DE1464625B2

DE1464625B2 -

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Publication number: DE1464625B2
Application number: DE19621464625
Authority: DE
Priority date: 1961-08-02
Filing date: 1962-07-25
Publication date: 1970-03-19
Also published as: BE620998A; CH406456A; US3137636A; GB978176A; DE1464625A1; AT245125B; NL281596A

Description

1 4ö4 b

1 2

Die Erfindung bezieht sich auf einen Hochtempera- und 173; Report GA-2280, 6. Juni 1961, der Fa. Gcnc-

tur-Kernreaktor mit negativem Temperaturkoeffizien- ral Atomic, Verf. P. Fortcscue, »Features and

ten der Reaktivität für eine Arbeitstemperatur von Aims of the High-Temperature Graphite-Moderated

1200° C und darüber mit einem Reaktorkern, der innig Reactor System«).

mit einem Moderatormaterial vermischten spaltbaren 5 Hat der Reaktor einen hinreichend großen promp-

Brennstoff und Neutronen absorbierendes, der Reak- ten, negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivi-

tivitätssteuerung dienendes, bei Temperaturen über tat, so wird ein übermäßiger oder schädigender

1200⁰C chemisch stabiles Material enthält. Leistungsanstieg vermieden, da bei einem Temperatur-

Zur Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion in anstieg die gesamte Überschuß-Reaktivität im Reaktor einem Kernreaktor muß jedes Nukleid in dem Reak- 10 herabgesetzt wird. Ein prompter Temperaturkoeffitorkern, das ein Neutron einfängt und sich spaltet, zient der Reaktivität beschreibt deren Änderung in im Mittel wenigstens ein Neutron erzeugen, das Abhängigkeit von der Temperatur unter der Annahme, seinerseits eine Spaltung eines anderen Nukleids im daß zwischen benachbarten Stellen im Reaktorkern Reaktor hervorruft. Diese Bedingung wird dadurch praktisch noch keine Wärmeübertragung durch erfaßt, daß ein effektiver Multiplikationsfaktor K,,_ff 15 Wärmeleitung stattgefunden hat.
als das Verhältnis der Anzahl der durch Spaltung in Es ist auch bekannt, als der Reaktivitätssteuerung irgendeiner Generation erzeugten Neutronen zur dienendes, bei Temperaturen über 1200 C chemisch Anzahl der entsprechenden Neutronen in der voran- stabiles Material ein solches zu verwenden, das gehenden Generation definiert wird. Der Reaktor oberhalb 1200° C ein bezüglich seines Beitrags zum wird kritisch genannt, wenn der effektive Multiplika- 20 negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität tionsfaktor gleich Eins ist, wobei eine Kettenreaktion starkes Absorptionsvermögen für Neutronen aufweist bei konstanter Spaltungsrate und vorgegebenem und das weiter in seiner Absorptionscharakteristik Leistungspegel aufrechterhalten wird, überschreitet für Neutronen Resonanzbanden aufweist (»Reactor oder unterschreitet der effektive Multiplikationsfaktor Handbook«, Materials, 1960, Bd. I, Part D, Kap. 35, die Zahl Eins, so ist der Reaktor überkritisch bzw. 25 S. 777 bis 781, insbesondere S. 778, Table 35.1; Zeitunterkritisch. Schriften »Nucleonics«, Dezember 1960, S. 94 bis 100,

Für einen Kernreaktor ist seine Reaktivität P insbesondere S. 96, Figur 1, sowie »Ceramics«, Vol. 8.

charakteristisch. Die Reaktivität wird definiert durch August 1956, S. 144 bis 147, referiert Techn. Zentral-

die Beziehung blatt, 1957, Elektrotechn., 1957. S. 1832).

rr _ j 30 Diese Materialien wurden seither jedoch so aus-

P = —^ . (1) gewählt, daß sie im gesamten Arbeitstemperätur-

K-eff bereich des Reaktors einen starken Beitragt zum'

negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität

Eine positive Reaktivität ist notwendig, um den aufwiesen. Dabei war beim Anlaufenlassen äes Reak-

