DE1100194B - Kernreaktor-Brennstoffelement - Google Patents
Kernreaktor-BrennstoffelementInfo
- Publication number
- DE1100194B DE1100194B DEP21557A DEP0021557A DE1100194B DE 1100194 B DE1100194 B DE 1100194B DE P21557 A DEP21557 A DE P21557A DE P0021557 A DEP0021557 A DE P0021557A DE 1100194 B DE1100194 B DE 1100194B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel element
- tubes
- element according
- support member
- walls
- 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
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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
Description
DEUTSCHES
Die Erfindung betrifft ein Kernreaktor-Brennstoffelement für die Einführung in eine Bohrung eines
Reaktor-Cores, bestehend aus einer Mehrzahl von derart im Abstand voneinander angeordneten Rohren, daß
ein Rohrfachwerk gebildet wird. Der Kernbrennstoff ist in einer Mehrzahl von Behältern eingeschlossen,
über deren Oberfläche ein Kühlfluidum geführt wird. Wenn die Betriebstemperatur der Reaktoren ansteigt,
muß das zur Aufnahme des Brennstoffs verwendete Material fähig sein, den höheren Temperaturen zu
widerstehen, und außerdem gleichzeitig geringe neutronenabsorbierende Eigenschaften behalten.
Bei Temperaturen einer Größenordnung von ungefähr 500° C und darüber sind die einzigen zur Zeit
verfügbaren, den vorbeschriebenen Anforderungen genügenden Materialien, z. B. Beryllium, im allgemeinen
schwierig zu formen oder zu bearbeiten.
Bei mit geringeren Temperaturen arbeitenden Reaktoren hat es sich als möglich herausgestellt, Materialien,
wie beispielsweise Magnesiumlegierungen, einzusetzen, die einfacher mechanisch zu bearbeiten
und zu verformen sind. Deshalb war es zur Erzielung eines bestmöglichen Wärmeüberganges möglich, auf
der Außenseite der aus diesen Materialien hergestellten Behältern Flossen ziemlich verwickelter Gestaltung
zu formen.
Ein besonders guter Wärmeübergang zwischen dem den Brennstoff aufnehmenden Behälter und dem seine
Außenseite umströmenden Kühlfluidum wird erzielt, wenn man letzterem einen schraubenförmigen Weg
aufzwingt. Nach einem nicht vorveröffentlichten Vorschlag wird ein solches Strömungsbild dadurch erreicht,
daß an einem den Brennstoff aufnehmenden Behälter schraubenförmig um seine Längsachse verlaufende
Flossen angeordnet sind, wobei die zwischen den Flossen gebildeten Strömungskanäle durch sich in
axialer Richtung erstreckende Staubleche unterbrochen sind. Bei dem so erzeugten Strömungsbild der
Kühlflüssigkeit wird die Kühlflüssigkeit über die Oberfläche in einer schraubenförmigen Bahn um eine
Achse geführt, die selbst eine Schraubenlinie ist.
Es ist andererseits bekannt, eine Anzahl von aus Kernbrennstoff bestehenden oder diesen aufnehmenden
Rohren auf einem Kreisumfang oder in dichter Packung zu einem das Brennstoffelement bildenden
Rohrfachwerk zu vereinigen. Bei derartigen Brennstoffelementen strömt das Kühlfluidum durch den verbleibenden
Raum, aber ohne daß ihm ein möglichst langer gewundener Weg aufgezwungen wird.
Gegenstand der vorliegenden Erfindung sind Brennstoffelemente, bei denen der Brennstoff in eine Mehrzahl
von einzelnen aus Brennstoff bestehenden oder diesen enthaltenden Rohren aufgeteilt ist, über die das
Kühfluidum in einer der vorstehend beschriebenen, im
Kernreaktor-Brennstoffelement
Anmelder:
C. A. Parsons & Company Limited,
Heaton Works, Newcastle-upon-Tyne,
Northumberland (Großbritannien)
Vertreter: Dipl.-Ing. C-H. Huß, Patentanwalt,
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 21. Oktober 1957 und 13. Januar 1958
Großbritannien vom 21. Oktober 1957 und 13. Januar 1958
Hugo Heinrich Ludolf Ritz
und Edward Rae Elliott,
Newcastle-upon-Tyne, Northumberland
Newcastle-upon-Tyne, Northumberland
(Großbritannien),
sind als Erfinder genannt worden
sind als Erfinder genannt worden
wesentlichen gleichen Weise zu strömen gezwungen werden kann, aber ohne daß dazu Flossen am Element
angeordnet sein müssen.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird gemäß der Erfindung vorgeschlagen, daß der Umfang des Rohrfachwerks
mit mehreren Strömungsleitungen für das Kühlfluidum so in Verbindung steht, daß ein Teil des
Umfangs jeder Leitung durch eine Anzahl der nebeneinanderliegenden Rohre gebildet ist, wobei die die
Strömungsleitung bildenden Wände zwischen den Rohren Staumittel bilden und schräg zu den Rohren
verlaufen.
An Hand der Zeichnung sind lediglich zwei Ausführungsformen gemäß der Erfindung dargestellt.
Bei der in Fig. 1 dargestellten Ausführung besteht das Brennstoffelement aus einer Mehrzahl von
Rohren a, die jede Kernbrennstoff, z. B. Uranoxyd, enthalten. Die Rohre sind schraubenförmig, jedoch im
Abstand voneinander, um eine gemeinsame Achse angeordnet und bilden einen Teil des Umfangs eines
Rohrfachwerks.
So entsteht ein zylindrischer Innenraum, in dem ein sich in axialer Richtung erstreckendes Stützglied
b angeordnet ist, das eine Mehrzahl radial verlaufender Wände aufweist, die in Berührung mit den
Rohren stehen und den Raum in eine Mehrzahl getrennter Strömungskanäle für das Kühlfluidum unterteilen.
109 527/472
MOO
Bei der bevorzugten Ausführungsform besitzen die : radial verlaufenden Wände des Stützgliedes b Ausnehmungen
oder Öffnungen, die die Rohre α aufnehmen.
Die Rohre sind an jedem Ende des Elementes an Ringen c befestigt oder mit diesen verbunden.
Das sich axial erstreckende Stützglied besteht aus mehreren Wänden, die derart angeordnet sind, daß
eine Zentralnabe entsteht, durch deren öffnung ein Kontroll- oder Steuerstab geführt werden kann, wenn
das Element in den Reaktor eingelassen ist.
Die Rohre können rund oder eliptisch sein oder eine Querschnittsform mit geraden Seiten und abgerundeten
Ecken aufweisen, oder auch rechtwinklig sein. Außerdem können mehrere Reihen von Rohren
auf einem Radius liegen, wobei jede Reihe der gleichen Schraubenlinie folgt.
Die Rohre sind vorzugsweise aus einem Material gefertigt, daß höheren Temperaturen in der Größenordnung
von 500° C und mehr widersteht. Hierfür geeignete Materialien sind beispielsweise Beryllium
oder rostfreier Stahl.
Das Brennstoffelement ist zur Einbringung in eine Bohrung eines Reaktor-Cores bestimmt, durch die ein
Kühlfluidum strömt. Bei gasgekühlten, graphitmoderierten Reaktoren, für die die Erfindung speziell geeignet
ist, sind diese Elemente in einer Serie von Bohrungen oder Kanälen untergebracht, die in den
Graphitmoderator eingeformt sind, und ein Kühlgas, beispielsweise Kohlendioxyd, strömt über die Oberfläche
dieser Elemente.
Kühlgas tritt in axialer Richtung in das Brennstoffelement ein und wird auf einen schraubenförmig
verlaufenden Weg zwischen den Rohren gerichtet. Dabei versucht es, in einer Schraubenlinie um den
Umfang jedes Rohres zu fließen, bis es auf eine radial
sich erstreckende Wand des Stützgliedes stößt, wo es radial nach innen längs der Fläche der Wandung abgelenkt
wird und dann radial nach auswärts längs der Fläche der angrenzenden Wand in einem Schraubenweg,
deren Achse parallel zur Achse des Brennstoffelementes verläuft, bis es wieder mit den Rohren
In Berührung gerät. So fließt das Kühlfluidum spiralförmig längs des Brennstoffelementes und in sich
spiralförmig um jedes Rohr.
Die Herabsetzung des Druckabfalles in den Strömungskanälen des Reaktorgehäuses ohne Überschreitung
der maximal zulässigen Temperatur des Brennstoffelementes ist gemäß der Erfindung dadurch möglich,
daß die Schraubensteigung vom Einlaß zum Auslaß abnimmt. So können die Rohre beispielsweise
am Einlaß geradezu parallel zur Achse verlaufen und dann allmählich in einen mehr und mehr schraubenförmigen
Weg zu dem Auslaßende hin übergehen.
Das Brennstoffelement ist insbesondere für Hochtemperatur-Reaktoren
geeignet, da hoch temperaturwiderstandsfähige Metalle für die Rohre verwendet werden können und weder Flossen noch eine maschinelle
Bearbeitung erforderlich sind. Außerdem können die Rohre leicht mit angereichertem Brennstoff in
kompakter Pulverform gefüllt werden.
Falls Kohlendioxyd als Kühlmittel bei Temperaturen oberhalb 500° C in einem graphitmoderierten
Reaktor verwendet wird* so kann es erforderlich werden, Vorkehrungen gegen den Angriff von CO2
auf den Graphitmoderatorblock zu treffen. Wenn man den Außenumfang des Brennstoffelementes mit einem
Zylinder aus Graphit d einhüllt und diesen mit dem Element verbindet, so kann der chemische Angriff auf
die Mederatorblöcke vermindert werden.
; Der Zylinder aus Graphit kann zwischen Endflanschen des Brennstoffelementes gestützt werden, er
soll jedoch von den Rohren einen Abstand aufweisen. Eingeführt in den Moderator kann ein schmaler Gasspalt
zwischen dem Zylinder aus Graphit und dem Moderator oder Hauptmoderatorblock vorgesehen
sein, um eine Überhitzung des Hauptmoderatorblockes durch das Brennstoffelement zu verhindern.
Dieser Spalt kann groß genug gemacht werden, um die axiale Strömung eines Kühlgases zwischen dem
Graphitzylinder und dem Graphitmoderatorblock zu ermöglichen.
Bei der Ausführungsform nach Fig. 2 verlaufen die um eine gemeinsame Achse angeordneten Rohre G1
gerade. Sie erstrecken sich in axialer Richtung des Brennstoffelementes und weisen voneinander einen
Abstand auf, der die Strömung eines Kühlfluidums um jedes Rohr ermöglicht.
Das sich axial erstreckende Stützglied b± ist so um
die Achse gewunden, daß seine sich in radialer Richtung erstreckenden Wände einer Schraubenlinie
folgen. Diese Wände erstrecken sich, ebenso wie bei der in Fig. 1 dargestellten Form, so weit, daß sie in
Berührung mit den Rohren gelangen und den Raum in eine Serie getrennter Strömungskanäle für das
Kühlfluidum unterteilen.
Das Kühlgas tritt in axialer Richtung in das Brennstoffelement ein und wird infolge der Anordnung
der Rohre, des Stützgliedes und seiner sich radial erstreckenden Wände schraubenförmig geleitet,
so daß das Kühlfluidum spiralförmig längs des Brennstoffelementes fließt. Das Endresultat ist ein Strömungsbild,
das im wesentlichen dem gleicht, das mit einem Brennstoffelement nach Fig. 1 erzielt wird.
Claims (9)
1. Kernreaktor-Brennstoffelement für die Einführung in eine Bohrung eines Reaktor-Cores, bestehend
aus einer Mehrzahl von derart im Abstand voneinander angeordneten Rohren, daß ein
Rohrfachwerk gebildet wird, dadurch, gekennzeichnet, daß der Umfang des Rohrfachwerks mit
mehreren Strömungsleitungen für das Kühlmedium so in Verbindung steht, daß ein Teil des
Umfangs jeder Leitung durch eine Anzahl der nebeneinanderliegenden Rohre gebildet ist, wobei
die die Strömungsleitung bildenden Wände zwischen den Rohren Staumittel bilden und schräg
zu den Rohren verlaufen.
2. Brennstoffelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Rohre Kernbrennstoff enthalten
und um eine gemeinsame Achse schrauben-' förmig verlaufend angeordnet sind und einen
Raum einschließen, der in getrennte Strömungskanäle durch ein sich axial erstreckendes Stützglied
unterteilt ist, dessen sich in radialer Richtung erstreckende Wände in Berührung mit den
Rohren kommen.
3. Brennstoffelement nach den Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere
Reihen von Rohren auf einem Radius liegen, aber jede der gleichen Schraubenlinie folgt.
4. Brennstoffelement nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die sich radial
erstreckenden Wände des Stützgliedes Ausnehnehmungen oder öffnungen zur Aufnahme der
Rohre aufweisen.
5. Brennstoffelement nach den Ansprüchen 1
bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Stützglied
eine Nabe bildet, durch dessen Öffnung ein Kontroll- oder Steuerstab geführt werden kann.
6. Brennstoffelement nach den Ansprüchen 1 bis 5, geeignet zur Verwendung in einem graphitmoderierten
Reaktor, dadurch gekennzeichnet, daß über die Rohre ein Graphitzylinder geschoben ist.
7. Brennstoffelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Rohre gerade verlaufen,
sich axial längs des Elementes erstrecken und im Abstand voneinander durch sich radial erstreckende
Wände eines Stützgliedes gehalten sind, das so um die Achse gewunden ist, daß seine
sich radial erstreckenden Wände einer Schraubenlinie folgen.
8. Brennstoffelement nach den Ansprüchen 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß der Graphitzylinder
in seiner Lage durch einen Flansch an jedem Ende des Elementes gehalten ist.
9. Brennstoffelement nach den Ansprüchen 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Steigung
der durch die Rohre oder die Wände des Stützgliedes gebildeten Schraube vom Einlaß zum Auslaß
abnimmt.
In Betracht gezogene Druckschriften:
»Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy« 1955, Vol. 3, S. 99, 102 und 106.
»Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy« 1955, Vol. 3, S. 99, 102 und 106.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB32754/57A GB873552A (en) | 1957-10-21 | 1957-10-21 | Improvements in and relating to fuel elements for nuclear reactors |
GB123458 | 1958-01-13 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1100194B true DE1100194B (de) | 1961-02-23 |
Family
ID=26236583
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEP21557A Pending DE1100194B (de) | 1957-10-21 | 1958-10-20 | Kernreaktor-Brennstoffelement |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3137637A (de) |
BE (1) | BE572238A (de) |
CH (1) | CH364563A (de) |
DE (1) | DE1100194B (de) |
FR (1) | FR1215679A (de) |
GB (1) | GB873552A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1279858B (de) * | 1962-02-06 | 1968-10-10 | Licentia Gmbh | Kernreaktor-Brennelement |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1088022A (en) * | 1964-02-13 | 1967-10-18 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel assemblies |
US3368946A (en) * | 1964-03-04 | 1968-02-13 | Alfa Laval Ab | Fuel assembly |
FR1444181A (fr) * | 1965-05-19 | 1966-07-01 | Commissariat Energie Atomique | élément combustible de réacteur nucléaire |
GB1146779A (en) * | 1966-04-02 | 1969-03-26 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Fuel element bundle for nuclear reactors |
US5047231A (en) * | 1989-05-30 | 1991-09-10 | Nabisco Brands, Inc. | Raw hide containing an inorganic pyrophosphate |
SE508106C2 (sv) | 1996-12-20 | 1998-08-31 | Asea Atom Ab | Bränslepatron för kokarvattenreaktor innefattande en rotationscell samt en i denna anordnad ångledningskanal |
WO2022256102A2 (en) * | 2021-04-29 | 2022-12-08 | Ohio State Innovation Foundation | Nuclear reactor core with rotating fuel modules and related systems |
Family Cites Families (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2287066A (en) * | 1940-08-21 | 1942-06-23 | George D Rogers | Heat exchange unit |
US2385080A (en) * | 1942-09-03 | 1945-09-18 | Stewart Warner Corp | Hollow fin heat exchanger |
US2874940A (en) * | 1951-05-16 | 1959-02-24 | Svenska Rotor Maskiner Ab | Heat exchanger |
US2831807A (en) * | 1953-07-22 | 1958-04-22 | Richard J Mcgarry | Neutronic reactor |
US2879216A (en) * | 1954-02-05 | 1959-03-24 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor |
-
0
- BE BE572238D patent/BE572238A/xx unknown
-
1957
- 1957-10-21 GB GB32754/57A patent/GB873552A/en not_active Expired
-
1958
- 1958-10-20 FR FR777022A patent/FR1215679A/fr not_active Expired
- 1958-10-20 DE DEP21557A patent/DE1100194B/de active Pending
- 1958-10-21 CH CH6525358A patent/CH364563A/de unknown
- 1958-11-24 US US775900A patent/US3137637A/en not_active Expired - Lifetime
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
None * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1279858B (de) * | 1962-02-06 | 1968-10-10 | Licentia Gmbh | Kernreaktor-Brennelement |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1215679A (fr) | 1960-04-20 |
CH364563A (de) | 1962-09-30 |
US3137637A (en) | 1964-06-16 |
GB873552A (en) | 1961-07-26 |
BE572238A (de) |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2340006C2 (de) | Atomreaktor | |
DE1206533B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement und Verfahren zu seiner Herstellung | |
DE1489636B2 (de) | Brennstoffelement fur einen Kern reaktor | |
DE1100194B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement | |
DE1614932B2 (de) | Brennelement fuer schnelle kernreaktoren | |
DE1234335B (de) | Brennelement-Einheit mit vieleckigem Querschnitt fuer einen thermischen Kernreaktor | |
DE3525273A1 (de) | Steuerstabkonstruktion fuer siedewasserreaktoren | |
DE1439775B2 (de) | Brennstoffstabbundel fur Kernreakto | |
DE3619930A1 (de) | Stroemungskanal-duesenbefestigung fuer kernbrennstoffanordnungen | |
DE2038134C3 (de) | Mit flüssigem Metall gekühlter Schnellbrüter-Kernreaktor | |
DE1179649B (de) | Brennstoffelement fuer Kernreaktoren | |
DE1764478B2 (de) | Reaktorkern fuer einen atomkernreaktor | |
CH639792A5 (en) | Fuel units in a nuclear reactor moderated and cooled by pressurised water | |
DE2219124A1 (de) | Kernbrennstoffelementanordnung | |
DE1439775C (de) | Brennstoffstabbündel für Kernreaktoren | |
DE1207518B (de) | Brennelement fuer Druckrohr-Kernreaktoren | |
DE2757396A1 (de) | Brennelement fuer schnelle kernreaktoren | |
DE1290263B (de) | Atomkernreaktor mit im Moderator des Reaktorkerns untergebrachten Druckrohren | |
DE2542967C2 (de) | Heißgaskanalführung in Hochtemperaturreaktor | |
DE1921203C3 (de) | Brennelement für einen Kernreaktor | |
DE1589664C (de) | Brennstoffelement für Kernreaktoren | |
DE1464956C3 (de) | Stabbündelbrennelement für einen Kernreaktor | |
DE1439843A1 (de) | Strahlungsreaktor | |
DE2402979C3 (de) | Brennstoffbündel für Kernreaktoren | |
DE1614932C3 (de) | Brennelement für schnelle Kernreaktoren |