DE2819734C2 - Kernreaktor - Google Patents

Kernreaktor

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DE2819734C2 DE2819734A DE2819734A DE2819734C2 DE 2819734 C2 DE2819734 C2 DE 2819734C2 DE 2819734 A DE2819734 A DE 2819734A DE 2819734 A DE2819734 A DE 2819734A DE 2819734 C2 DE2819734 C2 DE 2819734C2
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Abstract

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor zur Erzeugung von Energie mit Brutzonen und Spaltzonen, der mit unter Druck stehendem Wasser gekuehlt wird und dessen Spaltzonen Spaltmaterial aus Plutonium und Uran enthalten. Ziel der Erfindung ist es bei einem Kernreaktor der eingangs genannten Art eine Brutrate groesser 1 zu erzeugen. Das wird erfindungsgemaess dann erreicht, wenn den Brutzonen Spaltmaterial zugesetzt wird und die Spaltzonen eine Plutonium-Zusammensetzung aufweisen, wie sie aus Leichtwasserkraftwerksreaktoren nach normaler Standzeit anfaellt, und wenn die Geometrie der Brennelemente von Brut- und Spaltzonen zum Kuehlmittel Wasser derart ausgewaehlt wird, dass ein epithermisches Neutronenspektrum entsteht. Unter normaler Standzeit werden z.B. 35000 MWd/to(Megawatt-Tage/to) verstanden. ulischen Bindemittel-Substanzen in den Granalien bzw. Pellets.

Description

Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor zur Erzeugung von Energie mit räumlich voneinander getrennten Brtu- und Spaltzonen, der mit unter Druck stehendem Wasser gekühlt wird und
a) dessen Spaltzonen Spaltmaterial aus Plutonium und Uran enthalten, und
b) dessen Brutzonen Spaltmaterial zugesetzt ist
Ein derartiger Kernreaktor ist aus der US-PS 31 54 471 bekannt Als Spaltmaterial wird eines der Elemente U-235, U-233, Pu-239, Pu-241 oder eine Kombination von mit thermischen Neutronen spaltbaren Isotopen benutzt In der Brutzone ist U-238 oder Th-232 als Brutmaterial mit einem Atomverhältnis von spaltbaren zu brütbaren Isotopen kleiner als das von natürlichem Uran enthalten.
Weiterhin ist aus der DE-AS 14 14 091 ein epithermischer Reaktor mit getrennten Spalt- und Brutzonen bekannt
Die Erzielung einer Brutrate größer 1 beim thermischen Brüten unter Benutzung von Plutonium, wie es aus Leichtwasser-Reaktoren anfällt, erschien allerdings der Fachwelt als nicht verifizierbar, da einerseits die Zahl der Spaltneutronen pro im Spaltmaterial absorbierten Neutronen (eta-Wert η) für Plutonium-239 nicht ausreichend hoch und andererseits das dabei gleichzeitig auftretende Plutonium-240 als Neutronengift bekannt war. Das Plutonium aus Leichtwasserreaktoren galt deshalb lediglich in schnellen Brütern als mit gutem Ausnutzungsgrad verwendbar.
Das Brüten in thermischen Reaktoren erschien weiterhin nur möglich im Thorium-Zyklus. Dies wurde aus den eta-Werten der allgemein gebräuchlichen Spaltmaterialien bei 0,025 eV geschlossen, die für U-233, U-235 und Pu-139 2,3,2,077 und 2,109 betragen.
Da der eta-Wert weit über zwei liegen sollte, um Brüten zu gestatten, wurde der erreichbare Spielraum bei U-235 und Pu-239 für zu gering erachtet.
Die der Erfindung zugrundeliegende Aufgabe besteht darin, den im Oberbegriff des Patentanspruchs genannten Kernreaktor derart auszubilden, daß eine Brutrate größer 1 beim thermischen Brüten unter Einsatz von Plutonium durch besondere Ausnutzung der auch beim thermischen Brüten auftretenden epithermischen Neutronen erreichbar ist.
Diese Aufgabe wird durch eine Ausgestaltung des o. g. Kernreaktors gemäß den Merkmalen aus dem kennzeichnenden Teil des Patentanspruchs gelöst.
Hierbei enthalten die Spaltzonen des Kernreaktors eine Plutonium-Zusammensetzung, wie sie aus Leichtwasserkraftwerksreaktoren nach normaler Standzeit anfällt, und die Geometrie von Brut- und Spaltzonen zum Kühlmittel Wasser wird derart gewählt, daß ein epithermisches Neutronenspektrum entsteht. Unter normaler so Standzeit werden z. B. 35 000 MWD/to (Megawatt-Tage/to) verstanden. Dabei ist vorgesehen, daß die Spaltzonen Plutonium im Gewichtsprozentbereich von 8 bis 14 und die Brutzonen im Gewichtsprozentbereich von 2 bis 6 enthalten.
Die Erfindung wird im folgenden anhand von Ausführungsbeispielen mittels der Tabellen 1 bis 7 und der Figuren la, Ib und 2 bis 7 näher erläutert, wobei im Prinzip die technische Konzeption des aus der US-PS 31 54 471 bekannten Druckwasserreaktors vorausgesetzt wird.
Selbst in thermischen Reaktoren liegt ein großer Teil der Neutronen, die Spaltprozesse verursachen, im
epithermischen Energiebereich. In Fig. la und b ist für verschiedene Isotope eta über der Neutronenenergie aufgetragen. Wie ersichtlich ist, weisen U-235 und Pu-139 sehr ausgeprägte Senken im eta-Wert gerade oberhalb des thermischen Bereichs auf. In der Tabelle 1 ist der eta-Wert für 0.025 eV sowie der im thermischen und epithermischen Spektrum für U-233, U-235 und Pu-239 und Pu-241 angegeben.
Tabelle 1
U-233 U-235 Pu-239 Pu-241
η (0,025 e V) Tfih (typischer PWR therm. Spektrum) ifep, (typischer PWR epitherm. Spektrum)
2,30 2,07 2,11 2,15
2,27 2,06 1,84 2,17
2,16 1,67 1,88 2,49
Aus F i g. 1 a sind extrem scharfe Senken für den e!a-Wert sowohl für U-235 als auch Pu-239 im epithermischen Energiebereich ersichtlich.
Material, das für Brüter nutzbar gemacht werden könnte, ist aus Leichtwasser-Kraftwerksreaktoren erhältlich. Solches Material hat beispielsweise eine Plutoniumisotopenzusammensetzung von 55,23% Pu-239,22,10% Pu-240, 17,68% Pu-241 und 4,97% Pu-,:42. Da der Spaltquerschnitt für Pu-241 größer ist als der von Pu-239, erfolgt ein großer Teil der Spaltprozcsse in Pu-241. Aus der Tabelle 1 und der F i g. 1 ist ersichtlich, daß das eta für Pu-241 mit dem von U-233 gut vergleichbar ist
Außerdem weist ein U/Pu-System eine Reihe von Vorteilen gegenüber einem Thorium-System in bezug auf das Brüten auf. So ist der Schnellspaltungseffekt über 5 mal so groß in U-238 als in Thorium. Es ist somit nicht allzu schwierig, einen Schnellspaltungseffekt von 1,10 in einer dichten Urangitterstruktur zu erhalten. Dies bedeutet daß für ein eta von ungefähr 2,1 die effektive Anzahl der pro gespaltenem Plutoniumkern freigegebenen Neutronen sich von 2,1 auf 231 erhöht und die Anzahl der Neutronen, welche für das Brüten ausnützbar sind, von 0,1 auf 031 ansteigt. Zur letzteren Zahl müssen 0,05 Einfänge im U-238 hinzugezählt werden. Weiterhin bewirkt U-238 über 20% aller Spaltprozesse im Core bei einem Schnellspaltungseffekt von 1,10.
Der totale Absoiptionswirkungsquerschnitt der Plutoniumspaltisotope im epithermischen Bereich ist mehr als doppelt so groß wie der von U-233, darum ist die Absorption im Strukturmaterial weniger relevant.
Das Pu-239 wird relativ schnell aus U-238 gebildet, welches ein Neutron absorbiert hat, während beim Thorium der Protaktiniumübergang mit 27,4 Tagen Halbwertszeit besteht. Das Protaktinium hat einen relativ hohen Wirkungsquerschnitt Jede Absorption durch Protaktinium ist ein doppelter Verlust nämlich der des absorbierten Neutrons und der des daduich nicht gebildeten U-233-Kerns.
Die Spaltung von Pu-240 ist bedeutend, da der Spaltwirkungsquerschnitt von Pu-240 6 mal größer ist a.'s der für U-238. Außerdem besitzt Pu-240 einen merkbaren Spaltwirkungsquerschnitt in der nicht aufgelösten Resonanzenergiegruppe, Gruppe 2, in der der Fluß viel größer ist als in der schnellen Gruppe, Gruppe 1. (Gruppe 1,2, 3 und 4 mit den Energiebereichen 10 bis 0,821 MeV, 821 bis 5,53 keV, 5530 eV bis 0.625 eV und 0,625 eV bis O eV.)
Diese Überlegungen haben erfindungsgemäß dazu geführt, daß bei einem bedeutenden Anteil von Pu-240 und Pu-241 in einem Plutoniumspaltstoff es möglich ist zu brüten und zwar einem Leichtwasser-U-Pu-System genauso leicht wie mit U-233 in einem U-Th-System. Bei einem Kernreaktor des eingangs angeführten Typs werden höhere Anfangskonversionsraten (ICR) gefunden. Eine Erläuterung geben die Tabellen 2 und 3 sowie die F i g. 2,3 und 4 im folgenden:
Tabelle 2
Die Tabelle 2 gibt einen ICR von 1,12 für die gleiche Konstruktion und Leistungsverteilung wie bei einem Reaktor im U-Th-Zyklus (LWBR) wieder. Die Plutoniumprozentwerte liegen bei 12 in der Spaltzone und bei 2 in der Brutzone. Aus der Tabelle 3 ist für einen 8%igen Anteil von Plutonium in der Spaltzone und 4% in der Brutzone der ICR auf 1,10 zurückgegangen. Hierbei wurden in beiden Fällen die Werte 0,5 für die Spaltzone und 0,3 für die Brutzone für das Verhältnis des Volumens des Moderators Vm zu dem des Brennstoffes W angenommen. Kfffist in beiden Fällen gleich 1. Die Leistungsproduktion in der Brutzone liegt im zweiten Fall höher.
In den F i g. 2 und 3 sind weitere ICR- bzw. Ke/rWerte für andere Zusammensetzungen, z. B. einer Spaltzonenanreicherung von 8, 10, 12 und 14% und für eine Brutzonenanreicherung von 2, 4 und 6%, angegeben. Das Volunienverhältnis von Brut- zu Spaltzone beträgt 1,96. Aus den F i g. 2 und 3 ist zu ersehen, daß jedes Prozent Wachstum von Kcnmit einer 2%igen Abnahme des ICR zusammenhängt.
In Fig.4 ist der Wert der Kcrrüber den Abbrand (Vollasttage) aufgetragen. Die Spaltzone ist mit 12% bei einem VMI W von 0,5 und die Brutzone mit 2% bei einem VM/ VFvon 0,3 angereichert. Die Radien für die Spaltbzw. Brutzonen betragen 13,90 bzw. 22,90 cm. Die mittlere Leistungsdichte liegt bei 100 W/cm3. Der ICR-Wert ist relativ unempfindlich gegenüber dem Radius der Spaltzonen.
Die Fi g. 5 und 6 geben die anfängliche Leistungsverteilung L und die Flußverteilung Füber den Radius (cm) am Spalt- und Brutzonenübergang wieder: Spaltzone mit 12% Pu, VMIV, =0,5: Brutzone 2% Pu, VMI V1 =0,3. Optimiert wird durch Verbesserung der Leistungsverteilung. Die Tabellen 4 bis 6 zeigen die anfänglichen Absorptions(ABS)- und Spalt(FlSS)-raten in der Spalt- und Brutzone. Im Falle der Tabelle 4 liegt der Brennstoffradius bei 0,411 cm; die Dicke der Zirkonium-Metallhülle beträgt 0,60 mm.
Spaltzone 8 Brutzone
Ix. 0,5 0,3
%Pu
ICR (für/Ceff = l)= 1.12. 		12 2
Tabelle 3
Spaltzone Brutzone
IiL 0,5 0,3
%Pu
lCR(für/Ccff = l)=l,10. 		4
Tabelle 4
Spaltzone
Gruppe		 Spaltstoff met. Abschirmung Wasser 8,90-2
1,07-4
7,55-2
1,76-2
0,182		 Brutzone
Spaltstoff		 met. Abschirmung Wasser
5
1
2
3
4
ίο Total
Tabelle 5		 9,73
16,96
65,54
6,27
98,51		 0,102
0,170
1,03
4,56-3
1,31		 238 Uabs 238 Urss 239 8,19
16,82
60,73
11,78
97,52		 0,116
0,267
1,84
2,67-2
2,25		 5,912
1,05-4
0,113
5,55-2
0,228
Gruppe Fluß Puabs 240 Puabs 240 Pufiss 241 Puaus
Tabelle 6
1 2 3 4
11,869 34,453 17,300 0,4287 SUMME
11376 24,263 10,075 0,07434 SUMME
6,996-2 1,430-1 3,488-1 6,068-3 5,678-1
5.223-2 7,574-2 1,782-1 5,411-4 3,067-1
6,127-2
1,817-4
6,145-2
4,626-2
1,051-4
4,636-2
4,887-3
1,505-2
1,108-1
8,538-2
2,161
2,508-2
5,631-2
2,318-1
4,674-2
3,599-1
1,781-3 2,210-3 6,880-2 738-3 8,004-2
9,131-3 8,330-3 6,175-2 5,254-3 8,446-2
1,664-3
6,618-4
1,474-5
1,176-6
2,342-3
8,553-3
2,625-3
1,146-5
8,541-7
1,119-2
1,444-3 7,915-3 6,309-2 1,905-2 9,150-2
7,403-3 2.926-2 1,609-1 1,014-2 2,077-1
Die F i g. 7 gibt die ICR als Funktion des Abbrandes an, wobei durch Änderung der Geometrie Kcir = 1 gehalten wurde. Dabei bleibt der ICR-Wert für den gesamten Abbrand über eins, sogar bis zu 500 Vollasttagen. Dies wurde extrapoliert.
In Fig.7 ist aufgezeigt, daß nach 250 Vollasttagen die Überschußreaktivität aufgebracht ist, was aber verhindert werden kann, wenn der Radius der Spaltzonen etwas vergrößert wird. Dies würde den ICR-Wert nicht beeinflussen.
Es ist klar, daß Pu-239 sich nachteilig auf den Bruteffekt auswirkt. Der ICR-Wert wächst allerdings mit Zunahme des prozentualen Anteils von Pu-240 und Pu-241 und damit auch die Reaktivität. Bei Vorliegen von reinem Pu-240/Pu-241-Spaltstoff könnte ein ICR-Wert von über 1,30 erhalten werden. Dies hätte folgende Vorteile: Der Anteil des U-238 in der Spaltzone wird verringert, das Spaltstoffinventar wird reduziert, der Wassergehalt der Spaltzone kann vergrößert werden, was die Kühlung erleichtert, und der Abbrand wird erhöht
Ein wichtiger Parameter des Kernreaktors ist der Blasenkoeffizient (VOID-Koeffizient). Berechnungen haben gezeigt, daß für einen Leichtwasser-Uran-Plutonium-Brüter der Blasenkoeffizient stark negativ ist (z. B.
—— = —0,048 mit μ gleich der Dichte des Wasser in der Spaltzone). Der Wert ist aus der Tabelle 7 abgeleitet. Tabelle 7
iplp
0.0
0,4 (10% Wasserverlust)
0,5
1.0
1,034
1,029
1,02
0,925
Hierzu 8 Blatt Zeichnungen

Claims (1)

  1. Patentanspruch:
    Kernreaktor zur Erzeugung von Energie mit räumlich voneinander getrennten Brut- und Spaltzonen, der mit unter Druck stehendem Wasser gekühlt wird und
    a) dessen Spaltzonen Spaltmaterial aus Plutonium und Uran enthalten, und
    b) dessen Brutzonen Spaltmaterial zugesetzt ist,
    dadurch gekennzeichnet, daß
    c) die Spaltzonen 8 bis 14 Gewichtsprozent Plutonium und die Brutzonen 2 bis 6 Gewichtsprozent
    Plutonium enthalten und
    d) die Geometrie von Brut- und Spaltzonen zum Kühlmittelwasser derart gewählt ist, daß ein epithermisches Neutronenspektrum entsteht.
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