól, amelyekben az összes többlet neutron kárbavész a parazitikus szabályzó anyagokban történő abszorpció utján.

A szabályzó rendszer a csak hozzávetőleg negyvenöt centiméter méretű szabályzó rudak egyforma mozgását kívánja meg a mag egész hosszában, ellentétben a hagyományos szabályzó rudak mozgásával az egész többnyire 3,7 m-es maghosszúság mentén.

A szabályzó rendszer működési elve a találmány szerint attól a ténytől függ, hogy a multiplikációs közeg tartományok multiplikációs tényezői nagyok, megfelelően nagy neutron szivárgással, úgy, hogy a mag reaktivitást nagymértékben befolyásolják a hatásos multiplikációs közeg tartomány méretek kis változásai.

A találmány előnyös megvalósítási formáit a kisérő ábrák alapján mutatjuk be.

AZ ÁBRÁK RÖVID LEÍRÁSA

Az 1. ábra egy olyan nyomottvizes reaktor erőmű vázlatos rajza, amelyre ezen találmány vonatkozik.

A 2. ábra egy olyan típusú nukleáris reaktor multiplikációs közeg/köpeny magjának vázlatos rajza, amelyre ezen találmány vonatkozik.

59.333/BT*9*95-01-25 ··· ··* ···

...... - 10 A 3. ábrán látható diagram bemutatja az U-238 neutron abszorpció valószínűségét a neutron energiák függvényében.

A 4. ábrán látható diagram bemutatja a természetes tórium oxid köpeny tartomány multiplikációs tényezőjének változását az olyan tórium oxid köpeny multiplikációs tényezőjével összehasonlítva, amely rendelkezik kezdeti hasadó tüzelőanyaggal.

Az 5. ábrán látható diagram bemutatja a különböző tórium és uránium köpenyek energia termelését adott multiplikációs közeg neutronok bevitele esetén.

A 6. ábrán látható diagram bemutatja az elpazarolt neutronok mennyiségét az idő függvényében, olyan nukleáris reaktor magban, amelyet hagyományos eszközökkel szabályoznak.

A 7. ábra, amely a 7a-7d diagramokat tartalmazza, egyetlen multiplikációs közeg/szabályozás/köpeny szerelvényt ábrázol, és bemutatja a találmány szerinti nem parazita szabályzó rendszer elvét. Ezek az ábrák a szabályzó rendszer maximális és minimális reaktivitási helyzeteit mutatják.

bemutatott szabályzó rendszer jelzi mind a multiplikációs közeg típusú tüzelőanyag (20 % uránium-235, 80 % uránium-238) mind pedig a köpeny tüzelőanyag (tóriumurániumoxid) mozgását a szabályzó rendszer működésekor. A 7c és 7d ábrákon a multiplikációs közeg típusú tüzelőanyag elemek csak szabályzó rendszer működtetésekor vannak elmozdítva.

A 8a és 8b ábrákon a találmány szerinti nukleáris reaktor mag egy részének vízszintes metszete látható (felülnézet) két egyformán előnyös megvalósítási formában, amelyekre első és második előnyös megvalósítási formaként fogunk hivatkozni.

A 9a és 9b ábrákon egy nukleáris reaktor mag felének függőleges metszetei láthatók (oldalnézet ?) a 8a és 8b ábrák szerinti első és második előnyös megvalósítási formában az első multiplikációs közeg ciklusra és minden egyes ezt követő páratlan

59.333/ΒΤ*10*95-0Ί-25 *··· «< «« • » · ♦ * « w • V ··· *·· • ♦ · · • ···♦ «« ·♦ sorszámú multiplikációs közeg ciklusra. Ugyanígy, a 9c és 9d ábrák a második multiplikációs közeg ciklusra és minden egyes ezt követő páros sorszámú multiplikációs közeg ciklusra vonatkoznak.

A 10a és 10b ábrák, amelyek megfelelnek a 9a és 9b ábráknak, oldalnézetek, amelyek a szabályzó rendszer egy részét a maximális reaktivitásnak megfelelő helyzetben ábrázolják. A 10c és lOd ábrák hasonló ábrák a 9c és 9d ábrák vonatkozásában.

A 11a - 1 ld ábrák, amelyek megfelelnek a 10a - lOd ábráknak, oldalnézetek, amelyek a szabályzó rendszer egy részét a minimális reaktivitásnak megfelelő helyzetben ábrázolják.

Ha a 7c és 7d ábrákon látható szabályzási vázlatot alkalmazzuk, a 9-11 ábrák vonatkoznak erre az esetre is, de a mozgatható köpeny tartomány típusú tüzelőanyag elemeket el kell hagyni.

AZ ELŐNYÖS MEGVALÓSÍTÁSI FORMÁK LEÍRÁSA

Ezen találmány lényegi koncepcióját, valamint előnyös megvalósítási formáit most az

l.-ll. ábrákon lévő rajzokra hivatkozással írjuk le.

Az 1. ábra egy olyan típusú nyomottvizes reaktor erőmű rendszer (nyomottvizes reaktor vagy PWR) vázlatos rajza, amelyre ezen találmány vonatkozik. Mint látható, ez a rendszer két folyadék kört tartalmaz a hőforrásként szereplő nukleáris reaktor és egy gőzturbina között, amely egy elektromos generátort hajt. Az elsődleges folyadék körben normális (könnyű) vizet tartanak nyomás alatt, hogy a gőzképződést megakadályozzák. Ezt a vizet melegítik a reaktor nyomás alatti tartályában, majd egy gőzgenerátorba szállítják, amelyben hőenergiáját átveszi a másodlagos folyadék körben lévő normális (könnyű) víz. A másodlagos folyadék körben lévő víz gőzzé alakul, amelyet a gőzturbina meghajtására használnak. Ilyenfajta rendszer már jól ismertek és részletesen le vannak írva, például a Nuclear Fuel Management, H.W. Graves, Jr., John Wiley & Sons, New York (1980) című kiadványban.

59.333/ΒΤΊ 1’95-01-25 « ·

- 12··· ··« * » • · »4 ♦ · ·· ···· ·

Ezen találmány különösen a nukleáris reaktor mag természetére vonatkozik. Mint ahogy jól ismert, a reaktor mag tüzelőanyaga hasítható (hasadó) anyag, mint például az uránium-235 (U-235) izotóp. Mivel a természetes uránium csak hozzávetőlegesen 0,7 % U-235-öt tartalmaz, a fennmaradó rész pedig nem hasítható U-238, ezt a természetes urániumot dúsítják, amíg az az U-235 aránya 3-4 százalék nem lesz. Hagyományos reaktorban az ilyen dúsított uránium megfelelő mennyisége elegendő energiát biztosit a reaktor 12-18 hónapos üzeméhez.

Mivel az uránium elem majdnem robbanásszerűen korrodál, ha a hűtésre használt forró vízzel érintkezik, az urániumot nem lehet fémes formában használni. Ehelyett urániumoxidot alkalmaznak, rendszerint 1 cm átmérőjű rudak formájában, amelyeket cirkóniummal vonnak be, azaz egy olyan fémmel, amely jól ellenáll a korróziónak és igen kicsi a neutron abszorpciója. Lehetséges az uránium és cirkónium fémes ötvözetének alkalmazása, rudak vagy lapok formájában.

Kétféle lehetséges elrendezés létezik arra, hogy az uránium-oxid tüzelőanyag elemeket elhelyezzék a nukleáris reaktor magban. A legelterjedtebb elrendezés esetében az összes uránium rúd és lap azonos dúsítású. Egy másik elrendezésnél, amely a 2. ábrán látható, bizonyos számú kis szigetet alakítottak ki olyan kevéssé dúsított urániumból, amelyek reaktivitása egynél nagyobb, és a szigetek például természetes urániumból vagy tóriumból készült hasadó anyagot termelő tartományokkal vannak körülvéve, amelyek reaktivitása egynél kisebb.

Ezt a fajta elrendezést újabban multiplikációs közeg-köpeny magnak nevezik, ahol a szigetek elnevezése multiplikációs közeg a környező tartományé pedig köpeny. Mivel a köpeny tartományok reaktivitása egynél kisebb a multiplikációs közeg tartományok reaktivitása pedig egynél nagyobb, a multiplikációs közeg tartományok szolgáltatják azokat a neutronokat, amelyek ahhoz szükségesek, hogy a köpeny tartomány neutronsűrűségét elegendően magas szinten tartják ahhoz, hogy a megadott teljesítményhez szükséges hasadásokat biztosítani lehessen. A multiplikációs közeg59.333/BT*12*95-01-25 ···· «V *·· ·«' köpeny magokat sikeresen működtetik 30 év óta a világ első közcélú nukleáris erőművében, a pennsylvániai Shippingport-ban.

A multiplikációs közeg-köpeny magok néhány előnyös jellemzővel bírnak a hagyományos egységes maggal szemben: (1) kisebb teljes dúsításra van szükség; (2) szabályzó rudakra csak a multiplikációs közeg tartományban van szükség, mivel a köpeny tartományok kritikus tömegen aluliak; és (3) az egyes tüzelőanyag utántöltéseknél (rendszerint évente vagy 18 havonta) csak a multiplikációs közegeket kell cserélni. A mag fő része - azaz a köpeny tartomány - helyén maradhat több évig (rendszerint 10-12 évig). Ezért megtakarítást lehet elérni a tüzelőanyag gyártási költségeknél.

Eddig egyetlen kísérlet sem hozott kielégítő eredményt a tórium gazdaságos felhasználására, még akkor sem, ha eltekintettek az atomfegyverek továbbterjedésének megakadályozásától.

A korábban említett tíz éves brazil-német együttműködési program a tórium felhasználására jellemző a múltbeli kísérletekre. Mivel a tófelhasználására jellemző a múltbeli kísérletekre. Mivel a tórium nem tartalmaz természetes hasadó anyagot, az első eszköz némi U-235 hozzáadása lenne, azonban a nagyobb tórium abszorpciós valószínűség miatt sokkal több U-235-re lenne szükség mint a természetes urániumban. A tiszta U-235 használat nem kívánatos, mivel az atomfegyverek továbbterjedését elősegíti, mert felhasználható atomfegyverek készítésére. Az uránium kisszintű dúsítása alkalmazható lenne, de akkor annyi helyre lenne szükség a kisérő U238-hoz, hogy csak kis hely maradna a tórium számára (a tórium-oxid és uránium-oxid hozzávetőleg azonos sűrűségű).Ennek következtében plutóniumoxid hozzáadását javasolták, mivel a plutóniumban nincs kisérő U-238. Plutónium nyerhető a hagyományos reaktorok elhasznált tüzelőanyagából. A német-brazil koncepció az volt, hogy a műveletet plutóniummal kezdik az első évben, újra feldolgozzák a tóriumot, hogy kinyerjék az U-233-at, amely a közbenső időben képződött, az U-233-at

59.333/ΒΤΊ 3*95-01-25 ·>* ···· ··* • · f 9 ♦· ·♦ ·«·· · tüzelőanyag elemekké dolgozzák fel, majd ezeket az elemeket friss tóriummal és csökkentett mennyiségű plutóniummal használják fel. Ez a műveletet folytatható és fokozatosan a reaktor majdnem teljesen átállítható U-233-al történő üzemre. Az ilyen eljárás természetesen (1) nagyon költséges az U-233 és plutónium tüzelőanyag elemek magas előállítási költségei miatt, mint korábban láthattuk, és (2) egyetlen szakaszában sem akadályozza meg az atomfegyverek továbbterjedését. A javasolt program másik szempontja az volt, hogy a tórium-oxid nagy metallurgiai ellenállását egyáltalán nem használja ki, mivel a tóriumot be kell olvasztani az újrafeldolgozáshoz hozzávetőleg minden egyes működésben töltött év után. A brazil-német erőfeszítéseket abbahagyták miután Brazília elhatározta, hogy a reaktorok elhasznált tüzelőanyagából származó plutóniumot nem dolgozza fel újra.

Ezen találmány esetében először is a tóriumban keletkező U-233-at helyben tovább hasítják (égetik), igy nincs szükség az U-233 tüzelőanyag elemek készítésére. Másodszor, gazdaságossági okokból annyi energiát nyernek a tóriumból, amennyit csak lehetséges. Harmadszor a gazdaságossági és az atomfegyverek továbbterjedésének megakadályozására vonatkozó célok kielégítésére az oxid formában jelenlévő tóriumot a magban tartják teljes metallurgiai élettartama alatt. Ha hasadó anyagot adnának a tóriumhoz, hogy kritikussá tegyék (reaktivitás egynél nagyobb) ilyen hosszú élettartamra, akkor olyan sokra lenne szükség, hogy nem lenne hely a tórium számára. Ezen találmány esetében ezért egy multiplikációs közegköpeny magelrendezést alkalmaztak a 2. ábrán látható módon, igy a az oxid formában meglévő tórium a magban hagyható mint köpeny 10 évig vagy tovább és csak a multiplikációs közeg tartományokat kell cserélni a normális tüzelőanyag csere periódus végén. A köpeny mindig kritikus tömegen aluli, hozzávetőleg 0,9 értékű reaktivitással, amelyet közelítőleg állandóra méreteznek a működés idejére. A multiplikációs közeg tartományoknak kell biztosítani ezért a köpeny neutron mennyiség hozzávetőleg 10 %-át.

59.333/BT‘14‘95-01-25

- 15A multiplikációs közeg tartományoknál ezen találmány célja az, hogy a plutónium termelés sebességét minimálisra csökkentse: azaz hozzávetőleg a hagyományos reaktor mag esetében fellépő plutónium termelés sebességének 1-2 %-ára. A multiplikációs közeg tartományokban ezért 20 % dúsított urániumot (20 % uránium-235, 80 % uránium-238) alkalmaztak; azaz közelítőleg azt a legnagyobb uránium dúsítást, amely az atomfegyverek továbbterjedését még nem teszi lehetővé.

A multiplikációs közeg dúsítását két okból kifolyólag olyan magas értékűre kell elvégezni, amennyire csak lehetséges. Először is minden az U-238-ban abszorbeált neutron esetleg plutóniumot eredményez. Az U-235 nagy mennyisége versenyez az U238-al és csökkenti az U-238-ba jutó neutronok számát. így több neutron áll rendelkezésre a köpeny számára. Másodszor, hozzávetőleg négyszer annyi hűtővizet kell használni a multiplikációs közeg tartományban mint amennyire egy hagyományos reaktor magban lenne szükség. A 3. ábra az U-238 neutron abszorpcióját mutatja a neutron energia függvényében, nyilvánvalóvá téve azt, hogy az U238 rezonanciáknak nevezett meredek vonalakkal rendelkezik nagyobb energiák esetében, ahol a plutónium keletkezéséhez a neutronok abszorpciója a legintenzívebb. Ha a multiplikációs közeg tartományokban nagyon nagy mennyiségű vizet biztosítanak és igy a neutronokat lelassítják, a nagy energiájú hasító neutronok energiája lecsökkenthető és igy ki lehet kerülni a rezonanciákat. Ezenkívül, mivel a tórium rezonanciái hasonlatosak az U-238 rezonanciáihoz, a multiplikációs közeg tartományból a köpeny tartományba tartó kis energiájú neutronok elkerülik a köpeny rezonanciákat és igy hatékonyabb felhasználásuk biztosítva van. Míg a víztüzelőanyag arány a multiplikációs közeg tartományokban nagyobb, mint egy hagyományos magban, a köpeny tartományokban kisebb, igy az összes mag térfogat nem nagyobb mint egy ugyanolyan kimenő teljesítményű hagyományos mag esetében.

összefoglalva, a multiplikációs közeg tüzelőanyag viszonylag nagy dúsítása (20%) két célt szolgál: (1) a multiplikációs közeg tartományokban képződő plutónium mennyiség igen kis szintre csökkentése és (2) (a multiplikációs közeg tartományokban adott

59.333/BT*15*95-O1-25 • · ·

- 16teljesítmény generálása esetén) a köpenybe jutó neutronok számának maximális növelése a tóriumból nyerhető energiamennyiség emelésére.

A köpeny kialakítása olyan, hogy tiszta tórium-oxid helyett kezdetben néhány százalék 20%-ra dúsított urániumoxidot adnak a tüzelőanyag elemekhez. Ez is kétféle célt szolgál. Az uránium nélkül a tórium halott lenne indításkor, mivel ez nem tartalmaz hasadó anyagot. Ennek következtében az egész teljesítmény generálása a kis multiplikációs közeg tartományokban történne és túlhevülés következne be. A tórium dúsításával a köpeny azonnal energiát generál és ahogy az U-233 tartalom növekszik, a köpeny reaktivitása majdnem állandó nagyon nagy elégetési fokoknál 10-12 éves időtartamokra. Ezt a hatást ábrázolják a 4. ábrán látható görbék. A köpeny teljesítményt az U-233 elégetése tartja fenn, ahogy ez az adott helyen keletkezik. A köpeny élettartamának végén az eredeti U-235 tartalom már régen elhasználódik, de a nem hasítható U-238 megmarad, egyenletesen keveredik a maradék U-233-al és alkalmatlanná teszi felhasználását fegyverek céljaira. Ugyanakkor túl kevés U-238 áll rendelkezésre ahhoz, hogy jelentős mennyiségű plutóniumot lehessen készíteni. így nem marad indíték arra, hogy a köpenyt újra feldolgozzák és ugyanúgy ki lesz selejtezve, mint más nukleáris hulladékok.

Az 5. ábrán látható, hogy a multiplikációs közegből adott neutron mennyiség betáplálására a tórium köpeny majdnem kétszer annyi energiát ad le, mint a természetes uránium köpeny. A leírtak szerinti, kismennyiségű U-235-öt tartalmazó tórium köpeny ezenkívül sokkal nagyobb kezdeti energiát ad le és energia kibocsátása sokkal nagyobb marad, mint a természetes tórium köpeny esetében.

Ezen találmány fontos eleme a szabályzó rendszer, amellyel jelentős jelentős javulást lehet elérni a biztonság és költségmegtakarítás területén, valamint az atomfegyverek továbbterjedésének megakadályozására vonatkozó célkitűzést is elősegíti. Ennek a szabályzó rendszernek a segítségével megoldható a hagyományos erőmű reaktorok egy alapvető hibája. Először is meg kell érteni, hogy gyakorlati okokból bármely

59.333/BT*16*95-01-25 • · «

- 17reaktornál annyi tüzelőanyagot szükséges adagolni a reaktor magba, amennyi egy évi vagy 18 havi üzemeltetéshez elegendő a következő tüzelőanyag betöltéséhez szükséges leállásig. Ennek következtében a magnak kezdetben a dúsított urániumból sokkal többet kell tartalmaznia, mint amennyi egy láncreakció fenntartásához éppen szükséges (1.0 értékű reaktivitás). Hogy a többlet tüzelőanyag működővé válását megakadályozzuk, nagy neutron abszorpciójú szabályzó anyagokat ültetnek be a magba. Ezek az anyagok a neutronokat egyszerűen pazarló módon abszorbeálják, ahogy a 6. ábrán látható. Például kezdetben igen nagy neutron abszorpciójú bórsavat adnak a magban lévő vízhez, amelyet a mag élettartama folyamán lassan eltávolítanak. A bór használata nemcsak elpazarolja a neutronokat, de a kis bór szivárgások olyan biztonsági problémákat is okoznak, mint például a rendkívül fontos szelepek működésének zavarása. Lásd NRC levél, 86-108 o., 2. melléklet 1987 November 19.

