Der TRIGA Mark-II
Reaktor

 
Der TRIGA Mark-II Reaktor wurde in den Jahren 1959 bis 1962 von der Firma General Atomic, San Diego/CA, U.S.A., errichtet und am 7.März 1962 erstmals kritisch. Seither ist der Reaktor ohne längere Stillstandszeiten durchschnittlich 220 Tage pro Jahr in Betrieb.

Beim TRIGA-Reaktor handelt es sich um einen reinen Forschungs-reaktor des Swimmingpool-Typs, der für die Ausbildung, Forschung und Isotopen-produktion eingesetzt wird (Training, Research, Isotope Production, General Atomic = TRIGA). Weltweit sind mehr als 50 TRIGA-Reaktoren in Betrieb, davon allein in Europa 10 (siehe Anhang).

Der TRIGA-Reaktor Wien hat eine maximale Dauerleistung von 250 kWth. Die erzeugte Wärme wird über einen Primärkühlkreislauf (deionisiertes, destilliertes Wasser, Temperatur von 20 *C bis 40 *C) und einen Sekundär-kühlkreis (Brunnenwasser, Temperatur von 12 *C bis 18 *C), die durch einen Wärmeaustauscher voneinander getrennt sind, an den Donaukanal abgegeben.

Der Reaktorkern besteht aus etwa 80 Brennelementen (Durchmesser 3,75 cm, Länge 72,24 cm), die in einer regelmäßigen Gitterplatte angeordnet sind (Abbildungen 1 bis 3). Zwei Brennelemente enthalten je 3 Thermoelemente, die die Temperatur des Brennstoffs überwachen. Bei Maximalleistung (250 kW) beträgt die Brennstoff-Zentraltemperatur etwa 200 *C (Abbildung 4). Aufgrund der geringen Reaktorleistung ist der Abbrand der Brenn-elemente sehr gering, sodaß noch mehr als 50 der im Jahr 1962 eingesetzten Brennelemente im Reaktorkern verwendet werden. Sollten die Brennelemente einmal nicht mehr verwendbar sein, so werden sie an die U.S.A. zurückgestellt.

Innerhalb der Brennelementhülle (Aluminium oder Stahl) befindet sich der Brennstoff in Form einer homogenen Mischung aus 8 gew% Uran, 1 gew% Wasserstoff und 91 gew% Zirkon, wobei das Zirkon-Hydrid den Moderator darstellt. Dieser hat die besondere Eigenschaft, bei hoher Temperatur schlechter zu moderieren. Daher kann am TRIGA-Reaktor Wien auch Impulsbetrieb durchgeführt werden (rasche Leistungserhöhung auf 250 MW für etwa 40 Millisekunden). Mit der Leistung steigt auch die maximale Neutronenflußdichte von 1x1013 cm-2s-1 (bei 250 kW) auf 1x1016 cm-2s-1 (bei 250 MW). Durch diesen sogenannten negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität kehrt die Leistung nach der Exkursion wieder auf ungefähr 250 kW zurück. Es dürfen maximal zwölf Reaktorimpulse pro Stunde geschossen werden, weil dabei die Brennelementtemperatur auf etwa 360 *C ansteigt und dies eine starke Temperaturbelastung des Brennstoffs darstellt.

Die Regelung des Reaktors erfolgt mit drei Absorberstäben (Abbildungen 5 und 6), die als Absorber Borkarbid enthalten. Tauchen diese Stäbe ganz in den Reaktorkern ein, so werden die Neutronen, die aus einer Startquelle (Sb-Be-Photoneutronenquelle) ständig emittiert werden, in den Stäben absorbiert und der Reaktor bleibt unterkritisch. Fährt man die Absorberstäbe aus dem Kern aus (zwei Stäbe mittels Elektromotor, ein Stab pneumatisch), dann nimmt die Zahl der Spaltungen im Reaktorkern und damit die Leistung zu. Dieser Anfahrvorgang vom abgeschalteten Reaktor auf 250 kW dauert etwa 1 Minute. Die Abschaltung des Reaktors kann von Hand aus oder automatisch durch das Reaktorschutzsystem erfolgen. Das Einfallen der Stäbe dauert etwa 1/10 Sekunde.

Die Überwachung der Reaktorleistung erfolgt durch vier Meßkanäle (Abbildung 7), deren Anzeigen sowohl am Farb-Graphitmonitor links, als auch auf Leuchtbalkenanzeigen rechts am Pult zusammengefaßt sind (Abbildung 8).

a) Der automatisch umschaltbare Weit-Bereichskanal (wide range channel), NM-1000, mißt die Reaktorleistung 
    vom Quellniveau (etwa 5 mW) bis zur Nennleistung von 250 kW. Als Meßfühler dient eine spezielle 
    Spalt-kammer, und das Signal wird über einen Mikroprozessor verarbeitet.

b) Zwei voneinander unabhängige lineare Kanäle, NMP-Ch und NMP-Ph, überwachen die Reaktorleistung vom 
    Quellniveau bis zur Nennleistung. Die Signale werden über einen Meßbereichsschalter geleitet, mit dem der 
    jeweils gewünschte Leistungsbereich eingestellt wird. Überschreitet einer der beiden Kanäle die Leistung des 
   eingestellten Meßbereichs um 5%, so kommt es zu einer automatischen Reaktorabschaltung. Als Meßfühler 
   dienen jeweils eine  kompensierte Ionisationskammer.

c) Für die Überwachung eines Reaktorimpulses dient eine unkompensierte Ionisationskammer, die nur bei 
    Impulsbetrieb dazugeschaltet wird. Damit erfolgt die Aufzeichnung des Leistungsverlaufs während des 
    Reaktor-impulses. Weitere Impulsdaten, wie integrierte Leistung, werden über einen Rechner ermittelt. Auf 
    einem Schreiber wird auch der Verlauf der Brennstofftemperatur während des Reaktorimpulses aufgezeichnet.

Dem Sinn eines Forschungsreaktors entsprechend besitzt der TRIGA Mark-II eine Anzahl von Bestrahlungseinrichtungen (Abbildungen 9 und 10):
 

  •  5 Reflektor-Bestrahlungsrohre
  •  5 Reflektor-Bestrahlungrohre
  •  1 zentrales Bestrahlungsrohr
  •  1 langsames Rohrpostsystem (Transportzeit 3 Sekunden)
  •  1 schnelles Rohrpostsystem (Transportzeit 20 Millisekunden)
  •  4 Neutronenstrahlrohre
  •  1 thermische Säule
  •  1 Neutronen-Radiographieanlage


In den Reflektor-Bestrahlungsrohren können 10 Proben gleichzeitig bestrahlt werden.

Im zentralen Bestrahlungsrohr können Proben bis zu einem Durchmesser von 38,4 mm bei der maximalen Neutronenflußdichte von 1013 cm-2s-1 den Neutronen ausgesetzt werden. Das Rohrpostsystem erlaubt es, von einem Chemielabor aus die zu aktivierenden Stoffe in den Reaktor zu schießen und nach der notwendigen Bestrahlungsdauer wieder in das Labor zurückzu-holen, ohne daß der Experimentator seinen Arbeitsplatz verlassen muß.

Die vier Neutronenstrahlrohre dienen zum Herausleiten von Neutronen unterschiedlicher Energien in abgeschirmte Bereiche der Reaktorhalle, um neutronen- und festkörperphysikalische Experimente durchzuführen.

Zum Unterschied zu den Strahlrohren ist bei der thermischen Säule der Raum zwischen dem Reaktorkern und der Innenseite eines Betontores mit Graphit ausgefüllt. Dieser Graphit bewirkt die Abbremsung der Neutronen, sodaß an der Oberfläche der thermischen Säule ein thermisches Neutronen-spektrum vorliegt. Diese Graphitstruktur ist nur bei abgeschaltetem Reaktor nach Öffnen des Betontores zugänglich.

In der Neutronenradiographie-Anlage können Werkstücke mittels Neutronen durchstrahlt werden und damit insbesondere Wasserstoff sowie Neutronen-absorber dargestellt werden.

TECHNISCHE DATEN DES TRIGA MARK-II REAKTORS IN WIEN


1. REAKTOKERN
Brennstoff-Moderator-Material 8 wt% Uran
91 wt% Zirkon
1 wt% Wasserstoff
Uran-Anreicherung  20% Uran-235
Brennstoffelement-Abmessungen 3.75 cm Durchmesser
72.24 cm Länge
Umhüllung 0,76 mm Aluminium oder 0,51 mm Stahl
aktives Kernvolumen  max. 44,4 cm Durchmesser 38,10 cm Höhe
Kernladung   etwa 3,6 kg Uran-235

 
 
2. REFLEKTOR
Material  Graphit mit Aluminium-Umhüllung
Dicke radial  30.5 cm
Dicke oben (im Brennelement) 
Dicke unten (im Brennelement) 
6,6 cm
9,4 cm

 
 
3.  BAUMASSE
Reaktoraufbau  Schwer- und Normalbeton
6,55 m hoch, 6,19 m breit, 8,76 m lang
Reaktortank  1,98 m Durchmesser
6,40 m Tiefe

 
 
4.  ABSCHIRMUNG
radial:  30,5 cm Graphit,
45,7 cm Wasser und mindestens
206 cm Schwerbeton
vertikal: über dem Kern 4,90 m Wasser und 6,6 cm Graphit, unter dem Kern 61,0 cm Wasser,
9,4 cm Graphit und mindestens 
91 cm Normalbeton

 
 
 
5. BESTRAHLUNGSEINRICHTUNGEN

(1) vier Strahlrohre: 15,2 cm Durchmesser
(2) ein zentrales Bestrahlungsrohr (Kernmitte)
(3) fünf Reflektor-Bestrahlungsrohre
(4) eine Rohrpostanlage (in Nähe des Kernrandes)
(5) thermische Säule:  1,22 x 1,22 m Querschnitt und 1,68 m lang
(6) Experimentiertank:  2,44 x 2,74 m Fläche, 3,66 m tief Verbindung zum Reaktor: 
     Neutronenradiographiekollimator 0,61 x 0,61 m Querschnitt und 1,22 m lang


 
 
6. REGELEINRICHTUNG
  • 2 Borkarbid-Regelstäbe, Antrieb: Elektromotor und Zahnstange (Abb. 5).
  • 1 Borkarbid-Impulsstab, Antrieb: Druckluft, 5 atü (Abb. 6)

  • maximaler Reaktivitätseinsatz, zeitliche Änderung (Impulsvorgang ausgenommen)
    0,04% dk/k/s
  • gesamter Stabwert etwa 4,8% dk/k

 
 
 
7. EIGENSCHAFTEN BEIM DAUERBETRIEB
thermische Leistung: 250 kW
Kühlung der Brennelemente:  natürliche Konvektion des Tankwassers, oberhalb von 100 kW Umwälzpumpe
Kühlung Tankwasser: Wärmeaustauscher
thermische Flußdichte zentrales Bestrahlunsgrohr: 1x1013cm-2s-1
 in den Bestrahlungsrohren: 1.7x1012 cm-2s-1
prompter Temperaturkoeffizient: -1.2x10-4 dk/k°C
mittlere Lebensdauer der prompten Neutronen:  6.0x10-5 s.

 
 
8. EIGENSCHAFTEN BEIM IMPULSBETRIEB
Spitzenleistung  250 MW
Energieabgabe prompter Impuls 10 MW s
Dauer des prompten Impulses 40 ms
Energieabgabe gesamt 16 MW s
minimale Periode 10 ms
maximaler Reaktivitätseinsatz  1.4% dk/k = 2$
maximale Wiederholungsrate  12/h
Spaltungen während des Impulses  3x1017
maximale Brennstofftemperaktur während des Impulses    240 °C
9 Sekunden nach Impuls   360 °C


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