DE1064652B - Kernreaktor mit zusaetzlicher Erhitzung des Kuehlmittels - Google Patents

Kernreaktor mit zusaetzlicher Erhitzung des Kuehlmittels

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DE1064652B
DE1064652B DEM32985A DEM0032985A DE1064652B DE 1064652 B DE1064652 B DE 1064652B DE M32985 A DEM32985 A DE M32985A DE M0032985 A DEM0032985 A DE M0032985A DE 1064652 B DE1064652 B DE 1064652B
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DE
Germany
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coolant
nuclear reactor
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reflector
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Dr Heinz Maier-Leibnitz
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DR HEINZ MAIER-LEIBNITZ
Original Assignee
DR HEINZ MAIER-LEIBNITZ
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    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
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Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
PATENTSCHRIFT 1 064 ANMELDETAG:
BEKANNTMACHUNG DER ANMELDUNG UND AUSGABE DER AU S LE GE S CH RI FT:
AUSGABE DER PATENTSCHRIFT:
DBP 1064652 KL.21g 21/22
INTERNAT. KL. G 21 22. J A N U A R 1957
3. SEPTEMBER 1959 6. DEZEMBER 1962
STIMMT ÜBEREIN MIT AUSLEGESCHRlFr 1 064 652 (M 32985 VIII c / 21 g)
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor mit zusätzlicher Erhitzung des Kühlmittels durch das Strahlungsfeld dieses Kernreaktors. Es wurde bereits vorgeschlagen, das Strahlungsfeld eines Kernreaktors zur Überhitzung des in diesem erzeugten Dampfes zu verwenden. Bei der bekannten Anordnung ist jedoch nachteilig, daß sie einmal einen erheblichen technischen Aufwand erfordert und zum anderen einen schlechten Wirkungsgrad besitzt, da sie am Rand des Strahlungsfeldes des Kernreaktors angeordnet ist. Es wurde ferner vorgeschlagen, mit Hilfe von Leitrohren, die die einzelnen Brennstoffelemente umgeben, das Kühlmittel nach dem Austritt aus diesen Leitrohren nochmals durch den Reaktor zu leiten. Bei den bekannten Ausführungsformen ist es aber nicht möglich, das Kühlmittel im Strahlungsfeld über die Grenze hinaus zu erhitzen, die durch die maximal zulässige Oberflächentemperatur der Brennstoffelemente gegeben ist.
Bei einem Kernreaktor, dessen Kühlmittel nach dem Durchlaufen eines Systems von Rohren, die Brennstoffelemente enthalten, beim Durchlaufen einer zweiten Reaktorzone weiterhin erhitzt wird, werden die genannten Nachteile erfindungsgemäß dadurch vermieden, daß das Kühlmittel nach seinem Austritt aus den die Brennstoffelemente enthaltenden Rohren den zwischen diesen gebildeten Raum durchströmt und daß die Wandungen der die Brennstoffelemente enthaltenden Rohre thermisch so gut isolieren, daß zwischen innen und außen praktisch keine Wärmeleitung stattfindet, so daß das Kühlmittel beim Durchströmen eines Zwischenraumes zwischen den Rohren durch das Strahlungsfeld der Reaktionszone über die beim Austritt aus den Rohren erreichte, durch die maximal zulässige Oberflächentemperatur der Brenn-Stoffelemente begrenzte Temperatur hinaus erhitzt wird.
Bei dem Kernreaktor nach der Erfindung mit zusätzlicher Erhitzung des Kühlmittels durch sein Strahlungsfeld wird das Kühlmittel also nach dem Vorbeiströmen an den Brennstoffelementen mindestens noch einmal durch den Reaktorkern geleitet. Das Kühlmittel erhält dabei seine maximale Temperatur erst nach dem Vorbeiströmen an den Brennstoffelementen und besitzt beim Verlassen des Kernreaktors — verglichen mit bekannten Kernreaktoren — eine höhere Temperatur, trotz gleicher minimaler Temperatur an der Oberfläche der Brennstoffelemente.
Die Erfindung soll an Hand der in den Fig. 1 bis 4 schematisch dargestellten Ausführungsbeispiele näher erläutert werden.
In Fig. 1 und 2 ist ein Kernreaktor in zwei verschiedenen, aufeinander senkrecht stehenden Schnittebenen dargestellt. Bei diesem Kernreaktor besteht Kernreaktor mit zusätzlicher Erhitzung des Kühlmittels
Patentiert für:
Dr. Heinz Maier-Leibnitz, München
Dr. Heinz Maier-Leibnitz, München, ist als Erfinder genannt worden
das Kühlmittel und der Moderator aus dem gleichen Stoff, beispielsweise H2O oder D2O- Das Kühlmittel tritt durch den Stutzen 10 in den Kernreaktor ein und strömt zuerst an den Brennstoffelementen 17 vorbei, bevor es durch eine Platte 12 umgelenkt wird und nach Durchströmen des Raumes zwischen den Brennstoffelementen den Reaktorkern durch den Stutzen 13 wieder verläßt. Auf diese Weise erreicht das Kühlmittel, welches gleichzeitig als Moderator dient, erst nach dem Vorbeiströmen an den Brennstoffelementen A7__S£ine_maximale J^emperatur Die_Eintrittskanäle_
14 sind vom übrigen Moderator durch wärmeisolierende, wenig neutronenabsorbierende Leitrohre
15 getrennt.
Ferner ist es günstig, zwischen der Wand des Reaktorkessels 16 und dem von den Brennstoffelementen 17 gebildeten Gitter eine Zwischenwand vorzusehen und entsprechende Strömungsverhältnisse zu wählen, so daß der unmittelbar an den Reaktorkessel
16 angrenzende Teil des Moderators auf einer geringeren Temperatur als die Austrittstemperatur des Moderators und Kühlmittels gehalten werden kann.
Die Brennstoffelemente 17 werden bei dem Kernreaktor dünner als gewöhnlich — d. h. dünner als einem kleinen Resonanzeinfang für die Neutronen in einem optimalen Gitter entspricht — ausgeführt, so daß ein möglichst großer Teil der y-Strahlung im Kühlmittel absorbiert wird.
Der in Fig. 1 und 2 dargestellte Kernreaktor kann beispielsweise als Druckwasserreaktor ausgebildet werden. In vielen Fällen wird es jedoch günstig sein, das Betriebsverfahren mit entsprechenden Temperatur- und Strömungsverhältnissen für das Kühlmittel so zu wählen, daß bei dem nochmaligen Durchströmen des Reaktorkerns Dampfbildung eintritt.
209 726/314

Claims (2)

Bei dem in Fig. 3 und 4 dargestellten Kernreaktor ist der Kühlmittelkreislauf vom Hauptteil des Moderators getrennt. Das Kühlmittel tritt durch den Stutzen 10 in den Reaktorkessel ein, strömt an den Brennstoffelementen 17 vorbei und wird dann mindestens noch einmal durch den Moderator geleitet, bevor es durch den Stutzen 13 den Reaktorkessel wieder verläßt. Bei dem in diesem Ausführungsbeispiel gezeigten Kernreaktor kann der Moderator und/oder der Reflektor aus dem gleichen Material wie das Kühlmittel, beispielsweise H2O, oder aber aus einem anderen Material, wie beispielsweise D2O, oder einem festen Stoff, wie beispielsweise Graphit, bestehen. Der Kühlmittelkreislauf ist dabei durch die Leitrohre 15, die zweckmäßig aus einem wärmeisolierenden, wenig neutronenabsorbierenden Stoff bestehen, vom Moderator und/oder Reflektor getrennt. In vielen Fällen ist es günstig, die Leitrohre 15 doppelwandig auszubilden, so daß eine ruhende Schicht des Moderators zur Wärmeisolation des Kühlmittelkreislaufes gegenüber dem Moderator und/oder Reflektor dient. Die genannte Doppelwand besteht dabei vorteilhaft aus einem wärmeisolierenden, wenig neutronenabsorbierenden Stoff. 25 Patentansprüche:
1. Kernreaktor, dessen Kühlmittel nach dem Durchlaufen eines Systems von Rohren, die Brennstoffelemente enthalten, beim Durchlaufen einer zweiten Reaktorzone weiterhin erhitzt wird, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel nach seinem Austritt aus den die Brennstoffelemente enthältenden Rohren den zwischen diesen gebildeten Raum durchströmt und daß die Wandungen der die Brennstoffelemente enthaltenden Rohre thermisch so gut isolieren, daß zwischen innen und außen praktisch keine Wärmeleitung stattfindet, so daß das Kühlmittel beim Durchströmen des Zwischenraumes zwischen den Rohren durch das Strahlungsfeld der Reaktionszone über die beim Austritt aus den Rohren erreichte, durch die maximal zulässige Oberflächentemperatur der Brennstoffelemente begrenzte Temperatur__hinaus—45.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Leitrohre aus wenig neutronenabsorbierenden Stoffen bestehen.
4. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß als wärmeisolierende Schicht für die Leitrohre eine ruhende Schicht des Moderators dient, die von dünnen Wänden umgeben ist.
5. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel und mindestens ein Teil des Moderators und/oder des Reflektors aus dem gleichen Stoff bestehen.
6. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß der Durchmesser der Brennstoffelemente so klein gewählt ist, daß ein möglichst großer Teil der bei Kernspaltungen entstehenden ^-Strahlung im Kühlmittel absorbiert wird.
7. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß ein Teil des Moderators und/oder des Reflektors aus einem festen Stoff besteht.
8. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder einem der folgenden, dadurch gekennzeichnet, daß derartige Temperatur- und Strömungsverhältnisse für das Kühlmittel gewählt sind, daß bei dem nochmaligen Durchströmen des Reaktorkerns Dampfbildung eintritt.
9. Flüssigkeitsmoderierter Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Reaktorkessel und dem Reaktorkern eine Zwischenwand vorhanden ist.
erhitzt wird.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel vorgesehen sind, das Kühlmittel zur weiteren Überhitzung durch den Reflektor zu leiten. In Betracht gezogene Druckschriften: Französische Patentschrift Nr. 1 105 732; britische Patentschriften Nr. 697 601, 753 130, 183;
USA.-Patentschrift Nr. 2 744 064;
»Chemical Engineering Progress Symposium Series«, Bd. 50, Nr. 12, 1954, S. 43, 44;
»Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Bd. 3, 1955, S. 158 und 161;
»Reactor— Shielding—Design—Menual«—1956—St~104;-Zeitschrift des Vereins Deutscher Ingenieure, Bd. 98,
1956, S.149;
Nuclear Science and Engineering, Bd. 1, 1956,
S.168;
Atomnaya Energiya, Bd. 1, 1956, H. 5, S. 94.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Q 909 610/333 8.59 (209 726/31« 11.62)
DEM32985A 1957-01-22 1957-01-22 Kernreaktor mit zusaetzlicher Erhitzung des Kuehlmittels Pending DE1064652B (de)

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Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3033773A (en) * 1960-03-29 1962-05-08 Donald C Schluderberg Solid gas suspension nuclear fuel assembly
DE1202404B (de) * 1960-07-15 1965-10-07 Atomic Energy Authority Uk Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefassten, vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden
DE1212230B (de) * 1962-08-16 1966-03-10 Atomic Energy Commission Kernkraftanlage zur Dampferzeugung

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB697601A (en) * 1945-08-04 1953-09-23 Standard Oil Dev Co Improved method for generating power in a nuclear reactor
FR1105739A (fr) * 1953-07-15 1955-12-07 Patelhold Patentverwertung Transformateur pour liaison d'une ligne symétrique avec une ligne dissymétrique
US2744064A (en) * 1946-06-14 1956-05-01 Thomas V Moore Re-entrant cooling reactor
GB753130A (en) * 1944-01-21 1956-07-18 Atomic Energy Authority Uk Improvements in atomic energy-producing devices
GB754183A (en) * 1954-05-14 1956-08-01 Asea Ab Improvements in nuclear-chain reactors

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB753130A (en) * 1944-01-21 1956-07-18 Atomic Energy Authority Uk Improvements in atomic energy-producing devices
GB697601A (en) * 1945-08-04 1953-09-23 Standard Oil Dev Co Improved method for generating power in a nuclear reactor
US2744064A (en) * 1946-06-14 1956-05-01 Thomas V Moore Re-entrant cooling reactor
FR1105739A (fr) * 1953-07-15 1955-12-07 Patelhold Patentverwertung Transformateur pour liaison d'une ligne symétrique avec une ligne dissymétrique
GB754183A (en) * 1954-05-14 1956-08-01 Asea Ab Improvements in nuclear-chain reactors

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3033773A (en) * 1960-03-29 1962-05-08 Donald C Schluderberg Solid gas suspension nuclear fuel assembly
DE1202404B (de) * 1960-07-15 1965-10-07 Atomic Energy Authority Uk Siedewasserreaktorkern mit paarweise zusammengefassten, vertikal angeordneten Rohrleitungen, in denen sich die Brennelemente befinden
DE1212230B (de) * 1962-08-16 1966-03-10 Atomic Energy Commission Kernkraftanlage zur Dampferzeugung

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