DE1241002B

DE1241002B - Thorium-Leistungsbrutreaktor

Info

Publication number: DE1241002B
Application number: DEN14687A
Authority: DE
Inventors: Ralph Balent; Raymond J Beeley; Woodland Hills
Original assignee: North American Aviation Corp
Current assignee: North American Aviation Corp
Priority date: 1957-04-22
Filing date: 1958-02-17
Publication date: 1967-05-24
Also published as: GB834617A; BE564816A

Description

DEUTSCHES VfflWWS PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

DeutscheKl.: 21g-21/10

Nummer: 1241002

Aktenzeichen: N14687 VIII c/21 g J[ 24 1 002 Anmeldetag: 17.Februar 1958

Auslegetag: 24. Mai 1967

Die Erfindung bezieht sich auf einen Thorium-Leistungsbrutreaktor mit einem Behälter, einem in dem Behälter angeordneten Kern, wobei der Kern eine feste Moderatormatrix aufweist, der Moderator aus Kohlenstoff oder Beryllium besteht und mit einer Umhüllung versehen ist, die ihn vor Berührung mit dem Kühlmittel schützt und eine Anzahl von Kühlkanälen begrenzt, mit einer Anzahl von Spaltstoffelementen in den Kühlkanälen, von denen jedes Thorium-232 als Brutstoff und Uran-233 als spaltbaren Brennstoff enthält, mit einem flüssigen metallischen Kühlmittel, mit Vorrichtungen, die das flüssige metallische Kühlmittel durch die Kanäle hindurchströmen lassen und mit einem Reflektor, der den Kern umgibt und aus Moderatormaterial besteht.

Kernreaktoren, die als heterogene Reaktoren mit räumlich getrennten Brennstoff, Kühlmittel und Moderator ausgebildet sind, können als langsame oder als schnelle Reaktortypen arbeiten und sind dementsprechend als thermische Reaktoren oder als schnelle Brutreaktoren bekanntgeworden.

Bekannte heterogene thermische Reaktoren werden entweder mit leichtem Wasser als Moderator und Kühlmittel und wegen dessen Neutronenabsorption mit angereichertem Uran als Brennstoff betrieben (vgl. die Zeitschrift »Glückauf«, 92,1956, Heft 47/48, S. 1420, linke Spalte, Zeilen 1 bis 3 und 23 bis 25) oder sie arbeiten mit Graphit bzw. D₂O als Moderator und CO₂ oder D₂O als Kühlmittel und mit dem billigeren Natururan.

Als Kühlmittel und Moderator sind neben Wasser auch organische Flüssigkeiten oder flüssiges Metall, wie flüssiges Natrium, bekanntgeworden (vgl. die deutsche Patentschrift 952 919, S. 4, linke Spalte, zweiter Absatz).

Neben diesen bekannten mit thermischen Neutronen arbeitenden Reaktoren hat auch der erwähnte schnelle Reaktor in Form des sogenannten Brutreaktors Bedeutung erlangt. Da der Absorptionsquerschnitt der Baumaterialien eines Reaktors für schnelle Neutronen sehr klein ist, kann man durch entsprechende Anordnung erreichen, daß die Mehrzahl der nicht für Spaltungen verbrauchten Neutronen den Reaktorkern verläßt und in einem diesen umgebenden Mantel aus U-238 oder Th-232 spaltbares Pu bzw. U-233 erzeugt (vgl. die britische Patentschrift 771111, S. 1, linke Spalte, Zeile 9 bis 19, und S. 2, linke Spalte, Zeile 15 bis 34, sowie die deutsche Patentschrift 952 919, S. 1, linke Spalte, zweiter Absatz).

Für einen wirtschaftlichen Betrieb ist es erwünscht, Thorium-Leistun gsbr utreaktor

Anmelder:

North American Aviation Inc.,
Los Angeles, Calif. (V. St. A.)

Vertreter:

Dr.-Ing. H. Ruschke, Patentanwalt,
Berlin 33, Auguste-Viktoria-Str. 65

Als Erfinder benannt:

Ralph Balent, Tarzana, Calif.;

Raymond J. Beeley,

Woodland Hills, Calif. (V. St. A.)

