DE1241002B - Thorium power breeder reactor - Google Patents

Description

DEUTSCHES VfflWWS PATENTAMTGERMAN VfflWWS PATENT OFFICE

AUSLEGESCHRIFTEDITORIAL

DeutscheKl.: 21g-21/10 German class: 21g-21/10

Nummer: 1241002Number: 1241002

Aktenzeichen: N14687 VIII c/21 g J[ 24 1 002 Anmeldetag: 17.Februar 1958File number: N14687 VIII c / 21 g J [24 1 002 Filing date: February 17, 1958

Auslegetag: 24. Mai 1967Opened on: May 24, 1967

Die Erfindung bezieht sich auf einen Thorium-Leistungsbrutreaktor mit einem Behälter, einem in dem Behälter angeordneten Kern, wobei der Kern eine feste Moderatormatrix aufweist, der Moderator aus Kohlenstoff oder Beryllium besteht und mit einer Umhüllung versehen ist, die ihn vor Berührung mit dem Kühlmittel schützt und eine Anzahl von Kühlkanälen begrenzt, mit einer Anzahl von Spaltstoffelementen in den Kühlkanälen, von denen jedes Thorium-232 als Brutstoff und Uran-233 als spaltbaren Brennstoff enthält, mit einem flüssigen metallischen Kühlmittel, mit Vorrichtungen, die das flüssige metallische Kühlmittel durch die Kanäle hindurchströmen lassen und mit einem Reflektor, der den Kern umgibt und aus Moderatormaterial besteht.The invention relates to a thorium power breeder reactor with a container, one in the core arranged in the container, the core having a solid moderator matrix, the moderator consists of carbon or beryllium and is provided with a coating that protects it from contact with protects the coolant and limits a number of cooling channels, with a number of fuel elements in the cooling channels, each of which is thorium-232 as a fertile material and uranium-233 as fissile Contains fuel, with a liquid metallic coolant, with devices that the let liquid metallic coolant flow through the channels and with a reflector, which surrounds the core and consists of moderator material.

Kernreaktoren, die als heterogene Reaktoren mit räumlich getrennten Brennstoff, Kühlmittel und Moderator ausgebildet sind, können als langsame oder als schnelle Reaktortypen arbeiten und sind dementsprechend als thermische Reaktoren oder als schnelle Brutreaktoren bekanntgeworden.Nuclear reactors, which act as heterogeneous reactors with spatially separated fuel, coolant and Trained as moderators, they can work and are as slow or fast reactor types accordingly became known as thermal reactors or as fast breeder reactors.

Bekannte heterogene thermische Reaktoren werden entweder mit leichtem Wasser als Moderator und Kühlmittel und wegen dessen Neutronenabsorption mit angereichertem Uran als Brennstoff betrieben (vgl. die Zeitschrift »Glückauf«, 92,1956, Heft 47/48, S. 1420, linke Spalte, Zeilen 1 bis 3 und 23 bis 25) oder sie arbeiten mit Graphit bzw. D₂O als Moderator und CO₂ oder D₂O als Kühlmittel und mit dem billigeren Natururan.Known heterogeneous thermal reactors are operated either with light water as moderator and coolant and, because of its neutron absorption, with enriched uranium as fuel (cf. the magazine "Glückauf", 92, 1956, issue 47/48, p. 1420, left column, lines 1 up to 3 and 23 to 25) or they work with graphite or D ₂ O as moderator and CO ₂ or D ₂ O as coolant and with the cheaper natural uranium.

Als Kühlmittel und Moderator sind neben Wasser auch organische Flüssigkeiten oder flüssiges Metall, wie flüssiges Natrium, bekanntgeworden (vgl. die deutsche Patentschrift 952 919, S. 4, linke Spalte, zweiter Absatz).In addition to water, organic liquids or liquid metal are also used as coolants and moderators, like liquid sodium, became known (see German patent specification 952 919, p. 4, left column, second paragraph).

Neben diesen bekannten mit thermischen Neutronen arbeitenden Reaktoren hat auch der erwähnte schnelle Reaktor in Form des sogenannten Brutreaktors Bedeutung erlangt. Da der Absorptionsquerschnitt der Baumaterialien eines Reaktors für schnelle Neutronen sehr klein ist, kann man durch entsprechende Anordnung erreichen, daß die Mehrzahl der nicht für Spaltungen verbrauchten Neutronen den Reaktorkern verläßt und in einem diesen umgebenden Mantel aus U-238 oder Th-232 spaltbares Pu bzw. U-233 erzeugt (vgl. die britische Patentschrift 771111, S. 1, linke Spalte, Zeile 9 bis 19, und S. 2, linke Spalte, Zeile 15 bis 34, sowie die deutsche Patentschrift 952 919, S. 1, linke Spalte, zweiter Absatz).In addition to these known reactors working with thermal neutrons, the one mentioned also has rapid reactor in the form of the so-called breeder reactor gained importance. Since the absorption cross section The building materials of a reactor for fast neutrons is very small, one can get through corresponding arrangement achieve that the majority of the neutrons not used for fission leaves the reactor core and is cleavable in a jacket made of U-238 or Th-232 that surrounds it Pu or U-233 (see British patent specification 771111, p. 1, left column, line 9 to 19, and p. 2, left column, lines 15 to 34, and German patent specification 952 919, p. 1, left column, second paragraph).

Für einen wirtschaftlichen Betrieb ist es erwünscht, Thorium-Leistun gsbr utreaktorFor economical operation, it is desirable to have a thorium power incubator

Anmelder:Applicant:

North American Aviation Inc.,
Los Angeles, Calif. (V. St. A.)North American Aviation Inc.,
Los Angeles, Calif. (V. St. A.)

