DE1023829B - Arrangement to support the liquid circulation in heterogeneous nuclear reactors - Google Patents
Arrangement to support the liquid circulation in heterogeneous nuclear reactorsInfo
- Publication number
- DE1023829B DE1023829B DEP17622A DEP0017622A DE1023829B DE 1023829 B DE1023829 B DE 1023829B DE P17622 A DEP17622 A DE P17622A DE P0017622 A DEP0017622 A DE P0017622A DE 1023829 B DE1023829 B DE 1023829B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel
- liquid
- tubes
- reactor
- nozzles
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/25—Promoting flow of the coolant for liquids using jet pumps
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
DEUTSCHESGERMAN
Die Erfindung findet ihre Anwendung bei heterogenen Kernreaktoren, in denen eine Flüssigkeit umläuft, insbesondere bei Siedewasserreaktoren, und unter Bezugnahme auf diese ist sie nachfolgend näher beschrieben. Die Erfindung ist jedoch nicht auf die zuletzt erwähnten Reaktoren beschränkt.The invention finds its application in heterogeneous nuclear reactors in which a liquid circulates, in particular in the case of boiling water reactors, and with reference to these it is described in more detail below. However, the invention is not restricted to the last-mentioned reactors.
In einem heterogenen Siedewasserreaktor ist der Kernbrennstoff oder Spaltstoff in einer Serie von Röhren untergebracht, die innerhalb des Reaktorkessels eingeformt sind. Die Brennstoffröhren sind von Wasser umgeben, das außerdem gezwungen wird, durch die Röhren zum Zwecke der Kühlung des Kernbrennstoffes in ihnen umzulaufen. Durch Aufnahme und Abfuhr der durch den Kernbrennstoff erzeugten Wärme wird das durch die Brennstoffröhren umlaufende Wasser bis zum Siedepunkt erhitzt, und eine Mischung von Wasser und gesättigtem Dampf tritt aus jeder Brennstoffröhre heraus. Der Dampf wird aus dem Reaktorkessel abgeführt und kann als Arbeitsfluidum in einem normalen oder anderen Kraftwerk verwendet werden.In a heterogeneous boiling water reactor, the nuclear fuel or fissile material is in a series of Housed tubes molded within the reactor vessel. The fuel pipes are surrounded by water, which is also forced through the tubes for the purpose of cooling the nuclear fuel to run around in them. By absorbing and discharging those generated by the nuclear fuel Heat is used to heat the water circulating through the fuel pipes to the boiling point, and a Mixture of water and saturated steam comes out of each fuel pipe. The steam will Discharged from the reactor vessel and can be used as a working fluid in a normal or another Power plant can be used.
Das aus den Röhren mit dem Dampf austretende Wasser wird durch einen Raum zwischen den Brennstoffröhren und den Wanden des Reaktorkessels geführt und gegebenenfalls durch die Brennstoff röhren mittels Umwälzpumpen von neuem in Umlauf gebracht. The water emerging from the tubes with the steam is passed through a space between the fuel tubes and the walls of the reactor vessel and optionally pipe through the fuel circulated anew by means of circulating pumps.
In der Praxis ist das in Umlauf zu setzende Wasservolumen ziemlich groß und schwierig zu handhaben, insbesondere im Hinblick auf die Leistung, mit der die Umwälzung bewirkt wird. Dadurch wird die Verwendung großer außerhalb des Reaktorkessels gelegener Pumpen und weiter durch die Wände des Kessels hindurchgehender Röhren erforderlich.In practice, the volume of water to be circulated is quite large and difficult to handle, especially with regard to the power with which the upheaval is brought about. This will the use of large pumps located outside the reactor vessel and further through the walls of the Tubes passing through the boiler are required.
Um die Verwendung großer Pumpen zu umgehen und die mit der Durchführung weiter Röhren durch die Wände des Kessels verbundenen Schwierigkeiten auszuschalten, kann man von der »Selbstzirkulation« Gebrauch machen. Bei diesem Verfahren wird die Umwälzung des Fluidums durch den Dichteunterschied zwischen dem Wasser, das sich in dem Raum zwischen den Brennstoffröhren und den Kesselwänden befindet, und dem Wasser-Dampf-Gemisch in den Brennstoffröhren bewirkt.To avoid the use of large pumps and the need to carry further tubes through to eliminate the difficulties associated with the walls of the boiler, one can use the "self-circulation" Make use. In this process, the circulation of the fluid is caused by the difference in density between the water that is in the space between the fuel pipes and the boiler walls is located, and causes the water-steam mixture in the fuel pipes.
Der zweckentsprechenden Anwendung dieses Verfahrens steht jedoch entgegen, daß das verfügbare Gefälle sehr gering ist, was die Umwälzleistung sehr begrenzt.Appropriate application of this procedure however, it is opposed by the fact that the available gradient is very small, which makes the circulation rate very high limited.
Zweck der Erfindung ist die Schaffung von Mitteln zur Erhöhung des verfügbaren Zirkulationsgefälles in solchen Reaktoren, in denen eine Flüssigkeit umläuft, insbesondere in Siedewasserreaktoren, in denen von der Selbstzirkulation für die Umwälzung des Wassers Gebrauch gemacht wird.The purpose of the invention is to create means for increasing the available circulation gradient in those reactors in which a liquid circulates, especially in boiling water reactors, in those of the self-circulation is used for the circulation of the water.
Anordnung zur UnterstützungArrangement for support
des Flüssigkeitsumlaufes
in heterogenen Kernreaktorenof the liquid circulation
in heterogeneous nuclear reactors
Anmelder:Applicant:
C. A. Parsons & Company Limited,C. A. Parsons & Company Limited,
Newcastle-upon-Tyne, NorthumberlandNewcastle-upon-Tyne, Northumberland
(Großbritannien)(Great Britain)
Vertreter: Dipl.-Ing. C. H. Huß, Patentanwalt,
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14Representative: Dipl.-Ing. CH Huss, patent attorney,
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14th
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 2. Januar und 7. Dezember 1956Claimed priority:
Great Britain January 2 and December 7, 1956
Harry Chilton, Newoastle-upon-Tyne, NorthumberlandHarry Chilton, Newoastle-upon-Tyne, Northumberland
(Großbritannien),
ist als Erfinder genannt worden(Great Britain),
has been named as the inventor
Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor, der eine Anzahl von in eine Flüssigkeit eintauchenden und Kernbrennstoffelemente umschließenden Röhren enthält, in welchem Mittel zur Unterstützung der Umwälzung der Flüssigkeit durch die Röhren und über den Brennstoff vorgesehen sind. Diese Mittel bestehen erfindungsgemäß in Düsen, die an den Einlassen einer oder mehrerer Brennstoffröhren angeordnet sind und durch die ein Teil der Flüssigkeit in die Röhren eingespritzt wird, wobei für die Flüssigkeitsströmung ein Spalt zwischen jeder Düsenmündung und der Wandung der der Düse zugeordneten Röhren vorgesehen ist.The invention relates to a nuclear reactor comprising a number of immersed in a liquid and Contains tubes enclosing nuclear fuel elements, in which means to support the circulation the liquid are provided through the tubes and over the fuel. These funds exist according to the invention in nozzles which are arranged at the inlets of one or more fuel pipes and through which part of the liquid is injected into the tubes, with a for the liquid flow Gap is provided between each nozzle mouth and the wall of the tubes associated with the nozzle is.
Die Erfindung ist in der Zeichnung schematisch und beispielsweise dargestellt und an Hand dieser nachfolgend beschrieben. Es bedeutetThe invention is shown schematically and by way of example in the drawing and on the basis of this described below. It means
Fig. 1 einen Reaktor mit einer bekannten Anordnung zur Durchführung der Selbstzirkulation (zur Darstellung des Standes der Technik),Fig. 1 shows a reactor with a known arrangement for carrying out the self-circulation (for Representation of the state of the art),
Fig. 2 einen Reaktor mit einer Anordnung nach der Erfindung zur Unterstützung der Selbstzirkulation, 2 shows a reactor with an arrangement according to the invention for supporting self-circulation,
Fig. 3 eine weitere erfindungsgemäße Anordnungsmöglichkeit, 3 shows a further possible arrangement according to the invention,
709 878/225709 878/225
Fig. 4 einen Schnitt durch eine Düse nach Fig. 2 mit der ihr zugeordneten Röhre in vergrößertem Maßstab. 4 shows a section through a nozzle according to FIG. 2 with the tube assigned to it on an enlarged scale.
In Fig. 1 enthält ein Reaktorkessel 1 eine Anzahl von Röhren 2, die in Wasser 3 eingetaucht sind. In jeder Röhre 2 ist ein Kernbrennstoffelement untergebracht, und das Wasser, das über dessen Flächen in den Röhren 2 strömt, wird bis zum Siedepunkt gebracht. Eine Mischung von Wasser und Dampf dringt aus den oberen Öffnungen der Röhren 2 heraus. Der gesättigte Dampf aus der Mischung verläßt den Reaktorkessel 1 oben durch einen Auslaß 4 und kann als Arbeitsfluidum einer Kraftanlage verwendet werden.In Fig. 1, a reactor vessel 1 includes a number of tubes 2 immersed in water 3. In each tube 2 houses a nuclear fuel element and the water flowing over its surfaces flowing in the tubes 2 is brought to the boiling point. A mixture of water and steam penetrates out of the upper openings of the tubes 2. The saturated vapor from the mixture leaves the Reactor vessel 1 at the top through an outlet 4 and can be used as the working fluid of a power plant.
Das Wasser aus der die Röhren 2 verlassenden Mischung wird nach unten durch einen ringförmigen Raum 5 zwischen dem Reaktorkessel 1 und den Brennstoffröhren 2 gebracht.The water from the mixture leaving the tubes 2 is passed down through an annular Space 5 brought between the reactor vessel 1 and the fuel pipes 2.
Eine typische Kraftanlage, die den im Reaktor erzeugten Dampf verwendet, kann ferner Mittel zur Überhitzung des Dampfes, eine Turbine für dessen Expansion und einen oder mehrere Kondensatoren für den die Turbinen verlassenden Dampf enthalten. In solchen Anlagen kann das Kondensat für die Kühlung des Wassers im Raum 5 des Reaktors durch Einführung des Kondensats durch eine Leitung 6 in der Nähe der oberen Enden der Brennstoff röhr en 2 verwendet werden.A typical power plant using the steam generated in the reactor may also have means for Overheating of the steam, a turbine for its expansion and one or more condensers for the steam leaving the turbines. In such systems, the condensate for the Cooling of the water in space 5 of the reactor by introducing the condensate through a line 6 in near the top of the fuel tubes 2 be used.
Bei Anwendung der Erfindung gemäß dem in Fig. 2 gezeigten Beispiel wird mittels einer Pumpe 7 zur Erhöhung der Leistung der Wasserzirkulation Wasser aus dem Reaktorkessel 1 durch eine Leitung 8 entnommen und in den Kessel durch eine Leitung 9 zurückgebracht, und zwar durch Düsen 10, die an den Einlaßenden einer oder mehrerer Brennstoffröhren angeordnet sind.When applying the invention according to the example shown in FIG. 2, a pump 7 is used to increase the power of the water circulation water is taken from the reactor vessel 1 through a line 8 and returned to the kettle through conduit 9 through nozzles 10 attached to the Inlet ends of one or more fuel pipes are arranged.
Das Wasser wird durch die Düsen 10 mit hoher Geschwindigkeit gepumpt und ruft so einen Injektoreffekt hervor, der die Selbstzirkulation des Wassers erheblich unterstützt.The water is pumped through the nozzles 10 at high speed and thus creates an injector effect which significantly supports the self-circulation of the water.
An Stelle der Entnahme von Wasser aus dem Reaktor mittels einer Pumpe und Wiederzuführung desselben zu den Düsen, wie in Fig. 2 gezeigt, kann auch Kondensat der Turbinen für die Zuführung zu den Düsen 10 mittels einer Pumpe verwendet werden, wie in Fig. 3 dargestellt.Instead of removing water from the reactor by means of a pump and feeding it back into the reactor to the nozzles, as shown in Fig. 2, condensate from the turbines can also be fed to the Nozzles 10 can be used by means of a pump, as shown in FIG. 3.
Je nach den Erfordernissen und besonderen Umständen können alle Brennstoffröhren mit Düsen versehen sein oder nur ein Teil derselben. Die Abmessungen der einzelnen Düsen können dem Druckgefälle in jeder einzelnen Röhre angepaßt sein.Depending on the requirements and particular circumstances, all fuel pipes can be provided with nozzles be or just part of it. The dimensions of the individual nozzles can correspond to the pressure gradient be adapted in each individual tube.
Fig. 4 zeigt eine typische Brennstoffröhre 2, die Platten aus Kernbrennstoff 12 enthält und eine Verlängerung 13 aufweist, an deren unterem Ende eine Düse 10 angeordnet ist.Figure 4 shows a typical fuel tube 2 containing plates of nuclear fuel 12 and an extension 13, at the lower end of which a nozzle 10 is arranged.
Claims (5)
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB83/56A GB796966A (en) | 1956-01-02 | 1956-01-02 | Improvements in and relating to nuclear reactors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1023829B true DE1023829B (en) | 1958-02-06 |
Family
ID=9698117
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEP17622A Pending DE1023829B (en) | 1956-01-02 | 1956-12-18 | Arrangement to support the liquid circulation in heterogeneous nuclear reactors |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1023829B (en) |
FR (1) | FR1163654A (en) |
GB (1) | GB796966A (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1213067B (en) * | 1961-01-26 | 1966-03-24 | Reactor Centrum Nederland | Pressurized water reactor |
DE1256805B (en) * | 1963-04-11 | 1967-12-21 | Euratom | Liquid-cooled heterogeneous nuclear reactor |
DE1464693C1 (en) * | 1962-05-18 | 1970-05-21 | Atomenergi Inst For | Method of creating forced circulation of coolant within the pressure vessel of a nuclear reactor |
EP0050837A1 (en) * | 1980-10-29 | 1982-05-05 | Ab Asea-Atom | Fuel-element bundle for a nuclear reactor |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1048363B (en) * | 1957-07-17 | |||
GB1086243A (en) * | 1965-01-26 | 1967-10-04 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to pressurised vapour generators |
US3390052A (en) * | 1965-03-12 | 1968-06-25 | Babcock & Wilcox Co | Control arrangement for a nuclear reactor |
-
1956
- 1956-01-02 GB GB83/56A patent/GB796966A/en not_active Expired
- 1956-12-18 DE DEP17622A patent/DE1023829B/en active Pending
- 1956-12-28 FR FR1163654D patent/FR1163654A/en not_active Expired
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1213067B (en) * | 1961-01-26 | 1966-03-24 | Reactor Centrum Nederland | Pressurized water reactor |
DE1464693C1 (en) * | 1962-05-18 | 1970-05-21 | Atomenergi Inst For | Method of creating forced circulation of coolant within the pressure vessel of a nuclear reactor |
DE1256805B (en) * | 1963-04-11 | 1967-12-21 | Euratom | Liquid-cooled heterogeneous nuclear reactor |
EP0050837A1 (en) * | 1980-10-29 | 1982-05-05 | Ab Asea-Atom | Fuel-element bundle for a nuclear reactor |
US4826653A (en) * | 1980-10-29 | 1989-05-02 | Ab Asea Atom | Fuel assembly with a water flow separated from the fuel rodsr |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1163654A (en) | 1958-09-30 |
GB796966A (en) | 1958-06-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2442500C2 (en) | Pressurized water reactor | |
DE2511237C3 (en) | Steam generating plant with a nuclear reactor | |
DE2538596A1 (en) | WATER BASIN NUCLEAR REACTOR FOR HEAT GENERATION | |
DE2457901A1 (en) | SAFETY DEVICE FOR PRESSURE LIMITATION IN THE TANK OF A WATER-COOLED NUCLEAR REACTOR | |
DE3622062A1 (en) | SECURITY COOLING DEVICE WITH INTRINSIC SECURITY FOR A PRESSURE WATER CORE REACTOR | |
DE1212230B (en) | Nuclear power plant for steam generation | |
DE1068823B (en) | ||
DE1051425B (en) | Pressurized water reactor system with overheating of the working medium | |
DE1039147B (en) | Nuclear reactor for generating and superheating steam and process for operating the same | |
DE1539991B2 (en) | Jet pump system for the coolant circuit of a nuclear reactor | |
DE2241237C3 (en) | Feed water purification device for a steam power plant with a boiling water reactor | |
DE1127506B (en) | Device for improving the efficiency of nuclear reactor plants | |
DE1023829B (en) | Arrangement to support the liquid circulation in heterogeneous nuclear reactors | |
DE2338793A1 (en) | INTEGRATED NUCLEAR REACTOR | |
DE1526996A1 (en) | Process for operating a heat exchanger and carrying out the same | |
DE2446090B2 (en) | NUCLEAR REACTOR, IN PARTICULAR PRESSURE WATER REACTOR | |
DE1297778B (en) | Device for reloading fuel elements in nuclear reactors | |
DE1212231B (en) | System consisting of a boiling water reactor with a directly connected turbine and method for regulating such a system | |
DE2259076A1 (en) | STEAM GENERATOR | |
DE3622035A1 (en) | DEVICE FOR CONDENSING WATER VAPOR UNDER PRESSURE AND ITS APPLICATION FOR COOLING A CORE REACTOR AFTER A FASTER | |
DE1539728B1 (en) | Ship's nuclear reactor for steam generation and overheating and process for operating the nuclear reactor | |
DE1190964B (en) | Heat exchanger with changeable surface | |
DE2209046A1 (en) | Nuclear reactor | |
DE2702077C2 (en) | Method for operating a boiling water or pressurized water reactor | |
DE1183605B (en) | Boiling water reactor with integral steam superheating |