DE1236673B - Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff - Google Patents

Description

DEUTSCHES PATENTAMT

DeutscheKl.: 21g-21/20

AUSLEGESCHRIFT

Nummer: 1236 673

Aktenzeichen: D 35024 VIII c/21 g

J 236 673 Anmeldetag: 24.Dezember 1960

Auslegetag: 16. März 1967

Die Erfindung bezieht sich auf die Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff in allen unter Umständen unterschiedlich temperierten Zonen, in der mindestens eine überkritische Zone die umgebenden Zonen mit überschüssigen Neutronen beliefert, wobei die Zonen abwechselnd mit schwerem Wasser und Graphit moderiert sind und die Natururan-Schwerwasser-Zonen als Neutronenspender für die Natururan-Graphit-Zonen ausgelegt sind, nach Patent 1 215 822.

Die theoretische Untersuchung solcher Mehrzonenreaktoren hat ergeben, daß sich im neutronenspendenden Bereich im allgemeinen eine erheblich höhere Leistungsdichte ergibt als in dem neutronenaufnehmenden Konversions- und Brutbereich. Diese unterschiedlichen Leistungsdichten führen zu erheblichen Schwierigkeiten bei der technischen Durchführung der Wärmeenergieentnahme aus dem Reaktor. Der Neutronenspender muß zu diesem Zweck erheblich stärker gekühlt werden als der Neutronenverbraueher. Um zu einem Ausgleich der Leistungsdichten zu kommen, ist bereits bekanntgeworden, zwischen die verschiedenen Zonen »Neutronen-Gleichrichter« einzubauen, die aus einer Folge von zwei oder mehr Schichten bestehen (hochangereichertes Uran 235 und Cadmium bzw. Thorium oder Uran 238). (B. G. Dubowski, Atomnaya Energija, 7 [1959], S. 456 und 457, und L. Borst, Phys. Rev., 107 [1957], S. 905.) Der Einschaltung dieser Gleichrichter liegt die Idee zugrunde, die langsamen Neutronen des Neutronenspenders durch das hochangereicherte Uran 235 in schnelle Neutronen zu verwandeln, die als solche eine Cadmiumabsorberschicht leicht durchsetzen und den Neutronenverbraucher erreichen können. Die Rückdiffusion thermalisierter Neutronen aus dem neutronenverbrauchenden Bereich zum Neutronengeber, die ja mit dazu beiträgt, das Leistungsverhältnis ungünstig zu beeinflussen, wird hierbei vermieden, da die Cadmiumschicht als Absorber für die thermischen Neutronen allein wirkt.

Dieses bekannte Verfahren hat den Nachteil, daß es bei Natururanreaktoren die Verwendung höher konzentrierten Urans 235 erfordert, zugleich aber auch einen Neutronenabsorber (Cadmium) mit verwendet, der die Neutronenökonomie des Reaktors ungünstig beeinflußt.

Diese Schwierigkeiten und Nachteile werden bei dem eingangs genannten Mehrzonenreaktor nach Patent 1 215 822 dadurch vermieden, daß erfindungsgemäß in einer größenordnungsmäßig eine Neutronendiffusionslänge dicken Grenzschichten zwischen Neutronenspender und Neutronenverbraucherberei-Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit
Natururan als Kernbrennstoff

Zusatz zum Patent: 1215 822

Anmelder:

Ursula Diebner, geb. Sachsse,
Bernd Jörg Diebner,
Flensburg, Twedtermark 85

Als Erfinder benannt:

Dr. Erich Bagge,
Dr. Kurt Diebner f, Kiel

chen die mittlere Brennstoffkonzentration um einen Faktor über 1 und unter 10 gegenüber der über den Neutronenspenderbereich bzw. den Neutronenverbraucherbereich gemittelten Brennstoffkonzentration erhöht ist. Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung kann der Grenzbereich mit erhöhter Brennstoffkonzentration ganz im Neutronenspenderbereich oder ganz im Neutronenverbraucherbereich liegen.

Eine solche Erhöhung der Brennstoffkonzentration wirkt als Neutronenkonverter, der aus langsamen Neutronen schnelle macht. Er hat gegenüber den bekannten »Neutronen-Gleichrichtern« den Vorteil, daß nur Natururan Verwendung findet, und es ist außerdem möglich, diese Schichten erhöhter Brennstoffkonzentration zugleich als Bereiche erhöhter Brennstoffkonversionen zu verwenden, wobei außerdem durch die höhere Brennstoffdichte auch die Leistungsdichte im neutronenverbrauchenden Teil der Anordnung angehoben wird. Das Uran 238 im Natururan bildet in diesem Fall zusammen mit dem Brennstoff 235 zugleich noch den Absorber für die thermischen Neutronen, der die Rückdiffusion dieser verlangsamten Teilchen aus dem neutronenverbrauchenden Bereich in den Neutronenspenderbereich herabmindert. Die Verwendung von Natururan schließt nicht aus, daß es unter Umständen günstig sein kann, im Grenzbereich der beiden Zonen noch zusätzliche Absorber (z. B. Cadmium oder Thorium) einzubringen, die zusätzlich mit dazu beitragen, die Rückdiffusion der thermischen Neutronen aus dem Neutronenverbrauchsbereich in den Neutronenspenderbereich

709 519/432

Claims (3)

zu verhindern. Die Einführung solcher Absorber wird allerdings nur in geringen Mengen erfolgen können. Außerdem ist zu bemerken, daß die Grenzschichten, in denen die Erhöhung der Brennstoffkonzentration vorgenommen werden soll, im allgemeinen erheblich kleiner sein müssen als einer Diffusionslänge der Neutronen entspricht. Patentansprüche:

1. Anordnung eines Mehrzonenreaktors mit Natururan als Kernbrennstoff in allen unter Umständen unterschiedlich temperierten Zonen, in der mindestens eine überkritische Zone die umgebenden Zonen mit überschüssigen Neutronen beliefert, wobei die Zonen abwechselnd mit *5 schwerem Wasser und Graphit moderiert sind und die Natururan-Schwerwasser-Zonen als Neutronenspender für die Natururan-Graphit-Zonen ausgelegt sind, nach Patent 1215 822, dadurch gekennzeichnet, daß in einer größenordnungsmäßig eine Neutronendiffusionslänge dicken Grenzschichten zwischen Neutronenspender- und

Neutronenverbraucherbereichen die mittlere Brennstoffkonzentration um einen Faktor über 1 und unter 10 gegenüber der über den Neutronenspenderbereich bzw. den Neutronenverbraucherbereich gemittelten Brennstoffkonzentration erhöht ist.

2. Mehrzonenreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoffkonzentration nur in den Grenzschichten der Neutronenspenderbereiche oder der Neutronenverbraucherbereiche erhöht ist.

3. Mehrzonenreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Grenzbereich neben Natururan zusätzlich Cadmium oder Thorium enthält.

In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschriften Nr. 1 058 643,
249;

B. G. Dubowski, Atomnaya Energija, 7 (1959), L 456 und 457;
L. Borst, Phys. Rev., 107 (1957), S. 905.

709 519/432 3.67 © Bundesdruckerei Berlin