Ezenkívül a hagyományos szabályzó rendszerek szabályzó rudakat használnak arra, hogy a neutron abszorbeáló eszközöket gyorsan juttassák a magba. Az ilyen szabályzó rendszerek mechanikai problémákat jelentenek, mert a szabályzó rudak 12 m hosszúak és ezen hozzávetőleg 1 cm átmérőjű rudakat be kell helyezni a 4 m távolságban lévő magba. A szabályzó rudak bármely meghajlása vagy torzulása esetén ezek többé nem helyezhetők be a magba és ezáltal biztonsági problémák léphetnek fel.

Az ezen találmány szerinti szabályzó rendszer mechanikailag egyszerű és biztosítja, hogy az összes a multiplikációs közeg tartományban keletkező neutront a tórium hasznos módon abszorbeál és ennek folytán U-233 keletkezik. Különösen előnyös az, hogy a szabályzó rendszer nem parazita, azaz nem pazarolja el a neutronokat.

Az ezen találmány szerinti szabályzó rendszert egyfajta reluxa redőnyként jeleníthetjük meg, amelynél minden egyes szabályzó elemet csak kis távolságokra kell mozgatni, hogy a világosból sötétbe a nagy reaktivitású állapotból az üzemeltetés leállításához lehessen eljutni. A hagyományos mag szabályzó rudjait pedig hagyományos redőnyként foghatjuk fel, amelynél az egész mag hosszát meg kell

59.333/BT*17*95-01-25

- 18tenni, hogy a legnagyobb reaktivitású állapotból a legkisebb reaktivitású állapotba lehessen eljutni.

A 7. ábrán vázlatosan látható a nemparazita szabályzó rendszer működési módszere. A multiplikációs közeg egyenként hozzávetőleg 45 cm hosszú függőleges rétegekre van osztva. Ha az egymást követő rétegeket #14 és #15 -el jelöljük, minden #14 rétegben lévő multiplikációs közeg tüzelőanyag elem tüzelőanyag sűrűsége nagyobb mint a #15 rétegekben.

A 7a ábra a maximális reaktivitás helyzetet mutatja. A mozgatható multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek a #14 rétegek multiplikációs közegének közepén cirkónium hosszabbítókhoz vannak csatlakoztatva, amelyek a #15 rétegekben vannak. A mozgatható köpeny (kevert tórium és urániumoxid) tüzelőanyag elemek a #15 rétegek multiplikációs közegének közepén cirkónium hosszabbitókhoz vannak csatlakoztatva, amelyek a #14 rétegekben vannak. A mozgatható köpeny tüzelőanyag elemek a mozgatható multiplikációs közeg hosszabbítok oldalain vannak elhelyezve.

A 7b ábra a minimális reaktivitás helyzetet mutatja. A mozgatható multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek a #15 rétegekben vannak, a mozgatható köpeny tüzelőanyag elemek a #14 rétegekben a stacioner multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek között. A mag reaktivitása le lett csökkentve, mert: (1) a mozgatható nagysűrűségű multiplikációs közeg tüzelőanyag egy kisebb multiplikációs tényezőjű tartományba került; és (2) a stacioner nagysűrűségű multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek köpeny tüzelőanyaggal vannak elválasztva, amelynek következtében ezeknek a tartományoknak a hatásos vastagsága kisebb és igy sokkal több neutron képes átszivárogni a köpeny tüzelőanyaghoz.

Látható lesz, hogy a multiplikációs közeg tartományból származó összes többlet neutront abszorbeálja a tórium, amelyben igy U-233 keletkezik és nincs parazitikusan abszorbeáló szabályzó anyag. Mivel neutronok nincsenek elpazarolva, a szükséges multiplikációs közeg teljesítmény csökken, a köpeny teljesítmény pedig növekszik,

59.333/BT’18*95-01-25

- 19amellyel a nukleáris reaktor céljai célkitűzései teljesíthetők. A multiplikációs közeg tartomány teljesítmény költséges és kismennyiségű plutóniumot termel. A köpeny teljesítmény olcsó és nem termel plutóniumot.

Az ezen találmány szerinti szabályzó rendszer mechanikailag is sokkal egyszerűbb mint a hagyományos nukleáris reaktor mag szabályzó rendszerek. Ebben a vonatkozásban a nyomástartály a nukleáris erőmű legdrágább részeinek egyike. Az itt bemutatott szabályzó rendszer biztosítja, hogy a nyomástartály magassága csökkenthető legyen, amelynek következtében ára is alacsonyabb. így a nukleáris előnyökön kívül ez a szabályzó rendszer növeli a biztonságot és csökkenti a gyártási alapköltségeket.

A 8. ábra ezen találmány szerinti összetett multiplikációs közeg tartomány-köpeny tartomány két előnyös geometriai elrendezését mutatja: a 8a ábra viszonylag kis gyűrűket, a 8b ábra sokkal nagyobb és viszonylag keskeny gyűrűket. A 11 multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemeket körülveszik a 12 köpeny tartomány tüzelőanyag elemek. A 13 szabályzó szerelvények a gyűrűk közepén vannak.

A 9a és 9b ábrák a 8a és 8b ábrák összetett multiplikációs közeg-köpeny szerelvényei stacioner részeinek függőleges szerkezetét mutatják. Ezeket a szerelvényeket váltakozó negyvenöt centiméter vastag 14 és 15 rétegekből alakítják ki. A 14 réteg főleg multiplikációs közeg tüzelőanyag elemekből áll. A 15 réteg köpeny tüzelőanyag elemekből és csökkentett uránium tartalmú multiplikációs közeg tüzelőanyag elemekből áll. Mivel szükséges az, hogy a multiplikációs közeg tartományt tizenkét tizennyolc hónap időközönként tüzelőanyaggal újra kell tölteni, míg a köpeny tüzelőanyag elemek tíz - tizenkét évig a magban maradnak, a következő konstrukciót alkalmazták a multiplikációs közeg tüzelőanyag elkülönített eltávolítására. Kihasználták a multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek nagy távközeit. Ahogy a 10 és 11 ábrákon látható, a 16 stacioner multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek

59.333/BT*19*95-01-25 • » ·

-20negyvenöt centiméter hosszúságú 17 uránium - cirkónium ötvözetű és negyvenöt centiméter hosszúságú 18 csökkentett tartalmú uránium - cirkónium ötvözetű részek sorozatából állnak a mag egész hosszában. így az összes 16 multiplikációs közeg tüzelőanyag elemet ki lehet venni a magból és friss tüzelőanyag elemekkel lehet lecserélni, míg az összes köpeny tüzelőanyag elemet a helyén lehet hagyni.

A 10 és 11 ábrákon láthatók a nem parazita szabályzó elemek részletei. A 13 szabályzó szerelvény 19 mozgatható multiplikációs közeg tüzelőanyag elemei negyvenöt centiméter hosszúságú 20 uránium - cirkónium ötvözetű és negyvenöt centiméter hosszúságú 21 tiszta cirkónium ötvözetű részek sorozatából állnak a mag egész hosszában. A 13 szabályzó szerelvény 22 mozgatható köpeny tüzelőanyag elemei negyvenöt centiméter hosszúságú 23 tórium - uránium-oxid és negyvenöt centiméter hosszúságú 21 tiszta cirkónium ötvözetű részek sorozatából állnak a mag egész hosszában. Ezek a 22 köpeny tüzelőanyag elemek a 16 és 19 multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek között vannak elhelyezve. Az 20 uránium-cirkónium részek térközénél, ha a 14 rétegekkel szemben vannak, figyelembe van véve a 24 cirkónium ötvözet csatlakozók által kiszorított víz.

A szabályzó rendszer minimális reaktivitást előidéző állásának beállításához a szabályzó szerelvény 19 multiplikációs közeg tüzelőanyag elemeit negyvenöt centiméterrel lefelé mozgatják a 14 rétegekből a 15 rétegekbe. Amint a 19 multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek lefelé mozdulnak a 22 köpeny tüzelőanyag elemek a 15 rétegekből a 14 rétegekbe mozognak. Az ellentétes irányú mozgást alkalmazzák a reaktivitás növelésére.

A szabályzó rendszerben mind a köpeny, mind pedig a multiplikációs közeg tüzelőanyag elemei járommal ellátott 25 és 26 hajtóművekkel rendelkeznek (9. ábra) amelyek a reaktor működése alatt együtt mozognak. A multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek cseréje miatti üzemszünet esetén a hajtóművek kiakaszthatók a

59.333/BT*20’95-01-25

-21 járomból és a multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek eltávolíthatók és cserélhetők a szabályzó rendszer köpeny tüzelőanyag elemeinek zavarása nélkül.

