DE2558179C3 - Salzschmelzen-Kernreaktor - Google Patents

Salzschmelzen-Kernreaktor

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Description

Die Erfindung betrifft einen Salzschmelzen-Kernreaktor, welcher in einer gemeinsamen Wanne den Reaktorkern, der aus einer Moderator-Masse mit darin angeordneten Kanälen für den Umlauf der Salzschmelze besteht, ferner mindestens einen Primär-Wärmetauscher, der ganz dicht am Reaktorkern angeordnet ist und von der heißen Salzschmelze unmittelbar hinter dem Austritt aus dem Reaktorkern durchflossen wird, und Umwälzpumpen für die Förderung der aus den Wärmetauschern austretenden kalten Salzschmelze und zurück zum Reaktorkern enthält
Salzschmelzen-Kernreaktoren sind in der Technik bekannt Sie benutzen bekanntlich ein geschmolzenes
ίο Salz als Brennstoff das durch die Kernspaltung im Reaktorkern auf mindestens etwa 600° C erhitzt wird; dieser Brennstoff ist meistens Plutoniumfluorid oder Uranfluorid oder auch ein Gemisch von Uranfluorid und Thoriumfluorid, gelöst in Lithium-7-Fluorid und Berylli umfluorid, die dem so gebildeten eutektischen Gemisch einen verhältnismäßig niedrigen Schmelzpunkt, passende Leichtflüssigkeit und geringen Dampfdruck geben. Die Reaktoren dieser Art haben im Kern eine M^sse aus einem geeigneten Moderator, im allgemeinen Graphit, mit Kanälen für den Durchfluß der Brennstoff-Salzschmelze, die dann die beim Durchfließen des Reaktorkernes aufgenommene Wärme in mindestens einem Primär-Wärmetauscher an eine andere Salzschmelze, sogenannte Sperr-Salzschmelze, z. B. Natri- umfluorborat, austauscht Diese Sperr-Salzschmelze gibt dann ihrerseits ihre Wärme in einem Sekundärkreislauf ab, der einen Dampferzeuger enthält Der erzeugte Dampf wird schließlich in einem Kraftwerk zur Erzeugung von Elektrizität entspannt
Reaktoren dieser Art können mit einem Fluß von Neutronen thermischer Energie oder mit einem Fluß schneller Neutronen arbeiten, je nach der Zusammensetzung des Salzes, seiner Verteilung im Reaktorkern und der Art des Moderators. Das Brennstoff-Salz kann im Reaktorkern verbraucht werden unter periodischer Wiederanpassung der Konzentration des Brennstoffes. Die Behandlung des Brennstoffes und insbesondere das Abziehen der Spaltprodukte erfolgen erst nach einer vorbestimmten Betriebsdauer. Bei einer anderen Bauart werden die Spaltprodukte, insbesondere die gasförmigen Spaltprodukte, laufend abgeführt, nämlich durch ein chemisches Auslaugungsverfahren mit gleichzeitiger Anpassung der Konzentration des Brennstoff-Salzes. Schließlich wird bei einem als Brüter arbeitenden Kernreaktor das Brennstoff-Salz so behandelt, daß ständig Proactinium 233 mittels flüssigen Wismuts abgezogen und das Salz anschließend mittels Thorium metallisch reduziert und zwischengelagert wird, was die Radioaktivität verrüigert und die Umwandlung in Uran 233 im Fluorid-Zustand ermöglicht, worauf dieses dann in den Haupt-Primärkreislauf zurückgeführt wird (vergleiche M. Grenon, J. J. Geist; »Les recteurs ä sels fondues« in »Revue Energie Nucleaire«, Band 3, Nr. 2 aus März 1971).
Bei diesen herkömmlichen Bauarten sind die drei Hauptbestandteile des Primärkreislaufes der Brennstoff-Salzschmelze, nämlich der Reaktorkern, die Primär-Wärmetauscher und die den Umlauf des Brennstoffs in diesem Kreislauf bewirkenden Pumpen, miteinander durch Rohrleitungen verbunden, die eine oder mehrere Schleifen bilden, welche außerhalb der den Kern enthaltenden Wanne angeordnet sind. Diese Rohrleitungen müssen genügend biegsam sein, damit deren thermische Beanspruchungen erträglich bleiben.
(>5 Ferner werden bei den zur Zeit bekannten Ausführungsarten die Pumpen entweder im heißen Zweig dieser Schleifen, der die aus dem Reaktorkern austretende Salzschmelze aufnimmt, oder im kalten Zweig am
Austritt aus den Primär-Wärmetauschern angeordnet. Aber diese Ausführungsarten haben den Nachteil, daß sie einen großen Teil des Primärkreislaufes in Gegenwart der Salzschmelze ihrer höchsten Temperatur aussetzen. Dadurch werden nicht nur die thermisehen Beanspruchungen vergrößert, sondern es werden auch die Probleme vermehrt, welche die chemische Korrosion der Bauteile durch die Salzschmelze hervorruft, deren Angriffsvermögen sehr schnell mit der Temperatur ansteigt
Es ist Aufgabe der Erfindung, einen Salzschmelzen-Kernreaktor der genannten Art so auszuführen, daß die thermischen Beanspruchungen und die chemische Korrosion herabgesetzt sind.