Reaktor auf den gewünschten Betriebs-Leistungspegel 35 tors und dessen normalem Betrieb stets eine große

zu bringen, und ebenfalls, um den Aufbau von ther- Überschuß-Reaktivität notwendig, um die Absorp-

mische Neutronen absorbierenden Materialien zu tion des Neutronen absorbierenden Materials zu

kompensieren. Während der Spaltvorgang voran- kompensieren. , . ■

schreitet, sammeln sich nämlich Spaltprodukte, die Schließlich ist es auch bekannt, daß viele seltene

thermische Neutronen absorbieren, wodurch die Reak- 40 Erden bei höheren Neutronenenergien Absorptions-

tivität des Kernreaktors gemindert wird. Der Grad resonanzen haben und als Neutronenabsorber in

der anfänglich in dem Reaktor erforderlichen über- Kernreaktoren besser geeignet sein können als z. B.

schuß-Reaktivität hängt von verschiedenen Faktoren Cadmium (Buch von R i e ζ I e r-Wa 1 c h e r, »Kern-

ab. Bei Hochleistungsreaktoren, wie etwa gasgekühlten technik«, 1958, S. 688). Damit ist jedoch kein Hinweis

Hochtemperatur-Graphit-Reaktoren u. dgl., ist eine 45 auf die Arbeitstemperatur und auf die Temperatur-

beträchtliche Überschuß-Reaktivität nützlich. abhängigkeit der Reaktivität gegeben.

Es ist jedoch erforderlich, die Reaktivität sicher zu Aufgabe der Erfindung ist es, bei einem Kernreaktor steuern. Weist ein Reaktor eine starke Überschuß- eingangs genannter Art das Neutronen absorbierende Reaktivität auf, so steigt seine Leistung an. Würde sie Material so auszuwählen, daß es im wesentlichen nicht gesteuert, so könnte eine starke Zunahme der 50 keine Neutronen bei Temperaturen absorbiert, die erzeugten Wärme erfolgen, was zu Schäden führen beim Anlaufenlassen und beim normalen Betrieb könnte. Es ist daher üblich, in dem Reaktor Steuerstäbe des Reaktors auftreten, damit der Reaktor nicht/mit vorzusehen, die thermische Neutronen absorbierendes einer Überschuß-Reaktivität zur Kompensation' unMaterial oder sogenannte Gifte enthalten. Die Steuer- erwünschter Neutronenabsorption betrieben/werden stäbe können je nach Bedarf in den Reaktor eingeführt 55 muß.

oder aus ihm herausgezogen werden, um die Reak- Zur Lösung dieser Aufgabe ist ein Kernreaktor

tivität und damit den Leistungspegel des Reaktors zu eingangs genannter Art dadurch gekennzeichnet, daß

steuern. das Neutronen absorbierende Material eine Absorp-

Es sind die verschiedensten verbrennbaren Gifte tionscharakteristik mit Resonanzbanden oberhalb

zur Verwendung in einem Kernreaktor bekannt, deren 60 1200° C und mit einem unterhalb von 1200 C bezüglich

Verbrennung den Aufbau von Spaltproduktgiften im seines Beitrags zum Temperaturkoeffizienten der Reak-

Reaktorkern kompensiert. tivität vernachlässigbaren Absorptionsvermögen auf-

Es ist ein Hochtemperatur-Reaktor der eingangs weist.

genannten Art bekannt, wobei zur selbsttätigen Ver- Gemäß der Erfindung ausgebildete Kernreaktoren

ringerung der Reaktivität bei steigender Temperatur ⁶5 zeichnen sich durch besonders große Betriebssicher-

des Reaktorkerns dem Kernreaktor ein negativer heit aus, da sie einen großen prompten negativen

Temperaturkoeffizient der Reaktivität gegeben ist Temperaturkoeffizienten bei Temperaturen oberhalb

(Zeitschrift »Nuclear Engineering«, April 1960, S. 172 1200°C haben, und weisen einen großen Wirkungs-

grad auf. da die Reaktivität herabgesetzt werden kann.

Die Erfindung wird in der nachfolgenden Beschreibung von Ausführungsbeispielen unter Hinweis auf die Figuren näher erläutert.

F i g. 1 zeigt eine Seitenansicht eines Teils eines Brennstoffelements für einen graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktor, das geeignete Neutronen absorbierende Materialien enthält, mit denen die Sicherheitscharakteristiken des Reaktors zu verbessern sind; Teile des Brennstoffelements sind geschnitten, um seinen Innenaufbau zu zeigen;

F i g. 2 zeigt eine graphische Darstellung der Abhängigkeit des totalen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität (Ordinate) von der Temperatur (Abszisse) bei drei Ausführungsformen eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors; aus dieser graphischen Darstellung ist der Effekt erkennbar, den die durch die Erfindung verbesserte Sicherheitscharakteristik liefert;.

F i g. 3 zeigt eine graphische Darstellung des Nutzkoeffizienten (Ordinate) einer Ausführungsform eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors in Abhängigkeit von der Temperatur (Abszisse), der nach der Lehre der Erfindung verbesserte Sicherheits-Charakteristiken aufweist;

F i g. 4 zeigt eine graphische Darstellung des Nutzkoeffizienten (Ordinate) einer weiteren Ausführungsform eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors in Abhängigkeit von der Temperatur (Abszisse), der nach der Lehre der Erfindung verbesserte Sicherheitscharakteristiken aufweist;

F i g. 5 zeigt eine graphische Darstellung des Nutzkoeffizienten (Ordinate) einer weiteren Ausführungsform eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reak- tors in Abhängigkeit von der Temperatur (Abszisse), der nach der Lehre der Erfindung verbesserte Sicherheitscharakteristiken aufweist.

In einem Kernreaktor kann der Multiplikationsfaktor K wie folgt geschrieben werden:

= ,,fp,P_TP_F,

(2)

wo // die mittlere Anzahl der Spaltspektrum-Neutronen ist, die bei thermischer Absorption in dem Brennstoff erzeugt werden; wo / das Verhältnis der Anzahl der thermischen Neutronen, die in dem Brennstoff absorbiert sind, zur Gesamtanzahl der thermischen Neutronen ist, die durch irgendeinen Prozeß absorbiert werden; wo ρ der Anteil der Quellenneutronen ist, die thermische Energien erreichen, also die Neutronen erfaßt, die nicht aus dem Reaktorkern als schnelle Neutronen mit Energien oberhalb 1,9 eV entschlüpfen und die auch dem Resonanzeinfang im Reaktor entschlüpfen, wo f das Verhältnis der Gesamtanzahl der Spaltungen zur Anzahl der thermischen Spaltungen ist und wo P₇- und P_F die Wahrscheinlichkeiten für das Nichtentschlüpfen thermischer bzw. schneller Neutronen sind. Der totale Temperaturkoeffizient der Reaktivität des Reaktors ist durch den Differentialquotienten der Gleichung 2 nach der Temperatur definiert. Man erhält

K T

,1 ίίΤ

J_ AE. 4 J_ AIl

P Λ Τ Ρ_τ Λ T

ό/ 1 Of
AT ⁺ "f7 ΛΤ"

1 h Pv ■

65

ÖT

(3) Es wurde gefunden, daß bei graphitmoderierten

t in

Hochtemperatur-Reaktoren die Koeffizienten =- —= und -ü- --?- zu allen Zeiten bei allen Moderator-

Γγ Öl· '

temperaturen negativ sind: der Koeffizient — -'±

kann jedoch beide Vorzeichen annehmen. Er ist negativ beim Beginn der Betriebslebensdauer des Reaktors, wenn nur einer der hauptsächlichen Brennstoffe vorliegt. Er ist jedoch in der Regel positiv Tür jede Mischung von Uran-233, Uran-235 und Plutonium-239. Bei graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktorsystemen ist der Koeffizient — -^f= stets; positiv.