A találmány fontos jellemzője a köpeny tüzelőanyag elemek egyenletes axiális elhasználódásának biztosítása. Nyilvánvaló, hogy mivel a multiplikációs közeg tüzelőanyag kisebb sűrűségű a #14 rétegben mint a #15 rétegben, kisebb multiplikációs közeg teljesítmény van a #15 rétegben és igy kevesebb neutron kerül a köpenybe és ez azon a szinten kisebb köpeny teljesítményt eredményez.

A mozgatható köpeny tüzelőanyagnál nincs probléma. Amikor friss multiplikációs közeg tüzelőanyagot helyeznek be (maximális multiplikációs közeg tartomány reaktivitás), a mozgatható köpeny tüzelőanyag a #14 rétegben van. Ahogy a multiplikációs közeg elhasználódik, a mozgatható köpeny tüzelőanyag lassan lefelé mozog a #15 rétegbe. így a multiplikációs közeg élettartama folyamán a mozgatható köpeny tüzelőanyag körülbelül egyforma mértékben van kitéve a multiplikációs közeg tüzelőanyagnak mindkét rétegben.

A stacioner köpeny tüzelőanyagnál, hogy az egyenletes axiális elhasználódást biztosítani lehessen, mindegyik egymást követő multiplikációs közegnél a #14 és #15 rétegek relatív helyzete meg van fordítva, amint ez a 9c és 9d, 10c és lOd, 11c és lld ábrákon látható. A szabályzó rendszer helyes működéséhez csak a mozgatható köpeny tüzelőanyag hajtómű az egyes rétegek kb 45 cm-es hosszával történő emelése vagy leengedése szükséges. így a köpeny élettartama folyamán, amely sok multiplikációs közeg elmozdítással jár, a stacioner köpeny mindegyik rétege hozzávetőleg egyenlően használódik el. A 8a ábra gyűrűinél vagy minden egyes gyűrűhöz egy elkülönített 28 szabályzó hajtóművet, vagy két vagy több gyűrűhöz közös hajtóművet kell biztosítani. A 8b ábrán látható gyűrűket sok elkülönített 28 szabályzó hajtóművel látták el az ábrán látható módon.

Meg kell jegyezni, hogy fontos az, hogy a köpeny tüzelőanyag multiplikációs tényezője hozzávetőleg azonos maradjon a mag működésének egész ideje alatt.

59.333/BT*21*95-01-25

-22Egyébként a szabályzó rendszer hatékonysága nagyon változó lenne, amint a tórium multiplikációs tényezője majdnem nullától közelítőleg egyig növekedik.

A 8-11 ábrákon látható előnyös megvalósítási formák tipikus méreteit a következő I. táblázat tartalmazza:

I. TÁBLÁZAT

TIPIKUS MÉRETEK

8a ábra:

Multiplikációs közeg tüzelőanyag szerelvény A lapok távolsága A magban lévő szerelvények száma Térfogat arány: Belső/külső tartomány aránya	20 69 25%
Belső reflektor, cm	7,5
Külső reflektor, cm	15

8b ábra:

Multiplikációs közeg tüzelőanyag gyűrű Vastagság, cm Multiplikációs közeg gyűrűk száma	14 1
Belső reflektor, cm 9a ábrák:	7,5
Az aktív mag magassága , cm	360
Az axiális rétegek száma	8
Az axiális rétegek magassága, cm	45
A szabályzó mechanizmusok száma 9b ábrák:	69
Az aktív mag magassága , cm	360
Az axiális rétegek száma	8

59.333/BT*22*95-01-25

-23Az axiális rétegek magassága , cm

A szabályzó mechanizmusok száma és 11 ábrák:

A 16 és 19 számú alkatrészek, átmérő, mm

7,2

A 23 és 27 számú alkatrészek, vastagság, mm

Bevonat vastagság, mm

Összetett vastagság, mm

3,5

0,5

2,5 min.

számú alkatrész a mechanikai megfontolások szerinti minimum

Minden fenti méretet viszonylag fontosnak kell tekinteni a vonatkozó megvalósítási formáknál, mivel ezek befolyásolják (1) a szabályzó jelleggörbéket és (2) a neutron áramokat a multiplikációs közeg és köpeny tartományok között valamint a neutron szivárgást a magból, amely viszont befolyásolja a köpenyben termelt magteljesitmény részarányát.

A multiplikációs közeg tartományok mindegyikének méreteit a mag felépítés egyszerűsítése érdekében a multiplikációs közegek számának lehető legkisebbre csökkentése valamint elegendő, a köpenyen belül a lehetséges legegyenletesebb teljesítmény eloszlást biztosító multiplikációs közeg meghagyása közötti kompromisszummal kell meghatározni.

Az axiális rétegek magasságát, amely a szabályzó mechanizmus lökethossza is, a szabályzó löket lehető legkisebbre csökkentése valamint az érzékenység (reaktivitás változása hosszegységre vetítve) olyan nem túl nagy értékűre választása közötti kompromisszummal kell meghatározni, amely még nem okoz problémákat a szabályzó hajtómű mechanizmusánál.

A II. táblázat tartalmazza egy olyan 1300 megawattos elektromos nyomottvizes reaktor tipikus működési jellemzőit, amelyek az itt leirt találmány elveit alkalmazzák.

59.333/B7*23*95-01-25

II. TÁBLÁZAT

1300 MEGAWATTOS REAKTOR TIPIKUS MŰKÖDÉSI JELLEMZŐI

Multiplikációs közeg tüzelőanyag rudak átmérője, mm7,2

Köpeny tüzelőanyag rudak átmérője, mm külső14,4 belső0,5

Bevonat (cirkónium ötvözet) vastagság, mm0,56

Fékezőanyag és tüzelőanyag aránya multiplikációs közeg8,0 köpeny1,2

Hőmérsékletek °K tüzelőanyag980

Hűtőközeg567

Bevonat630

Teljesítménysűrűség kW/Ι magtérfogat90

W/cm mag magassága250

Ekvivalens mag sugár, cm186

Aktív mag magassága, cm360

Mag anyagsűrűség az elméleti anyagsűrűség 95 %-a

A TALÁLMÁNY MATEMATIKAI ALAPJAI

Ezen találmány matematikai alapjait a CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations, CRC Press, 365-448 oldal (1986) III. kötetében található Multiplikációs Közeg - Köpeny Reaktorok című fejezet tartalmazza. El kell ismerni, hogy a nagysebességű számítógépek elterjedésével a kifejezett matematikai képletek manapság nem használatosak széleskörűen a gyakorlati reaktor mag tervezési

59.333/ΒΤ*24*95-01-2δ

-25 számításoknál, az ilyen képletek azonban fizikai betekintést nyújtanak és ezért feltüntettük őket ott, ahol segítségül szolgálhatnak.

Az ilyen képletek helyett általánosan alkalmazzák a fejlett, nagypontosságú, tapasztalatilag igazolt reaktor kódokat. Ezen találmány kifejlesztésénél főleg a WIMS, RABBLE, DÓT és ANISN kódokat használták fel. (Lásd J.R. Askew, F.J. Fayers és P.B. Kenshell, A Rácskód WIMS Általános Leírása című cikkét a J. Br. Nucl. Energy Soc. 5 (4) 571 (1966) folyóiratban; P.H. Kiér és A.A. Robbs RABBLE Program a Többtartomány os Reaktor Cellák Rezonancia Abszorpciójának Számításához, ANL-7326, Argonne National Laboratory, Argonne, 111. (1967); W.A. Rhoads és társai DÓT - Kétdimenziós Diszkrét Ordináta Sugárzásátvitel Kód, ORNL CCC-276, Oak Ridge Laboratory, Oak Ridge, Tenn., (1976) és W.W. Eagle Jr. ANISN - Egydimenziós Diszkrét Ordináták, Transport Code With Anisotropic Scattering, K-1699, Oak Ridge National Laboratory, Oak Ridge, Tenn., (1967).

Multiplikációs Közeg Tartomány:

a. A plutónium fő forrása a multiplikációs közegben a neutronok befogása az U238 rezonanciáival, amelyek a multiplikációs közeg uránium tüzelőanyagának 80 %-át alkotják. Az összes neutronok között, amelyek hasadáskor képződnek, azon neutronok részarányát, amelyek elkerülik az U-238 általi ilyen befogást a p rezonancia elkerülési valószínűséggel jelölhetjük. Ekkor 1 - p az U-238 által befogott neutronok részaránya, amely plutóniumot képződését eredményezi, p hozzávetőleg a következőképpen irható le:

p = e-(^AVp/^vw), ahol A egy állandó, amely a tüzelőanyag elem összetételétől függ, ^p a tüzelőanyag térfogat aránya és a víz térfogat aránya. Nyilvánvaló, hogy amint a ^p/V^ csökken, p az 1 értékhez közelit. Ezen találmány esetében, amelynél a ^f/^w 6 és 10

59.333/BT*25*95-01-25 közötti értékű, a p minimális értéke 0,95 igy az 1 - p = 0,05. így a plutónium termelődés aránya a multiplikációs közeg tartományban különösen alacsony.

b. A k_s multiplikációs közeg szorzási tényezőt a hagyományos négytényezős képlet adja:

ks ⁼ n f P ^ε’ ahol r|értéke 2,06 amely jelzi az U-235 által egy neutron befogásakor kibocsátott neutronok számát, ε az úgynevezett gyors effektus és értéke közel van egyhez és az f a hő hasznosítás, amelynek értéke változik a multiplikációs közeg uránium mennyiségével és az elégés arányával, p a fentemlitett rezonancia elkerülési valószínűség. így a k_s akkor éri el maximumát, amikor a p az egyhez közelit.

Köpeny Tartomány:

a. A köpenyben a víz - tüzelőanyag térfogat arányát (a 0,8 - 1,5 sávban) és az uránium-oxid (U-235/Ü-238 20:80 arányban) részarányt (a 6-10 % sávban) úgy kell megválasztani, hogy a köpeny multiplikációs tényező, a ^g, a lehető legmagasabb és legállandóbb legyen az egész 100 000 MWD/T köpeny élettartam alatt. A kg köpeny multiplikációs tényezőt szokás szerint az abszorbeált neutronok által keltett új neutronok számával definiálták. Sok komplex tényezőt kell figyelembe venni, igy az optimális választásokat számítógéppel kell kalkulálni. Jellemző görbék találhatók a CRC Handbook of Nuclear Reactor Calculations, (nukleáris reaktor számítások kézikönyve) 1986, III. kötet CRC Press, 384-5 oldalain. Világos azonban, hogy a víz tüzelőanyag térfogat arány nem lehet olyan kicsi, hogy hűtési problémákat okozzon és nem lehet olyan nagy, hogy a víz vagy a protaktinium túl sok neutront lekössön.

b. A multiplikációs közeg-köpeny teljesítmények aránya elsődleges fontosságú a tóriumból származó energia meghatározására. Egy egyszerűsített képlet, amely eléggé pontos csak kis magból származó neutron szivárgást felmutató nagy reaktorok esetében, a következő:

59.333/BT*26*95-01 -25

- ^kS - 5k_BS

Itt a Ρβ a köpeny teljesítménye, Pg a multiplikációs közeg teljesítménye, ^kg ^a köpeny multiplikációs tényezője és ^kg a multiplikációs közeg multiplikációs tényezője. A ökgg ^a hőneutronoknak a köpenyből a multiplikációs közegbe irányuló áramára vonatkozik.

A korábban ismert multiplikációs közeg-köpeny reaktorok esetében a ökgg előjele negatív; ezen találmánnyal azonban a multiplikációs közegek igen nagy víztartalma miatt a ökgg előjele pozitív. A ökgg értéke hozzávetőleg 0,25, de ez erősen befolyásolja a köpeny és multiplikációs közeg teljesítmény arányát, amint ez a következő számszerű példában látható. A ^kg legkisebb értéke (amikor a multiplikációs közeg a teljes elhasználódás előtt van) hozzávetőleg 1,4. A Ρβ átlagos értéke hozzávetőleg 0,93. A Ök_Bg jellemző beiktatása következtében a Ρβ aránya a (Ρβ+Ps) -hez képest több mint 0,8, igy a magteljesitmény több mint 80 %-a származik a köpenyből.

c. A köpenyben a plutónium termelés kiszámításánál feltételezzük, hogy az U-238 hozzávetőleg ugyanannyi neutront abszorbeál, mint ugyanolyan mennyiségű U-238 egy hagyományos reaktor magban. Az U-238 maximális mennyisége a köpenyben nyolc százalék (ha a köpenyben lévő uránium tartalom 10 %-os felső sávjának figyelembevétele esetén). Mivel a köpeny a magban marad legalább 10 évig, a plutónium termelődés mértéke évente a hagyományos magban fellépő plutónium termelés 0,8 %-a. A tényleges plutónium termelés hozzávetőleg a hagyományos magban fellépő plutónium termelés 0,6 %-a (azaz 0,8 x 0,75), mivel a köpeny a hagyományos mag teljesítményének körülbelül hetvenöt százalékát termeli.

Nemparazita Szabályzó Rendszer:

59.333/BT*27*95-01-25 • * «

-28A körülbelül negyvenöt centiméteres szabályzó rendszer mozgást nagypontosságú ANISN és DÓT 4.2 kódok alapján számították ki, tizenöt energia csoport alkalmazásával.

A reaktorban a neutronok energia-megoszlása nagy spektrumot ölel át egy elektronvolt töredékétől több mint egymillió elektronvoltig. Annak biztosítására, hogy ezek a neutron energiák megfelelően legyenek figyelembe véve, a neutron energia spektrum nagyszámú csoportra van bontva. Ezen számításoknál kiderült, hogy a csoportok számának tizenötnél nagyobbra növelése nem vezetett az eredmények jelentős változására. Ebből arra lehet következtetni, hogy a tizenöt energia csoport alkalmazása helyes.

A számítási eredmények azt mutatták, hogy a szabályzó rendszer mozgási tartományának negyvenöt centiméternél nagyobbra választása nem javítja a szabályozás mértékét és pusztán a mechanika bonyolultságát növeli. A löket negyvenöt centiméternél kisebbre csökkentése gyorsan csökkenti a rendelkezésre álló szabályozás mértékét és növeli az egy centiméterre jutó reaktivitás változást. Ez a szabályzó rendszer mozgásának finomabb szabályozását teszi szükségessé és ugyancsak növeli a mechanika bonyolultságát. Ezért a körülbelül negyvenöt centiméteres hosszat lehet a szabályzó rúd mozgás ideális mértékének tekinteni.

A TALÁLMÁNYBAN HASZNÁLT TÓRIUM TÜZELŐANYAG

Az ezen találmány szerinti nukleáris reaktor mag energiájának hozzávetőleg hetvenöt százaléka a tóriumból azaz Th-232-ből származik. Ezért némi magyarázatra van szükség erről a tüzelőanyagról.

A tórium nagyon elterjedt a természetben. Az érdeklődésre számot tartó ércek öt-nyolc százalék tóriumot tartalmaznak, míg az uránium ércek csupán egy-négy százalék urániumot tartalmaznak.

59.333/BT’28*95-01-25

-29Az ezen reaktor mag köpenyben felhasznált tóriumot tórium-oxid formában alkalmazzák, mint ahogy a hagyományos magokban urániumoxidot használnak. A tórium-oxid és uránium-oxid gyártási folyamatai nagyon hasonlóak. így új módszerekre, vagy eszközökre nincs szükség a tórium tüzelőanyag elemek gyártásához.

Azok a fontos jellemzők, amelyekben a tórium különbözik az urániumtól, a következők:

1. A tóriumból az urániumnál legalább háromszor több fordul elő a természetben. Nagy szállítók vannak Indiában és Brazíliában. A tórium feltárás szintje alacsony, mivel a tórium ára a világpiacon igen alacsony.

2. A természetes tórium egyáltalán nem tartalmaz hasadó anyagot.

3. A tórium neutron abszorpciós valószínűsége háromszorosa az U-238-nak.

4. Ha a tórium egy neutront abszorbeál, akkor hozzávetőleg egy hónap múlva átalakul U-233-á, amely az uránium egy hasítható formája. Az U-233 felhasználható fegyverkészitésre, ugyanúgy mint az U-235 és Pu-239. a reaktorban történő felhasználásra az U-233 kedvezőbb, mivel ez körülbelül 10 %al több neutront emittál abszorbeált neutrononként, mint akár az U-235 akár a Pu239.

5. Az U-233 egy hátránya intenzív gammasugár kibocsátása. Ezért az U-233 tüzelőanyag elemekké feldolgozása távvezérléssel, nehéz árnyékolás mögött, nagyon drága folyamattal történhet Az U-235 azonban speciális óvintézkedések nélkül feldolgozható. A plutónium feldolgozásánál arcmaszkokra van szükség a belélegzés megakadályozására, igy a plutónium feldolgozása drágább, mint az U235 esetében, de sokkal olcsóbb, mint az U-233-é.

59.333/BT*29*95-01-25

6. A tórium-oxid jobb metallurgiai tulajdonságokkal rendelkezik, mint az urániumoxid, mivel a tórium-oxid kibírja az atomok több mint 10 %-ának hasítását, azaz több mint kétszeresét annak, ami az urániumoxidra érvényes. Ez azért van, mert a tórium-oxid tökéletes kocka alakú rácsszerkezettel rendelkezik, ami nagyon erős, míg az uránium-oxid szerkezetében nagyon sok szabálytalanság van. Ezen találmány kihasználja a tóriumnak ezt az előnyös tulajdonságát.

7. A tórium-oxid olvadási hőmérséklete nagyobb, hővezetése jobb, mint az urániumoxidé, amelynek következtében jobban ellenáll a megolvadásnak, ha hűtőanyag kimaradással járó baleset következik be.

A TALÁLMÁNY ELŐNYEI

Ezen találmány fő előnyei a hagyományos reaktorokkal szemben a következőképpen határozhatók meg:

1. Az atomfegyverek elterjedésének gátlása: Az Egyesült Államok Hadügyminisztériuma érthetően aggódik a mai reaktorok által termelt plutónium mennyisége miatt. Még nagyobb veszélyt képeznek az olyan országok, mint Japán, amelyek nátrium hűtőközegű gyors reaktorokat akar üzembe állítani, amelyek nagymennyiségű olyan fegyverminőségű plutóniumot termelnének, amelyből néhány kilogramm elég egy atombomba előállításához.

