DE1128573B - Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core - Google Patents

Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core

Info

Publication number
DE1128573B
DE1128573B DEB53513A DEB0053513A DE1128573B DE 1128573 B DE1128573 B DE 1128573B DE B53513 A DEB53513 A DE B53513A DE B0053513 A DEB0053513 A DE B0053513A DE 1128573 B DE1128573 B DE 1128573B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
nuclear reactor
tube
plant according
fuel
reactor plant
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
Application number
DEB53513A
Other languages
German (de)
Inventor
Dipl-Ing Andreas Setzwein
Helmuth Braun
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Beteiligungs und Patentverwaltungs GmbH
BBC Brown Boveri France SA
Original Assignee
Beteiligungs und Patentverwaltungs GmbH
BBC Brown Boveri France SA
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Priority to BE583878D priority Critical patent/BE583878A/xx
Application filed by Beteiligungs und Patentverwaltungs GmbH, BBC Brown Boveri France SA filed Critical Beteiligungs und Patentverwaltungs GmbH
Priority to DEB53513A priority patent/DE1128573B/en
Priority to CH7888659A priority patent/CH385364A/en
Priority to GB34867/59A priority patent/GB906556A/en
Priority to FR808709A priority patent/FR1239599A/en
Publication of DE1128573B publication Critical patent/DE1128573B/en
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D5/00—Arrangements of reactor and engine in which reactor-produced heat is converted into mechanical energy
    • G21D5/04—Reactor and engine not structurally combined
    • G21D5/06—Reactor and engine not structurally combined with engine working medium circulating through reactor core
    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B1/00—Methods of steam generation characterised by form of heating method
    • F22B1/02—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers
    • F22B1/023—Methods of steam generation characterised by form of heating method by exploitation of the heat content of hot heat carriers with heating tubes, for nuclear reactors as far as they are not classified, according to a specified heating fluid, in another group
    • 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
    • G21C1/082—Reactors where the coolant is overheated
    • 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
    • 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

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Sustainable Development (AREA)
  • Sustainable Energy (AREA)
  • Thermal Sciences (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)

Description

DEUTSCHESGERMAN

PATENTAMTPATENT OFFICE

B 53513 Vmc/21gB 53513 Vmc / 21g

ANMELDETAG: 6. JUNI 1959REGISTRATION DATE: JUNE 6, 1959

BEKANNTMACHUNG
DER ANMELDUNG
UNDAUSGABEDER
AUSLEGESCHRIFT: 26. AP RIL 1962 NOTICE
THE REGISTRATION
ANDOUTPUTE
EDITORIAL: APRIL 26, 1962

Die Erfindung betrifft eine Kernreaktoranlage zur Erzeugung überhitzten Dampfes mit einem Kernreaktor mit heterogenem Reaktorkern, mit in einem Moderatorblock eingesetzten Heizelementen, bestehend aus einem Brennelement, das konzentrisch von einem Rohr umgeben ist, und mit zwei Primärkreisläufen, von denen der eine zur Erzeugung von Sattdampf und der andere zur Erzeugung des überhitzten Dampfes dient.The invention relates to a nuclear reactor plant for generating superheated steam with a nuclear reactor with heterogeneous reactor core, with heating elements inserted in a moderator block, consisting of a fuel assembly, which is concentrically surrounded by a tube, and with two primary circuits, of one of which is used to generate saturated steam and the other to generate superheated steam.

Um ein Wärmekraftwerk mit hinreichend großem Wirkungsgrad betreiben zu können, nimmt man eine Überhitzung des Arbeitsdampfes vor. Diese Überhitzung bereitet bei einem Kernkraftwerk Schwierigkeiten, so daß ζ. B. schon Anlagen bekannt sind, bei denen man den Sattdampf aus Kernenergie erzeugt und diesen dann mit einer konventionellen Feuerung überhitzt.In order to be able to operate a thermal power plant with a sufficiently high degree of efficiency, one takes one Overheating of the working steam. This overheating causes difficulties in a nuclear power plant, so that ζ. B. systems are already known in which the saturated steam is generated from nuclear energy and then superheated it with a conventional furnace.

