DE1244308B - Schneller Kernreaktor - Google Patents
Schneller KernreaktorInfo
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
- G21C1/028—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a pressurised coolant
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Description
DEUTSCHES WTTWt PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
DeutscheKl.: 21g-21/31
Nummer: 1244 308
Aktenzeichen: U11820 VIII c/21 g
1 244 308 Anmeldetag: 18.Juni 1965
Auslegetag: 13. Juli 1967
Die Erfindung bezieht sich auf einen schnellen Kernrekator mit einem Reaktorkern, welcher durch
unter überkritischem Druck zugeführtes und in ihm auf überkritische Temperatur erhitztes Wasser gekühlt
wird und einen einem Reaktivitätsanstieg beim Überfluten entgegenwirkenden epithermischen Neutronenabsorber
aufweist.
Es ist bereits bekannt, unter überkritischem Druck stehende wäßrige Kühlmittel zur Kühlung von Kernreaktoren
zu verwenden, die im Kern auf überkritische Temperaturen erhitzt werden (vgl. französische
Patentschrift 1138 847). Bei überkritischem Druck über etwa 224 kg/cm3 findet kein deutlicher Phasenwechsel
von Wasser statt, wenn die Temperatur über die kritische Temperatur (374° C) erhöht wird, und
daher spricht man von »unter überkritischem Druck befindlichem wäßrigem Kühlmittel«, und zwar wegen
der Unsicherheit, ob das strömungsfähige Mittel Wasser oder Dampf ist. Erst vor kurzem ist festgestellt
worden, daß schnelle Reaktoren mit einem solchen Kühlmittel gekühlt werden können, und auf
solche Reaktoren bezieht sich die Erfindung. Ein schneller Reaktor hat einen Reaktorkern mit einer
schnellen Brennstoffzone, wodurch das Fehlen einer großen Menge an Moderator bedingt ist. Er hat somit
die Fähigkeit, eine Spaltungs-Kettenreaktion mit einem Hochenergie-Neutronenfluß aufrechtzuerhalten;
es soll hierbei davon ausgegangen werden, daß in der schnellen Brennstoffzone diese Reaktion mit
einem im Durchschnitt über 1 keV liegenden Neutronen-Energiespektrum aufrechterhalten wird.
Durch die Moderatoreigenschaft eines wäßrigen Kühlmittels, das in einen schnellen Kernreaktor eingeführt
wird, wird die mittlere Neutronenenergie herabgesetzt, d. h. das Neutronenspektrum v/ird
weicher. Das »weichere« Spektrum hat eine Zunahme der nicht zu Spaltungen führenden Neutroneneinfänge
im Verhältnis zur Spaltung des Brennstoffs und auch eine Abnahme sowohl des Ausmaßes
der Spaltung in brütbaren Isotopen, wie z. B. U238, als auch der durchschnittlichen Anzahl der pro
Spaltung erzeugten Neutronen zur Folge. Für den Fall, daß die Kühlmitteldichte infolge eines Temperaturanstiegs
geringer wird, als dies dem Normalbetrieb entspricht, wird das Spektrum härter, und
die vorstehend genannten Faktoren werden entsprechend weniger wirksam, was einen Zuwachs der
Neutronenmenge zur Folge hat. Dieser Zuwachs der Neutronenmenge wirkt dem zunehmenden Entweichen
von Neutronen aus dem Reaktorkern entgegen, welches auftritt, wenn die Kühlmitteldichte abnimmt.
Somit besteht nicht nur ein kleinerer Bereich der Schneller Kernreaktor
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority, London
Vertreter:
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt, Siegen, Eiserner Str. 227
Als Erfinder benannt:
Ronald Tunstall Ackroyd,
Maurice Arthur Perks,
John Erskine Mann,
Allan Barker, London
Ronald Tunstall Ackroyd,
Maurice Arthur Perks,
John Erskine Mann,
Allan Barker, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 19. Juni 1964 (25 457)
Reaktivitätsverringerung bei einem Kühlmittelverlust in einem kleinen Reaktorkern, wo ein Entweichen
vorherrschend ist, sondern es kann sogar bei größeren Reaktorkernen, wo das Entweichen eine
kleinere Rolle spielt, eine Reaktivitätszunahme auftreten. Wenn auch das Auftreten eines Kühlmittelverlustes in der Praxis sehr unwahrscheinlich ist, so
ist es doch üblich, die Kernreaktoren so auszulegen, daß sie auch unter diesen Umständen sicher sind; sie
sollten, mit anderen Worten, einen negativen Hohlraumkoeffizienten der Reaktivität besitzen.
Es ist bereits bekannt, daß ein Kernreaktorkern, der von einem unter überkritischem Druck stehenden
wäßrigen Kühlmittel gekühlt wird, auch bei einem Kühlmittelverlust dadurch gesichert werden
kann, daß z. B. ein Prozentsatz Schwerwasser im Kühlmittel vorgesehen wird oder daß eine Verbund- zone
aus Festmoderator und Spaltmaterial in die Schnellbrennstoffzone eingeführt wird. Diese Vorschläge
lassen erkennen, daß der Fachmann sich gezwungen sieht, komplizierte Maßnahmen zu ergreifen,
um annehmbare Grenzen der Reaktivitätsverringerung bei einem Kühlmittelverlust sicherzustellen.
Ob und in welchem Ausmaß solche komplizierten Maßnahmen erforderlich sind, hängt davon ab, wie
weit die Reaktivität bei einem Kühlmittelverlust außerhalb des gewünschten Randwertes liegen
würde. Zweck der Erfindung ist die Schaffung eines einfachen Mittels, um die Reaktivität nicht unnötig
noch weiter zu erhöhen.
709 610/405
Es sei zunächst darauf hingewiesen, daß die Reaktivitätskennlinie als Funktion der Kühlmitteldichte
eines durch unter überkritischem Druck stehendes wäßriges Kühlmittel gekühlten schnellen Kernreaktors
für einen bestimmten Bereich von Reaktorkernkühlmittel-Bruchteilen die Tendenz zeigt, daß der
Reaktorkern bei der maximalen Kühlmitteldichte von 1 g/cm3 überkritisch wird, was gemeinhin mit
»Überfluten« des Kerns bezeichnet wird. Um einer Divergenz beim Uberfluten entgegenzuwirken, wird
zweckmäßig das bekannte Mittel angewandt, im Reaktorkern einen epithermischen Neutronenabsorber
vorzusehen, d. h. einen Absorber, der einen großen Einfangquerschnitt für Neutronen mit Energien
im thermischen Bereich hat (vgl. die Zeitschrift »Nuclear Powers«, 1961, Oktober, S. 75). Ein derartiger
Absorber wird zunehmend wirksam für den Neutroneneinfang, wenn das Neutronenenergiespektrum
weicher wird, und wird so gewählt, daß er seine Spitzenwirksamkeit vor der 0,3-eV-Spaltresonanz
des Pu239 erreicht, welches zu dem Reaktivitätsanstieg bei der Überflutung wesentlich beiträgt. Bekannte
Absorber in dieser Kategorie sind Hafnium, Indium, Europium, und diese werden am wirksamsten
in bekannter Weise von gleichmäßiger Dispersion im Brennstoffmaterial der Brennstoffelemente
in den Kern eingeführt (vgl. britische Patentschrift 796 989 und das Reactor Handbook/Materials,
Bd. I, PartD, Kap. 35).
Erfmdungsgemäß wird bei einem schnellen Kernreaktor der eingangs genannten Gattung der epithermische
Absorber dort im Reaktorkern konzentriert, wo beim Normalbetrieb die Kühlmitteldichte kleiner
als an irgendeiner anderen Stelle im Kern ist. Vorzugsweise ist der epithermische Absorber ausschließlich
in diesem Teil des Reaktorkerns angeordnet. In dem in Frage stehenden Teil des Reaktorkerns ist
die Zunahme der Dichte beim Überfluten größer als der Durchschnitt über den Kern als Ganzes, und daher
ist die Wirkung des Absorbers beim Überfluten ausgeprägter. Umgekehrt ist die Abnahme der
Dichte bei einem Kühlmittelverlust geringer und somit die Zunahme der Reaktivität unter diesen Umständen
geringer als dann, wenn der Absorber überall gleichmäßig verteilt wäre.
Vorzugsweise bildet der Teil des Reaktorkerns mit niedriger Dichte das Kernzentrum — eine Anordnung,
welche zweckmäßig durch einen Kühlmittelstrom mit mehreren hintereinandergeschalteten
Durchgängen von außen nach innen erzielt wird.
Da der erste Durchgang im äußeren Teil des Kerns infolge einer relativ niedrigen Einlaßtemperatur
eine genügend hohe Dichte des Kühlmittels aufweist, wird ein radiales Ausströmen der Neutronen
bei Normalbetrieb wesentlich unterdrückt und dadurch die Flußverteilung im wesentlichen abgeflacht.
Die Erfindung wird nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert,
die einen Längsschnitt durch einen schnellen Kernreaktor wiedergibt.
Die in der Zeichnung dargestellte Ausführungsform ist ein schneller Kernreaktor mit einer thermischen
Leistung von 42 MW, dessen Kern durch unter überkritischem Druck stehendes wäßriges
Kühlmittel gekühlt wird, welches drei Durchgänge durch eine äußere, mittlere und eine zentrale Zone
des Reaktorkerns ausführt, wobei der in der Zeichnung gezeigten Konstruktion folgende Angaben zugrunde
liegen:
Grundabmessungen
Kerndurchmesser 665,5 mm
Abstand über die Flächen von sechseckigen Brennstoffgruppen 10,5 mm
Brennstoffgruppenabstand 10,5 mm
Brennstoffdicke 2,5 mm
Brennstoffplattendicke 3,0 mm
Brennstoffhüllendicke 0,25 mm
Brennstoffplattenabstand 3,36 mm
Brennstofflänge 475 mm
Brennstoff
Brennstoffvolumen 924,4 · IO3 mm3
Brennstoffgewicht 8,22 · IO5 g
Brennstoffdichte 8,94 g/cm3
Brennstoff gruppen
Gesamtzahl der Brennstoffgruppen
a5 Anzahl von Brennstoffplatten pro Brennstoffgruppe
Anzahl von Brennstoffgruppen im ersten Durchgang
Anzahl von Brennstoffgruppen im zweiten Durchgang Anzahl von Brennstoffgruppen
im dritten Durchgang
Kernvolumenbruchteile
Rostfreier Stahl (Umhüllung und
Brennstoffgruppeneinhüllung) 0,34
Kühlmittel 0,11
Cermet (60 % rostfreier Stahl
40% Oxyd) 0,55
Oberer Axialreflektor (610 mm) Volumenbruchteiie
Stahl 0,226
Kühlmittel bei der mittleren
Dichte von 0,227 g/cm3 0,774
Volumenbruchteile des unteren Axialreflektors
Oben (76,2 mm)
Stahl 0,50
Kühlmittel bei 0,46 g/cm3 .... 0,50
Unten (305 mm)
Stahl 0,25
Kühlmittel 0,75
Radialrefiektor
Innen (150 mm)
Kühlmittel bei 0,808 g/cm3 Außen (254 mm)
Stahl
Brennstoffleistungen
Durchschnittleistung des ersten
Durchgangs (W/g) 51,6
Durchschnittsleistung des zweiten
Durchgangs (W/g) 50,0
Durchschnittsleistung des dritten
Durchgangs (W/g) 45,2
Spitzenleistung (W/g) 70,6
Claims (1)
1. Schneller Kernreaktor mit einem Reaktorkern, welcher durch unter überkritischem Druck
zugeführtes und in ihm auf überkritische Temperatur erhitztes Wasser gekühlt wird und einen
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB25457/64A GB1101539A (en) | 1964-06-19 | 1964-06-19 | Improvements relating to nuclear reactors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1244308B true DE1244308B (de) | 1967-07-13 |
Family
ID=10227983
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEU11820A Pending DE1244308B (de) | 1964-06-19 | 1965-06-18 | Schneller Kernreaktor |
Country Status (5)
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JP (1) | JPS497832B1 (de) |
DE (1) | DE1244308B (de) |
FR (1) | FR1437265A (de) |
GB (1) | GB1101539A (de) |
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US4656000A (en) * | 1981-02-02 | 1987-04-07 | Hitachi, Ltd. | Nuclear reactor |
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1964
- 1964-06-19 GB GB25457/64A patent/GB1101539A/en not_active Expired
-
1965
- 1965-06-11 US US463282A patent/US3287227A/en not_active Expired - Lifetime
- 1965-06-18 FR FR21496A patent/FR1437265A/fr not_active Expired
- 1965-06-18 DE DEU11820A patent/DE1244308B/de active Pending
- 1965-06-19 JP JP40036272A patent/JPS497832B1/ja active Pending
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Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1437265A (fr) | 1966-04-29 |
JPS497832B1 (de) | 1974-02-22 |
US3287227A (en) | 1966-11-22 |
GB1101539A (en) | 1968-01-31 |
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