2. Gazdaságosság: Ma a hagyományos nukleáris reaktor működtetési költségeinek fő tétele az uránium tüzelőanyag. Ezen találmány szerint szerkesztett mag tüzelőanyag-ellátásának költségei legalább egyharmadára csökkenthetők, mivel a mag 3/4-e (a tórium köpeny tartomány) legalább 10-12 évig tart, a hagyományos mag 3 éves élettartamával szemben. További lényeges megtakarítást biztosit a mag elkészítésének kisebb kezdeti költsége.

3. Biztonság: A hagyományos nukleáris reaktor magokat olymódon lehet bemutatni, hogy várnak, amíg a baleset megtörténik. A hagyományos magok esetében

59.333/8T*30*95-01-25

-31 mind az oldható bór szabályzó rendszer, mind pedig a mechanikai szabályzó rendszer eléggé nyilvánvaló veszélyeket rejt magában.

4. Nukleáris hulladék: Az ezen találmány szerinti nukleáris reaktor kevesebb mint fele mennyiségű magas szintű nukleáris hulladékot bocsát ki mint a hagyományos reaktorok.

A fenti meghatározások mindegyikét részletesen tárgyaljuk a következőkben.

Az atomfegyverek elterjedésének gátlása:

Az ezen találmány szerinti reaktor magban használt multiplikációs közeg tüzelőanyag 20% U-235/80% U-238. Ez az a fajta tüzelőanyag, amelyet az amerikai energiaipari minisztérium (US Department of Energy) az összes kutató reaktor számára kijelölt, mivel az ilyen tüzelőanyagnak még végtelen nagyságú mennyisége sem vezet nukleáris robbanáshoz. Amint az a tüzelőanyag elhasználódik, az U-235 aránya az U238-hoz képest csökken.

A köpeny tartományból kivett tüzelőanyag két okból nem használható nukleáris bombák készítésére:

Az egyetlen hasítható tüzelőanyag, amely a köpenyben keletkezik, az U-233, de ez tisztán nincs jelen, mivel egyenletesen keverve van nagymennyiségű nem hasadó izotóppal, amelyek: az U-238, amely a köpenyben a kezdeti állapotban van jelen, és az U-232 és U-234, amelyek működés közben keletkeznek.

A köpenyben lévő U-233 elhasználódásakor igen erős gammasugárzás keletkezik. Már csak a feldolgozáshoz és személyi védelemhez szükséges gamma árnyékolás nagy súlya miatt sem célszerű használható nukleáris fegyvert készíteni az U-233-ból.

A tóriumban az U-233 keletkezése után gamma aktivitása az eltelt idővel arányosan növekszik. Ez kivétel az alól az általános szabály alól, hogy a rádióaktivitás az idő elteltével csökken. Ennek oka, hogy a gamma aktivitás valójában nem az U-233 miatt

59.333/BT*31*95-01-25 »·♦ következik be, hanem az U-232 izotóp miatt, amely másodlagos reakciók során keletkezik és amely nagy gamma sugárzású termékekhez vezet. Az erősen szennyező nukleáris hulladék rádióaktivitás, amely a tóriumból származik, még mindig jóval a hagyományos mag arányos mennyisége alatt van, ahogy ezt a később, a nukleáris hulladékkal kapcsolatban kifejtjük.

Gazdaságosság

A nukleáris energia gazdaságosságát két tényező alkotja: a működtetési költségek és a tőke költségek.

A tüzelőanyag költségek tekintetében egy hagyományos könnyűvizes reaktor esetében a reaktor mag harmadának cseréje körülbelül 90 000 000 USD-be kerül évente. Az ezen találmány szerinti mag esetében, melyben csak a viszonylag kis multiplikációs közeg tartományokat kell cserélni 12-18 havonta, a fenti összegnek csak a felére van szükség. A köpenyt csak tíz-tizenkét évente egyszer kell cserélni. Ennek költsége sokkal kisebb mint a multiplikációs közeg tartományok esetében és sok évre eloszlik.

Eimek a gazdasági előnynek fő oka az, hogy hozzávetőleg az energia hetven -nyolcvan százalékát a tóriumból nyerjük, amely jelenleg lényegében ingyenes. Ezt a terhelési tényezőt egy nem parazita szabályzó rendszer használatával lehet elérni, amely jelentősen csökkenti a multiplikációs közegből igényelt neutronok számát. Egy másik szempont az, hogy a hagyományos reaktorból kivett elhasznált üzemanyag tovább nem használható hasadó plutónium tartalma miatt, amelyet túl költséges felhasználni és amelynek feldolgozását az Egyesült Államok kormánya tiltja. Ezen találmánnyal az elhasznált multiplikációs közeg tüzelőanyag még körülbelül tíz százalék U-235-öt tartalmaz és majdnem semmi plutóniumot. Ezt a tüzelőanyagot könnyen meg lehet szabadítani hasadóanyag tartalmától és újra lehet dúsítani húsz százalék U-235-re, igen kevés leválasztó tevékenységgel. A hagyományos magok egyéb költségei, amelyek ezen találmány használatával elkerülhetők, a szabályzó abszorbensek cseréje és a tüzelőanyag szerelvények átrendezése.

59.333/BT*32*95-01-25

-33A tőkeköltségek területén az ezen találmány szerinti mag kiképzés a teljes erőmű beruházási költségek tizenöt-húsz százalékának megtakarítását eredményezi. Ez a költségmegtakarítás (1) a többezer méter csővel, keverő tartályokkal, szűrőkkel, fuvókákkal stb. felszerelt oldható bór rendszer kiküszöböléséből; (2) a szabályzó rudak meghajtó mechanizmusa bonyolultságának és költségeinek csökkenéséből adódó megtakarítás; (3) a nyomott tartály magasságcsökkenése és (4) az egész felépítmény ebből eredő csökkentett mérete.

Amint jól ismert, az úgynevezett terhelés követés a hagyományos reaktor magban lassú és nehézkes az oldható bór szabályzó rendszer miatt. Ez különösen igy van a működési ciklus kezdetén, amikor sok bór van a magban. Másrészt, ezen találmány szerint a magban az úgynevezett fojtás szabályozás módszer használható. Ez azt jelenti, hogy ha a teljesítmény igény megnő, a fojtást megnyitják, hogy több hideg víz folyjon a magba, növelve a reaktivitást és azután a teljesítmény szintet. Hagyományos mag esetén a hűtővíz növeli az oldott bór sűrűségét és koncentrációját, csökkentve a reaktivitást. A hagyományos magok ilyen problémájának megoldására további speciális szabályzó rudakat (fél rudak és szürke rudak) alkalmaznak jelentős többlet költséggel. Ezenkívül a teljesítmény igényre való lassú reagálás azt jelenti, hogy bizonyos energia elveszik, ami növeli a működtetési költségeket.

Biztonság

Az ezen találmány szerinti reaktor mag koncepció a biztonság szempontjából a hagyományos könnyűvizes reaktor magokhoz képest a következő vonatkozásokban:

A hagyományos könnyűvizes reaktorokban a szabályzó rudak és meghajtó mechanizmusok körülbelül a mag mintegy 4 méteres magasságának háromszorosát kitevő (azaz összesen 12 méter) méretűek 1000 MWe teljesítménynél. Minden tipikus rúd 27 abszorbeáló csapban végződik, amelyek mindegyike 4 m hosszú és 1 cm átmérőjű, és amelyeket a tüzelőanyag szerelvényben lévő lyukakba kell illeszteni. Nyilvánvaló, hogy az ilyen vékony csapok illesztése több mint nyolc méter

59.333/BT*33*95-01-25

-34távolságból maga után vonja annak kockázatát, hogy a csapok deformálódnak, amelynek következtében nem illeszthetők a magba. Ezenkívül a mag gyors lezárásához úgynevezett áramlás-kimaradási baleset (loss of flow accident, LOFA) esetén a rudakat teljesen be kell hajtani a magba.

Az ezen találmány szerinti szabályzó rendszernél a fentiekhez képest csak hozzávetőleg 45 cm mozgatásra van szükség és ezért a mag lezárása sokkal gyorsabban történik. Az elrendezés ezenkívül olyan, hogy deformálódás bekövetkezése sokkal kevésbé valószínű.

Áramlás-kimaradási baleset (loss of flow accident, LOFA) esetén az ezen találmány szerinti mag több szempont figyelembevételével magasabb rendű. A multiplikációs közeg tartományok nagy neutron szivárgásukkal úgy viselkednek, mintha kis magok lennének. A víz a multiplikációs közegekben először forrni kezd, amely gyors reaktivitás csökkenést okoz. A tüzelőanyag elemek a multiplikációs közeg tartományokban előnyösen fémes uránium-cirkónium ötvözetből készülnek, amelynek sokkal kisebb a tárolt hője, mint a hagyományos reaktorok keramikus, uránium-oxid tüzelőanyag elemeinek. Még az ezen találmány szerinti mag köpeny tartománya is előnyösebb a hagyományos reaktorokkal szemben, mivel a tórium-oxid jobb hővezetőképességű, mint az urániumoxid.

A hagyományos könnyűvizes reaktorok jelenleg bórsavat használnak a hűtőközegben a mag reaktivitásának és teljesítmény szintjének szabályozására működés közben. Mint korábban ismertették, úgy találták, hogy kismennyiségű bór szivárgás összegyűlik és korrodálja a nagyszilárdságú acél alkatrészeket, mint amilyeneket a hűtőszivattyúkban és szelepekben használnak. A bór jelenléte a hűtőközegben zavarja a hatékony terhelés követést. Ennek ellenére az iparágban nem sikerült kiküszöbölni az oldható bór szabályozást, valószínűleg mivel az ilyenfajta kiküszöbölés maga után vonná nagyszámú újabb szabályzó rúd alkalmazását a velejáró fentebb leirt bonyolult mechanikával. Az ezen találmány szerinti reaktor magban, amelyben oldható bór

59.333/ΒΤ*34’95-01·25 szabályozásra nincs szükség, a reaktor szabályzó rendszer mégis sokkal egyszerűbb mechanikailag, mint a hagyományos reaktoroknál.

Az oldható bór szabályozás további problémája, hogy LOFA esetén a vész-hűtőközeg bór nélkül maradhat, igy friss víz ömlik a magba, aminek következménye súlyos reaktivitás növekedési ugrás.

Noha a hagyományos könnyűvizes reaktoroknál, helyes tervezés és kivitelezés esetén gyakorlatilag nincs rádióaktivitás terjedés kockázat balesetnél, még mindig megmarad számos gyenge pont, amelyek összeolvadást és jelentős gazdasági veszteséget okozhatnak. Az ezen találmány szerinti reaktor magnál az ilyen hiba valószínűsége nagyon lecsökken.

Nukleáris hulladék

Két nukleáris hulladék kategóriát kell figyelembe venni: a kis és a nagy szintű hulladékot.

A kis szintű hulladék esetében az ezen találmány szerinti reaktor mag nem rendelkezik előnyökkel a hagyományos magokkal szemben, mivel az ilyenfajta hulladék mennyisége a leadott összes energiától függ.

A nagy szintű hulladékra nézve azonban az ezen mag által kibocsátott rádióaktivitás mennyisége kevesebb, mint fele a hagyományos reaktor magénak.

Ennek magyarázata a következő: A multiplikációs közeg tartományok, amelyeket 1218 havonta kell tüzelőanyaggal újratölteni, ugyanolyan arányban bocsátanak ki nagy szintű hulladékot mint a hagyományos reaktorok, de csak a teljes energia 20-25 %-a képződik a multiplikációs közegekben. A köpeny tartományban, amely a magban marad 10-12 évig, a nagy szintű hulladék rádióaktivitása legalább egy hetedére csökken, egyszerűen azért, mert ezek a hulladékok gyorsan bomlanak és sokkal kisebb rádióaktivitású maradványokat alkotnak. Ezt a folyamatot a segíti a neutron abszorpció

59.333/BT*35*95-O1-25 a nagy szintű hulladékban, amíg az a magban van, ami szintén kevéssé radioaktív atommagok kialakulását eredményezi. így a köpenyből származó nagy szintű hulladék rádióaktivitása legalább egy hetede annak, mint amit arányos mennyiségű hagyományos reaktorból származó hulladék mutat. Ha mind a multiplikációs közeg tartományokból mind pedig a köpeny tartományokból származó rádióaktivitás mennyiségét súlyozzuk az egyes tartományokból származó energia mennyiséggel (2025 % a multiplikációs közeg tartományokból, 75-80 % a köpeny tartományokból), a teljes kibocsátott rádióaktivitás hulladék jóval kevesebb, mint fele a hagyományos mag által kibocsátott nagy szintű hulladéknak.

Ennek következtében egy újfajta, az atomfegyverek elterjedését nem elősegítő könnyűvizes nukleáris reaktort mutattunk be és irtunk le, amely teljesít minden kívánt célkitűzést és előnyt. Sok változtatás, módosítás, variáció és ezen találmány egyéb felhasználása és alkalmazása válik nyilvánvalóvá mindazok számára, akik a szakterületen jártasak és tanulmányozzák ezt a leírást és a csatolt rajzokat, amelyek az előnyös megvalósítási formákat tartalmazzák. Minden ilyen változtatást, módosítást, variációt és egyéb felhasználást és alkalmazást, amely nem tér el a találmány szellemétől és hatáskörétől a találmány által védettnek kell tekinteni, amit csak a következő igénypontok által szabad korlátozni.

Claims (67)

1. Szabadalmi igénypontok

   1. Nukleáris reaktor, amely maggal rendelkezik, azzal jellemezve, hogy magja tartalmaz egy vagy néhány multiplikációs közeg tartományt, amelyek mindegyike kritikus tömegű hasadóanyagot tartalmazó multiplikációs közeg tüzelőanyag elemeket foglal magába, és az említett tüzelőanyag elemek lényegileg U-235 és U-238-ból állnak, amelyek aránya kezdeti állapotban 10:90 és azon maximális arány közötti aránytartományban van, amelynél még nem áll fenn szaporodási képesség; és egy az említett multiplikációs közeg tartományt körülvevő köpeny tartományt, amely főként Th-232 köpeny tüzelőanyag elemeket foglal magába.
2. 2. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az U235 és U-238 aránya kezdeti állapotban az említett multiplikációs közeg tartományban hozzávetőleg 20:80.
3. 3. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy több, az említett köpeny tartományban alapvetően egyformán elosztott multiplikációs közeg tartomány van, és amelyben mindegyik multiplikációs közeg tartomány fenntarthatja a neutron láncreakciót anélkül, hogy egy másik multiplikációs közeg tartománnyal lényeges neutron kölcsönhatás lépne fel.
4. 4. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a köpeny tartományban lévő multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek kezdeti állapotban urániummal vannak dúsítva olymódon, hogy a kezdeti uránium térfogat százalék a 2-12 % sávban legyen.
5. 5. A 4. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az uránium térfogat százalék kezdeti állapotban 6 és 10 % között van.
6. 6. Az 5. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az uránium térfogat százalék kezdeti állapotban hozzávetőlegesen 8 %.

   59.333/BT*37*95-01-25
7. 7. A 4. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett köpeny tartományban biztosított uránium kezdeti állapotban U-235-öt és U-238-at tartalmaz olyan arányban, amely 10:90 és azon maximális arány közötti aránytartományban van, amelynél még nem áll fenn szaporodási képesség.
8. 8. A 7. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az U235 és U-238 aránya az említett köpeny tartományban kezdeti állapotban hozzávetőleg 20:80.
9. 9. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a kezdeti állapotban az említett multiplikációs közeg tartományban biztosítandó urániumot urániumoxid formájában biztosítják.
10. 10. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a kezdeti állapotban az említett multiplikációs közeg tartományban biztosítandó urániumot uránium-cirkónium ötvözet formájában biztosítják.
11. 11. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a kezdeti állapotban az említett köpeny tartományban biztosítandó tóriumot tóriumoxid formájában biztosítják.
12. 12. Az 4. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a kezdeti állapotban az említett köpeny tartományban biztosítandó urániumot urániumoxid formájában biztosítják.
13. 13. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a olyan eszközöket is tartalmaz a tüzelőanyag elemek cseréjéhez az említett multiplikációs közeg tartományban, amelyek biztosítják a cserét anélkül, hogy zavarnák a tüzelőanyag elemeket az említett köpeny tartományban.
14. 14. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy olyan eszközöket is tartalmaz a tüzelőanyag elemek cseréjéhez az említett köpeny

    59.333/BT’38*95-01-25

    -39tartományban, amelyek biztosítják a cserét anélkül, hogy zavarnák a tüzelőanyag elemeket az említett multiplikációs közeg tartományban.
15. 15. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett mag hűtésére olyan eszközöket is tartalmaz, amelyek hűtőközegként kizárólag vizet alkalmaznak.
16. 16. A 15. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett viz könnyűviz.
17. 17. A 15. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett hűtőeszközök a mag hűtésére tartalmaznak egy, az említett magot tartalmazó nyomásálló reaktortartályt, és az említett vizet olymódon szolgáltató eszközt, amely megakadályozza az említett mag üzemi hőmérsékletén gőz képződését.
18. 18. A 15. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a viz és tüzelőanyag térfogat aránya legalább háromszorosa annak az aránynak, ami az említett köpeny tartományban fennáll.
19. 19. A 15. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a viz és tüzelőanyag térfogat aránya az említett multiplikációs közeg tartományban 3:1 és 10:1 értékek között van.
20. 20. A 15. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a viz és tüzelőanyag térfogat aránya az említett köpeny tartományban 0,8 és 1,5 értékek között van.
21. 21. A 19. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tartományban biztosított urániumot urániumcirkónium ötvözet formájában biztosítják.

    59.333/BT*39’95-01-25 • · • ·

    ...... - 40 -
22. 22. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy egy, az említett magot körülvevő neutronreflektor tartományt is tartalmaz és amelyben az említett reflektor tartomány főleg Th-232-t tartalmazó tüzelőanyag elemekkel rendelkezik.
23. 23. A 22. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett, a reflektor tartományban lévő tüzelőanyag elemek kezdeti állapotban U238-al dúsítottak.
24. 24. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett magban lezajló nukleáris reakció sebességének szabályzására nem parazita eszközöket is tartalmaz.
25. 25. A 24. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó eszközök kizárólagosan szabályozzák a nukleáris reakció sebességét az említett multiplikációs közeg tartományban.
26. 26. Az 1. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tüzelőanyag elemek rúdalakúak és függőlegesen vannak elrendezve az említett magban, és amelyben az említett reaktor rendelkezik az említett magban lezajló nukleáris reakció sebességét szabályzó eszközökkel, amelyek tartalmaznak egy csoport rúdalakú, függőlegesen elrendezett szabályzó elemet, amelyek párhuzamosan vannak elrendezve az említett tüzelőanyag elemekkel és minden egyes szabályzó elem rendelkezik egyik végétől a másik végéig több, előirt hosszúságú szakasszal; és eszközöket az említett szabályzó elemek közül legalább néhánynak az olyan távolságban történő függőleges mozgatására, amely lényegileg egyenlő az említett előirt hosszúsággal.
27. 27. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elem nem parazita.