Bei bekannten Anlagen sieht man zwei Kernreaktoren vor, von denen der eine zur Erzeugung des Sattdampfes und der zweite, davon völlig getrennte und andersartig aufgebaute (Hochtemperaturreaktor) zur Überhitzung des Sattdampfes dient. Eine derartige Anlage bedingt ersichtlich einen erheblichen technischen Aufwand. Eine bekannte Weiterbildung einer solchen Anlage sieht daher die bauliche Vereinigung beider Reaktoren vor, bei der eine gegenseitige Wärmebeeinflussung auftritt. Eine weitere vorgeschlagene Verbesserung dieser bekannten Anordnung soll die Ausnutzung von Brutstoffelementen zur Dampfüberhitzung sein.In known systems, two nuclear reactors are provided, one of which is used to generate the saturated steam and the second, completely separate and differently constructed (high-temperature reactor) for Overheating of the saturated steam is used. Such a system obviously requires a considerable technical Expenditure. A known development of such a system therefore sees the structural union of the two Reactors before, in which a mutual heat influence occurs. Another suggested improvement This known arrangement is intended to exploit the elements for steam overheating be.

Bei einer anderen bekannten Anordnung hat man einen zylindrischen, gleichmäßig mit Brennstofistäben versehenen Reaktionsraum in eine Randzone und eine davon abgetrennte zentrische Zone unterteilt. Das Arbeitsmittel durchströmt dort zuerst die Randzone, wo es in den Sattdampfzustand übergeht, um danach die zentrale Zone zu durchströmen, wo es in überhitzten Dampf verwandelt wird. Diese bekannte Anordnung hat den Nachteil einer schlechten Neutronenökonomie. Another known arrangement has a cylindrical, uniformly fueled rod The reaction space provided is divided into an edge zone and a central zone separated therefrom. The work equipment First it flows through the edge zone, where it changes into the saturated steam state, and then it flows through to flow through the central zone, where it is turned into superheated steam. This known arrangement has the disadvantage of poor neutron economy.

Es ist ferner ein Überhitzerreaktor bekannt, dessen Brennelemente als Hohlzylinder ausgebildet sind. Bei diesem Kernreaktor wird die Außenseite der Brennelemente zur Erzeugung des Sattdampfes von Wasser umspült und der so erzeugte Sattdampf zur Überhitzung durch den Innenraum der hohlzylindrischen Brennelemente geleitet.A superheater reactor is also known, the fuel elements of which are designed as hollow cylinders. at This nuclear reactor uses the outside of the fuel elements to generate the saturated steam of water and the saturated steam generated in this way to overheating through the interior of the hollow cylindrical Fuel elements passed.

Eine weitere bekannte Kernreaktoranlage zur Erzeugung überhitzten Dampfes in einem Kernreaktor hat zwei voneinander getrennte und unabhängige Primärkreisläufe und Brennelemente, die konzentrisch von einem Rohr umgeben sind. In jedem der beiden Primärkreisläufe ist ein Wärmeaustauscher eingeschal-Kernreaktoranlage Another known nuclear reactor plant for generating superheated steam in a nuclear reactor has two separate and independent primary circuits and fuel assemblies that are concentric are surrounded by a pipe. In each of the two primary circuits there is a heat exchanger shell nuclear reactor system

zur Erzeugung überhitzten Dampfesto generate superheated steam

mit einem Kernreaktor mit heterogenemwith a nuclear reactor with heterogeneous

ReaktorkernReactor core

Anmelder:Applicant:

Brown, Boveri & Qe. Aktiengesellschaft, Mannheim-Käfertal, Boveristr. 22,Brown, Boveri & Qe. Aktiengesellschaft, Mannheim-Käfertal, Boveristr. 22

und Beteiligungsund Patentverwaltungsgesellschaft mit beschränkter Haftung, Essen, Altendorf er Str. 103and investment and patent management company with limited liability, Essen, Altendorf er Str. 103

Dipl.-Ing. Andreas Setzwein,Dipl.-Ing. Andreas Setzwein,

Hohenschäftlarn bei München,Hohenschäftlarn near Munich,

und Helmuth Braun, Rülzheim,and Helmuth Braun, Rülzheim,

sind als Erfinder genannt wordenhave been named as inventors

tet. Der eine Wärmeaustauscher dient zur Erzeugung des Sattdampfes und der andere zur Überhitzung des Dampfes im Sekundärkreislauf.tet. One heat exchanger is used to generate the saturated steam and the other to overheat the Steam in the secondary circuit.