da der Anteil der Anzahl der thermischen Spaltungen mit zunehmender Temperatur abnimmt. Allgemein

1 AP ■ ' * '·■ ■-

ist -=- -.—- der Koeffizient für die Nichtentschlüp-

tf öl· ■ ■ . . .

fungswahrscheinlichkeit schneller Neutronen auch positiv. Zur Änderung des Vorzeichens oder der Größe von i_h e und P_f-Koeffizienten kann wenig getan werden, da sie durch die Nukleideigenschaften der Brennstoffe und durch Details des Flußspektrums bestimmt sind, das seinerseits durch die Zusammensetzung des Reaktors bestimmt ist.

Es ist äußerst wünschenswert, einen oder mehrere der Termen des Temperaturkoeffizienten der Reaktivität derart zu beeinflussen, daß sich ein totaler negativer Temperaturkoeffizient der Reaktivst des Reaktors bei Temperaturen oberhalb seineMiormalen Betriebstemperatur ergibt. <^r · \

Es wurde gefunden, daß dies erreicht werden kann, wenn man die einzelnen Beiträge der thermische Neutronen absorbierenden Substanzen in dem Reaktorsystem im Sinne einer Beeinflussung des /-Koeffizienten, also j ~ in Gleichung 2 (allgemein als ', Nutzkoeffizient bezeichnet) steuert. Ein Einbau eines gewissen Neutronengiftes in das Reaktorsystem kann beträchtlich das Vorzeichen und die Größe des Nutzkoeffizienten beeinflussen und damit auch Vorzeichen ' und Größe des totalen Temperaturkoeffizienten. Es ist möglich, den negativen Temperaturkoeffizienten des Reaktors durch Einflußnahme auf den Nutzkoeffizienten zu vergrößern, wenn eine beträchtliche Menge des Moderators in ihm mit dem Brennstoff vermischt wird. In diesem Falle führen Temperaturänderungen der Brennstofftemperatur zur prompten Änderung in der Energieverteilung der thermischen · Neutronen, woraus sich wiederum prompte negative Beiträge zur Reaktivität ergeben, wenn entsprechende Neutronengifte mit hohen thermischen Resonanzen bei thermischen Energien, d. h. oberhalb etwfä 0,3 eV, vorhanden sind.

Drei Neutronengifte sind besonders zur Beeinflussung des Nutzkoeffizienten in einem Hochtemperatur-Reaktor wirksam und fähig, dem System einen totalen, negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität in dem gewünschten Temperaturbereich zu geben. .

Diese drei thermische Neutronen absorbierenden Materialien sind die folgenden: Plutonium-240, Rhodium-103 und Erbium-167: Jeder dieser drei Neutronenabsorber oder Neutronengifte ist ohne weiteres erhältlich und hat gewisse vorteilhafte Eigenschaften. Alle drei dieser Neutronenabsorber sind bei erhöhter Temperatur über der normalen Betriebstemperatur

eines Hochtcmpcratur-Reaktors. beispielsweise oberhalb 12CX) C. chemisch stabil, und alle drei sind mit Graphit und anderen Komponenten eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors verträglich. Jeder dieser drei Neutronenabsorber liefert einen großen prompten negativen Beitrag zum Temperaturkoeffizienten der Reaktivität bei Temperaturen oberhalb 12(X) C. Der Beitrag zur Reaktivität bei niederen Temperaturen ist entweder positiv oder hinreichend niedrig, so daß die Neutroncnwirtschaftlichkcit bei normalen Betriebstemperaturen solcher Reaktoren nicht wesentlich durch die genannten Neutronenabsorber beeinträchtigt wird. Die angegebenen Neutronenabsorber können einzeln oder in irgendeiner Mischung verwendet werden, und sie können gleichmäßig auf jede gewünschte Vielzahl von Stellen im Reaktor verteilt werden.

