WO2010149801A1 - Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerantes - Google Patents

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José María MARTÍNEZ-VAL PEÑALOSA
Mireia PIERA CARRETÉ
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Universidad Politecnica de Madrid
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Universidad Politecnica de Madrid
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    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention falls within the field of nuclear fission reactors, and particularly those that use nuclear fuel housed inside airtight sheaths, to maintain the confinement of radioactive nuclides produced within nuclear fuel, as a consequence of nuclear reactions, particularly fission; and a coolant circulates outside the pods to extract the heat generated inside the fuel.
  • a heterogeneous reactor that separates the fuel from the other materials, notably the essential refrigerant, by means of a structural arrangement that schematically is based on arranging the fuel in bars that are introduced inside the pods, grouping a plurality of these sheathed bars in a set of stable geometry through its accommodation in feet and heads at its ends, and spacer grids every certain stretch.
  • the nuclear reactor is formed by an aggregation of assemblies such as those described, which in turn maintain their geometry by the general structural elements of the reactor, which also house the control elements.
  • An important part of the structure Ia form the coolant movement channeling devices; but the noun of the reactor Io constitutes the so-called reactor core, which is the volume occupied by the total set of nuclear fuel rods, plus its refrigerant that surrounds and cools them.
  • the problem to be solved is to find an assembly of materials and configuration that avoid such positive feedback.
  • Be-9 and F-19 have very low SECN values, of the order of one hundredth of Na-23. This is especially useful for minimizing the effect of positive feedback between the disappearance of the refrigerant and the increase in the power of the reactor, through the increase of the free neutron population, when the disappearance of the refrigerant occurs.
  • EU threshold energy
  • SEN2N effective section of that reaction
  • Be-9 has a much greater capacity for neutron multiplication than Na-23, which means that if the Be that forms part of the reactor coolant disappears, an important nucleid for neutron multiplication is lost, which It has a negative and therefore stabilizing feedback effect on the reactivity and the power of the reactor.
  • FLIBE type mixtures which are actually mixtures of lithium fluoride (FLi) and beryllium fluoride (F 2 Be ).
  • FLi is used to produce tritium, useful for fusion reactors, as it is the result of neutron capture in Li-6; but this is useless and counterproductive for the idea of stabilizing the behavior of nuclear fission reactors, thanks to avoiding the positive feedback between the coolant drains and the reactor power, which is aggravated when a nucleus with high effective section of neutron capture, as is Li-6.
  • the FLi has a melting point of 845 degrees Celsius ( 0 C) and a boiling point of 1676 0 C; while F 2 Be has those points at 554 0 C and 1169 0 C respectively. That is, the latter can act as molten salt temperatures around 600 0 C, are acceptable for cooling metal sheaths confinement nuclear fuel, and of course ceramic sheaths.
  • the invention consists in constituting the reactor as an aggregation of rodlets nuclear fuel, whatever the composition of it, sheathed each bar in a sheath of heat resistant solid material at 1000 0 C, constituting each bar Ia reticular unit reactor core , which may correspond, as a unit or reticulum, to a triangular, square, pentagonal or hexagonal straight section, the center of the bar coinciding with the geometric center of the polygonal reticulum, and the space of the outer reticulum being occupied by the sheath by a material in a fluid state containing beryllium between its components; this material may be a molten metal alloy, a molten salt, or other compound of various chemical nature; and circulates along the pods of the fuel rods, driven by the corresponding pumps.
  • the invention identifies beryllium fluoride, of chemical formula F 2 Be, working at temperatures above 555 0 C, and below (in reality, far below) 1,000 0 C, being
  • the ideal temperature range is 580 0 C at the entrance of the F 2 Be to the reactor core, at 620 0 C at the exit of the reactor.
  • the reactor core constituted by a vertical aggregation of sheathed fuel rods and arranged according to the chosen polygonal reticular structure, is housed in a solid vessel that maintains the structural integrity of the assembly and leads to the liquid refrigerant as it passes through the reactor,. and connects its fluid circuit with the external heat sink, where the F 2 Be transfers the thermal energy extracted from the reactor to another fluid; the use of a liquid material having beryllium as a chemical component, as a reactor coolant, being particularly distinctive of the invention, and filling this liquid material, which is preferably F 2 Be, the entire volume, not occupied by the fuel rod and its sheath, of the elementary reticular structure that constitutes the reactor core.
  • the size of the bars, in diameter and height, will depend on the characteristics of the nuclear fuel used, but as a preferred indication it can be mentioned that the diameter must be between 0.4 centimeters and 1.5 centimeters; and the height between 1 meter and 5 meters. Below the lower limit of the diameter, it is very difficult to ensure its integrity, due to excessive slenderness; and above the maximum value, the extraction of heat is inefficient, so that indoor temperature rises too much.
  • the total size of the elementary reticular unit will be given because the fraction of volume occupied by the fuel (plus its sheath) will be between 1% and 99% of the total of the reticle, the rest being occupied by the cooling fluid; and giving as a preferred size data of the reticle that its polygonal reticular side is smaller than the average free path of moderation of the neutrons, defined as the inverse of the sum of the products, for each constituent nucleus of the cooling fluid material, of the value means of the effective section of elastic dispersion by the volumetric concentration of nuclei of said nucleide, in said fluid material.
  • Figure 1 shows the reticular unit in a square arrangement, the dashed line being the virtual boundary of the lattice.
  • Figure 2 shows an aggregation of fuel rods, configuring a set of reticles, which are arranged in solidarity for better handling.
  • Figure 3 shows the reticular unit in a hexagonal arrangement, the dashed line again being the virtual boundary of the lattice.
  • the invention is concretized in using a refrigerant that is in a liquid state, and has a high content of beryllium.
  • metal alloys that may contain certain amounts of beryllium, these involve the introduction of some nuclides (particularly copper, with which Be is well alloyed) that have very appreciable effective neutron capture sections.
  • these options with neutron capturing nuclides are counterproductive.
  • Io are also the molten salts that also introduce nucleids with a high effective capture section, such as chlorine (in particular, its CI-35 isotope, which is the most abundant).
  • the CI 2 Be has a melting point lower than that of F 2 Be, it is 398 0 C instead of 554 0 C, and that would facilitate its use as a refrigerant, the effective neutron capture section of 100 electron volts On the part of Cl-35 it is 0.2 varnishes, that is, 20 times higher than that of Na-23, and 2,000 times higher than that of Be-9.
  • the invention is preferably embodied with beryllium fluoride, F 2 Be, which has an acceptable operating range at temperatures for a nuclear reactor, and which contains both Nucleides of smaller effective section of neutron capture, of which they can constitute a liquid or molten material with important presence of beryllium.
  • the RLMM of F 2 Be is 1, 8 centimeters, Io which is perfectly compatible with the dimensions of the nuclear fuel sticks and the reticule in which they would be accommodated. If 1 centimeter (cm) is taken as the value of the outer diameter of the sheaths, which is a measure very consistent with the state of art, the straight section occupied by the bar plus the sheath has a surface of 0.7854 cm 2 . If it is established that this section must be 60% of the total straight section of the elementary reticulum, it occupies 1.31 cm 2 .
  • the side of the square is the square root of this last value, which gives 1.14 cm, which is notoriously inferior to the above RLMM, of 1.8 cm.
  • the passage of the reticulum, or distance between centers of bars coincides with the side of the square, which means that there is a minimum separation of 0.14 cm between neighboring bars.
  • the hexagon side of the reticular unit is 0.71 cm, which means that its apothem is 0.615 cm; and the distance between centers of neighboring bars is 1, 23 cm, somewhat greater than the quadrangular reticulum.
  • each bar has 6 neighboring bars, and in the quadrangular case, only 4. Either of the two reticular distributions is acceptable, although the hexagonal has a greater uniformity in the distribution of the refrigerant around each bar.
  • the flow required to extract the heat generated inside the reactor is made possible by the pumping power of the circulation pumps of
  • the molten salt which overcome the loss of pressure load suffered by the fluid passing through the various elements of its circuit, and particularly by the reactor core. According to the height of the fuel rods, this loss of load will be greater or lesser, but in any case it is a problem that can be overcome with the adequate pumping power of the F 2 Be.

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Abstract

Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerantes, en el que el combustible nuclear está alojado en vainas cilíndricas que se disponen con estructura reticular poligonal regular, ocupando las barritas el centro de cada retículo, y estando el resto del retículo ocupado por un material refrigerante fluido que contiene berilio, siendo el fluoruro de berilio el material preferente, y siendo el lado del polígono reticular inferior al recorrido libre medio de los neutrones en dicho refrigerante fluido, consiguiéndose con la disposición de dicho refrigerante que no haya realimentación positiva entre los vaciados de refrigerante y la potencia del reactor.

Description

REACTOR NUCLEAR HETEROGÉNEO. CON COMPUESTOS DE BERILIO
COMO REFRIGERANTES
SECTOR DE LA TÉCNICA La invención se encuadra en el campo de los reactores nucleares de fisión, y particularmente en los que utilizan el combustible nuclear alojado dentro de vainas de hermeticidad, para mantener el confinamiento de los nucleidos radiactivos producidos en el seno del combustible nuclear, como consecuencia de las reacciones nucleares, particularmente Ia fisión; y por fuera de las vainas circula un refrigerante para extraer el calor generado en el interior del combustible.
Se denomina precisamente reactor heterogéneo al que separa el combustible de los otros materiales, notoriamente el imprescindible refrigerante, mediante una disposición estructural que esquemáticamente se basa en disponer el combustible en barritas que se introducen en el interior de vainas, agrupando una pluralidad de estas barritas envainadas en un conjunto de geometría estable mediante su alojamiento en pies y cabezales en sus extremos, y rejillas espadadoras cada cierto trecho.
El reactor nuclear está formado por una agregación de conjuntos como los descritos, que a su vez mantienen su geometría por los elementos estructurales generales del reactor, que además alojan a los elementos de control. Una parte importante de Ia estructura Ia forman los dispositivos de canalización del movimiento del refrigerante; pero Io sustantivo del reactor Io constituye el llamado núcleo del reactor, que es el volumen ocupado por el conjunto total de las barritas de combustibles nuclear, más su refrigerante que las rodea y refrigera. Según las características nucleares de los constituyentes del combustible (que pueden ser isótopos de uranio, plutonio, torio y otros actínidos) y de los componentes del refrigerante, se obtienen prestaciones muy diversas en Ia explotación de Ia energía potencial de Ia materia prima nuclear, que básicamente son los isótopos naturales de uranio y torio.
ANTECEDENTES DE LA INVENCIÓN
Existe una amplia variedad de reactores en explotación comercial, y muchos otros tipos han sido o están siendo ensayados como unidades experimentales, sobre Io cual existe muy abundante bibliografía, entre Ia que puede señalarse el libro "Reactores nucleares" (ISBN: 84-7484-119-4) cuyos autores son los solicitantes de esta invención.
Un tipo de reactor de gran interés es el de espectro neutrónico rápido, en el cual se puede producir el fenómeno denominado "reproducción nuclear" (de "nuclear breeding" en inglés) por el cual los núcleos de uranio 238 (U-238) se convierten en núcleos de plutonio 239 (Pu-239) que son muy fácilmente fisionables por los neutrones libres del reactor, liberando mucha energía, Io cual permitiría explotar eficientemente las grandes cantidades de U-238 existentes en Ia naturaleza, Io cual no puede hacerse en los reactores convencionales actuales, que fundamentalmente son reactores térmicos refrigerados por agua (H2O). Análogamente, el fenómeno de Ia reproducción permitiría explotar las cantidades, mayores aún, de torio natural, que es todo él Th-232, y que por el fenómeno de "reproducción nuclear" pasa a U-233, que es también fácilmente fisionable con neutrones. La reproducción nuclear se ha conseguido con reactores rápidos refrigerados por metal fundido, particularmente sodio, Io cual dio origen en Francia a Ia línea de reactores "Phenix- Superphenix", que evidenció ciertos problemas relacionados con Ia inestabilidad de funcionamiento debida a Ia realimentación positiva entre los huecos o vaciados del sodio fundido (por ebullición o por pérdida de bombeo) y Ia potencia nuclear generada. Esta inestabilidad proviene de que el sodio tiene una apreciable capacidad de captura neutrónica, Io cual se mide, como toda capacidad de reacción nuclear, por el valor de su "sección eficaz", en este caso, de captura neutrónica (SECN) que se mide en barnios. Cuanto mayor es Ia SECN, mayor es Ia apetencia de ese núcleo atómico por los neutrones libres, y más merma produce en esta población.
Al desaparecer parte del sodio fundido, disminuye el número de neutrones que desaparecen por captura neutrónica, Io cual incrementa Ia población neutrónica libre, y hace más reactivo el reactor, es decir, se incrementa su producción de potencia térmica; Io cual a su vez provoca mayor ebullición en el sodio, que va desapareciendo del núcleo del reactor, Io que a su vez aumenta Ia población neutrónica libre, y por ende se incrementa Ia reactividad de Ia reacción en cadena del reactor, y por ende aumenta aún más Ia potencia generada, Io cual puede provocar un gravísimo accidente en el reactor. Esta realimentación positiva viene además estimulada porque al desaparecer parcial o totalmente el sodio del reactor, el espectro neutrónico, es decir, Ia velocidad de los neutrones libres, se incrementa, Io cual también tiene influencia positiva en Ia reactividad. Esa consecuencia se debe a que los neutrones pierden velocidad en sus choques contra los núcleos atómicos, y tanto más pierden cuanta menor es la masa atómica, o número A, del núcleo en cuestión. Como el sodio tiene un valor de A de 23, en sus choques contra núcleos de sodio (Na-23) los neutrones pierden más energía que en sus choques contra el U-238, por ejemplo. El efecto de Ia pérdida de velocidad neutrónica, que se llama moderación en el léxico especializado, se mide por dos parámetros: Ia sección eficaz de dispersión elástica (SEDE) que como toda sección eficaz se mide en barnios, y Ia ganancia media de letargía por colisión (GMLC) que depende del número A (y no tiene unidades pues es adimensional). Cuanto mayores sean estos valores, mayor es el poder de moderación neutrónica de los núcleos que hacen de blanco en el choque, aunque el efecto exacto depende además de Ia distancia ocupada por el material en cuestión. Si ésta es menor que el recorrido libre medio de moderación (RLMM) de los neutrones en ese medio, el efecto de moderación es poco relevante. Estas cuestiones cuantitativas también habrán de considerarse al formular Ia invención, siendo fundamental señalar Io importante que resulta identificar qué opciones puede haber para mitigar Ia cuestión expuesta de Ia realimentación positiva entre los huecos en el refrigerante (sodio fundido, en el caso citado) y la potencia del reactor.
El problema a resolver, pues, es encontrar un montaje de materiales y configuración que eviten dicha realimentación positiva.
Para entender y justificar Ia invención propuesta, se exponen a continuación ciertos valores de magnitudes relevantes en Ia interacción de los neutrones con diversos materiales, en Io cual se ha hecho una gran selección previa, por Io que los datos sólo se refieren al berilio (que es todo él Be-9, pues sólo tiene este isótopo natural) y el flúor (todo él F-19), más el sodio (Na-23) que se toma como referencia. En Ia tabla a continuación se dan para los tres nucleidos mencionados, sus valores de GMLC (ganancia media de letargía por colisión; adimensional) SEDE (sección eficaz de dispersión elástica; en barnios) RLMM (recorrido libre medio de moderación, en centímetros) y SECN (sección eficaz de captura neutrónica; en barnios), correspondiendo este último valor a neutrones de 100 electrón-voltio, que es una energía representativa del caso.
Figure imgf000006_0001
Puede apreciarse, de manera muy señalada, que el Be-9 y el F-19 tienen valores muy bajos de SECN, del orden de Ia centésima parte del Na-23. Esto es especialmente útil para minimizar el efecto de realimentación positiva entre Ia desaparición de refrigerante y el aumento de Ia potencia del reactor, a través del aumento de Ia población neutrónica libre, cuando se produce Ia desaparición de refrigerante.
Existe además otro fenómeno nuclear a favor del uso del Be-9 como componente del refrigerante, y es Ia multiplicación neutrónica. Esta multiplicación, que es Ia base de Ia reacción en cadena, tiene lugar esencialmente a través de las fisiones en los nucleidos del combustible nuclear, pero todos los nucleidos, en mayor o menor medida, experimentan multiplicación neutrónica a través de Ia reacción denominada (n,2n) en Ia cual el nucleido blanco captura un neutrón, e inmediatamente emite dos. La cuestión es que esto no ocurre con neutrones incidentes de cualquier energía, sino sólo para neutrones suficientemente energéticos (lo cual se mide en millones de electrón- voltios, cuyo símbolo es MeV). Hay una energía del neutrón incidente, llamada energía umbral (EU) por debajo de Ia cual Ia reacción (n,2n) es imposible, o irrelevante, en ese nucleido. Por encima de EU, Ia sección eficaz de esa reacción (SEN2N) marca Ia capacidad del nucleido para realizar esa reacción, y cuanto más alto es el valor de SEN2N, mayor multiplicación de neutrones. En Ia tabla siguiente se dan los datos de Ia EU (en MeV) y de SEN2N (en barnios) para los tres nucleidos que nos ocupan
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Se aprecia que el Be-9 tiene una mucho mayor capacidad de multiplicación neutrónica que el Na-23, Io cual significa que, si desaparece el Be que formara parte del refrigerante del reactor, se pierde un nucleido importante para Ia multiplicación neutrónica, Io cual tiene un efecto de realimentación negativa, y por tanto estabilizante, en Ia reactividad y Ia potencia del reactor.
Se ha de señalar además que en el pasado se propusieron tipos de reactor basados en sales fundidas que actuaran a Ia vez como combustibles y refrigerantes, pues Ia sal fundida alcanzaría Ia masa crítica cuando ocupara todo el volumen de Ia vasija del reactor, y el calor generado en su seno sería transportado por Ia propia sal fuera de esa vasija, y cedido a otro fluido en un intercambiador de calor, tal como esa porción de sal siguiera circulando. Una sal utilizable en este tipo de reactores es el sulfato de uranilo (SO4(UO2)2) pero el sistema tiene el extraordinario inconveniente de que los productos radiactivos aparecen en Ia propia sal fundida, Io que vulnera el principio esencial de seguridad, que es el confinamiento de Ia radiactividad. Cabe señalar que también se ha propuesto como sal a mezclar con las sales de combustible, las mezclas tipo FLIBE (así llamadas en el léxico especial) que en realidad son mezclas del fluoruro de litio (FLi) y del fluoruro de berilio (F2Be). El FLi se usa para producir tritio, útil para los reactores de fusión, pues es el resultado de Ia captura neutrónica en el Li-6; pero esto es inútil y contraproducente para Ia idea de estabilizar el comportamiento de los reactores nucleares de fisión, gracias a evitar Ia realimentación positiva entre los vaciados de refrigerante y Ia potencia del reactor, que se agrava cuando se introduce un nucleido con alta sección eficaz de captura neutrónica, como es el Li-6. Por otro lado, el FLi tiene un punto de fusión de 845 grados Celsius (0C) y un punto de ebullición de 1676 0C; mientras que el F2Be tiene esos puntos en 5540C y 11690C respectivamente. Es decir, este último puede actuar como sal fundida en temperaturas alrededor de 600 0C, que son aceptables para refrigerar vainas metálicas de confinamiento del combustible nuclear, y por supuesto vainas cerámicas. DESCRIPCIÓN DE LA INVENCIÓN
La invención consiste en constituir el reactor como una agregación de barritas cilindricas de combustible nuclear, sea cual sea Ia composición de éste, envainadas cada barrita en una vaina de material sólido termorresistente a 1.000 0C, constituyendo cada barrita Ia unidad reticular del núcleo del reactor, que puede corresponder, como unidad o retículo, a una sección recta triangular, cuadrada, pentagonal o hexagonal, coincidiendo el centro de Ia barrita con el centro geométrico del retículo poligonal, y estando ocupado el espacio del retículo exterior a Ia vaina por un material en estado fluido que contiene berilio entre sus componentes; pudiendo ser este material una aleación metálica fundida, una sal fundida, u otro compuesto de diversa naturaleza química; y circula a Io largo de las vainas de las barritas de combustible, impulsado por las bombas correspondientes.
Como elección preferente para dicho material refrigerante, Ia invención identifica el fluoruro de berilio, de fórmula química F2Be, trabajando a temperaturas por encima de 555 0C, y por debajo (en realidad, muy por debajo) de 1.000 0C, siendo el rango ideal de temperaturas el que va de 580 0C en Ia entrada del F2Be al núcleo del reactor, a 620 0C a Ia salida del mismo.
El núcleo del reactor, constituido por una agregación vertical de barritas de combustible envainadas y dispuestas según Ia estructura reticular poligonal escogida, se aloja en una vasija sólida que mantiene Ia integridad estructural del conjunto y conduce al refrigerante líquido en su paso por el reactor, .y conecta su circuito fluido con el sumidero exterior de calor, donde el F2Be transfiere a otro fluido Ia energía térmica extraída del reactor; siendo Io particularmente distintivo de Ia invención el uso de un material líquido que tenga berilio como componente químico, como refrigerante del reactor, y llenando este material líquido, que preferentemente es F2Be, todo el volumen, no ocupado por Ia barrita de combustible y su vaina, de Ia estructura reticular elemental que constituye el núcleo del reactor. El tamaño de las barritas, en diámetro y en altura, dependerá de las características del combustible nuclear usado, pero como indicación preferente se puede citar que el diámetro ha de estar entre 0,4 centímetros y 1 ,5 centímetros; y Ia altura entre 1 metro y 5 metros. Por debajo del límite menor del diámetro, es muy difícil asegurar su integridad, por esbeltez excesiva; y por encima del valor máximo, Ia extracción del calor resulta ineficiente, por lo que Ia temperatura interior sube demasiado. El tamaño total de Ia unidad reticular elemental vendrá dado porque Ia fracción de volumen ocupada por el combustible (más su vaina) estará entre el 1% y el 99% del total del retículo, estando el resto ocupado por el fluido refrigerante; y dando como dato de tamaño preferente del retículo que su lado poligonal reticular sea menor que el recorrido libre medio de moderación de los neutrones, definido éste como el inverso de Ia suma de los productos, para cada nucleido constituyente del material fluido refrigerante, del valor medio de la sección eficaz de dispersión elástica por Ia concentración volumétrica de núcleos de dicho nucleido, en dicho material fluido.
BREVE DESCRIPCIÓN DE LAS FIGURAS
A continuación se pasa a describir de manera muy breve unos dibujos que ayudan a comprender mejor Ia invención y que se relacionan expresamente con una realización de dicha invención que se presenta como un ejemplo no limitativo de ésta.
La figura 1 muestra Ia unidad reticular en una disposición cuadrada, siendo Ia línea discontinua el límite virtual del retículo.
La figura 2 muestra una agregación de barritas de combustible, configurando un conjunto de retículos, que se disponen solidariamente para su mejor manejo.
La figura 3 muestra Ia unidad reticular en una disposición hexagonal, siendo de nuevo Ia línea discontinua el límite virtual del retículo.
Se debe señalar que estas disposiciones son totalmente convencionales, como también Io serían el retículo triangular o el pentagonal, y tan sólo se representan aquí para hacer más comprensible Ia descripción de Ia invención, que hace referencia al material a emplear como refrigerante, y al tamaño del retículo.
DESCRIPCIÓN DE UNA REALIZACIÓN PREFERIDA DE LA INVENCIÓN Para facilitar Ia comprensión de las materializaciones preferentes de Ia invención, a continuación se relacionan los elementos relevantes de Ia misma, que aparecen en las figuras:
1. Barrita de combustible nuclear. δ
2. Vaina hermética que contiene al combustible nuclear.
3. Material refrigerante fluido.
4. Límite virtual del retículo cuadrado estructural de barritas, cuya agregación en número adecuado constituye el núcleo del reactor nuclear. 5. Elemento estructural, complementado con cabezales, pies, rejillas y otros elementos, no relevantes para Ia invención, que confieren rigidez estructural al conjunto de barritas y vainas, manteniendo fija la geometría reticular.
6. Límite virtual del retículo hexagonal estructural de barritas, cuya agregación en número adecuado constituye el núcleo del reactor nuclear.
Partiendo de Ia disposición general de un reactor heterogéneo, Ia invención se concreta en usar un refrigerante que esté en estado líquido, y tenga alto contenido en berilio. Aunque hay aleaciones metálicas que pueden contener ciertas cantidades de berilio, éstas implican Ia introducción de unos nucleidos (particularmente cobre, con el que se alea bien el Be) que tienen secciones eficaces de captura neutrónica muy apreciables. Para conseguir el objetivo último de Ia invención, que es eliminar Ia realimentación positiva entre vaciados de refrigerante y Ia potencia del reactor, esas opciones con nucleidos capturadores de neutrones son contraproducentes. También Io son las sales fundidas que introducen, igualmente, nucleidos con alta sección eficaz de captura, como es el cloro (en particular, su isótopo CI-35, que es el más abundante). Aunque el CI2Be tiene un punto de fusión inferior al del F2Be, pues es de 398 0C en vez de 554 0C, y eso facilitaría su uso como refrigerante, Ia sección eficaz de captura de neutrones de 100 electrón-voltio por parte del Cl-35 es de 0,2 barnios, es decir, 20 veces superior a Ia del Na-23, y 2.000 veces superior a Ia del Be-9.
Como consecuencia de Ia adecuación de las propiedades nucleares y térmicas al objetivo buscado, Ia invención se materializa preferentemente con el fluoruro del berilio, F2Be, que tiene un rango de funcionamiento en temperaturas aceptable para un reactor nuclear, y que contiene a los dos nucleidos de menor sección eficaz de captura neutrónica, de los que pueden constituir un material líquido o fundido con importante presencia de berilio.
Para el dimensionado del retículo, se ha de tener en cuenta que, sumando los efectos del F y del Be1 el RLMM del F2Be es de 1 ,8 centímetros, Io que es perfectamente compatible con las dimensiones de las barritas del combustible nuclear y el retículo en el que se acogerían. Si como valor del diámetro exterior de las vainas se toma 1 centímetro (cm), que es una medida muy acorde con el estado de) arte, Ia sección recta ocupada por Ia barrita más la vaina tiene una superficie de 0,7854 cm2. Si se fija que esa sección debe ser el 60% de Ia sección recta total del retículo elemental, éste ocupa 1,31 cm2. Si el retículo es cuadrado, el lado del cuadrado es Ia raíz cuadrada de este último valor, Io que da 1,14 cm, que es notoriamente inferior al RLMM antedicho, de 1,8 cm. En este caso, el paso del retículo, o distancia entre centros de barritas, coincide con el lado del cuadrado, Io que significa que hay una separación mínima de 0,14 cm entre barritas vecinas.
Si se adopta un retículo hexagonal regular, el lado del hexágono de Ia unidad reticular es de 0,71 cm, lo que significa que su apotema es 0,615 cm; y la distancia entre centros de barritas vecinas es de 1 ,23 cm, algo superior al retículo cuadrangular. Sin embargo, en este caso cada barrita tiene 6 barritas vecinas, y en el caso cuadrangular, sólo 4. Cualquiera de las dos distribuciones reticulares es aceptable, si bien Ia hexagonal tiene una mayor uniformidad en Ia distribución del refrigerante alrededor de cada barrita.
El caudal necesario para extraer el calor generado dentro del reactor se hace posible merced a Ia potencia de bombeo de las bombas de circulación de
Ia sal fundida, que vencen Ia pérdida de carga manométrica que sufre el fluido a su paso por los diversos elementos de su circuito, y particularmente por el núcleo del reactor. Según Ia altura de las barritas de combustible, esta pérdida de carga será mayor o menor, pero en todo caso es un problema superable con Ia adecuada potencia de bombeo del F2Be.
Una vez descrita de forma clara Ia invención, se hace constar que las realizaciones particulares anteriormente descritas son susceptibles de modificaciones de detalle siempre que no alteren el principio fundamental y Ia esencia de la invención.

Claims

REIVINDICACIONES
1 - Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerantes, estando el reactor constituido por una agregación de barritas cilindricas de combustible nuclear, sea cual sea Ia composición de éste, envainadas cada barrita en una vaina de material sólido termorresistente a 1.000 0C, constituyendo cada barrita Ia unidad reticular del núcleo del reactor, que puede corresponder, como unidad o retículo, a una sección recta triangular, cuadrada, pentagonal o hexagonal, coincidiendo el centro de Ia barrita con el centro geométrico del retículo poligonal, caracterizado porque el espacio del retículo exterior a Ia vaina está ocupado por un material refrigerante en estado fluido que contiene berilio entre sus componentes; pudiendo ser este material una aleación metálica fundida, una sal fundida, u otro compuesto de diversa naturaleza química; y circula a Io largo de las vainas de las barritas de combustible, impulsado por las bombas correspondientes. 2 - Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerantes, según reivindicación 1 , caracterizado porque el tamaño total de Ia unidad reticular elemental está dado porque Ia fracción de volumen ocupada por el combustible (más su vaina) está entre el 1% y el 99% del total del retículo, estando el resto ocupado por el fluido refrigerante. 3 - Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerantes, según reivindicaciones anteriores, caracterizado porque el tamaño total de Ia unidad reticular elemental está determinado porque su lado poligonal reticular es menor que el recorrido libre medio de moderación de los neutrones, definido éste como el inverso de Ia suma de los productos, para cada nucleido constituyente del material refrigerante, del valor medio de Ia sección eficaz de dispersión elástica por Ia concentración volumétrica de núcleos de dicho nucleido, en dicho material refrigerante.
4 - Reactor nuclear heterogéneo, con compuestos de berilio como refrigerantes, según reivindicaciones anteriores, caracterizado porque dicho material refrigerante es fluoruro de berilio, de fórmula química F2Be, trabajando a temperaturas por encima de 555 0C, y por debajo de 1.000 0C, siendo el rango idóneo de temperaturas el que va de 580 0C en Ia entrada del F2Be al núcleo del reactor, a 6200C a la salida del mismo.
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