Verlag des Forschungszentrums Jülich
JUEL-4028
In der vorliegenden Arbeit wird untersucht, inwiefern die Sicherheitseigenschaften eines
Hochtemperaturreaktors auf einen schwerwassergekühlten Reaktor übertragbar sind. Untersucht
werden die neutronenphysikalischen Eigenschaften eines schwerwassergekühlten
Reaktors mit kugelförmigen Brennelementen in Abhängigkeit der Brennelementgestaltung .
Bei vorgegebener Dimensionierung des Reaktors werden der Schwermetallgehalt und der
Zielabbrand der Brennelemente variiert . Untersucht werden Brennelemente mit 5 bis 40 g
U02 sowie einem Zielabbrand von 50 und 100 GWd/t .
Es zeigt sich, daß ein Kugelhaufenreaktor mit Schwerwasserkühlung neutronenphysikalisch
prinzipiell realisierbar ist. Wichtigster Einflußfaktor ist der Schwermetallgehalt in den
Brennelementen. Bei einem maximalen Zielabbrand von 50 GWd/t beträgt die notwendige
211U-Anreicherung des Brennstoffs abhängig vom Schwermetallgehalt zwischen 3 .5% und
5.5%, bei einem Zielabbrand von 100 GWd/t zwischen 6 .9% und 9.6%. Eine im Hinblick
auf die Brennstoffökonomie optimierte Kernauslegung wird bei einem Schwermetallgehalt
von 20 g pro Brennelement erreicht. Der 231U-Verbrauch ist dann um 25% geringer als in
einem DWR. Die zu entladende Menge Pu bezogen auf die erzeugte elektrische Energie
beträgt je nach Kernauslegung zwischen 30% und 90% der Pu-Menge, welche in einem
Druckwasserreaktor entsteht . Das zu entladende Pu besteht zu ca. 50% aus den thermisch
nicht spaltbaren Isotopen 240Pu und 242Pu.
Die Leistungsdichteverteilung im Kern hängt von der Brennelementgestaltung ab. Bei
Brennelementen mit 20 g Schwermetall und einem Zielabbrand von 100 GWd/t beträgt der
volumenbezogene Leistungsformfaktor im Kern ca. 2 . Dies entspricht einer Leistungsdichte
von 8.5 MWm-3 . Die maximale Kugelleistung beträgt in diesem Fall PKugel = 3 .36 kW.
Die durchschnittliche Brennstofftemperatur beträgt ca. 390°C, in den heißesten Brennelementen
können Temperaturen bis zu ca. 1000°C auftreten. Da die Temperaturen im
Brennelement geringer sind als bei Hochtemperaturen, stellen sich keine zusätzlichen Anforderungen
an die Werkstoffe.
Der Brennstofftemperatur- und der Voidkoeffizient der Reaktivität sind für alle untersuchten
Kernauslegungen negativ. Ein positiver Reaktivitätsbeitrag bei der Aufheizung des
Graphits in stärker Pu-haltigen Brennelementen wird durch den gleichzeitig wirkenden
Dopplerkoeffizienten kompensiert, so daß der Temperaturkoeffizient der Brennstoffmatrix
stets negativ ist .
Die Regelung des Reaktors kann durch Regelelemente im Seitenreflektor erfolgen. Zur Abschaltung
ist das Einbringen einer negativen Reaktivität (z.B . durch Steuerstäbe) in den
Reaktorkern erforderlich.
Es zeigt sich, daß auch bei extremen Reaktivitätstransienten die Energiedeposition im
Brennstoff unterhalb der zulässigen Werte bleibt, so daß keine Zerstörung der Brennelemente
zu erwarten ist .
Das untersuchte Reaktorkonzept stellt insgesamt eine Möglichkeit dar, die besonderen Sicherheitseigenschaften
des Hochtemperaturreaktors mit der erprobten Technik der CANDUReaktoren
zu kombinieren .
This work examines the possibility to transfer safety features from high temperature reactors
to heavy waten cooled reactors. The neutron physics properties of a heavy waten
cooled reactor with spherical fuel elements are investigated in function of the fuel design.
The heavy metal content of the fuel elements and the discharge burnup are varied for a
reactor core with fixed dimensions . Fuel elements with 5 to 40 g of U02 and a discharge
burnup of alternatively 50 GWd/t and 100 GWd/t are investigated .
It is shown that a heavy waten cooled pebble bed reactor can be realised from a neutron
physical point of view . The heavy metal content of the fuel elements turns out to be the
most influential parameter. The necessary 235U enrichment ranges depending an the heavy
metal content of the fuel elements from 3.5% to 5.5% for a discharge burnup of 50 GWd/t
and from 6.9% to 9.6% for a discharge burnup of 100 GWd/t respectively. An optimum
regarding fuel utilisation can be reached for a heavy metal content of 20 g per fuel element.
In this case the 235U consumption is 25% lower than for a PWR. The amount of discharged
Pu ranges from 30% to 90% of the discharged Pu of a PWR depending an the fuel element
design. About 50% of the discharged Pu consists of the thermally non fissionable isotopes
240Pu and 242Pu.
The core power distribution depends an the fuel element design. For fuel elements containing
20 g of heavy metal and with a discharge burnup of 100 GWd/t the volumetric form
factor of the reactor core is approx. 2. This is equivalent to a power density of 8.5 MWm-3.
The maximum power per ball in this Gase amounts to PKugel = 3.36 kW. The average fuel
temperature is 390°C, the maximum temperature in the hottest fuel element amounts to
approx. 1000°C. The temperatures in the fuel elements are lower than in the Gase of high
temperature reactors thus pose no problems for the materials.
Both the fuel temperature coefficient and the void reactivity coefficient turn out negative
for all investigated fuel designs . A positive reactivity contribution caused by a temperature
increase of the matrix graphite in fuel elements containing a significant amount of Pu is
overcompensated by the negative doppler coefficient in the fuel assuring an overall negative
temperature coefficient in the fuel matrix.
The reactor can be controlled by control rods in the outer reflector. In order to shut down
the reactor a negative reactivity has to be inserted into the core (e.g . by control rods) .
The energy deposition in the fuel caused by extreme reactivity induced reactor transients
does not exceed the threshold for destroying fuel elements.
A combination of the superior safety features of high temperature reactors and the proven
technology of CANDU reactors can be achieved by the investigated concept .
Zucker, Andreas Ernst Hellmut
Neutronenphysikalische Eigenschaften eines schwerwassergekühlten Kugelhaufenreaktors mit nichtschmelzendem Kern
XIV, 120 S., 2003
Die in Kernreaktoren erzeugte elektrische Energie deckt heutzutage 16% des weltweiten
Elektrizitäsverbrauchs und besitzt weiterhin eine steigende Tendenz . In der Vergangenheit
wurden eine Vielzahl von Reaktorkonzepten untersucht, woraus sich einige kommerziell
genutzte Reaktortypen entwickelt haben. Die unterschiedlichen Reaktortypen besitzten
aufgrund ihrer unterschiedlichen Konzeption stark voneinander abweichende Sicherheitseigenschaften
. Im Falle des Hochtemperaturreaktors sind in der Vergangenheit inhärent
sichere Anlagen konzipiert worden, bei denen die Sicherheit gegenüber Störfällen allein
durch physikalische Gesetzmäßigkeiten gewährleistet ist.
About 16% of the worldwide electricity consumption are currently generated in nuclear
power stations with a rising tendency. A magnitude of different reactor concepts have been
investigated in the past with some of the concepts having lead to commercial utilised reactor
types. The different existing reactor types possess varying safety features due to their
different design. Inherent safe concepts have been developed for high temperature reactors,
the safety of the system beeing guaranteed solely by physical laws .
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