Die Erfindung geht von der Überlegung aus, die Länge und den Weg des Teils des Kreislaufs, der von der aus dem Reaktorkern austretenden heißen Salzschmelze durchströmt ist, auf die geringsten notwendigen Werte herabzusetzen.
Die Aufgabe wird bei dem eingangs genannten Salzschraelzen-Kernreaktor erfindunfesgemäß dadurch gelöst, daß die freien Räume in der Wanne, die s:eh zwischen dem Reaktorkern, den Wärmetauschern und den Pumpen befinden, von einem inerten, mit der Salzschmelze verträglichen Stoff gefüllt sind, der Verbindungskanäle für den Durchfluß der umgewälzten Salzschmelze aufweist
Durch diese Anordnung, die vor allem darin besteht, den Reaktorkern, die Wärmetauscher und die Pumpen für die Rückforderung der aus diesen Wärmetauschern austretenden Salzschmelze zum Reaktorkern im Inneren ein und derselben Wanne anzuordnen, kann dasjenige Volumen an Salzschmelze, das die höchste Temperatur des Kreislaufes hat, auf ei em Kleinstwert verringert werden, wobei der oder die Primär-Wärmetauscher oder die diese Wärmetauscher bildenden getrennten Bauteile unmittelbar an die Austrittsöffnung des Reaktorkerns durch Kanäle verringerten Durchmessers angeschlossen sein können, während das aus dem Reaktorkern, den Wärmetauschern und den Pumpen bestehende Ganze in der einzigen Wanne angeordnet ist, die den gesamten Kreislauf umschließt Daher sind diejenigen metallischen oder sonstigen Bauteile, die den schwierigsten Betriebsbedingungen, insbesondere der Berührung mit der heißen Salzschmelze ausgesetzt sind, auf ein Mindestnaß beschränkt, da nämlich die meisten Teile des Primärkreislaufes nur mit dem kalten Brennstoff-Salz in Berührung sind, wobei dort die Verbindungskanäle so berechnet und bemessen sind, wie es die strömungi'echnische Wirkungsweise der Anlage erfordert.
Ferner ergibt diese integrierte Reaktorbauart eine einfache Form der die Salzschmelze enthaltenden Wanne, was die Kühlung und die Wärmeisolierung der Wanne erleichtert.
Eine erste Weiterbildung der Erfindung besteht darin, daß der Reaktorkern in der Mitte einer offenen zweiten Wanne von senkrechter Achsrichtung angeordnet und von einem seitlichen Reflektor umgeben ist, der mit der Innenwand der ersten Wanne einen Ringraum bildet, und daß die Pumpen für die Umwälzung der Salzschmelze und die Wärmetauscher in diesem Ringraum rings um den Reaktorkern herum regelmäßig verteilt angeordnet sind.
Ein besonderes Merkmal dieser ersten Weiterbildung r,5 besteht darin, daß die Umwälzpumpen und die Wärmetauscher im Rinf.raum unter einem oberen Verschlußdeckel aufgehängt sind, Jer sich waagerecht über der Wanne erstreckt, und daß dieser Verschlußdekkel in seiner Mitte senkrecht über dem Kern eine Öffnung aufweist, die mit einem bewegbaren Verschlußstopfen versehen ist.
Eine zweite Weiterbildung der Erfindung, welche die Länge und Weite der von der Salzschmelze durchströmten Kanäle am Austritt aus dem Reaktorkern noch mehr zu verringern ermöglicht, besteht darin, daß jede Umwälzpumpe in dem Ringraum unmittelbar unter je einem Wärmetauscher angeordnet und mit diesem zu je einer Umwälzpumpe-Wärmetauscher-Einheit zusammengebaut ist, und daß die Verbindungskanäle, die diese Einheiten mit dem Reaktorkern verbinden, durch Kanäle gebildet sind, die von der Wannenachse ausgehend radial im ober :n und im unteren Bereich des Reaktorkerns angeordnet sind.
Unabhängig von der jeweiligen Au«führungsform des Primärkreislaufes, insbesondere der Anordnung zueinander der Bauteile dieses Kreislaufes ist es zweckmäßig, daß der inerte, mit der Salzschmelze verträgliche Stoff, der die zwischen dem Reaktorkern, den Wärmetauschern und den Umwälzpumpen befindlichen Zwischenräume ausfüllt, damit der freie Raum für die Umwälzung möglichst klein ist, aus expandiertem Graphit besteht
Die Verwendung von Graphit in der Wanne eines Salzschüielzen-Kernreaktors ist zwar schon bekannt Aber bei den bekannten Bauarten hat dieser Stoff die Form imprägnierter Blöcke, und das ergibt zwei Nachteile, nämlich daß diese Blöcke erstens teuer sind und zweitens hohe örtliche Temperaturen ergeben, die in gewissen Fällen untragbar sind. Es bilden sich nämlich bei Graphitblöcken, welche die freien Räume, z. B. im Ringraum um den Reaktorkern zwischen den Pumpen und den Wärmetauschern, ausfüllen sollen, unvermeidbare, infolge der für Bau und Betrieb nötigen Spiele, dünne stillstehende Schichten der Salzschmelze. Infolgedessen finden in den Kernbestandteilen, die der sie umgebenden Neutronentrahlung ausgesetzt sind, Kernreaktionen statt, welche eine Wärmeenergie freisetzen, die nicht vermöge Wärmeleitung durch den Graphit hindurch abfließen kann, da dieser im allgemeinen ein schlechter Wärmeleiter ist In manchen Fällen können sehr hohe Temperaturen entstehen, welche ein gutes Funktionieren der Anlage verhindern, indem sie schwere Schäden an gewissen Bauteilen der Wanne oder den die Salzschmelze enthaltenden Bauteilen hervorrufen.
Aber die Verwendung expandierten Graphites ermöglicht, diese Nachteile zu mildern. Vorteilhaft kann dieser Graphit aus blättrigen Körnern von Grraphit erzeugt werden, die plötzlich stark erhitzt werden, so daß ein Wärmestoß entsteht, der die Umwandlung dieser Körner in Flocken bewirkt, Diese Flocken werden dann aneinandergepreßt zu Graphitblöck.en der Dichte 0,1 bis 2 gr/cm3. Diese Zusammenpressung kann durch isostatisches Pressen oder durch Pressen in nur einer Richtung geschehen, je nach der zu erreichenden Eigenart des Erzeugnisses und nach der Bauart der benutzten Fabrikat'onseinrichtungen.
Ein bemerkenswerter Vorteil des expandierten Graphits ergibt sieh aus der Möglichkeit, Preßblöcke zu schaffen, die leicht sind und deren Oberfläche prakt-sch undurchlässig ist für Flüssigkeiten, die starke Oberflächenspannung aufweisen. Genau dies ist der Fall bei der im Reaktor umlaufenden Salzschmelze bei der Berührung mit diesen Blöcken, welche die freien Räume in der Wanne ausfüllen. Diese freien Räume, insbesondere an dem in der Wanne gebildeten Ringraum, können mit
expandiertem Graphit ausgefüllt werden, dessen Verdichtung auf die gewünschte Dichte ohne vorheriges Ausglühen an Ort und Stelle, insbesondere in Bereichen verwickelter Form, z. B. um die von der Salzschmelze durchflossenen Kanäle herum, vorgenommen werden s kann. Diese Kanäle, die den Reaktorkern mit den Wärmetauschern und den Umwälzpumpen verbinden, lassen sich in der Masse expandierten Graphites erzeugen, und zwar entweder durch Schaffung von Hohlräumen für das beim Füllen der Wanne nötige to Formstück oder durch Verwendung von Rohren aus dichtem Graphit, um die herum dann die Füllschicht aus expandiertem Graphit verdichtet wird.
Schließlich können durch dv Verwendung expandierten Graphits, weil dieser < er Graphitmasse keine is Bemessungsbeschränkung aiferlegt, Fugen zwischen Blöcken in denjenigen Bereichen vermieden werden, in denen die Dichte des Neutronenflusses eine untragbare
diesen Füi?i?n eingeschlossenen
Salzschmelze ergeben würde, wobei die Anordnung dieser Masse gegebenenfalls so sein kann, daß ein leichter Umlauf der Salzschmelze zugelassen und so ein Stillstand der Schmelze vermieden wird.
Da bei der Erfindung ein Salzschmelzen-Kernreaktor vorgesehen ist, bei dem also der Kernbrennstoff flüssig 2s ist und mit dem Kühl- und Wärmemengenförderfluid in enger Verbinding steht, kann vorteilhaft auf mit einer Hülle versehene Kernbrennstoffelemente verzichtet werden, wobei die Verwendung von Kernbrennstoffen auf Fluoridbasis eine Versorgung des Kernreaktors mit für thermische Reaktoren ungeeignetem bestrahlten Kernbrennstoff ermöglicht, ohne deren Kühlung bei derartigen Kernreaktoren. Weiter wird erhöhte Sicherheit erreicht und kann eine kontinuierliche Behandlung des bestrahlten Kernbrennstoffs an einem Ort, nämlich im Schutzbehälter, durchgeführt werden, wodurch die Neutronenverluste verringert und ein Transport von Kernbrennstoffen zu Aufbereitungsanlagen vermieden werden kann.
Dabei wird das Nutzvolumen des Primärkreises im Inneren der Wanne angeordnet und dort auf den geringstmöglichen Wert begrenzt. Nach außen weist der Kernreaktor lediglich einen Schutzbehälter mit einem Verschlußdeckel auf, in dem Schächte münden, in denen die Wärmetauscher und die Umwälzpumpen enthalten sind, und von dem der Zugang zum Kern möglich ist. Im Inneren ist er mit dem inerten Stoff, insbesondere expandiertem Graphit, gefüllt, bis auf den Ort des Kerns, der von einem Neutronenschirm umgeben ist, und den der Wärmetauscher und Pumpen, wobei radiale Kanä'e und Räume (z. B. für Sammler) den Kern mit den Pumpen und den Wärmetauschern ober- bzw. unterhalb des Kerns verbinden. Expandierter Graphit hat dabei den Vorteil, daß er einerseits mit dem Brennstoff-Salz chemisch verträglich ist und andererseits neutroneninert und für Neutronen als Reflektor geeignet ist
Die Erfindung wird anhand der in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispiele näher erläutert Es zeigt:
F i g. 1 schematisch im Längsschnitt ein erstes Ausführungsbeispiel der Erfindung;
Fig.2 schematisch im Längsschnitt ein zweites Ausführungsbeispiel der Erfindung;
Fig.3 vergrößert eine Einzelheit der Wand der Wanne eines Kernreaktors gemäß F i g. 1 oder 2.
F i g. 1 zeigt schematisch einen Salzschmelzen-Kernreaktor 1. Er weist innerhalb eines äußeren Schutzbe hälters 2 mit dicken Betonwänden 3, die einen Hohlraum bilden, eine zylindrische Wanne 4 mit senkrechter Achse und mit im wesentlichen kugolschalenförmigem Boden auf, die den Kern 7 des Reaktors und den gesamten ihm zugehörigen Primärkreislauf einschließt. Diese Wanne 4 ist vorteilhaft an ihrer Außenwand von einer zweiten, parallelwandigen Wanne Ab umgeben. Der zwischen den beiden Wannen befindliche Zwischenraum 4a ist mit einer geeigneten Kühlflüssigkeit gefüllt. Die Wannen 4 und 4b hängen mittels ihrer oben offenen Teile unter einem Verschlußdeckel 5, der sich waagerecht erstreckt und auf einer im Schutzbehälter 2 angeordneten Tragfläche 6 aufliegt. Der Kern 7 ist koaxial zur Wanne 4 in deren unterem Teil angeordnet und ruht auf einer Sohlplatte 8, die ihrerseits auf einer Tragkonstruktion 9 ruht, welche an ihrem Umfang fest mit dem Boden 10 der Wanne 4 verbunden ist. Der Kern 7 ist aus einem Moderator, vorzugsweise Graphit, gebildet, der von (nicht gezeichneten) Umlaufkanälen für das geschmolzene Salz durchzogen ist. Der Kern 7 ist über seinem oberen Teil mit einem Reflektor Il abgedeckt und an seinen Seiten von einem zweiten Reflektor 12 umgeben; diese Reflektoren 11,12 sind mit einer geeignet dicken Masse 11a bzw. 12a aus einem einen Neutronenschutz bildenden Stoff bekleidet. Diese Bauteile des Kerns 7 bilden zwischen sich und über dem Kern 7 mindestens einen enrfrn Kanal 13, durch den die Salzschmelze, nachdem sie. von den nachstehend näher beschriebenen Umwälz-Vorrichtungen gefördert, den Kern 7 von unten nach oben durchströmt hat, in einen oberen Bereich abfließt, der einen Sammler 14 bildet. Unter dem Kern 7 ist ferner ein unterer Reflektor 15 angeordnet, durch den zusammen mit den anderen Reflektoren 11, 12 die Neutronen im aktiven Reaktorteil konzentrierbar sind. Der Kern 7 und der seitliche Reflektor 12 befinden sich in einer dünnwandigen offenen Wanne 16, die innerhalb der ersten Wanne 4 angeordnet ist, auf deren Tragkonstruktion 9 aufliegt und zusammen mit der Innenwand der ersten Wanne 4 einen Ringraum 17 bildet, der in seinem oberen Teil mil dem Sammler 14, in welchem sich die durch den Kanal 13 aus dem Kern 7 kommende heiße Salzschmelze sammelt, verbunden ist und der die Vorrichtungen für die Abfuhr der beim Durchströmen des Kerns 1 aufgenommenen Wärme und die Vorrichtungen für das Umwälzen der Salzschmelze enthält.
In diesem Ringraum 17 sind mehrere Wärmetauschei 18 und Umwälzpumper. 19 angeordnet, und zwar sind diese Primärkreislauf-Bestandteile so angeordnet da£ im Ringraum 17 eine möglichst gleichmäßige Vertei'mg der Temperatur und des Flüssigkeitsstromes erreichi wird. Die Wärmetauscher 18 und die Pumpen 10 sine von zylindrischen Schutzhüllen 20 bzw. 21 umgeben unc sind bis in den oberen Teil der Wanne 4 hinaufgeführt und dort am Verschlußdeckel 5 aufgehängt Di« Schutzhüllen 20 und 21 münden in ihrem oberen Teil ii den Sammler 14 und in ihrem unteren Teil in einer zweiten Sammler 22, in welchem die aus dei Wärmetauschern 18 ausströmende kalte Salzschmelz* in die Pumpen 19 einströmt um von diesen zurück zurr Kern 7, nämlich unter die diesen tragende Sohlplatte ί gefördert zu werden. Die Wärmetauscher 18 hängen ir dichten Verschlußstopfen 23, welche im Verschlußdek kel 5 vorgesehene und geeignet dimensionierti Öffnungen verschließen, und die Umwälzpumpen I-hängen in Verschlußstopfen 24, welche die Antriebsmo toren dieser Pumpen 19 tragen. Der Verschlußdeckel;
enthält ferner in seinem mittleren Teil über dem Kern 7 einen Verschlußstopfen 25, der so bewegbar ist, daß durch die Neutronenschutz-Masse und durch den oberen Reflektor ti hindurch zum Kern 7 mittels Ladevorrichtungen 26, die von außerhalb der Wanne 4 durch Antriebsvorrichtungen 27 betätigt werden, Zugang möglich ist.
Gem*,? einem erfindungswesentlichen Merkmal ist der zwischen den Wannen 4 und 16 befindliche Ringraum 17 in den freien Räumen, die sich außerhalb der die Wärmetauscher 18 und die Pumpen 19 umgebenden Schutzhüllen 20 und 21 befinden, mit einem inerten Stoff 28 gefüllt, der sich mit der Salzschmelze verträgt; dieser Stoff 28 füllt auch den Boden 10 der Wanne 4 und den Raum im oberen Teil der Wanne 4 unter dem Verschlußdeckel 5, über bzw. unter den Sammlern 14 und 22. Dieser inerte Stoff 28 ist vorzugsweise expandierter Graphit.
Der Umlauf der Salzschmelze indem vom Kern 7. den Wärmetauschern 18, den Pumpen 19 und den Sammlern 14 und 22 gebildeten Primärkreislauf ist wie folgt: Die aus dem Kern 7 oben ausströmende heiße Salzschmelze tritt in den Kanal 13 und fließt in diesem längs des Pfeiles 29 in Richtung zum Sammler 14; von dort strömt sie längs des Pfeiles 30 in die Wärmetauscher 18, in denen sie die beim Durchgang durch den Kern 7 aufgenommene Wärme an eine geeignete Sekundärflüssigkeit abgibt, welche in den Wärmetauschern 18 durch die Leitungen 31 und 32 fließt; die abgekühlte Salzschmelze strömt dann in den Ausgangs-Sammler 22 und dr:-t in Förderräder 33 der Pumpen 18, die sie so unter den Kern 7 drücken, daß sie diesen von neuem durchläuft, und zwar auf dem durch den Pfeil 34 schematisch angezeigten Strömungsweg.
Die für die Gestaltung des Primärkreislaufes in der Reaktor-Wanne 4 vorgesehenen Anordnungen gemäß der Erfindung, bestehen also darin, durch geschickte Füllung der Zwischenräume zwischen den Pumpen 19 und den Wärmetauschern 18 in dem den Kern 7 umgebenden Ringraum 17 und um die Sammler 14, 22 herum für die heiße und danach die gekühlte Salzschmelze die Abmessungen des von der Salzschmelze durchflossenen Strömungsweges aufs äußerste zu verringern. Insbesondere derjenige Teil dieses Strömungsweges, auf dem die Salzschmelze ihre höchste Temperatur hat, d. h. zwischen dem Austritt aus dem Kern 7 und dem Eintritt in die Wärmetauscher 18 — dieser Teil ist durch den Kanal 13 und den Sammler 14 gebildet — ist so verkürzt, daß sich die Korrosion der Wannen-Bauteile durch die Salzschmelze auf erträglichem Wert halten läßt.
Bei dem in F i g. 2 gezeigten anderen Ausführungsbeispiel ist ferner der Strömungsweg der Salzschmelze zwischen den Wärmetauschern 18 und den Pumpen 19 dadurch zu verringern, daß unmittelbar in dem zwischen der Wanne 4 und dem Kern 7 befindlichen Ringraum 17 aus Pumpe 19 und Wärmetauscher 18 bestehende Einheiten angeordnet werden, und zwar unter jedem Wärmetauscher 18 koaxial zu diesem je eine Pumpe 19. Wie Fig.2 (in ihr sind gleiche Bezugsziffern wie in F i g. 1 verwendet) zeigt, läßt sich der Strömungsweg der Salzschmelze im heißen Teil des Pnmärkreislaufes zwischen dem Kern 7 und dem Eintritt in die Wärmetauscher 18 auf radiale Kanäle 35 verringern; der Rücklauf der aus dem Förderrad 33 der Pumpe 19 ausströmenden Salzschmelze geschieht durch andere Kanäle 36, die sich radial von diesen Pumpen 19 zur Mitte des Kernes 7 hin erstrecken. Rings um die Kanäle 35 und 36 ist der Stoff 28 z. B. expandierter Graphit, der die freien Räume erfindungsgemäß füllt, auf passende Dichte verdichtet; das Einbringen des Stoffs 28 kann dadurch erfolgen, daß in den noch leeren Kern 7 Formstücke eingesetzt werden, welche die Rauminhalte des Kernes 7, der Wärmetauscher 18, der Pumpen 19 und der Verbindungs-Kanäle 35,36 bestimmen, und daß dann der Stoff 28 (expandierter Graphit) um diese Formstücke herumgepreßt wird. Wenn das Einbringen
ίο beendet ist, werden diese Formstücke entfernt, so daß der Raum für den Einbau der entsprechenden Teile der Anlage frei ist.
Bei beiden beschriebenen Ausführungsbeispiclen des Salzschmelzen-Kernreaktors I gemäß der Erfindung ist
' 5 der gesamte Primärkreislauf im Inneren der den Kern 7 enthaltenden Wanne 4 angeordnet. Bei solcher Bauart ist der Schutz der Bauteile dieses Pnmärkreislaufes gegen Neutronenstrahlung nur abhängig davon, daß die Salzschmelze selbst eine Neutronenquelle ist, was
Jo unvermeidbar dinse Bauteile strahlungsaktiv macht und entsprechende Gestaltung und Anordnung dieser Bauteile erfordert, wobei ihre gesamte Strahlung mit der mechanischen Festigkeit vereinbar bleiben muß. Andererseits wird durch die vorgesehenen Anordnun-
*5 gen, da diese den Strömungsweg der heißen Salzschmelze zwischen dem Austritt aus dem Kern 7 und dem Eintritt in die Primär-Wärmetauscher 18 beschränken, die Korrosionsgefahr beträchtlich vermindert. Denn die heiße Salzschmelze kommt mit nur einem sehr geringen Teil der Bauteile des Kernes 7 und des Primärkreislaufes in Berührung, während deren größter Teil nur von der kalten Salzschmelze bespült wird.
Um die Wirkungen der die Bauteile des Kernes 7 berührenden Salzschmelze noch mehr zu begrenzen, kann es besonders vorteilhaft sein, die Wanne 4 des Kernreaktors 1 zu »klimatisieren«, nämlich die Wand der Wanne 4 in den von der Salzschmelze bespülten Bereichen von außen zu kühlen. Zu diesem Zweck ist gemäß F i g. 3 an dieser Wand der Wanne 4 ein selbständiger Kühlkreislauf eines geeigneten Kühlmittels (Kühleinrichtung 40) zusammen mit einer durchbrochenen Wärmedämmschicht oder -isolation 41 im Innern der Wanne von an sich bekannter Art vorsehbar. Dank dieser Anordnung entsteht bei Berührung mit der Wanne 4 eine Zone 42, in der die Salzschmelze erstarrt, ist, dahinter eine Zone 43, in der sich der Aggregatzustand der Salzschmelze ändert, und schließlich eine Zone 44, in der sich das flüssige Salz befindet; durch die so gebildete erstarrte Schicht ist die Wand der Wanne 4 von der umlaufenden Salzschmelze isoliert Die korrodierende Wirkung der Salzschmelze wird also noch mehr verringert. Hierdurch ist es möglich, als Baustoff der Wanne 4 gewöhnlichen Stahl zu verwenden, also kostspieligen und schwer bearbeitbaren
Spzialstahl zu vermeiden.
Diese Schicht erstarrten Salzes an der Innenfläche der Wanne 4 läßt sich folgendermaßen herstellen: Zunächst wird, nachdem die Wanne 4 mit dem expandierten Graphit und dem Brennstoff-Salz gefüllt ist, das Ganze auf eine Temperatur erwärmt, die höher als der Schmelzpunkt des von den neutralen Bestandteilen des Brennstoff-Salzes, z. B. Mischung aus Lithium um Beryllium, gebildeten Eutektikums ist Bei dieser Temperatur, die z. B. 4000C sein kann, wenn die Schmelztemperatur des Salzes etwa 3500C ist, können die neutralen Bestandteile des SaSzes die Zwischenräume ausfüllen, welche durch die Dehnungsunterschiede zwischen der Wanne 4 und dem expandierten
verdichteten Graphit entstanden sein mögen. Danach wird die Wanne 4 unter den Erstarrungspunkt des Eutektikums, z. B. bis auf 300°C herab, gekühlt. Wenn alles die Räume zwischen der Wanne 4 und dem Graphit füllende Salz erstarrt ist, wird die Wanne 4 geleert und danach, während dij Wanne 4 auf 300"C gehalten wird, der Kern 7 mit den zur Reaktion nötigen wirksamen Bestandteilen des> Brennstoff-Salzes gefüllt. Danach wird die Kühlung der Wannen-Wand auf 300°C mittels der Kühleinrichtung 40 weiterhin während des ganzen Betriebes des Kernreaktors I aufrechterhalten, damit das Salz nicht in Berührung mit der Wanne 4 kommt, sondern die Wanne 4 ständig durch die Zonen 42 und 43 isoliert bleibt.
Natürlich brauchen, wenn aus irgendwelchem Grunde die Schutzschicht erneuert werden soll nur die Temperatur auf 4000C erhöht, so daß alles Salz entfernt werden kann, und dann die oben beschriebenen Arbeitsvorgänge von neuem duicligcfüliii werden.
Bemerkt sei noch, daß die oben beschriebene Kühlung keine genaue Regelung erfordert; Schwankungen von ± 25"C stören nicht, denn ein solches System hat eine hohe Wärmekapazität. Diese Regelung läßt sich übrigens einfach dadurch bewirken, daß der Druck des Dampfes, der in den von der Kühlflüssigkeit in der Kühleinrichtung 40 beheizten Wärmetauschern entsteht, entsprechend eingestellt wird.
In allen Fällen wird durch die Integration des
ίο Primärkreislaufes in die Wanne 4 erreicht, daß ein wesentlich kleineres Salzschmelzen-Volumen als bei den bekannten mit Außenschleifen ausgestatteten Bauarten ausreicht, und daß wesentlich leichter an die verschiedenen, instandzuhaltenden und gegebenenfalls /u ersetzenden Bauteile heranzukommen ist.
Diese Bauteile sind nämlich an einem einzigen Ort vereinigt, wo die zu ihrer Instandhaltung nötigen Mittel leichter zusammengefaßt werden können.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen

Claims (6)

Patentansprüche;
1. Salzschmelzen-Kernreaktor, welcher in einer gemeinsamen Wanne den Reaktorkern, der aus einer Moderator-Masse mit darin angeordneten Kanälen für den Umlauf der Salzschmelze besteht, ferner mindestens einen Primär-Wärmetauscher, der ganz dicht am Reaktorkern angeordnet ist und von der heißen Salzschmelze unmittelbar hinter dem Austritt aus dem Reaktorkern durchflossen wird, und Umwälzpumpen für die Förderung der aus den Wärmetauschern austretenden kalten Salzschmelze und zurück zum Reaktorkern enthält, dadurch gekennzeichnet, daß die freien Räume in der Wanne (4), die sich zwischen dem Reaktorkern (7), den Wärmetauschern (18) und den Pumpen (19) befinden, von einem inerten, mit der Salzschmelze verträglichen Stoff (28) gefüllt sind, der Verbindungskanäle (13,14,22,35,36) für den Durchfluß-der umgewälzten Salzschmelze aufweist
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktorkern (7) in der Mitte einer offenen zweiten Wanne (16) von senkrechter Achsrichtung angeordnet und von einem seitlichen Reflektor (12) umgeben ist, der mit der Innenwand der ersten Wanne (4) einen Ringraum (17) bildet, und daß die Pumpen (19) für die Umwälzung der Salzschmelze und die Wärmetauscher (18) in diesem Ringraum (17) rings um den Reaktorkern (7) herum regelmäßig verteilt angeordnet sind (F i g. 1).
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Umwälzpumpen (19) und die Wärmetauscher (18) im Ringraum (17) unter einem oberen Verschlußdeckel (S) aufgehängt sind, der sich waagerecht über der Wanne (4) :rstreckt, und daß dieser Verschlußdeckel (5) in seiner Mitte senkrecht über dem Kern eine öffnung aufweist, die mit einem bewegbaren Verschlußstopfen (25) versehen ist
4. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß jede Umwälzpumpe (19) in dem Ringraum (17) unmittelbar unter je einem Wärmetauscher (18) angeordnet und mit diesem zu je einer Umwälzpumpe-Wärmetauscher-Einheit zusammengebaut ist, und daß die Verbindungskanäle, die diese Einheiten mit dem Reaktorkern (7) verbinden, durch Kanäle (35, 36) gebildet sind, die von der Wannenachse ausgehend radial im oberen und im unteren Bereich des Reaktorkerns (7) angeordnet sind (F ig. 2).
5. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der inerte, mit der Salzschmelze verträgliche Stoff aus expandiertem Graphit besteht.
6. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Wand der ersten Wanne (4) innen mit einer Wärmeisolierung (41) und außen mit einer Kühleinrichtung (40) versehen ist, welche eine teilweise Erstarrung der Salzschmelze an dieser Wand bewirkt, damit die korrodierende Wirkung der umlaufenden Salzschmelze auf die Wand vermindert wird (F i g. 3).
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Families Citing this family (49)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2359484A1 (fr) * 1976-07-22 1978-02-17 Electricite De France Dispositif d'echange de chaleur integre pour reacteur nucleaire a sels fondus
US4256538A (en) * 1978-01-16 1981-03-17 Nuclear Power Company Limited Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactor
FR2419565A1 (fr) * 1978-03-07 1979-10-05 Commissariat Energie Atomique Echangeur d'ultime secours, notamment pour reacteur nucleaire a neutrons rapides
FR2460529A1 (fr) * 1979-07-02 1981-01-23 Sgn Soc Gen Tech Nouvelle Nouveaux groupes d'echange pour bassins de stockage de substances radioactives
CA1183287A (en) * 1980-04-15 1985-02-26 Kazuo Furukawa Single fluid type accelerator molten-salt breeder
DE3768564D1 (de) * 1986-06-16 1991-04-18 Lorraine Carbone Thermische verbindung mit starkem uebertragungskoeffizient und verwendungen zur abkuehlung einer einem intensiven thermischen fluss ausgesetzten anordnung.
US4859402A (en) * 1987-09-10 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
US4949363A (en) * 1987-09-10 1990-08-14 Westinghouse Electric Corp. Bottom supported liquid metal nuclear reactor
FR2659781B1 (fr) * 1990-03-14 1992-05-29 Commissariat Energie Atomique Reacteur nucleaire a neutrons rapides equipe d'un deflecteur a la sortie du cóoeur.
JPH0778551B2 (ja) * 1991-12-09 1995-08-23 動力炉・核燃料開発事業団 液体金属冷却原子炉
US5420897A (en) * 1992-07-30 1995-05-30 Kabushiki Kaisha Toshiba Fast reactor having reflector control system
US7139352B2 (en) * 1999-12-28 2006-11-21 Kabushiki Kaisha Toshiba Reactivity control rod for core
JP2003028975A (ja) * 2001-07-10 2003-01-29 Central Res Inst Of Electric Power Ind 原子炉
NL2000078C2 (nl) * 2006-05-19 2007-11-20 Gerrit Clemens Van Uitert Kernreactor.
US20090279658A1 (en) * 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
WO2009135286A1 (en) * 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
IT1403133B1 (it) * 2010-12-14 2013-10-04 Agenzia Naz Per Le Nuove Tecnologie L En E Lo Sviluppo Economico Sostenibile Enea Serbatoio di accumulo di energia termica con generatore di vapore integrato
US9881700B2 (en) * 2011-04-06 2018-01-30 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
US20130083878A1 (en) * 2011-10-03 2013-04-04 Mark Massie Nuclear reactors and related methods and apparatus
ES2649687T3 (es) * 2012-02-06 2018-01-15 Terrestrial Energy Inc. Reactor integrado de sales fundidas
US11875906B2 (en) * 2012-02-06 2024-01-16 Terrestrial Energy Inc. Method of operating a nuclear power plant
JP5781013B2 (ja) * 2012-05-30 2015-09-16 敬史 亀井 溶融塩原子炉
CA2883966A1 (en) * 2012-09-05 2014-03-13 Transatomic Power Corporation Nuclear reactors and related methods and apparatus
GB201318470D0 (en) 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
CN103366838B (zh) * 2013-07-17 2015-08-12 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆缓冲盐自然循环冷却***
WO2015017928A1 (en) 2013-08-05 2015-02-12 Terrestrial Energy Inc. Integral molten salt reactor
KR101513139B1 (ko) * 2013-11-28 2015-04-17 한국원자력연구원 원자로냉각재펌프 및 이를 구비하는 원전
RU2666787C2 (ru) * 2014-03-20 2018-09-12 Айан Ричард СКОТТ Химическая оптимизация в ядерном реакторе на расплавленных солях
WO2016109442A1 (en) 2014-12-29 2016-07-07 Ken Czerwinski Nuclear materials processing
US11276503B2 (en) 2014-12-29 2022-03-15 Terrapower, Llc Anti-proliferation safeguards for nuclear fuel salts
US10665356B2 (en) 2015-09-30 2020-05-26 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
EP3357068B1 (de) 2015-09-30 2020-06-17 TerraPower LLC Schneller kernreaktor mit neutronenreflektoranordnung für dynamische spektralverschiebung
US10867710B2 (en) 2015-09-30 2020-12-15 Terrapower, Llc Molten fuel nuclear reactor with neutron reflecting coolant
US20170294242A1 (en) * 2015-11-05 2017-10-12 Elysium Industries Limited In situ probe for measurement of liquidus temperature in a molten salt reactor
DE102015014446A1 (de) 2015-11-07 2017-05-11 Linde Aktiengesellschaft Wärmetauscher
CN109074876B (zh) * 2016-05-02 2023-04-25 泰拉能源公司 改进的熔融燃料反应堆热管理构造
WO2018026429A2 (en) * 2016-05-26 2018-02-08 Elysium Industries Ltd. Split shield assembly for a reactor system
WO2017205706A1 (en) * 2016-05-26 2017-11-30 Elysium Industries Ltd. Heat removal system for a molten salt reactor system
WO2018071081A2 (en) * 2016-07-15 2018-04-19 Elysium Industries Ltd. Fuel-cooled neutron reflector
WO2018013317A1 (en) 2016-07-15 2018-01-18 Terrapower, Llc Vertically-segmented nuclear reactor
WO2018031681A1 (en) 2016-08-10 2018-02-15 Terrapower, Llc Electro-synthesis of uranium chloride fuel salts
EA039692B8 (ru) * 2016-11-15 2022-03-21 ТерраПауэр, ЭлЭлСи Управление тепловым режимом расплавленного топлива
CZ308183B6 (cs) * 2017-11-29 2020-02-12 Centrum Výzkumu Řež S.R.O. Vysokoteplotní jaderný reaktor, chlazený roztavenou fluoridovou solí
EP3747025A1 (de) 2018-01-31 2020-12-09 TerraPower LLC Direktwärmetauscher für einen schnellen chloridschmelzereaktor
US11075015B2 (en) 2018-03-12 2021-07-27 Terrapower, Llc Reflectors for molten chloride fast reactors
CN110534213B (zh) * 2019-09-04 2022-09-27 哈尔滨工程大学 一种热管冷却混合燃料反应堆***
CN114651311A (zh) 2019-12-23 2022-06-21 泰拉能源公司 熔融燃料反应堆和用于熔融燃料反应堆的孔环板
CN111627571B (zh) * 2020-06-12 2022-02-08 中国科学院上海应用物理研究所 以石墨球为慢化剂的液态燃料熔盐堆以及石墨球更换方法
WO2022039893A1 (en) 2020-08-17 2022-02-24 Terrapower, Llc Designs for fast spectrum molten chloride test reactors

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3494829A (en) * 1962-01-13 1970-02-10 Werner Mialki Homogeneous,thermal nuclear fission reactor
GB1101539A (en) * 1964-06-19 1968-01-31 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
GB1106256A (en) * 1965-06-15 1968-03-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
GB1256874A (de) * 1968-02-23 1971-12-15
US3743577A (en) * 1968-06-03 1973-07-03 Atomic Energy Commission Single fluid molten salt nuclear breeder reactor

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Publication number Publication date
US4045286A (en) 1977-08-30
DE2558179A1 (de) 1976-07-15
GB1494055A (en) 1977-12-07
DE2558179B2 (de) 1977-07-21
CH596639A5 (de) 1978-03-15

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