DE1037609B

DE1037609B - Brennelement fuer Kernreaktoren

Info

Publication number: DE1037609B
Application number: DEU4703A
Authority: DE
Inventors: William Edward Abbott; Ralph Balent
Original assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Current assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Priority date: 1956-08-06
Filing date: 1957-08-05
Publication date: 1958-08-28
Also published as: NL113540C; US2853446A; FR1186274A; GB847847A; BE559845A

Description

DEUTSCHES

Die Erfindung bezieht sich auf ein Kernreaktor-Brennelement, insbesondere für Brutreaktoren, das aus einem Behälter besteht, in dem fester Brutstoff enthalten ist.

Soweit nicht anderes angegeben, wird nachfolgend die übliche und anerkannte Terminologie der Kernphysik verwendet. Zum Beispiel bezieht sich der Ausdruck »Spaltstoff« auf mit thermischen Neutronen spaltbares Plutonium, ²S5tj _un(j 233"Q₍ und unter »Brutstoff« sind Thorium und ²³⁸U zu verstehen, die durch Einfangen von Neutronen und /J-Zerfall in Spaltstoffe umgewandelt werden können. Wenn von Uran, Thorium oder Plutonium gesprochen wird, so sind damit sowohl das Metall als auch die feuerfesten Oxyde, wie Th O₂ und U O₂, gemeint.

Bei der Entwicklung wirtschaftlich konkurrenzfähiger Kernenergie richtet sich die Aufmerksamkeit besonders auf die Ausbrütung von neuem Spaltstoff. Da der Uranvorrat beschränkt ist, ist man bestrebt, das in verhältnismäßig großem Umfang zur Verfügung stehende Thorium in ²³³U, und ²³«U in Plutonium umzuwandeln. Das entstehende ²³³U und Plutonium kann dann zur weiteren Umwandlung von Brutstoff verwendet werden; auf diese Weise besteht die Möglichkeit, die Menge an Spaltstoff zu vergrößern und gleichzeitig Energie zu gewinnen. Ferner werden durch ein zweckentsprechendes Brutprogramm die Kosten der Kernenergieerzeugung erheblich gesenkt, weil ein hochwertiges Nebenprodukt anfällt.

Brutstoffe sind bereits vielfach verwendet worden. Plutonium wurde im allgemeinen in mit natürlichem Uran betriebenen Reaktoren, z. B. vom Typ Hanford, erzeugt. Hierbei ist anschließend eine chemische Abtrennung des Plutoniums vom Uran erforderlich. Man hat Thorium zur Verwendung in Brennelementen mit Uran legiert, in Form einer wäßrigen Thoriumoxydsuspension und als Thoriumnitratlösung mit dem Stickstoff isotop geringen Neutronen-Absorptions-Querschnittes verwendet. Alle diese Methoden haben Schwierigkeiten ergeben. Thorium-Uran-Legierungen müssen anschließend durch kostspielige Lösungsmittelextraktionen zerlegt werden, die Thoriumoxydsuspensionen neigen dazu, sich abzusetzen und ihre Pumpförderung zu erschweren, und für die Nitratlösungen ist das kostspielige Stickstoffisotop 15 erforderlich. Weitere Schwierigkeiten haben sich bei Verwendung von festen Brennelementen für Brutzwecke ergeben, z. B. hohe Herstellungskosten, ein begrenztes Ausbrennen und eine niedrige spezifische Leistung auf Grund der Uran-a//?-Phasenänderung bei 649° C. Die Urantemperatur im Zentrum des Brennstabes hat gewöhnlich die Höhe der Leistung bestimmt. Um die Probleme der Wärmeübertragung zu vermeiden, die aus dieser Temperaturbegrenzung resultieren, und

Anmelder:

United States Atomic Energy Commission, Washington, D. C. (V. St. A.)

Vertreter: Dr.-Ing. W. Abitz, Patentanwalt,
München 27, Gaußstr. 6

Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 6. August 1956

William Edward Abbott, Pittsburgh, Pa.,

und Ralph Balent, Tarzana, Calif. (V. St. Α.),

sind als Erfinder genannt worden

doch einen hohen Fluß zu erhalten, sind Brennelemente vorgeschlagen worden, die aus einer Gruppe

as von Uranstäben verhältnismäßig geringen Durchmessers bestehen. Hierdurch werden aber nur die Herstellungskosten und die Kosten für die Beseitigung von Verunreinigungen erhöht.

Flüssige Spaltstoffe ergeben bekanntlich gegenüber festen Spaltstoffen eine Reihe von Vorteilen. Sie sind kontinuierlich und wirtschaftlich zu verarbeiten, unbegrenzt ausbrennbar, sie verursachen keine Herstellungs- oder Umkleidungskosten, besitzen eine hohe spezifische Leistung und die Probleme der Strahlungs-Schädigung und Wärmeübertragung sind einfacher. Ihre Nachteile bestehen darin, daß die Korrosion stärker ist, für die zirkulierenden Spaltstoffmaterialien größere Mengen erforderlich sind, die Resonanzaufnahme stärker ist und diejenigen Probleme auftreten, die mit der Zirkulierung und Wartung stark radioaktiver Lösungen verbunden sind.

Die vorliegende Erfindung schafft ein verbessertes Brennelement für Brutreaktoren, indem Brutstoffe und Spaltstoffe getrennt angeordnet werden und nur eine minimale Umkleidung notwendig ist. Ein anderes Erfindungsziel ist die Entwicklung eines Brennelementes, das sehr weitgehend ausbrennt, leicht wieder aufgearbeitet werden kann und keiner Schädigung durch Strahlung oder Wachstum unterliegt. Die Erfindung schafft ferner ein Brennelement, das bessere Wärmeübertragungseigenschaften besitzt, und die Höhe der erzeugten Leistung nicht durch die Temperatur im Zentrum des Brennelementes begrenzt ist. Ein weiteres Erfindungsziel ist die Entwicklung eines

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Brennelementes, bei welchem für Spaltstoff und Brutstoff ein einziges Kühlmittel verwendet werden kann. Bei dem Kernreaktor-Brennelement gemäß der Erfindung ist zwischen dem festen Brutstoff und der Behälterwand ein nichtwäßriges flüssiges Spaltmaterial angeordnet.

Das erfindungsgemäße Brennelement besitzt bemerkenswerte Eigenschaften: Es ist einfach herzustellen, und die Beseitigung von Verunreinigungen ist einfach, da Spaltstoff und Brutstoff getrennt sind und nur eine minimale Umkleidung erforderlich ist. Der flüssige Spaltstoff in dem fest angeordneten Brennsystem besitzt die Vorteile eines festen wie eines flüssigen zirkulierenden Spaltstoffes. Durch Verwendung eines flüssgien Spaltstoffes sind Strahlungsschäden, Wachstum, Phasenänderungen und die Probleme der Wärmeübertragung und der Beseitigung von Verunreinigungen erheblich reduziert. Es ist möglich, kontinuierlich kleine Anteile des flüssigen Spaltstoffes zwecks Teilreinigung abzuziehen. Andererseits werden die Nachteile der zirkulierenden flüssigen Spaltstoffe vermieden. Der feste Brutstoff kann getrennt vom Brennelement abgezogen werden, um die neuen Spaltstoffarten zu gewinnen, und durch frisches Brutmaterial ersetzt werden. Auf diese Weise werden die Probleme vermieden, die bisher bei der chemischen Trennung von Spaltstoff und Brutstoff vorlagen.

Das Brennelement gemäß der Erfindung wird an Hand der Zeichnung erläutert.

Fig. 1 zeigt einen Querschnitt des erfindungsgemäßen Brennelementes und

Fig. 2 einen Längsschnitt durch ein Brennelement, das für einen bestimmten bekannten Reaktor ausgelegt ist.

In dem in Fig. 1 dargestellten Brennelement nimmt das Brutmaterial 1, Thorium oder ²³⁸U, den Kern des Elementes ein; es ist unmittelbar von dem flüssigen Spaltstoff 2 umgeben. Dieser ist nichtwäßrig und kann aus einer Lösung oder Suspension von spaltbarem Material in einem geschmolzenen anorganischen Medium, Wismut, Wismut-Zinn, oder einem geschmolzenen Fluoridgemisch aus zumindest einem Alkalifluorid mit Urantri- oder Urantetrafluorid bestehen. Ein typisches Fluoridgemisch hat die Zusammensetzung UF₄-LiF-NaF-KF. Zirkonfluorid kann ebenfalls in dem Fluoridgemisch verwendet werden. Ein geeignetes Gemisch dieser Art ist z. B. UF₄-ZrF₄-NaF. Wegen seiner verhältnismäßig geringen Löslichkeit in geschmolzenen Lösungsmitteln ist das Uran vorzugsweise in bezug auf ²³⁵U oder ²³³U stark

(zumindest zu 90%) angereichert. Das Spaltmaterial steht in Kontakt mit dem Behälterwerkstoff 3, der ein beliebiges Metall mit geeigneten kerntechnologischen und metallurgischen Eigenschaften sein kann, z. B. rostfreier Stahl oder Zirkon, Infolge der Anordnung des Spaltstoffes im äußeren Teil des Brennstabes wird ein besserer Wärmeübergang erzielt, und der Wärmefluß ist nicht mehr durch die Temperatur im Zentrum begrenzt.

Zur weiteren Erläuterung der Erfindung sei die besondere Eignung des Brennelementes für einen bekannten Reaktor beschrieben, nämlich dem natriumgekühlten, graphitmoderierten thermischen Reaktor, wie er im einzelnen in einer Veröffentlichung von

W. E. Parkins, »The Sodium Reactor Experiment« (abgekürzt SRE), für die Genfer Konferenz über die friedliche Auswertung der Atomenergie beschrieben ist. Wenn nicht anders angegeben, entsprechen der Einbau des erfindungsgemäßen Brennstabes in das Kühlmittelrohr der Moderatorkammer und alle anderen Konstruktionseinzelheiten den in dieser Veröffentlichung für die 7-Brennstab-Gruppe beschriebenen, mit der Ausnahme, daß hier ein einzelner Brennstab gemäß der Erfindung in jedem Stabkanal die 7-Stab-Gruppe ersetzt.

Fig. 2 zeigt einen Längsschnitt durch das erfindungsgemäße zylindrische Brennelement, das in einem Kühlmittelkanal des. SRE angeordnet ist. Jeder Kühlmittelkanal erstreckt sich durch das Zentrum eines hexagonalen, mit Zirkon bedeckten Graphit-Moderatorblocks, und das Brennelement paßt genau in diesen Kanal. Im Zentrum des Brennelementes ist eine Säule 10 aus zwölf einzelnen, 15,24 cm langen Thoriumstäben von 3,81 cm Durchmesser angeordnet.

Jeder Stab wird von Abstandsringen 11 gestützt, welche die Hülse 3 berühren. Die Hülse besteht aus Flußstahl und ist 0,38 mm stark. In dein ringförmigen Raum zwischen der Säule 10 und der Hülse 3 ist eine Lösung 2 von Uran-Wismut vorgesehen, die etwa 1,5 bis 2 Gewichtsprozent auf 93% ²³⁵U angereichertes Uran enthält. Die Dicke dieser Lösung in Richtung des Durchmessers beträgt 12,383 mm. Zwischen der Hülse und der Zirkonauskleidung 5 des Graphitmoderators 6 (0,89 mm stark) ist ein Natriumkühlmittelkanal 4 von 3,81 mm Stärke vorgesehen. Die Hülse wird von der Hänge-Stabanordnung 7 im Brennelementkanal gehalten.

Die nachstehende Tabelle gibt die kerntechnologischen Werte für verschiedene Anordnungen gemäß der Fig. 2 im SRE an.

TabeUe

	Gitter ab stand	Spalt stoff	Ge-	Tem	P	f	k	L²	¹J	2-10⁴	Cr.	Rr(ft) ²)	Hr (ft) ²)	M(2S)	Zahl der Rohre	Lei stung ³)
Ver such	cm	g/cm³	wichts- pro- zent U in	pera tur des Bi												MW
	27,94	0,1935	Bi	⁰C	0,939	0,646	1,28	281	355	3,98	0,482	2,87	5,67	21,6	35,5	28,4
IA	1	0,1675	1,96	633	I	0,613	1,22	304	I	3,02	0,541	3,54	6,98	36	55,5	44,4
HA	19,71	0,142	1,70	617	0,882	0,5712	1,132	333	I	1,82	0,628	5,19	9,94	90,8	106	85,0
HIA	I		1,44	589	I	0,661	1,23	194	362	3,78	0,600	2,99	5,89	49	78	62
IB	14,35				0,796	0,631	1,17	198	I	2,91	0,663	3,69	7,17	78,2	118	94,5
IIB	Ψ		Is			0,5917	1,101	205	1	1,71	0,755	5,42	10,36	206	254	203
IIIB			SuD O			0,671	1,126	140	374	2,33	0,803	4,36	8,41	280	311	249
IC				0,638	1,07	154		1,32	0,876	6,37	12,1	746	662	530
nc

^J) Keine Berichtigung für unelastische Streuung.

^s) Reflektorersparnis von 60 cm in radialer Richtung und 50 cm in axialen Richtungen.

³) Bezogen auf eine Leistung des Stabzentrums von 1000 kW mit Radialscheitel von durchschnittlich 1,25.

Die Beispiele der Tabelle erläutern die besondere Eignung und Anpassungsfähigkeit des erfindungsgemäßen Brennelementes für den SRE, dienen aber lediglich der Erläuterung der Erfindung, ohne sie irgendwie zu beschränken. Unter Anwendung der grundlegenden Merkmale der erfindungsgemäßen Anordnung von flüssigem Spaltstoff und festem Brutstoff können zweckentsprechende Abänderungen bei Anwendung für Reaktoren anderer Bauart erfolgen.

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Claims

Patentansprüche:

1. Kernreaktor-Brennelement, bestehend aus einem Behälter, in dem fester Brutstoff enthalten ist, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem festen Brutstoff und der Behälterwand ein nichtwäßriges flüssiges Spaltmaterial angeordnet ist.

2. Brennelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material aus einem Spaltstoff besteht, der in einem geschmolzenen anorganischen Medium homogen verteilt ist.

3. Brennelement nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das geschmolzene Medium aus Fluoriden, Wismut oder Wismut-Zinn besteht.

4. Brennelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material Uran-Wismut ist.

5. Brennelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material aus UF₄ und zumindest einem Alkalifluorid besteht,

6. Brennelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das spaltbare Material aus UF₄ zusammen mit ZrF₄ und NaF besteht.

7. Brennelement nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch einen zentralen Kern aus Thorium und einer angereicherten Uran-Wismut-Lösung.

8. Brennelement nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß Behälter und Kern zylindrisch geformt sind und die angereicherte Uran-Wismut-Lösung in dem Ringraum zwischen Kern und Behälterwandung angeordnet ist.

In Betracht gezogene Druckschriften:
Britische Patentschrift Nr. 754 183.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen