DE1039147B - Kernreaktor zur Erzeugung und UEberhitzung von Dampf und Verfahren zum Betrieb desselben - Google Patents

Kernreaktor zur Erzeugung und UEberhitzung von Dampf und Verfahren zum Betrieb desselben

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DE1039147B
DE1039147B DEB42600A DEB0042600A DE1039147B DE 1039147 B DE1039147 B DE 1039147B DE B42600 A DEB42600 A DE B42600A DE B0042600 A DEB0042600 A DE B0042600A DE 1039147 B DE1039147 B DE 1039147B
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nuclear reactor
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DEB42600A
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English (en)
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Roland Towler Bryan
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Babcock and Wilcox Co
Original Assignee
Babcock and Wilcox Co
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    • GPHYSICS
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    • G21C1/08Heterogeneous 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
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    • GPHYSICS
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Description

DEUTSCHES
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor mit einem Druckkessel, einer vertikalen Kernkammer in diesem Druckkessel, spaltbarem Brennstoff in wirksamer Anordnung in der Kernkammer und einer abgeschlossenen, Brütmaterial enthaltenden, die Kernkammer auf ihrem Mantel umgebenden Schirmkammer mit einer Vielzahl von in Gegenwart eines hohen Neutronenflusses Wärme abgebenden Brütstoff elementen, wobei aus der bei der Spaltung, in der Kernkammer frei werdenden Wärme Dampf erzeugt wird; das besondere Kennzeichen des erfindungsgemäßen Reaktors liegt darin, daß Leitungen vorgesehen sind, durch welche der so erzeugte Dampf in wärmeaustauschende Berührung mit dem Brütstoff geführt wird, so daß er durch die von dem Brütstoff abgegebene Wärme überhitzt wird.
Unter den heute bekannten Reaktortypen ist einer der wichtigsten und bestentwickelten ein Reaktortyp, dessen Kühlmittel leichtes oder schweres Druckwasser ist. Dieser Reaktortyp wurde in verschiedenen Bauformen hergestellt, etwa als homogener Reaktor, in dem der Brennstoff in der Form von Uranylsulfat in Wasser aufgelöst ist; in einem anderen Reaktortyp werden !feste Brennstoffelemente verwendet, durch welche zu ihrer Abkühlung Wasser geleitet oder zum Kochen gebracht wird. In einem weiteren Reaktortyp werden ebenfalls feste Brennstoffelemente verwendet, die mit Graphit moderiert und mit Wasser gekühlt werden. Gemeinsames Merkmal all dieser Reaktoren ist es, daß wegen der physikalischen Eigenschaften des Wassers die Arbeitstemperatur desselben auf eine Temperatur beschränkt ist, die etwas unterhalb der kritischen Temperatur des Wassers liegt. Wenn diese Reaktoren zur Energieerzeugung verwendet werden, muß daher für die die Leistung liefernden Kreisprozesse gesättigter Dampf von niedriger Temperatur verwendet werden. Die resultierende Leistung des Dampfkreislaufes wird daher mit einem geringen thermischen Wirkungsgrad erzeugt, verglichen mit den Wirkungsgraden, die bei Energieerzeugungskreis-Prozessen durch chemische Verbrennung erzielt werden. Dieser niedrige Wirkungsgrad ist in erster Linie auf das Fehlen eines auf hohe Temperatur überhitzten Dampfes für die Verwendung im Kreisprozeß zurückzuführen.
Man hat daher vorgeschlagen, den von dem Reaktor gelieferten gesättigten Dampf niedriger Temperatur in einem durch chemische Verbrennung geheizten eigenen Überhitzer zu überhitzen und dadurch einen Energieerzeugungskreisprozeß von hohem thermischem Wirkungsgrad zu ermöglichen. Dieser Vorschlag läßt zwar Energieerzeugung unter geringeren Kosten zu, erfordert aber Betrieb mit zweierlei Brennstoff für den Reaktor und für den Überhitzer. Ein Kernreaktor zur Erzeugung
und überhitzung von Dampf
und Verfahren zum Betrieb desselben
Anmelder:
The Babcock & Wilcox Company,
New York, N. Y. (V. St. A.)
Vertreter:
Dipl.-Ing. F. Weickmann und Dr.-Ing. A. Weickmann, Patentanwälte, München 2, Brunnstr. 8/9
