Schutzhülse für Spaltstoffelemente von Kernreaktoren In heterogenen
Reaktoren wird der Spaltstoff meist in Form von Stäben oder Blechen, den sogenannten
Spaltstoffelementen, in die Moderatursubstanz, z. B. aus Graphit oder
D.0, eingebettet. Um eine Korrosion derBrennstoffelementezuvermeiden und
damit die bei der Kernspaltung entstehenden, zum Teil hochradioaktiven Spaltprodukte
den Reaktor und seine Umgebung nicht zu verseuchen sowie auf Grund der sonstigen
bei einem Reaktor gegebenen Verhältnisse und. Anforderungen werden die Spaltstoffelemente
mit einer Hülse versehen.Protective sleeve for fissile material elements of nuclear reactors In heterogeneous reactors, the fissile material is usually in the form of rods or sheets, the so-called fissile material elements, in the moderating substance, e.g. B. made of graphite or D.0, embedded. In order to avoid corrosion of the fuel elements and thus not to contaminate the reactor and its surroundings due to the fission products, some of which are highly radioactive. If required, the fissile material elements are provided with a sleeve.
Der Hülsenwerkstoff muß gemäß den vorgenannten Bedingungen im Reaktor
folgende Eigenschaften aufweisen 1. Geringer Absorptionsquerschnitt für Neutronen,
2. hohes Bremsvermögen für Kerntrümmer, ferner für a-, ß- und y-Strahlung, 3. geringe
Beeinflußbarkeit der mechanischen und chemischen Eigenschaften durch Neutronenbeschuß,
4. möglichst hoherErweichungs- undSchmelzpunkt, 5. Gasdichtigkeit, 6. hinreichende
chemische Widerstandsfähigkeit. Als Hülsenwerkstoff wurde bisher vorwiegend Aluminiam,
insbesondere Sinteraluminium mit Aluminiumoxydzusätzen, verwendet. Bei Temperaturbeanspruchungen,
die wesentlich über 400° C hinausgehen, wurde bisher auch gesintertes Zirkon verwendet.
Dieses muß vorher extrem rein dargestellt, vor allem von Hafnium und Stickstoff
befreit werden. Weiterhin sind auch Hülsen aus rostfreiem Stahl vorgeschlagen worden.
Derartige Schutzhülsen sind verhältnismäßig sehr teuer. Neuerdings wurde ein keramischer
Hülsenwerkstoff entwickelt, der Neutronen nur sehr schwach absorbiert und für Temperaturen
bis zu etwa 1000° C brauchbar ist. Bei diesem Werkstoff dürfte die Erreichung einer
genügenden Gasdichtigkeit Schwierigkeiten bereiten.The sleeve material must comply with the aforementioned conditions in the reactor
have the following properties 1. Small absorption cross-section for neutrons,
2. high braking capacity for core debris, furthermore for a-, ß- and y-radiation, 3. low
The mechanical and chemical properties can be influenced by neutron bombardment,
4. the highest possible softening and melting point, 5. gas tightness, 6. adequate
chemical resistance. The sleeve material used so far has been mainly aluminum,
in particular sintered aluminum with aluminum oxide additives is used. In case of temperature loads,
which go well above 400 ° C, sintered zircon has also been used up to now.
This must first be made extremely pure, especially of hafnium and nitrogen
to be freed. Stainless steel sleeves have also been proposed.
Such protective sleeves are relatively very expensive. Recently a ceramic one
Sleeve material developed that absorbs neutrons only very weakly and is suitable for temperatures
up to about 1000 ° C is useful. With this material, the achievement of a
sufficient gas tightness cause difficulties.
Gemäß der Erfindung wird als Hülsenwerkstoff Glas verwendet. Es kommen
z. B. Alkali-Silikat- oder .Alkali-Blei-Silikat-Gläser in Frage, die sich für andere
Anwendungszwecke zur Herstellung von Glasüberzügen bereits bewährt haben. Die nachfolgende
Gegenüberstellung der Eigenschaften des Schutzhülsenwerkstoffes nach der Erfindung
und der bisher bekannten Schutzhülsen.werkstoffe zeigt,die günstigen Eigenschaften
des ersteren: Absorptionsquerschnitt für thermische Neutronen Er beträgt bei Aluminium
0,22 harn. Bei einem Blei-Silikat-Glas, wie es bereits zur Herstellung von Glasüberzügen
auf Kupfer in einer Zusammensetzung von 63 Molprozent Si 021 25 Molprozent Pb O,
10 Molprozent Nag O und 2 Molprozent Al. 03 verwendet wurde, beträgt der
mittlere Absorptionsquerschnitt 0,084 barn und liegt somit unterhalb des Absorptionsquerschnittes
des Aluminiums.According to the invention, glass is used as the sleeve material. There come z. B. alkali-silicate or .Alkali-lead-silicate glasses in question, which have already proven themselves for other applications for the production of glass coatings. The following comparison of the properties of the protective sleeve material according to the invention and the previously known Schutzhülsen.werkstoffe shows the favorable properties of the former: Absorption cross-section for thermal neutrons It is 0.22 urine for aluminum. In the case of a lead-silicate glass, as has already been used for the production of glass coatings on copper in a composition of 63 mol percent Si 021, 25 mol percent Pb O, 10 mol percent Nag O and 2 mol percent Al. 03 was used, the mean absorption cross-section is 0.084 barn and is thus below the absorption cross-section of aluminum.
Bremsvermögen für Kerntrümmer und für a-, ß- und y-Strahlung Die Reichweite
von Kerntrümmern und von a- und ß-Teilchen hängt in erster Näherung nur von der
Teilchenenergie und von der Dichte des betreffenden Stoffes ab. Gläser und Aluminium
haben etwa die gleiche Dichte. Auch die Reichweite von y-Quanten liegt im Energiebereich
zwischen 0,1 und 100 meV bei Gläsern der obeügenannten Zusammensetzung in der gleichen
Größenordnung wie bei Aluminium.Braking power for core debris and for a, ß and y radiation. The range
of nuclear debris and of a- and ß-particles depends in a first approximation only on the
Particle energy and the density of the substance in question. Glasses and aluminum
have about the same density. The range of y-quanta is also in the energy range
between 0.1 and 100 meV for glasses of the above-mentioned composition in the same
The same order of magnitude as with aluminum.
Der Erweichungswert der meisten Gläser liegt oberhalb 600° C. Sie
sind in dieser Hinsicht als Hülsenwerkstoff zumindest dem Aluminium überlegen.The softening value of most glasses is above 600 ° C. They
are at least superior to aluminum as a sleeve material in this regard.
Die mechanischen Eigenschaften kristalliner Festkörper, insbesondere
von Metallen, werden durch Neutronenbeschuß ungünstig beeinflußt. Dies beruht darauf,
daß die Neutronen Störungen im Kristallgitter verursachen und damit eine Herabsetzung
der Festigkeit. Gläser sind dagegen, da sie keine ausgeprägte Gitterstruktur besitzen,
gegen Neutronenbeschuß unempfindlicher.The mechanical properties of crystalline solids, in particular
of metals are adversely affected by neutron bombardment. This is based on
that the neutrons cause disturbances in the crystal lattice and thus a reduction
of strength. Glasses are against it, because they do not have a distinctive lattice structure,
less sensitive to neutron bombardment.
Die chemische Widerstandsfähigkeit der nach der Erfindung als Hülsenwerkstoff
zu verwendenden Gläser ist zumindest ebenso groß, wie die der neuerdings vorgeschlagenen
keramischen Hülsenwerkstoffe: Hinzu kommt, daß Glasüberzüge absolut gasdicht sind.
Die
Herstellung der Schutzhülse nach der Erfindung kann in der Weise erfolgen, daß auf
das an sich fertige Spaltstoffelement ein Glasüberzug aufgebracht wird. Dieser kann
z. B. durch Eintauchen des Spaltstoffelements in eine Glasschmelze gebildet werden.
Ein anderes Verfahren besteht darin, daß der Glasüberzug auf elektrophoretischem
oder elektrostatischem Wege hergestellt wird. Hierbei wird in an sich bekannter
Weise der zu überziehende Gegenstand, in diesem Fall also das Spaltstoffelement,
elektrophöretisch oder elektrostatisch mit Glaspulver überzogen und dieses anschließend
eingebrannt.The chemical resistance of the sleeve material according to the invention
to be used glasses is at least as large as that of the recently proposed
Ceramic sleeve materials: In addition, glass coatings are absolutely gas-tight.
the
Production of the protective sleeve according to the invention can be done in such a way that on
a glass coating is applied to the ready-made fissile material element. This can
z. B. be formed by immersing the fissile material element in a glass melt.
Another method is that the glass coating on electrophoretic
or electrostatically. This is known per se
The object to be coated, in this case the fissionable material element,
Electrophoretic or electrostatic coated with glass powder and then this
burned in.