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DE1028704B - Verfahren zur Durchfuehrung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen - Google Patents

Verfahren zur Durchfuehrung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen

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Publication number
DE1028704B
DE1028704B DEST12023A DEST012023A DE1028704B DE 1028704 B DE1028704 B DE 1028704B DE ST12023 A DEST12023 A DE ST12023A DE ST012023 A DEST012023 A DE ST012023A DE 1028704 B DE1028704 B DE 1028704B
Authority
DE
Germany
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suspension
adsorbent
circulating
carrier liquid
hydrocyclone
Prior art date
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Pending
Application number
DEST12023A
Other languages
English (en)
Inventor
Theo Van Der Plas
Marie Egidius Antonius Hermans
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
STICHTING REACTOR CENTRUM
Original Assignee
STICHTING REACTOR CENTRUM
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Filing date
Publication date
Application filed by STICHTING REACTOR CENTRUM filed Critical STICHTING REACTOR CENTRUM
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Pending legal-status Critical Current

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  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
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Description

DEUTSCHES
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Durchführung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen, bei dem der Kernbrennstoff aus einer Suspension eines festen spaltbaren Materials, z. B. Uranoxyd oder Thoroxyd, in einer Trägerflüssigkeit besteht, wobei die Suspension durch einen Kernreaktor und einen Wärmeaustauscher zirkuliert, während beim Betrieb des Kernreaktors regelmäßig Spaltprodukte abgezogen werden, so daß die Vergiftung des Reaktors durch stark neutronenabsorbierende Atome gering gehalten wird.
Bei einer bekannten Ausführungsform dieses Verfahrens wird der Kernbrennstoff während des Kernreaktorbetriebs dadurch von Spaltprodukten befreit, daß man aus wenigstens einem Teil der umlaufenden Suspension kontinuierlich einen Teil der Trägerflüssigkeit ausscheidet, die ausgeschiedene Trägerflüssigkeit mit dazu geeigneten Mitteln, z. B. mit adsorbierender Aktivkohle, reinigt und die so gereinigte Trägerflüssigkeit der umlaufenden Suspension wieder zuführt.
Auch hat man in dieser Richtung bereits vorgeschlagen, der umlaufenden Suspension nach dem Verlassen des Reaktors kontinuierlich eine zusätzliche Menge Trägerflüssigkeit beizugeben, worauf diese Menge anschließend von der Suspension abgeschieden, mit dazu geeigneten Mitteln gereinigt und schließlich aufs neue zur Verdünnung der Suspension angewandt wird.
Diese bekannten Verfahren beruhten auf der Erkenntnis, daß wenigstens ein Teil der bei der Kernspaltungsreaktion anfallenden Spaltprodukte die suspendierten Teilchen aus spaltbarem Material verläßt, von der Trägerflüssigkeit abgebremst und darin aufgenommen wird. Dabeiwar es bereits bekannt, daß bei Anwendung einer Suspension, in der im wesentlichen alle suspendierten Teilchen einen größten Durchmesser aufweisen, der kleiner ist als 15 μ, die Menge der von der Trägerflüssigkeit aufgenommenen Spaltprodukte maximal ist, so daß die Spaltprodukte während des Betriebs des Reaktors gleichfalls mit maximalem Wirkungsgrad entzogen werden können.
Diese Verfahren haben jedoch den bekannten Nachteil, daß ein wesentlicher Teil der von der Trägerflüssigkeit aufgenommenen Spaltprodukte wieder durch die suspendierten Teilchen des spaltbaren Materials adsorbiert wird, wodurch diese Spaltprodukt^ nur in lÄSchränktem Maße entzogen werden können. Die so adsorbierten Spaltprodukte beeinträchtigen eine gute Neutronenökonomie in gleichem Maße wie die Spaltprodukte, welche die suspendierten Teilchen nicht verlassen haben.
Gemäß der Erfindung wird diese Schwierigkeit beseitigt, indem man der umlaufenden Suspension eine Verfahren zur Durchführung
einer sich selbst erhaltenden
Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen
Anmelder:
Stichting Reactor Centrum Nederland,
's Gravenhage
Vertreter: Dr. F. Zumstein
und Dipl.-Chem. Dr. rer. nat. E. Assmann,
Patentanwälte, München 2, Bräuhausstr. 4
Beanspruchte Priorität:
Niederlande vom 21. Dezember 1955
Marie Egidius Antonius Hermans
und Theo van der Pias, Arnhem (Niederlande),
sind als Erfinder genannt worden
solche Menge eines Spaltprodukte adsorbierenden Stoffes beigibt, daß pro \rolumeinheit Suspension das Adsorptionsvermögen dieses Stoffes für die Spaltprodukte wesentlich größer ist als das Adsorptionsvermögen des spaltbaren Materials für diese Spaltprodukte, worauf anschließend die Spaltprodukte entfernt werden, indem man den adsorbierenden Stoff kontinuierlich oder nicht kontinuierlich aus der umlaufenden Suspension ausscheidet und je nach Bedarf der umlaufenden Suspension frischen adsorbierenden Stoff zugibt.
Die Erfindung beruht auf der Erkenntnis, daß der der umlaufenden Suspension zugesetzte adsorbierende Stoff die von der Trägerflüssigkeit aufgenommenen Spaltprodukte zum weitaus größten Teil adsorbieren wird, wodurch die Menge der durch die suspendierten Teilchen adsorbierten Spaltprodukte auf ein Mindestmaß beschränkt wird, während weiterhin die Spaltprodukte auf einfache und zweckmäßige Weise dem Kernbrennstoff entzogen werden können.
Der adsorbierende Stoff hat, wie sämtliche im Innern eines Kernreaktors zu verwendenden Stoffe, der Bedingung zu genügen, daß er ein nur geringes Absorptionsvermögen für Neutronen aufweist.
Zur periodischen oder kontinuierlichen Ausscheidung des adsorbierenden Stoffes aus der umlaufenden Suspension können an sich bekannte Verfahren, die
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sich auf die Trennung von in einer Flüssigkeit suspendierten Feststoffgemischen beziehen, angewandt werden. Mit Rücksicht auf das sehr hohe spezifische Gewicht der üblichen spaltbaren Stoffe, wie Uranoxyd und Thoroxyd, liegt es auf der Hand, eins Scheidung nach spezifischem Gewicht vorzunehmen.
Vorzugsweise wird der adsorbierende Stoff aus der umlaufenden Suspension ausgeschieden, indem man wenigstens einen Teil dieser Suspension in einem Sekundärumlauf durch wenigstens einen Hydrozyklon führt. Die Überlauffraktion dieses Hydrozyklons besteht dann aus Trägerflüssigkeit, in der fast lediglich adsorbierender Stoff suspendiert ist, während als Unterlauffraktion eine Trägerflüssigkeit anfällt, in der fast ausschließlich spaltbares Material suspendiert ist. Nach Abscheidung des adsorbierenden Stoffes, beispielsweise mittels eines Filters, kann die feststofffreie Trägerflüssigkeit aus der Überlauffraktion zusammen mit der Unterlauffraktion des, Hydrozyklons dem Suspensionsumlauf wieder zugeführt werden.
Vorzugsweise wird bei dem Verfahren gemäß der Erfindung Aktivkohle als adsorbierender Stoff angewandt.
Es hat sich nämlich gezeigt, daß das spezifische Adsorptionsvermögen pro Oberflächeneinheit für die Spaltprodukte bei Aktivkohle und den üblichsten spaltbaren Stoffen, wie Uranoxyd und Thoroxyd, dieselbe Größenordnung aufweist; die zugängliche Adsorptionsoberfläche ist jedoch bei Aktivkohleteilchen weit größer als bei Teilchen der genannten spaltbaren Stoffe von etwa gleichen oder sogar beträchtlich größeren Abmessungen, so daß bei gleichzeitiger Anwesenheit dieser Teilchen in der Trägerflüssigkeit die Einstellung der Adsorptionsgleichgewichte der Spaltprodukte zu einer fast vollständigen Adsorption durch die Aktivkohle führt, auch bei Anwendung einer relativ geringen Menge Aktivkohle.
Bei Anwendung von hochwirksamen Aktivkohlearten ist bei dem Verfahren gemäß der Erfindung bloß eine sehr geringe Menge Aktivkohle erforderlich. So hat sich gezeigt, daß eine Durchschnittsmenge Aktivkohle von etwa 2 g je kg Urandioxyd in einer umlaufenden Kernbrennstoffsuspension dieses Uranoxyds in gewöhnlichem oder schwerem Wasser mit einer mittleren Teilchengröße von 10 bis 15 μ bereits eine weitgehende Adsorption der Spaltprodukte durch die Aktivkohle erbringt.
Der große Unterschied im spezifischen Gewicht zwischen Aktivkohle und spaltbarem Material gestattet eine freie Wahl der Korngröße der Aktivkohle. Wenn erwünscht, können die Aktivkohleteilchen wesentlich größer sein als diejenigen des spaltbaren Materials, ohne daß man Schwierigkeiten bei der Ausscheidung der Aktivkohle aus der umlaufenden Suspension zu befürchten braucht.
Die Erfindung wird an Hand der Zeichnung erläutert, die schematisch eine zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung geeignete Vorrichtung darstellt.
Die Vorrichtung enthält ein Reaktorgefäß 1, das mit einem Primärumlauf für die Kernbrennstoffsuspension mit beigemischtem adsorbierendem Stoff verbunden ist, wobei der Umlauf aus einer Pumpe 2, einem Wärmeaustauscher 3, einem Gasabscheider 4 und Verbindungsleitungen 5, 6, 7 und 8 besteht. Das Reaktorgefäß 1 ist von einer Anzahl aufgeschichteter Berylliumblöcke 9 umgeben, die zusammen mit der aus gewöhnlichem oder schwerem Wasser bestehenden Trägerflüssigkeit der Kernbrennstoffsuspension hauptsächlich als Moderator für die Neutronen fungieren.
Um diese Blöcke sind Graphitblöcke 10 geschichtet, die hauptsächlich als Neutronenreflektor vorgesehen sind. Der eigentliche Kernreaktor ist in ein druckfestes Gefäß 11 eingeschlossen und weiterhin von einer Betonabschirmung 12 zur Verhinderung biologischer Schäden umschlossen.
In dem Wärmeaustauscher 3 überträgt die infolge der Kernspaltungsreaktion heiß gewordene Suspension Wärme an ein Kühlmittel, und die so gewonnene Energie kann weiterhin in einer Kraftanlage (nicht in der Zeichnung vorhanden) verwertet werden.
In dem Gasabscheider 4 werden die gasförmigen Zersetzungsprodukte der Trägerflüssigkeit aus der umlaufenden Suspension ausgeschieden und durch die Leitungen 13, 63 und 21 über einen Flüssigkeitsabscheider 61 in eine katalytische Zelle 64 geführt, in der sie zu gewöhnlichem bzw. schwerem Wasser rekombiniert werden, das in einem angrenzenden Kondensator 65 kondensiert und zusammen mit in dem Flüssigkeitsabscheider 61 ausgeschiedenem Wasser durch die Leitungen 66 und 62 nach dem primären Suspensionsumlauf zurückbefördert wird.
Der primäre Suspensionsumlauf ist mit einem Expans-ionsgefäß 14 versehen, das sich gleich über der Pumpe 2 befindet. Die Pumpe 2 wird von dem Motor 15 angetrieben und ist als Kreiselpumpe ausgebildet, so daß beim Strömen von Flüssigkeit in das Expansionsgefäß 14 keine suspendierten Teilchen mitgerissen werden und eine Anhäufung radioaktiven Materials im Expansionsgefäß 14 vermieden wird.
Mit Rücksicht auf die Tatsache, daß der Kernreaktor bei höheren Temperaturen, z. B. 250° C, zu betreiben ist, wird, damit ein Sieden der Trägerflüssigkeit vermieden wird, das ganze System unter Gasdruck gesetzt. Dazu ist eine Druckgasanlage 16 mittels der Leitungen 17j 21 und 24 mit dem Gasabscheider 4 und mittels der Leitungen 17 und 20 mit dem Expansionsgefäß 14 verbunden. Um ein Hinaussickern des Kernbrennstoffes zu vermeiden, steht die D ruckgas an lage 16 außerdem mittels der Leitungen 17, 18 und 19 mit dem Innern des Druckgefäßes 11 und mittels der Leitungen 17, 20 und 22 mit dem Gehäuse des Motors 15 in Verbindung.
Das Druckgas wird auch zur Abkühlung der Berylliumoxydblöcke 9 und der Graphitblöcke 10 benutzt. Dazu ist in dem Deckel 85 des Druckgefäßes 11 eine Leitung 84 vorgesehen, die das Innere des Druckgefäßes mit der Gasleitung 18 verbindet. Eine Pumpe 83 bewirkt eine Gaszirkulation durch das Innere des Druckgefäßes 11. Das so umlaufende Gas wird durch einen Kühler 86 gekühlt.
Vorzugsweise liefert die Anlage 16 Wasserstoff, wenn die Trägerflüssigkeit der Kernbrennstoffsuspension aus gewöhnlichem Wasser, und Deuterium, wenn die Trägerflüssigkeit aus schwerem Wasser besteht. Die katalytische Rekombination in der Zelle 64 wird dann durch das Vorhandensein eines Übermaßes Wasserstoff bzw. Deuterium gefördert, und weiterhin wird der Zersetzung der Trägerflüssigkeit dadurch Einhalt getan, daß die Suspension wasserstoff- bzw. deuteriumgesättigt ist. Es hat sich nämlich gezeigt, daß die Gleichgewichtslage der möglichen Zersetzungsreaktionen von gewöhnlichem bzw. schwerem Wasser, was die gasförmigen Reaktionsprodukte betrifft, im wesentlichen durch die Wasserstoff- bzw. Deuteriumkonzentration bestimmt wird.
Gemäß der Erfindung erfolgt die Ausscheidung des mit Spaltprodukten beladenen adsorbierenden Stoffes aus der umlaufenden Suspension derart, daß man einen Teil dieser Suspension durch die Leitungen 25
und 26 einem Hydrozyklon 27 zuführt. Die Überlauffraktion dieses Hydrozyklons, die aus Trägerflüssigkeit und fast dem gesamten adsorbierenden Stoff aus der in den Hydrozyklon geführten Suspension besteht, strömt durch die Leitung 30 in ein Filter 42, wo der adsorbierende Stoff abgeschieden wird. Die auf diese Weise von adsorbierendem Stoff befreite Trägerflüssigkeit wird anschließend durch die Leitungen 31, 35 und 29 in den primären Suspensionsumlauf zurückbefördert. Die Unterlauffraktion des Hydro- ίο Zyklons 27, die sich aus Trägerfiüssigkeit und fast dem gesamten spaltbaren Material aus der in den Hydrozyklon geführten Suspension zusammensetzt, fließt dem Suspensionsumlauf durch die Leitungen 28 und 29 ebenfalls wieder zu.
Bei einer kontinuierlichen Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung strömt fortwährend eine bestimmte Volumenfraktion der umlaufenden Suspension durch den so gebildeten Sekundärumlauf.
Bei einer diskontinuierlichen Ausführungsweise wird periodisch eine größere Volumenfraktion der Suspension durch den Sekundärumlauf geführt, so daß der mit Spaltprodukten beladene adsorbierende Stoff in kurzer Zeit der ganzen Suspension entzogen wird.
Die Volumenfraktion der in den Hydrozyklon 27 geführten Suspension, die für die Menge des je Zeiteinheit ausgeschiedenen adsorbierenden Stoffes maßgebend ist, sowie die Wirkung dieses Hydrozyklons können mit Hilfe der in den Leitungen 28 und 30 vorgesehenen Regelventile 48 bzw. 47 geregelt werden.
Durch Zusatz in die durch die Leitung 35 strömende Trägerflüssigkeit, der mittels des Trichters 32 und der mit Regelventil 34 versehenen Leitung 33 erfolgen kann, wird die umlaufende Suspension je nach Bedarf mit frischem adsorbierendem Stoff beschickt. Der zuzusetzende adsorbierende Stoff ist hierbei vorzugsweise in einer geringen Menge Trägerflüssigkeit suspendiert. Wenn nötig, kann durch die Leitung 36 noch eine zusätzliche Menge Trägerflüssigkeit beigegeben werden.
Der in dem Filter 42 ausgeschiedene adsorbierende Stoff wird periodisch durch die Leitung 45 in das Vorratsgefäß 46 abgelassen. Das in der Leitung 31 vorgesehene Regelventil 43 wird dazu vorübergehend geschlossen, während das Regelventil 44 in der Leitung 45 in diesem Fall geöffnet ist. Zum Ersatz der dabei in den Behälter 46 abfließenden Trägerflüssigkeit kann durch die Leitungen 36 und 33 neue Trägerflüssigkeit herangeführt werden.
Das Filter 42 kann zugleich zur Abscheidung sehr feiner Teile des suspendierten spaltbaren Materials dienen, die sich durch Abrieb in der strömenden Suspension gebildet haben und infolge ihrer sehr kleinen Abmessungen gleichfalls in die Überlauffraktion des Hydrozyklons 27 geraten.
Damit der umlaufenden Suspension ein Teil des spaltbaren Materials entzogen und/oder dieser Suspension spaltbares Material beigegeben werden kann, ist die Vorrichtung mit einem Vorratsbehälter 49 mit vorgeschaltetem Hydrozyklon 51 und Zuleitung 59 ausgestattet. Ein Teil der umlaufenden Suspension kann zwecks Ausscheidung spaltbaren Materials durch die Leitungen 25 und 50 mit Regelventil 55 in den Hydrozyklon 51 geführt werden. Aus der Unterlauföffnung dieses Hydrozyklons 51 tritt eingedickte Suspension, die in den X^orratsbehälter 49 geführt wird, während ausgeschiedene Trägerflüssigkeit, die auch adsorbierenden Stoff enthalten kann, durch die Leitungen 52, 35 und 29 in den primären Suspensionsumlauf zurückfließt. Die Wirkung des Hydrozyklons 51 kann mittels des in der Überlaufleitung 52 vorgesehenen Regelventils 53 geregelt werden. Frischer oder andersartiger Kernbrennstoff kann dem Vorratsbehälter 49 durch den Trichter 58 und die mit Regelventil 60 ausgestattete Speiseleitung 59 zugehen. Aus dem Behälter 49 kann darin enthaltenes Material durch Öffnung des Regelventils 54 durch die Leitungen 56 und 29 in den primären Suspensionsumlauf geführt werden. Wenn nötig, kann dabei durch die Leitung 57 eine zusätzliche Menge Trägerflüssigkeit herangeführt werden. Eine Entleerung des Behälters 49 kann durch die Leitung 70 mit Regelventil 71 erfolgen.
Im Notfall kann der ganze Inhalt des Suspensionsumlaufs durch die mit einem Regelventil 89 versehene Leitung 88 schnell in den Behälter 87 abgelassen werden. Dieser Behälter ist so bemessen, daß darin keine kritischen Verhältnisse vorliegen, wenn er mit Kernbrennstoffsuspension gefüllt ist. Mit Hilfe eines Kühlers 90 kanu Wärme, die sich infolge der Wirkung von verzögerten Neutronen nachträglich in der Suspension entwickelt hat, abgeführt werden. Durch Öffnung des in der Leitung 91 angebrachten Regelventils 92 kann der Behälter 87 geleert werden.
Bei der beschriebenen Vorrichtung sind keine gesonderten Überwachungsmaßnahmen erforderlich, da die Vorrichtung selbstregelnd ist; beim Ansteigen der Temperatur wird nämlich die Menge Trägerflüssigkeit, d. h. die Menge Moderator je Volumeinheit durch Ausdehnung dieser Trägerflüssigkeit geringer werden, wodurch zwangläufig der thermische Neutronenfluß zurückgeht und die Energieerzeugung durch die Kernspaltungsreaktion nachläßt.
Beispiel 1
In einer Vorrichtung gemäß der Zeichnung wurde eine sich selbst erhaltende Kernspaltungsreaktion durchgeführt, wobei der Kernbrennstoff aus einer Suspension von 5 kg Urandioxyd mit einer mittleren Teilchengröße von 8 μ in 28 kg gewöhnlichem Wasser bestand. Das spaltbare Material wies einen U235-Gehalt von 20 % auf. Der Inhalt des primären Suspensionsumlaufs belief sich auf 28 Liter, derjenige des sekundären Suspensionsumlaufs auf 1 Liter. Die Umlaufgeschwindigkeit des Primärumlaufs betrug l,6Liter/Sek.
Die mittlere Dicke der aus BeO-BlÖcken 9 bestehenden Aufschichtung war 20 cm, die Aufschichtung von Graphitblöcken 10 hatte eine mittlere Dicke von 35 cm.
Das von der Anlage 10 bezogene Gas war Wasserstoff mit einem Druck von 60 atü.
Die maximale Betriebstemperatur im Innern des Reaktorgefäßes 1 betrug 250° C, und die Energieerzeugung belief sich auf 500 kW.
Gemäß der Erfindung wurde der Kernbrennstoffsuspenision Aktivkohle mit einer mittleren Teilchengröße von 2 μ in einer Menge von durchschnittlich 2 g je kg U O2 beigegeben.
Die Umlaufgeschwindigkeit in dem sekundären Suspensionsumlauf betrug 20 ml/Sek., wodurch in dem Filter 42 kontinuierlich je Sekunde eine Menge mit Spaltprodukten beladener Aktivkohle von 0,125 g ausgeschieden wurde. Durch die Dosiervorrichtung 32-33 wurde eine gleiche Menge frischer Aktivkohle in den Suspensionsumlauf geführt.
Die im spaltbaren Material verbleibende Menge Spaltprodukte betrug 4 Teile von einer Million, was bedeutet, daß die Neutronenvergiftung durch Anwendung der Erfindung um 80 % herabgesetzt wurde.
Beispiel 2
Ein gleiches Ergebnis wie im Beispiel 1 konnte erzielt werden, indem man in einem entsprechenden Fall dem sekundären Suspensionsumlauf einen Inhalt von Liter erteilte und einmal in den 40 Minuten die ganze Menge Aktivkohle schnell aus der umlaufenden Suspension entfernte und zu gleicher Zeit eine gleich große Menge frischer Aktivkohle zusetzte.
Beispiel 3
Wesentliche Größen bei Anwendung einer Vorrichtung gemäß der Zeichnung:
Spaltbares Material: 8000 kg Thordioxyd mit einem U235-Gehalt von 1,5% und einer mittleren Teilchengröße von 8μ; Trägerflüssigkeit: 22000kg schweres Wasser; Inhalt des primären Suspensionsumlaufs: 20 m3;
Umlaufgeschwindigkeit in dem primären Suspensionsumlauf: 1 m3/Sek;
von der Anlage 16 herrührendes Gas: Deuterium; Druck 60 atü;
maximale Betriebstemperatur: 250° C; maximale Energieerzeugung: 300 MW;
adsorbierender Stoff: Silikagel, mittlere Teilchengröße 2 μ, Konzentration 4 g je kg ThO2; Inhalt des sekundären Suspensionsumlaufs: Liter;
Umlaufgeschwindigkeit in dem sekundären Suspensionsumlauf: 12,5 Liter/Sek;
M'enge des adsorbierenden Stoffes, der je Sekunde entfernt und beigegeben wurde: 40 g.
Es wurde erreicht, daß die Menge der im spaltbaren Material verbleibenden Spaltprodukte bloß 0,25 Teile von einer Million beträgt, was einer Herabsetzung der Neutronenvergiftung um δΟ^/ο gleichkommt.

Claims (5)

Patentansprüche:
1. Verfahren zur Durchführung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen, bei dem der Kernbrennstoff aus einer Suspension eines festen spaltbaren Materials in einer Trägerflüssigkeit besteht, wobei die Suspension durch einen Kernreaktor und einen Wärmeaustauscher zirkuliert, während beim Betrieb des Kernreaktors regelmäßig Spaltprodukte mit Hilfe eines diese adsorbierenden Stoffes entfernt werden, dadurch gekennzeichnet, daß der umlaufenden Suspension eine solche Menge eines Spaltprodukte adsorbierenden Stoffes beigegeben wird, daß pro Volumeinheit Suspension das Adsorptionsvermögen dieses Stoffes für die Spaltprodukte wesentlich größer ist als das Adsorptionsvermögen des spaltbaren Materials für diese Spaltprodukte, worauf ansdhließ'end die Spaltprodukte entfernt werden, indem man den adsorbierenden Stoff aus der umlaufenden Suspension ausscheidet und je nach Bedarf der umlaufenden Suspension frischen adsorbierenden Stoff beigibt.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein Teil des adsorbierenden Stoffes kontinuierlich aus der umlaufenden Suspension ausgeschieden wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Ausscheidung von adsorbierendem Stoff aus der umlaufenden Suspension derart erfolgt, daß man wenigstens einen Teil dieser Suspension durch mindestens einen Hydrozyklon führt, den Feststoff aus der Überlauffraktion des genannten Hydrozyklon^ ausscheidet, z. B. mittels eines Filters, und die feststofffreie Trägerflüssigkeit zusammen mit der Unterlauffraktion des Hydrozyklons wieder in den Suspensionsumlauf zurückführt.
4. Verfahren nach Anspruch 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß der adsorbierende Stoff aus Aktivkohle besteht.
5. Verfahren nach Anspruch 4, bei dem der Kernbrennstoff aus einer Suspension von Urandioxyd in gewöhnlichem oder schwerem Wasser besteht mit einer mittleren Teilchengröße von 10 bis 15μ, dadurch' gekennzeichnet, daß die mittlere Menge Aktivkohle in der umlaufenden Suspension etwa 2 g je kg Urandioxyd beträgt.
In Betracht gezogene Druckschriften:
»Proceadings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«. 1956, Bd. 3, S. 116 bis 120 und 263, 264.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
I 809 507/323 4.5S
DEST12023A 1955-12-21 1956-12-12 Verfahren zur Durchfuehrung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen Pending DE1028704B (de)

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NL (2) NL243689A (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1235451B (de) * 1955-12-21 1967-03-02 Stichting Reactor Centrum Verfahren zur Durchfuehrung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen, bei dem der Kernbrennstoff aus einer Suspension eines festen spaltbaren Materials in einer Traegerfluessigkeit besteht, wobei die Suspension durch einen Kernreaktor und einen Waermeaustauscher zirkuliert, waehrend beim Betrieb des Kernreaktors regelmaessig Spaltprodukte entfernt werden

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3298920A (en) * 1960-01-27 1967-01-17 Aerojet General Co Process for producing nitric acid
NL259633A (de) * 1960-12-30 1900-01-01
US3262857A (en) * 1962-03-29 1966-07-26 Deutsche Erdoel Ag Underground mining reactor apparatus
US3223591A (en) * 1962-08-27 1965-12-14 United Aircraft Corp Gaseous reactor container
DE1433201B2 (de) * 1962-11-08 1971-11-11 Deutsche Texaco Ag, 2000 Hamburg Einrichtung und Verfahren zur Behandlung von Bitumina mit Wärme- und Strahlungsenergie mittels eines in einer Bohrung angeordneten Atomreaktors sowie Verfahren zur Strahlenabsicherung und Wärmeisolierung der Einrichtung
US3278386A (en) * 1964-08-14 1966-10-11 James E French Delay bed system for purification of nuclear fuel element purge stream
US3972772A (en) * 1971-07-20 1976-08-03 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Steam power plant for nuclear reactor stations having pressurized water reactors
RU2352003C2 (ru) * 2005-08-18 2009-04-10 Лев Николаевич Максимов Аморфизированное ядерное топливо

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2708656A (en) * 1944-12-19 1955-05-17 Fermi Enrico Neutronic reactor
US2840522A (en) * 1945-09-18 1958-06-24 Gale J Young Reactor and novel method
US2860093A (en) * 1945-11-13 1958-11-11 Eugene P Wigner Isotope conversion device and method
NL113874C (de) * 1955-12-21 1900-01-01

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
None *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1235451B (de) * 1955-12-21 1967-03-02 Stichting Reactor Centrum Verfahren zur Durchfuehrung einer sich selbst erhaltenden Kernspaltungsreaktion mittels Neutronen, bei dem der Kernbrennstoff aus einer Suspension eines festen spaltbaren Materials in einer Traegerfluessigkeit besteht, wobei die Suspension durch einen Kernreaktor und einen Waermeaustauscher zirkuliert, waehrend beim Betrieb des Kernreaktors regelmaessig Spaltprodukte entfernt werden

Also Published As

Publication number Publication date
GB804787A (en) 1958-11-26
DE1235451B (de) 1967-03-02
GB901330A (en) 1962-07-18
US3054738A (en) 1962-09-18
BE553578A (de) 1900-01-01
NL243689A (de) 1900-01-01
NL113874C (de) 1900-01-01
FR1206632A (fr) 1960-02-10

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