Beanspruchte Priorität:

V. St. v. Amerika vom 22. April 1957 (654 187)

den bei dem geschilderten Brutvorgang erzielbaren Brutfaktor C=I oder größer zu erhalten.

Obgleich auch thermische Brutreaktoren an sich bekannt sind, bei denen die Umwandlung von Th-232 in spaltbares U-233 erfolgt, ist es bei dieser Reaktorart schwierig, einen hohen Brutfaktor zu erzielen, und dieser beträgt beispielsweise bei einem thermischen Natrium-Graphit-Reaktor nur etwa 0,8 (vgl. »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 3, 1955, S. 98 bis 115).

Bei den bekannten schnellen Reaktortypen, die die Umwandlung von Uran-238 in Plutonium verwenden, ergeben sich andererseits erhebliche Probleme hinsichtlich der Wärmeabfuhr und der Regelung. Ein schwerwiegendes Hindernis für den Betrieb eines derartigen schnellen Brutreaktors mit Natrium als Kühlmittel bleibt die Erzielung hoher spezifischer Leistung ohne Verminderung des Neutronenenergiespektrums.

709 587/436

Aus obigen Erörterungen ist ersichtlich, daß ein Reaktortyp, der die Verwendung von Baumaterial ohne Rücksicht auf dessen Neutronen-Absorptionsquerschnitt, wie beim schnellen Brutreaktor, zuläßt, besonders vorteilhaft ist, wenn eine leistungsfähige Wärmeabführung und eine leistungsfähige Reaktorregelung gewährleistet ist. Damit würde sich eine bedeutende Verminderung der Kosten bei der Gewinnung von Kernenergie ergeben.

Es ist daher die Aufgabe der Erfindung, einen Reaktor zu schaffen, der die beim schnellen Brutreaktor mögliche Verwendung von Baumaterial ohne Rücksicht auf dessen Neutronen-Absorptionsquerschnitt ermöglicht und der die beim Betrieb von schnellen Brutreaktoren auftretenden obenerwähnten Probleme der Wärmeabführung und der Regelung löst.

Dies geschieht erfindungsgemäß dadurch, daß im Reflektor eine Anzahl von Thorium-232-Stäben angeordnet ist und daß das Verhältnis von Kühlmittel zu Moderator derart gewählt ist, daß sich im Kern ein Neutronenspektrum mit einer mittleren Neutronenenergie im Bereich von ungefähr 1 bis IO⁵ Elektronenvolt einstellt. Der Reaktor gemäß der Erfindung ist also als epithermischer Reaktor ausgelegt.

Damit ergibt sich gegenüber den bekannten schnellen Brutreaktoren und den thermischen Reaktoren der Vorteil, daß eine ausreichende Wärmeabfuhr und eine befriedigende Regelung möglich ist, ohne daß die Vorteile des schnellen Brutreaktors mit der Verwendung von Baumaterial ohne Rücksicht auf dessen Neutronen-Absorptionsquerschnitt entfallen.

Die Erfindung ist nachstehend an Hand der Zeichnung beispilesweise näher erläutert. Es zeigt F i g. 1 einen Aufriß des Reaktors,

Fig. 2 einen vergrößerten Teilquerschnitt des Reaktorkerns,

Fig. 3 einen vergrößerten Teil der Fig. 2, der eine individuelle Einheitszelle des Kerns zusammen mit einem geeigneten Brennstoffelement zeigt,

Fig. 4 einen Schnitt durch dieses Brennstoffelement,

F i g. 5 einen Schnitt durch ein anderes geeignetes Brennstoffelement,

Fig. 6 einen vergrößerten Teil der Fig. 2 zur Veranschaulichung eines Regelelementes.

Die Erfindung schafft einen epithermischen Thorium-Leistungsbrutreaktor. Die Grundlage der Erfindung ist die Erkenntnis, daß die Neutronenwirtschaftlichkeit des intermediären Thorium-U-233-Zyklus ausgezeichnet ist. So findet man, daß in dem Bereich zwischen 0,1 und 10 Megaelektronvolt Eta (η— Durchschnittsanzahl der Neutronen, die je im Brennstoff absorbiertes Neutron freigeworden sind) für U-233 ziemlich konstant mit der Energie ist und tatsächlich keinen bevorzugten Energiebereich hat. Gleichzeitig vermindern sich jedoch die Querschnitte für die meisten Gifte oder Neutronenfänger sehr schnell. Obgleich das Eta für U-233 den Betrieb in dem schnellen Bereich zulassen würde, ermöglicht der Betrieb in dem epithermischen Bereich leichtere Wärmeabfuhr und erleichtert die Regelprobleme. Für leistungswirksame Wärmeabfuhr würde man ein schmelzflüssiges anorganisches Medium, wie etwa ein flüssiges Metall, eine Legierung oder geschmolzenes Alkalifluoridsalz, mit hohen Wärmeübertragungskennwerten und niedrigem Dampfdruck verwenden.

Das bevorzugte schmelzflüssige Mittel ist Natrium. Jedoch können auch Kohlenwasserstoffe oder wäßrige Kühlmittel verwendet werden, falls nur eine geringe Menge in dem Kern vorhanden ist. Der notwendige Abbremsungsgrad würde von Graphit, Beryllium, Wasserstoff oder Deuterium und deren Verbindungen und Legierungen oder von anderen annehmbaren Moderatoren geliefert werden. Da Natrium ein verhältnismäßig leichtes Element ist, welches jedoch das Neutronenenergiespektrum energiemäßig nicht zu wirksam vermindert, kann das Vorhandensein von verhältnismäßig großen Natriummengen in dem Kern, die mit verhältnismäßig langsamer Geschwindigkeit durchgepumpt werden, das gewünschte epithermische Spektrum ohne die Verwendung eines getrennten Moderators erzielen. Der Brennstoff enthält als Basis Thorium, das höhere Brennstofftemperaturen mit entsprechend vergrößerten Wärmeflüssen, spezifischen Leistungen und längerer Brennstoffelementlebensdauer ermöglicht. Der Spalt- oder Brennstoffkreislauf ist Thorium mit U-233 als Spaltstoff, obgleich U-235-Kernbrennstoff zur anfänglichen Inbetriebnahme verwendet werden könnte. Der intermediäre Thoriumbrüter (ETB) hat im Vergleich mit einem thermischen Thoriumbrüter einen kleineren, kompakteren Kern, der weniger Bremsmittel (oder kein Bremsmittel bei ausreichendem Natrium), verminderte thermische und biologische Abschirmung und kleinere Tanks ermöglicht. Die mit der kleineren Größe erreichte Wirtschaftlichkeit ist bemerkenswert. Beträchtliche Überschußreaktivität ist nicht erforderlich, um während des Anfahrens des Reaktors Probleme, die mit dem Xenon in Zusammenhang stehen oder infolge Überschreitung oder Ubersteuerung resultieren, zu überwinden. Getrennte Thoriumbrutmäntel können um den aktiven Kern herum angeordnet werden, um ein leistungswirksames Brüten zu fördern. Ein solcher Brutmantel ist um so mehr verfügbar, je höher die Anzahl der aus einem epithermischen Kern entweichenden Neutronen ist. Ohne einen getrennten Brutmantel ist das Brutverhältnis nicht so hoch.

Das oben in allgemeiner Weise umrissene Konzept ist nicht auf eine bestimmte Kernkonstruktion oder einen bestimmten Kernbestandteil beschränkt, sondern auch für verschiedenartige Kernkonstruktionen zutreffend, die unterschiedliche Bremsmittel, Brennstoffelemente und Kühlmittel verwenden und auch auf homogene sowie heterogene Anlagen anwendbar. Beispielsweise kann der Natrium-Graphit-Reaktorkern, der in dem obenerwähnten Dokument der Genfer-Konferenz beschrieben ist, für diesen Anwendungsfall verwendet werden, indem die Graphitmenge in dem Kern zur Erreichung eines epithermischen Neutronenspektrums aus einem thermischen Neutronenspektrum durch die Verwendung von Thorium-Uran-Brennstoffelementen der Bauart vermindert wird, die in der Abhandlung von Chauncey Starr beschrieben ist, wo Thorium-U-233-Brütung in einem thermischen Natrium-Graphit-Reaktor erläutert ist, und durch die mögliche Verwendung eines Thoriumbrutmantels verringert wird. Deshalb soll die folgende ausführliche Dikussion, welche eine besondere Reaktorgestaltung beschreibt, in dem Sinne verstanden werden, daß sie in nicht beschränkender Weise nur zur Veranschaulichung des Grundkonzeptes dient, das naturgemäß umfassend ist und auch bei anderen Kerngestaltungen angewandt werden kann.

Fig. 1 zeigt die Gesamtansicht des Reaktors im Schnitt. Die gesamte Anlage liegt unterhalb des Erdniveaus und ist in Beton eingebettet. Der Kern 10 ist in einem stählernen Kerntank 2 enthalten, den ein sekundärer Behälter 3 umgibt, um im Fall eines Bruches des Tanks 2 das Kühlmittel aufzunehmen. Diese Anordnung ist von einer Wärmeabschirmung 4 umgeben. Ein Kernhohlraumfutter 5 umgibt den Reaktor und ist an seinen Seiten und oben mit einer Wärmeisolierung 6 und an seinem Boden als Basis für den Reaktor mit Beton 7 versehen. Unterhalb und oberhalb des Reaktorkerns 10 befinden sich mit Natrium voll ausgefüllte Kammern 8 und 9. Die Natrium-Kühlmitteleinlaßleitung 11 verläuft zu dem Boden durch die Reaktortragkonstruktion in die untere Kammer 8 und dann weiter in einen einzigen nach oben gerichteten Durchgang durch den Kern 10 und führt dann zu der Reaktorauslaßleitung 12 nach außen. Die Kühlmittelleitungen haben doppelwandige Teilella und 12a mit einer Höhe, die gleich dem Natriumspiegel in dem Kernbehälter 2 ist, um ein Aussickern des Natriums in die Leitungen 11 und 12 zu verhindern. Die obere voll ausgefüllte Kammer 9 soll ein Wärmereservoir gegen plötzliche Temperaturänderung schaffen und eine Wirbelbildung an der Auslaßleitung 12 verhindern. Der Regelstabmechanismus 13 ist ein Bodenantrieb und befindet sich innerhalb eines Fingerhutes 14, der durch die Kerntank-Reaktorkeralagerung in den und oberhalb des Kernes 10 verläuft. Seine normale zurückgezogene Stellung liegt oberhalb des Kernes in der oberen voll angefüllten Kammer 9, und er wird eingesetzt, indem er in den Kern gesenkt wird. Er ist insofern gegen Versagen gesichert, als er in einem solchen Fall in den Kern hineinfällt. Die Antriebseinrichtung 15 ist in üblicher Weise ausgebildet und kann ein Schneckengetriebe oder eine Ritzel-Zahnstangen-Anordnung sein. Ein Balg 16 und ein verbundenes Rohr bilden eine Fortsetzung des sekundären Behältertanks 3. Die Konstruktion ist so gewählt, daß eine Verklemmung des Regelstabes vermieden wird, wenn sich der Reaktortank erwärmt und radial ausdehnt. Die Platte 17 zeigt die Verbindung zwischen dem Regelstabfingerhut und der Antriebseinrichtung an. Verbrauchte Brennstoffelemente 18 können in einem Gestall in der Natriumanlage gespeichert werden, um den Zerfall kurzlebiger Spaltprodukte vor der Entfernung aus dem Reaktor zu ermöglichen. Ein Hilfsbrennstoffstab 19 kann in gleicher Weise in dem Reaktor gelagert werden, bis er benötigt wird. Die obere Abschirmung umfaßt einen äußeren Drehstopfen 20 und einen inneren Drehstopfen 21, wobei der innere Stopfen exzentrisch angeordnet ist. Die Abdichtung dieser Stopfen wird mit niedrigschmelzenden Schmelzlegierungen 22, wie z. B. aus Blei-Wismut, zwischen den Stopfen erzielt. Durch Drehung der Stopfen 20 und 21 nach dem Schmelzen der Dichtung 22 kann ein Zugangsloch 23 durch Teilschaltung über einem bestimmten Brennstoffkanal zum Einsetzen oder zur Entnahme von Brennstoffelementen in den Reaktor mittels eines Greifhakens oder einer anderen geeigneten Handhabungsvorrichtung eingestellt werden. Eine inaktive Gasatmosphäre, wie etwa Helium, wird über alle Natriumoberflächen aufrechterhalten, und die Bereiche außerhalb des Kerntanks und rings um die Natriumrohranlage 24 sind mit einem reaktionsträgen Gas, wie Stickstoff, versehen.

F i g. 2 zeigt im Schnitt einen Ausschnitt aus dem Querschnitt des Kernes 10. Der Kern umfaßt eine Mehrzahl von Einheitszellen 25 mit hohlem, quadratisch geformtem, mittlerem Kanal 26. Die Einheitszelle 25 besteht aus dem Bremsmittel, Graphit und vorzugsweise Beryllium. Mit »Beryllium« wird hierbei sowohl das Metall als auch Berylliumoxyd verstanden. Das Beryllium oder ein anderes Bremsmittel umfaßt angenähert 0 bis 50% des Kernvolumens, wobei angenähert 20% bei dieser Konstruktion zur Erzielung des epithermischen Spektrums bevorzugt werden. Wenn angenähert 20% des Kernvolumens aus Beryllium besteht, beträgt die mittlere Spaltenergie etwa 100 Elektronen volt. Regel elemente 27 nehmen drei der Einheitszellen anstatt der Brennstoffelemente ein, wobei insgesamt zwölf Regelelemente in dem Kern vorhanden sind. Der Reflektormantelbereich 28 besteht aus einem Bremsstoff, zweckmäßigerweise Graphit, und Thorium für die Neutronenabsorption. Das Thorium kann in beliebiger Form vorhanden sein, wie etwa als Metall, Salz oder Lösung. In dieser Ausführungsform liegt das Thorium in Metallstäben vor, die mit nichtrostendem Stahl umhüllt sind und mit Natrium gekühlt werden (nicht dargestellt). Das Thorium nimmt angenähert 10 Volumprozent des Mantels ein, obgleich dieser Prozentsatz zufriedenstellend variiert werden kann. Berylliumeinsätze 29 passen zwischen die Zellen 25 und den Mantel 28. Für Betrieb bei hoher Temperatur (z. B. bei 593° C) kann das Beryllium mit einer dünnen Umhüllung 30 (z. B. von 0,254 mm Dicke) eines korrosionsfesten Metalls oder einer Legierung, wie etwa nichtrostender Stahl, Zirkonium oder Titan versehen sein, um es gegen das Natriumkühlmittel zu schützen, wobei nichtrostender Stahl bevorzugt wird. Bei geringeren Temperaturen als etwa 538° C ist eine Umhüllung nicht erforderlich.

In F i g. 3 ist eine vergrößerte Einheitszelle 25 dargestellt, die ein Brennstoffelement 31 enthält. Dieses Brennstoffelement ist ein Element des Nadel- oder Stifttyps mit einer Anzahl von Nadeln oder Stiften 32, die quer zu der Längsachse des Elementes angeordnet sind, und von Endstücken 33 durch Schweißung oder mechanische Mittel an einer Seite des Rahmens 34 gehalten werden, der aus zwei Seitenplatten aus den obenerwähnten korrosionsfesten Metallen oder Legierungen besteht. Die Stifte 32 sind an ihrem anderen Ende nicht an dem Rahmen 34 befestigt, um unterschiedliche Wärmeausdehnung zuzulassen. Der Kühlmitteldurchfluß erfolgt daher in Form eines kreuzartigen Durchflusses quer durch die einzelnen Brennstoffstifte. Wie man in dem Schnitt nach F i g. 4 erkennt, bestehen die Stifte 32 vorzugsweise aus einem Thorium-Uran-Legierungskern 35, wobei angenähert 3 bis 15 Gewichtsprozent Uran und vorzugsweise etwa 7 Gewichtsprozent Thorium vorhanden ist, mit einer Umhüllung aus dem korrosionsfesten Metall. Thorium- und Uranoxyde und keramische Stoffe können auch in den Brennstoffelementen verwendet werden, z. B. eine gesinterte Masse aus UO₂-ThO₂. Wie man aus F i g. 4 erkennt, sind die Stifte 32 in parallelen Reihen ausgerichtet. Das Kühlmittel fließt kreuzförmig über diese Stifte. Diese Bauart des Brennstoffelementes hat eine hohe spezifische Leistung und mechanische und metallurgische Zuverlässigkeit.

