B

=1l Aktennotiz AN-HL=230
Abteilung: HL Bearbeiter: Prof., M, Taube /skh Visum: PD,#
Betrifft: Salzschmelze-Reaktorentagung in Datum: 27 ,6,75
Fontenay-aux-Roses
T 31 Seiten
16, - 18. Juni 1975
Zeichnungen

Teilnehmer:
Frankreich: Faugeras )
Lecoque ; CEA
Brigadeau ) Fontenay-aux-Roses
Romet ;
Grossbritanien: Smith )
. Winfrith
Simmons )
X
Schweiz: Taube E.I.R.
Verteiler| Abteitung | Name Expl. | Abtellung | Name Expl.
GL Prof, H. Grinicher 1 ST Dr. G. Sarlos 1
Dr, P. Tempus 1l
Dr. W. Seifritz 1 DO Bibliothek 3
HL Dr. J. Peter 1 Reserve 5
alle Gruppenleiter je 1
Dr. M. Furrer
IN P. Moser X
K.H. Bucher 1
ME Dr, K.H. Buob 1
G. Ullrich 1
PH Dr. J. Brunner 1
J. Ligou 1

AN-HL=-230
Seite 2

Thermische Salzschmelzebriiter in Frankreich

Vor zwel Jahren wurde beim Commissariat d'Energie Atomique eine
Projektgruppe flr den thermischen Salzschmelzereaktor gebildet.

Im CEA wird dieses Projekt Uberwacht von Herrn Vendryes, welcher
heute Chef der Delegation fiir nukleare Anwendungen in indu-
striellen Massstdben ist. Vendryes war frilher verantwortlich fir
den natriumgekiihlten, schnellen Brilter; jetzt befindet sich aber
in seinem Bereich nicht nur der Natrium-Schnellbriiter sondern auch
der thermische Salzschmelzebriter. Seither ist die finanzielle

und moralische Untefstfitzung fir dieses Projekt eindeutig angestie-

gen. Fig. 1 zeigt die Organisation dieses Projektes.

Die ganze Arbeit ist aufgeteilt in drei grossere Teams.

1. Die Konzeptstudie

Leiter: Faugeras (CEA)
Stellvertreter: Israel (EDF)

3 Arbeitsgruppen sind hier beschidftigt:

a) !"Core"-Gruppe:

Leiter: Malherbe
10 Mitarbeiter, davon
von der Electricité de France (EDF)

aus der Industrie (Pechiney-Ugine-Kuhlmann und
Technicatom)

4 vom CEA
AN-HL~230
Seite 3

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AN=-HL=-230
Seite 4

b) Gruppe_fir_Komponente:

Leiter: . Ventre (EDF)

10 Mitarbeiter, davon

4 vom CEA
4 von der EDF
2 aus der Industrie

c¢) Gruppe_fir Chemie:

Leiter: Lecoque (CEA)
11 Mitarbeiter, davon

2 von der EDF
2 aus der Industrie
7 vwvom CEA

2. Materialstudie:

(Graphit, Stahl, Molybdin, andere Komponente)

15 Mitarbeiter, davon 3 aus der Industrie

3. Chemische Prozesse:

(Salzvorbereitung, analytische, chemische Tritiumprobleme)

6 Mitarbeiter, davon 1 aus der EDF

4y, Oekonomische Probleme:

2 Mitarbeiter

(siehe Fig. 2)
AN-HL-230
Seite 5

Fiir dieses Projekt sind total 56 Mitarbeiter beschiftigt davon

12 aus der EDF
9 aus der Industrie
35 vom CEA

Etwa die Hdlfte dieser Mitarbeiter ist voll, der Rest ca. 50 %
beschdftigt.

