DE1279224B - Thermischer Kernreaktor - Google Patents

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND

DEUTSCHES

PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

Int. α.:

G 21c

Deutsche KL: 21g-21/20

Nummer:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:

P 12 79 224.4-33 (N 22030)

31. August 1962

3. Oktober 1968

Thermischer Kernreaktor

Anmelder:

Nuclear Materials

and Equipment Corporation, Apollo, Pa.

(V. St. A.)

Vertreter:

Dipl.-Ing. G. Weinhausen, Patentanwalt,

8000 München 2, Widenmayerstr. 46

Als Erfinder benannt:

Karl H. Puechl, Pitcairn, Pa. (V. St. A.)

Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 5. September 1961
(142470)

Die Erfindung bezieht sich auf einen thermischen Kernreaktor, der mit Plutonium allein oder zusammen mit anderen spaltbaren und/oder als Neutronenquelle dienenden Isotopen beschickt ist, wobei das Plutonium das Isotop Pu-240 enthält.

Es ist bekannt, daß in einem angereicherten Uranoxydreaktor das nicht spaltbare Plutoniumisotop Pu-240 gebildet wird und eine Giftwirkung im Reaktor ausübt (vgl. Nuclear Engineering, 1958, S. 277). Aus der genannten Literaturstelle ist bekanntgeworden, ίο den Kernbrennstoff so anzureichern, daß das anfallende Pu-240 mit der Zeit in spaltbares Pu-241 verwandelt wird, das seinerseits wieder am Verbrennungsprozeß teilnehmen und so die Gesamtbetriebskosten senken kann. Die Reaktion wird in diesem bekannten Falle so gelenkt, daß das unerwünschte Pu-240 nur vorübergehend auftritt und allmählich doch noch abgebaut wird.

Plutonium kann bekanntlich in jedem Reaktor -

erzeugt werden, der U-238 enthält. Das U-238 wird ^Z

in Neptunium umgewandelt, das seinerseits Plutonium 20 um die Reaktivität, insbesondere zu Beginn des bildet. Der^Prozentsatz der verschiedenen Isotope des Betriebes, genügend herabzusetzen. Deshalb werden Plutoniums hängt von den Eigenschaften des Reaktors, brennbare Reaktorgifte zugesetzt. Diese Gifte abworin das Plutonium erzeugt wurde, und von der Reak- sorbieren Neutronen und werden allmählich in Elemente tionszeit ab und kann in weiten Grenzen schwanken. umgewandelt, die eine geringere Giftwirkung haben,

Die bekannten Kernreaktoren haben den Nachteil, 25 um so die natürliche Herabsetzung der Reaktivität daß ein verhältnismäßig großer Anteil der vom des Brennstoffes auszugleichen. Die Umwandlung der Brennstoff zur Verfügung stehenden Reaktivität Gifte bedeutet aber einen Verlust an Reaktivität produdazu verschwendet wird, den Reaktor im nutzbaren zierenden Neutronen und führt zu keiner nutzbaren Bereich der Energieerzeugung zu betreiben. Diese Energie. Damit wird auch mit diesem Mittel die verSchwierigkeit rührt davon her, daß die Reaktivität 30 fügbare Energie je Brennstoffeinheit herabgesetzt,
während des Betriebes durch die Erzeugung Neutronen Pu-240 weist ein starkes Neutronen-Resonanz-

absorbierender Spaltprodukte normalerweise abnimmt. einfangsmaximum bei 1,055 Elektronenvolt auf. Der Hätte der Reaktor eine niedrigere Anfangsreaktivität, mikroskopische Wirkungsquerschnitt von Pu-240 hängt so würde sein Betrieb in kurzer Zeit zum Stillstand also an dieser Stelle stark von der Neutronenenergie kommen. Um die Kosten häufiger Auswechslung der 35 ab und kann so gewählt werden, daß er im Verhältnis Brennstoffelemente zu verringern, muß die Brennstoff- zum Absorptionsquerschnitt des spaltbaren Materials lebensdauer lang sein, d. h., die Reaktoren müssen abnimmt, wenn die mittlere Neutronenenergie im eine hohe Anfangsreaktivität aufweisen. Um eine ganzen Spektrum, d. h. die mittlere Neutronenunkontrollierte Kettenreaktion zu verhindern und geschwindigkeit abnimmt. Dieser Effekt macht sich einen Betrieb bei konstanter Energieabgabe zu ermög- 40 dadurch bemerkbar, daß in gewissen Bereichen des liehen, muß der Vermehrungsfaktor k_en auf 1 ein- Plutoniumgehaltes eines Reaktors bzw. in gewissen

Bremsbereichen des Reaktors der mikroskopische Querschnitt von Pu-240 relativ abnimmt, wenn der Plutoniumgehalt sich verringert, d. h. wenn Plutonium

und allmählich während des Betriebes in dem Maße, 45 verbrannt wird. Dieser Betriebsbereich des Reaktors

kann als negativer Widerstandsbereich bezeichnet werden. Der Plutoniumgehalt bedeutet hierbei die Gesamtmasse aller Plutoniumisotope in dem Reaktor zu einer gewissen Zeit. Dieser Plutoniumgehalt kann

gestellt werden. Dies wird teilweise durch Regelstäbe erreicht, die zu Beginn des Betriebes voll eingefahren sind, so daß sie möglichst viele Neutronen einfangen,

wie die Reaktivität abnimmt, herausgezogen werden. Die Regelstäbe absorbieren einen erheblichen Teil der die Reaktivität hervorrufenden Neutronen, was einen starken Verlust der verfügbaren Energie je Brennstoff

einheit bedeutet und damit die Betriebskosten erhöht. 50 während des Reaktorbetriebes abnehmen,"weil die spalt-Außerdem kann aus Platzgründen das relative baren Isotope Pu-239 und Pu-241 gespalten werden; Regelstabvolumen nicht groß genug gemacht werden, gleichzeitig kann der Gehalt an Pu-240 sogar zunehmen.

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Das Neutronenenergiespektrum in einem thermi- Im Gegensatz zu der obengenannten Vorveröffent-

schen Kernreaktor weist eine modifizierte Maxwellsche lichung, bei der wie bei anderen bekannten Reaktoren Verteilung um eine mittlere Energie auf. Diese mittlere die Reaktivität im Verlauf des Reaktorbetriebes Energie wird durch das Verhältnis des makroskopi- allmählich abnimmt, wird durch die Maßnahme gemäß sehen Absorptionsquerschnittes zum makroskopischen 5 der Erfindung während eines langen Zeitraumes eine Streuquerschnitt bestimmt, wobei diese Querschnitte nahezu konstante Reaktivität des Reaktors erreicht, aus allen Komponenten des Reaktorkerns resultieren. Beispielsweise wird ein Plutoniumanteil mit einer

Wenn im Verlauf des Reaktorbetriebes spaltbares Anfangszusammensetzung von 78% Pu-239, 12°/₀ Material abbrennt und gewisse Isotope in andere Pu-2'40 und 10 % Pu-241 in einem Reaktor verwendet, verwandelt werden, bleibt der makroskopische Streu- io der außerdem Material wie U-238 und/oder Thorium querschnitt insgesamt konstant, während der makro- 232 enthält. Die spaltbaren Isotope Pu-239 und Pu-241 skopische Absorptionsquerschnitt abnimmt; denn die können schon allein ausreichen, um die notwendige Umwandlungsprodukte haben einen geringeren makro- Kettenreaktion aufrechtzuerhalten, oder es kann noch skopischen Absorptionsquerschnitt. Damit verringert U-235 und/oder U-233 zugesetzt werden. Während des sich auch der Wert des angegebenen Verhältnisses, was 15 Betriebes dieses Reaktors ,wird ein Teil des Pu-239 zu einer Abnahme der mittleren thermischen Energie gespalten, und ein anderer Teil wird stetig in Pu-240 der Maxwellschen Verteilung führt. Das Neutronen umgewandelt, das seinerseits stetig in Pu-241 umgespektrum verschiebt sich also im Verlauf der Reaktor- wandelt wird. Die stetig vor sich gehende Reaktion betriebszeit zu niedrigeren Energien. Wegen dieser Pu-239 + » -> Pu-240 + η -=► Pu-241

Abnahme der mittleren thermischen Neutronenenergie 20

und des verhältnismäßig hohen Wertes der Neutronen- hält den Pu-240-Gehalt ungefähr konstant. Ferner einfangresonanz von Pu-240 verringert sich der mikro- nimmt während des Betriebes die mittlere Neutronenskopische Wirkungsquerschnitt dieses Isotops relativ energie ab, wodurch der effektive mikroskopische zum Wirkungsquerschnitt der überwiegend vorhan- Querschnitt des Pu-240 ebenfalls abnimmt. Der denen spaltbaren Isotope. 25 mikroskopische Querschnitt des Pu-240, d. h. das

Der Erfindungsgedanke beruht nun darin, daß der Produkt des effektiven mikroskopischen Querschnittes Wirkungsquerschnitt von Pu-240 derart gewählt wird, und der Menge von Pu-240, nimmt dann auch ab, daß die Reaktivitätsänderung während des Reaktor- wodurch der Reaktorbetrieb während eines langen betriebes möglichst gering bleibt. Dies kann dadurch Zeitintervalls stationär bleibt.

erreicht werden, daß überschüssige Neutronen Vorzugs- 30 Außer Pu-240 zeigen auch Pu-242 und Am-241 weise in Pu-240 absorbiert werden, so daß sich das sowie in geringem Ausmaße U-238 die obenerwähnte spaltbare Isotop Pu-241 bildet, anstatt daß die Neu- Eigenschaft eines Wirkungsquerschnittes, der mit der tronen in einem nicht aktiven Medium (Reaktorgift) mittleren Neutronenenergie abnimmt. Auch diese endgültig verschwinden oder nach außen aus dem Stoffe sind daher gegebenenfalls verwendbar. Soweit bis Reaktor ausscheiden. 35 jetzt bekannt ist, ergibt aber allein das Isotop Pu-240

Aufgabe der Erfindung ist es, bei dem eingangs einen so ausreichend starken Effekt, genannten Reaktor den Wirkungsgrad des Kern- Einige Ausführungsbeispiele der Erfindung werden

reaktorbetriebes dadurch zu verbessern, daß die nun an Hand der Zeichnung beschrieben. Hierin zeigt Reaktivität noch auf anderem Wege als durch Ver- Fig. 1 eine schematische Darstellung eines Kernwendung von Regelstäben und brennbaren Giften 40 reaktors gemäß der Erfindung und möglichst konstant gehalten wird. Dadurch soll der F i g. 2 bis 16 graphische Darstellungen der Eigen-

Neutronenverlust verringert werden, so daß mehr schäften der verwendeten Brennstoffe. Energie je Brennstoffeinheit als bei den bekannten F i g. 1 zeigt einen Reaktorkern R von zylindrischem

Reaktoren dieser Art verfügbar ist. Querschnitt mit einem abgeschlossenen Behälter 21,

Diese Aufgabe wird bei dem eingangs genannten 45 der in Zonen 23, 25 und 27 unterteilt ist, welche durch thermischen Kernreaktor dadurch gelöst, daß erfin- röhrenförmige Wände 31 und 33 voneinander gedungsgemäß der Anteil des Pu-240 an der gesamten trennt sind.

Brennstoffmenge und/öder die Moderatormenge des Die Wand 31 hat Löcher 35 am unteren Ende und

Reaktors so gewählt sind, daß infolge der im Verlauf die Wand 33 Löcher 37 am oberen Ende. Am Bedes Abbrands eintretenden Verschiebung des Neu- 50 hälter 21 sind Ausflußrohre 39 angebracht. Ein Kühltronenspektrums der effektive mikroskopische Neu- mittel wird dem Rohr 31 von oben zugeführt und tronen-Absorptionsquerschnitt des Pu-240 im Ver- strömt durch das Rohr 31 nach unten, dann durch die hältnis zum Absorptionsquerschnitt der verbleibenden Löcher 35 in die Zone zwischen den Röhren 31 und 33 spaltbaren Isotope bei zunehmender Betriebszeit des und von dort nach oben, tritt dann durch die Löcher 37 Reaktors so stark abnimmt, daß hierdurch der 55 in den Raum zwischen Röhre 33 und Wand 21, wo es Reaktivitätsverlust, der von der Anhäufung von nach unten strömt und schließlich durch die Auslaß-Spaltprodukten während des Betriebes herrührt, rohre 39 zu einem Wärmeaustauscher gelangt, in dem weitgehend aufgewogen wird. die Wärme auf ein nicht radioaktiv werdendes Kühl-

Das Plutonium wird also gemäß der Erfindung zu mittel übertragen wird, das zur Erzeugung von einem selbsttätig kompensierenden oder stabili- 60 Nutzenergie dient.

sierenden Brennstoff, weil der Querschnitt von Pu-240 Jede der Zonen 23, 25 und 27 enthält eine Vielzahl

in gleichem Maße abnimmt, wie die mittlere Neu- von Brennstoffelementen 41. Diese sind in der dartronenenergie sich während des Abbrandes ver- gestellten Ausführungsform Stäbe, die vorzugsweise ringert. Die Menge des Plutoniums, seine Isotopen- aus Edelstahl oder einer Zirkoniumlegierung od. dgl. zusammensetzung und die Moderierung des Reaktors 65 bestehen, in welche Brennstoffpillen eingeschlossen sind so zu wählen, daß der Reaktivitätsverlust des sind, die den gewünschten Pu-Anteil enthalten. Brennstoffes während des Reaktorbetriebes kompen- Als Kühlmittel kann z. B. Wasser bei einer hohen

siert wird. Temperatur (315⁰C) und hohem Druck (140kg/cm^a)

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dienen. Das Wasser kann allein oder zusammen mit Die vorherigen Überlegungen gelten ebenso auch

schwerem Wasser (Deuterium) oder verschiedenen für einen gleichmäßig beschickten Reaktor.
Zusätzen als Moderator dienen. Bei anderen Reak- Die Plutoniumanreicherung kann aus den Kurven

toren, auf welche die Erfindung anwendbar ist, kann in F i g. 2 bis 6 bestimmt werden,
das Kühlmittel flüssiges Natrium oder ein anderes 5 In F i g. 2 ist die Anfangsreaktivität Κ^ε als flüssiges Metall sein, und Graphit oder Beryllium kann Funktion der Plutoniumanreicherung (Plutoniumais Moderator verwendet werden. Das Hauptkühl- masse relativ zur normalen Uraniummasse), ausgemittel kann durch Röhren fließen, welche die Brenn- drückt in Atomprozent, aufgetragen. In dem Ausstoffelemente umschließen, und das Graphit oder druck Κ&/ε ist K₀₀ der Multiplikationsfaktor einer Beryllium kann an der Außenseite dieser Röhren io unendlich großen Masse, bei der also keine Neutronenangeordnet sein. Ein getrenntes Kühlsystem kann zur abwanderung eintreten kann, und ε ist der Schnell-Kühlung des Moderators vorgesehen sein. Dazu Spaltfaktor, d. h. das Verhältnis der unter die Spaldienen andere Kühlrohre und ein anderes Kühlmittel. tungsschwelle von U-238 absinkenden Neutronen zur _ Die Eigenschaften des Reaktors können durch Gesamtzahl der durch Spaltungen erzeugten Neutro-Änderung der Plutoniumanreicherung oder der Mode- 15 nen. Die Kurven sind berechnet für Reaktoren, in rierung oder beider in weiten Grenzen verändert denen der Ausdruck flTJSumii Ni = 69,1 ist.
werden. Die anfängliche Plutoniumanreicherung jeder Hierin ist

Zone 23 25 und 27 kann so eingestellt sein, daß sie _{ξ =} ^^ _{logarithmischer} Neutronenais Funktion des Abstandes der betreffenden Zone vom energieverlust je Zusammenstoß;

Mittelpunkt zunimmt Zone 23 hat also die geringste *o _{Σ = makroskopischer} Streuquerschnitt, geAnreicherung, Zone 25 eine mittlere und Zone 27 die ^^ _{über aUe im} £_{eaktor befind}.

höchste Anreicherung. Die Anreicherung wird so liehen Stoffe·

festgelegt, daß die örtliche Reaktivität in der Zone 23 _{s M = Gesamtzahl der schweren Atome}.

am höchsten und in der Zone 27 am medngsten ist. Die ^ ,.-,,.j j >*■ 1

Zonen mit geringerer Reaktivität verhindern dann, daß _a5 ^Der Querstrich bedeutet den Mittelwert,
in den Zonen mit höherer Reaktivität erzeugte Neu- Der Ausdruck ξ zJSum_h Ni heißt Gitterparameter,

tronen nach außen aus dem Reaktor abwandern. Für ein enges Gitter, bei dem die Brennstoffelemente

Wenn dagegen die Energieerzeugung im ganzen nahe beieinanderstehen, ist der Gitterparameter kleiner Reaktor möglichst gleichmäßig sein soll, so läßt man als für ein weites Gitter, in dem die Brennstoffelemente die Plutoniumanreicherung von der Innenzone 23 30 weit voneinander entfernt sind und eine erhebliche nach außen abfallen. In diesem Falle ist die örtliche Moderierung auftritt.

Reaktivität am Umfang ein Maximum und in der F i g. 2 zeigt drei Kurven für drei verschiedene

Innenzone kleiner. In beiden Fällen kann auch in jeder Verhältnisse der Oberfläche zum Volumen des Brenn-Zone schon die Plutoniumanreicherung entsprechend stoffes (S/ V). Jede Kurve zeigt, daß im betrachteten dem gewünschten Verlauf sich ändern. Die Plutonium- 35 Bereich die Reaktivität abnimmt, wenn die Plutoniumanreicherung kann auch überall gleich sein, indem die anreicherung zunimmt. Während des Reaktorbetriebes Moderierung als Funktion des Abstandes von der im angegebenen Bereich und unter den angegebenen Reaktormitte verringert wird. Dies kann in einem Moderierungsbedingungen sucht also die Reaktivität Druckwasserreaktor dadurch bewirkt werden, daß das zuzunehmen, wenn die Plutoniumanreicherung ab-Wasser in der in F i g. 1 gezeigten Weise umläuft, 40 nimmt, d. h. das Plutonium abbrennt. So ergibt sich so daß das Wasser der Außenzone 27 heißer als das ein Kompensationseffekt, der die Tendenz zur Ab-Wasser in der Innenzone 23 ist. Die Moderierung nähme der Reaktivität mit der Ansammlung von ändert sich umgekehrt zur Wassertemperatur. Das Spaltprodukten ausgleichen kann,
gleiche kann dadurch erzielt werden, daß die Brenn- F i g. 3 zeigt drei ähnliche Kurven für fWJSumn

Stoffstäbe in der Außenzone 27 näher beieinander- 45 Ni == 100. In diesem Falle beginnt der für die Ausfühstehen als in der Zone 25 und dort wieder näher als rung der Erfindung erforderliche Kurvenabfall bei einer in der Zone 23. Ebenso kann auch innerhalb der Plutoniumanreicherung von etwa 2,8 Atomprozent,
einzelnen Zonen verfahren werden. Soll die Energie- F i g. 4 zeigt Kurven für fSl/Sumu Ni = 125. Hier

abgabe möglichst gleichmäßig verteilt sein, so wird beginnt der nutzbare Anreicherungsbereich bei etwa 4 man die Strömungsrichtung des Wassers bzw. die 50 für S[V = 3,22und bei etwa 3,5 bis 3,6 für S[V = 5,36 Abstandsverteilung der Brennstoffstäbe umkehren. und 7. Der nicht nutzbare Bereich ist links von diesen Außer der räumlichen kann auch eine zeitliche Werten zu erkennen.

Änderung angewandt werden. Durch Veränderung F i g. 5 zeigt Kurven für den Gitterparameter 150.

des Anteils von schwerem Wasser im gewöhnlichen In diesem Falle beginnt der nutzbare Anreicherungs-Wasser als Funktion der Zeit kann die Neutronen- 55 bereich bei etwa 4,5 Atomprozent. Ebenso zeigt temperatur derart zeitlich verändert werden, daß die F i g. 6 die entsprechenden Kurven für den Gitter-Reaktivität im Verlaufe des Betriebes möglichst parameter 175.

konstant bleibt. Der gleiche Effekt kann durch Bei der Ausführung der Erfindung wird die Pluto-

Regelung der Kühlmitteltemperatur in Abhängigkeit niumanreicherung in den Brennstoffelementen oder der von der Zeit bewirkt werden. Hierdurch braucht die 60 Moderator so gewählt, daß für den Gitterparameter, der Brennstofftemperatur nicht wesentlich beeinflußt zu dem betreffenden Reaktorkern entspricht, der Betrieb in werden, da die Moderierfähigkeit des Kühlmittels in dem oben hinsichtlich F ig. 2 bis 6 definierten nutzbaren einem weiten Bereich verändert werden kann, wenn Bereich stattfindet. Unter solchen Umständen wird die die Kühlmitteltemperatur nur um wenige Grad Lebensdauer des Reaktors erheblich erhöht,
verändert wird. Auch kann ein getrenntes Kühlsystem 65 In F i g. 7 ist der ungeregelte Multiplikationsfür den Moderator vorgesehen sein, wodurch die faktor k_ett als Funktion der Reaktorbetriebszeit in Moderatortemperatur ohne Einfluß auf die Brennstoff- Megawatt-Tagen pro Tonne Brennstoff für vertemperatur geregelt werden kann. schiedene Reaktortypen aufgetragen. Die Kurven 101,

103,105 entsprechen Reaktoren gemäß der Erfindung, währenddieKurve 107 sich auf einenbekannten Reaktor bezieht. Die Lebensdauer des Reaktors endet, wenn die Kurve die Ordinate k_es = 1 schneidet. Wie man sieht, ist die Lebensdauer von Reaktoren gemäß der Erfindung wesentlich größer als für den bekannten Reaktor. In F i g. 8 ist die Neutronentemperatur, ein Maß für die mittlere Geschwindigkeit der thermischen Neutronen, in Abhängigkeit von der Betriebszeit in

Anreicherung finden, die für diesen Reaktor paßt. Wie zu erwarten ist, verringert eine vergrößerte Oberflächenresonanzabsorption den WertZoo/ε für die kleineren Brennstoffstäbe. Die Abhängigkeit von Κα,/ε von der Anreicherung ist aber für alle Stabgrößen wesentlich die gleiche. Dies zeigt, daß die allgemeine Änderung der Reaktivität mit der Anreicherung grundsätzlich von einem Volumenabsorptionseffekt herrührt, der entweder thermisch oder

Megawatt-Tagen pro Tonne für drei verschiedene iö durch Resonanzen oder durch beide bedingt ist. Reaktorkerntypen gemäß der Erfindung dargestellt. Der anfängliche Reaktivitätsanstieg mit der Anreicherung rührt von der Zunahme der thermischen Absorption im zusätzlichen Pu-239 her. Dies wird aber bald von der allgemeinen Zunahme der nicht zur 15 Spaltung führenden Absorption kompensiert, die von der Zunahme der Neutronentemperatur herrührt, Welche sich aus der Erhöhung des mittleren Absorptionsquerschnittes ergibt. Der gegenseitige Vergleich der F i g. 2 bis 6 zeigt, daß für eine bestimmte Plutoquerschnitt ist in Barn (10-²⁴ cm²) angegeben. An ao niumanreicherung und Brennstoffstabgröße Κ^,/ε mit jeder Kurve ist die betreffende Atomart, versehen mit zunehmender Moderierung im betrachteten Bereich den Buchstaben α oder/, verzeichnet. Der Buchstabe α 2rairmmt. Dies zeigt abermals den starken Einfluß bedeutet, daß die Kurve dem gesamten Absorptions- der Neutronentemperatur auf die nicht zur Spaltung querschnitt entspricht, während der Buchstabe / führende Absorption. Diese Bobachtungen führen zu bedeutet, daß die Kurve dem Spaltquerschnitt ent- 25 folgenden Regeln:

Die deutlich erkennbare Tendenz zur Abnahme der Neutronentemperatur mit der Betriebszeit des Reaktors ist teilweise verantwortlich für die Abnahme des Absorptionsquerschnittes von Pu-240 mit der Betriebszeit.

In F i g. 9 ist der effektive Wirkungsquerschnitt σ als Funktion der Betriebszeit für die verschiedenen Bestandteile und Umwandlungsprodukte eines Reaktors gemäß der Erfindung dargestellt. Der Wirkungs-

spricht. Der Absorptionsquerschnitt ist als die Summe des Spaltquerschnittes und des Einfangquerschnittes -definiert. Die Kurve fp gilt für den Wirkungsquerschnitt sämtlicher erzeugter Spaltprodukte. Die Kurven wurden aufgestellt durch Ermittlung des Einflusses des sich während der Betriebszeit des Reaktors ändernden Neutronenspektrums.

Das wesentliche Merkmal der F i g. 9 hegt darin, daß die Querschnittskurven für Am-241a, Pu-240 α und Pu-242ß sowie in geringem Ausmaß U-238« negative Steigung haben. Für diese Stoffe nimmt also der Querschnitt ab, wenn der Reaktor längere Zeit betrieben wird. Die Abnahme dieser Querschnitte dient gemäß der Erfindung zur Kompensation der Ansammlung von Spaltprodukten, wodurch eine rasche Abnahme der Reaktivität des Reaktors verhindert wird.