In Fig. 5 ist ein anderes geeignetes Brennstoffelement dargestellt. Dieses umfaßt einen Thorium-

1 241

Uran-Kern 38 mit einer Stahlumhüllung 39 in Form die auf der Genfer Konferenz 1955 veröffentlichte von drei in gleichem Abstand angeordneten radialen Arbeit von J. E. Cunningham und E. J. Boyle Speichen 40, die einen zylindrischen, nichtrostenden mit dem Titel »MTR-Type Fuel Elements« verwiesen. Stahlrahmen 41 verbinden. Unter Anwendung des Ein weiteres Brennstoffelement, das verwendet wergleichen Konstruktionsprinzips kann das Brennstoff- 5 den kann, ist eine haufenartige Gruppe von dünnen element eine größere Anzahl von in gleichem Ab- Th-U-Stäben, wie sie in der obenerwähnten Genfer stand angebrachten, radial ausgerichteten Speichen Abhandlung von Chauncey Starr erwähnt sind,
umfassen. Das Natriumkühlmittel strömt in den Fig. 6 zeigt eine vergrößerte Ansicht der Regel-Kanälen 42 zwischen den Speichen40 und dem elemente27 aus Fig. 2. Der Neutronenabsorber43 Rahmen 41. io hat quadratischen Querschnitt und wird an einem Ein weiterer geeigneter Brennstoffelementtyp ist Stoßrohr 44 festgehalten, das in dem Fingerhut 14 ein modifiziertes MTR-Element (Materialprüfreaktor- arbeitet. Standartmaterial von hohem Neutronenquer-Elementtyp), d. h. ein Element des Plattentyps mit schnitt kann als Absorbermaterial verwendet werden, parallelen, ebenen oder gebogenen Platten, die sich wie etwa Bor, Hafnium, Lithium, Gadolinium, Euroin einem rechtwinkligen hohlen Gestell befinden. Ein 15 pium, Gemische seltener Erden und Legierungen, solches Element würde aus einem Thorium-Uran- Verbindungen und Gemische davon. Die Ringe 45 metallkern mit einer Umhüllung aus nichtrostendem sind mit inaktivem Gas gefüllt. Es sind zwölf Ele-Stahl bestehen, wobei auch das Gestell aus nicht- mente in dem Kern vorhanden, von denen sechs als rostendem Stahl besteht. HinsichtlichderEinzelheiten Sicherheitsstäbe und sechs als Regelelemente verfür diesen bekannten Brennstoffelementtyp wird auf 20 wendet werden.

Die folgende Tabelle gibt Einzelheiten des oben an Hand der Zeichnung beschriebenen Reaktors.

Leistung

1110 thermische Megawatt
400 elektrische Brutto-Megawatt
370 elektrische Netto-Megawatt

Gerader Zylinder: 2,56 m Durchmesser · 3,05 m Höhe

Moderator

Beryllium, 4,27 m Höhe, einschließlich 0,61 m Mantelreflektor an jedem Ende

Radialer Mantel, 0,61 m dick, bestehend aus Graphitmoderator und 3001 Th-Brutstäben,
die mit Natrium gekühlt werden

Brennstoff

9200 kg (insgesamt) aus Th-U-(7 Gewichtsprozent)-Legierung, 644 kg U-233

Brennstoffelement

Nadel- oder Stifttyp

Anzahl der Elemente in dem Kern

Mantel

388

Abmessungen des Brennstoffelementes

640 Stifte in einem Element von 3,05 m

Anzahl der Stifte je Reihe

Stiftdurchmesser

Umhüllung

Seitenplatten

Abmessungen des aktiven Querschnitts der Elemente

Abstand zwischen den Stiften in jeder Reihe

Abstand zwischen dem Außenstift und den Seitenrahmen .. Abstand zwischen den Stiftreihen

6,6 mm Außendurchmesser 0,127 mm Typ 304 nichtrostender Stahl 1,02 mm nichtrostender Stahl 10,16 · 10,16 cm · 3,05 m 2,54 cm 1,27 cm 1,9 cm

Be-Einheitszelle

28,9 cm² mittlerer Kanal

4 · 25,8 cm²

Daten für das zentrale Element

Leistung des zentralen Brennstoffelementes

Druckabfall am Element

Maximale Natriumgeschwindigkeit

4 950 kW

2,1 kg/cm² 5,49 m/sec

11,3 · 106 kg/h

Primärer Natriumdurchfluß

Claims

9 10 Kühlmittelauslaßtemperatur 566° C Kühlmitteleinlaßtemperatur 288° C Natriumschleifen 5 primäre 5 sekundäre Natriumfluß (jede Schleife primär und sekundär) 44 285 1 Hauptnatriumleitungen 50,8 cm nichtrostender Stahl Intermediärer Wärmeaustauscher Na-Auslaßtemperatur 549° C Na-Einlaßtemperatur 271° C Sekundärer Natriumfluß 11,3 · IO9 kg/h Dampfbedingungen 59,5 kg/cm2 Überdruck 482° C Speisewasser 191° C Dampfdurchfluß durch den Überhitzer 1560 852 kg/h Physikalische Daten Brutverhältnis 1,04 Mittlere Spaltenergie 100 Elektronenvolt Regelstababsorbierstoff Europium Gesamtregelung 18% Ak Patentansprüche:

1. Thorium-Leistungsbrutreaktor mit einem Behälter, einem in dem Behälter angeordneten Kern, wobei der Kern eine feste Moderatormatrix aufweist, der Moderator aus Kohlenstoff oder Beryllium besteht und mit einer Umhüllung versehen ist, die ihn vor Berührung mit dem Kühlmittel schützt und eine Anzahl von Kühlkanälen begrenzt, mit einer Anzahl von Spaltstoffelementen in den Kühlkanälen, von denen jedes Thorium-232 als Brutstoff und Uran-233 als spaltbaren Brennstoff enthält, mit einem flüssigen metallischen Kühlmittel, mit Vorrichtungen, die das flüssige metallische Kühlmittel durch die Kanäle hindurchströmen lassen und mit einem Reflektor, der den Kern umgibt und aus Moderatormaterial besteht, dadurch gekennzeichnet, daß im Reflektor eine Anzahl von Thorium-232-Stäben angeordnet ist, und daß das Verhältnis von Kühlmittel zu Moderator derart gewählt ist, daß sich im Kern ein Neutronenspektrum mit einer mittleren Neutronenenergie im Bereich von ungefähr 1 bis IO⁵ Elektronenvolt einstellt.

2. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlkanäle mit einem gegen flüssiges Metall korrosionsfesten Metall ausgekleidet sind.

3. Reaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß ungefähr 20 Volumprozent des Kerns aus Beryllium bestehen.

In Betracht gezogene Druckschriften:

Deutsche Patentschriften Nr. 952 919, 963 090;

österreichische Patentschrift Nr. 167 521;

belgische Patentschriften Nr. 552480, 553 217;

britische Patentschriften Nr. 648 293, 697 601,
754183, 771111;

USA.-Patentschrift Nr. 2708 656;

»Proceedings of the International Conference on the Seaceful Uses of Atomic Energy«, 1955, Bd. 3, S. 18, 25, 105, 107 bis 115; Bd. 5, S. 472; Bd. 9, S. 182 bis 184, 190;

»Principles of Nuclear Reactor Engineering«,
1956, S. 18 und 26;

»Reactor Handbook, Engineering«, 1955, S. 520, 691, 804, 807, 1001;

»Nuclear Engineering«, 1956, S. 305;

VDI-Z, 98 (1956), Nr. 4, 1. Februar, S. 148;

»Glückauf«, 92, 1956, H. 47/48, S. 1420;

»Jl Calore«, 1956, S. 484 bis 486, 491.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen