NL2000078C2 - Kernreactor. - Google Patents

Kernreactor. Download PDF

Info

Publication number
NL2000078C2
NL2000078C2 NL2000078A NL2000078A NL2000078C2 NL 2000078 C2 NL2000078 C2 NL 2000078C2 NL 2000078 A NL2000078 A NL 2000078A NL 2000078 A NL2000078 A NL 2000078A NL 2000078 C2 NL2000078 C2 NL 2000078C2
Authority
NL
Netherlands
Prior art keywords
core
reactor
coolant
nuclear reactor
channels
Prior art date
Application number
NL2000078A
Other languages
English (en)
Inventor
Gerrit Clemens Van Uitert
Original Assignee
Gerrit Clemens Van Uitert
Vera Van Uitert Zoet
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Gerrit Clemens Van Uitert, Vera Van Uitert Zoet filed Critical Gerrit Clemens Van Uitert
Priority to NL2000078A priority Critical patent/NL2000078C2/nl
Priority to US12/301,562 priority patent/US20090207963A1/en
Priority to PCT/NL2007/050226 priority patent/WO2007136261A1/en
Application granted granted Critical
Publication of NL2000078C2 publication Critical patent/NL2000078C2/nl

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/08Thermal shields; Thermal linings, i.e. for dissipating heat from gamma radiation which would otherwise heat an outer biological shield ; Thermal insulation
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Biomedical Technology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Molecular Biology (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

Kernreactor
De onderhavige uitvinding heeft in algemene zin betrekking op een kernreactor, omvattende een reactorkern, grafieten reflectoren, die de kern omsluiten, uraanoxide als splijtstof en een koelmiddel, dat vloeibaar is onder 5 procesomstandigheden en vast bij kamertemperatuur. De uitvinding heeft in het bijzonder, maar niet alleen, betrekking op een primair systeem, omvattende de reactorkern en warmtewisselaar, bijvoorbeeld stoomgenerator, van een thermische kerncentrale, die in deze beschrijving wordt 10 aangeduid als Building Block Reactor (BBR, bouwsteenreactor).
De BBR is een microkernreactor, die inherent veilig is. Dat betekent, dat er in geen geval radioactieve splijtingsproducten kunnen vrijkomen, omdat de maximum temperatuur in de reactor uitgaande van een deterministische 15 benadering van nature is begrensd. Deze eigenschap komt overeen met die van de Duitse HTR-M (Hoge Temperatuur Reactor - Module), omdat de beide typen dezelfde ontwerpfilosofie en hetzelfde soort splijtstof hebben. Deze splijtstof is uraanoxide ingebed in TRISO-deeltjes, die tot een temperatuur 20 van ongeveer 1600 °C geen splijtingsproducten uitstoten. De HTR-M is echter geen microreactor.
Voorbeelden van bekende typen microreactoren zijn de Toshiba 4S (Super Safe, Small & Simple; uiterst veilig, klein en eenvoudig), ENHS (Encapsulated Nuclear Heat Source; 25 ingekapselde nucleaire warmtebron), STAR-LM (Secure
Transportable Autonomous Reactor - Liquid Metal; zekere transporteerbare autonome reactor - vloeibaar metaal). De laatstgenoemde twee typen worden in de VS ontwikkeld in het kader van NERI (kernenergie onderzoekinitiatief [Nuclear 30 Energy Research Initiative]). Kenmerkend voor deze voorbeelden is dat het in alle gevallen om snelle reactoren gaat. Dat betekent, dat de neutronen, die in deze reactoren de 2000078- 2 kernsplijtingen teweeg brengen, niet zijn afgeremd. Ze gebruiken plutonium als splijtstof (met een gewichtspercentage tussen 10 en 20 %) en natuurlijk of verarmd uraan als kweekstof. Alleen de kern van de reactoren kan in een 5 transporteerbare container worden geplaatst. Een andere kenmerk is dat ze met vloeibaar metaal worden gekoeld, bijvoorbeeld natrium, lood of lood/bismut. ze kunnen gekoeld worden met behulp van natuurlijke circulatie. Als er een kleine scheur optreedt in hun primaire systeem, dan kan 10 lekkage optreden. Hun vermogen ligt typisch tussen 10 MWe en 50 MWe.
De BBR kan worden aangemerkt als een thermische microreactor, die echter laagverrijkt uraan als splijtstof gebruikt. Thermisch houdt in, dat de neutronen, die de 15 kernsplijtingen in de reactor teweeg brengen, worden afgeremd totdat ze bijna in thermisch evenwicht zijn met de materie waaruit de reactor bestaat.
De kernreactoren, die thans volgens de huidige stand van de techniek bekend zijn, zijn behept met een aantal problemen. 20 De thans bekende inherent veilige reactoren zijn groot, zowel qua geproduceerd vermogen als qua fysieke afmetingen. De microreactoren, die thans volgens de huidige stand van de techniek bekend zijn, zijn behept met het probleem, dat ze niet inherent veilig zijn.
25 Het doel van de uitvinding is om een verbeterde thermische kernreactor te verschaffen.
Een ander doel is om een kernreactor te verschaffen, die inherent veilig is en die eenvoudig is te bedienen.
Een doel is ook om een kernreactor te verschaffen, die 30 zowel los kan worden geplaatst, als parallel aan een aantal andere soortgelijke reactoren.
De uitvinding verschaft ten minste een van deze doelen met een reactor zoals in de aanhef vermeld en die is gekenmerkt doordat deze een thermische isolatie bevat die de 35 reactorkern en zijn neutronenreflectoren omsluit teneinde in 3 de functie van een veiligheidsinsluiting te voorzien. In combinatie met het soort koelmiddel wordt een lekdichte reactor verkregen. Als enigerlei lekkage zou optreden, dan zou dat, vanwege de thermische isolatie, vast worden, voordat het 5 de buitenkant van de reactor bereikt. De eigenschap, dat het koelmiddel stolt, kan op deze wijze worden gebruikt, omdat de behuizing een temperatuur heeft van om en nabij kamertemperatuur. Deze ligt aanzienlijk ver onder de stoltemperatuur van het koelmiddel. Bij voorkeur omsluit de 10 thermische isolatie de kern en de neutronenreflectoren aan alle zijkanten, de bovenkant en de onderkant van de kern.
Een verdere voordelige uitvoeringsvorm is gekenmerkt, doordat de verwarmingselementen in de reflector zijn ingebracht met het doel om ten minste de reactorkern te kunnen 15 verhitten voorafgaande aan het opstarten vein de reactor. Door deze maatregel kunnen de totale afmetingen van de reactor heel klein worden gehouden.
Een nog voordeliger uitvoeringsvorm is gekenmerkt, doordat de verwarmingskanalen, die de verwarmingselementen 20 bevatten, in de reflectoren zijn aangebracht. De reactorkern en de kanalen waar het koelmiddel doorheen loopt, kunnen worden verhit tot een temperatuur, die hoger is dan de smelttemperatuur van het koelmiddel, hetgeen plaatsvindt, voordat de reactor met het koelmiddel wordt gevuld en voordat 25 het opstarten van de reactor begint.
Andere voordelige uitvoeringsvormen zijn onderwerp van de overige conclusies en zullen aan een deskundige in de techniek, die de beschrijving en de verwijzingen naar de 30 getekende figuren leest, duidelijk zijn.
Verschillen tussen de BBR en de andere voormelde microreactoren betreffen het soort splijtstof (laagverrijkt uraan respectievelijk plutonium/uraan) en het neutronenspectrum 35 (thermisch respectievelijk snel).
4
De voormelde HTR-M is een inherent veilige thermische reactor. Het is echter geen microreactor. Het afgegeven vermogen is ongeveer 80 MWe per eenheid. De HTR-M heeft een reactorkern, die bestaat uit een vast bed van kogelvormige 5 splijtstofelementen. Deze reactor wordt daarom kogelbedreactor genoemd. De reactor wordt met helium gekoeld, hetgeen hoge eisen stelt aan de lekdichtheid van alle primaire systemen. Een actief koelsysteem met daarin een heliumpomp is vereist. De reactor is in een dikwandig vat in een reactorkamer geplaatst. 10 De stoomgenerator bevindt zich in een aangrenzende ruimte. Het splijtstofwisselen gebeurt tijdens normaal bedrijf, waarbij opgebrande kogelvormige splijtstofelementen worden vervangen door nieuwe. De HTR-M gebruikt laagverrijkt uraan, namelijk ongeveer 10 %.
15 De splijtstof van de BBR zit in prismatische splijtstofelementen. Zowel de BBR als de HTR-M bezitten de eigenschap, dat hun temperatuurafhankelijke reactiviteitscoëfficiënten altijd negatief zijn, als ook hun vermogensafhankelijke reactiviteitscoëfficiënten. Dat betekent, 20 dat de reactor van nature afschakelt indien verlies van koelmiddel uit het secundaire systeem plaatsvindt, bijvoorbeeld van koelwater uit de stoomgenerator, ten minste zolang de hoeveelheid overreactiviteit afwezig is of klein is. De reactorkernen van de beide typen kunnen nooit een temperatuur 25 bereiken (die hoger is dan 1600 °C) , waarbij radioactieve stoffen zouden worden geloosd. De beide typen worden geheel passief gekoeld door warmtegeleiding vanuit de kern naar de buitenwand(en) en door natuurlijke circulatie van de lucht langs die buitenwanden na een incident, waarbij verlies van 30 secundair koelmiddel optreedt.
Alle andere Hoge Temperatuur Reactoren hebben een grote overreactiviteit en/of een vermogensniveau van meer van 100 MWe.
Verschillen tussen de HTR-M en de BBR zijn onder andere de 35 manier van splijtstofwisselen (continue respectievelijk 5 ladingsgewijze namelijk aan het einde van de levensduur) en het type splijtstof (kogels respectievelijk prismatisch) .
In het hiernavolgende is een voorbeeld weergegeven van een BBR. Daarbij blijkt, dat er een nogal grote vrijheid is in de 5 keuze van de desbetreffende ontwerpparameters, zoals de fysieke afmetingen. Deze eigenschap maakt het mogelijk om een lijn van zulke reactoren te ontwikkelen. Voor het hierna beschreven geval bezit de BBR een continue vermogen in de orde van 30 MWth of ongeveer 10 MWe (typisch tussen 10 MWth en 100 MWth) 10 gedurende zijn gehele bedrijfstijd. De heetste plaats in de BBR is altijd lager dan 1600 °C. Als gevolg daarvan zal de maximale temperatuur in het koelmiddel altijd lager zijn dan ongeveer 1200 °C.
15 Onderstaand zijn enige maatregelen vermeld, die betrekking hebben op de uitvinding. De uitvinding is evenwel niet beperkt tot de combinatie van maatregelen, die hier zijn aangegeven. De uitvinding is alleen beperkt door de bijgaande conclusies. Elke maatregel kan gecombineerd worden met elke andère maatregel en 20 is, zoals een deskundige in de techniek begrijpt, mogelijk en veilig: 1) De BBR is een met vloeibaar metaal gekoelde thermische reactor, die laagverrijkt uraan (LEU tot 20% [low-enriched uranium]) als splijtstof gebruikt en die zijn 25 splijtstofelementen ladingsgewijze wisselt. Zijn primaire systeem is in een transporteerbare container geplaatst. De BBR is inherent veilig. Dat betekent, dat er geen reactiviteitsexcursie kan plaatsvinden, omdat slechts een kleine hoeveelheid overreactiviteit (ongeveer maximaal 1,3 %) 30 in de reactorkern aanwezig is tijdens zijn bedrijfstijd. Als gevolg hiervan kunnen de ongelukken, die in Harrisburg en Tsjernobyl plaatsvonden, onmogelijk in een BBR gebeuren. Tot op heden bestaat er geen reactor, die zoals de BBR deze combinatie van eigenschappen heeft; 35 6 2) De BBR is in elk opzicht uiterst eenvoudig, hetgeen inhoudt, dat: Λ. Het primaire systeem van de BBR is ingepakt in een grote container, die in een fabriek in serieproductie kan worden 5 gebouwd en die naar de vestigingsplaats kan worden vervoerd, waar hij energie produceert. De container kan bijvoorbeeld cilindrisch of rechthoekig van vorm zijn.
De afmeting en de dimensies van de container zijn afhankelijk van het maximum vermogen van de kernreactor, die 10 zich dichtbij de bodem van de container bevindt en van de warmtewisselaar dichtbij de bovenkant van de container. De reactor en de warmtewisselaar zijn met elkaar verbonden door stijgkanalen en valkanalen. Tussen de reactor en de warmtewisselaar in zijn twee distributieruimtes aangebracht, 15 Ten eerste is voorzien in een hooggeplaatste distributieruimte met hoge temperatuur voor het hete koelmiddel, dat uit de kern komt en dat naar de warmtewisselaar stroomt, als ook ten tweede in een hooggeplaatste distributieruimte met lage temperatuur voor het afgekoelde koelmiddel uit de warmtewisselaar. Ten 20 derde is er voorzien in een laaggeplaatste distributieruimte met lage temperatuur, die zich onder de kern bevindt, waar het afgekoelde koelmiddel doorheen stroomt, voordat het de kern ingaat;
De lekdichtheid van de verbindingen tussen de valkanalen 25 en de hooggeplaatste distributieruimte met lage temperatuur is gewaarborgd, doordat de temperatuur aan de buitenzijden van de verbindingen lager is dan de stoltemperatuur van het koelmiddel.
B. De BBR heeft prismatische splijtstofelementen, die zijn 30 gestapeld en die met hun zijkanten tegen elkaar aan zijn geplaatst. Er zijn verticale sleuven, die de koelkanalen vormen, aangebracht langs de verticale ribben van de hoeken van de verticale buitenvlakken van de splijtstofelementen. De horizontale doorsneden van de splijtstofelementen vullen het 35 horizontale vlak geheel met uitzondering van de koelkanalen. De 7 splijtstof van de BBR is uraandioxide. De splijtstof heeft een betrekkelijk hoge beginverrijking van het uraan. Een typische waarde is 20%, hetgeen een hoge opbrand van ongeveer 100 MegaWattdag per kilogram zwaar metaal mogelijk maakt zonder 5 splijtstof te wisselen. De beginverrijking kan liggen tussen 10% en 3 0%, waardoor de opbrand kan afnemen respectievelijk toenemen. De tijdsduur tussen de splijtstofwisselingen, die gelijk is aan de bedrijfstijd, kan vele jaren bedragen, bijvoorbeeld 20 jaar, waarna de reactorkern ladingsgewijze, 10 wordt vervangen. De reactorkern kan ook in zijn geheel als een blok vervangen worden; C. De overreactiviteit heeft gedurende de gehele bedrijfstijd een vrijwel vlak verloop en ligt minder dan 1,3% boven nul. Dit kenmerk is verkregen door bolvormige deeltjes van slijtend 15 neutronengif toe te passen bijvoorbeeld van boorcarbide. Voor het geval van 20% verrijkte splijtstof en zuiver 10BC4 is een typische waarde voor de straal van het slijtend gifdeeltje ongeveer 0,5 millimeter; D. De functie van veiligheidsinsluiting van de reactor is 20 gewaarborgd door het feit dat de stoltemperatuur van het koelmiddel onder alle mogelijke omstandigheden hoger is dan de temperatuur aan de buitenkant van de r eac tor container ; E. De reactorkern is aan alle kanten omsloten door neutronenreflectoren, die op hun beurt zijn omsloten door een 25 laag (of door lagen) thermisch isolatiemateriaal. Deze constructie maakt een grote temperatuurgradiënt mogelijk tussen de kern en de omgeving aan de buitenzijde, namelijk de reactorcontainer. Als gevolg hiervan moet het primaire systeem, voordat de reactor opstart en voor het kan worden gevuld met 30 het koelmiddel van vloeibaar metaal, van binnenuit worden opgewarmd. Hiertoe zijn droge verticale kanalen voorzien, die doorlopen tot onder het thermische isolatiemateriaal vlakbij de onderkant van de container, waar de temperatuur lager is dan de stoltemperatuur van het koelmiddel. Aan de onderzijde zijn deze 35 kanalen met elkaar verbonden. Ze maken een u-bocht. Om het 8 primaire systeem op te warmen worden verwarmingselementen, bijvoorbeeld stookdraden, die in deze beschrijving zijn beoogd, in deze kanalen getrokken. In principe zouden de verwarmingselementen direct in de reactor opgenomen kunnen 5 worden zonder de kanalen te gebruiken waarin de elementen worden geplaatst. Het gebruik van afzonderlijke kanalen heeft echter de voorkeur; F. Het primaire systeem is onderhoudsvrij, omdat het geen actieve componenten bevat, met uitzondering van het 10 fijnregelsysteem van de reactor. Dit kenmerk is verkregen door gebruik te maken van natuurlijke convectie koeling. Het regelsysteem bevat verplaatsbaar neutronenabsorberend materiaal, bijvoorbeeld regelstaven, die in droge verticale kanalen zijn geplaatst, die doorlopen tot onder het thermische 15 isolatiemateriaal vlakbij de onderkant van de container, waar de temperatuur lager is dan de stoltemperatuur van het koelmiddel. Deze kanalen zijn vlakbij de reactorkern geplaatst in de buitenreflector; G. Het reactorkoelmiddel behoeft gedurende de bedrijfstijd 20 niet te worden gereinigd. De corrosievastheid van de gebruikte constructiematerialen, zijnde enkel en alleen grafiet, is uiterst hoog, omdat de oplosbaarheid van grafiet in het toegepaste koelmiddel, bijvoorbeeld vloeibaar tin gegeven de temperaturen in de reactor, uiterst laag is. Als gevolg hiervan 25 is verplaatsing van grafiet van hete gebieden in of nabij de reactorkern naar koude(re) delen van het primaire systeem verwaarloosbaar klein, vanwege de keuze van het koelmiddel van vloeibaar metaal, zijnde vloeibaar tin. Andere geschikte metalen zijn lood en bismut. Een mengsel van twee of meer van 30 deze metalen is eveneens bruikbaar. Al deze metalen hebben ' gemeen, dat ze geen reactie aangaan met grafiet, waarbij het desbetreffende carbide wordt gevormd.
3) De BBR kan op afstand worden bewaakt, hetgeen doenlijk is, omdat de reactor uiterst vergevingsgezind, 35 zelfregelend en veiligfalend is, omdat alle 9 reactiviteitscoëfficiënten negatief zijn, waardoor het splijtingsproces zichzelf uitdooft in het geval een onvoorziene omstandigheid plaatsvindt.
4) Een kerncentrale kan slechts een BBR of meer dan 5 een BBR bezitten. Dat betekent, dat één Nucleair Eiland of meer dan één Nucleair Eiland een Turbine Eiland aandrijft. In het laatstgenoemde geval hebben de BBRs cq de Nucleaire Eilanden het Turbine Eiland gemeenschappelijk.
10 Hieronder is de uitvinding nader toegelicht aan de hand van tekeningen.
Figuren IA en 1B tónen een schematisch zijaanzicht respectievelijk bovenaanzicht van de reactor in de uitvoeringsvorm volgens de onderhavige uitvinding.
15 Figuur 2 toont een bovenaanzicht van doorsnede II - II.
Figuur 3 toont een bovenaanzicht van doorsnede III - III.
Figuur 4A toont een doorsnede IV - IV van het bovenste deel van de reactor.
Figuur 4B toont een uitvergroting van een detail van een 20 deel van het figuur 4A.
Figuur 4C toont een doorsnëde IV - IV van het onderste deel van de reactor.
Figuur 5A toont een doorsnede V - V van het bovenste deel van de reactor.
25 Figuur 5B toont een doorsnede V - V van het onderste deel van de reactor.
Figuur 5C toont een uitvergroting van een detail van een deel van het figuur 5B, dat over een hoek van 45° langs een verticale as in het vlak van de tekening is gedraaid.
30
Dezelfde onderdelen zijn in de beschrijving en in de tekeningen met hetzelfde herkenningstekens of met dezelfde cijfermatige verwijzingen aangeduid. Afmetingen van reactoronderdelen zijn alleen bij wijze van voorbeeld 10 aangegeven. De uitvinding is niet beperkt tot dergelijke afmetingen en maten.
De naam van de reactor, Building Block Reactor, heeft betrekking op het kenmerk, dat vele van dergelijke kernreactoren 5 parallel kunnen worden geplaatst,waarbij ze gezamenlijk een grote kerncentrale vormen. Losstaande toepassingen van een enkele BBR in combinatie met een toepassing voor proceswarmte of met een Turbine Generator zijn echter niet uitgesloten.
De BBR, in feite het primaire systeem, namelijk de reactor, 10 de stoomgenerator, de regelapparatuur en de afschakelapparatuur (voor het bereiken van de koude onderkritieke toestand), is in een grote container geplaatst. Een aantal BBRs kunnen een Turbine Generator, evenals de biologische afscherming gemeenschappelijk hebben. Deze beide systemen zijn extern.
15 Typische afmetingen van de container zijn 4 x 4 x 15 meter.
Deze afmetingen hangen vooral af van het vermogen en de toegepaste vermogensdichtheid. Kleinere of grotere afmetingen zijn mogelijk. De typische waarde voor de hoogte vein de reactorkern is 5 meter. De typische waarde voor de diameter van 20 de reactor is 3 meter. Afwijkende afmetingen van de reactor zijn eveneens mogelijk. De kern is of vierkant, of zeshoekig, of achthoekig, of cilindrisch, of heeft een vorm, die op een van deze vormen lijkt. De typische waarde voor het vermogen, dat in de reactorkern wordt opgewekt is 30 MWth. Kleinere of grotere 25 vermogens zijn mogelijk. Als gevolg hiervan is de vermogensdichtheid ongeveer gelijk aan 0,67 MWth/m3. De vermogensdichtheid ligt typisch tussen 0,25 en 10 MWth/m3. De typische waarde voor de dikte van de buitenreflector is 0,50 meter en van de thermische isolatie aan de buitenkant van de 30 reflector 0,20 meter.
Vanwege deze afmetingen en het lege gewicht kunnen containers, die het gehele primaire systeem bevatten (inclusief de reactorkern en haar splijtstofelementen, echter zonder het koelmiddel, per trein, per schip of per speciaal voertuig worden 3 5 vervoerd.
11
Figuur IA toont een schematisch zijaanzicht van de reactor 1. De kern (die niet zichtbaar is in de figuur) is in het onderste deel van reactor 1 geplaatst, terwijl de zone met de stoomgenerator (niet zichtbaar) (en andere delen die hierna 5 worden beschouwd) in het bovenste deel is geplaatst. Figuur 1B toont een schematisch bovenaanzicht van reactor 1.
De figuren 2 en 3 tonen de horizontale doorsneden van de BBR voor het geval van een achthoekige reactorkern 2 in een rechthoekige blokvormige container (de behuizing van de reactor) 10 met in elke hoek vier verticale kanalen of kanalen 7, 8, ter hoogte van II - II respectievelijk III - III, zoals is aangegeven in figuur IA. De figuren 4A, 4B en 4C, als ook de figuren 5A, 5B en 5C tonen de verticale doorsneden van de BBR voor het geval van een achthoekige reactorkern 2 in een 15 rechthoekige blokvormige container met in elke hoek 6 vier verticale kanalen of kanalen 7, 8, ter plaatse van IV - IV respectievelijk V - V, zoals is aangegeven in figuur 1B. Er zijn twee kanalen 8 voor het reactorregelsysteem en twee kanalen 7 voor de initiële opwarming voorafgaande aan het opstarten van de 20 reactor. Slechts een kanaal 8 zou als geleidebuis voor de reactorregeling in elke hoek 6 voldoende zijn, maar in dat geval is er geen reserve voor dit belangrijke systeem. De container kan elke andere mogelijke vorm hebben, bijvoorbeeld cilindrisch, vierkant, enzovoort. Het onderste deel van de container bevat de 25 kernreactor. Het bovenste deel de warmtewisselaar, bijvoorbeeld de stoomgenerator.
De BBR wordt gekoeld met een gesmolten metaal, dat de eigenschap heeft dat het weinig neutronen absorbeert, weinig activeert en een tamelijk hoog smeltpunt heeft (namelijk hoger 30 dan 100 °C, de maximum temperatuur aan de buitenkant van de reactorcoiitainer) en dat het koelmiddel bij vrij hoge temperaturen (boven 500 °C) nauwelijks het materiaal oplost waaruit de moderator bestaat. Tin (Sn) is een geschikt metaal voor het koelmiddel en grafiet een geschikt materiaal voor de 12 moderator. Andere geschikte metalen zijn lood, bismut of mengsels van de vermelde metalen of andere metalen.
De materialen tin en grafiet zijn in de volgende paragrafen als voorbeeld gebruikt. Het koelmiddel stroomt door de 5 koelkanalen in de kern en in de onderste en bovenste reflector. Een typische waarde voor de volumefractie van het koelmiddel is 3,5% van het volume van de reactorkern. Geschikt zijn volumefracties tussen 1 en 10%, voordeliger zijn fracties tussen 2 en 7% en nog voordeliger tussen 3 en 5%. Kleinere of grotere 10 volumefracties van het koelmiddel zijn eveneens mogelijk. Een typische waarde voor het koelmiddeldebiet is 0,06 m3/s. Kleinere of grotere waarden voor het koelmiddeldebiet zijn eveneens mogelijk. Een typische waarde voor de omlooptijd van het koelmiddel is 3% minuut. Kleinere of grotere waarden voor de 15 omlooptijd zijn eveneens mogelijk. Als gevolg van de lange omlooptijd kan de reactor veranderingen in de elektriciteitsvraag slechts heel langzaam en slechts in beperkte mate volgen. Als dat nodig is, dan kan de geproduceerde warmte weggedaan worden.
20 De reactorkern kan inwendige reflectoren hebben en heeft in elk geval reflectoren 3 aan alle grensvlakken aan de buitenkant. De reflectoren bevatten een aantal droge (zonder koelmiddel) en lekdichte kanalen 5. Deze kanalen 7, 8 zijn van grafiet of van koolstofvezel buizen gemaakt. Alle kanalen 25 beginnen bovenin de container, lopen achtereenvolgens langs de bovenste distributieruimtes 18, 20, de reflector aan de bovenkant, de reactorkern, de reflector aan de onderkant, de onderste distributieruimte 19 en passeren dan de onderste thermische isolatie 15 vlak boven de bodem 21. Ze zijn bij 30 voorkeur uit een stuk gemaakt. Onder de thermische isolatie 15 is de temperatuur altijd lager dan het smeltpunt van tin, waardoor geen inbreuk van gesmolten tin in de kanalen kan plaatsvinden. Vlak boven de bodem zijn de verwarmingskanalen 7 twee aan twee door U-bochten met elkaar verbonden, zoals in 35 figuur 5C is getoond. Deze kanalen worden voor de elektrische 13 verwarming gebruikt voor het opstarten van de reactor en kunnen gedurende de bedrijfstijd van de reactor verplaatsbare in-core sondes bevatten, bijvoorbeeld thermokoppels, neutronendetectoren. De resterende kanalen 8 bevatten regel- en 5 afschakelelementen of staven die voor de langzame vermogensregeling van de reactor gebruikt worden, evenals voor het handhaven van de koude onderkritieke toestand. Er is enige mate van actieve vermogensregeling nodig teneinde de reactiviteit gedurende de bedrijfstijd bij te stellen. Het kan 10 in toekomstige generaties van BBRs achterwege blijven, als ervaring is opgedaan met het verloop van de reactiviteit als functie van de opbrand. Het reactorvermogen wordt verder geregeld door veranderingen in het koelwaterdebiet naar de stoomgenerator (secundair systeem). Als het vermogen gedurende 15 een kort tijdsbestek niet kan worden gebruikt, dan kan het worden weggedaan. De aandrijvingen van de regel- en afschakelelementen bevinden zich vlak onder de bovenkant van de container.
De dikte van reflector 3 aan de buitenzijde is 2 0 betrekkelijk gering, teneinde het af gegeven vermogen zo groot mogelijk te doen zijn. Om een onaanvaardbaar grote warmtestroomdichtheid naar de container te vermijden, die anders de wand teveel zou opwarmen, is thermische isolatie 4, 15 aangebracht tussen de neutronenreflector 3 en de wand van de 25 container. Tijdens normale bedrijfsomstandigheden heeft de wand een typische temperatuur van 80 °C. Een deskundige in de techniek is in staat om de vereiste dikte van het isolatiemateriaal, die behoort bij de temperatuur van de buitenwand, te bepalen. Deze temperatuur is veel lager dan het 30 smeltpunt van tin (te weten 232 °C) . Vanwege de eigenschap, dat het stolt, kan er geen materiaal vanuit de reactor naar het milieu lekken. De functie van de veiligheidsinsluiting van de kernreactor berust op dit verschijnsel.
De reactorkern heeft prismatische splijtstofelementen.
35 Eigenlijk is er geen noodzaak voor een inwendige reflector. De 14 prismatische splijtstofelementen zijn gestapeld. De horizontale doorsnede van elk splijtstofelement is een regelmatige zeshoek. Andere vormen, die een vlak geheel en al vullen zijn eveneens mogelijk, zoals vierkanten of driehoeken. De horizontale lengte 5 van de zijden van de regelmatige zeshoeken is typisch 0,1 meter. De hoogte van de prismatische splijtstofelementen is typisch 0,5 meter. De splijtstofelementen kunnen ook andere afmetingen hebben . De reactorkern met de prismatische splijtstofelementen wordt door een aantal koelkanalen gekoeld. Er zijn twee 10 mogelijkheden. Of elk splijtstofelement heeft een eigen koelkanaal. Bijvoorbeeld langs de hartlijn. Of de verticale ribben op de hoeken van de regelmatige zeshoeken bezitten zodanige uithollingen, dat op deze hoekpunten verticale koelkanalen worden gevormd, als de splijtstofelementen zij aan 15 zij tegen elkaar aan worden geplaatst. Een typische waarde voor de straal van een koelkanaal is 0,02 meter. Kleinere of grotere waarden voor de straal zijn eveneens mogelijk. De splijtstofelementen bevatten zowel de beklede splijtstofdeeltjes, als de deeltjes van slijtend gif. De beklede 20 deeltjes kunnen óf geconcentreerd voorkomen in verdichte splijtstofzones, óf homogeen verdeeld zijn over het splijtstofelement. De maximum temperatuur in het splijtstofelement is typisch gelijk aan 1200 °C. De gemiddelde temperatuur van het splijtstofelement is typisch 1000 °C. Lagere 25 of hogere waarden voor de gemiddelde temperatuur, die liggen in het gebied tussen 500 °C en 1300 °C, zijn eveneens toelaatbaar.
De maximum temperatuur ligt altijd onder de temperatuur waarbij de beklede deeltjes,desintegreren, te weten 1600 °C.
De koelkanalen bevinden zich tussen de koude 30 distributieruimte onderin en de hete distributieruimte bovenin. Ze lopen achtereenvolgens door de reflector aan de onderkant, de reactorkern en de reflector aan de bovenkant. Als de koelkanalen verticaal zijn geplaatst, dan stroomt het koelmiddel door deze koelkanalen omhoog als de drijvende kracht natuurlijke 15 circulatie is. Het koelmiddeldebiet kan worden vergroot, door een pomp te plaatsen en in dat geval kunnen ook horizontale koelkanalen worden toegepast. Bijvoorbeeld een EM-pomp (Elektro Magnetische pomp). Er is in het hiernavolgende verondersteld, 5 dat de koelkanalen verticaal lopen, dat het koelmiddel omhoog stroomt en dat de drijvende kracht natuurlijke circulatie is.
Het koelmiddel wordt in de verticale koelkanalen in de reactorkern opgewarmd. Het stroomt vanwege zijn afnemende dichtheid omhoog. Het wordt verzameld in een hete 10 distributieruimte 20, die boven de kern ligt. Daarvandaan stroomt het door een van de stijgkanalen 11 omhoog naar de bovenkant. Er is in de figuren, die de dwarsdoorsneden tonen, verondersteld, dat er een vijftal stijgkanalen 11 aanwezig zijn. Kleinere of grotere aantallen zijn eveneens mogelijk. Aan de bovenkant wordt 15 de richting van de stroming omgekeerd. Het koelmiddel 14 stroomt dan omlaag door de ringvormige ruimte tussen het stijgkanaal 11 en het valkanaal 10 en wordt dan gekoeld door de warmtewisselaars, bijvoorbeeld de stoomgenerator 9, 12. De warmtewisselaar 9, 12 is in het bovenste deel van de container 20 geplaatst. De valkanalen 10 zijn aangesloten op de koude distributieruimte 18 bovenin. Om lekkage van gesmolten tin door deze aansluiting te voorkomen is de koude distributieruimte bovenin thermisch geïsoleerd door een laag thermisch isolatiemateriaal en door een laag grafiet. De ruimte tussen de 25 bovenkant van de distributieruimte en de onderkant van de warmtewisselaar(s) wordt gekoeld met koud water 17 uit het condenswaterreservoir van de condensor, voordat het herverhit wordt door de herverhitter. Het koelmiddel 14, gesmolten tin, stroomt vervolgens uit de koude distributieruimte bovenin door 30 een van de vier andere valkanalen 5 naar de koude distributieruimte onderin 19. Elk kanaal is in een van de hoeken geplaatst van de reflector aan de buitenkant. De koude distributieruimte onderin ligt onder de reactor. De stroming van het koelmiddel is in dit geval volledig passief, het wordt teweeg 35 gebracht door de zwaartekracht en het wordt natuurlijke 16 circulatie genoemd. Er kunnen stuwschijven tussen de distributieruimte en de parallelle koelkanalen van de reactor toegepast worden om slingeringen in de koelmiddelsnelheid ofwel Ledinegg instabiliteiten te vermijden.
5 De container met de BBR is hetzij omgeven door een externe biologische afscherming, hetzij in een ondergrondse verticaal gewelf of silo geplaatst. Er is een spleet tussen de container met de BBR en de muur van de biologische afscherming of van de silo. Als tijdens een ongeval de normale koeling van de reactor 10 uitvalt, dan wordt de container met de BBR door een natuurlijke circulatie van de lucht in de spleet gekoeld.
De combinatie van materialen zijnde vloeibaar tin en grafiet is in elk geval voordelig. Het ontwerp is zodanig ingericht, dat het vloeibare tin in het primaire systeem alleen 15 in contact komt met het grafiet en niet met enig ander materiaal. Daarom wordt grafiet gebruikt voor de reflector binnenin en aan de buitenkant, voor (de buitenzijde van) de splijtstofelementen en als constructiemateriaal voor de stijgkanalen, valkanalen, de oppervlakken van de 20 distributieruimtes etc. De voordelen van vloeibaar tin zijn dat: • het chemisch niet met koolstof reageert en het derhalve geen carbide vormt; • de oplosbaarheid van grafiet in vloeibaar tin bij de temperaturen, die in de reactor voorkomen, uiterst laag is; 25 · zijn smeltpunt betrekkelijk laag is, namelijk 232 °C; • zijn kookpunt bijzonder hoog is, 2687 °C; • zijn werkzame doorsnede voor vangst van thermische neutronen eveneens laag is, namelijk 0,625 barn bij 0,0253 eV.
Een nadeel is dat tin enigermate activeert. Na de buitenbedrijfstelling kan het geactiveerde tin echter voor een nieuwe BBR gebruikt worden.
30 17
Uit de literatuur blijkt, dat voor de desbetreffende temperaturen de oplosbaarheid zo laag is, dat materiaalverplaatsing van het grafiet van de hete plaatsen naar de koude toe verwaarloosbaar is. Zelfs na een levensduur van 20 5 jaar. Er is geen zelfbevochtiging van het grafiet door het vloeibare tin. De gepubliceerde waarde voor de contacthoek of bevochtigingshoek, die is bepaald met de zittende druppelmethode, is gelijk aan 150°. Het tin dringt als gevolg hiervan niet door in kleine poriën in het grafiet, zolang er 10 geen of slechts een lage druk wordt toegepast.
De temperatuur in de reactor, het koelmiddel en de wand aan de buitenkant van de container hangen af van de toestand, waarin de reactor zich bevindt. Een abnormale toestand kan ontstaan als koelmiddel uit het secundaire systeem verloren gaat, 15 bijvoorbeeld het koelwater uit de stoomgenerator. Verlies van gesmolten koelmiddel uit de reactor is onmogelijk, omdat de temperatuur van de wand van de container altijd lager is dan het smeltpunt van het koelmiddel. Voor het geval van tin: 232 °C.
De volgende toestanden en warmtestromen kunnen tijdens de 20 levensduur van de BBR optreden: • de verhoging van de reactortemperatuur met verwarmingselementen voorafgaande aan het opstarten van de reactor; •de normale bedrijfstoestand van de installatie inclusief de temperatuurgradiënt in het splijtstofelement, de natuurlijke 25 convectiekoeling van de reactor tijdens normaal bedrijf, de parasitaire warmteoverdracht tussen de concentrische stijgkanalen en valkanalen, de warmteoverdracht tussen de valkanalen bovenin en de stoomgenerator, als ook de parasitaire warmteoverdracht tussen de reactorkern en de wanden van de 3 0 container ,- •de passieve koeling van de reactor na een incident, waarbij koelmiddelverlies uit het secundaire systeem optreedt, bijvoorbeeld het verlies van koelwater uit de stoomgenerator.
18
Het opstarten van de reactor markeert het begin van zijn bedrijfstijd. De reactor als ook zijn primaire koelsysteem moeten, voordat het opstarten kan plaatsvinden, met vloeibaar tin worden gevuld. Teneinde stollen van het vloeibare tin te 5 vermijden, worden de reactorkern en het bijbehorende koelsysteem eerst opgewarmd. Hiertoe worden verwarmingselementen, bijvoorbeeld stookdraden, in de verwarmingskanalen getrokken.
Elke stookdraad geeft een bepaald vermogen af, bijvoorbeeld 10 kilowatt. Als de vermogensdichtheid van de draad in de kern 10 ongeveer 1 kw/m is, dan duurt het ongeveer drie weken voordat de reactor een temperatuur van 300 °C bereikt. De verwarmingselementen worden verwijderd, zodra de reactor kritiek wordt en de productie van kernenergie de warmteproductie overneemt. Ze kunnen worden vervangen door een TIP-systeem 15 (verplaatsbare sondes in de kern [transportable in-core probes]), waarmee het axiale temperatuurverloop en de neutronenfluxen kunnen worden gemeten.
Tijdens normaal bedrijf wordt het koelmiddel in de reactorzone, dat zich aan de onderzijde van de container 20 bevindt, opgewarmd. Het koelmiddel bereikt bovenin de reactor een temperatuur van 800 °C. Het hete koelmiddel heeft een lagere dichtheid dan het koelmiddel bij 500 °C, dat zich onderin de reactor en in de valkanalen onder de stoomgeneratoren bevindt.
De gemiddelde temperatuur van de reactorkern is in dit geval 25 ongeveer 1000 °C. Er bestaat een grote mate van vrijheid bij de keuze van al deze temperaturen. Ze kunnen hoger of lager zijn dan die, die in dit voorbeeld zijn vermeld.
De temperatuur van het koelmiddel in het stijgkanaal heeft een constante waarde van 800 °C, mits er maatregelen zijn genomen 30 om de parasitaire warmtestroom tussen het concentrische stijgkanaal en het valkanaal bovenin verwaarloosbaar klein te maken. Bovenin de container wordt de stromingsrichting omgekeerd. In het valkanaal wordt het gesmolten tin gekoeld door een warmtewisselaar, waarbij bijvoorbeeld stoom wordt geproduceerd in 19 een aangrenzende stoomgenerator, die de buisleidingen van het primaire systeem omringt. Na de zone met de warmtewisselaar is de temperatuur van het koelmiddel ongeveer 500 °C. De gemiddelde temperatuur in het valkanaal bovenin is 650 °C. Het verschil in 5 gewicht tussen het koelmiddel met een hoge en dat met een lage temperatuur maakt een natuurlijke convectiekoeling van de reactorkern mogelijk. De drijvende kracht is in dit geval geheel passief. Het is de zwaartekracht.
Een typische hoogte voor de zone met de warmtewisselaar is ‘ 10 5 meter. Andere waarden voor deze hoogte kunnen ook toegepast worden en kunnen afhankelijk zijn van de hoeveelheid warmte, die wordt overgedragen, als ook van het soort koelmiddel in het secundaire systeem, bijvoorbeeld water/stoom of een andere vloeistof (vloeibaar metaal) of een gas.
15 De koelmiddelsnelheid in de koelkanalen van de reactor, in de stijgkanalen en de valkanalen is afhankelijk van de totale wrijving tussen het koelmiddel en de wanden, als ook van stuwschijven, die zijn toegepast, als ook van de instroom- en uitstroomverliezen, die optreden bij de plotselinge vernauwingen 20 en verwijdingen tussen enerzijds de kanalen en buisleidingen en anderzijds de distributieruimtes. De stroming is turbulent teneinde instabiliteiten in de koelmiddelstromingen in het grote aantal parallelle kanalen te vermijden. Indien dat noodzakelijk is, worden stuwschijven aan de ingangen van de kanalen 25 toegepast. De gewenste koelmiddelsnelheid wordt gerealiseerd met de keuze van de precieze grootte van de stromingsweersteinden in het primaire systeem.
