DE1129243B - Gasgekuehlter Kernreaktor - Google Patents
Gasgekuehlter KernreaktorInfo
- Publication number
- DE1129243B DE1129243B DEU7429A DEU0007429A DE1129243B DE 1129243 B DE1129243 B DE 1129243B DE U7429 A DEU7429 A DE U7429A DE U0007429 A DEU0007429 A DE U0007429A DE 1129243 B DE1129243 B DE 1129243B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- gas
- fuel
- nuclear reactor
- cooling gas
- cooled nuclear
- 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
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
U7429Vfflc/21g
2. SEPTEMBER 1960
BEKANNTMACHUNG
DER ANMELDUNG
UNDAUSGABE DER
AUSLEGESCHRIFT: 10. MAI 1962
Die Erfindung betrifft gasgekühlte Kernreaktoren mit Brennstoffelementen, von denen jedes einen in
einer Schutzhülle eingeschlossenen Kernbrennstoffkörper hat, und mit einem Kühlgas, welches bei
Schadhaftwerden einer Schutzhülle mit dem Brennstoffkörper reagiert.
Der Zweck einer Schutzhülle um einen Kernbrennstoffkörper in einem gasgekühlten Reaktor besteht
darin, Spaltprodukte festzuhalten und eine Reaktion zwischen dem Brennstoffkörper und dem
Kühlgas zu verhindern. Es ist daher wichtig, daß Lecks in den Schutzhüllen von Brennstoffelementen
in einem Kernreaktor so schnell wie möglich ermittelt werden, so daß das undichte Brennstoffelement
ausgewechselt werden kann. Zu diesem Zweck sind im allgemeinen Einrichtungen geschaffen
worden, um Proben von Kühlgas aus jedem Kanal des Kernreaktors zu entnehmen und auf das Vorhandensein
von kurzlebigen Spaltprodukten zu überprüfen. Die Ansprechempfindlichkeit des Gerätes,
welches zur Ermittlung kurzlebiger Spaltprodukte verwendet wird, ist jedoch eine begrenzte, und kleine
Leckstellen in einer Schutzhülle können unentdeckt bleiben, insbesondere dann, wenn der Leckweg lang
ist, so daß die kurzlebigen Spaltprodukte zerfallen, bevor sie das Kühlmittel erreichen. Außerdem ist zu
berücksichtigen, daß in einigen Fällen das Eindringen von Kühlgas das Entweichen von Spaltprodukten
— sogar aus ziemlich großen Leckstellen — hemmt bzw. verhindert.
Nun könnten kleine Leckstellen, die ein Entweichen von Spaltprodukten in den Kühlgasstrom
hinein nicht zur Folge haben, noch geduldet oder zugelassen werden; jedoch besteht außerdem die Möglichkeit
einer Reaktion zwischen Kühlmittel und Brennstoffkörper, welche eine spaltbare Verbindung
bzw. Zusammensetzung innerhalb der Schutzhülle aufbaut. Diese ist aus zwei Gründen gefährlich:
Erstens, weil sie eventuell das Zerreißen der Schutzhülle und eine Verseuchung des Reaktor-Kühlmittelkreislaufs
zur Folge haben könnte, so daß das Spaltprodukt-Ermittlungsgerät nutzlos würde, und zweitens,
weil eine örtliche starke Überhitzung des Brennstoffkörpers eintreten könnte, so daß er schmelzen oder
Feuer fangen würde.
Aufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, die Reaktion zwischen dem Reaktor-Kühlmittel und
einem Brennstoffkörper in dem Reaktor zu verhindern, wenn eine Leckstelle in der den Brennstoffkörper
umgebenden Hülle auftreten sollte.
Bei einem gasgekühlten Reaktor mit Brennstoffelementen, von denen jedes einen in einer Schutz-Gasgekühlter
Kernreaktor
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority, London
Vertreter: Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt, Siegen, Oranienstr. 14
Beanspruchte Priorität: Großbritannien vom 4. September 1959 (Nr. 30 262)
Jack Moore, London, ist als Erfinder genannt worden
hülle eingeschlossenen Kernbrennstoffkörper hat, und mit einem Kühlgas, welches bei Schadhaftwerden
einer Schutzhülle mit den Brennstoffkörpern reagiert, enthält erfindungsgemäß das Kühlgas eine relativ zur
Gesamtmenge des Kühlgases geringe Menge eines gegenüber den Kernbrennstoffkörpern inerten Gases.
Wenn eine Leckstelle in der Hülle eines derBrenn-Stoffelemente
in einem solchen Reaktor entstehen sollte, dann dringt das dieses inerte Gas enthaltende
Kühlgas in die Hülle ein, kommt mit dem Brennstoffkörper in Berührung und reagiert mit ihm in
dem Maße langsamer, als der Aufbau von inertem Gas an dem Brennstoffkörper anwächst. Unter Umständen
kann sich eine Schicht inerten Gases um den betroffenen Brennstoffkörper herum aufbauen,
so daß eine weitere Reaktion zwischen dem Kühlgas und dem Brennstoffkörper verhindert bzw. gehemmt
wird. Der Druck des inerten Gases innerhalb der Schutzhülle trägt ebenfalls dazu bei, das Eindringen
des Kühlmittels zu verhindern, und ermöglicht auf diese Weise das Entweichen von Spaltprodukten, so
daß eine Entdeckung der Leckstellen möglich ist.
Bei einem mit Kohlendioxyd gekühlten Reaktor der beschriebenen Bauart wird das Vorhandensein
von 0,1 bis 1 Gewichtsprozent Helium in dem Kühlmittel insofern als wirksam angesehen, als es die
Oxydbildung an einem Uran-Brennstoffkörper auf ein annehmbares Maß begrenzt, beispielsweise auf die
Größenordnung von 10 g. Eine größere Konzentration von Helium würde weniger gebildetes Oxyd
209 579/224
bedeuten, aber auch kostspieliger sein. In einigen Fällen kann an Stelle von Helium auch Stickstoff
verwendet werden, z.B. dort, wo der Brennstoffkörper aus durch eine niedergeschlagene Nitritschicht
geschütztem Uran besteht.
Claims (3)
1. Gasgekühlter Kernreaktor mit Brennstoffelementen, von denen jedes einen in einer Schutzhülle
eingeschlossenen Kernbrennstoffkörper hat, und mit einem Kühlgas, welches bei Schadhaftwerden
einer Schutzhülle mit dem Brennstoffkörper reagiert, dadurch gekennzeichnet, daß
dem Kühlgas eine relativ zur Gesamtmenge des Kühlgases geringe Menge eines gegenüber den
Kernbrennstoffkörpern inerten Gases zugesetzt ist.
2. Gasgekühlter Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlgas Kohlendioxyd
ist, dem eine geringe Menge Heliumgas zugesetzt ist.
3. Gasgekühlter Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Kohlendioxydgas
zwischen 0,1 und 1,0 Gewichtsprozent Heliumgas enthält.
©209 579/224 5.62
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB30262/59A GB882224A (en) | 1959-09-04 | 1959-09-04 | Improvements in or relating to nuclear reactors |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1129243B true DE1129243B (de) | 1962-05-10 |
Family
ID=10304859
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEU7429A Pending DE1129243B (de) | 1959-09-04 | 1960-09-02 | Gasgekuehlter Kernreaktor |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1129243B (de) |
ES (1) | ES260756A1 (de) |
GB (1) | GB882224A (de) |
-
1959
- 1959-09-04 GB GB30262/59A patent/GB882224A/en not_active Expired
-
1960
- 1960-09-02 DE DEU7429A patent/DE1129243B/de active Pending
- 1960-09-02 ES ES0260756A patent/ES260756A1/es not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ES260756A1 (es) | 1961-04-01 |
GB882224A (en) | 1961-11-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0036954A1 (de) | Behälter zum Transport und/oder Lagerung radioaktiver Stoffe | |
DE1209675B (de) | Vorrichtung zum Nachweis von Brennelementhuellenbruechen in Kernreaktoren | |
DE2441999A1 (de) | Verfahren zur staendigen kontrolle des zweischalen-reaktorgefaesses eines reaktors und reaktor zur anwendung dieses verfahrens | |
DE2617676A1 (de) | Verfahren zum entfernen radioaktiver korrosionsprodukte von den innenflaechen eines kernreaktors | |
DE1915670B2 (de) | Kernbrennstoffpartikeln mit einem Spaltmaterial oder Brutmaterial enthaltenden Kern und Verfahren zur Herstellung solcher Kernbrennstoffpartikeln | |
DE3346355C2 (de) | Behälter zur Endlagerung von radioaktiven Abfällen | |
EP0019907B1 (de) | Verfahren und Einrichtung zur Rekombination von Wasserstoff, der im Sicherheitsbehälter einer Kernreaktoranlage eingeschlossen ist | |
DE1129243B (de) | Gasgekuehlter Kernreaktor | |
DE60215886T3 (de) | Brennstab mit einer Hülle aus einer Zirkoniumlegierung und beinhaltend ein Metalloxid zum Begrenzen der Hydrierung | |
DE2363844C2 (de) | Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können | |
DE19636563C1 (de) | Kernreaktor-Brennelemente mit hohem Abbrand und Verfahren zu ihrer Fertigung | |
DE2401342C3 (de) | Neutronenabsorbierende Legierung | |
DE1564409C3 (de) | Elektrischer Generator mit einer Brennstoffkapsel | |
US3575806A (en) | Hydriding resistant zirconium alloy components | |
DE1102919B (de) | Kernreaktor mit einer Sicherung gegen unzulaessig hohe Temperatur-erhoehungen im Reaktorkern | |
DE2728748A1 (de) | Kernbrennstoff und verfahren zu dessen herstellung | |
DE2124311A1 (de) | Absorber fur thermische Neutronen | |
DE60319583T2 (de) | Kernbrennstoffstab | |
DE3237712C2 (de) | Verfahren zum Beseitigen eines gefährlichen Materials, insbesondere pulverisierten radioaktiven Materials | |
DE3028057A1 (de) | Kernbrennstoffgefaess und verfahren zu seiner herstellung | |
DE2613537A1 (de) | Verfahren zur konditionierung von metallischen, aus zirkonium oder zirkoniumlegierungen bestehenden huelsenabfaellen aus der aufarbeitung bestrahlter kernreaktor-brennelemente zur umweltschuetzenden endlagerung | |
DE2549970C2 (de) | Kernbrennstoffelement | |
US4297168A (en) | Nuclear fuel assembly and process | |
DE1090347B (de) | Einrichtung an Kernreaktoren mit einer in der Naehe des Reaktorkerns vorgesehenen Neutronen-Abschirmung mit Loechern und mit Stopfen oder Verschluessen | |
US3238140A (en) | Uranium nitride-iron nuclear fuel cermets |