Zeitablauf des Projektes

~ Ende 1975: Interner Bericht Uber die Realisierbarkeit des

amerikanischen Projektes des 1200 MW elekt. Molten Salt Breeder

Reactor (MSBR) mit geschmolzenem Thorium und U=233-Fluoriden

und einer Brutrate von ~1.06,

- Ende 1976: Bericht und entsprechende Unterlagen aus Studien

und zahlreichen eigenen Experimenten lber einen "franzdsischen"

Leistungsreaktor mit 1200 MWel (Diskussion lber Sicherheits-
Probleme),

- Ende 1977: Endbericht und ein Programm fir weitere Arbeiten
mit dem Ziel Uber den Bau eines {liber 1000 MWel Reaktors in

Frankreich zu entscheiden.

Die wichtigsten Zielsetzungen flr diesen Reaktor wurden von der

EDF folgendermassen formuliert:

1) Ein einfacher Salzschmelzereaktor, wenn ndétig mit geméssigter

Temperatur flir die Erzeugung von Dampf.

2) Die Brutrate der ersten Generation muss nicht unbedingt grdsser

als 1 sein, es genligt ein guter Konverter,
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Lhes D,

f A.LECoc :
- - :
- Ecovonies - BEVOELL PRUGVARD . BupseT”
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...... COUCEPTU AL STuUOIF S, ~MATERIALS CHENMTEA L
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..... — : Mrvsare |, VAV ODERECANITT
..... : OMlA - LOpLRgT heRoussEAay DAHETTE
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CORFE ; eormpoUENTS CHEMISTRY LORE X NC BRIGAUDEAU
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LAFUREUX - ~Z— Rooiv | #C TAcQuiv v He LAVIESSE TRIT/um .
GAMBiER . 1t~ CAMBILLARD by BOuRsgeers JARV Y 8 (lrocecee
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EFFAVTIV. 1~ BERNARD Ny BAuBOiWV
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BEALARD LECOBUVRE o~| DANETTE AuBeEnRT
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HE LEBIHAY X |- PFERTzeL x| .. | . LAVGELOIS X L FUusSrier. = x
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8)

9)

AN-HL-230
Seite 7

Der Brennstoffzyklus basiert auf U-233/Th-232, am Anfang wird
man auch Uber U-235 und/oder Pu-239 nachdenken.

(Selbstverstindlich wird es kein Briiter sein)
Referenz-Leistung: 1200 MWel

Sekundires Kilhlsystem; besser Natrium-Metallkiihlung als die

amerikanische Fluoroborate.,

Die Electricité de France will ihre eigene Meinung haben und

nicht nur auf derjenigen des CEA basieren., Deshalb:

- hat man 12 Personen der EDF delegiert; partiell in Voll-

zeit~Beschidftigung.

- hat man auch die Neutronics selbst gerechnet.
1 Mann der EDF (Copier) war fir einen Monat in Oak Ridge um
den Vergleich der Neutronics zu priifen. Die EDF schickt nun

einen weiteren Mann nach Oak Ridge.

- hat die EDF in den eigenen Computerrechnungen eine Kriti-
kalitdtsabweichung von denjenigen der Amerikaner von nur
2% gefunden,

Die EDF verlangt mehr realistische Struktur der Graphitbldcke,

welche auf der Moglichkeit der franzdsischen Industrie basiert.

Als weitere Variante will die EDF einen Hochtemperaturreaktor
untersuchen, Nicht welil sie die Dampfparameter erhthen wollen,
sondern well sie hoffen, mit diesem Reaktor den Massstrom zu

reduzieren.

Die EDF befirchtet Vibrationen in Rohleitungen (zwischen Core
und Widrmeaustauscher) und verlangt deshalb auch die Ausarbeiltung
einer Konzeption eines "integrierten Salzschmelzereaktors" mit
Core, 2 Wi&rmeaustauschern, Pumpen usw., in einer Graphit-

struktur und in einem Stahlgefdss, mit einer Arbeitstemperatur

vonavuOOOC, d.h. unter der Salzschmelzetemperatur.
AN-HL=-230
Seite 8

10) Die EDF hofft nun doch einen Hochtemperatur-Salzschmelze-
reaktor zu erreichen, um die direkte Umwandlung mit thermo-

elektrischen Elementen zu sichern. Effektivitdt der Energie-

erzeugung:
thermoelektrisch n' % 0,20
Dampfturbine n" = 0.40
totale Erzeugung Niot - n' + n" - nten" = 0,52

11) Die EDF glaubt nicht an die thermische Wasserzersetzung fir
die Wasserstoffproduktion, eher ist die EDF vom elektro-

lytischen Weg Uberzeugt; z.B. in der Nacht.

Nach Meinung der franz®sischen Kollegen sind die Interessen der
Electricité de France, welche sich in Richtung der Salzschmelze-

Reaktoren bewegen, folgende:

- die Enttduschung lUber die Kapitalkosten des Phoenix und

des Superphoenix
= die lange Verdopplungszeit dieses Briiters

- die pessimistische Meinung Uber die zukiinftige Entwicklung

auf dem Uranerzmarkt

- Schwierigkeiten mit Brennstofftransport in Frankreich.

Man hofft, dass der Salzschmelzereaktor folgende Eigenschaften
haben wird:

Kapitalkosten niedriger als LMFEBER

- Verdopplungszeit kurz, weil sehr grosse spezifische Leistung
(MWth/kg fissile)

- neue Energiequelle: Thorium

- hoOhere Temperatur fir eventuelle thermoelektrische Umwandlung
AN-HL=-230
Seite 9

- kontinuierlicher Prozess im Kernkraftwerk (kein Transport

des Brennstoffes)

- sehr kleine Volumen der Abfille

Die Industrie, der Konzern Pechiney-Ugine-Kuhlmann (PUK), sieht

die Interessen in folgenden Eigenschaften der Salzschmelzereaktoren:

- als Verbraucher des Graphits und Molybddn, da der Konzern hier

liber sehr gute Erfahrung verfigt

- chemische Reprocessing und chemische Vorbereitung des Brenn-

stoffes kann in Zukunft von PUK Ubernommen werden

- Hochtemperatur-Reaktor ohne Druck (etwa 130000 ist flr

Fluoride fast ohne Druck mdglich) fllr thermochemische Prozesse

- Thorium-Technologie (?).
AN-HL=-230
Seite 10

Franztsische Salzschmelzeexperimente

In Fontenay-aux-Roses, Saclay, Cadarache, Marcoule sowie in der

Industrie laufen verschiedene Experimente:

- Graphit-Reduktion mit kleiner Porosit&t, guten mechanischen
Eigenschaften und kleinen thermischen Spannungen (siehe
Tabellen 1, 2, 3, 4)

- Im Reaktor "OSIRIS" in Saclay wird seit Anfang dieses Jahres
franz6sisches Graphit, bei Temperaturen von 850°C und 13000C
in Helium, bestrahlt.

- In Fontenay-aux-Roses: Vertridglichkeitsexperimente Salz-Graphit,
mit Graphit-Pumpen, Graphit-Rohren, Graphitwidrmeaustauscher
(siehe Fig. 3), Beginn bei 400°c¢.

Sekunddres Kihlmittel: Zinn

Beginn: Ende dieses Jahres

- Molybddn~Kapseln: das Schweissen im Elektronstrahl liuft
sehr gut. Proben flir Vertridglichkeitsexperimente mit Salz-

schmelzen bei 850°C und 1300°C werden vorbereitet.

- In Zusammenarbeit mit Saclay-Grenoble hat man Molybd&nrohre
mit einem Durchmesser von 1,2/1,0 cm und einer Linge von 5
Metern erreicht.

Neues Verfahren: auspressen beil 1000°c.

- Tritiumexperimente: Es 1ist gut bekannt, dass der thermische
Salzschmelzereaktor etwa 2200 Ci Tritium pro Tag in einem
1000 MWel Leistungsreaktor produziert.

In Fontenay-aux-Roses hat man erste positive Resultate in
Deuterium-Experimenten erreicht, wobei man mit Gegendruck von
Wasserstoff den Tritium~Ausgangsdruck um einen Faktor 50
reduziert hat. Experimente mit Tritium sind jetz angelaufen

(in einem Milit&drlabor).
Tabelle 1

ANALYSES CHIMIQUES -

SEZCTION DE CAPTURE

3 tnation 26 3
Cindres Bore | Hucrogine! cmf;“ )
an CEA, - : caleuldd % :
Nuances Provenance | N°CEA (ppm) (ppm) (rpm) & bz ;
|
i
¥ Py JHA,N 'S.ERS | 3703 g
g PaxAsN  C S.E.R.S 3708 250 0,90 14 4,52 g
K Py SA,N S.ER.s | 376 405 0,19 45 3,78 ;
o | 7477 C+ 3740 <5 0,23 <40 8,58 ?
= | 8avo E Ct 3714 <5 0,24 20 3,72 %
T | si250 H C+ 3724 4 0,05 <40 3,56 |
| pzi29 5.ER.S | 3738 222 42 14 475 4,
*g o 7477.(31) G C¥ 3749 100 3.5 16 " . 6.57
5 mԤ~ g270 (1) F C+ 3729 5 4,0 A5 - 4,27
‘-:2:3’) :;"; ég. 54260 (1) K C# 3722 25 3,8 i0 6,73
Z | g7 | PaxAy(3mR) C+ 3735 8 2,8 44 5,89
= Pax (48F) = C+
( :
g2l AxF 5Q POCO 3743 1870 0,28 <40 5,6% |
£2| AxFsal B POCO 3744 208 0.26 46 3,95 '
2| AxF sqeed poco | 3715 | 28 i 0.23 16 3,75 |
% Celle valeur est obfenue & partir de la formule établie pour des gqraphites nucldaires S.E.R.S @

. S = Gearbone + 0,844 [bora] + 1072 [candre] . ;
Elle ne tient pas compte des autres éiements absorbents “(H,Li...) pouvent élre réparlis dans les divers grapiiles

IT 23T19¢Q
' 0¢2~TH-NY

Tabelle 2

CONDUCTIBILITE THERMIQUE (Wem-t°ct)
Mesures C.E.A.
Nuances Provenance | N°C.E.A. = '75io C" e d
// A /o L /4 3
o | P3IHAN S.ER.S | 3703 1,60 | 4,23 _
9 | PaXApN € S.E.R.S | 3708 1,46 | 446 | 079 | 079 { 0,69 | 0,69
o | PpJAgN - S.E.R.S | 3716 {82 | 447 | o087 | 060 | 072 | 0,50 I
a | 7477 C#+ 3710 067 | 067 | 050 | 0550 | 047 | 047
‘2 | 8270 E C# 3744 0,63 | 063 | 049 | 049 | 045 | 046
g 51260 H c+ 3724 0,85 0,50 0,45
PZ 129 5.E.R.S 3723 4,30 £,20 0,62 0.56 0,49 0,45 5
5 2| 7477 (31) G C+ 3719 083 | 083 059 | 059.! 950 | 0,50
w - .
3 |, S| 870 4D F C+ 3729 075 | 074 | 055 | 052 | 051 | 049
S = g S 1260 (1I) K C+ 3722 1,20 0.70 0,60
= |37 | P3XAp(38F) C+ 3735 1,40 1,50 | 0.75 078 | 0,64 | 0,67
o PaX (4BF) c+
g £|. AXF 5@ Pcco 3713 . 0,86 | 096 | 063 | 063 | 056 | 0,56
Z 8| AXF5ai B POCO 3744 1,05 | 442 | 066 | 069 | o5 | 0.6i
Y
5= | AXF 5a8GH POCO 3715 123 | 427 |'073 | 076 | 065 | 0,66
07
Projet MSBR 0,7 0,3 0,25 3763(T)

2T 93189
0¢2-TH-NY

Tabelle 3 PROPRIETES MECANIQUES (mesures a ¢5°C)
Module d’Young | Rupture traction |Rupiure cainpressicn
| E (daN.mm~%) Ry (daN.ecm=%) Re {daN.cnm?)
Nuances Provenance { N°C.E.A.
' // L / JiL. /] L
" P3 JHA2N S.E.R.S 3703 {100 800 150 420 530 530
5 | PaXAN € | SERS | 3708 1454 | 1084 | 205 | 426 | 735 | 746
w | P2JAzN- S.ER.S | 3716 4340 | 4070 207 | 456 780 | 670
a 7477 C# 3710 4050 | 4070 | 486 165 | 4410 | 4070
= 8270 E C+ 3744 4060 | 1030 | 220 235 | 4220 | {244
2 | s1260 H Ct 3724 | 700 1s | 68c | 685
91 pzi2g S5.ERS | 3738 780 600 38 50 380 320
5 L1 7477 (3I) G C+ " 3749 1170 240 | 4384 | {260
'% 29| 8270 (1) F C+ 3729 44133 | {085 | 319 174 | 4470 | 4380
3 [£8] stesonn K ct 3722 1090 200 17e
T (g | PyXAg(22F) C+ 3735 4090 410 900 940
Y PaX (4BF) b C+ .
22| AXF 5Q POCO 3713 1280 | 4490 250 | 200 | 4400 | 1340
12_% AXF 501 B POCO 3744 1230 | 4430 280 320 | 4240 | 4350
5° | AxF saset POCO 3715 1270 | 4280 330 340 | 4370 | 4390
Projet MSBR 41330 350

¢T 93Tag
0¢2~-TH-NV

Tabelle 4 COEFFICIENTS DE DILATATION THERMIQUE
- ArAES (a5 ep -t
[ Zzg(w’?"c") anisclropie ?vw(éia?\j: an i
Nuances | Provenance | N°CE.A. o fop e ey
1 // 4 74 4 L
o -
o | P3JHA,N S.ER.S | 3703 2,90 | 4.0 4,44
8| PaXxApN C S.ER.S | 3703 539 | 5,55 1,03 549 | 539
g | PaJApn S.E.R.S | 3716
.3 7477 C* 3710 4,60 4,67 1,0
= | 8270 E C+ 371 5,04 | 4,67 0,93 442 4,31
T | 54260 H c+ 3721 6,26 6,04 0,96 5,81 5,56
? Pz 4129 S.E.R.S 3738 2,84 3,60 4,28 2,52 3,26
5 0| 7477 (31) G C+ 3719 3,89 3,87 4,0 3,5¢ | 3,55
5 1,5| eevoun F ct 3729 460 | 461 | 4.0 430 | 424
‘-§ if—j.’g_} 54260 (11) K 3 3722 5,54 5,84 5,27
| §7 | PaXxAp(28F) C+ 8735 5,03 5,24 4,03 4,43 4,66
< Pax (48F) © | c# |
22| AxF 5Q POCO 3743 724 7,22 1,0
Z2| AxFsa4 B | POCO 2744 742 | 706 0,99 6,54 6,93
E< | Axr saBed PACO 3715 |
Projet MSBR 095¢52<4,05

BT ©3Tag
0¢ 2~TH-NV

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Telerances Geéneroles
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AN-HL-230
Seite 16

Reprocessing=Experimente

Seit Jahren l3uft in Fontenay das Fluoriden-Destillationsverfahren
flir- die Oxidbrennstoffe aus schnellen Britern. Das Schema ist gut

bekannt:

Oxidbrennstoff (mit etwa 50'000 MWt/Tonne)

Fluorierung
v
Fluoride, gemischt
Uranhexafluorid
i Destillation
/ \
Uran Spaltprodukte (in fester Form,

in sehr kleinem Volumen.,

Dieser Prozess lduft auch mit Plutonium. Die bisherigen Erfahrungen
sind sehr positiv., Die Apparatur ist sehr kompakt. Eine Hotzelle mit

3 Manipulatoren von etwa 9m x 9m x 4m hat einen Durchsatz von ~1 kg
Brennstoff pro Stunde, d.h. etwa 7000 kg pro Jahr, was einem Leistungs-
reaktor von ~1000 MWel entspricht. Es ist auch eine Glove-Box in
Betrieb fiir das Fluoridverfahren von 1 kg/Stunde UO2/PuO
Beta/Gamma).

5 (kein

Die spezifisch, technologischen Probleme filir Salzschmelze-Reaktoren
im Fluorid Reprocessing werden jetzt unter die Lupe genommen und

1976 experimentell sowie in Studien gepriift:

- off-Gassystem
- Separation seltener Erden

- Protaktiniumseparation
AN-HL=-230
Seite 17

Andere chemische Experimente

Chemie in geschmolzenen Chloroaluminate (Mr., Berment bei Prof.

Trimione?).

Chemie der Reaktion Natrium=-Fluoride-Brennstoff (in geschmolzenem
Zustand). Grund: die EDF will einen Salz/Natrium Warmeaustauscher
ausniitzen, weil sie positive Erfahrungen mit Natrium/Wasser-

dampf in Phoenix erreicht hat,

Englischer Salzschmelzereaktor

Die englischen Kollegen berichten Uber den schnellen Brutreaktor
mit geschmolzenen Chloriden (2500 MWel), gekihlt mit Helium, mit

Heliumturbine (siehe Fig. 1-10 nach englischer Nummerierung).

Leider muss man in Harwell und Winfrith die Arbeiten in dieser
Richtung stoppen, weil man alle Kraft in die folgenden zweil
Probleme steckt:

LMFBR und SGHWR.

Die letzten Studien in England betreffen die Sicherheitsproblematik

und werden uns im Juli zugestellt (not for publication})

Das wichtigste Problem: die Leackage des Pu in der Heliumleitung
(trotz Druckdifferenz) wie auch die Dekontamination der Komponente.
In Harwell werden nur noch kleine Korrosionsprobleme verfolgt

(Dr. Asher). Der ehemalige Leiter des Salzschmelzereaktors, Dr.
Dawson und sein enger Mitarbeiter Dr. Long wurden beide in das
neue "Energy Technology Support Units" geschoben, wo Dr. Dawson
nun Leiter ist. Diese neue Abteilung in Harwell wird sich mit
Studien iUber alle nichtnuklearen Quellen der Energie, wie auch

Energiespeicherung, Fernwirme usw. beschidftigen.
AN-HL-230
Seite 18

I “‘f //7“'"” : };4 = K
f@ii D

D -

2500 MWe HELIUM COOLED MSF R
REACTOR, INTERMEDIATE HEAT EXCHANGERS .& DUMP SYSTEM

m\g Bmg M o d ' FIG.I
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AN-HL-230
Seite 19

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2 PONPEIE | | 3

2500 MWe HELIUM COOLED MSFR

REACTOR & INTEGRATED GAS TURBINE PLANT
WITHIN PCV

SECTION A-A FIG.2 a

AN-HL=-230
Seite 20

SCALE

"B

SECTION B

FIG.2b
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Seite 21

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Seite 22

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2500 MWe HELIUM COOLED MSFR
REACTOR & INTEGRATED GAS TURBINE PLANT WITHIN PCV

- PLAN SECTIONS -
FIG.3
AN-HL-230

Seite 23

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2500 MWe HELIUM COOLED MSFR

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BUILDING & AUXILIARY PLANT LAYOUT — ELEVATION

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Seite 24

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BUILDING & AUXILIARY PLANT LAYOUT — PLAN

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Seite 25

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2500 MWe HELIUM 'COOLED MSFR
PRESTRESSED CONCRETE VESSEL-OUTLINE

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LPT
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2500 MWe HELIUM CCOLED MSFR
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AN-HL=-230

Seite 26

AN-HL=-230
Seite 27

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CONTAINMENT

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@ SEALING He TO ATMOSPHERE. . FLOW RESTRICTION

25C0 MWe HELIUM COOLED MSFR
PRESSURE DISTRIBUTION & CONTAINMENT ENVELOPES FIG.8
REACTOR AN-HL=250

2500 MWe HELIUM COOLED MSFR
SIZE COMPARISON OF MSFR WITH CFR & HTR

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C CONTROL Seite 28
T TURBINES
S SERVICES
F FUEL HANDLING
SG STEAM GENERATING PLANT
A ADMINISTRATION
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SCALE -

FIG. 10
AN-HL=230
Seite 29

Die englische Central Generating Electrical Board beschiftigt
sich jetzt intern mit der Studie Uber die Salzschmelzereaktoren
(inklusive Chloride) und bereitet die Entscheidung fir die Zukunft

vor,

(Notabene: CGEB hat auch von uns (EIR) Daten Uber den schnellen
Salzschmelzereaktor verlangt.)

Schweizerische Gruppe

Prof. Taube hat genauer Uber die zwei letzten Arbeiten im EIR be-
richtet.

- Transmutation von Cs=137 und Sr-90 im Hochflussreaktor mit Salz-

schmelzen (auch mit Fluoriden mdglich.)

- Schneller Briiter mit geschmolzenen Fluoriden von Pu-239/U-238,

Beide Themen, speziell das erste, hat das Interesse der Franzosen
geweckt. Man hat uns gebeten, die Arbeiten weiter zu filihren und so
das franz&sische Projekt flir MSBR zu ergénzen,

Organisationsfrage der Zusammenarbeit im Bereich der Salzschmelze-
reaktoren

Frankreich - Grossbritanien - Schweiz (eventuell auch die

Vereinigten Staaten)

1) Der Salzschmelzereaktor-Club will man mit den Englindern, trotz

deren Schwierigkeiten, weiterfilihren.
2)

3)

4)

AN-HL-230
Seite 30

Man wird im Namen des Clubs an EBASCO-DeBoiblanc schreiben
und Kontakte feststellen.

Das franzdsische Team 14dt unseren Dr. Furrer im September

fiir ca. 1 Woche nach Fontenay-aux-Roses ein.

Das EIR-Team ist interessiert an den Experimenten:

- geschmolzene Fluoride, im "SAPHIR"

- on-line kontinuierliche Extraktion von
zwel Spaltprodukten

Telluriumi weil sehr korrosiv fiir Ni-Legierung

Iod; als eines der gefihrlichsten Nuklide fir
die Umwelt,

Die Franzosen haben sehr grosses Interesse an dieser Zusammenarbeit.

Genauere Besprechungen werden im August stattfinden.

5)

6)

Das EIR-Team fiuhrt die Nukleonics=-Rechnungen iber den Fluorid-
Reaktor mit folgenden Varianten:

- schneller Briter mit U=233 und Th-232 Fluoriden

- schneller Briter mit Pu-239 und U-238 Fluoriden.

Die Franzosen sind an diesen sowie an den sogenannten gemischten
Brennstoffzyklen sehr interessiert und wollen diese Zusammen-
arbeit unterstiitzen.

Im Oktober ev, November kommen die Herren aus CEA und EDF (ev.
PUK) zu uns nach Wirenlingen. Es werden zwel Vortrige Uber
Salzschmelzereaktoren gehalten. Es widre interessant auch die

schweiz., Kraftwerke und Personen aus der Industrie dazu einzu-
laden.
AN-HL=230
Seite 31

7) Die Franzosen (CEA, EDF und PUK) haben mit den Amerikanern

eine Zusammenkunft in Oak Ridge festgesetzt (Frilhling 1976).

Thema: Die direkte Zusammenarbeit beim "Bau" des Reaktors,

Bemerkung:

Es wire sehr winschenswert, dass das EIR zu diesem Zeitpunkt auch

persbnliche Kontakte mit Oak Ridge aufnehmen wiirde.