WO2009065869A1 - Brennelement für leichtwasserreaktoren geeignet für den thoriumeinsatz mit getrennter spalt- und brutstoff-anordnung und dessen herstellung - Google Patents

Brennelement für leichtwasserreaktoren geeignet für den thoriumeinsatz mit getrennter spalt- und brutstoff-anordnung und dessen herstellung Download PDF

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WO2009065869A1
WO2009065869A1 PCT/EP2008/065862 EP2008065862W WO2009065869A1 WO 2009065869 A1 WO2009065869 A1 WO 2009065869A1 EP 2008065862 W EP2008065862 W EP 2008065862W WO 2009065869 A1 WO2009065869 A1 WO 2009065869A1
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WO
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rods
fuel assembly
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fuel
seed
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PCT/EP2008/065862
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Milan Hrovat
Karl-Heinz Grosse
Richard Seemann
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Ald Vacuum Technologies Gmbh
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    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
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    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the thorium deposits are relatively large worldwide. According to the IAEA NEA publication "Red Book", they amount to 4.5 million tons and are thus about the
  • the thorium-232 is converted to the fission substance uranium-233.
  • the neutrons required for this purpose are generated by the splitting of uranium-235.
  • the resulting uranium-233 is a valuable one
  • Fissile material and characterized by high ⁇ values (neutron reactivity in the fission according to Fig. 1).
  • the fuel circuit is flexible.
  • plutonium-239 or weapon-grade plutonium can also be used.
  • thorium has been studied worldwide for more than 50 years and used and tested in a number of nuclear power plants.
  • MSBR Molten Salt Breeder Reactor
  • the pressurized water reactor is in the foreground.
  • the work is being driven and coordinated by Thorium Power, LTD.
  • the project also includes the Russian Kurchatov Institute.
  • the project is supported by US DOE (Department of Energy). It is planned to use the fuel elements in the existing Russian pressurized water reactor VVER-1000 and to qualify in irradiation tests.
  • the proposed fuel assembly is referred to in the literature as Seed Blanket Unit (SBU). It consists of a bundle of rods with hexagonal cross section. The bars contain split-and-segregated arrangement Fertile material. Seed rods are located in the central area of UBS and surrounded by blanket rods.
  • SBU Seed Blanket Unit
  • the fuel assembly is basically known to those skilled in the art and described in U.S. Patent 5,864,593 (January 26,1999) to A. Radkowsky.
  • the rods are to be designed in such a way that the mechanical integrity of the rods is ensured in the case of high burnup and high fluxes of fast neutrons.
  • a differentiated ratio of moderator (water) to the rods in the "seed area” compared to the "blanket area” sought. It is advantageous that this ratio is much higher in the "seed area” than in the "blanket area”.
  • the object of the invention is to design and manufacture a fuel bundle, the o. G. Meets requirements, can be produced economically and is also suitable for closing the fuel cycle by the generated radioactive
  • a fuel element preferably consisting of a bundle of fuel rods, the uranium-235 or also plutonium-239 in the so-called seed rods and the breeding substance thorium and uranium
  • the arrangement is preferably hexagonal or tetragonal.
  • the object is achieved in particular by the fact that the rod-shaped rods (seed-rods) are present as composite-pressed rods, the rods containing the splitter in the form of preferably discrete coated particles embedded in a matrix (coated particles).
  • the matrix is preferably a zirconium-containing matrix and more preferably a zirconium matrix.
  • the matrix comprises a zirconium alloy, which is preferably zirconium.
  • the particles are preferably distributed homogeneously in the inner rod area and the inner gap-containing area is connected to the outer splinter-free Zircaloyhülle transitionless.
  • the outer surface of the gap-containing rods is preferably enlarged by profiling.
  • Rods contain the breeding substance in the form of tablets. These are preferably stacked in the outer tubes of Zircaloy.
  • the breeding substance uranium / thorium oxide is present as mixed crystal (mixed crystal compound).
  • the burned fissile rods can be broken down into rod parts of about 80 cm in length and incorporated into blocks of graphite. This is possible because of the corresponding splinter-free zones in the seed rods and has the great advantage that the rods can be stored without reprocessing.
  • the resulting highly active waste is processed into TRISO-coated particles, which particles are embedded in blocks of graphite, whereupon the blocks are finally stored.
  • the design and manufacture of the BE according to the invention for pressurized water reactors is 993 cm 2 and the length 480 cm.
  • the centrally arranged 91 splitter-containing rods with 1 1, 2 mm diameter are enclosed in hexagonal arrangement of 126 brute-containing rods with 14 mm diameter.
  • FIG. 2 shows the cross-section of the BE and the arrangement of the bars.
  • the control rod guide tubes and the absorber elements are not taken into account in FIG.
  • Fig. 3 shows the composite-pressed bar and Fig. 4 the surface profile of the bar.
  • the discrete particles are present as coated particles.
  • Coated particles are about 0.2 mm polycrystalline UO 2 or PuO 2 globally coated with pyrolytic carbon and silicon carbide or zirconium carbide.
  • the inner buffer layer of porous carbon is dimensioned so that the gaseous fission products formed during the cleavage are enclosed within the individual particle, without the rod being exposed to impermissible pressure burden as described in the
  • the Blanket-Rods consist of zircaloy tubes and contain the breeding substance in the form of tablets of (U 1 Th) O 2 .
  • the tablets are stacked in the cladding tubes.
  • Table 1 compares the design data of the BE according to the invention with the data of the 1228 MWe PWR-BE. Of particular note is the 1527.6 cm 2 high specific cooling surface of the seed
  • Rods " the thermal contact of coated particles to the zirconium matrix produced by pressing, the good thermal conductivity of the matrix and the gap-free bond of the matrix with the zircaloy cladding (cladding) .Therefore, the power density in the seed region can be significantly higher than the value of 100 W / cm 3 are raised.
  • the conditions can be created to exceed the conversion factor of 1 and thus to realize the breeding in a thermal nuclear power plant.
  • the residence time of the gap-containing rods in the reactor is about 3 years. In this
  • the fuel assembly according to the invention is designed so that the spent rods in the fuel assembly can be replaced with new rods, while the brooding rods dwell in the fuel assembly.
  • the spent rods are sawed into rod parts of about 80 cm in length, embedded in blocks of graphite and finally stored without reprocessing.
  • the interfaces of the rods do not contain fissile material. The prerequisite for this is also an intact SiC coating after complete combustion in the reactor. The method is described in the German patent
  • the two materials graphite and SiC have proven to be chemically stable over billions of years.
  • the residence time of the brute-containing rods is much longer and is up to 10 Years. Thereafter, the BE are removed from the reactor and worked up.
  • the composite pressed bars (Seed-Rods) can be produced by the hot-strand pressing method.
  • the pressing takes place in 6 continuously interconnected pressing steps. It will be one for each pressing step
  • the coated particles are spherical cores of UO 2 or PuO 2 of about 0.2 mm in diameter.
  • the particles are covered with layers of pyrocarbon and
  • Silicon carbide coated several times first with a buffer layer of pyrocarbon (thickness 150 microns, density 0.97 g / cm 3 ), then with a dense Pyrokohlenstoff für (thickness 40 microns, density 1, 91 g / cm 3 ) and then with a SiC Layer (thickness 35 ⁇ m, density 3.19 g / cm 3 ).
  • a buffer layer of pyrocarbon thickness 150 microns, density 0.97 g / cm 3
  • a dense Pyrokohlenstoff harsh thickness 40 microns, density 1, 91 g / cm 3
  • SiC Layer thickness 35 ⁇ m, density 3.19 g / cm 3
  • the seed rods preferably at intervals of 80 cm, have zones free from splits (see above). These allow the safe dismantling of the rods for their disposal.
  • the weight ratios of the individual components and the dimensions of the pre-pressed cylinders are matched to each other so that they meet the requirements shown in Fig. 3 and 4 for a partial length of the rod of 80 cm.
  • the individual cylinders (rod sections) can be loaded with different fissile material content in terms of the optimal reactor-core design in the axial direction of the rod.
  • the assembled cylinders are extruded in an extruder in vacuum at a temperature of about 1500 ° C sequentially (sequentially) to bars of required dimensions. After Irradiation (EOL, End of Life), the spent rods are sawed into rod parts of about 80 cm in length and incorporated into blocks of graphite. The method of incorporating the bars was developed as part of the activities to produce pressed HTR block BE.
  • the recesses for receiving the rod parts are shown in Fig. 6. To remove the heat of disintegration, some recesses for natural convection may remain unoccupied.
  • the pressed granules are first prepared by the co-precipitated gel precipitation process.
  • a solution of uranil-thorium nitrate is dripped with small additions of polyvinyl and tetrahydrofurfuryl alcohol and solidified with ammonia to spherical Amoniumdiuranat or thorium hydroxide particles.
  • the casting solution is mixed in as suspension Termax carbon black having a particle size of 0.3 to 0.5 ⁇ m and burned out during the calcination of the particles.
  • the resulting granules are characterized by good homogeneity of the two components uranium and thorium, good flowability and largely dust-free handling.
  • the method is basically known to the person skilled in the art and described in the publication of
  • tablet green compacts are pre-pressed at room temperature and a relatively moderate pressure of 20 MN / m 2 .
  • HSV hot-impact compression method
  • the tablets produced by the HSV process are characterized by complete mixed crystal formation of UO 2 / ThO 2 .
  • the tablets are more than 99.9% (in terms of thorium) soluble in nitric acid (HNO 3 ), which offers a significant advantage over pure thoria, namely the use of hydrofluoric acid.
  • Complete solid solution formation can be detected by X-ray analysis.
  • the tablets containing the fertile matter can be worked up without the use of hydrofluoric acid (HF) using the Purex procedure.
  • HF hydrofluoric acid
  • the resulting high - level radioactive waste is processed into TRISO - coated particles (with SiC coating), the particles are incorporated according to the invention into blocks of graphite and the blocks are finally stored.
  • a relatively low melting point of the calcined cores of about 125O 0 C is taken into account.
  • the use of coating and carrier gases and the deposition temperature are to be coordinated so that the pyrocarbon and silicon carbide layers can be produced with required properties below the melting point of the cores. The thereby incurred high-level radioactive waste can be through the
  • the simulated particles had a geometric density of 4.2 g / cm 3 and were coated four times with pyrolytic carbon and silicon carbide. Acetylene and propylene were used as coating gases for the pyrocarbon deposition and methyltrichloro - silane or methyl - for the silicon carbide deposition.
  • Fig. 7 shows the pressed graphite block in 8-row design with dimensions: Wrench size 360 mm, height 800 mm.
  • the block contains 18k heavy metal in the form of TRISO Coated Particles.
  • the invention relates to a fuel assembly consisting of a bundle of fuel rods containing the fission substance uranium-253 or plutonium-239 and the breeding substance thorium and uranium-238 separated from each other in a hexagonal or tetragonal arrangement, characterized in that the rods containing rods) are in the form of composite-pressed rods which contain the fission material in the form of discrete zirconium-matrix coated particles, the particles in the inner rod region are homogeneously distributed, the inner fissile-containing region is seamlessly connected to the outer fissile-free Zircaloy® sheath, the outer surface of the splits containing rods is enlarged by profiling and the blanket rods containing the brood in the form of tablets, the tablets in the sheaths Zirkaloy are stacked on each other and the breeding substance uranium / thorium oxide is present as a mixed crystal compound, decomposed the spent gap-containing rods into rod parts
  • this fuel element is characterized in that the outer surface of the composite-pressed rods is increased by the factor of 1, 5 to 3 by the profiling.
  • the fuel assembly is characterized in that by profiling the outer surface of the composite-pressed rods around the
  • the nominal cladding thickness is 0.2 to 0.5 mm. It is further preferred that the minimum nominal cladding thickness be 0.33 mm.
  • the fuel assembly according to the invention is preferably further characterized in that the coated particles are provided with an outer buffer layer of porous pyrocarbon. It is preferable that the thickness of the buffer layer is between 50 and 100 ⁇ m. It is further preferred that the nominal thickness of the buffer layer is 60 ⁇ m. It is further preferred that the nominal density of the buffer layer is between 0.8 and 1.2 g / cm 3 . Further, it is preferable that the nominal density of the buffer layer is 1.0 g / cm 3 .
  • the volume loading of the coated fissile particles in the inner part of the composite-pressed rods is preferably between 15 and 40% by volume. More preferably, the volume loading of the coated fissile particles is 35% by volume.
  • the Invention is preferably characterized in that the composite-pressed rods are produced by extruding in vacuo at temperatures above 1500 ° C. It is further preferred that the method according to the present invention the Extruding the bars by extruding several prefitted cylinders consecutively (sequentially). The method according to the present invention preferably provides that 8 pre-pressed cylinders are extruded sequentially to produce the composite-pressed rod. It is inventively preferred that the compressed granules for the production of
  • Meat tablets are manufactured according to the gel co-precipitation method. To achieve the porosity of the granules, it is preferred to add carbon black in suspended form to the casting solution. The admixed carbon black is preferably burned out in the subsequent heat treatment of the particles. The broiler tablets are preferably made by the hot impact compression method to nominal size.
  • the present invention further includes a method of eliminating the fuel assemblies of the present invention which provides for sawing the burned composite pressed rods into rod members of preferably 80 cm in length. These parts of the composite-pressed rods are preferably incorporated into blocks of graphite and can be stored without reprocessing.
  • the interfaces of the rods preferably contain no fuel.
  • the broiler tablets are preferably worked up by the Purex method.
  • the high-level radioactive waste produced after reprocessing is preferably bound in blocks of graphite in the form of TRISO-coated particles and the blocks are finally stored.

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Abstract

Brennelement, bestehend aus einem Bündel von Brennstäben, die den Spaltstoff Uran-235 oder Plutonium-239 und den Brutstoff Thorium und Uran-238 getrennt voneinander in hexagonaler oder tetragonaler Anordnung enthalten, dadurch gekennzeichnet, dass die spaltstoffhaltigen Stäbe (Seed-Rods) als verbundgepresste Stäbe vorliegen, die Stäbe den Spaltstoff in Form von diskreten, in Zirkonmatrix eingebetteten beschichteten Teilchen (Coated Particles) enthalten, die Teilchen im inneren Stabbereich homogen verteilt sind, der innere spaltstoffhaltige Bereich mit der äußeren spaltstofffreien Zircaloyhülle übergangslos verbunden ist, die äußere Oberfläche der spaltstoffhaltigen Stäbe durch Profilgebung vergrößert wird, sowie die brutstoffhaltigen Stäbe (Blanket-Rods) den Brutstoff in Form von Tabletten enthalten, die Tabletten in den Hüllrohren aus Zircaloy aufeinander gestapelt sind und der Brutstoff Uran/Thorium-Oxid als Mischkristall-Verbindung vorliegt, die abgebrannten spaltstoffhaltigen Stäbe zu Stabteilen von 80 cm Länge zerlegt, in Blöcke aus Graphit eingebunden und ohne Wiederaufarbeitung endgelagert werden und der bei der Wiederaufarbeitung der Brutstofftabletten anfallende hoch radioaktive Abfall in Form von TRISO beschichteten Teilchen in Blöcke aus Graphit eingebettet und die Blöcke endgelagert werden.

Description

Brennelement für Leichtwasserreaktoren geeignet für den Thoriumeinsatz mit getrennter Spalt- und Brutstoff-Anordnung, und dessen Herstellung
Die Thoriumvorkommen sind weltweit relativ groß. Sie betragen gemäß der IAEA- NEA-Veröffentlichung „Red Book" 4,5 Millionen Tonnen und sind somit um etwa den
Faktor 4 höher als die Uranvorkommen.
Durch die Bestrahlung mit thermischen Neutronen wird das Thorium-232 zum Spaltstoff Uran-233 umgewandelt. Die hierfür erforderlichen Neutronen werden durch die Spaltung von Uran-235 erzeugt. Das dabei gebildete Uran-233 ist ein wertvoller
Spaltstoff und zeichnet sich durch hohe η Werte aus (Neutronenverfiigbarkeit bei der Spaltung gemäß Abb. 1 ). Der Spaltstoffkreislauf ist flexibel. Anstelle von U-235 kann auch Plutonium-239 oder waffenfähiges Plutonium eingesetzt werden.
Der Einsatz von Thorium wird seit mehr als 50 Jahren weltweit untersucht und in einer Reihe von Kernkraftwerken eingesetzt und getestet.
In der BRD wurde das Thorium in Form von beschichteten Teilchen aus (U1Th)O2 in Hochtemperatur-Kugelhaufenreaktoren AVR mit 15 MWe in Julien und THTR mit 300 MWe in Schmehausen eingesetzt. Außerdem wurde die Eignung des Thoriums im
Schwerwasser moderierten Reaktor untersucht und in begrenztem Umfang in Bestrahlungstests erprobt.
In USA wurden folgende Kernkraftwerke gebaut und auf ihre Leistungsfähigkeit getestet:
Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) Leichtwasserreaktor Shippingport
HT-Reactoren Peach-Botton mit 40 MWe sowie Fort St.Vrain mit 300 MWe. Im Rahmen der europäischen Gemeinschaft OECD ist noch der in Winfrith, England, erstellte HT-Dragon-Reactor mit 20 MWth zu erwähnen. Durch den Einsatz von (U,Th)θ2 beschichteten Teilchen wurde eine relativ günstige Konversionsrate von 0,8 erzielt. Die Ergebnisse sind beschrieben in der Veröffentlichung von
L. R. Shepherd: HTR and the Dragon Reactor Experiment, Journal of B.N.E.S. JuIy, 5, 1966.
In Frankreich konzentrierten sich die Arbeiten vorwiegend auf die theoretischen Untersuchungen in HTR, MSBR und PWRs, wobei der Thorium/Plutonium Zyklus im
Vordergrund stand. Die Untersuchungen wurden vom Commissariat ä PEnergie
Atomique (CEA) Nuclear Center Saclay und Nuclear Center Cadarache durchgeführt.
In letzter Zeit werden die Thoriumaktivitäten in den Ländern Japan, China und Indien intensiviert. Dazu zählt u. a. ein in Indien im Entwicklungs-stadium befindliches
Vorhaben, das Thorium Accelerator Driven System (ADS). Die Übersicht der Thoriumaktivitäten ist dargestellt in dem KFA Bericht: Bilateral Seminars of the International Bureau Program of Research and Development on the Thorium Utilization; PWRs Final Report (1979-1988).
Um das Thorium in einem thermischen Kernreaktor wirtschaftlich zu nutzen und möglicherweise das Brüten zu realisieren, steht aus heutiger Sicht der Druckwasser- Reaktor im Vordergrund. Die Arbeiten werden von Thorium Power, LTD, vorangetrieben und koordiniert. In das Vorhaben ist u.a. auch das russische Institut Kurchatov eingebunden. Das Vorhaben wird von US-DOE (Department of Energy) unterstützt. Es ist vorgesehen, die Brennelemente in den bestehenden russischen Druckwasser-Reaktor VVER-1000 einzusetzen und in Bestrahlungstests zu qualifizieren. Das vorgesehene Brennelement wird in der Fachliteratur als Seed- Blanket Unit (SBU) bezeichnet. Es besteht aus einem Bündel von Stäben mit hexagonalem Querschnitt. Die Stäbe enthalten in getrennter Anordnung Spalt- und Brutstoff. Die spaltstoffhaltigen Stäbe (Seed-Rods) sind im zentralen Bereich von UBS angeordnet und von brutstoffhaltigen Stäben (Blanket-Rods) umschlossen. Das Brennelement (SBU) ist grundsätzlich dem Fachmann bekannt und beschrieben in der US-Patentschrift 5,864,593 (January 26,1999) von A. Radkowsky.
An die Brennelemente werden hohe Anforderungen gestellt:
Sie müssen so ausgelegt sein, dass sich eine sehr hohe Core-Leistungsdichte realisieren lässt. Der angestrebte Mittelwert liegt oberhalb von 100 W/cm3. Folglich werden insbesondere die spaltstoffhaltigen Stäbe (Seed-Rods) thermisch hoch belastet. Mit zunehmendem Abbrand steigt der Spaltgasdruck im Stabinneren stark an. Trotz der gebildeten Spaltgase sind die Stäbe so auszulegen, dass bei hohem Abbrand und hoher Fluenze schneller Neutronen die mechanische Integrität der Stäbe gewährleistet ist. Um die Voraussetzungen zu schaffen, einen Konversionsfaktor von mehr als 1 zu erzielen und somit mehr Spaltstoff zu erzeugen als zu verbrauchen, wird ein differenziertes Verhältnis von Moderator (Wasser) zu den Stäben im „Seed-Bereich" gegenüber dem im „Blanket-Bereich" angestrebt. Es ist vorteilhaft, dass dieses Verhältnis im „Seed-Bereich" wesentlich höher als im „Blanket-Bereich" liegt.
Die Verweilzeit der BE im Reaktor ist sehr lange und beträgt für die brutstoffhaltigen
Stäbe bis zu 10 Jahre. Folglich wird insbesondere von den Stäben eine Beständigkeit bei hoher Dosis (Fluenze) schneller Neutronen und eine hohe Korrosionsbeständigkeit gefordert. Mit zunehmendem U-235 Abbrand baut sich das aus Thorium konvertierte U-233 und das aus U-238 gebildete P-239 in den Brutstäben auf. Dadurch wird die Wärmeerzeugung und die damit verbundene thermische Belastbarkeit der Brutstäbe schrittweise erhöht. Um trotz erhöhter Belastbarkeit der Brutstäbe eine unzulässige Wechselwirkung zwischen den Tabletten und dem Hüllrohr (mechanical and chemical cladding interaction) während der gesamten Verweilzeit der BE im Reaktor auszuschließen, müssen die Tabletten hohen Anforderungen bezüglich den Abmessungen, der Dichte, der offenen und geschlossenen Porosität sowie der Stöchiometrie genügen.
Aufgabe der Erfindung ist es, ein Brennelement auszulegen und herzustellen, das den o. g. Anforderungen genügt, sich wirtschaftlich herstellen lässt und ferner zur Schließung des Brennstoffkreislaufes geeignet ist, indem die erzeugten radioaktiven
Spaltprodukte sicher endgelagert werden können.
Ferner ist es die Aufgabe der Erfindung, in einem Brennelement, vorzugsweise bestehend aus einem Bündel von Brennstäben, den Spaltstoff Uran-235 oder auch Plutonium-239 in den so genannten Seed Rods und den Brutstoff Thorium und Uran-
238 als Mischkristall in den so genannten Blanket Rods getrennt voneinander in anzuordnen. Die Anordnung ist vorzugsweise hexagonal oder tetragonal.
Die Aufgabe wird durch die in den Patentansprüchen beschriebenen Gegenstände gelöst.
Die Aufgabe wird insbesondere dadurch gelöst, dass die spaltstoffhaltigen Stäbe (Seed-Rods) als verbundgepresste Stäbe vorliegen, die Stäbe den Spaltstoff in Form von vorzugsweise diskreten, in eine Matrix eingebetteten beschichteten Teilchen (Coated Particles) enthalten. Die Matrix ist vorzugsweise eine zirkoniumhaltige Matrix und weiter bevorzugt eine Zirkonmatrix. Gemäß einer alternativen Ausführungsform umfasst die Matrix eine Zirkoniumlegierung, welche vorzugsweise Zirkalloy ist.
Die Teilchen sind vorzugsweise im inneren Stabbereich homogen verteilt und der innere spaltstoffhaltige Bereich ist mit der äußeren spaltstofffreien Zircaloyhülle übergangslos verbunden. Die äußere Oberfläche der spaltstoffhaltigen Stäbe wird vorzugsweise durch Profilgebung vergrößert. Die brutstoffhaltigen Stäbe (Blanket-
Rods) enthalten den Brutstoff in Form von Tabletten. Diese sind in den Hüllrohren aus Zircaloy vorzugsweise aufeinander gestapelt. Der Brutstoff Uran/Thorium-Oxid liegt als Mischkristall (Mischristall-Verbindung) vor. Die abgebrannten spaltstoffhaltigen Stäbe können zu Stabteilen von etwa 80 cm Länge zerlegt werden und in Blöcke aus Graphit eingebunden werden. Dies ist möglich aufgrund entsprechender spaltstofffreier Zonen in den Seed Rods und hat den großen Vorteil, dass die Stäbe ohne Wiederaufarbeitung endgelagert werden können.
Zur Wiederaufbereitung der in den Blanket Rods enthaltenen Brutstofftabletten wird der anfallende hoch radioaktive Abfall (HAW, highly active waste) zu TRISO beschichteten Teilchen verarbeitet, welche Teilchen in Blöcke aus Graphit eingebettet werden, wobei dann die Blöcke endgelagert werden.
Aufbauend auf dem Know How, gewonnen bei der Herstellung von BE für Material- Test-Reaktoren (MTR), Hochtemperatur-Reaktoren (HTR) und Leichtwasser- Reaktoren (LWR), wurde die Auslegung und Herstellung des erfindungsgemäßen BE für Druckwasser-Reaktoren (DWR) konzipiert. In Anlehnung an das 1228 MWe DWR- BE beträgt die Querschnittsfläche des BE 993 cm2 und die Länge 480 cm. Die zentral angeordneten 91 spaltstoffhaltigen Stäbe mit 1 1 ,2 mm Durchmesser sind in hexagonaler Anordnung von 126 brutstoffhaltigen Stäben mit 14 mm Durchmesser umschlossen.
Abb. 2 zeigt den Querschnitt des BE und die Anordnung der Stäbe. Der Einfachheit halber werden in Abb. 2 die Steuerstabführungsrohre und die Absorberelemente nicht berücksichtigt. Abb. 3 zeigt den verbundgepressten Stab und Abb. 4 die Oberflächenprofilgebung des Stabes.
Die diskreten Teilchen liegen als beschichtete Teilchen (Coated Particles) vor. Die
Coated Particles sind etwa 0,2 mm große, mit pyrolitischem Kohlenstoff und Siliziumkarbid oder Zirkonkarbid mehrfach beschichtete Kügelchen aus UO2 oder PuO2. Die innere Pufferschicht aus porösem Kohlenstoff ist so bemessen, dass die bei der Spaltung gebildeten gasförmigen Spaltprodukte innerhalb des einzelnen Partikels eingeschlossen werden, ohne den Stab dabei auf unzulässigen Druck zu belasten, wie beschrieben in der
US-Patentschrift 3,325,363 (W.V.Goedel, June, 1967) Abb. 5 zeigt ein beschichtetes Spaltstoffteilchen nach der Bestrahlung.
Die brutstoffhaltigen Stäbe (Blanket-Rods) bestehen aus Zirkaloyhüllrohren und enthalten den Brutstoff in Form von Tabletten aus (U1Th)O2. Die Tabletten sind in den Hüllrohren aufeinander gestapelt. In der Tabelle 1 sind die Auslegungsdaten des erfindungsgemäßen BE den Daten des 1228 MWe DWR-BE gegenübergestellt. Hervorzuheben ist die mit 1527,6 cm2 hohe spezifische Kühloberfläche der „Seed-
Rods", der durch Pressen hergestellte gute thermische Kontakt von Coated Particles zur Zirkonmatrix, die gute Wärmeleitfähigkeit der Matrix und der spaltfreie Verbund der Matrix mit dem Zircaloyhüllrohr (Cladding). Folglich kann die Leistungsdichte im Seed-Bereich erheblich über den Wert von 100 W/cm3 angehoben werden.
Tabelle 1 :
Gegenüberstellung der Auslegungsdaten für das erfindungsgemäße BE und das 1228 MWe DWR-BE
BE-Typ 1228 MWe-DWR-BE BE gemäß der Erfindung
Gesamtlänge (cm) 480 480
Querschnitt tetragonal hexagonal
Fläche (cm2) 992 993
Anzahl der Stäbe Brennstoff 256 Spaltstoff 91 Brutstoff 126
Stabdurchmesser (mm) Brennstoff 11 ,2 Spaltstoff 11 ,2 Brutstoff 14
Querschnittsfläche für Kühlwasser (%) Brennstoff 75 Spaltstoff 78 Brutstoff 66
Spez Kühloberfläche der Stäbe (crrϊVLiter BE) Brennstoff 907,6 Spaltstoff 1527,6 Brutstoff 963,5
Moderator/Stabverhältnis im Bereich von Brennstoff 2,94 Spaltstoff 3,45 Brutstoff 1.97
Bedingt durch die Möglichkeit, die Leistungsdichte im Seed-Bereich bei relativ hohem Verhältnis von Moderator zu Stab von 3,45 erheblich anzuheben, wird die Konversion von Thorium zu Uran-233 begünstigt und gleichzeitig die Bildung von Transuranisotopen, vor allem Actiniden mit extrem hoher Halbwertzeit, unterdrückt.
Demgegenüber wird bei relativ niedrigem Verhältnis Moderator zu Stab im Blanket- Bereich von 1 ,97 die Dichte von epithermischen Neutronen angehoben, die Bildung von unerwünschtem Uranisotop U-234 gemindert und dabei die Konversion von U- 238 zu Plutonium-239 verstärkt. Durch die beiden Vorgänge, das Thorium durch thermische Neutronen zu Uran-233 und das Uran-238 durch epithermische
Neutronen zu Plutonium 239 zu konvertieren, können die Voraussetzungen geschaffen werden, den Konversionsfaktor von 1 zu überschreiten und somit das Brüten in einem thermischen Kernkraftwerk zu realisieren.
Die Verweilzeit der spaltstoff haltigen Stäbe im Reaktor beträgt ca. 3 Jahre. In dieser
Zeit wird mehr als 80 % des Spaltstoffes verbraucht. Das erfindungsgemäße Brennelement ist so konzipiert, dass die abgebrannten Stäbe im Brennelement gegen neue Stäbe ausgetauscht werden können, während die Brutstäbe im Brennelement verweilen. Die abgebrannten Stäbe werden zu Stabteilen von etwa 80 cm Länge zersägt, in Blöcke aus Graphit eingebunden und ohne Wiederaufarbeitung endgelagert. Die Schnittstellen der Stäbe enthalten keinen Spaltstoff. Die Voraussetzung dafür ist auch ein intaktes SiC-Coating nach dem vollen Abbrand im Reaktor. Das Verfahren ist beschrieben in der deutschen Patentschrift
DE 10144352 A1 , Juli 2007 von M. Hrovat.
Die beiden Werkstoffe Graphit und SiC haben sich in Milliarden von Jahren als chemisch stabil erwiesen.
Die Verweilzeit der brutstoff haltigen Stäbe ist wesentlich länger und beträgt bis zu 10 Jahre. Danach werden die BE aus dem Reaktor entnommen und aufgearbeitet.
Die verbundgepressten spaltstoffhaltigen Stäbe (Seed-Rods) lassen sich nach dem Heiß-Strang-Pressverfahren herstellen. Das Pressen erfolgt in 6 kontinuierlich miteinander verbundenen Pressschritten. Dabei wird für je einen Pressschritt ein aus
Zircaloy vorgepresster Hohlzylinder mit vorgeformter profilierter Außenfläche mit einem homogenen Gemisch, bestehend aus granuliertem Zirconpulver und beschichteten Teilchen, beladen und zu hantierfesten Zylindern vorgepresst. Die beschichteten Teilchen sind sphärische Kerne aus UO2 oder PuO2 von ca. 0,2 mm Durchmesser. Die Teilchen werden mit Schichten aus Pyrokohlenstoff und
Siliziumkarbid mehrfach beschichtet, zunächst mit einer Pufferschicht aus Pyrokohlenstoff (Dicke 150 μm, Dichte 0,97 g/cm3), dann mit einer dichten Pyrokohlenstoffschicht (Dicke 40 μm, Dichte 1 ,91 g/cm3) und anschließend mit einer SiC-Schicht (Dicke 35 μm, Dichte 3,19 g/cm3). Um eine mögliche Beschädigung der SiC-Schichten bei der Herstellung der gepressten Stäbe durch Punktbelastung beim
Strangpressen zu vermeiden, ist vorgesehen, die Partikel mit einer Außenschicht aus weichem Pyrokohlenstoff niedriger Dichte, analog der Pufferschicht, zu versehen.
Erfindugnsgemäß weisen die Seed-Rods, vorzugsweise in Abständen von 80 cm, spaltstofffreie Zonen auf (siehe oben). Diese ermöglichen das gefahrlose Zerlegen der Stäbe für deren Endlagerung.
