DE1032432B - Verfahren zur Durchfuehrung von Kernreaktionen in einem Brutreaktor - Google Patents
Verfahren zur Durchfuehrung von Kernreaktionen in einem BrutreaktorInfo
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Description
DEUTSCHES
Die bisher verwendeten. Brutreaktoren haben im allgemeinen den Nachteil, daß das neu gewonnene
spaltbare Material aus den bestrahlten Brutstoff-Brennstoff-Elementeti
durch chemische Prozesse herausgeholt werden muß und dann erst in Brennstoffelementen
des Brutreaktors benutzt werden, kann. Die chemische Aufbereitung des radioaktiven Materials
verursacht erhebliche Kosten und außerdem eine gewisse Verzögerung- für den Gebrauch des neu
erzeugten spaltbaren Materials. Eine Herabsetzung der Kosten und eine Verkürzung der Wartezeit würde
deswegen zu außerordentlichen Vorteilen für ein Brutreaktorsystem führen.
Um diese Vorteile zu erreichen, wird vorgeschlagen, einen Brutreaktor, insbesondere zur Erzielung hoher
Leistungen, erfindungsgemäß in der Weise zu betreiben, daß der Brutreaktor nach Herstellung
stationärer Betriebsbedingungen nur noch mit spaltstofffreien Brutstoffelementen beschickt wird und
diese Brutstoffelemente, nachdem in ihnen durch Bestrahlung mit Neutronen eine Konzentration von
1 bis 10 Teilen Spaltstoff auf 100 Teile Brutstoff (Sättigungsverhältnis) erzeugt worden ist, in dem
gleichen Reaktor ohne vorherige Entnahme oder sonstige Aufbereitung als Spaltstoffelemente weiterbenutzt
werden.
Das Hauptgewicht der Erfindung liegt also darin, daß die Brutelemente, die in die Reaktoren eingefüllt
werden, ohne eine Wiederaufbereitung in. dem Reaktor verbleiben können, um als Brennstoffelemente
benutzt zu werden.
Dieser Vorgang ist keineswegs selbstverständlich, denn er setzt unter anderem voraus, daß in einem
Reaktor die gleiche Form für die Brennstoff- und Brutstoffelemente benutzt werden kann. Dieses
Problem erschien bisher besonders schwierig im Hinblick auf die Wärmeübertragungseigenschaften, da in
den Brennstoffelementen eine wesentlich höhere Leistung frei wird als in den Brutstoffelementen.
Außerdem war nicht ohne weiteres vorauszusehen, ob ein solcher Prozeß wegen der Neutronenökonomie
eines Brutreaktors überhaupt durchgeführt werden kann.
Es hat sich nun überraschenderweise gezeigt, daß dieses Verfahren durchführbar ist, wenn die Brutstoff elemente
und die Brennstoffelemente aus einer Mischung von U 233 und Th 232 bzw. U 238 und
Pu 239 bestehen. Dabei sind U 233 bzw. Pu 239 die Spaltstoffe und Th 232 bzw. U 238 die nicht spaltbaren
Brutstoffe.
Bei Bestrahlung mit Neutronen stellt sich nach einiger Zeit zwischen der Konzentration des Brut-
und des Brennstoffes die angeführte Konzentration als Sättigungsverhältnis ein. Dieses ist von den ent-Verfahren
zur Durchführung von Kernreaktionen in einem Brutreaktor
Anmelder:
Brown, Boveri & Cie. Aktiengesellschaft, Mannheim-Käfertal, Boveristr. 22
Dr. Rudolf Schulten, Mannheim, ist als Erfinder genannt worden
sprechenden Absorptionsquerschnitten für Spaltung und für Neutroneneinfang abhängig, deren Größe
wiederum von der Energie der Neutronen abhängt. Es ist bekannt, daß der Th-U-B rutkreislauf am besten
mit langsamen, dagegen der U-Pu-Kreislauf am besten mit schnellen Neutronen durchgeführt wird.
Geht man also von einer mittleren Neutronenenergie aus und berücksichtigt, daß die Sättigungskonzentration
des Spaltstoffes in einem Spaltstoff-Brutstoff-Gemisch den Reaktor überkritisch macht und daß
mehr als zwei Neutronen pro Spaltung zur Fortführung
der Kettenreaktion und zum Brüten zur Verfügung stehen, so herrschen beim Betrieb des
Reaktors mit den vorgeschlagenen Brutstoff-Brennstoff-Elementen folgende Verhältnisse:
Der Reaktor ist im Gleichgewichtszustand nur mit Brutstoff-Brennstoff-Elementen beschickt, in denen
das Sättigungsverhältnis zwischen Brenn- und Brutstoff vorliegt, und ist damit überkritisch (beim
Th-U-Kreislauf verwendet man langsame Neutronen und eine Moderatorsubstanz; beim U-Pu-Kreislauf
schnelle Neutronen ohne Moderatoren).
Der Reaktor wird außerdem mit reinen Brutstoffelementen beschickt, die in ihrem Aufbau den Brutstoff-Brennstoff-Elementen
gleichartig sind bis auf die Besonderheit, daß sie keinen Brennstoff, sondern nur Brutstoffe enthalten.
Das Verhältnis der Anzahl der Brutstoff-Brennstoff-Elemente zu der Anzahl der Brutstoff elemente ist so
zu wählen, daß von dem bei der Spaltung entstehenden Neutronen im Mittel möglichst zwei in den Brutstoff-Brennstoff-Elementen
eingefangen werden; davon wird ein Neutron für die Fortführung der Kettenreaktion
benötigt, ein weiteres Neutron wird für den Ersatz des verbrauchten Brennstoffkerns verwendet,
das aus dem anwesenden Brutstoff durch Anlagerung
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eines Neutrons gewonnen, werden kann; eventuell
muß wegen der Verluste durch weitere Neutronenfanger
die Anzahl der Neutronen etwas größer als zwei sein.
Das Verhältnis der Konzentration des Brennstoffes zu der des Brutstoffes bleibt, im ganzen gesehen,
während des Reaktorprozesses konstant und entspricht dem Sättigungsverhältnis. Dagegen stellt sich
in den einzelnen Brutelementen erst nach und nach das Sättigungsverhältnis ein.
Durch Anreicherung von Spaltprodukten altern und
verschlacken die Brutstoff-Brennstoff-Elemente und müssen beseitigt werden. An ihre Stelle tritt ein
Brutstoff element, das mittlerweile durch die Bestrahlung mit Neutronen und durch die damit verbundenen
Kernumwandlungen zum Brutstoff-Brennstoff-Element geworden ist.
Der drei- bis fünffache Umsatz der in der Sättigungskonzentration anfangs vorliegenden Spaltstoffmenge
ist erforderlich, um auch in den neueingeführten Brutelementen die Sättigungskonzentration
an Spaltstoff zu erreichen.
Insbesondere können die vorgeschlagenen Brutstoff-Brennstoff-Elemente
in Form von Stäben verwendet werden.
Auch Brutstoff-Brennstoff-Elemente in Form von kleinen Kugeln, Zylindern u. dgl. können, sich als
günstig erweisen, vor allem, wenn angestrebt wird, eine gewisse Kontinuität des Reaktorprozesses zu
erreichen, und zwar dadurch, daß die Geschwindigkeit der Durchschleusung durch die Bestrahlungskanäle
des Reaktors so· geregelt wird, daß der Reaktorprozeß stabil bleibt und die Menge der gealterten und
verschlackten Brutstoff-Brennstoff-Elemente laufend durch die eingeschleusten und bestrahlten Brutstoffelemente
ersetzt wird.
Der besondere Vorteil dieser Reaktorsysteme ist, daß sie keine Spaltstoffzufuhr von außen benötigen,
wenn sie einmal kritisch geworden sind; auch in den gealterten, nur mäßig versehlackten und nicht mehr
genügend Spaltstoffe enthaltenden Elementen kann, wenn sie wieder erneut durch die Bestrahlungskanäle
geführt werden, die für den Reaktorprozeß erforderliche Sättigungskonzentration erzielt werden.
Claims (6)
1. Verfahren zum Durchführen von Kernreaktionen in einem Brutreaktor, insbesondere zur
Erzielung hoher Leistungen:, dadurch gekennzeichnet, daß der Brutreaktor nach Herstellung
stationärer Betriebsbedingungen nur noch mit spaltstofffreien Brutstoffelementen beschickt wird
und diese Brutstoffelemente, nachdem in ihnen durch Bestrahlung mit Neutronen eine Konzentration
von 1 bis 10 Teilen Spaltstoff auf 100 Teile Brutstoff (Sättigungsverhältnis) erzeugt worden
ist, in demselben Reaktor ohne vorherige Entnahme oder sonstige Aufbereitung als Spaltstoffelemente
weiter benutzt werden.
2. Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch die Verwendung einer Mischung von U 233
(Spaltstoff) und Th 232 (Brutstoff) im Brutstoff-Brennstoff-Element.
3. Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch die Verwendung einer Mischung· von U 238
(Brutstoff) und Pu 239 (Spaltstoff) im Brutstoff-Brennstoff-Element.
4. Verfahren nach einem der vorhergehenden Ansprüche, gekennzeichnet durch die Verwendung
von stabförmigen Brutstoff-Brennstoff-Elementen.
5. Verfahren nach einem der vorhergehenden Ansprüche, gekennzeichnet durch die Verwendung
von Kugeln, Zylindern, Hohlzylindern oder anderen Formkörpern als Brutstoff-Brennstoff-Elemente,
deren Größe klein gegen die Größe des Reaktors ist.
6. Verfahren nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Stabilität
des Reaktorprozesses durch die Geschwindigkeit der durch die Bestrahlungskanäle des
Reaktors hindurchgeführten Brutstoff-Brennstoff-Elemente geregelt wird.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Buch von S. Gl as st one, »Principles of Nuclear
Buch von S. Gl as st one, »Principles of Nuclear
Reactor Engineering«, London 1956, S. 738 ff.;
Buch von R. Stephens on, »Introduction to
Nuclear Engineering«, London 1954, S. 91.
© 809 557/357 6.58
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GB13436/57A GB839392A (en) | 1956-05-17 | 1957-04-26 | "process for carrying out a nuclear reaction in a breeding reactor" |
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1191049B (de) * | 1961-03-04 | 1965-04-15 | Bbc Brown Boveri & Cie | Verfahren zur Erzielung einer gleichmaessigen Leistungsdichte bei gasgekuehlten Kugelhaufen-Hochtemperaturkernreaktoren |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1122272A (en) * | 1964-11-24 | 1968-08-07 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
DE1514081B2 (de) * | 1965-01-21 | 1971-09-02 | Ker/iforschungsanlage Julich GmbH, 5170Juhch | Atomkernreaktor mit brenn und oder brutstoff in kugel foermigen gestalt |
US3287224A (en) * | 1966-01-06 | 1966-11-22 | Walter B Loewenstein | Large fast nuclear reactor |
US3335061A (en) * | 1966-01-06 | 1967-08-08 | Warren E Winsche | Method of operating a breeder reactor |
FR2315748A1 (fr) * | 1975-06-26 | 1977-01-21 | Electricite De France | Structure moderatrice pour coeur de reacteur a sel combustible fondu et procede de mise en place de cette structure |
DE2819734C2 (de) * | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
FR2590068B1 (fr) * | 1985-11-08 | 1987-12-11 | Novatome | Procede de recyclage de pastilles de combustible nucleaire precedemment irradiees dans un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
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Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
None * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1191049B (de) * | 1961-03-04 | 1965-04-15 | Bbc Brown Boveri & Cie | Verfahren zur Erzielung einer gleichmaessigen Leistungsdichte bei gasgekuehlten Kugelhaufen-Hochtemperaturkernreaktoren |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
NL269758A (de) | |
FR1175347A (fr) | 1959-03-24 |
BE557325A (de) | |
GB839392A (en) | 1960-06-29 |
CH347583A (de) | 1960-07-15 |
NL216875A (de) |
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