Een voorbeeld is een BBR met een stoomgenerator. Er is een bekleding bijvoorbeeld van siliciumcarbide (SiC) aangebracht op 30 het buitenoppervlak van het bovenste valkanaal 10, teneinde grafiet corrosie te vermijden voor het geval van lekkage van stoom uit de stoomgenerator. Om de warmteoverdracht tussen het valkanaal 10 en de stoomgenerator 9, 12 te verbeteren kan de tussenliggende ringvormige ruimte 13 opgevuld worden met kleine 35 korrels, die een hoge smelttemperatuur hebben, bijvoorbeeld van 20 ijzer, wolfraam of een mengsel van dergelijke metalen. De warmtegeleidende eigenschappen kunnen worden aangepast.aan de gewenste warmtestroom, teneinde mogelijke droogkook-verschijnselen in de stoomgenerator 9,12 te vermijden. Een 5 andere functie van de ringvormige ruimte is om drukontlasting van de stoomgenerator 9, 12 mogelijk te maken voor het geval van een breuk in de wand van de stoomgenerator. De drukontlasting vindt plaats door de korrels heen. De stoom kan vanwege deze constructie niet in direct contact komen met de buitenkant van 10 de wand van koolstofvezel van het valkanaal en hij kan in zo'n geval de wand niet corroderen. De SiC-bekleding verhindert een dergelijke corrosie.
De stoomgenerator kan een schroefgewonden buis of een vat zijn. In het laatstgenoemde geval heeft de stoomgenerator de 15 vorm van een lang buisvormig cilindrisch vat en is als gevolg hiervan van een ongewoon type. De stoom wordt dan geproduceerd aan de binnenste wand van de stoomgenerator.
Er kan geen vermogen meer door het vloeibare tin overgedragen worden na verlies van koelmiddel (water) uit het 20 secundaire systeem. Als gevolg hiervan zal de temperatuur in het koelmiddel en nadien de temperatuur in de reactor, die gemiddeld 1000 °C is, toenemen. De negatieve temperatuurafhankelijke reactiviteitscoëffiënt van de reactorkern stopt het kernsplijtingsproces, als ook de vermogensproductie door de 25 kernsplijtingen. De temperatuur van de reactor zal echter verder toenemen vanwege de vervalwarmte van de radioactieve splijtingsproducten. De gemiddelde temperatuur in de reactor is het gevolg van het verschil in de vermogensproductie door de vervalwarmte en het koelend vermogen van de reactorkern door de 30 wand van de container heen naar het milieu toe. De warmte wordt overgedragen aan het milieu door een combinatie van verschijnselen, zijnde warmtegeleiding, warmtestraling en natuurlijke convectie van de lucht. De maximale temperatuur in de reactorkern kan een waarde bereiken van 1400 °C, die lager is 21 dan de temperatuur van 1600 °C waarbij de integriteit van de beklede deeltjes begint te verslechteren. De maximum temperatuur kan na ongeveer 30 dagen worden bereikt. De lengte van deze tijdsduur is afhankelijk van de gemiddelde vermogensdichtheid in 5 de reactorkern en de dikte van het thermische isolatie, die is aangebracht tussen de reflector aan de buitenkant en de wand van de veiligheidsinsluiting 16. Na de tijd, waarin de opwarming plaatsvindt, daalt de temperatuur langzaam tot de oorspronkelijke gemiddelde waarde van de temperatuur in de 10 reactor van 1000 °C is bereikt. Op dat moment wordt de reactor weer kritiek en produceert dan precies zoveel vermogen dat de temperatuur constant blijft op een waarde van 1000 °C gedurende een bijna oneindig lang tijdsbestek. Als gevolg hiervan blijft de reactor, wanneer hij eenmaal in bedrijf is, gedurende zijn 15 gehele bedrijfstijd heet.
Een aantal eigenschappen van de kernreactor zijn afhankelijk van de neutronica. Er zijn een paar tegenstrijdige criteria in het spel: • Het volume van de reactorkern moet zo klein zijn dat het in 20 een container past, die kan worden vervoerd. Een kleinere kern betekent echter, dat de vermogensdichtheid hoger is; • De dikte van de reflector aan de buitenkant van de reactor moet om dezelfde reden zo dun mogelijk zijn. De vermogensdichtheid moet echter overal in dé kern zo gelijkmatig 25 mogelijk zijn, wat een wat dikkere reflector aan de buitenkant vereist; • De neutroneneconomie moet uitstekend zijn, teneinde een hoge opbrand te bereiken, wat een kleine neutronenlek vereist en derhalve een grote reactorkern; 30 · De temperatuurafhankelijke reactiviteitscoëfficiënt van de reactorkern moet een (grote) negatieve waarde hebben onder alle omstandigheden die zich in de reactor voordoen; 22 • De reactor moet een lange bedrijfstijd hebben, hetgeen een ladingsgewijze splijtstofwisseling mogelijk maakt en derhalve een opbrand die zo hoog mogelijk is; • De reactor moet een zo laag mogelijke vermogensdichtheid 5 hebben en derhalve lage concentraties 135Xe en 143Sm (parasitaire neutronenabsorberende splijtingsproducten) tijdens normaal bedrijf.
Verder heeft een lage vermogensdichtheid na een onvoorziene 10 afschakeling een lage productie van vervalwarmte tot gevolg en derhalve een geringe toename van de temperatuur in de kern; • De overreactiviteit die door een regelsysteem moet worden beheerst, moet zo klein mogelijk zijn gedurende de gehele bedrijfstijd.
15 Omdat een aantal vein deze criteria tegenstrijdig zijn, moeten er keuzes bij het ontwerp worden gemaakt. Derhalve is de volgende oplossing als voorbeeld aan te merken. Andere keuzes bij het ontwerp leiden tot vergelijkbare oplossingen, die even goed kunnen werken. Waar dat van belang is zijn de marges in het 20 ontwerp tussen haakjes vermeld.
Overeenkomstig een als voorbeeld aan te merken uitvoeringsvorm bevat een enkele kern van een BBR 2,3 ton 20% (10% - 30%) verrijkt uraan in de vorm van beklede TRISO deeltjes met een U02-kern van 0,5 mm (0,4 mm - 0,6 mm) diameter, die zijn 25 ingebed in prismatische splijtstofelementen. De beklede deeltjes kunnen óf geconcentreerd voorkomen in verdichte splijtstofzones, óf homogeen verdeeld zijn over de splijtstofelementen. De beklede deeltjes verhinderen het vrijkomen van de splijtingsproducten tot een temperatuur van ongeveer 1600 °C.
30 Bij het opstarten van de reactor bevat de nieuwe kern ongeveer 4,5 kilogram 10B, slijtend gif in de vorm van kleine bolletjes 10B4C, die elk een straal van 0,5 millimeter hebben (22,5 kilogram natuurlijk boor met een straal van ongeveer 1,7 millimeter). Bij een dergelijke splijtstof is het verloop van de 23 reactiviteit als functie van de opbrand, zonder dat enige regeling van de reactor plaatsvindt, vrijwel vlak. Het verschil tussen de verwachte maximale en minimale waarde in de overreactiviteit bedraagt ongeveer 1,3%. De minimale waarde ligt 5 uiteraard boven het nulpunt, wat een voorwaarde is om de reactor kritiek te laten zijn. Het vlakke reactiviteitsverloop wordt bewerkstelligd door de wijze waarop bij toenemende opbrand de deeltjes met slijtend gif worden opgebrand. De deeltjes worden voornamelijk vanaf de buitenkant weggebrand door de thermische 10 neutronen in de reactor. Tegelijkertijd worden ze min of meer gelijkmatig opgebrand door de epithermische en snelle neutronen. De verhouding van de ingevangen epithermische/snelle neutronen en de thermische neutronen (die tijdens de opbrand van de reactor verandert), heeft het speciale vlakke verloop van de 15 overreactiviteit tot gevolg.
De geschatte temperatuurafhankelijke reactiviteits-coëfficiënt is ongeveer gelijk aan -3,5 procentmille per graad Celsius. Dit kenmerk biedt het vooruitzicht op een toekomstige BBR zonder actieve reactorregeling. Er zijn drie verschijnselen, 20 die alle drie aan de negatieve coëfficiënt bijdragen, namelijk het Dopplereffeet van de resonanties in de werkzame doorsneden voor absorptie en mogelijk splijting van de splijtstof en het koelmiddel, het eta-effect, dat wordt veroorzaakt door de verharding van het neutronenspectrum bij een hogere temperatuur 25 van de reactorkern en het effect van de zelf afscherming van de thermische neutronen van het 10B4C, wat eveneens van het neutronenspectrum afhangt.
De berekende opbrand van de kern van de BBR is ongeveer 100 MegaWattdagen per kilogram zwaar metaal.
30 De BBR is uiterst eenvoudig qua ontwerp en is buitengewoon veilig. Deze veiligheid wordt bereikt door een combinatie van de volgende punten: • Een beperkte overreactiviteit (maximaal 1,3%); • Een negatieve temperatuurcoëfficiënt; 24 • Het kenmerk, dat de kern na een incident, waarbij koelmiddelverlies optreedt, geheel passief wordt gekoeld; • Een veilige insluiting, die is gebaseerd op de eigenschap, dat het koelmiddel stolt, voordat het de wand van de container 5 kan bereiken.
Vanwege de buitengewone veiligheid is bij de BBR geen personeel voor de bediening nodig. Dat de BBR door een computersysteem wordt geregeld en op afstand wordt bewaakt, volstaat.
10 Aan het einde van de bedrijfscyclus wordt de BBR van nieuwe brandstof voorzien. Hiertoe wordt eerst het vloeibare koelmiddel verwijderd uit het primaire systeem en daarna worden alle systemen weggehaald, die zich boven de bovenste reflector bevinden. Vervolgens worden de gehele kern, de bovenste 15 reflector en de onderste reflector in hun geheel in een speciaal vat getrokken. Een dergelijke uitvoering is doenlijk, omdat het grafiet gedurende de bedrijfstijd krimpt. De krimp (lineair ongeveer 2%) wordt veroorzaakt door de snelle neutronen fluentie en is ongeveer maximaal aan het einde van de levensduur van de 20 reactorkern.
2000078-

Claims (15)

1. Kernreactor, omvattende een reactorkern, grafieten reflectoren die de kern omsluiten, uraanoxide als splijtstof en een koelmiddel dat vloeibaar is onder bedrijfsomstandigheden en vast bij kamertemperatuur, met het kenmerk, dat deze een 5 thermische isolatie bevat, die de reactorkern en de neutronenreflectoren omsluit, teneinde in een functie van een veiligheidsinsluiting te voorzien.
2. Kernreactor volgens conclusie 1, met het kenmerk, dat verwarmingselementen zijn aangebracht in de reflectoren teneinde 10 ten minste de reactorkern te verwarmen voorafgaande aan het opstarten van de reactor.
3. Kernreactor volgens conclusie 1 of 2, met het kenmerk, dat verwarmingskanalen zijn aangebracht in de reflectoren, die de verwarmingselementen bevatten.
4. Kernreactor volgens conclusie 1, met het kenmerk, dat de verwarmingselementen zodanig zijn geplaatst, dat warmteoverdracht naar de reactorkern plaatsvindt.
5. Kernreactor volgens conclusie 1 of 2, met het kenmerk, dat het koelmiddel tin (Sn) omvat.
6. Kernreactor volgens conclusie 1, 2 of 3, met het kenmerk, dat een reactorkern, die uraanoxide bevat, aan de onderkant rust op een neutronenreflector en dat een distributieruimte, die koelmiddel bevat, onder de kern is voorzien.
7. Kernreactor volgens conclusie 1, 2 of 3, met het kenmerk, dat een reactorkern, die uraanoxide bevat, aan de bovenkant is bedekt met een neutronenreflector en dat een distributieruimte, die koelmiddel bevat, boven de kern is voorzien.
8. Kernreactor volgens een of meerdere van de eerdergenoemde conclusies, met het kenmerk, dat een warmtewisselaar is voorzien, die hoger dan de kern is geplaatst, 2000078- • 26 waarbij de reactor een reactorkern omvat waardoorheen vloeibaar koelmiddel, dat warmte uit de kern opneemt, omhoog stroomt van een relatief lager geplaatst deel naar een relatief hoger geplaatst deel van de kern, waarbij de reactor verder de kanalen 5 omvat, waardoorheen het koelmiddel naar de warmtewisselaar toe stroomt, waarbij ten minste een deel van de warmte wordt uitgewisseld met een secundair koelmiddel in de warmtewisselaar, en omvattende kanalen die naar beneden toe voeren van de warmtewisselaar af naar het relatief lager gelegen deel van de 10 reactorkern toe en waardoorheen het afgekoelde vloeibare koelmiddel vervolgens naar beneden toe stroomt.
9. Kernreactor volgens conclusie 6, met het kenmerk, dat het kanaal, waardoorheen het koelmiddel naar de warmtewisselaar toe stroomt, een stijgkanaal en een concentrisch geplaatst 15 valkanaal bevat, dat warmte uitwisselt met het secundaire koelmiddel in de warmtewisselaar.
10. Kernreactor volgens conclusie 6, met het kenmerk, dat er een distributieruimte is geplaatst tussen de kern en het kanaal waardoorheen het koelmiddel naar de warmtewisselaar toe 20 stroomt.
11. Kernreactor volgens conclusie 6, met het kenmerk, dat de kanalen, die vanaf de warmtewisselaar naar beneden toe voeren, uitkomen in een bovenste distributieruimte, die voorzien is boven de kern en waarbij de lekdichtheid van de koppeling 25 tussen het kanaal, dat naar beneden toe voert en de distributieruimte is bewerkstelligd door gebruik te maken van de eigenschap, dat het koelmiddel stolt.
12. Kernreactor volgens conclusie 6, met het kenmerk, dat de bovenste distributieruimte, die boven de kern ligt, is 30 voorzien van valkanalen, die omlaag voeren en die langs de kern heen lopen en uitkomen in de onderste distributieruimte, die onder de kern ligt.
13. Kernreactor volgens elk der voorgaande conclusies, met het kenmerk, dat een thermisch isolatiemateriaal is voorzien 35 rondom de reactorkern en zijn neutronenreflectoren, waarbij een bepaalde hoeveelheid warmteverlies kan plaatsvinden vanuit de kern door de reflector en het thermische isolatiemateriaal heen, op zodanige wijze dat de maximum temperatuur die in de kern kan worden bereikt altijd lager is dan 1600 °C.
14. Kernreactor volgens een of meerdere van de eerdergenoemde conclusies, met het kenmerk, dat de reactorkern stapelbare splijtstofelementen bevat, waarbij de oppervlakken van aangrenzende elementen nauw aaneen sluiten en waarbij de oppervlakken koelmiddelkanalen bevatten, die zijn aangesloten 10 op de koelmiddelkanalen in de neutronenreflectoren bovenin en onderin, op een zodanige wijze, dat een doorstroming van het koelmiddel wordt verkregen vanaf het lager gelegen deel naar het hoger gelegen deel van de kern.
15. Kernreactor volgens conclusie 11, met het kenmerk, 15 dat de volumefractie van het koelmiddel in de reactorkern tussen 1 en 10 % ligt, bij voorkeur tussen 2 en 7%, met meer voorkeur tussen 3 en 5%. 2000078-
NL2000078A 2006-05-19 2006-05-19 Kernreactor. NL2000078C2 (nl)

Priority Applications (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
NL2000078A NL2000078C2 (nl) 2006-05-19 2006-05-19 Kernreactor.
US12/301,562 US20090207963A1 (en) 2006-05-19 2007-05-16 Nuclear reactor
PCT/NL2007/050226 WO2007136261A1 (en) 2006-05-19 2007-05-16 A nuclear reactor

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
NL2000078 2006-05-19
NL2000078A NL2000078C2 (nl) 2006-05-19 2006-05-19 Kernreactor.

Publications (1)

Publication Number Publication Date
NL2000078C2 true NL2000078C2 (nl) 2007-11-20

Family

ID=37461488

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
NL2000078A NL2000078C2 (nl) 2006-05-19 2006-05-19 Kernreactor.

Country Status (3)

Country Link
US (1) US20090207963A1 (nl)
NL (1) NL2000078C2 (nl)
WO (1) WO2007136261A1 (nl)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111951985A (zh) * 2020-07-15 2020-11-17 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
CN113674875A (zh) * 2021-07-14 2021-11-19 中国核动力研究设计院 一种快谱反应堆堆芯设计方法及堆芯结构
CN114068050A (zh) * 2021-12-17 2022-02-18 无锡博硕精睿科技有限公司 基于固体冷却剂的核反应堆装置
CN114068050B (zh) * 2021-12-17 2024-06-07 无锡博硕精睿科技有限公司 基于固体冷却剂的核反应堆装置

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8891723B2 (en) 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
US9330796B2 (en) * 2007-11-15 2016-05-03 Nuscale Power, Llc Stable startup system for a nuclear reactor
CN104200853B (zh) * 2014-09-16 2017-03-15 中国科学院合肥物质科学研究院 一种切片式液态重金属自然循环装置
JP6484024B2 (ja) * 2014-12-22 2019-03-13 イビデン株式会社 原子炉構造物の製造方法
US10460844B2 (en) * 2017-05-09 2019-10-29 Westinghouse Electric Company Llc Small nuclear reactor containment system
US11942229B2 (en) * 2019-04-19 2024-03-26 BWXT Advanced Technologies LLC Molten metal fuel buffer in fission reactor and method of manufacture
CN113936820A (zh) * 2021-09-15 2022-01-14 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯及熔盐堆系统

Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB512771A (en) * 1936-12-04 1939-09-25 Jean Charles Seailles Improvements in heat treatment processes employing fused solids as heat transfer media
BE728799A (nl) * 1968-02-23 1969-08-21
BE803451A (en) * 1973-08-10 1973-12-03 Belgonucleaire Sa Fast neutron gas cooled reactor - with ventilated fuel assemblies
FR2235460A1 (nl) * 1973-06-26 1975-01-24 Commissariat Energie Atomique
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
FR2299702A1 (fr) * 1974-10-24 1976-08-27 Electricite De France Procede et structure de confinement pour reacteur a sels fondus
FR2684789A1 (fr) * 1991-12-09 1993-06-11 Doryokuro Kakunenryo Reacteur nucleaire refroidi par metal liquide.

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB749064A (en) * 1953-04-08 1956-05-16 Texaco Development Corp Improvements in or relating to generation of nuclear power
FR1222910A (fr) * 1958-05-20 1960-06-14 Unter Nehmungen Der Eisen Und Disposition pour l'amélioration de l'efficacité des réflecteurs dans les réacteurs nucléaires
US3494829A (en) * 1962-01-13 1970-02-10 Werner Mialki Homogeneous,thermal nuclear fission reactor
GB1494055A (en) * 1974-12-24 1977-12-07 Pechiney Ugine Kuhlmann Molten salt in a nuclear reactor
US20060056570A1 (en) * 2004-09-14 2006-03-16 Sutherland Donald G Fission fragment propulsion for space applications

Patent Citations (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB512771A (en) * 1936-12-04 1939-09-25 Jean Charles Seailles Improvements in heat treatment processes employing fused solids as heat transfer media
BE728799A (nl) * 1968-02-23 1969-08-21
FR2235460A1 (nl) * 1973-06-26 1975-01-24 Commissariat Energie Atomique
BE803451A (en) * 1973-08-10 1973-12-03 Belgonucleaire Sa Fast neutron gas cooled reactor - with ventilated fuel assemblies
FR2299702A1 (fr) * 1974-10-24 1976-08-27 Electricite De France Procede et structure de confinement pour reacteur a sels fondus
FR2296248A1 (fr) * 1974-12-24 1976-07-23 Electricite De France Reacteur nucleaire a sel combustible fondu
FR2684789A1 (fr) * 1991-12-09 1993-06-11 Doryokuro Kakunenryo Reacteur nucleaire refroidi par metal liquide.

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111951985A (zh) * 2020-07-15 2020-11-17 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
CN111951985B (zh) * 2020-07-15 2022-10-18 四川大学 一种模块化空间核反应堆发电单元
CN113674875A (zh) * 2021-07-14 2021-11-19 中国核动力研究设计院 一种快谱反应堆堆芯设计方法及堆芯结构
CN113674875B (zh) * 2021-07-14 2024-01-12 中国核动力研究设计院 一种快谱反应堆堆芯设计方法及堆芯结构
CN114068050A (zh) * 2021-12-17 2022-02-18 无锡博硕精睿科技有限公司 基于固体冷却剂的核反应堆装置
CN114068050B (zh) * 2021-12-17 2024-06-07 无锡博硕精睿科技有限公司 基于固体冷却剂的核反应堆装置

Also Published As

Publication number Publication date
US20090207963A1 (en) 2009-08-20
WO2007136261A1 (en) 2007-11-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
NL2000078C2 (nl) Kernreactor.
US20180075931A1 (en) Heat pipe molten salt fast reactor with stagnant liquid core
JP5608832B2 (ja) 原子炉の制御方法及び装置
US20150117589A1 (en) Molten Salt Reactor
CA2869561A1 (en) Molten salt nuclear reactor
RU2668230C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
Zheng et al. Study on the DLOFC and PLOFC accidents of the 200 MWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor with TINTE and SPECTRA codes
US4795607A (en) High-temperature reactor
JP2013506132A (ja) 熱交換器、その方法および核分裂原子炉システム
JP7443451B2 (ja) モジュール式冷熱源を備えた完全に受動的な崩壊熱除去(dhr)システムを組み込む液体金属冷却式原子炉
JP5318312B2 (ja) 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉
JP2006343321A (ja) 高速炉用燃料要素、高速炉および高速炉施設の建設方法
JP2023520355A (ja) 原子炉制御装置
RU100326U1 (ru) Устройство стенки корпуса теплообменника
Cheng et al. PHYSICS AND SAFETY ANALYSIS FOR THE NIST RESEARCH REACTOR.
Kazimi et al. A condensed review of the technology of post-accident heat removal for the liquid-metal fast breeder reactor
Nakano et al. Conceptual reactor design study of very high temperature reactor (VHTR) with prismatic-type core
Filin et al. Design features of BREST reactors and experimental work to advance the concept of BREST reactors
Dong et al. Tests to Confirm Inherently Safe Commercial Nuclear Reactors
RU145059U1 (ru) Вертикальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов
JP2016217798A (ja) 核変換装置および原子炉
JP2002303691A (ja) 固体冷却原子炉
Polidoro et al. Preliminary analysis of in-vessel corium confinement and cooling in a large sodium fast reactor
US20030194043A1 (en) Nuclear reactor system and method for automatically scramming the same
Carelli et al. A sub-critical reactor design for accelerator transmutation of waste

Legal Events

Date Code Title Description
PD2B A search report has been drawn up
V1 Lapsed because of non-payment of the annual fee

Effective date: 20111201