Die Gewichtsverhältnisse der einzelnen Komponenten und die Abmessungen der vorgepressten Zylinder sind aufeinander so abgestimmt, dass diese für eine Teillänge des Stabes von 80 cm den in Abb. 3 und 4 dargestellten Anforderungen genügen. Die einzelnen Zylinder (Stababschnitte) können im Hinblick auf die optimale Reaktor- Kern-Auslegung in der axialen Richtung des Stabes mit unterschiedlichem Spaltstoffgehalt beladen werden. Die fertig assemblierten Zylinder werden in einer Strangpresse im Vakuum bei einer Temperatur von ca. 1500°C aufeinanderfolgend (sequenziell) zu Stäben mit erforderlichen Abmessungen extrudiert. Nach der Bestrahlung (EOL, End of Life) werden die abgebrannten Stäbe zu Stabteilen von ca. 80 cm Länge zersägt und in Blöcke aus Graphit eingebunden. Das Verfahren zum Einbinden der Stäbe wurde im Rahmen der Aktivitäten zur Herstellung von gepressten HTR-Block-BE entwickelt.
Die Ausnehmungen zur Aufnahme der Stabteile zeigt Abb. 6. Zum Abführen der Zerfallswärme können einige Ausnehmungen für die natürliche Konvektion unbesetzt bleiben.
Zur Fertigung der Brutstofftabletten wird zunächst das Pressgranulat nach dem co- gefällten Gel-Fällungsverfahren hergestellt. Hierzu wird eine Lösung aus Uranil- Thorium-Nitrat mit geringen Zusätzen an Polyvinyl- und Tetrahydro-Furfurnil-Alkohol vertropft und mit Ammoniak zu sphärischen Amoniumdiuranat bzw. Thorium- Hydroxid-Teilchen verfestigt. Nach dem Waschen, Trocknen, Kalzinieren und Reduzieren wird ein rieselfähiges Granulat mit einem mittleren Durchmesser von 0,8 mm und einer Teilchenporosität von etwa 50 Vol. % erzeugt. Zur Herstellung der angestrebten Porosität wird der Gießlösung als Suspension Termax Ruß mit einer Teilchengröße von 0,3 bis 0,5 μm untergemischt und beim Kalzinieren der Teilchen herausgebrannt. Das dabei erzeugte Granulat zeichnet sich durch gute Homogenität der beiden Komponenten Uran und Thorium, gute Rieselfähigkeit und weitgehend staubfreie Handhabung aus. Das Verfahren ist grundsätzlich dem Fachmann bekannt und beschrieben in der Veröffentlichung von
K.-H. Grosse et. al.: "Rotary Cascade Furnace for the Manufacture of HTR Fuel Element Kernels,
3rd International Meeting on HTR Technology, October 2006, Johannesburg, RSA.
Aus dem Granulat werden Tabletten-Grünlinge bei Raumtemperatur und relativ mäßigem Druck von 20 MN/m2 vorgepresst. Abschließend werden die Tabletten- Grünlinge auf die Enddimensionen nach dem Heißschlag-Verdichtungs-Verfahren (HSV) fertig gestellt. Gemäß dem Verfahren werden die Tabletten-Grünlinge bei einer Aufheizgeschwindigkeit von 500°C/Minute auf Temperaturen zwischen 20000C und 24000C erhitzt und in einem kalten Gesenk so schnell verdichtet und geformt, dass kein nennenswerter Wärmeaustausch zwischen der Tablette und dem Werkzeug stattfinden kann. Die Tablette verlässt das Gesenk noch im plastischen
Temperaturbereich, ist aber formstabil genug, um die dynamische Beanspruchung des Ausstoßvorganges unbeschädigt zu überstehen. Mittels des HSV Verfahrens wird die Ausbildung des Uran-Thorium Mischkristalls ermöglicht.
Wesentliches Verfahrensmerkmal ist, dass die Wärme und der Druck weitgehend entkoppelt sind und nur sehr kurze Zeit (ca. eine Millisekunde) gemeinsam auf die Tablette einwirken. Das Verfahren ist grundsätzlich dem Fachmann bekannt und beschrieben in der Veröffentlichung von
M. Hrovat et al.:
"Hot Impact Densification: A New Method for Producing High Density Ceramic Pellets with Close Shape Tolerances" Nuclear Technology, JuIy, 1982.
Die nach dem HSV-Verfahren hergestellten Tabletten zeichnen sich durch vollständige Mischkristallbildung von UO2/Thθ2 aus. Folglich sind die Tabletten zu mehr als 99,9 % (bezogen auf Thorium) in Salpetersäure (HNO3) löslich, was einen bedeutenden Vorteil gegenüber reinem Thoriumoxid bietet, nämlich wird das Verwenden von Flußsäure vermieden.
Die vollständige Mischkristallbildung kann röntgenografisch nachgewiesen werden.
Die Ergebnisse sind beispielsweise beschrieben in der Veröffentlichung
M. Hrovat et al.:
„Das Heißschlagverdichten- Ein neues Verfahren zur Herstellung keramischer Brennstofftabletten mit engen Formtoleranzen" Journal of Nuclear Materials, Volume 124, 1984.
Nach der Bestrahlung lassen sich die brutstoffhaltigen Tabletten ohne Einsatz von Flusssäure (HF) nach dem Purex-Verfahren aufarbeiten.
Der dabei angefallene hochradioaktive Abfall wird zu TRISO beschichteten Teilchen (mit SiC - Coating) verarbeitet, die Teilchen erfindungsgemäß in Blöcke aus Graphit eingebunden und die Blöcke endgelagert.
Bei der Beschichtung der TRISO Teilchen ist ein relativ niedriger Schmelzpunkt der kalzinierten Kerne von etwa 125O0C zu berücksichtigen. Der Einsatz von Beschichtungs- und Trägergasen sowie die Abscheidetemperatur sind so aufeinander abzustimmen, dass die Pyrokohlenstoff- und Siliziumkarbidschichten mit erforderlichen Eigenschaften unterhalb des Schmelzpunktes der Kerne hergestellt werden können. Der dabei angefallene hochradioaktive Abfall lässt sich durch die
Formgebung und anschließende Kalzination zu sphärischen Teilchen verarbeiten. Die aus Simulat hergestellten Teilchen hatten eine geometrische Dichte von 4,2g/cm3 und wurden mit pyrolitischem Kohlenstoff und Siliziumkarbid vierfach beschichtet. Als Beschichtungsgase dienten für die Pyrokohlenstoffabscheidung Acetylen und Propylen und für die Siliziumkarbidabscheidung Methyltrichlor - Silan oder Methyl -
Silan. Die Beschichtungstemperatur lag unter 1200°C. Aus den TRISO beschichteten Teilchen wurden Proben angefertigt und den Standard Korrosions- und Auslagetests in deionisiertem Wasser und in der quineren Karnalitlauge unterzogen. Die Tests ergaben, dass die mit den TRISO beschichteten Teilchen hergestellten Proben bezüglich der Korrosions- und Auslaugbeständigkeit zur Lagerung von etwa hundert
Millionen Jahren geeignet sind und somit die Forderung nach einer sicheren Endlagerung erfüllen.