    59.333/BT*40*95-01-25
28. 28. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek az említett multiplikációs közeg tartomány és említett köpeny tartomány közötti szabályzó tartományban vannak elhelyezve.
29. 29. A 28. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó tartomány körbeveszi az említett multiplikációs közeg tartományt.
30. 30. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek több stacioner szabályzó elemet tartalmaznak és több mozgatható szabályzó elemet, amelyek az említett mozgató eszközökhöz vannak kapcsolva és az említett stacioner szabályzó elemek közvetlenül az említett mozgatható szabályzó elemek közvetlen szomszédságában vannak.
31. 31. A 30. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy legalább néhány stacioner szabályzó elemet az említett multiplikációs közeg tartomány és említett mozgatható szabályzó elemek között helyeznek el.
32. 32. A 30. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy legalább néhány stacioner szabályzó elemet az említett köpeny tartomány és említett mozgatható szabályzó elemek között helyeznek el.
33. 33. A 30. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett stacioner szabályzó elemeket az említett mozgatható szabályzó elemek ellentétes oldalain helyezik el.
34. 34. A 33. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek az említett multiplikációs közeg tartomány és az említett köpeny tartomány között vannak elrendezve, úgy, hogy az első stacioner szabályzó elemek az említett mozgatható szabályzó elemek egyik oldalán, az említett multiplikációs közeg tartomány szomszédságában, a második stacioner szabályzó

    59.333/BT*41*95-01-25 « ·

    -42elemek az említett mozgatható szabályzó elemek másik oldalán, az említett köpeny tartomány vannak elhelyezve.
35. 35.A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek említett szakaszai az egyik végtől a másikig egymás után váltakozva hasadó és nem hasadó anyagot tartalmaznak.
36. 36. A 35. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett nem hasadó anyag lényegileg átlátszó a neutronok számára.
37. 37. A 35. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett nem hasadó anyag neutrontermelő.
38. 38. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek közül legalább néhány említett szakaszai az egyik végtől a másikig egymás után váltakozva neutrontermelő és neutronok számára átlátszó anyagot tartalmaznak.
39. 39. A 37. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett neutrontermelő anyag tórium.
40. 40. A 38. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal j ellemezve, hogy az említett neutrontermelő anyag tórium.
41. 41. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett előirt hosszúság lényegileg 45 cm-t tesz ki.
42. 42. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy minden szabályzó elem nyolc előirt hosszúságú szakasszal rendelkezik.
43. 43. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett köpeny tartomány tüzelőanyag elemek rúdalakúak és függőlegesen, az

    59.333/B T*42’95-01 -25 • 4

    -43• · ··· «<« • · * * • ···· »4 4« említett tüzelőanyag elemekkel és az említett szabályzó elemekkel párhuzamosan vannak elrendezve.
44. 44. A 43. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tartomány és köpeny tartomány tüzelőanyag elemek lényegileg ugyanolyan hosszúságúak és az említett szabályzó elemek lényegileg az említett multiplikációs közeg tartomány és köpeny tartomány tüzelőanyag elemek teljes függőleges méretére kiterjednek.
45. 45. A 26. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett mozgó eszközök alkalmasak az említett szabályzó elemek említett távolságon belül való bármely helyzetbe mozgatására.
46. 46. Az 1. igénypont szerinti) nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy magja tartalmaz egy első csoport multiplikációs közeg tartományt, amelyek mindegyike több rúdalakú, függőlegesen elrendezett egynél nagyobb reaktivitású multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemmel rendelkezik; legalább egy vagy több szabályzó tartományt, amelyek mindegyike rúdalakú, függőlegesen, az említett multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemekkel párhuzamosan elrendezett és egyik végétől a másik végéig több, előirt hosszúságú szakasszal bíró szabályzó elemekkel rendelkezik; egy vagy több köpeny tartományt, amelyek mindegyike körbevesz egy multiplikációs közeg tartományt és amelyek egynél kisebb reaktivitású köpeny tartomány tüzelőanyag elemekkel rendelkeznek; és eszközökkel az említett szabályzó elemek közül legalább néhánynak az olyan távolságban történő függőleges mozgatására, amely lényegileg egyenlő az említett előirt hosszúsággal.
47. 47. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek nem paraziták.

    59.333/BT’43*95-01-25

    9» * ..:. : -44-
48. 48. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tartomány és említett köpeny tartomány között szabályzó tartomány van elrendezve.
49. 49. A 48. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó tartomány körbeveszi az említett multiplikációs közeg tartományt.
50. 50. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek egy csoport stacioner szabályzó elemből és egy csoport mozgatható szabályzó elemből állnak, amelyek az említett mozgató eszközökhöz vannak kapcsolva és az említett stacioner szabályzó elemek közvetlenül az említett mozgatható szabályzó elemek szomszédságában vannak.
51. 51. Az 50. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy legalább néhány stacioner szabályzó elemet az említett multiplikációs közeg tartomány és említett mozgatható szabályzó elemek között helyeznek el.
52. 52. Az 50. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy legalább néhány stacioner szabályzó elemet az említett köpeny tartomány és említett mozgatható szabályzó elemek között helyeznek el.
53. 53. A 50. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett stacioner szabályzó elemeket az említett mozgatható szabályzó elemek ellentétes oldalain helyezik el.
54. 54. A 53. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek az említett multiplikációs közeg tartomány és az említett köpeny tartomány közötti szabályzó tartományban vannak elrendezve, úgy, hogy az első stacioner szabályzó elemek az említett mozgatható szabályzó elemek egyik oldalán, az említett multiplikációs közeg tartomány szomszédságában, a második

    59.333/BT*44*95-01-25

    -45 ♦ · 9 · * · · « ·» • » »-<r ·*♦ • * · » • »»J« 9Λ ·« stacioner szabályzó elemek az említett mozgatható szabályzó elemek másik oldalán, az említett köpeny tartomány szomszédságában vannak elhelyezve.
55. 55. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek említett szakaszai az egyik végtől a másikig egymás után váltakozva hasadó és nem hasadó anyagot tartalmaznak.
56. 56. A 55. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett nem hasadó anyag lényegileg átlátszó a neutronok számára.
57. 57. A 55. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett nem hasadó anyag neutrontermelő.
58. 58. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett szabályzó elemek közül legalább néhány említett szakaszai az egyik végtől a másikig egymás után váltakozva neutrontermelő és neutronok számára átlátszó anyagot tartalmaznak.

    59. A 57. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett neutrontermelő anyag tórium. 60. A 58. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett neutrontermelő anyag tórium. 61. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett előirt hosszúság lényegileg 45 cm-t tesz ki.

    62. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy minden szabályzó elem nyolc előirt hosszúságú szakasszal rendelkezik.

    63. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett köpeny tartomány tüzelőanyag elemek rúdalakúak és függőlegesen, az
59. 59.333/BT45’95-01 -25 « * · >··

    -46említett tüzelőanyag elemekkel és az említett szabályzó elemekkel párhuzamosan vannak elrendezve.
60. 64. A 63. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tartomány és köpeny tartomány tüzelőanyag elemek lényegileg ugyanolyan hosszúságúak és az említett szabályzó elemek lényegileg az említett multiplikációs közeg tartomány és köpeny tartomány tüzelőanyag elemek teljes függőleges méretére kiterjednek.
61. 65. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett mozgó eszközök alkalmasak az említett szabályzó elemek említett távolságon belül való bármely kívánt helyzetbe mozgatására.
62. 66. A 46. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy a szabályzó elemek említett első csoportja egy második csoport szabályzó elemet tartalmaz, amelyek köpeny tartomány tüzelőanyag elemeket is magukba foglalnak, valamint egy harmadik csoport szabályzó elemet is tartalmaz, amelyek multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemeket is magukba foglalnak.
63. 67. A 66. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett köpeny tartomány tüzelőanyag elemek a szabályzó elemek említett második csoportjában azok említett szakaszaiban váltakozva vannak elrendezve.
64. 68. A 66. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett mozgató eszközök tartalmaznak eszközöket a szabályzó elemek említett második csoportjának fokozatos mozgatására az említett előirt hossszal megegyező távolságon az említett multiplikációs közeg tartomány elemek élettartama alatt.
65. 69. A 66. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemek a szabályzó elemek

    59.333/B7’46*95-01-25 * · « ·

    -47említett harmadik csoportjában azok említett szakaszaiban váltakozva vannak elrendezve.
66. 70. A 69. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemeket egymásután betöltik azok említett szakaszaiba, úgy, hogy az egyes új multiplikációs közeg tartomány tüzelőanyag elemek egymásutáni betöltésénél a szomszédos szakaszok relatív helyzete fordított, hogy az említett mag axiális tüzelőanyag kimerülése biztosítva legyen.
67. 71. A 70. igénypont szerinti nukleáris reaktor, azzal jellemezve, hogy az említett mozgató eszközök tartalmaznak a szabályzó elemek harmadik csoportjának olyan emelésére és süllyesztésére alkalmas eszközöket is tartalmaznak, amelynél a mozgatás hossza megegyezik az említett előirt hosszúságggal az említett multiplikációs közeg tartomány elemek cseréjének időpontjában.