Vertreter:Representative:

Dr.-Ing. H. Ruschke, Patentanwalt,
Berlin 33, Auguste-Viktoria-Str. 65Dr.-Ing. H. Ruschke, patent attorney,
Berlin 33, Auguste-Viktoria-Str. 65

Als Erfinder benannt:Named as inventor:

Ralph Balent, Tarzana, Calif.;Ralph Balent, Tarzana, Calif .;

Raymond J. Beeley,Raymond J. Beeley,

Woodland Hills, Calif. (V. St. A.)Woodland Hills, Calif. (V. St. A.)

Beanspruchte Priorität:Claimed priority:

V. St. v. Amerika vom 22. April 1957 (654 187)V. St. v. America April 22, 1957 (654 187)

den bei dem geschilderten Brutvorgang erzielbaren Brutfaktor C=I oder größer zu erhalten.to obtain the breeding factor C = I or greater that can be achieved in the described breeding process.

Obgleich auch thermische Brutreaktoren an sich bekannt sind, bei denen die Umwandlung von Th-232 in spaltbares U-233 erfolgt, ist es bei dieser Reaktorart schwierig, einen hohen Brutfaktor zu erzielen, und dieser beträgt beispielsweise bei einem thermischen Natrium-Graphit-Reaktor nur etwa 0,8 (vgl. »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 3, 1955, S. 98 bis 115).Although thermal breeder reactors are also known per se, in which the conversion of Th-232 takes place in fissile U-233, it is difficult to achieve a high breeding factor with this type of reactor, and in a thermal sodium-graphite reactor, for example, this is only about 0.8 (cf. »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy ", Vol. 3, 1955, pp. 98 to 115).

Bei den bekannten schnellen Reaktortypen, die die Umwandlung von Uran-238 in Plutonium verwenden, ergeben sich andererseits erhebliche Probleme hinsichtlich der Wärmeabfuhr und der Regelung. Ein schwerwiegendes Hindernis für den Betrieb eines derartigen schnellen Brutreaktors mit Natrium als Kühlmittel bleibt die Erzielung hoher spezifischer Leistung ohne Verminderung des Neutronenenergiespektrums. In the known fast reactor types that use the conversion of uranium-238 to plutonium, On the other hand, there are considerable problems with regard to heat dissipation and regulation. A serious obstacle to the operation of such a fast breeder reactor with sodium as a coolant remains the achievement of high specific power without reducing the neutron energy spectrum.

709 587/436709 587/436

Aus obigen Erörterungen ist ersichtlich, daß ein Reaktortyp, der die Verwendung von Baumaterial ohne Rücksicht auf dessen Neutronen-Absorptionsquerschnitt, wie beim schnellen Brutreaktor, zuläßt, besonders vorteilhaft ist, wenn eine leistungsfähige Wärmeabführung und eine leistungsfähige Reaktorregelung gewährleistet ist. Damit würde sich eine bedeutende Verminderung der Kosten bei der Gewinnung von Kernenergie ergeben.From the above discussions it can be seen that one type of reactor which requires the use of building material regardless of its neutron absorption cross-section, as in the case of the fast breeder reactor, it is particularly advantageous if a powerful heat dissipation and a powerful reactor control is guaranteed. This would result in a significant reduction in the cost of extraction from nuclear energy.

Es ist daher die Aufgabe der Erfindung, einen Reaktor zu schaffen, der die beim schnellen Brutreaktor mögliche Verwendung von Baumaterial ohne Rücksicht auf dessen Neutronen-Absorptionsquerschnitt ermöglicht und der die beim Betrieb von schnellen Brutreaktoren auftretenden obenerwähnten Probleme der Wärmeabführung und der Regelung löst.It is therefore the object of the invention to provide a reactor which is similar to that of the fast breeder reactor possible use of building material regardless of its neutron absorption cross-section and the abovementioned occurring in the operation of fast breeder reactors Solves problems of heat dissipation and regulation.

Dies geschieht erfindungsgemäß dadurch, daß im Reflektor eine Anzahl von Thorium-232-Stäben angeordnet ist und daß das Verhältnis von Kühlmittel zu Moderator derart gewählt ist, daß sich im Kern ein Neutronenspektrum mit einer mittleren Neutronenenergie im Bereich von ungefähr 1 bis IO⁵ Elektronenvolt einstellt. Der Reaktor gemäß der Erfindung ist also als epithermischer Reaktor ausgelegt.This is done according to the invention in that a number of thorium-232 rods are arranged in the reflector and that the ratio of coolant to moderator is selected such that a neutron spectrum with an average neutron energy in the range of approximately 1 to ^{10 5} electron volts is established in the core . The reactor according to the invention is thus designed as an epithermal reactor.

Damit ergibt sich gegenüber den bekannten schnellen Brutreaktoren und den thermischen Reaktoren der Vorteil, daß eine ausreichende Wärmeabfuhr und eine befriedigende Regelung möglich ist, ohne daß die Vorteile des schnellen Brutreaktors mit der Verwendung von Baumaterial ohne Rücksicht auf dessen Neutronen-Absorptionsquerschnitt entfallen. This results in comparison with the known fast breeder reactors and the thermal reactors the advantage that sufficient heat dissipation and satisfactory regulation is possible, without the advantages of the fast breeder reactor with the use of building material without regard account for its neutron absorption cross-section.

Die Erfindung ist nachstehend an Hand der Zeichnung beispilesweise näher erläutert. Es zeigt F i g. 1 einen Aufriß des Reaktors,The invention is explained in more detail below with reference to the drawing, for example. It shows F i g. 1 an elevation of the reactor,

Fig. 2 einen vergrößerten Teilquerschnitt des Reaktorkerns,2 shows an enlarged partial cross-section of the reactor core,

Fig. 3 einen vergrößerten Teil der Fig. 2, der eine individuelle Einheitszelle des Kerns zusammen mit einem geeigneten Brennstoffelement zeigt,Fig. 3 is an enlarged portion of Fig. 2 which composes an individual unit cell of the nucleus with a suitable fuel element shows

Fig. 4 einen Schnitt durch dieses Brennstoffelement, 4 shows a section through this fuel element,

F i g. 5 einen Schnitt durch ein anderes geeignetes Brennstoffelement,F i g. 5 shows a section through another suitable fuel element,

Fig. 6 einen vergrößerten Teil der Fig. 2 zur Veranschaulichung eines Regelelementes.6 shows an enlarged part of FIG. 2 to illustrate a control element.

Die Erfindung schafft einen epithermischen Thorium-Leistungsbrutreaktor. Die Grundlage der Erfindung ist die Erkenntnis, daß die Neutronenwirtschaftlichkeit des intermediären Thorium-U-233-Zyklus ausgezeichnet ist. So findet man, daß in dem Bereich zwischen 0,1 und 10 Megaelektronvolt Eta (η— Durchschnittsanzahl der Neutronen, die je im Brennstoff absorbiertes Neutron freigeworden sind) für U-233 ziemlich konstant mit der Energie ist und tatsächlich keinen bevorzugten Energiebereich hat. Gleichzeitig vermindern sich jedoch die Querschnitte für die meisten Gifte oder Neutronenfänger sehr schnell. Obgleich das Eta für U-233 den Betrieb in dem schnellen Bereich zulassen würde, ermöglicht der Betrieb in dem epithermischen Bereich leichtere Wärmeabfuhr und erleichtert die Regelprobleme. Für leistungswirksame Wärmeabfuhr würde man ein schmelzflüssiges anorganisches Medium, wie etwa ein flüssiges Metall, eine Legierung oder geschmolzenes Alkalifluoridsalz, mit hohen Wärmeübertragungskennwerten und niedrigem Dampfdruck verwenden. The invention provides an epithermal thorium power breeder reactor. The basis of the invention is the recognition that the neutron economy of the intermediate thorium U-233 cycle is excellent. Thus, it is found that in the range between 0.1 and 10 megaelectronvolt Eta (η- average number of neutrons released per neutron absorbed in the fuel) for U-233 is fairly constant with energy and in fact has no preferred energy range. At the same time, however, the cross-sections for most poisons or neutron catchers decrease very quickly. Although the Eta for U-233 would allow operation in the fast range, operation in the epithermal range allows easier heat dissipation and eases control problems. For efficient heat dissipation, one would use a molten inorganic medium, such as a liquid metal, alloy or molten alkali fluoride salt, with high heat transfer characteristics and low vapor pressure.

Das bevorzugte schmelzflüssige Mittel ist Natrium. Jedoch können auch Kohlenwasserstoffe oder wäßrige Kühlmittel verwendet werden, falls nur eine geringe Menge in dem Kern vorhanden ist. Der notwendige Abbremsungsgrad würde von Graphit, Beryllium, Wasserstoff oder Deuterium und deren Verbindungen und Legierungen oder von anderen annehmbaren Moderatoren geliefert werden. Da Natrium ein verhältnismäßig leichtes Element ist, welches jedoch das Neutronenenergiespektrum energiemäßig nicht zu wirksam vermindert, kann das Vorhandensein von verhältnismäßig großen Natriummengen in dem Kern, die mit verhältnismäßig langsamer Geschwindigkeit durchgepumpt werden, das gewünschte epithermische Spektrum ohne die Verwendung eines getrennten Moderators erzielen. Der Brennstoff enthält als Basis Thorium, das höhere Brennstofftemperaturen mit entsprechend vergrößerten Wärmeflüssen, spezifischen Leistungen und längerer Brennstoffelementlebensdauer ermöglicht. Der Spalt- oder Brennstoffkreislauf ist Thorium mit U-233 als Spaltstoff, obgleich U-235-Kernbrennstoff zur anfänglichen Inbetriebnahme verwendet werden könnte. Der intermediäre Thoriumbrüter (ETB) hat im Vergleich mit einem thermischen Thoriumbrüter einen kleineren, kompakteren Kern, der weniger Bremsmittel (oder kein Bremsmittel bei ausreichendem Natrium), verminderte thermische und biologische Abschirmung und kleinere Tanks ermöglicht. Die mit der kleineren Größe erreichte Wirtschaftlichkeit ist bemerkenswert. Beträchtliche Überschußreaktivität ist nicht erforderlich, um während des Anfahrens des Reaktors Probleme, die mit dem Xenon in Zusammenhang stehen oder infolge Überschreitung oder Ubersteuerung resultieren, zu überwinden. Getrennte Thoriumbrutmäntel können um den aktiven Kern herum angeordnet werden, um ein leistungswirksames Brüten zu fördern. Ein solcher Brutmantel ist um so mehr verfügbar, je höher die Anzahl der aus einem epithermischen Kern entweichenden Neutronen ist. Ohne einen getrennten Brutmantel ist das Brutverhältnis nicht so hoch.The preferred molten agent is sodium. However, hydrocarbons or aqueous Coolant can be used if there is only a small amount in the core. The necessary one Degree of deceleration would be from graphite, beryllium, hydrogen or deuterium and theirs Compounds and alloys or other acceptable moderators. Because sodium is a relatively light element, which, however, has the neutron energy spectrum in terms of energy not too effectively diminished, the presence of relatively large amounts of sodium can in the core, which are pumped through at a relatively slow speed, the achieve desired epithermal spectrum without the use of a separate moderator. Of the The fuel contains thorium as its base, which has higher fuel temperatures with correspondingly increased Allows heat flows, specific powers and longer fuel element life. Of the Fission or fuel cycle is thorium with U-233 as fissile material, although U-235 nuclear fuel could be used for initial commissioning. The intermediate thorium breeder (ETB) has in comparison with a thermal thorium breeder a smaller, more compact core, the less Braking agent (or no braking agent if there is enough sodium), decreased thermal and biological Shielding and smaller tanks possible. The economy achieved with the smaller size is remarkable. Significant excess reactivity is not required during the Starting up the reactor Problems related to the xenon or as a result of exceeding it or oversteering result, overcome. Separate thorium brood coats can be used placed around the active core to promote efficient breeding. Such a Brood mantle is all the more available, the higher the number of those escaping from an epithermal core Is neutrons. Without a separate brood mantle, the breeding ratio is not that high.

Das oben in allgemeiner Weise umrissene Konzept ist nicht auf eine bestimmte Kernkonstruktion oder einen bestimmten Kernbestandteil beschränkt, sondern auch für verschiedenartige Kernkonstruktionen zutreffend, die unterschiedliche Bremsmittel, Brennstoffelemente und Kühlmittel verwenden und auch auf homogene sowie heterogene Anlagen anwendbar. Beispielsweise kann der Natrium-Graphit-Reaktorkern, der in dem obenerwähnten Dokument der Genfer-Konferenz beschrieben ist, für diesen Anwendungsfall verwendet werden, indem die Graphitmenge in dem Kern zur Erreichung eines epithermischen Neutronenspektrums aus einem thermischen Neutronenspektrum durch die Verwendung von Thorium-Uran-Brennstoffelementen der Bauart vermindert wird, die in der Abhandlung von Chauncey Starr beschrieben ist, wo Thorium-U-233-Brütung in einem thermischen Natrium-Graphit-Reaktor erläutert ist, und durch die mögliche Verwendung eines Thoriumbrutmantels verringert wird. Deshalb soll die folgende ausführliche Dikussion, welche eine besondere Reaktorgestaltung beschreibt, in dem Sinne verstanden werden, daß sie in nicht beschränkender Weise nur zur Veranschaulichung des Grundkonzeptes dient, das naturgemäß umfassend ist und auch bei anderen Kerngestaltungen angewandt werden kann.The concept outlined above in general terms is not limited to any particular core design or construction limited to certain core constituents, but also applicable to various core constructions, which use different braking means, fuel elements and coolants and also on homogeneous as well as heterogeneous systems can be used. For example, the sodium-graphite reactor core, which is described in the aforementioned Geneva conference document, for this application be used by increasing the amount of graphite in the core to achieve an epithermal Neutron spectrum from a thermal neutron spectrum through the use of thorium-uranium fuel elements of the type described in the paper by Chauncey Starr, where thorium U-233 incubation in one thermal sodium-graphite reactor is explained, and through the possible use of a thorium brood mantle is decreased. Therefore, the following detailed discussion, which is a special Reactor design describes, in the sense that it is understood in a non-limiting way Way only serves to illustrate the basic concept, which is naturally comprehensive and also at other core designs can be applied.

Fig. 1 zeigt die Gesamtansicht des Reaktors im Schnitt. Die gesamte Anlage liegt unterhalb des Erdniveaus und ist in Beton eingebettet. Der Kern 10 ist in einem stählernen Kerntank 2 enthalten, den ein sekundärer Behälter 3 umgibt, um im Fall eines Bruches des Tanks 2 das Kühlmittel aufzunehmen. Diese Anordnung ist von einer Wärmeabschirmung 4 umgeben. Ein Kernhohlraumfutter 5 umgibt den Reaktor und ist an seinen Seiten und oben mit einer Wärmeisolierung 6 und an seinem Boden als Basis für den Reaktor mit Beton 7 versehen. Unterhalb und oberhalb des Reaktorkerns 10 befinden sich mit Natrium voll ausgefüllte Kammern 8 und 9. Die Natrium-Kühlmitteleinlaßleitung 11 verläuft zu dem Boden durch die Reaktortragkonstruktion in die untere Kammer 8 und dann weiter in einen einzigen nach oben gerichteten Durchgang durch den Kern 10 und führt dann zu der Reaktorauslaßleitung 12 nach außen. Die Kühlmittelleitungen haben doppelwandige Teilella und 12a mit einer Höhe, die gleich dem Natriumspiegel in dem Kernbehälter 2 ist, um ein Aussickern des Natriums in die Leitungen 11 und 12 zu verhindern. Die obere voll ausgefüllte Kammer 9 soll ein Wärmereservoir gegen plötzliche Temperaturänderung schaffen und eine Wirbelbildung an der Auslaßleitung 12 verhindern. Der Regelstabmechanismus 13 ist ein Bodenantrieb und befindet sich innerhalb eines Fingerhutes 14, der durch die Kerntank-Reaktorkeralagerung in den und oberhalb des Kernes 10 verläuft. Seine normale zurückgezogene Stellung liegt oberhalb des Kernes in der oberen voll angefüllten Kammer 9, und er wird eingesetzt, indem er in den Kern gesenkt wird. Er ist insofern gegen Versagen gesichert, als er in einem solchen Fall in den Kern hineinfällt. Die Antriebseinrichtung 15 ist in üblicher Weise ausgebildet und kann ein Schneckengetriebe oder eine Ritzel-Zahnstangen-Anordnung sein. Ein Balg 16 und ein verbundenes Rohr bilden eine Fortsetzung des sekundären Behältertanks 3. Die Konstruktion ist so gewählt, daß eine Verklemmung des Regelstabes vermieden wird, wenn sich der Reaktortank erwärmt und radial ausdehnt. Die Platte 17 zeigt die Verbindung zwischen dem Regelstabfingerhut und der Antriebseinrichtung an. Verbrauchte Brennstoffelemente 18 können in einem Gestall in der Natriumanlage gespeichert werden, um den Zerfall kurzlebiger Spaltprodukte vor der Entfernung aus dem Reaktor zu ermöglichen. Ein Hilfsbrennstoffstab 19 kann in gleicher Weise in dem Reaktor gelagert werden, bis er benötigt wird. Die obere Abschirmung umfaßt einen äußeren Drehstopfen 20 und einen inneren Drehstopfen 21, wobei der innere Stopfen exzentrisch angeordnet ist. Die Abdichtung dieser Stopfen wird mit niedrigschmelzenden Schmelzlegierungen 22, wie z. B. aus Blei-Wismut, zwischen den Stopfen erzielt. Durch Drehung der Stopfen 20 und 21 nach dem Schmelzen der Dichtung 22 kann ein Zugangsloch 23 durch Teilschaltung über einem bestimmten Brennstoffkanal zum Einsetzen oder zur Entnahme von Brennstoffelementen in den Reaktor mittels eines Greifhakens oder einer anderen geeigneten Handhabungsvorrichtung eingestellt werden. Eine inaktive Gasatmosphäre, wie etwa Helium, wird über alle Natriumoberflächen aufrechterhalten, und die Bereiche außerhalb des Kerntanks und rings um die Natriumrohranlage 24 sind mit einem reaktionsträgen Gas, wie Stickstoff, versehen.Fig. 1 shows the overall view of the reactor in section. The entire system lies below ground level and is embedded in concrete. The core 10 is contained in a steel core tank 2 which is surrounded by a secondary container 3 to contain the coolant in the event of the tank 2 breaking. This arrangement is surrounded by a heat shield 4. A core cavity liner 5 surrounds the reactor and is provided with thermal insulation 6 on its sides and top and with concrete 7 on its bottom as a base for the reactor. Below and above the reactor core 10 are chambers 8 and 9 fully filled with sodium. The sodium coolant inlet line 11 runs to the floor through the reactor support structure into the lower chamber 8 and then on into a single upwardly directed passage through the core 10 and leads then to the reactor outlet line 12 to the outside. The coolant lines have double-walled partella and 12a with a height which is equal to the sodium level in the core container 2 in order to prevent the sodium from seeping out into the lines 11 and 12. The upper fully filled chamber 9 is intended to create a heat reservoir against sudden changes in temperature and to prevent the formation of eddies on the outlet line 12. The control rod mechanism 13 is a ground drive and is located within a thimble 14 which runs through the core tank-reactor bearing into and above the core 10. Its normal retracted position is above the core in the upper fully filled chamber 9 and it is deployed by lowering it into the core. It is secured against failure in that, in such a case, it falls into the core. The drive device 15 is designed in the usual way and can be a worm gear or a rack and pinion arrangement. A bellows 16 and a connected pipe form a continuation of the secondary containment tank 3. The construction is chosen so that jamming of the control rod is avoided when the reactor tank heats up and expands radially. The plate 17 indicates the connection between the control rod thimble and the drive device. Spent fuel elements 18 can be stored in a rack in the sodium plant to allow short-lived fission products to break down prior to removal from the reactor. An auxiliary fuel rod 19 can likewise be stored in the reactor until needed. The upper shield comprises an outer rotating plug 20 and an inner rotating plug 21, the inner plug being eccentrically arranged. The sealing of this stopper is made with low-melting fusible alloys 22, such as. B. from lead bismuth, achieved between the plugs. By rotating the plugs 20 and 21 after the seal 22 has melted, an access hole 23 can be set by partial switching over a specific fuel channel for inserting or removing fuel elements into the reactor by means of a gripping hook or other suitable handling device. An inactive gas atmosphere, such as helium, is maintained over all sodium surfaces, and the areas outside the core tank and around the sodium piping 24 are provided with an inert gas, such as nitrogen.

F i g. 2 zeigt im Schnitt einen Ausschnitt aus dem Querschnitt des Kernes 10. Der Kern umfaßt eine Mehrzahl von Einheitszellen 25 mit hohlem, quadratisch geformtem, mittlerem Kanal 26. Die Einheitszelle 25 besteht aus dem Bremsmittel, Graphit und vorzugsweise Beryllium. Mit »Beryllium« wird hierbei sowohl das Metall als auch Berylliumoxyd verstanden. Das Beryllium oder ein anderes Bremsmittel umfaßt angenähert 0 bis 50% des Kernvolumens, wobei angenähert 20% bei dieser Konstruktion zur Erzielung des epithermischen Spektrums bevorzugt werden. Wenn angenähert 20% des Kernvolumens aus Beryllium besteht, beträgt die mittlere Spaltenergie etwa 100 Elektronen volt. Regel elemente 27 nehmen drei der Einheitszellen anstatt der Brennstoffelemente ein, wobei insgesamt zwölf Regelelemente in dem Kern vorhanden sind. Der Reflektormantelbereich 28 besteht aus einem Bremsstoff, zweckmäßigerweise Graphit, und Thorium für die Neutronenabsorption. Das Thorium kann in beliebiger Form vorhanden sein, wie etwa als Metall, Salz oder Lösung. In dieser Ausführungsform liegt das Thorium in Metallstäben vor, die mit nichtrostendem Stahl umhüllt sind und mit Natrium gekühlt werden (nicht dargestellt). Das Thorium nimmt angenähert 10 Volumprozent des Mantels ein, obgleich dieser Prozentsatz zufriedenstellend variiert werden kann. Berylliumeinsätze 29 passen zwischen die Zellen 25 und den Mantel 28. Für Betrieb bei hoher Temperatur (z. B. bei 593° C) kann das Beryllium mit einer dünnen Umhüllung 30 (z. B. von 0,254 mm Dicke) eines korrosionsfesten Metalls oder einer Legierung, wie etwa nichtrostender Stahl, Zirkonium oder Titan versehen sein, um es gegen das Natriumkühlmittel zu schützen, wobei nichtrostender Stahl bevorzugt wird. Bei geringeren Temperaturen als etwa 538° C ist eine Umhüllung nicht erforderlich.F i g. 2 shows in section a detail from the cross section of the core 10. The core comprises a A plurality of unit cells 25 with a hollow, square-shaped, central channel 26. The unit cell 25 consists of the braking agent, graphite and preferably beryllium. "Beryllium" is understood here to mean both the metal and beryllium oxide. The beryllium or another braking agent comprises approximately 0 to 50% of the core volume, with approximately 20% preferred in this construction to achieve the epithermal spectrum will. When approximately 20% of the core volume is beryllium, the mean fissure energy is about 100 electron volts. Rule elements 27 take three of the unit cells instead of the fuel elements a, there are a total of twelve control elements in the core. The reflector jacket area 28 consists of a braking substance, expediently graphite, and thorium for neutron absorption. The thorium can be in any form, such as metal, salt, or Solution. In this embodiment the thorium is in the form of metal rods made of stainless steel are coated and cooled with sodium (not shown). The thorium takes up approximately 10 percent by volume of the jacket, although this percentage can be varied satisfactorily. Beryllium inserts 29 fit between the cells 25 and the jacket 28. For operation at high temperatures (e.g. at 593 ° C) can the beryllium with a thin envelope 30 (z. B. of 0.254 mm thickness) a corrosion-resistant metal or an alloy such as stainless steel, zirconium or titanium to protect it against the sodium coolant, with stainless steel being preferred. Sheathing is not required at temperatures below approx. 538 ° C.

In F i g. 3 ist eine vergrößerte Einheitszelle 25 dargestellt, die ein Brennstoffelement 31 enthält. Dieses Brennstoffelement ist ein Element des Nadel- oder Stifttyps mit einer Anzahl von Nadeln oder Stiften 32, die quer zu der Längsachse des Elementes angeordnet sind, und von Endstücken 33 durch Schweißung oder mechanische Mittel an einer Seite des Rahmens 34 gehalten werden, der aus zwei Seitenplatten aus den obenerwähnten korrosionsfesten Metallen oder Legierungen besteht. Die Stifte 32 sind an ihrem anderen Ende nicht an dem Rahmen 34 befestigt, um unterschiedliche Wärmeausdehnung zuzulassen. Der Kühlmitteldurchfluß erfolgt daher in Form eines kreuzartigen Durchflusses quer durch die einzelnen Brennstoffstifte. Wie man in dem Schnitt nach F i g. 4 erkennt, bestehen die Stifte 32 vorzugsweise aus einem Thorium-Uran-Legierungskern 35, wobei angenähert 3 bis 15 Gewichtsprozent Uran und vorzugsweise etwa 7 Gewichtsprozent Thorium vorhanden ist, mit einer Umhüllung aus dem korrosionsfesten Metall. Thorium- und Uranoxyde und keramische Stoffe können auch in den Brennstoffelementen verwendet werden, z. B. eine gesinterte Masse aus UO₂-ThO₂. Wie man aus F i g. 4 erkennt, sind die Stifte 32 in parallelen Reihen ausgerichtet. Das Kühlmittel fließt kreuzförmig über diese Stifte. Diese Bauart des Brennstoffelementes hat eine hohe spezifische Leistung und mechanische und metallurgische Zuverlässigkeit.In Fig. 3, an enlarged unit cell 25 containing a fuel element 31 is shown. This fuel element is an element of the needle or pin type having a number of needles or pins 32 arranged transversely to the longitudinal axis of the element and held by end pieces 33 by welding or mechanical means on one side of the frame 34, which consists of two Side plates made of the above-mentioned corrosion-resistant metals or alloys. The pins 32 are not attached to the frame 34 at their other end to allow differential thermal expansion. The coolant flow is therefore in the form of a cross-like flow across the individual fuel pins. As one can see in the section according to FIG. 4, the pins 32 are preferably comprised of a thorium-uranium alloy core 35 having approximately 3 to 15 weight percent uranium, and preferably about 7 weight percent thorium, with a coating of the corrosion resistant metal. Thorium and uranium oxides and ceramics can also be used in the fuel elements, e.g. B. a sintered mass of UO ₂ -ThO ₂ . As one can see from FIG. 4 recognizes, the pins 32 are aligned in parallel rows. The coolant flows across these pins in a cross pattern. This type of fuel element has a high specific power and mechanical and metallurgical reliability.

In Fig. 5 ist ein anderes geeignetes Brennstoffelement dargestellt. Dieses umfaßt einen Thorium- Another suitable fuel element is shown in FIG. This includes a thorium

1 2411 241

Uran-Kern 38 mit einer Stahlumhüllung 39 in Form die auf der Genfer Konferenz 1955 veröffentlichte von drei in gleichem Abstand angeordneten radialen Arbeit von J. E. Cunningham und E. J. Boyle Speichen 40, die einen zylindrischen, nichtrostenden mit dem Titel »MTR-Type Fuel Elements« verwiesen. Stahlrahmen 41 verbinden. Unter Anwendung des Ein weiteres Brennstoffelement, das verwendet wergleichen Konstruktionsprinzips kann das Brennstoff- 5 den kann, ist eine haufenartige Gruppe von dünnen element eine größere Anzahl von in gleichem Ab- Th-U-Stäben, wie sie in der obenerwähnten Genfer stand angebrachten, radial ausgerichteten Speichen Abhandlung von Chauncey Starr erwähnt sind,
umfassen. Das Natriumkühlmittel strömt in den Fig. 6 zeigt eine vergrößerte Ansicht der Regel-Kanälen 42 zwischen den Speichen40 und dem elemente27 aus Fig. 2. Der Neutronenabsorber43 Rahmen 41. io hat quadratischen Querschnitt und wird an einem Ein weiterer geeigneter Brennstoffelementtyp ist Stoßrohr 44 festgehalten, das in dem Fingerhut 14 ein modifiziertes MTR-Element (Materialprüfreaktor- arbeitet. Standartmaterial von hohem Neutronenquer-Elementtyp), d. h. ein Element des Plattentyps mit schnitt kann als Absorbermaterial verwendet werden, parallelen, ebenen oder gebogenen Platten, die sich wie etwa Bor, Hafnium, Lithium, Gadolinium, Euroin einem rechtwinkligen hohlen Gestell befinden. Ein 15 pium, Gemische seltener Erden und Legierungen, solches Element würde aus einem Thorium-Uran- Verbindungen und Gemische davon. Die Ringe 45 metallkern mit einer Umhüllung aus nichtrostendem sind mit inaktivem Gas gefüllt. Es sind zwölf Ele-Stahl bestehen, wobei auch das Gestell aus nicht- mente in dem Kern vorhanden, von denen sechs als rostendem Stahl besteht. HinsichtlichderEinzelheiten Sicherheitsstäbe und sechs als Regelelemente verfür diesen bekannten Brennstoffelementtyp wird auf 20 wendet werden.Uranium core 38 with a steel cladding 39 in the form of three equally spaced radial work by JE Cunningham and EJ Boyle spokes 40 published at the Geneva Conference in 1955, which referred to a cylindrical, stainless steel with the title "MTR-Type Fuel Elements" . Connect steel frame 41 . Using the same construction principle, the fuel element is a pile-like group of thin elements, a larger number of radially mounted in the same ab- Th-U-rods as they were in the above-mentioned Geneva aligned spokes are mentioned in Chauncey Starr's treatise,
include. The sodium coolant flows in Fig. 6 shows an enlarged view of the control channels 42 between the spokes 40 and the element 27 of Fig. 2. The neutron absorber 43 frame 41. io has a square cross-section and is attached to a. Another suitable type of fuel element is a shock tube 44 recorded that in the thimble 14 a modified MTR element (material test reactor works. Standard material of high neutron transverse element type), ie an element of the plate type with cut can be used as absorber material, parallel, flat or curved plates, which are such as Boron, Hafnium, Lithium, Gadolinium, Euro are in a rectangular hollow frame. A 15 pium, mixtures of rare earths and alloys, such element would be made from a thorium-uranium compounds and mixtures thereof. The rings 45 metal core with a cover made of rustproof are filled with inactive gas. There are twelve ele-steels, whereby the frame is also made of non-elements in the core, six of which are made of rusting steel. Reference will be made to 20 for the details of safety bars and six control elements for this known type of fuel element.

Die folgende Tabelle gibt Einzelheiten des oben an Hand der Zeichnung beschriebenen Reaktors.The following table gives details of the reactor described above with reference to the drawing.

Leistungpower

1110 thermische Megawatt
400 elektrische Brutto-Megawatt
370 elektrische Netto-Megawatt1110 thermal megawatts
400 gross electrical megawatts
370 electrical net megawatts

Gerader Zylinder: 2,56 m Durchmesser · 3,05 m HöheStraight cylinder: 2.56 m diameter x 3.05 m height

ModeratorModerator

Beryllium, 4,27 m Höhe, einschließlich 0,61 m Mantelreflektor an jedem EndeBeryllium, 4.27 m high, including 0.61 m clad reflectors at each end

Radialer Mantel, 0,61 m dick, bestehend aus Graphitmoderator und 3001 Th-Brutstäben,
die mit Natrium gekühlt werdenRadial mantle, 0.61 m thick, consisting of graphite moderator and 3001 Th brood rods,
which are cooled with sodium

Brennstofffuel

9200 kg (insgesamt) aus Th-U-(7 Gewichtsprozent)-Legierung, 644 kg U-2339200 kg (total) of Th-U (7 percent by weight) alloy, 644 kg of U-233

BrennstoffelementFuel element

Nadel- oder StifttypNeedle or pen type

Anzahl der Elemente in dem KernNumber of elements in the core

Mantela coat

388388

Abmessungen des BrennstoffelementesDimensions of the fuel element

640 Stifte in einem Element von 3,05 m640 pins in a 3.05 m element

Anzahl der Stifte je Reihe Number of pins per row

Stiftdurchmesser Pin diameter

Umhüllung Wrapping

Seitenplatten Side plates

Abmessungen des aktiven Querschnitts der Elemente Dimensions of the active cross-section of the elements

Abstand zwischen den Stiften in jeder Reihe Distance between the pins in each row

Abstand zwischen dem Außenstift und den Seitenrahmen .. Abstand zwischen den Stiftreihen Distance between the outside pin and the side frames. Distance between the rows of pins

6,6 mm Außendurchmesser 0,127 mm Typ 304 nichtrostender Stahl 1,02 mm nichtrostender Stahl 10,16 · 10,16 cm · 3,05 m 2,54 cm 1,27 cm 1,9 cm6.6mm outside diameter 0.127mm type 304 stainless steel 1.02mm stainless steel 10.16 x 10.16 cm x 3.05 m 2.54 cm 1.27 cm 1.9 cm

Be-EinheitszelleBe unit cell

28,9 cm² mittlerer Kanal28.9 cm ² medium channel

4 · 25,8 cm² 4 x 25.8 cm ²

Daten für das zentrale ElementData for the central element

Leistung des zentralen BrennstoffelementesPower of the central fuel element

Druckabfall am Element Pressure drop across the element

Maximale Natriumgeschwindigkeit Maximum sodium velocity

4 950 kW4 950 kW

2,1 kg/cm² 5,49 m/sec2.1 kg / cm ² 5.49 m / sec

11,3 · 106 kg/h11.3 x 106 kg / h

Primärer NatriumdurchflußPrimary sodium flow

Claims (3)

9 10 Kühlmittelauslaßtemperatur 566° C Kühlmitteleinlaßtemperatur 288° C Natriumschleifen 5 primäre 5 sekundäre Natriumfluß (jede Schleife primär und sekundär) 44 285 1 Hauptnatriumleitungen 50,8 cm nichtrostender Stahl Intermediärer Wärmeaustauscher Na-Auslaßtemperatur 549° C Na-Einlaßtemperatur 271° C Sekundärer Natriumfluß 11,3 · IO9 kg/h Dampfbedingungen 59,5 kg/cm2 Überdruck 482° C Speisewasser 191° C Dampfdurchfluß durch den Überhitzer 1560 852 kg/h Physikalische Daten Brutverhältnis 1,04 Mittlere Spaltenergie 100 Elektronenvolt Regelstababsorbierstoff Europium Gesamtregelung 18% Ak Patentansprüche:9 10 Coolant Outlet Temperature 566 ° C Coolant Inlet Temperature 288 ° C Sodium Loops 5 Primary 5 Secondary Sodium Flow (each loop primary and secondary) 44 285 1 Main Sodium Lines 50.8 cm Stainless Steel Intermediate Heat Exchanger Na Outlet Temperature 549 ° C Na Inlet Temperature 271 ° C Secondary Sodium Flow 11 , 3 IO9 kg / h Steam conditions 59.5 kg / cm2 overpressure 482 ° C Feed water 191 ° C Steam flow through the superheater 1560 852 kg / h Physical data Breeding ratio 1.04 Average fission energy 100 electron volts Control rod absorbent Europium Overall control 18% Ak Patent claims: 1. Thorium-Leistungsbrutreaktor mit einem Behälter, einem in dem Behälter angeordneten Kern, wobei der Kern eine feste Moderatormatrix aufweist, der Moderator aus Kohlenstoff oder Beryllium besteht und mit einer Umhüllung versehen ist, die ihn vor Berührung mit dem Kühlmittel schützt und eine Anzahl von Kühlkanälen begrenzt, mit einer Anzahl von Spaltstoffelementen in den Kühlkanälen, von denen jedes Thorium-232 als Brutstoff und Uran-233 als spaltbaren Brennstoff enthält, mit einem flüssigen metallischen Kühlmittel, mit Vorrichtungen, die das flüssige metallische Kühlmittel durch die Kanäle hindurchströmen lassen und mit einem Reflektor, der den Kern umgibt und aus Moderatormaterial besteht, dadurch gekennzeichnet, daß im Reflektor eine Anzahl von Thorium-232-Stäben angeordnet ist, und daß das Verhältnis von Kühlmittel zu Moderator derart gewählt ist, daß sich im Kern ein Neutronenspektrum mit einer mittleren Neutronenenergie im Bereich von ungefähr 1 bis IO⁵ Elektronenvolt einstellt. 1. Thorium power breeder reactor with a container, a core arranged in the container, wherein the core has a solid moderator matrix, the moderator consists of carbon or beryllium and is provided with a casing that protects it from contact with the coolant and a number of Cooling channels limited, with a number of fissile material elements in the cooling channels, each of which contains thorium-232 as a fertile material and uranium-233 as fissile fuel, with a liquid metallic coolant, with devices that allow the liquid metallic coolant to flow through the channels and with a reflector which surrounds the core and consists of moderator material, characterized in that a number of thorium-232 rods are arranged in the reflector, and that the ratio of coolant to moderator is selected such that a neutron spectrum with a mean one in the core Sets neutron energy in the range of approximately 1 to ¹⁰ electron volts . 2. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlkanäle mit einem gegen flüssiges Metall korrosionsfesten Metall ausgekleidet sind.2. Reactor according to claim 1, characterized in that the cooling channels with a counter liquid metal lined corrosion-resistant metal. 3. Reaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß ungefähr 20 Volumprozent des Kerns aus Beryllium bestehen.3. Reactor according to claim 2, characterized in that about 20 percent by volume of the Consist of beryllium core. In Betracht gezogene Druckschriften:Considered publications: Deutsche Patentschriften Nr. 952 919, 963 090;German Patent Nos. 952 919, 963 090; österreichische Patentschrift Nr. 167 521;Austrian Patent No. 167 521; belgische Patentschriften Nr. 552480, 553 217;Belgian patents Nos. 552480, 553 217; britische Patentschriften Nr. 648 293, 697 601,
754183, 771111;British Patent Nos. 648 293, 697 601,
754183, 771111; USA.-Patentschrift Nr. 2708 656;U.S. Patent No. 2708,656; »Proceedings of the International Conference on the Seaceful Uses of Atomic Energy«, 1955, Bd. 3, S. 18, 25, 105, 107 bis 115; Bd. 5, S. 472; Bd. 9, S. 182 bis 184, 190;"Proceedings of the International Conference on the Seaceful Uses of Atomic Energy", 1955, Vol. 3, Pp. 18, 25, 105, 107 to 115; Vol. 5, p. 472; Vol. 9, pp. 182 to 184, 190; »Principles of Nuclear Reactor Engineering«,
1956, S. 18 und 26;"Principles of Nuclear Reactor Engineering",
1956, pp. 18 and 26; »Reactor Handbook, Engineering«, 1955, S. 520, 691, 804, 807, 1001;"Reactor Handbook, Engineering", 1955, pp. 520, 691, 804, 807, 1001; »Nuclear Engineering«, 1956, S. 305;"Nuclear Engineering", 1956, p. 305; VDI-Z, 98 (1956), Nr. 4, 1. Februar, S. 148;VDI-Z, 98 (1956), No. 4, February 1, p. 148; »Glückauf«, 92, 1956, H. 47/48, S. 1420;"Glückauf", 92, 1956, H. 47/48, p. 1420; »Jl Calore«, 1956, S. 484 bis 486, 491."Jl Calore", 1956, pp. 484 to 486, 491. Hierzu 1 Blatt Zeichnungen1 sheet of drawings