Der entsprechende Vergleichswert für die Proben mit in Bor-Silikatglas eingeschmolzenem Waste lag um vier Zehnerpotenzen darunter.
Die Herstellung der Proben und die durchgeführten Tests sind beschrieben in der Veröffentlichung von
D. P. Stinton et al.
„Coating of Crystalline Nuclear Waste Forms to Improve Inertness," Journal of American Ceramic Society, August 1982.
Das Verfahren zum Einbinden der beschichteten Teilchen in Blöcke aus Graphit ist grundsätzlich dem Fachmann bekannt und beschrieben in der Veröffentlichung
M. Hrovat et al.:
"Fabrication and Properties of Molded Block Fuel Element for HTGRs" Proceeding of the ENC, Paris 1975.
Abb. 7 zeigt den gepressten Graphitblock im 8-Reihen-Design mit Abmessungen: Schlüsselweite 360 mm, Höhe 800 mm. Der Block enthält 18k Schwermetall in Form von TRISO Coated Particles.
Die Erfindung betrifft insbesondere ein Brennelement bestehend aus einem Bündel von Brennstäben, die den Spaltstoff Uran-253 oder Plutonium-239 und den Brutstoff Thorium und Uran-238 getrennt voneinander in hexagonaler oder tetragonaler Anordnung enthalten, dadurch gekennzeichnet, dass die spaltstoffhaltigen Stäbe (seed-rods) als verbundgepresste Stäbe vorliegen, die Stäbe den Spaltstoff in Form von diskreten, in Zirkonmatrix eingebetteten, beschichteten Teilchen (coated particles) enthalten, die Teilchen im inneren Stabbereich homogen verteilt sind, der innere spaltstoffhaltige Bereich mit der äußeren spaltstofffreien Zircaloyhülle übergangslos verbunden ist, die äußere Oberfläche der spaltstoffhaltigen Stäbe durch Profilgebung vergrößert wird sowie die brutstoffhaltigen Stäbe (blanket-rods) den Brutstoff in Form von Tabletten enthalten, die Tabletten in den Hüllröhren aus Zirkaloy aufeinander gestapelt sind und der Brutstoff Uran/Thorium-Oxid als Mischkristallverbindung vorliegt, die abgebrannten spaltstoffhaltigen Stäbe zu Stabteilen von 80 cm Länge zerlegt, in Blöcke aus Graphit eingebunden und ohne Wiederaufarbeitung endgelagert werden und der bei der Wiederaufarbeitung der Brutstofftabletten anfallende hochradioaktive Abfall in Form TRISO beschichteten
Teilchen in Blöcke aus Graphit eingebettet und die Blöcke endgelagert werden. Bevorzugt ist dieses Brennelement dadurch gekennzeichnet, dass durch die Profilgebung die äußere Oberfläche der verbundgepressten Stäbe um den Faktor 1 ,5 bis 3 vergrößert wird. Bevorzugt ist das Brennelement dadurch gekennzeichnet, dass durch die Profilgebung die äußere Oberfläche der verbundgepressten Stäbe um den
Faktor 2 vergrößert wird. Es ist bevorzugt, dass die nominale Cladding-Dicke 0,2 bis 0,5 mm beträgt. Es ist weiter bevorzugt, dass die minimale nominelle Cladding-Dicke 0,33 mm beträgt. Das erfindungsgemäße Brennelement ist vorzugsweise ferner dadurch gekennzeichnet, dass die beschichteten Spaltstoffteilchen (coated particles) mit einer äußeren Pufferschicht aus porösem Pyrokohlenstoff versehen werden. Es ist bevorzugt, dass die Dicke der Pufferschicht zwischen 50 und 100 μm liegt. Es ist weiter bevorzugt, dass die nominelle Dicke der Pufferschicht 60 μm beträgt. Es ist weiter bevorzugt, dass die nominelle Dichte der Pufferschicht zwischen 0,8 und 1 ,2 g/cm3 liegt. Weiter ist es bevorzugt, dass dien nominelle Dichte der Pufferschicht 1 ,0 g/cm3 beträgt.
Die Volumenbeladung der beschichteten Spaltstoffteilchen im inneren Teil der verbundgepressten Stäbe liegt bevorzugt zwischen 15 und 40 Vol.-%. Weiter bevorzugt liegt die Volumenbeladung der beschichteten Spaltstoffteilchen bei 35 VoL- %.
Das Verfahren zur Herstellung eines Brennelements gemäß der vorliegenden
Erfindung ist bevorzugt dadurch gekennzeichnet, dass die verbundgepressten Stäbe durch extrudieren im Vakuum bei Temperaturen oberhalb 1500°C hergestellt werden. Es ist ferner bevorzugt, dass das Verfahren gemäß der vorliegenden Erfindung das Strangpressen der Stäbe durch extrudieren von mehreren fertig assemblierten Zylindern aufeinanderfolgend (sequenziell) vorsieht. Das Verfahren gemäß der vorliegenden Erfindung sieht bevorzugt vor, dass zur Herstellung des verbundgepressten Stabes 8 vorgepresste Zylinder sequenziell extrudiert werden. Es ist erfindungsgemäß bevorzugt, dass das Pressgranulat zur Herstellung von
Brutstofftabletten nach dem Gel-Co-Fällungsverfahren gefertigt wird. Zur Erzielung der Porosität der Granulatteilchen wird bevorzugt Ruß in suspendierter Form der Gießlösung beigemischt. Der beigemischte Ruß wird bei der anschließenden Wärmebehandlung der Teilchen bevorzugt ausgebrannt. Die Brutstofftabletten werden bevorzugt durch das Heißschlag-Verdichtungsverfahren auf Sollmaß gefertigt. Die vorliegende Erfindung umfasst ferner ein Verfahren zur Beseitigung der Brennelemente der vorliegenden Erfindung, dass das Zersägen der abgebrannten verbundgepressten Stäbe zu Stabteilen von einer Länge von vorzugsweise 80 cm vorsieht. Diese Teile der verbundgepressten Stäbe werden vorzugsweise in Blöcke aus Graphit eingebunden und können ohne Wiederaufbereitung endgelagert werden.
Die Schnittstellen der Stäbe enthalten vorzugsweise keinen Spaltstoff. Die Brutstofftabletten werden vorzugsweise nach dem Purex-Verfahren aufgearbeitet. Der nach der Wiederaufbearbeitung angefallene hochradioaktive Abfall wird bevorzugt in Form von TRISO beschichteten Teilchen in Blöcke aus Graphit eingebunden und die Blöcke werden endgelagert.

Claims

Patentansprüche
1. Brennelement umfassend mindestens einen Spaltstoff, ausgewählt aus Uran-235 und Plutonium-239 in Seed Rods und davon getrennt einen Brutstoff in Blanket Rods, umfassend Thorium-232 und Uran-238, wobei die Blanket Rods den Brutstoff als Mischkristall umfassen, der Brutstoff in Form von Tabletten enthalten ist und diese Tabletten in Hüllrohren aus Zircalloy gestapelt sind, und wobei die Seed Rods verbundgepresste Stäbe sind, die in eine Matrix eingebettete beschichtete Teilchen umfassen und diese spaltstoff haltige Matrix mit der Zircalloy-Hülle des Stabes übergangslos verbunden ist.
2. Brennelement nach Anspruch 1, wobei es sich bei dem Plutonium um waffenfähiges Plutonium handlet.
3. Brennelement nach Anspruch 1 oder 2, wobei die Seed Rods spaltstofffreie Zonen umfassen.
4. Brennelement nach Anspruch 3, wobei die spaltstofffreien Zonen einen Abstand von 80 cm aufweisen.
5. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Seed Rods und Blanket Rods in Form von getrennt angeordneten Bündeln vorliegen und die Seed Rods unabhängig von den Blanket Rods mehrmalig gegen frische Seed Rods ausgetauscht werden können..
6. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Seed Rods und Blanket Rods in tetragonaler oder hexagonaler Anordnung angeordnet sind.
7. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die beschichteten Teilchen im inneren Stabbereich der Seed Rods homogen verteilt sind.
8. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Oberfläche der Seed Rods durch Profilierung vergrößert ist.
9. Brennelement nach Anspruch 8, wobei die Oberfläche der Seed Rods durch
Profilierung um den Faktor 1 ,5 bis 3 vergrößert ist.
10. Brennelement nach Anspruch 8, wobei die Oberfläche der Seed Rods durch Profilierung um den Faktor 2 vergrößert ist.
1 1. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die minimale nominelle Dicke der Zirkalloyhülle (cladding Dicke) 0,2 bis 0,5 mm beträgt.
12. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die minimale nominelle Dicke der Zirkalloyhülle (cladding Dicke) 0,33 mm beträgt.
13. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die beschichteten Teilchen mehrfach mit pyrolytischem Kohlenstoff und
Siliciumcarbid oder Zirconcarbid beschichtet sind.
14. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die beschichteten Teilchen mindestens eine erste Pufferschicht aus Pyrokohlenstoff, eine dichte Pyrokohlenstoffschicht und eine Schicht Silicium- oder Zirkoncarbid aufweisen.
15. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Teilchen zusätzlich eine abschließende Schicht aus Pyrokohlenstoff niedriger Dichte aufweisen.
16. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die nominelle Dicke der abschließenden Pufferschicht zwischen 50 und 100 μm beträgt.
17. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die nominelle Dicke der abschließenden Pufferschicht 60 μm beträgt.
18. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die nominelle Dichte der abschließenden Pufferschicht zwischen 0,8 und 1 ,2 g pro cm2 beträgt.
19. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die nominelle Dichte der abschließenden Pufferschicht 1 g pro cm2 beträgt.
20. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die beschichteten Teilchen diskret vorliegen.
21. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die abgebrannten Seed Rods zu Stabteilen von 80 cm Länge zerlegbar sind.
22. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Stabteile geeignet sind, in Blöcke aus einer Graphitmatrix eingebunden zu werden.
23. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Blanket Rods zur Wiederaufarbeitung geeignet sind.
24. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei bei der Wiederaufarbeitung der Blanket Rods hochradioaktiver Abfall anfällt, welcher zu TRISO beschichteten Teilchen verarbeitet wird und die Teilchen in Blöcke aus einer Graphitmatrix eingebettet und endgelagert werden.
25. Brennelement nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei die Seed Rods geeignet sind, ohne Wiederaufarbeitung endgelagert zu werden.
26 Verfahren zur Herstellung eines Brennelements nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, wobei der Mischkristall durch ein HSV Verfahren hergestellt wird.
27. Verfahren nach Anspruch 26, ferner umfassend die Schritte
a. Herstellen von Seed Rods mit den Verfahrensschritten i Beladen eines Zircalloy-Hohlzylmders mit homogenem Gemisch aus granuliertem Matnxpulver und beschichteten Teilchen, n. Vorpressen zu einem hantierfesten Zylinder, in Extrudieren der Zylinder im Vakuum. b Herstellen von Blanket Rods i. Herstellen der Tabletten aus Thorium- und Uranoxid durch
Heißschlagverdichtung ιι. Füllen der Hüllrohre mit Tabletten ιiι. Füllen mit Helium und Verschließen der Hüllrohre c. Assemblierung des Brennelements mit den Bestandteilen Seed Rods und Blanket Rods
28. Verfahren nach Anspruch 26 oder 27, wobei die Seed Rods durch Extrudieren im Vakuum bei temperaturen größer als 1500 0C hergestellt werden.
29. Verfahren nach Anspruch 28, wobei das Strangpressen der Stabe durch Extrudieren von mehreren fertig assembherten Zylindern aufeinanderfolgend
(sequentiell) erfolgt
30 Verfahren nach Ansprüchen 26 bis 29 wobei bei der Herstellung des verbundgepressten Stabes 8 vorgepresste Zylinder sequentiell extrudiert werden.
31. Verfahren nach Ansprüchen 26 bis 30, wobei das Pressgranulat zur Herstellung von Brutstofftabletten nach dem Gel-Co-Fällungsverfahren gefertigt wird
32. Verfahren nach Ansprüchen 26 bis 31 , wobei zur Herstellung der Porosität der Granulat-Teilchen Ruß in suspensierter Form der Gießlösung beigemischt wird.
33. Verfahren nach Ansprüchen 26 bis 32, wobei der beigemischte Ruß bei der anschließenden Wärmebehandlung der Teilchen ausgebrannt wird.
34. Verfahren nach Ansprüchen 26 bis 33, wobei die in den Blanket Rods enthaltenen Tabletten, die den Mischristall umfassen, durch das Heißschlag-Verdichtungs- Verfahren (HSV Verfahren) auf Sollmaß gefertigt werden.
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