Fig. 10 und 11 sind ähnliche Darstellungen für andere Reaktorarten. Die Abnahme des Querschnittes von Pu-240 α ist sehr ausgeprägt. Die Kurven nach F i g. 2 bis 11 werden nun eingehend diskutiert. F i g. 2 bis 6 zeigen die berechnete Änderung von

a) Die Spaltzone eines Reaktors, der anfänglich mit einer größeren Plutoniumanreicherung beschickt wurde, als zur Erreichung des Höchstwertes von Zoo/e erf orderlich ist, hat hinsichtlich der Reaktivität eine verhältnismäßig lange Lebensdauer, weil der Ansammlung von Spaltprodukten mit dem Abbrand in einem gewissen Ausmaß durch die höhere Reaktivität bei abnehmender Anreicherung entgegengewirkt wird. Ferner ist die Reaktivitätsänderung während der Reaktorlebensdauer verhältnismäßig gering, da die beiden Effekte einander entgegenwirken.

b) Wegen der allgemeinen Abnahme von Κ^,/ε mit kleinerer Gitterkonstante haben die mit Wasser moderierten Systeme stark negative Temperaturkoeffizienten der Reaktivität. Da ferner bei höheren Neutronentemperaturen die Reaktivität ■ abnimmt, haben Systeme mit stationären Moderatoren auch negative Temperaturkoeffizienten, obwohl eine Steigerung der Moderatortemperatur

™ . . , , , keine Moderatorausdehnung bewirkt,

mit der Plutoniumanreicherung und dem

Gitterparameter für hundert verschiedene Brennstoff- F i g. 2 bis 6 sind für die Reaktoren berechnet, in

elemente, wobei jedes Element Plutonium und gewöhn- denen die Plutoniurozusammensetzung 78% Pu-239, liches Uran als Brennstoff erhält. Die Erfindung _go 12% Pu-240 und 10% Pu-241 beträgt. Die hier beruht auf der Entdeckung, daß über einem gewissen entwickelten Grundregeln treffen auf andere Pluto-Plutoniumgehalt der Wert Κ^/ε mit weiterer An- niumzusammensetzungen ebenfalls zu. Das Pu-240 reicherung abnimmt. Für die dichtesten Gitter tritt muß in jedem Falle in ausreichender Menge vorhanden der Maximalwert von K_x/s bereits bei verhältnismäßig sein, um eine negative Steigung der Absorptionskurven geringer Plutoniumanreicherung (<2,0%) ein, und ₅₅ herbeizuführen. Der Anteil des Isotops Pu-240 im Κ,χ/ε wird niemals sehr groß. So ist z. B. der Maximal- Plutonium sollte hierzu etwa 10 % übersteigen, wert von Κ^/ε für das Gitter mit dem Parameter Eine Untersuchung des Abbrennverhaltens einer

69,1 und dem Verhältnis S/V = 5,36 nur etwa 0,9. großen Anzahl von Reaktoren ergibt erstens, daß für Dies tritt bei einer Anreicherung von weniger als eine bestimmte Anreicherung und Moderierung die 1,7%Pu ein· Für lockere Gitter kann Zoo/s wesent- s₀ Reaktorlebensdauer bei S/V= 5,36 größer als bei lieh größer als 1 werden, und die Maximalwerte er- S/V = 7,0 ist; unter sonst gleichen Bedingungen scheinen bei verhältnismäßig hohen Anreicherungen. kann man also mit größeren Brennstoffelementen Beispielsweise wurde der Maximalwert von Κ^/ε für eine größere Lebensdauer erzielen. Zweitens existiert den Gitterparameter 175 und S/V — 3,22 zu 1,28 für eine bestimmte Moderierung und eine bestimmte berechnet, was für eine Anreicherung von etwa g₅ Brennstoffelementgröße eine Anreicherung, die zur 4,5 % Plutonium gilt. Zwischen diesen beiden Extrem- maximalen Reaktorlebensdauer führt. Diese maximale werten kann man für jeden Reaktor der gängigen Reaktorlebensdauer ist größer für stärkere Mode-Größen einen Gitterparameter und eine entsprechende rierungen (im betrachteten Bereich).

ίο

Je größer aber die Moderierung ist, desto stärker muß die Anreicherung sein, die zur Erzielung dieses Maximums erforderlich ist. Drittens nimmt die erreichbare Reaktorlebensdauer für eine bestimmte Brennstoffelementgröße und Moderierung mit der Anreicherung verhältnismäßig langsam zu, bis ein Maximum erreicht ist, woraufhin die erreichbare Reaktorlebensdauer bei weiterer Erhöhung der Anreicherung rasch abfällt. Viertens besteht eine allgemeine Tendenz der Zunahme der Reaktorlebensdauer mit der Anreicherung. Für ein bestimmtes Gitter ist das anfängliche k_ea im allgemeinen größer, je geringer die Anreicherung ist. All dies stimmt mit den aus F i g. 2 bis 6 abgeleiteten Voraussagen überein. Es zeigt sich auch, daß für etwa gleiche erwartete Reaktorlebensdauer die anfängliche künstliche Herabsetzung der Reaktivität am stärksten für die geringen Anreicherungen ist. Es kann also ein wirtschaftlicher Kompromiß zwischen den höheren Installationskosten und der geringeren anfänglichen Drosselung gefunden werden. Allgemein ergibt sich, daß eine außerordentlich lange Reaktorlebensdauer bei nur mäßiger anfänglicher Drosselung erreichbar ist, immer vorausgesetzt, ίο daß die Brennstoffelemente den Strahlungsschäden widerstehen. Die nachfolgende Tabelle I gibt die Resultate von Abbranduntersuchungen an verschiedenen Reaktoren, die Plutonium und gewöhnliches Uran als Brennstoff gemäß der Erfindung enthielten.

Tabelle I

Ergebnisse von Abbranduntersuchungen

Lfd. Nr.	Gitter parameter*	Anfängliche Pu-An- reicherung 7o	Reaktor lebensdauer MWD/t	Anfäng liches	Endanrei cherung von Pu**	End zusammen setzung der Pu-Isotope***	Pu- Ver- brauch kg/t	End anreiche rung von U****	U-Ver- brauch kg/T
1		7,84	57 500	1,0983	5,52	49,6	26,9	0,346	28
						22,4
						19,0
	5,36					9,0
	150
2	2,84	8,85	61300	1,0610	6,50	53,9	27,6	0,342	34
	J 3,0					18,5
						18,9 ö« /
3	7,00	9,60	64 300	1,0799	6,65	49,8	34,4	0,346	34
	175					21,1
	3,31					19,7
	3,92					9,4
4		6,33	39 400	1,0806	4,90	53,6	17,3	0,413	24
						20,8
	7,00					19,0
	. 150					6,6
	2,84
5	3,92	7,34	42 800	1,0552	5,71	56,2	18,8	0,410	26
						18,1
						6^5
6	7,00	4,57	14100	1,0362	4,21	67,6	4,5	0,574	11
	125					15,2
	2,35					15,1
	3,92					2,0
7	5,36	7,84	81700	1,0813	5,15	45,4	26,9	0,232	48
	125					19,0
	0,235					19,6
	0,30					16,0

* Untereinander:

S/ V

jEs I Sutrih Ni,

CSa) modISiiini, Ni; (Za) mod = Moderator-Absorptionsquerschnitt,

(23e) Hüll/Sw/w* Ni(A*) Hüll =. Absorptionsquerschnitt

der Brennstoffelementumhüllung.

Nr. 2 in Tabelle I hat eine Reaktorlebensdauer von 61 300 MWD/t bei einer gleichzeitigen Reaktivitätsänderung von nur 0,061 in k_ea. Ähnlich hat Nr. 5 eine Reaktorlebensdauer von 42 800 MWD/t, wobei nur 0,055 in fceff ausgeregelt werden muß. Auch sind in Tabelle I die Änderungen des Plutonium- und Ura-

** Definiert als Pu-Atome/Pu + U-Atome.
*** Untereinander: Pu-239,

Pu-240,

Pu-241,

Pu-242.
**** Definiert als U-235 Atome/U-Atome.

niumgehaltes= während der Lebensdauer des Reaktors und die Endzusammensetzungen der Isotope des restlichen Plutoniums verzeichnet. In allen Fällen wird mehr Uran verbrannt als Plutonium. Das Verhältnis des verbrannten Urans zum Plutonium nimmt mit erhöhter Reaktorlebensdauer ab. Deshalb existiert

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(abgesehen von Überlegungen hinsichtlich der Strahlungsschäden) für ein bestimmtes Gitter eine in wirtschaftlicher Hinsicht optimale Lebensdauer, die merklich kleiner als die maximal erreichbare Lebensdauer ist.

Die restliche Urananreicherung in den langlebigen Reaktoren ist ziemlich verarmt an U-235. Dies gibt einen Hinweis darauf, daß gemäß der Erfindung konstruierte Reaktoren sowohl mit verarmtem Uran

des Wirkungsquerschnittes mit der Zeit bzw. mit der abnehmenden Neutronentemperatur,

Natürlich hat wegen der verhältnismäßig hohen Konzentration nur Pu-240 einen merklichen Einfluß auf das Reaktorverhalten. Dagegen können die Wirkungsquerschnitte der anderen Isotope während der Reaktorlebensdauer als nahezu konstant angesehen werden.

Weiter sind in F i g. 9 bis 11 auch die Werte für die

als auch mit natürlichem Uran als Verdünnungsmittel io mittleren Wirkungsquerschnitte der Spaltprodukte

zu beachten. Anfänglich ist dieser Querschnitt größer als 300 Barn je Spaltung und nimmt während der Reaktorlebensdauer ständig auf weniger als 200 Barn je Spaltung ab. Auch diese Änderung unterstützt die

des Plutoniums befriedigend betrieben werden können. Wegen des billig erhältlichen verarmten Urans könnten solche Brennstoffzusammensetzungen sich als besonders vorteilhaft erweisen.

Der Einfluß der Verwendung eines Reaktors mit 15 Aufrechterhaltung der Reaktivität,
verhältnismäßig geringer parasitärer Absorption in Fig. 12 bis 14 zeigen die Isotopenzusammen-

* Moderator und Umhüllung der Brennstoffelemente Setzung im Reaktorkern für die drei Fälle. Wie man zeigt sich in Nr, 7 der Tabelle I, die sich auf einen Fall sieht, ändert sich die Konzentration von Pu-240 mit nur 10 % der parasitären Absorption der anderen während der Reaktorlebensdauer nicht wesentlich, in Tabelle I beschriebenen Gitter bezieht. Wie man 2p Der geringe Anstieg rührt von einer Anhäufung her,

sieht, ist die erreichbare Reaktorlebensdauer ganz außerordentlich groß, denn sie beträgt 81 700 MWD/t, wobei nur eine Änderung in k von 0,0813 ausgeregelt werden muß. Auch zeigt sich, daß sogar bei dieser

langen Lebensdauer zweimal soviel Uran wie PIu- 25 ergibt.

die sich aus dem abnehmenden Wirkungsquerschnitt ergibt. Dieser Anhäufung wird schließlich durch die verringerte Pu-240-Produktion entgegengewirkt, die sich aus der verringerten Konzentration von Pu-239

tonium verbrannt wird. Zweifellos wird ein wirtschaftlich optimaler Reaktor dieses Typs eine geringere Anreicherung, kürzere Lebensdauer, geringeren Drosselungsbedarf und verhältnismäßig größere Uranum-

Um Anhaltspunkte über die Stabilität der Reaktoren gemäß der Erfindung zu erhalten, wurden für die Fälle 1 und 7 einige Temperaturkoeffizienten errechnet. Da keine Leckberechnungen vorgenommen

Wandlung als der betrachtete willkürliche Fall auf- 30 wurden und angenommen wurde, daß die Spalt

weisen.

F i g. 7 bis 11 illustrieren im einzelnen das Verhalten verschiedener der betrachteten Reaktortypen während ihrer Lebensdauer, und zwar sind die Nummern 1, 4

Produktvergiftung im Gleichgewicht konstant bleibt, wurden diese Effekte nicht berücksichtigt. Zweifellos steigen die Leckverluste mit zunehmender Temperatur, insbesondere wenn der Moderator eine Flüssig-

und 7 in Tabelle I herausgegriffen. F i g. 7 zeigt die 35 keit ist, die sich merklich ausdehnt. Dieser vernach-Änderung von Ic_ea mit der Zeit (in MWD/t). Kurve 103 lässigte Effekt wird also einen stark negativen Einfluß

auf berechnete Reaktivitätskoeffizienten haben. Andererseits wird *im interessierenden Temperaturbereich

entspricht der Nr. 1, Kurve 101 der Nr. 4 und Kurve 105 der Nr. 7\
F i g. 8 zeigt die Änderung der Neutronentempe-

die Absorption von Xenon wahrscheinlich mit zu-

ratur mit der Zeit. Die Kurven 201, 203 und 205 ent- 40 nehmender Temperatur abnehmen, Dies ergibt einen

sprechen wieder den Nummern 1, 4 und 7 in Tabelle I. In allen Fällen nimmt die Neutronentemperatur monoton ab. Dies kommt daher, daß die Absorption in der Spaltzone abnimmt, wenn spaltbares Material

positiven Beitrag. In allen betrachteten Fällen ist anzunehmen, daß die vernachlässigten Effekte insgesamt einen negativen Beitrag liefern werden. Die Mdderatorkoeffizienten wurden getrennt für den Anfang,

tronentemperatür hat die Tendenz, einen Abfall von kes. zu verzögern, da die nicht zur Spaltung führende Absorption insbesondere in Pu-240 ebenfalls abnimmt.

abgebrannt ist, ohne daß es vollständig durch Um- 45 die Mitte und das Ende der Reaktorlebensdauer Wandlung ersetzt wird. Diese Abnahme der Neu- berechnet. Es wurden zwei verschiedene Moderatorkoeffizienten berechnet. Im einen Falle wurde angenommen, daß die Moderatordichte sich mit der Temperatur nicht ändert, während im anderen Falle

Diese Zusammenhänge bestätigen sich durch die 50 angenommen wurde, daß die Moderatordichte sich in F i g. 9 bis 11 dargestellte Änderung der Wirkungs- wie diejenige. von gewöhnlichem Wasser mit der querschnitte mit der Zeit für die drei Fälle 1, 4 und 7. Betriebstemperatur' ändert. In beiden Fällen wurde Jede Figur entspricht einem dieser Fälle. Die drei nur die Moderatortemperatur geändert, während alle Isotope. Am-241, Pu-240 und Pu-242, welche die anderen Bedingungen festgehalten wurden. Die höchsten nicht zur Spaltung führenden Absorptions- 55 Ergebnisse dieser Berechnungen sind in Tabelle II querschnitte aufweisen, zeigen alle den starken Abfall zusammengestellt.

Tabelle II . . '.

Temperaturkoeffizienten der Reaktivität ' '

Lfd. -· Nr,	Beginn	ίο-*	Moderatorkoeffizienten bei konstanter Dichte k/°C I Mitte I	Ende	ίο-*	Beginn	Moderatorkoeffizienten bei Ausdehnung wie H2O k/°C I Mitte I	-1	Ende
		ίο-*	der Lebensdauer		ίο-*		der Lebensdauer
1	-2,7		-0,8	-1,9 · 10-3		,l-io-3 :
7	^4,6		-1,2	—2 9 · 10-3 i.,y XV		,5-IJO-3V
	-1,7-10-*		-1,5 · ΙΟ"3
-2,7-10-*	-2,1 · 10-3

Der Moderatorkoeffizient ohne Wärmeausdehnung ist stark negativ und im allgemeinen größer als —10-*/° C. Der Moderatorkoeffizient mit Wärmeausdehnung ist etwa um eine Größenordnung größer als dieser Wert. Für beide betrachteten Reaktortypen ergibt sich, daß der Moderatorkoeffizient mit Wärmeausdehnung zu Beginn des Reaktorbetriebes etwa —2 · 10~³ beträgt. Das bedeutet also, daß eine Zunahme der Betriebstemperatur um 5°C die anfängliche Reaktivität um etwa 1% verringert. Wenn alle Einflüsse (einschließlich Leckverluste und Xenonvergiftung) berücksichtigt würden, ergäbe sich eine noch geringere Temperaturerhöhung für diesen Effekt. Bei dieser Empfindlichkeit im Arbeitspunkt kann eine Reaktivitätsregelung durch entsprechende Änderungen der mittleren Moderatortemperatur während der Reaktorlebensdauer ohne weiteres ins Auge gefaßt werden.

Diese Möglichkeit sowie die Regelungsmöglichkeit durch Spektralverschiebung der Moderatoreigenschaften wurde weiter untersucht, indem die Änderung des Gitterparameters ξ £jSumji Ni berechnet wurde, die im Fall der Nr. 4 aus Tabelle I den Maximalwert von &efl auf den kritischen Wert 1 zurückführt. In diesem Fall hatte k_e η einen Maximalwert von 1,0806 bei Betriebsbeginn. Eine Verringerung von ξ EjSumu Ni um 12,4% würde k_ea auf den kritischen Wert 1 herabsetzen. Eine Veränderung in diesem Ausmaß ist sicher durch anfängliche Vermischung von H₂O mit D₂O erreichbar.

Übrigens kann diese Änderung des Gitterparameters auch durch Steigerung der mittleren Moderatortemperatur um etwa 70⁰C im Fall von Wasser erreicht werden. In Wirklichkeit wäre eine solche Temperatursteigerung gar nicht nötig, da die Temperaturerhöhung des Moderators die Neutronentemperatur unmittelbar und nicht nur über den hier allein betrachteten Einfluß der Moderatordichte steigert. Eine der Wirklichkeit näherkommende Schätzung der erforderlichen Temperaturänderung kann aus den in Tabelle II gegebenen Temperaturkoeffizienten abgeleitet werden. Die Ergebnisse für Fall 1, der dem hier betrachteten Fall 4 ähnlich ist, zeigen, daß eine Steigerung der Betriebstemperatur um 42,5⁰C erforderlich wäre, um k_es um 0,0806 zu verringern. Auch hier wäre bei Berücksichtigung der Leckverluste die erforderliche Temperaturerhöhung noch erheblich geringer.

Unter geeigneten Bedingungen kann die Abnahme des Absorptionsquerschnittes auch mit Reaktortypen erzielt werden, die nur reines Plutonium und U-235 bzw. U-233 enthalten, d. h. kein Ausgangsmaterial wie U-238 oder Th-232. Solche Reaktoren weisen ebenfalls eine erhöhte Reaktivität mit abnehmender Brennstoffkonzentration auf, falls der Gitteraufbau richtig gewählt ist. Auch hier kann eine verhältnismäßig lange Reaktorlebensdauer mit nur geringer Regelung der Reaktivität erzielt werden.

F i g. 15 zeigt für einen solchen Fall die Anfangsreaktivität als Funktion der Brennstoffbeschickung und der Brennstoffzusammensetzung für ein bestimmtes Gitter. Der Brennstoff besteht aus U-235 und den Plutoniumisotopen 239, 240, 241 und 242. F i g. 15 zeigt, daß für Zusammensetzungen, bei denen das Plutonium etwa 40% der gesamten Brennstoffmenge übersteigt, die Reaktivität abnimmt, wenn die Brennstoffbelastung zunimmt. Die Brennstoff belastung ist in Volumprozent V% der aktiven Teile der Brennstoffelemente ausgedrückt, wobei der »aktive Teil« derjenige Teil des Brennstoffelementes ist, der von den Brennstoffisotopen und dem benachbarten, hinsichtlich Kernreaktionen inerten Strukturmaterial (Stahl oder Zirkoniumlegierung) eingenommen wird.

Die Wirkung dieser Abnahme des Absorptionsquerschnittes ist in Fig. 16 gezeigt. Hier ist die Änderung der Reaktivität während der Reaktorlebensdauer als Funktion des gespaltenen Bruchteils der anfangs vorhandenen schweren Atome dargestellt. Wie man sieht, zeigen die Kurven 301, 303 und 305 ein anfängliches Ansteigen der Reaktivität im Betrieb.

Claims (11)

Patentansprüche:

1. Thermischer Kernreaktor, der mit Plutonium allein oder zusammen mit anderen spaltbaren und/oder als Neutronenquelle dienenden Isotopen beschickt ist, wobei das Plutonium das Isotop Pu-240 enthält, dadurch gekennzeichnet, daß der Anteil des Pu-240 an der gesamten Brennstoffmenge und/oder die Moderatormenge des Reaktors so gewählt sind, daß infolge der im Verlauf des Abbrands eintretenden Verschiebung des Neutronenspektrums nach niedrigeren Neutronenenergien der effektive mikroskopische Neutronen-Absorptionsquerschnitt des Pu-240 im Verhältnis zum Absorptionsquerschnitt der verbleibenden spaltbaren Isotope bei zunehmender Betriebszeit des Reaktors so stark abnimmt, daß hierdurch der Reaktivitätsverlust, der von der Anhäufung von Spaltprodukten während des Betriebes herrührt, weitgehend aufgewogen wird.

2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß er in demjenigen Bereich betrieben wird, in dem die Anfangsreaktivität des Reaktors mit abnehmendem Plutoniumgehalt zunimmt.

3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2 mit kreisförmigem Kernquerschnitt mit mehreren radial angeordneten Zonen reaktionsfähiger Isotope, dadurch gekennzeichnet, daß die anfängliche Plutoniumanreicherung jeder Zone als Funktion des Abstandes dieser Zone vom Reaktorzentrum zunimmt.

4. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2 mit kreisförmigem Kernquerschnitt mit mehreren radial angeordneten Zonen reaktionsfähiger Isotope, dadurch gekennzeichnet, daß zwecks möglichst geringer Abnahme der Reaktivität in Abhängigkeit vom Abstand vom Kernzentrum die anfängliche Plutoniumanreicherung jeder Zone als Funktion des Abstandes dieser Zone vom Reaktorzentrum abnimmt.

5. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2 mit kreisförmigem Kernquerschnitt mit mehreren radial angeordneten Zonen reaktionsfähiger Isotope, dadurch gekennzeichnet, daß die anfängliche Plutoniumanreicherung jeder Zone im ganzen Reaktor etwa konstant ist, daß aber die Moderatormenge je Volumeinheit des Reaktorkerns als Funktion des Abstandes der betreffenden Zone vom Reaktorzentrum abnimmt.

6. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2 mit kreisförmigem Kernquerschnitt mit mehreren radial angeordneten Zonen reaktionsfähiger Isotope, dadurch gekennzeichnet, daß zwecks möglichst geringer Abnahme der Reaktivität in Abhängigkeit

vom Abstand vom Kernzentrum die anfängliche Plutoniumanreicherung jeder Zone im ganzen Reaktor etwa konstant ist, daß aber die Moderatormenge je Volumeinheit des Reaktorkems als Funktion des Abstandes der betreffenden Zone vom Reaktorzentrum zunimmt,

7. Verfahren zum Betrieb eines Reaktors nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die effektive Neutronentemperatur im Reaktoi durch äußere Mittel als Funktion der Betriebszeit ίο des Reaktors derart verändert wird, daß die Änderung der Reaktivität im Verlauf des Betriebes möglichst gering bleibt.

8. Verfahren nach Anspruch 7, bei dem die Reaktivität im Verlauf des Betriebes abnimmt, dadurch gekennzeichnet, daß die effektive Neutronentemperatur durch die äußeren Mittel während des Betriebes laufend verringert wird,

9. Verfahren nach Anspruch 7> bei dem die Reaktivität anfangs zunimmt und dann abnimmt, ao dadurch gekennzeichnet, daß die effektive Neutronentemperatur während des Betriebes anfangs gesteigert und dann verringert wird.

10. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2 von allgemein kreisförmig symmetrischer Gestalt mit as

mehreren radial angeordneten Zonen reaktionsfähiger Isotope und einem Kühlmittel, das aus einem Moderator oder einem besonderen Kühlmittel bestehen kann, welches durch einen festen Moderator (z. B, Graphit) hindurchströmt, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel in der innersten Zone in den Reaktor eintritt, dann die Zonen nacheinander durchströmt und den Reaktor in der äußersten Zone verläßt,

11. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2 von allgemein kreisförmig symmetrischer Gestalt mit mehreren radial angeordneten Zonen reaktionsfähiger Isotope und einem Kühlmittel, das aus einem Moderator oder einem besonderen Kühlmittel bestehen kann, das durch einen festen Moderator (z. B. Graphit) strömt, dadurch gekennzeichnet, daß zwecks möglichst geringer Ab^ nähme der Reaktivität in Abhängigkeit vom Abstand vom Reaktorzentrum das Kühlmittel in der äußersten Zone in den Reaktor eintritt, die Zonen nacheinander durchströmt und den Reaktor in der innersten Zone verläßt.

In Betracht gezogene Druckschriften:
Nuclear Engineering, Juli 1958, S. 277.

Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

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