Es kann zweckmäßig sein, die Neutronenabsorber direkt in die Brennstoffelemente einzubauen oder in die Brennstoffkompaktkörper des Reaktors. Die Neutronenabsorber können auch in anderer Weise und an anderen Stellen des Reaktors verteilt werden, wie etwa im Moderator außerhalb der Brennstoffelemente. Wird der Neutronenabsorber innerhalb des Brennstoffs verteilt, damit er unmittelbar der Temperatur des Brennstoffs folgt, so liefert eine Doppler-Verbreitcrung des thermischen Resonanzbandes des Absorbers einen breiteren Beitrag zum prompten negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität.

Wird Moderatormatcrial in einem Brennstoffelement eingeschlossen, so kann das Neutronen absorbierende Material falls gewünscht in diesem Moderatormaterial verteilt werden. Als Ausführungsbeispiel ist ein Brennstoffelement 9 für einen graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktor. das Neutronen absorbierendes Material enthält, in F i g. 1 dargestellt. Das Brennstoffelement kann in einem gasgekühlten Hochtemperaturreaktor verwendet werden.

. Das Brennstoffelement 9 weist einen rohrförmigen Außenbehälter 11 auf, der aus Neutronen moderierendem Material besteht, welches eine geringe Permeabilität gegenüber Spaltproduktcn hat. Vorzugsweise besteht der Behälter 11 aus einem nicdcrpermeablen Graphit. Innerhalb des Behälters sind eine Mehrzahl im wesentlichen zylindrischer Brennstoffkompaktkörper 13 untergebracht. Diese Kompaktkörper bestehen aus einer homogenen Mischung aus Graphit. Brennstoff und Brutstoffmaterial. Die Permeabilität des Graphitbehälters kann beispielsweise gegenüber Helium bei Zimmertemperatur etwa 1 ■ 10"· cm² Sek. betragen. Eine solch niedere Permeabilität drosselt hinreichend die Abwanderung von Spaltprodukten.

Die Brennstoffkompaktkörper 13 sind, wie Fig. 1 zeigt, ringförmig und auf einem länglichen, vertikalen mittleren Dorn 15 aus Neutronen moderierendem Material, wie etwa aus Graphit, aufgestapelt. Das Brennstoffelement wird innerhalb des nicht dargestellten Reaktorkerns durch einen Ständer 17 getragen, dessen Stiel 19 in F i g. 1 dargestellt ist. Mehrere vertikal liegende Brennstoffelemente sind nahe aneinander innerhalb eines nicht dargestellten Reaktortankes angeordnet und von einem gasförmigen Kühlmittel wie etwa Helium umgeben. In einem gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktorsystem haben die Brennstoffelemente eine normale Betriebstemperatur von etwa 1200 C. können aber auch bei Temperaturen von 1500 C oder mehr arbeiten.

Das Brennstoffelement 9 kann gewisse Mengen von einem oder mehreren bestimmten Neutronenabsorbern enthalten, die gleichmäßig in jedem Brcnnstoffkompaktkörpcr 13 verteilt sind. Wie schon angedeutet, kann das Neutronen absorbierende Material aber auch gleichmäßig innerhalb des zentralen Doms 15 aus Neutronen moderierendem Material verteilt sein oder an anderen Stellen innerhalb oder außerhalb der Brennstoffelemente im Reaktorkern.

ίο Die Verteilung des Neutronen absorbierenden Materials innerhalb der Kontaktkörper kann beispielsweise während der Herstellung der Kompaktkörper vorgenommen werden. Die Kompaktkörper können also aus einer bestimmten Mischung aus Graphit

is oder anderem geeigneten, bei hoher Temperatur thermische Neutronen moderierenden Material mit Neutronen absorbierendem Material und einem Kernbrennstoff hergestellt sein, also einem spaltbaren Material oder einer Mischung von spaltbarem Material und von - Brutstoff. Beispielsweise kann jeder Brennstoffkompaktkörper die Form eines Rings haben, der aus einer Mischung von Graphit. Uranium-235 und Uranium-238 unter Zugabe des ausgewählten / Neutronen absorbierenden Materials in gewisser Kon-/entration. die von vornherein eingeführt wurde, hergestellt ist. ·

Auch kann Plutonium-240 in situ in dem Brennstoff der Brennstoffelemente in hinreichender Konzentration gebildet werden, so daß er dem Reaktor einen prompten negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität gibt. Dies kann dadurch erreich), herden! daß man eine hinreichende Konzentration^von Uranium-238 in den Brennstoff aufnimmt. Während des Betriebs des Reaktors gehen folgende Reaktionen zur F.rzeugung von Plutonium-240 vor sich:

"^g

U^23H + η — U²'- + - /( + Np"* Np"" - .' + Ρ"²"

PU²³" -r »1 - PU²"¹" + A

Da Plutonium-240 eine relativ rasche Ausbrennrate hat. ist es wünschenswert, fortlaufend wenigstens einen Teil des Plutoniums-240 in der genannten Weise aus lranium-238 zu erzeugen, um sicherzustellen, daß der Reaktor über seine Gcsamtlcbensdauer einen negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität hat.

Parameter eines typischen moderierten Hochtemperatur-Reaktors, der mit den beschriebenen Brennstoffelementen versehen ist. sind in der folgenden. Tabelle zusammengestellt: /'

Technische Daten

für einen gasgekühlten Hochtemperatur-Reaktor, der die Brennstoffelemente nach F i g. 1 enthält

Reaktorleistung 115 MW thermische

<« Energie

Effektiver Kerndurchmesser 274.8 cm .

Aktive Kernhöhe 225 cm

Anzahl der Brennstoff-

«•5 elemente... 804

AnzahPder Steuerstäbe... 36

Anzahl der Sicherheitsabsperrstäbe 19

7 8

Anfängliche Brennstoff- Dies liegt an der Anwesenheit von noch weiteren

beladung 184,8 kg angereichertes Mengen sowohl von Plulonium-240 als auch von

Uraniuni. Rhodiuni-103. Das Ergebnis zeigt sich klar aus dem

_. . 173.3 kg Uranium-235 Vergleich der Kurve C mit den Kurven B und A.

Anfängliche Thorium- _{? Dcr to},_a,_c Temperaturkoeffizient, den die Kurve Γ

Beladung ... IVK/ kg _{zcjg( jst wescnt}ii_ci-, negativer als derjenige der Kur-

Anfanghche Beladung mit _vcn _A _und _B _{bd Tcmpcralurcn} oberhalb KXH) K.

verbrennbarem Borgift 950 g _Dic einzelnen Beiträge verschiedener Neutronen

Anfängliche Rhodium- absorbierender Materialien zum Nutzkoeffizienten

Beladung 5 kg ^ _der Ausrührungsform des Reaktors, dessen totaler

C/Th, U-Atomverhältnis Temperaturkoeffizient in Kurve B in F i g. 2 dar-

696 Brennstoffelemente gestellt ist. ist in F i g. 3 wiedergegeben. Wie aus

^mit ^{2126 c 9}-^{57 Th 10 ü} F i g. 3 ersichtlich ist. liefern Spaltprodukte wie

108 Brennstoffelemente Xcnon-135 und Samarium-149 einen positiven Bei-

(Außennngc) mit... 3511 C, 15.94Th 1.0 U _{|<; trag zum} Nutzkoeffizienten, während Rhodium-103

Mittlere Moderator- ' _ci_ncn erheblichen negativen Beitrag zum Nutzkoef-

temperatur 9(X) C (izicnten liefert, so daß der gesamte Nutzkoeffizicrit

Mittlere Temperatur der _bci Temperaturen oberhalb 14(X) K negativ ist und Brennstoff-Kompakt- zunehmend" negativer wird, wenn die Reaktortempekörper 12(X)C ₂₀ ratur ansteigt.