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 30. November 1955
Roland Towler Bryan, Roslyn, N. Y. (V. St. A.),
ist als Erfinder genannt worden
solches Dampfaggregat ist in seiner Betriebsweise kompliziert. Da die Atomenergie bei einer solchen Anordnung die als primäre Energiequelle wirkende chemische Verbrennung nur ergänzen soll, kann diese Anordnung nur als Zwischenstufe in der Entwicklung der Atomenergie zu einer primären Wärmequelle angesehen werden.
Gegenstand der Erfindung ist demgegenüber ein thermischer Kernreaktor mit spaltbaren Brennstoffelementen in einer Xernkammer und Brütstoff elementen in einer abgeschlossenen, die Kernkammer umfassenden Schirmkammer, bei dem die in dem Kern frei werdende Wärme Dampf erzeugt, der erfindungsgemäß durch wärmeaustauschende Berührung mit dem Brütstoff der Schinnkammer überhitzt wird. Die Brütstoff- und die Brennstoffelemente sind in weiterer Ausgestaltung der Erfindung so angeordnet, daß sie gegeneinander ausgetauscht werden können, und ihre Stellung kann zweckmäßig in Abhängigkeit von der Zeit ihrer Verwendung in dem Reaktor so verändert werden, daß das Verhältnis der in der Schirmkammer aufgenommenen Wärme zu der in dem Kern aufgenommenen Wärme im wesentlichen über eine lange Betriebsperiode konstant bleibt.
Die Zeichnungen zeigen ein Ausführungsbeispiel der Erfindung. Es stellt dar
Fig. 1 einen Vertikalschnitt durch den erfindungsgemäßen Reaktor,
Fig. 2 ein schematisches Diagramm des Reaktors als Teil eines Kreislaufsystems.
809 638/332
Fig. 1 zeigt einen Siedereaktor mit einem vertikal stehenden Druckkessel 10, einem abnehmbaren Deckel 12 dieses Druckkessels 10 und einer Vielzahl herausnehmbarer fester Brennstoffelemente 14, die in einem Gitter im Mittelteil des Kessels 10 angeordnet sind. Die Brennstoffelemente bilden zusammen mit Wandplatten 16, 18 und 20 eine Kernkammer 22 mit Kühhvassereinlässen 24 und 26 solcher Art, daß das Wasser am Boden des Druckkessels 10 in diesen eintritt und durch ein Bündel von Brennstoffelementen 14 hindurch nach oben strömt; während des Aufwärtsströmens kommt das Wasser zum Sieden. Nach dem Durchströmen der Brennstoffelemente tritt das Wasser in eine Dampf-Wasser-Gemischkammer 28 ein, die von einer vertikalen Ringwand 30 und einer Abdeckung 31 gebildet wird. Das Dampf-Wasser-Gemisch tritt sodann durch eine Vielzahl von öffnungen 32 in der Wand 30 der Kammer 28 in eine Ringanordnung von hohlen, vertikalen Wirbelkammer-Dampfabscheidern 34 ein; der Dampf strömt in den oberen Dampfraum 36 des Druckkessels 10, und die abgeschiedene Flüssigkeit tritt durch den Boden der Dampfabscheider in den Flüssigkeitsraum 38 ein.
Ringförmige Wände 40 bilden eine abgeschlossene, Brütmaterial enthaltende Schirmkammer 42, welche die Brennstoffelemente 14 der Kernkammer 22 umfaßt. Innerhalb dieser Schirmkammer ist eine Vielzahl fester Brütstoffelemente 44 untergebracht. Diese Brütstoffelemente können zum Beispiel aus natürlichem Uran 238 oder Thorium hergestellt sein. In bestimmten Fällen kann das Brütmaterial kleine Prozentsätze spaltbaren Materiales beigemischt enthalten, etwa Uran 233. Uran 235 oder Plutonium. Die Schirmkammer 42 ist so angeordnet, daß ihre Außenwand 40 von den Wänden des Druckkessels 10 Abstand hat. Dadurch entsteht der Flüssigkeitsraum 38, der normalerweise mit dem abgeschiedenen Wasser, das als Neutronenreflektor wirkt, gefüllt ist. Die Reflektorwirkung des Flüssigkeitsraumes wird weiter dadurch erhöht, daß kaltes Speisewasser durch eine Düse 46 in den Kreislauf eingespeist wird; das Speisewasser vermischt sich mit dem abgeschiedenen Wasser, und das Gemisch nimmt eine tiefere Temperatur und eine höhere Dichte an. Dadurch erhält das Gemisch bessere Xeutronenreflexionseigenschaften, als sie das gesättigte Wasser haben würde. Die Kühlflüssigkeit des Reaktors tritt durch die Auslässe 48 und 50 aus.
Eine Vielzahl von Steuerstabeinheiten 52 ist so angeordnet, daß sie durch den unteren Teil des Druckkessels 10 eintreten, um die Kernreaktionen in dem Reaktorkern zu steuern.
Der abgeschiedene Dampf strömt aus dem Raum 36 durch eine Vielzahl vom Dampfabführungsrohren 54 in die Schirmkammer 42 ein, in der er die bei dem Kernumwandlungsprozeß entstehende Wärme aufnimmt, und strömt durch die Dampfabflußleitungen 56 und 58 an seinen Verwendungsort. Innerhalb der Schirmkammer können Moderatoren verwendet werden, etwa Graphittafeln, entweder in den Elementen selbst oder außerhalb dieser Elemente.
Die Brütstoffelemente 44 und die Brennstoffelemente 14 sind so ausgebildet und angeordnet, daß sie miteinander vertauscht werden können. Deshalb werden, wenn der Reaktorbrennstoff nach und nach verbrennt und der Brütstoff nach und nach umgewandelt wird, die einzelnen Elemente in ihrer Stellung verändert, so daß unter Ausnutzung des Verbrennungsund Umwandlungsverhältnisses der Stoffe die Lebensdauer der Elemente erhöht wird und ein im wesentlichen konstantes Verhältnis zwischen der in dem Kern und der in der Schirmkammer frei werdenden Wärme eingehalten wird. Durch Verschiebung eines jeden Elementes in jeder Beschickungsperiode je nach seinem Verbrennungs- bzw. Umwandlungsgrad ist es möglich, eine ungefähre Steuerung der Dampfüberhitzung zu erhalten. Die Anordnung ist also dazu geeignet, den Dampf sowohl zu erzeugen als auch zu überhitzen, ohne daß er aus dem Druckkessel heraustritt. Es liegt also ein nuklearer Dampfgenerator und -überhitzer vor, der in sich geschlossen ist und der mit einem Kostenaufwand, der weit unter dem heute für Kernenergieanlagen gültigen liegt, gebaut und betrieben werden kann.
In Fig. 2 ist der Reaktor als Teil eines Kreislaufschemas dargestellt. Der Reaktor 60 gibt durch die Überhitzungsleitungen 62 und 64 Dampf in die Arbeitsturbine 66 ab. Eine Pumpe 68 entnimmt Wasser aus dem Turbinenkondensator 7 und pumpt es über die Speiseleitung 72 nach dem Reaktor. Zur Sicherstellung der Wasserzirkulation innerhalb des Reaktors sind Umlaufpumpen 74 in den beiden Kreislaufleitungen 76 vorgesehen. Die Kreislaufleitungen 76 sind mit den zugehörigen Einlassen 24 und 26 und den Auslässen 48 und 50 des Druckkessels 10 verbunden.
Wie oben bereits erwähnt, wird durch die nach einem Programm erfolgende Auswechslung der verschiedenen Reaktorbrennstoff- und Brütstoffelemente eine ungefähre Steuerung der Überhitzung der Einheit erzielt. Die Kraftmaschine verlangt jedoch gewöhnlich eine konstante oder mindestens eine beschränkte Temperatur. Deshalb ist ein Gerät 78 zur Verringerung des Überhitzungsgrades vorgesehen, durch das kühles, über die Leitung 72 zugeführtes Speisewassers., in Abhängigkeit von den Temperaturschwankungen des Dampfes von dem Steuergerät 80 geregelt, in den Dampf hoher Temperatur eingesprüht wird. Das Steuergerät 80 und der Temperaturregler sind bekannten Typen nachgebildet. Durch Kombination der konstruktiven Merkmale des Reaktors mit der nach einem Programm veränderten Elementenanordnung, die durch Zusammenwirken mit der Einrichtung zur Verminderung des Überhitzungsgrades eine Möglichkeit zur Regelung der Überhitzung gibt, entsteht ein Dampfgenerator und -überhitzer, der einen Dampf geregelter Temperatur für eine Arbeitsmaschine abgibt.
Im vorstehenden wurde der Ausdruck »Wasser« sowohl zur Bezeichnung von schwerem als auch leichtem Wasser verwendet. Die Auswahl des schweren oder leichten Wassers wird durch den spaltbare Brennstoff, die geometrische Anordnung und/oder die Baumaterialien des Reaktors vorgeschrieben.
Die Erfindung wurde hier im Zusammenhang mit einem Siedereaktor mit heterogenem Brennstoff und Brütstoff beschrieben; der Fachmann erkennt, daß die Erfindung mit der gleichen Wirkung auf einen homogenen Siedereaktor mit festen Brütstoffelementen angewendet werden kann. Nach einer weiteren Abwandlung kann die Erfindung^ auch im Zusammenhang mit heterogenen Reaktoren verwendet werden, die nicht auf dem Siedereaktorprinzip beruhen, in denen die Wärme des Reaktorkernes außerhalb des Reaktors Dampf erzeugt und dieser Dampf beim Durchströmen der Schirmkammer in Berührung mit den festen Brütstoff elementen überhitzt wird.

Claims (10)

Patentansprüche:
1. Kernreaktor mit einem Druckkessel, einer vertikalen Kernkammer in diesem Druckkessel,
spaltbarem Brennstoff in wirksamer Anordnung in der Kernkammer und einer abgeschlossenen, Brütmaterial enthaltenden, die Kernkammer auf ihrem Mantel umgebenden Schirmkammer mit einer Vielzahl von in Gegenwart eines hohen Neutronenflusses Wärme abgebenden Brütstoffelementen, wobei aus der bei der Spaltung in der Kernkammer frei werdenden Wärme Dampf erzeugt wird, dadurch gekennzeichnet, daß Leitungen vorgesehen sind, durch welche der so erzeugte Dampf in wärmeaustauschende Berührung mit dem Brütstoff geführt wird, so daß er durch die von dem Brütstoff abgegebene Wärme überhitzt wird.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine Dampftemperatur-Regelvorrichtung zur Begrenzung der Temperatur des die Schirmkammer verlassenden Dampfes vorgesehen ist.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2. dadurch gekennzeichnet, daß die Schirmkammer von der Druckkesselwand Abstand hat, so daß die Schirmkammer von als Neutronenreflektor wirkendem Wasser umgeben ist.
4. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoff elemente und die Brütstoffelemente gegeneinander auswechselbar sind, so daß ein bestimmtes Verhältnis der Wärmeerzeugung in der Schirmkammer und in der Kernkammer eingehalten werden kann.
5. Kernreaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Kern wassergekühlt ist und der Flüssigkeitsspiegel über dem Kern so- hoch liegt, daß ein oberer Dampfraum und ein unterer Wasserraum in dem Druckkessel entstehen, wobei eine über der Kernkammer eine Zone der Trennung von Wasser und Dampf bildende Dampfscheidevorrichtung die Trennung des aus dem Kern herangeführten Dampf wasser gemisches gestattet und Dampfkanäle die Leitung des Dampfes aus dem Dampfraum durch die Schirmkammer unter Kühlung des Brütstoffes und Überhitzung des Dampfes zulassen.
6. Kernreaktor nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Schirmkammer in Wasser eingebettet ist.
7. Kernreaktor nach Anspruch 5 und 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Dampf-Wasser-Scheidevorrichtung eine durch eine Stauwand gebildete Dampfwassergemischkammer über und in Verbindung mit der Kernkammer sowie eine Vielzahl von hohlen, vertikalen Wirbelkammerscheidern in solcher Anordnung aufweist, daß diese das Dampfwassergemisch aus der Mischkammer erhalten.
8. Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors nach Anspruch 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Anordnung der Elemente in jeder Kammer nach einem solchen Programm verändert wird, daß ein vorbestimmtes Verhältnis der Wärmeaufnahme in den einzelnen Kammern über eine verhältnismäßig lange Reaktorbetriebszeit erhalten bleibt.
9. Verfahren nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß dieses Verhältnis der Wärmeerzeugung so gewählt wird, daß sich eine Temperatur des überhitzten Dampfes ergibt, die ebenso groß oder größer als eine vorbestimmte erwünschte Temperatur ist.
10. Verfahren nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Abflußtemperatur des überhitzten Dampfes durch Herabsetzung- des Überhitzungsgrades auf einem vorbestimmten Wert gehalten wird.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
80» 638/332 9. H
DEB42600A 1955-11-30 1956-11-26 Kernreaktor zur Erzeugung und UEberhitzung von Dampf und Verfahren zum Betrieb desselben Pending DE1039147B (de)

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GB (1) GB799725A (de)

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1098112B (de) * 1958-09-27 1961-01-26 Maschf Augsburg Nuernberg Ag Kernreaktor zur Erzeugung von ueberhitztem Wasserdampf
US3085964A (en) * 1958-11-07 1963-04-16 Parsons C A & Co Ltd Nuclear reactors
DE1229202B (de) * 1961-03-22 1966-11-24 Andre Huet Siedefluessigkeits-Kernreaktor
DE1271849B (de) * 1966-08-12 1968-07-04 Licentia Gmbh Dampf-Wasser-Gemischfuehrungskasten fuer Kernreaktoren
DE1297772B (de) * 1964-06-10 1969-06-19 Commissariat Energie Atomique Vorrichtung zum Bestrahlen von Proben in einem Kernreaktor

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3034977A (en) * 1958-03-18 1962-05-15 Richard J Holl Nuclear superheater for boiling water reactor
US3091582A (en) * 1958-10-28 1963-05-28 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor systems
GB941132A (en) * 1959-02-26 1963-11-06 Licentia Gmbh A steam superheating nuclear reactor
US3192120A (en) * 1959-04-03 1965-06-29 Babcock & Wilcox Ltd Nuclear reactor core construction
GB885937A (en) * 1959-06-04 1962-01-03 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US3284312A (en) * 1959-10-09 1966-11-08 Combustion Eng Boiling water nuclear reactor organization
BE611625A (de) * 1961-12-20 1900-01-01
NL288037A (de) * 1960-07-15 1900-01-01
US3211621A (en) * 1960-09-29 1965-10-12 Westinghouse Electric Corp Heterogeneous breeder or converter type neutronic reactor
DE1250935B (de) * 1960-12-20
US3180803A (en) * 1960-12-20 1965-04-27 Combustion Eng Boiling water reactor with divided core
US3249506A (en) * 1961-04-28 1966-05-03 Westinghouse Electric Corp Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system
GB1051136A (de) * 1962-09-07
BE638494A (de) * 1962-10-29
GB1069032A (en) * 1962-12-04 1967-05-17 Atomenergi Ab Superheating of steam in nuclear reactors
US3658644A (en) * 1970-02-06 1972-04-25 Atomic Energy Commission Fast breeder reactor

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1098112B (de) * 1958-09-27 1961-01-26 Maschf Augsburg Nuernberg Ag Kernreaktor zur Erzeugung von ueberhitztem Wasserdampf
US3085964A (en) * 1958-11-07 1963-04-16 Parsons C A & Co Ltd Nuclear reactors
DE1229202B (de) * 1961-03-22 1966-11-24 Andre Huet Siedefluessigkeits-Kernreaktor
DE1297772B (de) * 1964-06-10 1969-06-19 Commissariat Energie Atomique Vorrichtung zum Bestrahlen von Proben in einem Kernreaktor
DE1271849B (de) * 1966-08-12 1968-07-04 Licentia Gmbh Dampf-Wasser-Gemischfuehrungskasten fuer Kernreaktoren

Also Published As

Publication number Publication date
CH349711A (de) 1960-10-31
GB799725A (en) 1958-08-13
BE553050A (de)
FR1168933A (fr) 1958-12-18

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