[go: up one dir, main page]

DE1111746B - Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik - Google Patents

Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik

Info

Publication number
DE1111746B
DE1111746B DEG18842A DEG0018842A DE1111746B DE 1111746 B DE1111746 B DE 1111746B DE G18842 A DEG18842 A DE G18842A DE G0018842 A DEG0018842 A DE G0018842A DE 1111746 B DE1111746 B DE 1111746B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
mixture
substances
state
graphite
substances according
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
DEG18842A
Other languages
English (en)
Inventor
Herbert Greiner
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.)
GRAPHITWERK KROPFMUEHL AG
Original Assignee
GRAPHITWERK KROPFMUEHL AG
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by GRAPHITWERK KROPFMUEHL AG filed Critical GRAPHITWERK KROPFMUEHL AG
Priority to DEG18842A priority Critical patent/DE1111746B/de
Publication of DE1111746B publication Critical patent/DE1111746B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/06Reflecting shields, i.e. for minimising loss of neutrons
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Carbon And Carbon Compounds (AREA)

Description

  • Stoffgemisch für Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik Die Erfindung bezieht sich auf ein Stoffgemisch für Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik, insbesondere für Kernreaktoren. Erfindungsgemäß besteht das Stoffgemisch aus Neutronen bremsenden und reflektierenden hochreinen Stoffen festen Aggregatzustandes und aus Neutronen bremsenden und reflektierenden hochreinen Stoffen flüssigen und gasförmigen Aggregatzustandes in Mengen, die über dem Adsorptionsgleichgewicht liegen.
  • Es ist bereits vorgeschlagen worden, die Schwierigkeiten, die durch die Adsorption von leichtem Wasser an Graphit bedingt sind, dadurch zu umgehen, daß das Graphitpulver nach seiner endgültigen Reinigung mit einem sehr kleinen Prozentsatz von schwerem Wasser versetzt wird, wobei es unter Umständen schon genügt, die Graphitpräparate in eine Luftatmosphäre einzubringen, die zunächst getrocknet und dann mit schwerem Wasserdampf gesättigt oder zumindest versetzt wurde.
  • Während es sich hierbei um eine Verdrängungsadsorption des leichten Wassers durch schweres Wasser bzw. schweren Wasserstoff an einem homogenen Körper handelt, betrifft das Stoffgemisch gemäß der Erfindung einen zweiphasigen Körper, der aus einem hochreinen pulverförmigen Moderator- und Reflektorstoff festen Aggregatzustandes und einer hochreinen Moderator- und Reflektorsubstanzflüssigen oder gasförmigen Zustandes in solchen Mengen besteht, die größer sind als das Adsorptionsgleichgewicht.
  • Es ist weiterhin Erkenntnis der vorliegenden Erfindung, daß auch relativ locker gefügte, insbesondere pulverförmige Massen aus hochreinem Graphit, vorzugsweise kristallinem Schuppengraphit, sowie aus anderen Brems- oder Reflexionssubstanzen festen Aggregatzustandes, wie Beryllium, Berylliumoxyd u. dgl., für die gleichen Zwecke hervorragend geeib net sind, wenn die Zwischenräume zwischen den einzelnen Masseteilchen durch flüssige oder unter Umständen auch gasförmige Brems- oder Reflexionsmittel ausgefüllt werden.
  • Solche Füllmittel sind beispielsweise: schweres Wasser, Lösungen von Berylliumverbindungen, schwerer Wasserstoff, Helium usw.
  • Besondere Vorteile bietet die Verwendung einer pulverförmigen Masse aus hinreichend großen Graphitschuppen in paralleler Orientierung, die mit schwerem Wasser als Hohlraumfüller und Bremsmittel durchtränkt ist und in geeigneten Abständen das aktive Material, z. B. in einem abgeschlossenen Röhrensystem, enthält (z. B. in von einem Kühlmittel durchflossenen Rohren). Diese Mehrstoffkombination profitiert 1. von der besonders starken Bremswirkung des schweren Wassers, 2. von der Mitverwendung von Graphit als Bremsmittel, welche im Vergleich zu den nur schweres Wasser enthaltenden Bremsanordnungen beträchtliche Mengen dieses letzteren, sehr kostspieligen Materials einspart, und 3. von der Parallelorientierung der Graphitschuppen und der daraus resultierenden Nutzbarmachung einer »anisotropen« Bremswirkung auf die Neutronen, die mit schwerem Wasser allein nicht zu erreichen wäre.
  • Infolge der extremen Struktur-Anisotropie des Graphitgitters (Massenanhäufung in den Gitterebenen, Massenleere zwischen den weit voneinander entfernten Gitterebenen) wirkt nämlich der kristalline Graphit in verschiedenen Richtungen verschieden stark bremsend auf die bei der Kernspaltung (z. B. des Urans) frei werdenden Neutronen. Die in der Bremsmasse parallel gelagerten kristallinen Graphitschuppen, von denen jede trotz vieler Störstellen eine deutliche Richtungsorientierung im Sinne eines Einkristallgitters aufweist, bringen einen Richteffekt auch in ihrer Gesamtheit zustande. Von den unvermeidlichen Verlusten abgesehen, treffen also nach einer gewissen Anzahl von Kollisionen stark gebremste (thermische) und weniger stark gebremste (epithermische) Neutronen gleichzeitig auf die aktive Masse, die beispielsweise aus Uran oder Uranverbindungen in natürlichem oder angereichertem Isotopenverhältnis (U235, U238) bestehen und in festem, flüssigem oder gelöstem bzw. suspendiertem Zustand vorliegen kann. Die langsamen Neutronen spalten dabei die U-235-Atome und erhalten die Kettenreaktion aufrecht, die schnelleren Neutronen dagegen verwandeln in der Hauptsache die U-238-Atome in Plutonium, d. h. also in anderes spaltbares Material. Somit läßt sich der Umwandlungs- bzw. Brutprozeß in der Betriebsweise und mit allen technischen Vorteilen eines thermischen Reaktors durchführen, insbesondere wenn die vergiftenden Spaltprodukte ständig beseitigt werden.
  • Die beschriebene Schwerwasser-Graphit-Masse mit parallel gelagerten Graphitschuppen ist fernerhin zur Ausübung von Richteffekten auf Neutronen, etwa bei der Verwendung als Reflektor, hervorragend geeignet. Sie ermöglicht (durch gespiegelte Reflexion an den Gitterebenen) die Zurücklenkung vieler schräg auftreffender langsamer Neutronen in den Reaktorkern und erzielt damit eine Verringerung der Diffusionsverluste und folglich eine beträchtliche Verbesserung der Neutronenökonomie, mit der eine Erhöhung des effektiven Wirkungsgrades des Reaktors einhergeht.
  • Für die Verwirklichung der Erfindung, insbesondere für die Parallellagerung der hinreichend großen Graphitschuppen innerhalb des Stoffgemisches und für die Ausfüllung der Hohlräume mit Füllmitteln, lassen sich verschiedene Wege einschlagen. So kann beispielsweise der pulverförmige Schuppengraphit mit schwerem Wasser zu einer dünnflüssigen Suspension angerührt und chargenweise in den für das Bremsmittel vorgesehenen Raum innerhalb des Atombrenners eingebracht werden, wobei sich die Graphitschuppen in waagerecht-paralleler Orientierung absetzen. Das überstehende Wasser der einzelnen Chargen wird sodann bis zum jeweiligen Graphitniveau abgelassen und das ganze Verfahren bis zur Füllung des Bremsraumes mit Graphit wiederholt. Mitunter ist auch eine primäre Parallellagerung des trockenen Schuppengraphits in dem vorgesehenen Bremsraum des Reaktors durch ganz allmähliches Einrieselnlassen des Graphitpulvers aus geeigneter Fallhöhe mit anschließender Evakuierung des Behälters zweckmäßig, worauf das flüssige oder gasförmige Füllmittel nachgesaugt werden kann.

Claims (5)

  1. PATENTANSPRÜCHE: 1. Stoffgemisch für Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik, insbesondere für Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß es aus Neutronen bremsenden und reflektierenden hochreinen Stoffen festen Aggregatzustandes und aus Neutronen bremsenden und reflektierenden hochreinen Stoffen flüssigen oder gasförmigen Aggregatzustandes in Mengen, die über dem Adsorptionsgleichgewicht liegen, besteht.
  2. 2. Stoffgemisch nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Komponenten festen Aggregatzustandes in pulverförmigem Zustand vorliegen.
  3. 3. Stoffgemisch nach einem oder beiden der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Komponenten festen Aggregatzustandes aus Graphit, Beryllium, Berylliumoxyd bestehen.
  4. 4. Stoffgemisch nach einem oder mehreren der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Komponenten flüssigen oder gasförmigen Aggregatzustandes aus schwerem Wasser, schwerem Wasserstoff, Helium bestehen.
  5. 5. Stoffgemisch nach jedem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß als Brems-oder Reflexionsstoff festen Aggregatzustandes kristalline Graphitschuppen paralleler Orientierung Verwendung finden. In Betracht gezogene ältere Patente: Deutsches Patent Nr. 1010 663.
DEG18842A 1956-01-24 1956-01-24 Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik Pending DE1111746B (de)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DEG18842A DE1111746B (de) 1956-01-24 1956-01-24 Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DEG18842A DE1111746B (de) 1956-01-24 1956-01-24 Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1111746B true DE1111746B (de) 1961-07-27

Family

ID=7121129

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEG18842A Pending DE1111746B (de) 1956-01-24 1956-01-24 Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE1111746B (de)

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1010663B (de) 1955-12-17 1957-06-19 Graphitwerk Kropfmuehl Ag Verfahren zur Herstellung von nuklearreinen Graphitpresslingen

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1010663B (de) 1955-12-17 1957-06-19 Graphitwerk Kropfmuehl Ag Verfahren zur Herstellung von nuklearreinen Graphitpresslingen

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US2890158A (en) Neutronic reactor
US4020131A (en) Preparation of mixed oxide nuclear fuel
CH505034A (de) Verfahren zur Herstellung pyrolytischer Kohlenstoffabscheidungen
DE2819734C2 (de) Kernreaktor
JPH0658420B2 (ja) スペクトルシフト原子炉を運転する方法および水置換クラスタを用いる原子炉
US2806819A (en) Light water moderated neutronic reactor
DE1204347B (de) Verfahren zur Kompensation des Abbrandes in einem Kernreaktor mit Feststoffmoderator
DE1221371B (de) Kernreaktor-Brennstoffelement
DE1111746B (de) Stoffgemisch fuer Moderatoren und Reflektoren der Kerntechnik
DE1020417B (de) Verfahren zur Regelung der Reaktivitaet eines Reaktors
US3320178A (en) Process for making nuclear fuel material
US3708392A (en) Isotope enrichment process for lanthanide and actinide elements
US2833618A (en) Separating uranium containing solids suspended in a liquid
DE1464625A1 (de) Hochtemperatur-Kernreaktor
Maekawa et al. Absolute fission-rate distribution in graphite-reflected lithium oxide blanket assembly
US3708432A (en) Nuclear fuel
Aten Jr The System of Stable Nuclei
US2986510A (en) Massive leakage irradiator
DE1023156B (de) Thermischer Atomkernreaktor
US2969311A (en) Means for producing plutonium chain reactions
RU2119202C1 (ru) Мишень для накопления транскюриевых элементов
US2877094A (en) Adsorption method for separating metal cations
Aitken et al. The pile-neutron absorption cross-section of samarium-149
DE60022535T2 (de) Begrenzungsmatrix auf der basis von bor zur lagerung oder transmutation von langlebigenradioaktiven elementen
Aumann et al. Formation of 111Pd isomers in neutron fission of several heavy nucleides