DE2643092C3 - Thermischer oder epithermischer Atomkernreaktor - Google Patents
Thermischer oder epithermischer AtomkernreaktorInfo
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Description
Die Erfindung bezieht sich auf einen thermischen oder epithermischen Atomkernreaktor.
Aufgabe der Erfindung ist es. die Reaktivität in einem
thermischen oder epithermischen Atomkernreaktor zu erhöhen.
Diese Aufgabe wird dadurch gelöst, daß an vorbestimmten
Stellen seines Kerns oder Reflektors der Moderator durch schwere Elemente mit einem kleinen
Neulinneneinfangquerschnitt und einem hohen
Qiici schnitt lür elastische Streuung für thermische
und einem ebenfalls hohen Querschnitt für unelastische Streuung für schnelle Neutronen, wie Blei oder
Wismut, in Element- oder Oxidform und mit einer Umhüllung mit niedrigem Neutronenabsorptionsquerschnitt,
wie Zirkon oder Aluminium, ersetzt ist.
Bei einem thermischen Reaktor resultiert mehr als die Hälfte der Spaltungen aus der Absorption von
Neutronen mit Neutronenenergien unterhalb 0,6 Elektronenvolt, während bei einem epithermischen
Reaktor mehr als die Hälfte der Spaltungen aus der Absorption von Neutronen mit Energien oberhalb 0,6
Elektronenvolt resultiert.
Gemäß der Erfindung werden schwere Elemente mit einem kleinen Neutroneneinfangquerschnitt und
einem hohen Querschnitt für elastische Streuung für thermische und einem ebenfalls hohen Querschnitt für
unelastische Streuung für schnelle Neutronen für den Moderator oder als Ergänzung des Moderaturs verwendet.
Solche schweren Elemente mit den vorgenannten Eigenschaften sind beispielsweise Blei oder
Wismut oder deren Oxide. Die Erhöhung der Reaktivität ist erzielbar, weil die genannten schweren Elementeingewissen
Energiebereichen Querschnitte besitzen, die bei thermischen und epithermischen Reaktoren kerntechnisch größere Vorteile bieten als
die Querschnitte der üblichen Moderatoren. Insbesondere in Bereicheil· mit sehr hoher Energie haben
die genannten schweren Elemente wesentlich höhere elastische und unelastische Streuquerschnitte mit einem
viel höheren Abbau an Neutronenenergie.
Der thermische Einfangungsquerschnitt von Blei beträgt etwa die Hälfte desjenigen von Wasserstoff.
Andererseits besitzt Wismut eine beträchtliche Resonanzeinfangung, die bei Blei fehlt.
In vorteilhafter Weise werden Blei und Wismut verwendet.
Während Blei und Wismut ähnlich hohe Energieeigenschaften besitzen, wird die Verwendung von Blei
aufgrund seiner leichteren Verfugbr-fkeit im allgemeinen
bevorzugt. Wenn der Schmelzpunkt von Blei (327° C) nicht ausreichend ist, kann PbO (Schmelzpunkt
bei 888° C) mit nahezu den gleichen nuklearen Eigenschaften verwendet werden. Der Schmelzpunkt
von PbO sollte ausreichend sein, da bei einem Reaktor eine sehr geringe Erwärmung der Bleistäbe eintritt.
In gleicher Weise kann für Wismut die Oxidform Bi2O3 (Schmelzpunkt 820° C) verwendet werden.
Für eine Erhöhung der Reaktivität dienen insbesondere auch die Merkmale der Ansprüche 6 und 7,
wobei durch die Merkmale der Ansprüche 7 und 8 die Neutronenverluste auf ein Minimum gehalten
werden können. Durch die Merkmale des Anspruchs 8 kann der durch den Brutbereich erzeugte
Energieanteil erhöht werden.
Die Zunahme an Reaktivität kann in vorteilhafter Weise beispielsweise dazu ausgenutzt werden, den
Bedarf an schwerem Wasser bei einem durch schweres Wasser moderierten Reaktor oder den Anreicherungsbedarf
bei Leichtwasserreaktoren zu senken.
Die Vorteile der Erfindung ergeben sich auch bei Reaktoren, die andere Arten von Moderatoren, wie
Graphit oder Beryllium, verwenden.
Nachfolgend werden Ausführungsbeispiele der Erfindung anhand der Zeichnung näher erläutert. F.*.
zeigt
Fig. 1 einen Querschnitt durch ein Druckrohr für einen Schwerwasserreaktor,
Fig. 2 ein Ausführungsbeispiel der Erfindung, mit
dem sich eine weitere Einsparung an Moderatorgehal t
(D2O) erzielen läßt,
Fig. 3 einen Querschnitt durch ein Druckrohr für Reaktoren vom Typ Gentilly (Erläuterung des Typs
in der Beschreibung),
Fig. 4 eine Ansicht bezüglich der Anordnung von schweren Elementen bei sehr dünnen Reflektoren,
Fig. 5 eine typische modulare Anordnung bei Siedewasserreaktoren,
Fig. 6 eine Darstellung der Anordnung nach Fig. 5 in ausschließlicher Dimensionsabhängigkeit vom Radius,
Fig 7 eine Anordnung der schweren Elemente für einen Druckwasserreaktor,
Fig. 8 eine verbesserte Anordnung der schweren Elemente bei einem Druckwasserreaktor,
Fig. 9 eine Darstellung der Zonen von Leichtwasserreaktoren
mit dünnen Reflektoren, und
Fig. 10 ein weiteres Ausführungsbeispiel der Erfindung in Verbindung mit Leichtwasserreaktoren,
a) Fig. 1 zeigt einen Querschnitt durch ein Druckrohr
von einem SchwerwasserreaktorT>p Pickerung
(steht in Pickerung in Kanada und ist ein sogenannter CANDU-Reaktor, d. h. ein kanadischer
Druckrohr-Schwerwasser-Reaktor). Der Reaktor wird durch schweres Wasser (D2O
99,75%) moderiert und gekühlt. Jedes Druckrohr enthält 28 Brennstäbe 10 aus Natururanoxid.
Ein Quadratgitterabstand von 28,58 cm wird verwendet. Im ersten Fall wurde die Reaktivität
für eine Standardreaktorauslegung berechnet. Im zweiten Fall wurden zwölf kleine
Bleistäbe 12 in den Zwischenräumen zwischen den Brennstoffstäben 10, wie dargestellt, an
Stellen hinzugefügt, bei denen keine Beeinträchtigung mit dem Kühlsystem für die Brennstoffstäbe
vorliegt. Im dritten Fall wurde der Abstand verringert, um die Einsparungen am Schwerwassermoderator
abschätzen zu können.
Fall Anzahl an züge- Quadratgitter- k^
fügten Bleistäben abstand in cm
fügten Bleistäben abstand in cm
1 kein Stab 28,58
2 12 Stäbe,
Radius 0.2776 cm 28,58
3 12 Stäbe,
Radius 0,2776 cm 27,50
1,109 1,118 ··· 1,104
Durch Extrapolation von Fall 3 wird deutlich, daß durch Hinzufüg«ing der Bleistäbe die ur- ,o
sprüngliche Reaktivität bei einem verringerten Abstand erhalten wird, was zu einer Einsaprung
an Gehalt des Moderators (D2O) von etwa 7% führt.
Um die Auswirkung des Austausches des zentralen Brennstoffstabes durch einen Bleistab bei einem
Douglas Point (in der Anlage in Douglas Point, Kanada, verwendetes Rohr) Druckrohr
(19 Brennstoffstäbe) zu bestimmen, wurde eine weitere Rechnung durchgeführt. Die Reaktivität bo
nahm um etwa 0,8% ab. Wenn jedoch das Druckrohr nunmehr leicht erweitert und der
zentrale Rrennstoffstab in der äußeren Reihe eingesetzt wurde, erhöhte sich die Reaktivität um
mehr als 1,6%, verbunden mit einem tatsächii- fachen
Anstieg der Reaktivität von 0,8%. Dies ermöglicht eine weiten: beträchtliche Abnahme an
Moderatorgehalt (D2O).
b) Fig. 2 zeigt ein Ausführungsbeispiel für eine weitere Einsparung an Moderatorgehalt (D2O)
In diesem Fall sind Schwerelementstäbe 12' etwa mittig zwischen den Druckrohren angeordnet.
Ein Neutron mit hoher Energie, das in dem zentralen Trennrohr in Fig. 2 erzeugt wird, wirkt
auf einen Schwerelementstab 12' ein und wird abgebremst. Dieses Neutron besitzt nunmehr
eine maximale Weglänge durch das D1O, weil das Neutron durch das Schwerelement 12' in seiner
weiteren Bewegungsbahn abgelenkt wird und so sich der freie Weg der Neutronen bis zum
nächsten Druckrohr verlängert. Auf diesem längeren Weg erfolgt eine bessere Moderierung der
Brennstoffelemente. Die Thermalisierung wird somit wahrscheinlicher und die Einfangwahrscheinlichkeit
durch die U-238 Resonanzen nimmt ab. daher führen die Schwerelementstäbe 12' zu einer Erhöhung der Reaktivität, die sich
zur Verringerung der Menge ar .Moderator ausnutzen läßt. Da das Spektrum der Zone, in der
die schweren Elemente angeordnet sind, hochthermisch ist, wäre Wismut für diesen Anwendungsfall
zu bevorzugen.
c) Fig. 3 zeigt einen Querschnitt des Druckrohres von Reaktoren Typ Gentilly, dem Aufstellungsort
eines Reaktors in Kanada. Es handelt sich auch hier um einen sogenannten CANDU-Reaktor
mit 19 Druckrohren. Dieser Reaktortyp wird durch Schwerwasser (D2O 99,75%) moderiert
und die Kühlung soll in diesem Fall durch leichtes Wasser (H2O) erfolgen. Jedes Druckrohr
enthält 18 Stäbe aus Natururanoxid. Fall 1 betrifft eine Standardanordnung. Bei Fall 2 ist das
zentrale Leerrohr entfernt und durch Blei ersetzt worden.
Fall
Quadratgitterabstand
in cm
2 zentraler Leerstab durch Blei
ersetzt
ersetzt
27
27
1,073 1,082
Diese Versuche wurden mit 10000 ursprünglich entwickelten Neutronen durchgeführt. Es wurde
eine Korrektur für die Blei-(n,2n)-Reaktion (beim Bleibeschuß entstehen bei Beschüß mit einem
Neutron zwei Neutronen) eingeführt. Die Tabelle zeigt, daß das Blei im Vergleich zu einem
zentralen Leerraum die Reaktivität erhöht. Wie beim obigen Fall a) konnte der Moderator um
etwa 7% bei konstanter Reaktivität reduziert werden. Weitere Einsparungen an schwerem
Wasser konnten erhalten werden, indem kleine Bleistäbe in den Zwischenräumen der Brennstoffelemente
eingesetzt und von den anderen unter a) und L) zuvor genannten Ausführungsbeispielen Gebrauch gemacht wurde,
d) Eine v/eitere Ausführung gemäß der Erfindung besteht darin, die schweren Elemenie nahe bei oder innerhalb der D2O-Reflektoren anzuordnen, um den Verlust an Neutronen außerhalb des Reaktors zu realisieren. Beispielsweise verwenden CANDU-Reaktoren (kanadischer Druckrohr-Schwerwasser-Reaktor) einen 60 cm dikken Reflektor. Diese hohe Dicke ist primär
d) Eine v/eitere Ausführung gemäß der Erfindung besteht darin, die schweren Elemenie nahe bei oder innerhalb der D2O-Reflektoren anzuordnen, um den Verlust an Neutronen außerhalb des Reaktors zu realisieren. Beispielsweise verwenden CANDU-Reaktoren (kanadischer Druckrohr-Schwerwasser-Reaktor) einen 60 cm dikken Reflektor. Diese hohe Dicke ist primär
notwendig, um einen Verlust oder Leckaustritt
an Neutronen sehr hoher Energie zu verhindern, für die Deuterium einen relativ wenig verlangsamenden
Querschnitt besitzt. Bei dicken Reflektoren wurden die schweren Elemente ähnlich wie ·
bei der Anordnung nach Fig. 2 so angeordnet werden, daß die mit den schweren Elementen
kollidierenden Neutronen einen langen Weg durch den Moderator einnehmen, bevor sie die
Brennstoffelemente des Druckrohres erreichen, |0
um eine gute Moderation sicherzustellen. Für sehr dünne Reflektoren 20' zeigt Fig. 4 eine
brauchbare Anordnung. Wie dargestellt, sind die schweren Elemente an der Außenseite des
Druckrohres angeordnet, die an den Reflektor ι ■
20 angrenzt. In jedem Fall kann durch Verhinderung eines Entweichens der Neutronen mit sehr
hoher Energie ein beträchtlicher Gewinn an Reaktivität mit einer entsprechenden Einsparung
anschwerem Wasser erhalten werden. Fürdiesen '"
Zweck wird vorzugsweise Wismut verwendet, da tier Wärmefluß an der Stelle relativ hoch ist. an
der das schwere Element angeordnet ist.
Andererseits ist bei einem Schwerwasserbrutreaktor. wie er in der US-PS 3 859 165 beschrieben : ■ wird, das Spektrum sehr hart, so daß Blei bevorzugt verwendet wird,
c) Anwendung bei Leichtwasserreaktoren
Andererseits ist bei einem Schwerwasserbrutreaktor. wie er in der US-PS 3 859 165 beschrieben : ■ wird, das Spektrum sehr hart, so daß Blei bevorzugt verwendet wird,
c) Anwendung bei Leichtwasserreaktoren
Um einen Vorteil aus der Verwendung von schweren Elementen im Inneren eines gleichför- n>
mig angereicherten Leichtwasserreaktors zu erzielen,
ist es notwendig, daß die Brennstoffelemente in modularer Form angeordnet werden,
wobei sich ein Teil des Moderators an der Außenseite der Brennstoffelemente befindet. An- r.
dernfalls wird bei einer Gitterstruktur von sehr kleinem Abstand zwischen den Randbrennstoffstäben
der Module, wie er typisch für die Kerne von Leichtwasserreaktoren ist. die Chance für
einen Strahlungseinfang von Neutronen (d. h. ■»> ohne daß damit eine Spaltung verbunden ist)
iiiv.!ii iiciinciiswci i uuiv.ii uas Vorliegen von
schweren Elementen beeinflußt.
Bei Siedewasserreaktoren ist die modulare Anordnung schon im Einsatz, damit bei Verdamp- -n fen des in Berührung mit den Brennstoffelementen befindlichen Wassers ausreichend Wasser zur Moderation vorliegt. Es ist auch möglich, solche modularen Anordnungen für Druckwasserreaktoren zu verwenden, da das Verhältnis von Was- jn ser zu Brennstoffvolumen so hoch ist, daß zur Kühlung genügend Wasser in Berührung mit den Brennstoffelementen selbst dann zur Verfugung steht, wenn eine gewisse Menge Wasser außerhalb des Moduls angeordnet wird. Das in Wasser lösbare, im allgemeinen zur Steuerung von Druckwasserreaktoren verwendete Absorbent für die Neutronen verhindert, daß eine übermäßige Energie vom außerhalb des Moduls befindlichen Wasser (Fig. 5) abfließen kann. Hierzu ω wird erklärend ausgeführt, daß üblicherweise die Wasserkanäle 22 so viele Neutronen thermalisieren würden, daß die Brennstoffstäbe 10, die direkt am Rand der Wasserkanäle liegen, eine ausnehmend hohe Spaltwirkimg hätten. Jedoch &5 wird ein Druckwasserreaktor mittels eines Bor enthaltenden Absorbents, welches in Wasser gelöst ist. gesteuert. Daraus resultiert, daß das Wasser genügend Neutronen absorbiert, um eine überaus große Zunahme der Spaltwirkung in den in der Nähe der Wasserkanäle liegenden Rand-Brennstoffstäben zu verhindern.
Fig. 5 zeigt eine typische modulare Anordnung, wie sie bei Siedewasserreaktoren verwendel wird, und Fig. 6 stellt in nur vom Radius abhängiger Weise eine Anordnung nach Fig. 5 dar. Die Dichte des Wassers ist typisch für die Werte kommerzieller Siedewasserreaktoren bei Volllast. Sie hängt von der Temperatur im Siedewasserreaktor ab.
Bei Siedewasserreaktoren ist die modulare Anordnung schon im Einsatz, damit bei Verdamp- -n fen des in Berührung mit den Brennstoffelementen befindlichen Wassers ausreichend Wasser zur Moderation vorliegt. Es ist auch möglich, solche modularen Anordnungen für Druckwasserreaktoren zu verwenden, da das Verhältnis von Was- jn ser zu Brennstoffvolumen so hoch ist, daß zur Kühlung genügend Wasser in Berührung mit den Brennstoffelementen selbst dann zur Verfugung steht, wenn eine gewisse Menge Wasser außerhalb des Moduls angeordnet wird. Das in Wasser lösbare, im allgemeinen zur Steuerung von Druckwasserreaktoren verwendete Absorbent für die Neutronen verhindert, daß eine übermäßige Energie vom außerhalb des Moduls befindlichen Wasser (Fig. 5) abfließen kann. Hierzu ω wird erklärend ausgeführt, daß üblicherweise die Wasserkanäle 22 so viele Neutronen thermalisieren würden, daß die Brennstoffstäbe 10, die direkt am Rand der Wasserkanäle liegen, eine ausnehmend hohe Spaltwirkimg hätten. Jedoch &5 wird ein Druckwasserreaktor mittels eines Bor enthaltenden Absorbents, welches in Wasser gelöst ist. gesteuert. Daraus resultiert, daß das Wasser genügend Neutronen absorbiert, um eine überaus große Zunahme der Spaltwirkung in den in der Nähe der Wasserkanäle liegenden Rand-Brennstoffstäben zu verhindern.
Fig. 5 zeigt eine typische modulare Anordnung, wie sie bei Siedewasserreaktoren verwendel wird, und Fig. 6 stellt in nur vom Radius abhängiger Weise eine Anordnung nach Fig. 5 dar. Die Dichte des Wassers ist typisch für die Werte kommerzieller Siedewasserreaktoren bei Volllast. Sie hängt von der Temperatur im Siedewasserreaktor ab.
In der Tabelle gibt Fall I die Ergebnisse ohne Blei und geben die Fälle 2 und 3 die Ergebnisse
bei Hinzufügung von ft kleinen Blcistäben in den Zwischenräumen dort wieder, wo eine minimale
Beeinträchtigung der Kühlwirkung erfolgt.
I .ill | Λ | η/.ιΜ πι /iigcfliT! | - HrCTimlTiff | O | uaifr.iiEitTtr | 1.203 |
W | Ii llki-UK-n | .„U.Kh,,,,,,... | 1.212 | |||
1 | O | 1.95 | *) | 1.2(Ki | ||
ι | fl | 1.95 | S | |||
3 | η | 1.85 | ι; | |||
Fall 3 veranschaulicht eine beträchtliche Einsparung hinsichtlich der Anreicherung ohne Verlust
an Reaktivität durch Verwendung von Bleistäben innerhalb des Brennstoffmoduls. Ferner
wurde die Resonanzentweichungswahrscheinlichkeit verringert und die Wärmeausnutzung erhöht,
was bedeutet, daß das Umwandlungsverhältnis (Umwandlung von U-238 in Plutonium 239) verbessert ist, und daher konnte bei gleicher
Lebensdauer eine noch geringere Anreicherung vorgesehen werden.
f) Bei einem anderen Ausführungsbeispiel wurde festgestellt, daß eine vorteilhafte Stelle für die
schweren Elemente 12'" in der Mitte zwischen den Brennstoffmodulen 24 liegt. Die durch die
schweren Elemente 12'" verlangsamten Neutronen müssen dann eine ausreichende Wasser-
um cmc iiirnc
lichkeit zur Thermalisierung zu haben. Dies wird durch die mittige Anordnung der schweren Elemente
12'" sichergestellt, vorausgesetzt, daß die Breite des zwischen den Modulen 24 verbleibenden
Wasserkanals nicht so übermäßig groß ist, daß zu viele Neutronen durch den Wasserstoff
eingefangen werden. Es gibt vielmehr eine optimale Menge an schweren Elementen und W°sser
für einen Kanal. Wenn die Breite des schweren Elementes erhöht wird, neigt der Verlangsamungseffekt
zu einem Sättigungspunkt, während das parasitäre Einfangen des schweren Elementes
zunimmt. Zu wenig Wasser führt zu einer unzureichenden Thermalisierung, während zu viel
Wasser, wie zuvor erwähnt, ein zu großes Einfangen von Neutronen durch den Wasserstoff ergibt.
Ein typischer, von der Firma Westinghouse gebauter Druckwasserreaktor wurde untersucht.
Bei einer 3%igen Brennstoff anreicherung liegt das veranschlagte Verhältnis von Wasser zu
Brennstoffvolumen von 2,8 zu 1 nahe beim Optimum vom Gesichtspunkt der Reaktivität aus bei
der Wasserdichte für die Betriebstemperaturen. Es wurde ein Modul ausgewählt, der aus 19
Brennstoffstäben bestand, die bei einem norma-
leu Stababstand ein Quadrat mit einer Seitenlange
von 6.34 cm einnehmen. Hine erste Monte Carlo Berechnung wurde durchgeführt, um zu
/eigen, daß der Wert A χ nahc/u unverändert bleibt, wenn die Brennstoffstäbe enger aneinander
gesetzt wurden, was gleichbedeutend mit einem Verhältnis von I zu 1 des Volumens an
Wasser zu Brennstoff ist, wobei sich das restliche Wasser an der Außenseite des Brennstoffbereiches
befindet. F.s wurde ein Kreismodul verwendet (Fig. (S). Für die nachfolgenden Berechnungen
war die Annahme notwendig, daß der Brennstoff, das Wasser und das für die Umhüllung
und die Wandung der Druckrohre verwendete Zirkonium gleichmäßig innerhalb des kreisförmigen
Brennstoffbereiches ausgebreitet vorlagen. Die Werte für Α· χ wurden mit und ohne
Blei berechnet, wobei das Biei gemiiß rig 7 in
den Zwischenräumen angeordnet wurde. Ohne Blei betrugtlcr Wert für A χ 1.32. Mit Bleistangen
mit einem Radius von R:l = 0,466 cm und
W1 = 0.330 cm wurde ein Wert A- χ berechnet,
der sich auf 1.337 erhöhte. Eine sveitere Zunahme an Reaktivität könnte möglicherweise
durch Hinzufügungen von Blei an anderen Stellen längs der Mittellinien zwischen den Modulen
und durch Verwendung von Wismut anstelle von Blei erzielt werden, da das Spektrum an diesen
Stellen sehr thermisch sein sollte. Somit konnte eine beträchtliche Einsparung an Anreicherung
für eine bestimmte Lebensdauer erhalten werden, die im wesentlichen durch den Anfangswert A- bestimmt ist. Weiterer Gewinn kann
durch die Anordnung nach Fig. 8 erzielt werden, g) Ein weiteres Ausführungsbeispiel der Erfindung
für Leichtwasserreaktoren erstreckt sich ähnlich wie bei Schwerwasserreaktoren auf eine Minimierung
des Verlustes an Neutronen durch Leckaustritt. Neutronenleckverluste neigen dazM, verstärkt bei Leichtwassserreaktoren aufzutrennen,
da bei typischen Brennstoffkalkulationsschemata der frische Brennstoff (mit der höchsten Reaktivität) an der Außenseite des
Kerns hinzugefügt wird, während der schon weiter ausgebrannte Brennstoff zum Innern bewegt
wird. Wie beim Schwerwasserfall hängt die optimale Anordnungsstelle für die schweren Elemente
von der Abmessung des Reflektors ab. Für einen dicken Leichtwasserreflektor befindet sich
die optimale Anordnungsstelle für die schweren Elemente im Reflektor in einem ausreichenden
Abstand von den Brennstoffelementen, damit die durch die schweren Elemente verlangsamten
Neutronen eine gute Wahrscheinlichkeit für die Thcimalisierung haben, jedoch sollte die Anbringungsstellc
nicht soweit weg liegen, daß eine zu große Menge von diesen Neutronen durch den
Wasserstoff eingefangen wird. Für dünne Reflektoren werden die schweren Elemente wenigstens
teilweise in dem äußeren Brennstoffbereich der Kernzone 3 gemäß Fig. 9 angeordnet. Eine
solche Anbringungsstclle ist insbesondere vorieiihaii nahe dei Gieii/.iage /wfciCMcri frischen
und verbrauchten Brennstoffbereichen, um einen Leckaustritt von den Bereichen mit hohem
A χ zu einem niedrigen A χ auf einem Minimum
zuhalten. Fig. 9 zeigt eine typische schematische Anordnung.
h) Ein weiteres Ausführungsbeispiel der Erfindung für Leichtwasserreaktoren erstreckt sich auf einen
Spall/Biut-Bereich 26 für Druckwasserreaktoren.
Bei diesen Reaktoren besteht der Spaltbereich aus hoch-angereichertem Brennstoff und
der Brutbereich 26 enthält Natururan oder nicdrig-angereicherten Brennstoff. Ein Hauptziel
besteht darin, so viel Energie wie möglich im Brutbereich zu erzeugen. Der Verlust an schnellen
Neutronen aufgrund von Leckverlusten im Brutbereich reduziert wesentlich den Anteil der
dort erhaltenen Energie. Durch Verwendung der genannten schweren Elemente im Brutbereich
konnte dort der Leckverlust an schnellen Neutronen reduziert und der Anteil an erhaltbarer
Gesamtenergie erhöht werden. Hierdurch läßt sich die Wirtschaftlichkeit dieser Kernbauart
wesentlich verbessern.
Fig. 10 zeigt eine typische schematische Anordnung. Wismut ist für diesen Anwendungsfall wegen
des thermischen Spektrums und der geringen Anreicherung der Abdeckung zu bevorzugen.
Hierzu 5 Blatt Zeichnungen
Claims (8)
1. Thermischer oder epithermischer Atomkernreaktor,dadurch
gekennzeichnet,daß an vorbestimmten Stellen seines Kerns oder Reflektors
der Moderator durch schwere Elemente (12) mit einem kleinen Neutroneneinfangquerschnitt
und einem hohen Querschnitt für elastische Streuung für thermische und einem ebenfalls hohen
Querschnitt für unelastische Streuung für schnelle Neutronen, wie Blei oder Wismut, in Elementoder
Oxidform und mit einer Umhüllung (20) mit niedrigem Neutronenabsorptionsquerschnitt, wie
Zirkon oder Aluminium, ersetzt ist.
2. Reaktor gemäß Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß er durch schweres Wasser moderiert
und gekühlt ist.
3. Reaktor mit Druckrohren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die genannten
schweren Metalle etwa in der Mitte zwischen den Druckrohren angeordnet sind.
4. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß er durch schweres Wasser moderiert,
jedoch durch ein leichten Wasserstoff enthaltendes Kühlmittel, wie leichtes Wasser oder ein organisches
Kühlmittel, gekühlt ist.
5. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß er als Siedewasserreaktor, bei dem
ein Teil des Moderators (14) außerhalb der Reihen der die Brennstoffstäbe (10) umgebenden
Umhüllungen (20) liegt, ausgebildet ist.
6. Reaktor nach Anspruch i, dadurch gekennzeichnet, daß er als Druckwasserreaktor mit aneinandergrenzenden
Umhüllungen (20) für die Reihen aus Brennstoffstäben ausgebildet ist, wobei
die Brennstoffstäbe (10) innerhalb der Umhüllung (20) einen verringerten Abstand zueinander
aufweisen, so daß Wasser in den Kanälen außerhalb der Reihe von Brennstoffstäben (10)
und innerhalb der Umhüllung angeordnet ist, und daß die genannten schweren Elemente (12) innerhalb
der Reihe aus Brennstoffstäben (10) und innerhalb der Wasserkanäle angeordnet werden.
-7. Reaktor nach Ansprüchen 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß die genannten schweren Elemente
(12") in der äußeren Zone des Kerns und im Reflektor (20') angeordnet sind.
8. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß er einen Spalt- und einen Brutbereich
aufweist und daß innerhalb des Brutbereiches (26) die genannten schweren Elemente (12")
angeordnet sind.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/723,482 US4123328A (en) | 1976-09-15 | 1976-09-15 | Utilization of heavy elements in thermal and epithermal reactors |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2643092A1 DE2643092A1 (de) | 1978-04-06 |
DE2643092B2 DE2643092B2 (de) | 1980-05-08 |
DE2643092C3 true DE2643092C3 (de) | 1981-02-05 |
Family
ID=24906458
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2643092A Expired DE2643092C3 (de) | 1976-09-15 | 1976-09-24 | Thermischer oder epithermischer Atomkernreaktor |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4123328A (de) |
CA (1) | CA1081375A (de) |
DE (1) | DE2643092C3 (de) |
FR (1) | FR2365184A1 (de) |
GB (1) | GB1553980A (de) |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4881247A (en) * | 1982-03-25 | 1989-11-14 | Westinghouse Electric Corp. | Measuring nuclear fuel burnup |
US4495136A (en) * | 1982-05-11 | 1985-01-22 | Westinghouse Electric Corp. | Maximum power capability blanket for nuclear reactors |
US4526741A (en) * | 1983-06-10 | 1985-07-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel assembly for the production of tritium in light water reactors |
US4699756A (en) * | 1985-08-08 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Full length control rod employing axially inhomogeneous absorber materials for zero reactivity redistribution factor |
US4818478A (en) * | 1987-12-07 | 1989-04-04 | Westinghouse Electric Corp. | BWR fuel assembly mini-bundle having interior fuel rods of reduced diameter |
US5442668A (en) * | 1993-06-03 | 1995-08-15 | Massachusetts Institute Of Technology | Passive pressure tube light water cooled and moderated reactor |
US20050069075A1 (en) * | 2003-06-04 | 2005-03-31 | D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. | Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control |
EP2339589A1 (de) * | 2009-12-25 | 2011-06-29 | Global Nuclear Fuel-Japan Co., Ltd. | Brennstabbündel |
KR101533868B1 (ko) * | 2012-07-24 | 2015-07-06 | 한국원자력연구원 | 중수로 핵연료 다발의 핵연료봉 구조 |
KR101744156B1 (ko) | 2016-02-29 | 2017-06-07 | (주)뉴클리어엔지니어링 | 개량형 중수로용 핵연료 다발 |
Family Cites Families (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2837477A (en) * | 1945-02-16 | 1958-06-03 | Fermi Enrico | Chain reacting system |
US2830944A (en) * | 1945-08-28 | 1958-04-15 | Eugene P Wigner | Neutronic reactor |
US2832733A (en) * | 1946-04-23 | 1958-04-29 | Szilard Leo | Heavy water moderated neutronic reactor |
US3048534A (en) * | 1952-03-28 | 1962-08-07 | Tonks Lewi | Control means for neutronic reactors |
GB948909A (en) * | 1959-06-19 | 1964-02-05 | Rolls Royce | Improvements in or relating to nuclear reactors |
NL279220A (de) * | 1962-06-04 | |||
US3255083A (en) * | 1962-12-26 | 1966-06-07 | Carl N Klahr | Method of flux separation in nuclear reactors and structure therefor |
US3351532A (en) * | 1965-09-20 | 1967-11-07 | Jr Harry F Raab | Seed-blanket converter-recycle breeder reactor |
US3523869A (en) * | 1967-10-03 | 1970-08-11 | Byk Gulden Lomberg Chem Fab | Booster-source rods in heavy water moderated reactor |
US3519535A (en) * | 1968-01-24 | 1970-07-07 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear fuel assembly with plural independent control elements and system therefor |
US3849248A (en) * | 1969-02-14 | 1974-11-19 | Gen Electric | Samarium compensation for nuclear reactor fuel |
-
1976
- 1976-09-15 US US05/723,482 patent/US4123328A/en not_active Expired - Lifetime
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GB1553980A (en) | 1979-10-17 |
US4123328A (en) | 1978-10-31 |
FR2365184B1 (de) | 1979-01-12 |
DE2643092B2 (de) | 1980-05-08 |
DE2643092A1 (de) | 1978-04-06 |
CA1081375A (en) | 1980-07-08 |
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