Maximale Temperatur der j; j _{g 4 zcigt dcn} Nutzkoeffizienten der Ausfüh-Brennstoff-Kompaktrungsform des Reaktors, dessen totaler Temperaturkörper .' 15(X)C kocffizient in Kurve C der Fig. 2 dargestellt ist.

Anfänglicher Muß _{Dcr tota}i_c Nutzkocffizient. der in F i g. 4 dargestellt

thermischer Neutronen 4.01 · H)¹- „ j_sL j_st negativ für Temperaturen oberhalb 1150K

Anfänglicher totaler _{und w}ird zunehmend negativer, wenn die Teinperatui

Neutronenfluß 16.55 · 10¹- _{bis tluf 2}5(X) K hochsteigt. F.r ist noch negativer als

Anfängliches Konversions- _{dcr in} i.j_g 3 dargestellte. In diesem Falle liefert

verhältnis 0.563 PIutonium-240. das in hinreichenden M/ngen ■ im

Mittleres !Conversions- _}0 Reaktor aus einem etwa 5()alompro/j(iniigen Ura-

verhältnis 0.612 nium-238 entstanden ist. einen wesentlichen negativen

Endkonversionsverhältnis 0.704 Beitrag zum Nutzkoeffizienten.

BrcnnstofTlcbensdauer bei F i g. 5 zeigt den Nutzkoeffizienten einer vierten

voller Leistung 900 Tage Ausführungsiorm des Kernreaktors, der im wesent-

Dcr totale Temperaturkoeffizient am linde der 35 liehen identisch ist mit der Ausfuhrungsform, die der Rcaktorlebcnsdauer für jede der drei Ausführungs- F i g. 4 entspricht und der Kurve C der F i g. 2 entformen des angegebenen Reaktors ist in F i g. 3 spricht, mit der Ausnahme, daß zusätzlich zu dem dargestellt Kurve A in F ig. 2 zeigt den totalen Rhodium-103. das in einer Menge von etwa 3 kg vor-Tcmperaturkoeffizienten des Reaktors, wenn er keine liegt und einer etwa 50atompro/entigen Konzentra-Anfangsbcladung mit Rhodium oder anderem Neu- 4c tion von Uranium-238 in dem Brennstoff und der sich tronen absorbierendem Material nach der Lehre der daraus ergebenden beträchtlichen Konzentration von Erfindung enthält und wobei als Brennstoff etwa PIutonium-240. auch Erbium-167. und zwar in einer 7 Atomprozent Uranium-238 und etwa 93 Atom- Menge von 1 kg vorliegt. Der totaic Nutzkoeffizient, prozent Uranium-235 verwendet ist. Der totale Tem- wie er sich aus F i g. 5 ergibt, ist noch negativer als peraturkoeffizient ist. wie die Kurve A zeigt, am 4* der aus F i g. 4 ersichtliche, und zwar auf Grund Ende der Rcaktorlcbensdauer etwa negativ. Lr ist der Zugabe des Erbiums-167. Aus F i g. 5 ist ersichtjedoch nur sehr gering negativ im Temperaturbereich lieh, daß Erbium-167 einen negativen Beitrag zum von etwa KXX) bis etwa 3(XX) K. Nutzkoeffizienten zwischen etwa 4(X) und etwa 28(X) K Kurve ß in F i g. 2 zeigt -den gleichen Reaktor. liefert. Sein maximaler Beitrag liegt bei etwa JlOO K. der auch die Kurve A geliefert hat. jedoch mit einer 50 Obwohl sich die Figuren auf einen bestimmten Anfangsbeladung mit Rhodium-103 (5 kg am Beginn T\p eines graphitmoderierten Hochtcmrjpratur-Reakdes Reaktorbetriebs und einer Glcichgewichtsmasse tors beziehen, können die angegebenen Neutronen von 3 kg am Ende der Reaktorlebensdauer). Aus dem absorbierenden Materialien auch mit Erfolg in anVergleich der Kurven 4 und B der F i g 2 ist klar deren Hochtemperatur-Reaktoren mit anderen Paraersichtlich, daß die Zugabe \on Rhodium-103 zum 55 metern verwendet werden. Die relativen Konzen-Kcrnreaktor den negativen Temperaturkoeffizienlen trationcn der ausgewählten Gifte, die notwendig sind, des Reaktors erhöht. um einen hinreichend hohen Nulzkoeffizientcn zu Kurve C bezieht sich auf eine dritte Ausführungs- erhalten und um einem vorgegebenen Reaktor einen form des Reaktors, m dein die gleiche Menge von prompten totalen negativen Temperaturkoeffizienten Rhodium-103 vorgesehen ist wie bei der zweiten Aus- <*"· /u erteilen, hängen offensichtlich von den Reaktorführungsform (Kurve U). in dem edoch der Brenn- Parametern ab. Eine Berechnung der relativen Konstoff nur 50",, angereichert ist (50 Atomprozent /entrationen solcher Materialien, die erforderlich sind. Uranium-239 und 50 \toinpnvem Uranium-235). um einen im wesentlichen negativen Beitrag zum statt daß eine Anreicherung von 93% erfolgt. In Koeffizienten der Reaktivität zu ei halten, kann aber diesem Fall wird eiiu- beträchtliche Menge von ⁶^ von jeder Person ausgeführt werden, die mit der PIutonium-240 in situ in dem Reaktor wahrend seines Reaktorphysik vertraut ist.

Betriebs gebildet. Der negative Temperaturkoeffizient Aus den F i g. 3. 4. 5 ist ersichtlich, daß Rhodes Reaktors zeigt sich als noch weiter verbessert dium-103 und PIutonium-240 weniger stark zu einem

negativen Nutzkoeffizienten beitragen bei Temperaturen, die sich der normalen Betriebstemperatur eines graphitmoderierten Hochtemperatur-Reaktors, also etwa 1450 K nähern, als bei höheren Temperaturen. Diese Neutronenabsorber tragen also beträchtlich zu einem negativen Nutzkoeffizienten bei und damit zu einem totalen negativen Temperaturkoeffizienten bei Temperaturen oberhalb der normalen Betriebstemperatur eines Graphit-Hochtemperatur-Reaktors, ohne wesentlich die Neutronenwirtschaftlichkeit bei normalen Betriebstemperaturen zu beeinträchtigen.

Aus der vorangegangenen Beschreibung ist ersichtlich, daß die Erfindung Mittel angibt, mit denen dem Temperaturkoeffizienten der Reaktivität eines Hochtemperatur-Reaktors ein erheblicher negativer Beitrag /u erteilen ist. wodurch die Sicherheitscharakteristiken eines solchen Reaktors verbessert werden.

Claims

Patentansprüche:

1. Ilochtemperatur-Kernreaktor mit negativein Temperaturkoeffizienten der Reaktivität für eine

10

Arbeitstemperatur von 12(X) C und darüber mit einem Reaktorkern, der innig mit einem Moderatormaterial vermischten spaltbaren Brennstoff und Neutronen absorbierendes, der Reaktivitätssteuerung · dienendes, hei Temperaturen über 12(X) C chemisch stabiles Materia! enthält, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material eine Absorptionscharakteristik mit Resonanzbanden oberhalb 12(X) C und mit einem unterhalb von 1200 C bezüglich seines Beitrags zum Temperaturkoeffizienten der Reaktivität vernachlässigbaren Absorptionsvermögen aufweist.

2. Kernreaktor nach Anspruch 1. dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material wenigstens einen der Stoffe Plutonium-240. Rhodium-103, Erbium-167 enthält oder aus wenigstens einem dieser Stoffe besteht. -

3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronen absorbierende Material von den Behältern der Brennstoffelemente im Reaktorkern umschlossen ist.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen