DE1266890B - Schneller Atomkernreaktor grosser Abmessung - Google Patents
Schneller Atomkernreaktor grosser AbmessungInfo
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Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. Cl.:
G 21 c
Deutsche KL: 21g-21/20
Nummer: 1266 890
Aktenzeichen: U 10955 VIII c/21 g
Anmeldetag: 14. August 1964
Auslegetag: 25. April 1968
Die Erfindung bezieht sich auf einen schnellen Atomkernreaktor großer Abmessung, bei welchem
zwei durch schnelle Neutronen spaltbare Bereiche durch eine Schicht aus Moderatormaterial getrennt
sind und deren Kühlmittel einen Blasenkoeffizienten der Reaktivität aufweist.
Relativ kleine, schnelle Reaktoren weisen einen negativen Kühlmittelblasenkoeffizienten auf, d. h.,
die Reaktivität nimmt bei Kühlmittelverlust ab. Ein Umstand, der die Konstruktion von großen, schnellen
Reaktoren schwierig macht, ist die Möglichkeit, daß diese Reaktoren einen positiven Kühlmittelblasenkoeffizienten
aufweisen, d. h., die Reaktivität nimmt bei Abnahme des Kühlmittels zu.
Die Tatsache, das große, schnelle Reaktoren einen positiven Kühlmittelblasenkoeffizienten und kleine
Reaktoren einen negativen Kühlmittelblasenkoeffizienten aufweisen, ist dadurch begründet, daß der
beobachtete Effekt aus zwei in entgegengesetzten Richtungen verlaufenden Effekten resultiert. Wenn
ein schneller Reaktor Kühlmittel verliert, vermindert die Zunahme des Neutronenverlustes die Reaktivität
des Reaktors. Wenn jedoch gleichzeitig die mittlere Energie der Neutronen zunimmt, wird die Reaktivität
vergrößert. In einem kleinen Kernreaktor bewirkt die Überlagerung dieser beiden Effekte eine Abnahme
der Reaktivität insgesamt, da der Reaktivitätsverlust infolge des Neutronenverlustes überwiegt. Ein solcher
Reaktor weist einen negativen Kühlmittelblasenkoeffizienten auf und kann ohne die Gefahr betrieben
werden, daß der Kühlmittelverlust zu einem gefährlichen Durchgehen des Reaktors führt.
Wenn die Abmessungen des Kernes zunehmen, verliert der Neutronenverlust immer mehr an Bedeutung,
bis in Abhängigkeit von der Materialzusammensetzung des Reaktorkerns ein Punkt erreicht
ist, bei dem die Reaktivitätszunahme infolge der Vergrößerung der mittleren Neutronenenergie
überwiegt, und der Reaktor weist einen positiven Kühlmittelblasenkoeffizienten auf.
Es ist bereits bekannt, diese Schwierigkeit durch eine Vergrößerung der Volumenunterteilung des
Kühlmittels in dem Reaktorkern, um die Neutronenverlustwirkung zu vergrößern, zu beseitigen. Diese
Maßnahme ermöglicht jedoch nur eine begrenzte Kompensation und führt zu einer Abnahme der
Energiedichte und zu einer unerwünschten Verringerung der mittleren Neutronenenergie. Ein anderer
möglicher Weg, um den Kühlmittelblasenkoeffizienten zu verkleinern, besteht darin, das Verhältnis der
Länge zum Durchmesser des Reaktorkerns zu verkleinern. Auch diese Maßnahme hat sich nicht als
Schneller Atomkernreaktor großer Abmessung
Anmelder:
United States Atomic Energy Commission,
Germantown, Md. (V. St. A.)
Vertreter:
Dr.-Ing. W. Abitz und Dr. D. Mori,
Patentanwälte,
8000 München 27, Pienzenauer Str. 28
Als Erfinder benannt:
Russell Edwin Peterson, Kennewick, Wash.;
Samuel Leslie Stewart,
Campbell, Calif. (V. St. A.)
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 16. Oktober 1963 (316 783)
ausreichend erwiesen, um vollständig zu verhindern, daß der Blasenkoeffizient positiv wird. Außerdem
führt diese Maßnahme zu einer starken Erhöhung des Spaltstoffverbrauchs und des Kapitalaufwandes
für die Anlage.
Es ist wünschenswert, mit Kernenergie erhitzte Dampfkraftwerke mit überkritischen Temperaturen
und Drücken zu betreiben, um den größtmöglichen Wirkungsgrad zu erhalten.
Es ist weiter bekannt, daß es möglich ist, einen schnellen Reaktor mit Wasser unter überkritischem
Druck als Kühlmittel zu konstruieren, um den Brutgewinn, der einem schnellen Reaktor eigen ist, auszunutzen.
In Übereinstimmung mit anderen schnellen Reaktoren und tatsächlich in einem größeren Ausmaß als in mit flüchtigem Metall gekühlten Reaktoren
neigen große, wassergekühlte, überkritische Druckreaktoren zu positiven Werten des Kühlmittelblasenkoeffizienten,
und die Analysen zeigen, daß große, schnelle Reaktoren nicht sicher betrieben werden
können.
Der Erfindung liegt deshalb die Aufgabe zugrunde, einen großen Leistungsbrutreaktor zu entwickeln, der einen brauchbaren Kühlmittelblasenkoeffizienten aufweist.
Der Erfindung liegt deshalb die Aufgabe zugrunde, einen großen Leistungsbrutreaktor zu entwickeln, der einen brauchbaren Kühlmittelblasenkoeffizienten aufweist.
809 540/335
Es ist bereits bekannt (USA.-Patentschrift 2852456), in einem Reaktor, dessen Kühlmittel einen
Blasenkoeffizienten aufweist, zwei durch schnelle Neutronen spaltbare Bereiche durch eine Moderatorschicht
zu trennen. Bei dem bekannten Reaktor handelt es sich jedoch nuf um einen im Vergleich zum
Kernreaktor, gemäß den Erfindung kleinen Reaktor,
der auch bei Erhöhung seinem Abmessungen keinen so geringen Künlmittelblasehkoeffizienten aufweisen
würde wie der Reaktor gemäß der Erfindung.
Die Erzielung eines brauchbaren Kühlmittelblasenkoeffizienten wird bei dem eingangs genannten
Reaktor dadurch erreicht, daß erfindungsgemäß die Trennschicht jeweils zwei Absorptionsschichten für
thermische Neutronen aufweist, wobei die eine dieser Absorptionsschichten zwischen der Moderatorschicht
und einem der beiden benachbarten spaltbaren Bereiche liegt und dieandereAbsorptionsschichtzwischen
der Moderatorschicht und dem anderen der beiden benachbarten spaltbaren Bereiche angeordnet ist.
Im Gegensatz zur Anordnung gemäß der Erfindung weist der bekannte Reaktor keine Absorptionsschicht
für thermische Neutronen an jeder der beiden Seiten der Moderatorschicht auf,· sondern lediglich eine
Neutronen bei Kühlmittelverlust ist hinreichend groß, um den positiven Komponenten des Kühlmittelblasenkoeffizienten
entgegenzuwirken.
Auf diese Weise wirkt der Maderatorbereich in beträchtlichem Ausmaß als Sperre für schnelle Neutronen
und bewirkt eine Reduzierung der durch schnelle Neutronen bedingten Wechselwirkung zwischen
den spaltbaren Kernbereichen. Da schnelle Neutronen wirksamer als langsame Neutronen hinsichtlich
der Erzeugung von Kernspaltung in schnellen, aktiven Bereichen sind, hat die Maßnahme gemäß
der Erfindung für sich bereits eine Verringerung der effektiven Wechselwirkung zwischen den aktiven
Bereichen des Reaktors zur Folge. Da die Absorptionsschichten die Neutronen absorbieren, die in dem
Moderator thermalisiert werden, wird durch die kombinierte Wirkung von Moderatorschicht und Absorptionsschichten
eine noch wirksamere Neutronensperrschicht (für schnelle oder langsame Neutronen)
erhalten als mit einer Moderatortrennschicht allein, die die Wechselwirkung zwischen den aktiven Bereichen
des Kernes unterbindet. Soweit es die Wirkung der Maßnahmen gemäß der Erfindung auf den
Kühlmittelblasenkoeffizienten betrifft, werden in den
Moderatorschicht, die an einer Seite von zwei Ab- 25 Absorptionsschichten thermische Neutronen und
Sorptionsschichten für thermische Neutronen um- Resonanzneutronen absorbiert. Das für diese Bereiche
geben ist. Aus diesem Grund läßt sich mit der be- verwendete brütbare Material könnte auch durch
kannten Anordnung auch bei einer Vergrößerung der nicht brütbares absorbierendes Material, z. B. Bor,
Abmessungen die gewünschte Wirkung nicht erzielen. ersetzt werden. Brütbares absorbierendes Material
Die Kerngröße, bei der es notwendig und sinnvoll 30 wird lediglich aus Gründen der Neutronenökonomie
wird, die Maßnahmen gemäß der Erfindung anzu- verwendet, wenden, um einen brauchbaren Kühlmittelblasenkoeffizienten
zu erhalten, ist bei einem mit U-325 beschickten Reaktor wesentlich größer als bei einem
mit Pu-239 beschickten Reaktor, was durch die 35 starke Abhängigkeit des Verhältnisses von Neutroneneinfang
zu Spaltung von der Neutronenenergie bei dem Pu-239-Isotop bedingt ist. In einem Reaktor,
der mit Pu-239 beschickt ist, bewirkt eine leichte Erhöhung der Neutronenenergie infolge eines Kühl- 40
mittelverlustes eine Abnahme des Verhältnisses von Neutroneneinfängen zu Kernspaltungen und dadurch
eine Vergrößerung der Reaktivität. Auf diese Weise resultiert die Vergrößerung der mittleren Neutronenenergie
des Neutronenspektrums in einer merklichen 45 einem Reaktor dieser Art und Größe ist die Gefahr
Vergrößerung ' der Reaktivität in einem Pu-239- eines Unfalls, der von einem Kühlmittelverlust her-Reaktor,
jedoch in einer wesentlich geringeren Zunahme der Reaktivität in einem U-235-Reaktor, da
die Abnahme des' Verhältnisses von Neutronen-
In der Praxis ist es gewöhnlich wünschenswert, daß jeder aktive Kernbereich unabhängig von den anderen
überkritisch ist. Die Erfindung läßt sich jedoch auch auf den Fall anwenden, bei dem die spaltbaren Bereiche
einzeln kritisch und einzeln steuerbar sind. Wenn die Spaltbereiche überkritisch sind, muß die
Wechselwirkung zwischen den Kernen natürlich hinreichend groß sein, um zu erreichen, daß der Reaktor
insgesamt kritisch ist.
Die Erfindung wird im Ausführungsbeispiel an einem zylindrischen überkritischen schnellen Druckleistungsreaktor
erläutert, der mit Pu-239 beschickt ist und eine Leistung von 300 MW (e) entwickelt. In
rührt, besonders groß, da der Kühlmittelblasenkoeffizient im wesentlichen positiv ist, wenn nicht
Maßnahmen getroffen werden, um dieses Verhalten
einfang zu Spaltung mit'zunehmender durchschnitt- 50 des Reaktors zu ändern. Ein Reaktor dieser Art und
licher Neutronenenergie in einem Pu-239-Reaktor mehr zur Geltung kommt als in einem U-235-Reaktor.
Die Erfindung ist außerdem auf leichtmetallgekühlte' schnelle Reaktoren und ebenfalls auf mit
Größe, der nach den Prinzipien dieser Erfindung konstruiert ist, weist einen brauchbaren Kühlmittelblasenkoeffizienten
auf, und in der Tat hat der Reaktor, an dem die Erfindung erläutert wird, einen
Wasserdampf gekühlte Reaktoren niederer Dichte 55 negativen Blasenkoeffizienten.
anwendbar. Die Wirkung der Maßnahmen gemäß der An Hand der Figuren wird die Erfindung beispiels-
,Erfindung kommt jedoch bei einem wassergekühlten Reaktor niederer Dichte mehr zur Geltung.
Die Moderatorschicht' vermindert die Energie der Neutronen, die aus den Bereichen der schnellen Kerne
austreten. Infolge der geringeren Energie dieser moderierten Neutronen wird ein größerer Bruchteil
der austretenden Neutronen in der Absorptionsschicht absorbiert, welche einen relativ großen mittleren
Einfangsquerschnitt für thermische Neutronen aufweist, und deshalb wird eine Wechselwirkung zwischen
zwei benachbarten aktiven Kernbereichen verhindert. Die Vergrößerung des Verlustes schneller
weise erläutert.
Fig. 1 zeigt einen Vertikalschnitt durch einen Reaktor gemäß der Erfindung;
Fig. 2 zeigt eine schematische Ansicht des Reaktors;
F i g. 3 zeigt einen Aufriß einer Reaktoreinheit;
F i g. 4 zeigt einen Vertikalschnitt durch die in Fig. 3 dargestellte Einheit;
Fig. 5 zeigt einen Horizontalschnitt längs der Linie5-5 in Fig. 4;
F i g. 6 zeigt einen Teilschnitt der Einheit längs der Linie 6-6 in F i g. 5;
Fig. 7 zeigt in einem Vertikalschnitt längs der Linie 7-7 in Fig. 2 einen Moderatorbehälter, und
Fig. 8 zeigt einen Horizontalschnitt längs der Linie 8-8 in Fig. 7.
Wie aus F i g. 2 zu ersehen, weist ein Reaktor, der nach den Prinzipien der Erfindung konstruiert ist,
einen festen Mittelkern 20 aus spaltbarem Material, eine im allgemeinen ringförmige Absorptionsschicht
21, die den spaltbaren Bereich 20 umgibt, eine im allgemeinen ringförmige Moderatorschicht 22, die die
Absorptionsschicht 21 umgibt, eine im allgemeinen ringförmige Absorptionsschicht 23, die die Moderatorschicht
22 umgibt, einen im allgemeinen ringförmigen äußeren spaltbaren Bereich 24, der die
Absorptionsschicht 23 umgibt, und einen im allgemeinen ringförmigen Brutbereich 25, der den spaltbaren
Bereich 24 einschließt, auf.
Es wird betont, daß die Ausdrücke »Absorptionsschicht« und »Spaltbereich oder spaltbare Bereiche«
verwendet werden, um die Funktion derselben anzudeuten; in beiden kann sowohl brütbares als auch
spaltbares Material enthalten sein, jedoch weisen die Spaltbereiche wesentlich mehr spaltbares Material
auf als die Absorptionsschichten.
Der mittlere Spaltbereich oder spaltbare Bereich 20 weist die Form eines regelmäßigen Sechecks aus
sechs Prismen 26 auf, deren Querschnitte gleichzeitige Dreiecke sind, die alle die gleiche Größe aufweisen
und die ein Prisma mit einem regulären sechseckigen Querschnitt bilden. Achtzehn Prismen 27 mit trapezförmigem
Querschnitt (die Trapezwinkel betragen 60° und 120°) sind in Form eines Ringes um die.
Prismen 26 angeordnet. Die Absorptionsschicht 21 weist innen und außen die Form eines regulären,
Sechsecks auf und enthält die restlichen Teile der achtzehn Prismen 27. Diese Teile, die direkt an der.
Moderatorschicht 22 anliegen, sind im Abstand von den Prismen 26 angeordnet. Die Moderatorschicht 22·
besteht aus Massen von fließendem Kühlwasser und Yttriumhydrid oder Zirkoniumhydrid. Die Absorp^
tionsschicht 23 besteht aus Teilen von achtzehn. Prismen 28, die trapezförmige Querschnitte (mit
Winkeln von 60° uiid 120°) aufweisen und in einen*
Ring um die und direkt neben der Moderatorschicht 22, angeordnet sind. Der ringförmige spaltbare Bereich-24
besteht aus den restlichen Teilen der Prismen 28.. Der Brutbereich 25 weist dreißig Prismen 29 mit
trapezförmigem Querschnitt (Trapezwinkel 60° und1 120°) auf, die in einem Ring um die Prismen 28 an-;
geordnet sind.
In den F i g. 4 bis 6 ist die Konstruktion der Prismen 27 und 28 dargestellt, deren kürzere parallele
Seite unmittelbar an dem Moderatorbereich 22 anliegt. Wie in F i g. 5 zu sehen, weist jedes Prisma eine
Vielzahl von parallelen, in engem Abstand voneinander angeordneten Rohren 30 auf, die sich der-Länge
nach durch das Prisma erstrecken. Jedes dieser Prismen ist von einem Behälter 31 umgeben, der aus
den äußeren Rohren 30 und einer Vielzahl von langen, schmalen Streifen 32 gebildet wird, die mit den
Rohren verschweißt sind und sich zwischen diesen Rohren und längs dieser Rohre erstrecken. Die,
Rohre 30 und die Streifen 32 können aus einer Hochtemperaturlegierung auf Nickelbasis bestehen. Wie in
F i g. 4 dargestellt, weist der Behälter 31 ebenfalls Endteile 33 aus demselben Material auf, durch die
sich die Enden der Rohre 30 erstrecken. In F i g. 4 sind nur zwei Rohre 30 dargestellt, um nutzlose
Wiederholungen zu vermeiden und um klarer das Material außerhalb der Rohre und innerhalb des
Prismas darzustellen.
Wie in F i g. 4 zu sehen, ist in jedem Prisma ein spaltbarer Bereich 34 vorgesehen, der sich fast über
die ganze Länge des Prismas erstreckt. An beiden Enden des Spaltbereichs 34 folgen der Reihe nach
ein Teil 35 aus abgereichertem UO2, ein isolierender
Teil 36 aus ZrO2 und ein Teil 37 aus Al2O3-Fasern,
ίο in denen sich gasförmige Spaltprodukte sammeln
können. Wie in den F i g. 5 und 6 dargestellt ist, erstreckt sich bei jedem der Prismen 27 und 28, deren
kürzere der parallelen Seiten an der Moderatorschicht 22 direkt anliegt, der spaltbare Teil 34 etwas
über die Hälfte des Prismenquerschnitts hinaus, und an diesen Teil 34 grenzt der Teil 38 aus brütbarem
Material an, der sich über dieselbe Länge wie der Teil 34 erstreckt.
Die Konstruktion der übrigen Prismen 27 und 28, deren Basen oder längere Seiten direkt an dem Moderatorbereich
23 anliegen, ist genau dieselbe mit der Ausnahme, daß der spaltbare Teil 34 und der Teil
38 aus brütbarem Material, bezogen auf die Darstellung in F i g. 5, miteinander vertauscht sind, d. h.,
der spaltbare Teil 34 erstreckt sich längs der kürzeren der parallelen Seiten des Prismas und der brütbare
Bereich 38 längs der längeren dieser beiden parallelen. Seiten. Die brütbaren Teile 38 der Prismen 27 und
28 bilden die ringförmigen Brutbereiche 21 und 23, die in F i g. 2 dargestellt sind.
Die Konstruktion der Prismen 29 ist genau dieselbe wie die Konstruktion der Prismen 27 und 28 mit der
Ausnahme, daß die in Fig. 5 dargestellte Unterteilung entfällt. Der gesamte spaltbare Teil 34 ist
durch abgereichertes UO2 ersetzt, um einen einzigen
kontinuierlichen Brutmantelbereich 38 zu bilden.
Die Konstruktion der Prismen 26 ist genau dieselbe wie die der Prismen 27 und 28 mit der Ausnahme,
daß der Behälter 30 einen dreieckförmigen Querschnitt und nicht einen trapezförmigen Querschnitt
aufweist und daß die in F i g. 5 dargestellte Teilung entfällt. Der gesamte Bereich in dem Behälter
30 wird von einem· einzelnen, sich kontinuierlich über den ganzen Behälter erstreckenden Bereich
34 aus spaltbarem Material eingenommen.
Leichtwasser bei überkritischem Druck wird durch, die Rohre 30 der Prismen 26, 27, 28 und 29 geleitet.
Dabei läuft das Wasser in drei Durchgängen durch diese Prismen. Der erste Durchgang erfolgt von oben
nach unten und dann von unten nach oben durch die Prismen 29 und 28. Der zweite Durchgang erfolgt in
gleicher Weise durch die Prismen 27 und der dritte Durchgang durch die Prismen 26. Wie aus F i g. 3 zu
ersehen ist, weist jedes der Prismen 26, 27, 28 und 29 einen oberen Einlaß 40 und einen oberen Auslaß 41
sowie eine am unteren Ende angeordnete Mischkammer 42 auf. Die einzelnen Strömungswege für das
Wasser durch die Rohre 30 eines bestimmten Prismas verlaufen von dem Einlaß 40 nach unten durch
das Prisma zu der Mischkammer 42, in der die Strömungswege zusammenlaufen. Dann strömt das Wasser
aus der Mischkammer 42 erneut in einzelnen Teilströmen durch die restlichen Rohre 30 durch das
Prisma bis zu dem Auslaßsammelkanal 41. Die Rohre 30, die an der Außenseite des Prismas liegen und
einen Teil des Behälters 31 bilden, sind ein Teil· derjenigen Rohre, die das Wasser von dem Einlaßverteiler
40 nach unten führen. Diese äußeren Rohre
30 dienen zur Kühlung des Behälters 31, von dem sie einen Teil darstellen. Diese Anordnung ermöglicht
eine maximale Ausnutzung der in dem Reaktor erzeugten Wärme. Die Verwendung von Beschikkungswasser
oder Dampf als Behälterkühlmittel vermeidet die Notwendigkeit, den Behälter mit Gas zu
kühlen, wobei ein Wärmeverlust in Kauf genommen werden müßte.
Die 60 cm langen Abschnitte der Rohre 30, die
Die 60 cm langen Abschnitte der Rohre 30, die
weisen. Es ist beabsichtigt, daß der Beschickungsund
Entladungsmechanismus (nicht dargestellt) für den Reaktor in dem Behälter 43 unterhalb des Reaktors
angeordnet ist, so daß der Spaltstoffersatz von unten erfolgen kann.
Der Behälter 43 und die Ummantelung 46 müssen mit Helium gefüllt sein. Das Helium kann aus dem
Behälter 43 und der Ummantelung 46 entnommen werden, um die Spaltproduktgase zu entfernen, die
sich zwischen den Prismen 26, 27, 28 und 29 und i0 aus den Sammelbereichen 37 der Prismen 26, 27, 28
den Mischkammern 42 erstrecken, sind gekrümmt, und 29 durch die Endstücke 33 austreten können,
um Spannungen durch thermisch bedingte Ausdeh- Wie in den Fig. 2, 7 und 8 dargestellt, besteht die
nungen und Kontraktionen zu vermeiden. Moderatorschicht 22 aus sechs Abschnitten 55, die
Wie in F i g. 1 dargestellt, sind die Prismen 26, 27, in Form eines regulären Sechsecks angeordnet sind.
28 und 29 in einem langen, senkrecht aufgestellten i5 Jeder Abschnitt 55 besteht aus einem Behälter 56,
Behälter 43 angeordnet, der an seinem oberen Ende mehreren Rohren 57, mehreren ummantelten Stäben
einen Tragrost 44 für die Prismen aufweist. Jedes 58 aus Yttriumhydrid oder Zirkoniumhydrid, einem
Prisma ist an der Unterseite des Tragrostes 44 mit Regelstab 59, einem Sicherheitsstab 59 α, einem Eineinem
Teil 45 aufgehängt, das mit den Verteiler- Iaßrohr 60 und einem Auslaßrohr 61. Der Regelstab
leitungen 40 und 41 verschweißt ist und am Boden 2o 59 und der Sicherheitsstab 59 a weisen einen Außen-
des Tragrostes mit Bolzen oder Schrauben (nicht dargestellt) befestigt ist.
Außerhalb des oberen Teils des Behälters 43 und innerhalb einer Ummantelung 46 sind sechs Ringdurchmesser
von 19,05 mm auf und bestehen aus korrosionsbeständigem Stahl, der 0,5% natürliches
Bor enthält. Der Behälter 56 ist lang, breit und dünn und ebenfalls aus korrosionsbeständigem Stahl her-
verteilerleitungen 47 bis 52 angeordnet. Die Ring- 25 gestellt. Die Rohre 57 bestehen auch aus korrosionsleitung
47 ist der Einlaß für den ersten Durchgang, beständigem Stahl und haben einen etwas elliptischen
Querschnitt. Diese Rohre stützen den Behälter 56 innen und endigen kurz vor den Enden des
selben. Die Stäbe 58 sind lose in den Rohren 57 an-
die Ringleitung 48 der Auslaß für den ersten Durchgang, die Ringleitung 49 der Einlaß für den zweiten
Durchgang, die Ringleitung 50 der Auslaß für den
zweiten Durchgang, die Ringleitung 51 der Einlaß für 30 geordnet, durch die Wasser strömt, um die Stäbe zu den dritten Durchgang und die Ringleitung 52 der kühlen. Die Stäbe 58 endigen kurz vor den Enden Auslaß für den dritten Durchgang. Die Einlaß- und des Behälters 56, erstrecken sich jedoch über die Auslaßleitungen 40 und 41 jedes Prismas sind mit ganze Länge der spaltbaren Teile 34 der Prismen den entsprechenden Einlaßringleitungen 47, 49 oder und weisen Verlängerungen 62 aus korrosionsbestän-51 bzw. mit den entsprechenden Auslaßringleitungen 35 digem Stahl auf, die mit den Enden des Behälters 56 48, 50 oder 52 mit Bogenleitungen verbunden, von fest verbunden sind. Das Einlaßrohr 60, das aus denen in F i g. 1 eine Bogenleitung 53 dargestellt ist. korrosionsbeständigem Stahl besteht, erstreckt sich Diese Bogenleitungen erstrecken sich von den Ring- durch den Tragrost 64 und den Deckel des Behälters leitungen nach oben zunächst radial nach innen und 56 bis zum Boden desselben. Es weist am Auslaß unten in großen Schleifen von etwa 270° und durch 40 Perforationen 63 an seinem unteren Ende auf und ist den Tragrost 44 durch. lose oder frei in einem der Rohre 57 angeordnet. Das
Durchgang, die Ringleitung 50 der Auslaß für den
zweiten Durchgang, die Ringleitung 51 der Einlaß für 30 geordnet, durch die Wasser strömt, um die Stäbe zu den dritten Durchgang und die Ringleitung 52 der kühlen. Die Stäbe 58 endigen kurz vor den Enden Auslaß für den dritten Durchgang. Die Einlaß- und des Behälters 56, erstrecken sich jedoch über die Auslaßleitungen 40 und 41 jedes Prismas sind mit ganze Länge der spaltbaren Teile 34 der Prismen den entsprechenden Einlaßringleitungen 47, 49 oder und weisen Verlängerungen 62 aus korrosionsbestän-51 bzw. mit den entsprechenden Auslaßringleitungen 35 digem Stahl auf, die mit den Enden des Behälters 56 48, 50 oder 52 mit Bogenleitungen verbunden, von fest verbunden sind. Das Einlaßrohr 60, das aus denen in F i g. 1 eine Bogenleitung 53 dargestellt ist. korrosionsbeständigem Stahl besteht, erstreckt sich Diese Bogenleitungen erstrecken sich von den Ring- durch den Tragrost 64 und den Deckel des Behälters leitungen nach oben zunächst radial nach innen und 56 bis zum Boden desselben. Es weist am Auslaß unten in großen Schleifen von etwa 270° und durch 40 Perforationen 63 an seinem unteren Ende auf und ist den Tragrost 44 durch. lose oder frei in einem der Rohre 57 angeordnet. Das
Es ist beabsichtigt, daß das Wasser mit überkriti- Auslaßrohr 61 aus korrosionsbeständigem Stahl erschem
Druck durch nicht dargestellte Einrichtungen streckt sich durch den Tragrost 44 und den Deckel
von der Auslaßringleitung 48 des ersten Durchgangs des Behälters 56. Der Sicherheitsstab 59 a ist frei in
zu der Einlaßringleitung 49 des zweiten Durchgangs 45 dem Einlaßrohr 60 angeordnet und erstreckt sich
geleitet wird, ohne irgendeine Funktion auszuüben, nach oben aus dem Tank 56 heraus durch den Tragwohingegen
das Wasser, das aus der Auslaßleitung rost 44. Der Regelstab 59 ist frei in einem der Rohre
50 des zweiten Durchgangs zu der Einlaßringleitung 57 angeordnet und erstreckt sich nach oben aus dem
51 des dritten Durchgangs strömt, in nicht dargestell- Behälter 56 heraus durch den Auslaß 61 und den
ter Weise als Erhitzer zwischen den Stufen der Tür- 50 Tragrost 44. Der Behälter 56 ist an Aufhängern 64
bine dient, die von dem Reaktor betrieben wird. aufgehängt, die mit dem Tragrost 44 verbunden sind.
Jede Bogenleitung wird teilweise von dem Tragrost Die Aufhänger 64 sind fest mit zwei Fortsätzen 62
44 und teilweise von der Ringleitung, an der sie be- der Regelstäbe 58 verbunden.
festigt ist, abgestützt. Die Ringleitungen 47 bis 52 Die Berechnungen ergeben, daß ein überkritischer
sind an nicht dargestellten Einrichtungen elastisch 55 schneller Druckleistungsreaktor mit einer Leistung
aufgehängt, die die Verbindung mit den Seiten der von 300 MW und mit einem einzelnen aktiven Re-Ummantelung
46 herstellen. Außerdem sind die aktorbereich aus spaltbarem Material wegen des stark
Ringleitungen mit Federbändern mit dem oberen Teil positiven Kühlttiittelblasenkoeffizienten nicht sicher
der Ummantelung verbunden. Die Ummantelung 46 betrieben werden kann. Das heißt, der Verlust an
wird von dem Behälter 43 getragen und ist mit ihrem 60 Kühlmittel bei einem Unfall würde die Reaktivität
unteren Ende dicht mit dem Behälter verbunden. Der des Reaktors in einem nicht tolerierbaren Maß erBehälter
43 ruht mit seiner Basis auf dem Erd- oder höhen. Ein solcher Zustand in einem Reaktor kann
Betonboden auf. Der Behälter 43 und die Ummante- nicht in Kauf genommen werden, und deshalb kann
lung 46 sind in Wasser eingetaucht, das sich in einer kein Reaktor dieser Art jemals gebaut werden.
Betonabschirmung 54 befindet. Die Länge des Behäl- 65 Der Reaktor gemäß der Erfindung weist eine
ters 43 ist im Vergleich zu seinem Durchmesser groß, ' Moderatorschicht auf, die den Reaktor in zwei Spaltbeispielsweise
kann der Behälter eine Länge von bereiche unterteilt und von Absorptionsschichten
bis 12 m Und einen Durchmesser von 3 m auf- eingeschlossen ist, wodurch der sonst nicht tolerier-
bare positive Kühlmittelblasenkoeffizient eines 300-MW-Reaktors auf ein brauchbares Niveau oder
auf sogar etwas unter Null reduziert wird. Deshalb hat in dem beschriebenen Reaktor der Kühlmittelverlust,
wenn überhaupt, nur eine geringe Wirkung auf die Reaktivität, und wenn eine solche Wirkung
zu verzeichnen ist, dann resultiert sie in einem Reaktivitätsverlust.
Es kann ebenfalls ein großer Reaktor gemäß dieser Erfindung konstruiert werden, in dem zwei oder
mehrere Moderatorschichten verwendet werden, die den Reaktor in drei oder mehrere Spaltbereiche oder
aktive Bereiche unterteilen. Dasselbe Prinzip kann zum Bau eines Reaktors beliebiger Größe angewandt
werden.
Es ist ebenfalls möglich, eine weitere Moderatorschicht im Mantel des Reaktors vorzusehen, um eine
leichte Verringerung des Kühlmittelblasenkoeffizienten zu erhalten. Eine solche Moderatorschicht
hat eine ähnliche Wirkung wie eine Moderatorschicht, die das spaltbare Material in mehrere Teilbereiche
trennt, mit der Ausnahme, daß diese Wirkung weniger ins Gewicht fällt, was durch die Stelle bedingt ist, an
der das moderierende Material sich befindet.
Bei einer bestimmten Materialzusammensetzung des Reaktorkerns ist es leicht möglich, die Größe
eines einzelnen, spaltbares Material enthaltenden Reaktorbereichs zu berechnen, bei der der Kühlmittelblasenkoeffizient
positiv wird. Zum Beispiel weist ein Bereich eines nackten zylindrischen Reaktors
mit unendlich großer Höhe, der einen spaltbaren Bereich 20 aufweist, dessen Zusammensetzung der
des oben beschriebenen Reaktors entspricht, einen negativen Blasenkoeffizienten bei einem Radius zwischen
Null und etwa 50 cm auf. Bei größeren einzelnen Reaktorbereichen existiert ein positiver Blasenkoeffizient.
Unter Verwendung der Maßnahmen gemäß der Erfindung ist es möglich, einen aus einer
Vielzahl von spaltbaren Bereichen zusammengesetzten Reaktor beliebiger Größe zu konstruieren, wobei
jeder der spaltbaren Bereiche eine Größe aufweist, die unmittelbar unter der Größe ist, welche für sich
allein betrachtet einen unbrauchbaren Kühlmittelblasenkoeffizienten zur Folge hätte.
Die beschriebene Moderatorschicht ist 2,794 cm stark, und das moderierende Material in diesem Bereich
ist ein Metallhydrid und Wasser. Unter Verwendung dieser moderierenden Materialien soll die
Moderatorschicht zwischen etwa 2,54 und 7,62 cm stark sein, um den Kühlmittelblasenkoeffizienten
ausreichend zu verringern. Die tatsächlich verwendete Stärke wird wünschenswerterweise nahe dem
unteren Ende dieses Bereichs gewählt, um den Neutronenverlust möglichst gering zu halten. In einem
metallgekühlten Hochtemperaturreaktor, in dem ein hochtemperaturbeständiger, jedoch weniger wirksamer
Moderator, beispielsweise Graphit, verwendet wird, kann eine Moderatorstärke von beispielsweise
22,86 cm erforderlich sein.
Nachfolgend werden einige Maßangaben für den beschriebenen Reaktor gegeben. Der Abstand zwischen
den Flachseiten des mittleren spaltbaren Bereichs 20 beträgt 84,1502 cm, die Stärke der Absorptionsschicht
21 beträgt 6,6548 cm, die Stärke des Moderatorbereichs 22 beträgt 2,794 cm, die Stärke
der Absorptionsschicht 23 beträgt 6,7056 cm, die Stärke des Spaltbereichs 24 beträgt 18,288 cm, und
die Stärke des Mantelbereichs 25 beträgt 19,1008 cm.
Die sechs dreikantigen Prismen 26 weisen eine Seitenlänge
von 33,8582 cm, die achtzehn trapezförmigen Prismen 27 eine lange Seitenabmessung von
26,2559 cm und eine kurze Seitenabmessung von 3,8023 cm auf. Die achtzehn trapezförmigen Prismen
28 weisen eine Abmessung der langen Seite von 39,0728 cm und eine Abmessung der kurzen Seite
von 10,2438 cm auf. Schließlich weisen die dreißig trapezförmigen Prismen 29 des Reaktormantels je
eine Abmessung der langen Seite von 30,9372 cm und eine Abmessung der kurzen Seite von 8,8392 cm auf.
Jedes dieser Prismen 26, 27, 28 und 29 ist 220,98 cm lang, und der spaltbare Teil 34 der Prismen
26, 27 und 28 ist 152,4 em lang. Die Teile 35 aus abgereichertem UO2 sind 20,066 cm lang, und
die isolierenden Teile 36 aus ZrO2 sind 5,080 cm lang, Die Länge der Al8O3-TeJIe 37 beträgt 15,240 cm.
Der spaltbare Teil 34 des Prismas 36 besteht aus abgereichertem Uran-Dioxyd, das mit 12V2°Zo PIutoniumdioxyd
angereichert ist. Der spaltbare Teil 34 der Prismen 27 besteht aus abgereichertem Urandioxyd,
das mit 12V? % Plutanrumdioxyd angereichert ist, und der Brutbereich oder brütbare Teil 38 besteht
aus abgereichertem Urandioxyd, das mit 3Vs0Zo
Plutoniumdioxyd angereichert ist. Weiter besteht der spaltbare Teil 34 der Prismen 28 aus abgereichertem
Urandioxyd, das mit 14V2°Zo Plutoniumdioxyd angereichert ist, und der brütbare Teil 38 aus abgereichertem
Urandioxyd, das mit 3V2°Zo Plutoniumdioxyd angereichert
ist. Die Prismen 29 sind ganz aus abgereichertem Urandioxyd zusammengesetzt, mit Ausnahme
natürlich der ZrO2- und Al2O3-TeUe an beiden
Enden. Die Anreicherung ist in dem ringförmigen, spaltbaren Bereich 24 etwas höher, um die Leistungsverteilung in diesem Bereich etwas zu glätten. An
dieser Stelle kann hervorgehoben werden, daß die Anreicherung der brütbaren Absorptionsschichten 21
und 23 mit 3V2°Zo Plutoniumdioxyd zwar nicht notwendig ist, um die Vorteile der Maßnahmen gemäß
der Erfindung auszuschöpfen, jedoch vom praktischen Standpunkt wünschenswert ist, da diese Maßnahme
dazu führt, daß die kritische Masse verringert und eine etwas konstantere Energieverteilung in diesen
Bereichen über die Lebensdauer des Reaktors gewährleistet wird.
Weiter sind 685 Rohre 30 in jedem Prisma 26 vorgesehen, von denen jedes einen Außendurchmesser
von 6,2865 mm aufweist und die im Abstand von 8,6080 mm, gemessen von Zentrum zu Zentrum, angeordnet
sind. Es sind 490 Rohre 30 in jedem Prisma 27 vorgesehen, von denen jedes einen Außendurchmesser
von 5,7150 mm aufweist und die im Abstand von 7,8232 mm, gemessen von Zentrum zu Zentrum,
angeordnet sind.
In jedem Prisma 28 sind jeweils 522 Rohre 30 mit je einem Außendurchmesser von 6,7945 mm vorgesehen,
die einen Abstand, gemessen von Zentrum zu Zentrum, von 11,3792 mm voneinander aufweisen.
Schließlich sind in jedem Mantelprisma 29 110 Rohre 30 vorgesehen, von denen jedes einen Außendurchmesser
von 6,7945 mm aufweist und die im Abstand, gemessen von Zentrum zu Zentrum, von 23,4950 mm
voneinander angeordnet sind.
Die Moderatorbehälter sind 2,7940 cm stark, 58,420 cm breit und erstrecken sich im wesentlichen
über die volle Länge der Prismen.
Es wird hervorgehoben, daß die Verwendung von abgereichertem Uran in dem beschriebenen Reaktor
809 540/335
ausschließlich aus wirtschaftlichen Gründen erfolgt. Das teure Natururan kann natürlich an Stelle des
abgereicherten Urans, wenn erwünscht, treten, wobei die aufgeführten Werte für die PuO2-Anreicherung
etwas geringer angesetzt werden müssen.
Der beschriebene Reaktor erzeugt eine Leistung von 300 MW (e). Die mittlere Energie der durch die
Neutronen hervorgerufenen Spaltung beträgt etwa 80 KeV. Dadurch fällt der Reaktor in die Klassifikation
der »schnellen Reaktoren«. Der Reaktor weist über seine gesamte Lebensdauer einen negativen
Kühlmittelblasenkoeffizienten auf.
Claims (3)
1. Schneller Atomkernreaktor großer Abmessung, bei welchem zwei durch schnelle Neutronen
spaltbare Bereiche durch eine Schicht aus Moderatormaterial getrennt sind und dessen Kühlmittel
einen Blasenkoeffizienten der Reaktivität aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß die
Trennschicht jeweils zwei Absorptionsschichten (21, 23) für thermische Neutronen aufweist, wo-
bei die eine dieser Absorptionsschichten zwischen der Moderatorschicht und einem der beiden benachbarten
spaltbaren Bereiche liegt und die andere Absorptionsschicht zwischen der Moderatorschicht
und dem anderen der beiden benachbarten spaltbaren Bereiche angeordnet ist.
2. Schneller Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Absorptionsschichten
brütbares Material enthalten.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß in der Mitte des aktiven
Kerns ein spaltbarer Bereich angeordnet ist, der aufeinanderfolgend von einer ersten neutronenabsorbierenden
Schicht, einer Moderatorschicht, einer zweiten neutronenabsorbierenden Schicht und einem äußeren spaltbaren Bereich
oder spaltbares Material enthaltenden Bereich umgeben ist.
In Betracht gezogene Druckschriften:
USA.-Patentschrift Nr. 2 852 456.
USA.-Patentschrift Nr. 2 852 456.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
809 540/335 4.58 © Bundesdruckerei Berlin
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Families Citing this family (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE653608A (de) * | 1963-09-26 | 1965-03-25 | ||
US3317399A (en) * | 1964-04-13 | 1967-05-02 | Babcock & Wilcox Co | Fuel element container |
US3238105A (en) * | 1964-06-03 | 1966-03-01 | Malcolm J Mcnelly | Fuel element assembly for a nuclear reactor |
US3475272A (en) * | 1964-06-15 | 1969-10-28 | Gulf General Atomic Inc | Gas-cooled fast reactor |
US3362882A (en) * | 1964-06-16 | 1968-01-09 | United Nuclear Corp | Fast breeder nuclear reactor |
US3208916A (en) * | 1964-07-06 | 1965-09-28 | Robert J Hennig | Fuel element for a nuclear reactor |
US3212975A (en) * | 1964-10-26 | 1965-10-19 | John F Fletcher | Method of controlling a nuclear reactor |
DE1302285B (de) * | 1965-07-07 | 1900-01-01 | United States Atomic Energy Commission | |
US3341420A (en) * | 1965-10-04 | 1967-09-12 | Robert H Sevy | Modular flux trap reactor |
US3346461A (en) * | 1966-03-07 | 1967-10-10 | Gennaro V Notari | Nuclear reactor fuel element |
US3406091A (en) * | 1966-12-12 | 1968-10-15 | Gen Electric Canada | Control system for large reactors |
US3658644A (en) * | 1970-02-06 | 1972-04-25 | Atomic Energy Commission | Fast breeder reactor |
US4393510A (en) * | 1973-07-20 | 1983-07-12 | Pacific Nuclear Fuels, Inc. | Reactor for production of U-233 |
FR2286472A1 (fr) * | 1974-09-30 | 1976-04-23 | Commissariat Energie Atomique | Coeur d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides |
DE2757396A1 (de) * | 1977-12-22 | 1979-07-05 | Kraftwerk Union Ag | Brennelement fuer schnelle kernreaktoren |
US4235669A (en) * | 1978-03-30 | 1980-11-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor composite fuel assembly |
DE2819734C2 (de) * | 1978-05-05 | 1986-10-16 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Kernreaktor |
JPS57104895A (en) * | 1980-10-31 | 1982-06-30 | Nuclear Power Co Ltd | Nuclear fuel element storage container and storing device |
JPS57199988A (en) * | 1981-06-02 | 1982-12-08 | Hitachi Ltd | Fast breeder reactor |
JPS5819592A (ja) * | 1981-07-27 | 1983-02-04 | 株式会社日立製作所 | 高速炉の炉心の出力分布平坦化方法とその方法に用いる燃料集合体 |
FR2517869B1 (fr) * | 1981-12-04 | 1986-08-08 | Framatome Sa | Dispositif d'arret complementaire pour un reacteur nucleaire sous-modere |
IL70026A0 (en) * | 1983-10-21 | 1984-01-31 | Univ Ramot | Nuclear reactors of the seed and blanket type |
US5136619A (en) * | 1989-02-13 | 1992-08-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Thermal breeder fuel enrichment zoning |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2852456A (en) * | 1953-11-17 | 1958-09-16 | Elmer J Wade | Neutronic reactor |
-
1963
- 1963-10-16 US US316783A patent/US3140237A/en not_active Expired - Lifetime
-
1964
- 1964-06-26 ES ES301456A patent/ES301456A1/es not_active Expired
- 1964-07-02 GB GB27293/64A patent/GB1000780A/en not_active Expired
- 1964-07-06 NL NL6407646A patent/NL6407646A/xx unknown
- 1964-07-13 BE BE650474A patent/BE650474A/xx unknown
- 1964-08-14 DE DEU10955A patent/DE1266890B/de active Pending
- 1964-10-09 SE SE12123/64A patent/SE301524B/xx unknown
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2852456A (en) * | 1953-11-17 | 1958-09-16 | Elmer J Wade | Neutronic reactor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US3140237A (en) | 1964-07-07 |
SE301524B (de) | 1968-06-10 |
NL6407646A (de) | 1965-04-20 |
GB1000780A (en) | 1965-08-11 |
BE650474A (de) | 1964-11-03 |
ES301456A1 (es) | 1969-06-01 |
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