DE1084393B - Kernreaktor-Brennstoffelement mit Umlenk-Kuehlung - Google Patents

Description

DEUTSCHES

Die Erfindung betrifft ein Kernreaktor-Brennstoffelement mit Umlenk-Kühlung, dessen Brennstoffstäbe unter Belassung eines Kühlmittelkanals (Innenkanal) in einet Hülse angeordnet sind, die in eines der im Reaktorkern vorgesehenen fmgerhutförmigen Rohre unter Belassung eines ringförmigen Kühlmittelkanals (Außenkanal) eingeführt wird.

Ein Nachteil einer derartigen Aufbauweise besteht in dem beträchtlichen Druckabfall, der im Kühlmittel dann auftritt, wenn es durch den Außenkanal hindurch und über das Brennstoffelement hinweg strömt. Der Druckverlust kann zwar durch Vergrößern der Brennstoffelementkanäle herabgesetzt werden, was jedoch wiederum den Einsatz von einer großen Kühlmittelmenge im Reaktorkern erforderlich macht. Dies ist aber besonders unerwünscht dann, wenn das Kühlmittel ein neutronenabsorbierender Stoff, beispielsweise Natrium ist.

Es sind Brennstoffelemente bekannt, bei welchen sich das Uranaggregat in einer durchlöcherten Graphithülse befindet. Diese Hülse ist in Graphitziegeln gelagert, welche derart mit Durchlässen versehen sind, daß ein Kühlmittel in Hülsenrichtung teilweise auf der einen Seite der Graphithülse, dann quer durch die Hülse hindurch und daraufhin teilweise auf der anderen, entgegengesetzten Seite der Hülse nach oben zu strömen vermag.

Bei dem Kernreaktor-Brennstoffelement gemäß der Erfindung ist die Hülse im Bereich der Brennstoffstäbe mit Aussparungen versehen, welche eine Teilmenge des durch den ringförmigen Außenkanal strömenden Kühlmittels durch die Hülse hindurch in den Innenkanal einlassen.

Bei dieser Ausführungsanordnung entspricht der Druckabfall im Kühlmittel nicht mehr demjenigen des gesamten Kühlmittels, welches den ganzen Weg des Außenringkanals und des Innenkanals durchquert, sondern er ist etwas geringer, was von der Teilmenge des Kühlmittels, welche durch die Bohrungen in der Hülse hindurchfließt, und von der Lage der Bohrungen abhängt. Der verminderte Druckabfall kann ohne Herabsetzen der Auslaßtemperatur des Kühlmittels und ohne Verringerung der Reaktorleistung erreicht werden.

Die Erfindung soll nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert werden.

Fig. 1 zeigt eine teilweise im Schnitt dargestellte Seitenansicht und

Fig. 2 einen Schnitt entlang der Linie H-II des in Fig. 1 dargestellten erfindungsgemäßen Brennstoffelementes.

Wie der Zeichnung zu entnehmen ist, befindet sich der Kernbrennstoff, welcher in Form einer Reihe von Kernreaktor-Brennstoffelement
mit Umlenk-Kühlung

Anmelder:

United Kingdom Atomic Energy Authority, London

Vertreter: Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen. (Westf.), Oranienstr. 14

Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 24. Juni 1357

Richard Valentine Moore, Appleton, Cheshire

(Großbritannien),
ist als Erfinder genannt worden

übereinandergestapelten Bündeln oder Büscheln von je sieben Brennstoff stäben 101 vorliegt, in einer langen Hülse, die aus einer Bauteilgruppe von doppelwandigen Hülsen 102 besteht. Die Brennstoffstäbe 101 bestehen aus Uranrohren 103 in rostfreien Schutzstahlhüllen 104 mit flachen Spiralrippen 105 und angeschweißten Endkappen 106. Die Endkappen 106 weisen Zapfen 107 auf, welche zur Befestigung der Brennstoffstäbe 101 in Schenkelkreuzen 108 und 109 dienen. Die Schenkelkreuze 108 sind an den Hülsen 102 befestigt, während die Schenkelkreuze 109 lose in den Hülsen sitzen. Splinte 110 fixieren bzw. halten die Brennstoffelemente 101 in den Schenkelkreuzen 108, 109.

Die Hülsen 102, die Bohrungen 111 aufweisen, sind mittels rohrförmiger Stifte 112 miteinander verbunden, welche sich durch die Bohrungen 111 in benachbarten Hülsen 102 hindurcherstrecken und in diese durch Dehnen eingepaßt werden. Die oberen Bohrungen 111 sind durch Verbindungsstifte 113 abgeblockt, die die obere Hülse 102 mit einem Rohr 114 verbinden. Das Rohr 114 weist Kolbenringe 115 auf, um mit einer Außenhülse 120 eine Dichtung zu schaffen. Das Rohr 114 trägt ein Nabenstück 116 auf Stegen 117. Das Nabenstück 116 weist eine mittige Bohrung 118 mit einer Aussparung 119 auf, welche ein Spannwerkzeug zum Herausheben der Brennstoffelement-Bauteilgruppe aufzunehmen vermag.

Im Betriebszustand sind die Brennstoffstäbe 101 in die Hülsen 102 eingebaut, welche durch die rohr-

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förmigen Stifte 112 miteinander verbunden und durch Verbindungsstifte 113 am Rohr 114 befestigt sind. Die Bauteilgruppe, welche aus dem Rohr 114, den Hülsen 102 und den Brennstoffstäben 101 besteht, wird in die Brennstoffelementkanäle eines Kernreaktors so eingebracht, daß ein Ringzwischenraum zwischen den Kanalwänden und den Hülsen 102 frei bleibt. Das Kühlnatrium wird in den Ringzwischenraum gespeist und strömt durch den Reaktor nach unten, wobei der größte Teil des Natriums einen vollständigen Strömungsweg entlang den Außenseiten der übereinandergestapelten Hülsen 102 nimmt. Es strömt dann auf der Innenseite der Hülsen 102 über die Brennstoffstäbe 101 nach oben. Ein Teil des Natriums schließt jedoch den vollständigen Kühlmittelströmungsweg dadurch kurz, daß es durch die von den rohrförmigen Stiften 112 gebildeten Löcher fließt. Diese kurzgeschlossene Strömungskreis vermindert den Druckabfall, der eintreten würde, wenn das gesamte Natrium über den vollständigen Strömungsweg fließen würde. Die Temperatur des Kühlmittels, welches die Brennstoffelemente verläßt, um entlang des Rohres 114 zu fließen, braucht nicht unbedingt als Folge des kurzgeschlossenen Strömungskreises herabgesetzt bzw. vermindert sein.

Claims (1)

1. PATENTANSPRUCH:

   Kernreaktor-Brennstoffelement mit Umlenk-Kühlung, dessen Brennstoffstäbe unter Belassung eines Kühlmittelkanals (Innenkanal) in einer Hülse angeordnet sind, die in eines der im Reaktorkern vorgesehenen fingerhutförmigen

   ίο Rohre unter Belassung eines ringförmigen Kühlmittelkanals (Außenkanal) eingeführt wird, dadurch gekennzeichnet, daß die Hülse (102) im Bereich der Brennstoffstäbe (101) mit Aussparungen (111, 112) versehen ist, welche eine Teilmenge des durch den ringförmigen Außenkanal strömenden Kühlmittels durch die Hülse (102) hindurch in den Innenkanal einlassen.

   In Betracht gezogene Druckschriften:

   USA.-Patentschrift Nr. 2 782 158;

   »Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 2, 1956, S. 345.

   Hierzu 1 Blatt Zeichnungen