Die Aufgabe der vorliegenden Erfindung besteht darin, bei optimalem Wirkungsgrad, geringer Materialbeanspruchung und mit einem geringen Aufwand, insbesondere hinsichtlich des Brennstoffes, überhitzten Dampf in einer Kernreaktoranlage zu erzeugen.The object of the present invention is, with optimal efficiency, low material stress and overheated with little effort, especially with regard to the fuel Generating steam in a nuclear reactor facility.

Der Lösung dieser Aufgabe wird der an sich bekannte Gedanke zugrunde gelegt, daß zur Erzeugung des Sattdampfes jeder der bekannten Niedrigtemperaturreaktoren angewendet, die Überhitzung mit einem ebenfalls beliebigen bekannten Hochtemperaturreaktor vorgenommen werden kann, und diese beiden Reaktoren in einem Reaktorkern konstruktiv vereinigt werden können. Der Lösung liegt somit die Erkenntnis zugrunde, daß es möglich ist, sowohl bei der Verwendung von festen Brennstoffelementen in beliebiger Form als auch bei der Verwendung von Suspensionen die an sich bekannte Kombination eines Niedrig- mit einem Hochtemperaturreaktor so vorzunehmen, daß die Anordnung in einem gemeinsamen ReaktorbehälterThe solution to this problem is based on the concept known per se that for generation of the saturated steam of each of the known low-temperature reactors applied, the superheating with a also any known high temperature reactor can be made, and these two reactors can be combined constructively in one reactor core. The solution is therefore the knowledge based on the fact that it is possible both when using solid fuel elements in any Form as well as when using suspensions, the known combination of a low with make a high temperature reactor so that the arrangement in a common reactor vessel

209 577/345209 577/345

bei thermisch geringer Beanspruchung des Konstruktionsmaterials möglich ist, und daß dabei die bekannten Vorteile der einzelnen Systeme erhalten bleiben können. Die Lösung dieser Aufgabe besteht darin, daß bei dem vorliegenden Kernreaktor mit Brennelementen, die von einem Rohr umgeben sind, erfindungsgemäß das eine Primärkühlmittel zur Erzeugung des überhitzten Dampfes das Brennelement umspült und das andere Primärkühlmittel zur Erzeugung des Sattmittel gemischt, wobei das Arbeitsmittel die Überhitzungstemperatur annimmt.is possible with low thermal stress on the construction material, and that the known Benefits of the individual systems can be retained. The solution to this task is to that in the present nuclear reactor with fuel elements which are surrounded by a tube, according to the invention a primary coolant for generating the superheated steam washes around the fuel assembly and the other primary coolant mixed to generate the saturated medium, the working medium being the superheating temperature accepts.

Als Wärmeübertragungsmittel kann sowohl dasselbe Mittel wie das Arbeitsmittel als auch ein anderes Mittel verwendet werden. Ein anderes Mittel muß dann wieder an geeigneter Stelle in einem Separator aus dem Kreislauf des Arbeitsmittels ausgeschieden werden. An Stelle einer direkten Durchmischung von Arbeitsmittel und Wärmeübertragungsmittel kann manThe same means as the working means as well as another means can be used as the heat transfer means be used. Another means must then be taken out again at a suitable point in a separator be eliminated from the working fluid cycle. Instead of a direct mixing of work equipment and heat transfer media can be

dampfes in dem Zwischenraum zwischen dem Rohr io beide Mittel auch durch den in Abb. 1 dargestellten und dem Moderatorblock strömt. Wärmetauscher 2 führen.steam in the space between the pipe io both means also by the one shown in Fig. 1 and the moderator block flows. Lead heat exchanger 2.

Bevorzugte Ausführungsformen der Kernreaktor- Der Strom des Wärmeübertragungsmittels, der zwi-Preferred Embodiments of the Nuclear Reactor- The flow of heat transfer medium flowing between

anlage nach der Erfindung sind in der Zeichnung dar- sehen dem Brennelement 10 und dem Rohr 12 fließt, gestellt. soll den erforderlichen Temperaturausgleich zwi-Plant according to the invention are shown in the drawing, the fuel assembly 10 and the pipe 12 flows, posed. should the necessary temperature compensation between

In Abb. 1 sind die Kreisläufe einer Kernreaktoren- 15 sehen den beiden Wänden 10 bzw. 12 gewährleisten, lage zur Überhitzung von Dampf schematisch darge- Die Verhältnisse sollen zweckmäßig dabei so gewählt stellt. Im Reaktorkern 1 wird das in einem Kreislauf 7 werden, daß etwa 65 % der in dem Brennelement 10 umlaufende Arbeitsmittel in Sattdampf verwandelt erzeugten Wärmemenge unmittelbar in das Arbeitsund einem Wärmetauscher 2 zugeführt, in dem es mittel (Sattdampfzone) strömt, während die restliche überhitzt wird. Der so überhitzte Arbeitsdampf treibt 20 Wärmemenge in die Überhitzungszone abgeführt wird, eine Turbine 4 und wird nach Durchlaufen der Tür- Dabei kann dann der zwischen den Abschirmungen bine 4 in einem Kondensator 5 niedergeschlagen. Das 14, 22 liegende Teil des Raumes 13 als Verdamp-Kondensat wird vom Kondensator 5 durch eine fungsraum angesehen werden, während der Über-Pumpe6 zurückbefördert. Ein Überhitzungsmittel in hitzungsraum für das Arbeitsmittel oberhalb des Cores einem zweiten Kreislauf 8 wird mittels einer Umwälz- 25 liegt.In Fig. 1, the circuits of a nuclear reactor are shown schematically, the two walls 10 and 12 ensure the position for overheating steam. In the reactor core 1 it will be in a circuit 7 that about 65 % of the working fluid circulating in the fuel assembly 10 is converted into saturated steam and is directly fed into the working and a heat exchanger 2, in which it flows medium (saturated steam zone), while the remainder is overheated . The so overheated working steam drives 20 amount of heat into the overheating zone, a turbine 4 and, after passing through the door, the bine 4 between the shields can then be deposited in a condenser 5. The 14, 22 lying part of the space 13 as evaporation condensate is viewed by the condenser 5 through a ventilation space, while the over-pump6 is returned. An overheating medium in the heating space for the working medium above the core of a second circuit 8 is provided by means of a circulating device.

pumpe 3 durch den Reaktorkern 1 und den Wärme- Es ist zwecks günstiger Ausgestaltung der Wärmetauscher 2 gefördert und dient zur Wärmeübertragung Übertragungsverhältnisse durchaus möglich, für das bei den entsprechend hohen Temperaturen. Brennelement 10 und für das Rohr 12 verschiedenepump 3 through the reactor core 1 and the heat It is for the purpose of a favorable design of the heat exchanger 2 promoted and used for heat transfer transfer ratios quite possible for the at the correspondingly high temperatures. Fuel assembly 10 and for the tube 12 different

In Abb. 2 sind Einzelheiten eines Heizelementes Formen zu wählen. Als Brennelement 10 können z. B. im Längsschnitt dargestellt; ein Querschnitt an der 30 auch ein Graphitrohr mit eingefüllten Uranbrennstoff-Stelle der in Abb. 2 eingezeichneten Pfeile ist in Abb. 3 kugeln, kurze Hohlzylinder, Platten, Spiralen od. dgl. gezeigt. Ein hohlzylindrisches Brennelement 10 hat verwendet werden.In Fig. 2 details of a heating element shapes are to be selected. As a fuel assembly 10 z. B. shown in longitudinal section; a cross section at 30 also shows a graphite tube with a filled uranium fuel point the arrows drawn in Fig. 2 are spheres, short hollow cylinders, plates, spirals or the like in Fig. 3. shown. A hollow cylindrical fuel assembly 10 has been used.

eine zentrale Bohrung 9 und ist durch Abstandshalter Weiterhin werden das Rohr 12 sowie die Schutz-a central hole 9 and is through spacers Furthermore, the tube 12 and the protective

16 zentral in einem mit einer äußeren Schutzhülle 22 hülle 14 zweckmäßig nach oben über den Reaktorversehenen und auf Trägern 17 stehenden Rohr 12 ge- 35 kern hinaus verlängert. Dadurch ist eine äußerst gelagert. Das Rohr 12 befindet sich in einem mit einer drängte Anordnung von Überhitzer und Reaktorkern Schutzhülle 14 ausgekleideten Bohrung 13 eines Moderatorblockes 15. Durch, eine Öffnung 20 wird ein
gasförmiges Wärmeübertragungsmittel und außerhalb16 extended centrally in a cover 14 with an outer protective cover 22 expediently upwardly provided over the reactor and standing on supports 17 core tube 12. As a result, one is extremely stored. The pipe 12 is located in a bore 13 of a moderator block 15, lined with a compressed arrangement of superheater and reactor core protective cover 14, through an opening 20
gaseous heat transfer medium and outside

des Rohres 12 in den zwischen den beiden Schutzhül- 40 ten Fällen eine Erhöhung des thermischen Wirkungslen 14, 22 verbleibenden Raum der Bohrung 13 das grades der Gesamtanlage sowie eine Verringerung des Arbeitsmittel zugeführt.of the tube 12 in the cases between the two protective sleeves, an increase in the thermal efficiency 14, 22 remaining space of the bore 13 the degree of the overall system and a reduction in the Work equipment supplied.

Der sich in dieser Anordnung einstellende Temperaturverlauf ist im oberen Teil der Abb. 2 schematisch dargestellt (Abszisse = Querschnittslinie, Ordinate der gezeigten Kurve = Temperatur). Die Temperaturen im Bereich 18 sind Überhitzungstemperaturen und die Temperaturen im Bereich 19 Sattdampftemperaturen des Arbeitsmittels. Durch geeignete Wahl der Geschwindigkeit und Menge des Wärmeübertragungsmittels kann die auf das Arbeitsmittel übertragene Endtemperatur beliebig eingestellt werden.The temperature curve that is established in this arrangement is shown schematically in the upper part of Fig. 2 (abscissa = cross-sectional line, ordinate of the curve shown = temperature). The temperatures in area 18 are superheat temperatures and the Temperatures in the range of 19 saturated steam temperatures of the working medium. By choosing the right speed and amount of the heat transfer medium can be the final temperature transferred to the working medium can be set as required.

Das Rohr 12 kann aus einem Moderatorstoff, wie Graphit oder Berylliumoxyd, bestehen. Außerdem kann dieses Rohr 12 durch Einlagerung von Uran so ausgebildet werden, daß der Wärmestrom in das Übermöglich. The tube 12 can be made of a moderator such as graphite or beryllium oxide. Also can this tube 12 can be formed by the incorporation of uranium so that the heat flow in the over possible.

Durch die vorliegende Anordnung von Dampferzeuger und Überhitzer ergibt sich in den dargestell-The present arrangement of the steam generator and superheater results in the illustrated

Eigenbedarfs für die Kühlmittelumwälzung durch sinnvolle Ausnutzung thermischer Strömungen.Own requirement for coolant circulation through sensible use of thermal flows.

Claims (10)

PATENTANSPRÜCHE: hitzungsmittel bzw. in das Arbeitsmittel variiert werden kann. Ebenso kann gemäß einer vorteilhaften Weiterbildung dieses Rohr 12 als Brutelement ausgebildet sein. Das Brennelement 10 besteht z. B. aus einem Graphitrohr, in dem angereichertes Urankarbid oder Uranoxyd homogen verteilt ist. Als in flüssiger Form zugeführtes Arbeitsmittel wird vorzugsweise Wasser verwendet. Am Austritt am oberen Ende des Brennelementes 10 und des umgebenden Rohres 12 (nicht gezeigt) werden das auf Sattdampftemperatur gebrachte Arbeitsmittel und das Wärmeübertragungs-PATENT CLAIMS: heating medium or in the working medium can be varied. Likewise, according to an advantageous development, this tube 12 can be designed as a breeding element. The fuel assembly 10 consists, for. B. from a graphite tube in which enriched uranium carbide or uranium oxide is homogeneously distributed. Water is preferably used as the working medium supplied in liquid form. At the outlet at the upper end of the fuel assembly 10 and the surrounding tube 12 (not shown), the working medium brought to saturated steam temperature and the heat transfer 1. Kernreaktoranlage zur Erzeugung überhitzten Dampfes mit einem Kernreaktor mit heterogenem Reaktorkern, mit in einem Moderatorblock eingesetzten Heizelementen, bestehend aus einem Brennelement, das konzentrisch von einem Rohr umgeben ist, und mit zwei Primärkreisläufen, von denen der eine zur Erzeugung von Sattdampf und der andere zur Erzeugung des überhitzten Dampfes dient, dadurch gekenn zeichnet, daß das eine Primärkühlmittel zur Erzeugung des überhitzten Dampfes das Brennelement umspült und das andere Primärkühlmittel zur Erzeugung des Sattdampfes in dem Zwischenraum zwischen dem Rohr und dem Moderatorblock strömt.1. Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core, with heating elements inserted in a moderator block, consisting of a fuel element that is concentrically surrounded by a pipe, and with two primary circuits, one for generating saturated steam and the other serves to generate the superheated steam, characterized in that the primary coolant for generating the superheated steam washes around the fuel assembly and the other primary coolant for generating the saturated steam flows in the space between the tube and the moderator block. 2. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennelement die Form eines Hohlzylinders hat.2. Nuclear reactor plant according to claim 1, characterized in that the fuel element is the Has the shape of a hollow cylinder. 3. Kernreaktoranlage nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennelement ein3. Nuclear reactor plant according to claim 2, characterized in that the fuel element is a Graphitrohr mit in dieses eingelagertem und in diesem homogen verteilten Urankarbid oder Uranoxyd ist.Graphite tube with uranium carbide embedded in it and homogeneously distributed in it Is uranium oxide. 4. Kernreaktoranlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennelement aus einem Rohr besteht, in dem fließfähiger Brennstoff strömt.4. Nuclear reactor plant according to claim 1, characterized in that the fuel element consists of consists of a tube in which flowable fuel flows. 5. Kernreaktoranlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Rohr, welches das Brennelement konzentrisch umgibt, aus einem moderierenden Stoff besteht.5. Nuclear reactor plant according to one or more of claims 1 to 4, characterized in that that the tube, which concentrically surrounds the fuel assembly, consists of a moderating Substance is made. 6. Kernreaktoranlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Rohr, welches das Brennelement konzentrisch umgibt, aus Brutstoff besteht. 6. Nuclear reactor plant according to one or more of claims 1 to 4, characterized in that that the tube, which concentrically surrounds the fuel assembly, consists of breeding material. 7. Kernreaktor anlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß das Rohr, welches das Brennelement konzentrisch umgibt, Brennstoff enthält.7. Nuclear reactor plant according to one or more of claims 1 to 4, characterized in that that the tube which concentrically surrounds the fuel assembly contains fuel. 8. Kernreaktoranlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß Vorrichtungen zum Mischen der beiden Kühlmittel vorgesehen sind.8. Nuclear reactor plant according to one or more of claims 1 to 7, characterized in that that devices for mixing the two coolants are provided. 9. Kernreaktoranlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß Wärmeaustauscher zum Übertragen der Wärme von dem Primärkühlrnittel mit Überhitzertemperatur auf das Kühlmittel, das mit Sattdampftemperatur aus dem Reaktorkern austritt, vorgesehen sind.9. Nuclear reactor plant according to one or more of claims 1 to 7, characterized in that that heat exchanger for transferring the heat from the primary cooling means at superheater temperature on the coolant that emerges from the reactor core at saturated steam temperature. 10. Kernreaktoranlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Primärkühlmittel gleichzeitig als Moderator dienen.10. Nuclear reactor installation according to one or more of claims 1 to 9, characterized in that that the primary coolant also serves as a moderator. In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1051425;
Nuclear Science and Engineering, Bd. 1, 1956, S 167 bis 173;Considered publications:
German Auslegeschrift No. 1051425;
Nuclear Science and Engineering, Vol. 1, 1956, pp.167-173; Electrical Times, 1958, September, S. 376 bis 379.Electrical Times, 1958, September, pp. 376-379. Hierzu 1 Blatt Zeichnungen For this purpose, 1 sheet of drawings © 209 577/345 4.62© 209 577/345 4.62
DEB53513A 1959-06-06 1959-06-06 Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core Pending DE1128573B (en)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
BE583878D BE583878A (en) 1959-06-06
DEB53513A DE1128573B (en) 1959-06-06 1959-06-06 Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core
CH7888659A CH385364A (en) 1959-06-06 1959-09-30 Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam
GB34867/59A GB906556A (en) 1959-06-06 1959-10-14 Means for the generation of superheated steam in nuclear reactors
FR808709A FR1239599A (en) 1959-06-06 1959-10-28 Installation for the production of superheated steam in a nuclear reactor

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DEB53513A DE1128573B (en) 1959-06-06 1959-06-06 Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1128573B true DE1128573B (en) 1962-04-26

Family

ID=6970298

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEB53513A Pending DE1128573B (en) 1959-06-06 1959-06-06 Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core

Country Status (5)

Country Link
BE (1) BE583878A (en)
CH (1) CH385364A (en)
DE (1) DE1128573B (en)
FR (1) FR1239599A (en)
GB (1) GB906556A (en)

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL288037A (en) * 1960-07-15 1900-01-01
DE1134391B (en) * 1961-01-06 1962-08-09 Borsig Ag Steam circuit with multiple indirect intermediate overheating
DE1133401B (en) * 1961-08-14 1962-07-19 Bernhard Polock Dipl Ing Process for converting the heat released in nuclear reactors into mechanical energy
NL288038A (en) * 1962-07-05 1900-01-01
GB966409A (en) * 1963-01-15 1900-01-01

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1051425B (en) * 1958-03-07 1959-02-26 Siemens Ag Pressurized water reactor system with overheating of the working medium

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1051425B (en) * 1958-03-07 1959-02-26 Siemens Ag Pressurized water reactor system with overheating of the working medium

Also Published As

Publication number Publication date
FR1239599A (en) 1960-08-26
CH385364A (en) 1964-12-15
GB906556A (en) 1962-09-26
BE583878A (en)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1228352B (en) Nuclear reactor
DE1021515B (en) Nuclear reactor
DE2445553B2 (en) Device for removing the residual heat from a sodium-cooled fast breeder reactor
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
EP0039016A1 (en) High-temperature nuclear reactor in module construction
DE1439773A1 (en) Unit for the active core of a nuclear reactor
DE1128573B (en) Nuclear reactor plant for the generation of superheated steam with a nuclear reactor with a heterogeneous reactor core
DE2455508A1 (en) PLANT FOR GENERATING HYDROGEN BY USING THE THERMAL ENERGY RECEIVED IN A GAS-COOLED HIGH TEMPERATURE REACTOR
DE2411039C2 (en) Nuclear power plant with closed gas cooling circuit for generating process heat
DE1268748B (en) Boiling core reactor
DE2404843C2 (en) Nuclear power plant with closed gas cooling circuit
DE1149831B (en) Pipe system for removing heat from nuclear reactors
DE2455507C2 (en) Process heating system for the production of hydrogen with the help of the heat from a high-temperature reactor
DE1905789C3 (en) Nuclear reactor
DE1272463B (en) Thermal nuclear reactor
DE3730656A1 (en) CORE REACTOR IN MODULAR DESIGN
DE3212264A1 (en) System for nuclear generation of heat and the reuse thereof in heat-absorbing apparatuses
DE1439829C3 (en) Heterogeneous, fast nuclear reactor
AT217129B (en) Graphite-moderated, flow-cooled nuclear reactor
DE1614072C3 (en) Steam-cooled fast breeder reactor
DE1963516U (en) CORE REACTOR BURNING ELEMENT.
AT233679B (en) Arrangement for the generation of superheated steam in a nuclear reactor
AT204142B (en) Boiling water reactor
Baumgaertner Process heat plant for hydrogen production using heat from a high-temperature reactor