DE1183605B - Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung - Google Patents

Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung

Info

Publication number
DE1183605B
DE1183605B DEL35339A DEL0035339A DE1183605B DE 1183605 B DE1183605 B DE 1183605B DE L35339 A DEL35339 A DE L35339A DE L0035339 A DEL0035339 A DE L0035339A DE 1183605 B DE1183605 B DE 1183605B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
reactor
superheater
steam
reactor according
pressure vessel
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
DEL35339A
Other languages
English (en)
Inventor
Dipl-Ing Hans Kluge
Dipl-Phys Erhard Fischer
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.)
Licentia Patent Verwaltungs GmbH
Original Assignee
Licentia Patent Verwaltungs GmbH
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 NL260747D priority Critical patent/NL260747A/xx
Application filed by Licentia Patent Verwaltungs GmbH filed Critical Licentia Patent Verwaltungs GmbH
Priority to DEL35339A priority patent/DE1183605B/de
Priority to GB41167/60A priority patent/GB970118A/en
Priority to CH102961A priority patent/CH405516A/de
Priority to FR852129A priority patent/FR1279117A/fr
Priority to BE600082A priority patent/BE600082A/fr
Priority to US88939A priority patent/US3206372A/en
Publication of DE1183605B publication Critical patent/DE1183605B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D3/00Control of nuclear power plant
    • G21D3/08Regulation of any parameters in the plant
    • G21D3/10Regulation of any parameters in the plant by a combination of a variable derived from neutron flux with other controlling variables, e.g. derived from temperature, cooling flow, pressure
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous 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
    • G21C1/082Reactors where the coolant is overheated
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Internat. Kl.: G 21
Deutsche Kl.: 21g -21/24
Nummer: 1183 605
Aktenzeichen: L 35339 VIII c/21 g
Anmeldetag: 12. Februar 1960
Auslegetag: 17. Dezember 1964
Die Erfindung bezieht sich auf eine Kombination eines Siedewasserreaktors mit einem Überhitzerreaktor.
Es ist ein Ziel der Kernreaktorenentwicklung, Reaktortypen zu schaffen, die unter anderem einen einfachen Aufbau besitzen, sich zu großen Leistungseinheiten entwickeln lassen und einen guten Dampfzustand liefern.
Es sind eine Reihe von Vorschlägen bekannt, in einem Reaktor überhitzten Wasserdampf durch eine besondere Ausbildung und besondere Maßnahmen in einem Siedewasserreaktor zu erzeugen. Bei den bekannten Vorschlägen ist unter anderem nachteilig, daß eine zweite Einheit als Überhitzer erforderlich ist, die außerhalb des Druckgefäßes angeordnet ist.
Es ist jedoch auch ein Siedewasserreaktor mit integraler Dampfüberhitzung bekannt, bei dem der überhitzte Dampf einem innerhalb des Reaktordruckgefäßes angeordneten Sammelraum zugeführt wird.
Dieser Raum wird direkt durch das Reaktordruckgefäß gebildet, so daß sich besondere Schwierigkeiten hinsichtlich der thermischen Isolierung der Druckgefäßwände ergeben, da diese einer großen thermischen und druckmäßigen Belastung unterworfen sind.
Zur Erzeugung von Sattdampf ist der an sich bekannte Siedewasserreaktor wegen des einfachen konstruktiven Aufbaus besonders gut geeignet.
Der Erfindung liegt unter anderem die Aufgabe zugrunde, die aufgezeigten Mängel der bekannten Anlage zu vermeiden, ferner Dampf hoher Qualität zu erzeugen und die Wirtschaftlichkeit durch integrale Dampfüberhitzung sowie durch kompakte Bauweise des Kernreaktors zu verbessern.
Der Erfindung liegt ferner die Aufgabe zugrunde, Sattdampf und überhitzten Dampf durch ein und denselben Reaktorkern zu erzeugen.
Eine besondere Aufgabe der Erfindung besteht darin, eine einfache Anordnung zu schaffen, mit der der Druck innerhalb des Reaktors erzeugt und konstant gehalten werden kann. Hierdurch ergibt sich auch in vorteilhafter Weise eine leichtere und vereinfachte Regelung des Reaktors.
Die Lösung dieser Aufgaben besteht darin, daß bei einem Siedewasserreaktor mit integraler Dampfüberhitzung, bei dem der durch Kühlung der Brennstoffelemente entstehende überhitzte Dampf in einen innerhalb des Reaktordruckgefäßes angeordneten Sammelbehälter strömt, der gegen den Moderatorraum abgedichtet ist, der Dampfsammelbehälter ein von einem flüssigen Kühl- und Moderatormittel umgebener Heißdampfdom ist und daß das den Dom umgebende Wasser einen freien Wasserspiegel hat,
Siedewasserreaktor mit integraler Dampfüberhitzung
Anmelder:
Licentia Patent-Verwaltungs-G. m. b. H.,
Frankfurt/M., Theodor-Stern-Kai 1
Als Erfinder benannt:
Dipl.-Ing. Hans Kluge;
Dipl.-Phys. Erhard Fischer, Frankfurt/M.
so daß sich darüber innerhalb des Druckgefäßes ein Sattdampfpolster ausbildet.
Durch die Anordnung eines Heißdampfraumes unter einem Sattdampfraum, wobei sich zwischen diesen Räumen die Kühl- und/oder Moderatorflüssigkeit befindet, wird in einfacher Weise die Möglichkeit gegeben, durch entsprechende Dimensionierung der Wände des Heißdampfraumes einen geringen Teil Wärme zur umgebenden Flüssigkeit zu leiten, um das Sattdampfpolster zu erzeugen.
Ein zweiter wesentlicher Vorteil der Erfindung besteht darin, daß die Wände des Heißdampfraumes nur einer relativ geringen Temperatur- und Druckdifferenz unterworfen sind, da sie außen nur mit Sattdampf in Berührung kommen, so daß ein geringerer Materialaufwand erforderlich ist.
Zur näheren Erläuterung der Erfindung zeigt
F i g. 1 ein bevorzugtes Ausführungsbeispiel eines Siedewasserreaktors mit einem integralen Überhitzerreaktor.
F i g. 2 gibt einen horizontalen Schnitt durch mehrere Brennstoffelemente in einer bevorzugten Gitteranordnung wieder und veranschaulicht den Aufbau eines Brennstoffelementes.
F i g. 3 stellt einen entsprechenden vertikalen Schnitt durch einen Teil des Reaktorkerns dar, entsprechend dem Ausführungsbeispiel in Fig. 1.
Das Reaktordruckgefäß 1 besteht aus einem stehenden zylindrischen Druckbehälter, der am oberen Ende mit einem abschraubbaren Deckel versehen ist. Der Reaktorkern 2 enthält eine große Zahl von Brennstoffkanälen 3, deren Umhüllungsrohre am oberen Ende in der Reaktorplatte 4 befestigt und abgedichtet sind. Am unteren Ende sind die Brennstoff-
kanäle offen. Sie werden dort nur von einem Führungsgitter seitlich gehalten, so daß sie sich wegen der unterschiedlichen- thermisclien Ausdehnung indi-
409 758/277
viduell frei nach unten bewegen können. In den Brennstoffkanälen 3 befinden sich die mit hitzebeständigem rostfreiem Stahl umgebenen Brennstoffstäbe. Die Brennstoffstäbe sind bei diesem Beispiel von einem etwa 1 mm breiten Ringspalt als Kühlkanal umgeben, der außen durch eine wasser- und temperaturbeständige keramische Masse (z. B. Al2O3) begrenzt wird. In dem Ringspalt fließt von unten nach oben das Kühlmedium. Die keramische Masse dient gleichzeitig auch als thermische Isolierung des Kühlmediums gegenüber dem kälteren Moderatorwasser, von dem die in F i g. 2 und 3 dargestellten Brennstoffelemente umgeben sind. Die Reaktorplatte 4 trägt das gesamte Kerngewicht, bestehend aus Brennstoffstäben, keramischer Füllmasse und den Rohren. Sie ist an seitlichen Zargen innerhalb des Druckgefäßes gelagert und so bemessen, daß sie nach Entfernung der Rohranschlüsse des Heißdampfdomes 5 aus dem Reaktorgefäß gehoben werden kann. Auf der Reaktorplatte ist der Heißdampfdom 5, der einen abnehmbaren Deckel besitzt, aufgeschraubt. Zwischen Heißdampfdom 5 und der inneren Reaktorkesselwand befindet sich ein Zwischenraum 6. Die Reaktorplatte ist am Rand mit Durchbrüchen versehen, so daß der Zwischenraum 6 mit dem Rückstromraum? in Verbindung steht. Der Moderatorraum 8 ist von dem Rückstromraum 7 durch das weit heruntergezogene Leitblech 9 getrennt. Die Regelstäbe 10 werden durch den unteren Reaktorboden eingeführt und durch das Führungsgitter 11 seitlich gehalten.
Das Speisewasser wird in diesem Beispiel mit etwa 200° C durch die Speiseleitung 12 über den Verteilerring 13 dem Reaktor zugeführt. Es vermischt sich im Rückstromraum 7 mit dem umlaufenden Moderatorwasser und erwärmt sich dabei je nach Umlaufverhältnissen und Wärmeverlusten der Kühlkanäle an das Moderatorwasser etwa auf 250° C. Der Umlauf des Moderators ist so einzustellen, daß auch bei Teillast ein Sieden des Moderators mit Sicherheit vermieden wird. Diese Anordnung besitzt auch den Vorteil, daß durch den Naturumlauf des Moderators und durch die Vermischung mit dem (als Moderator dienenden) Kühlmittel ein Moderatortank und eine gesonderte Kühlung des Moderators nicht erforderlich ist. In anderen Fällen kann es jedoch zweckmäßig sein, einen Moderatortank vorzusehen, der z. B. wegen des Neutronenhaushaltes mit schwerem Wasser als Moderator gefüllt ist, während als Kühlmittel leichtes Wasser verwendet wird.
Die gleiche Wassermenge, die durch die Leitung 12 zugespeist wird, fließt unten in die Brennstoffkanäle 3, wird dort auf Siedetemperatur erwärmt, vorteilhafterweise im Gebiet der höchsten Heizflächenbelastung verdampft und im oberen Teil überhitzt. Der überhitzte Dampf wird oberhalb der Reaktorplatte 4 in dem Heißdampfdom 5 gesammelt und durch eine Spezialdurchführung, die verhindert, daß der überhitzte Dampf mit der Reaktorwand in Berührung kommt, aus dem Reaktorgefäß durch die Leitung 14 der Turbine zugeführt. Die Druckgefäßwand ist nur mit Sattdampf in Berührung und braucht deshalb auch nur für Sattdampftemperatur ausgelegt zu werden. Der Druckverlust in dem Brennstoffkanal liegt im Beispiel bei etwa 5 at bei Vollast. Das notwendige Druckgefälle für die Strömung durch die Brennstoffkanäle wird vorteilhaft durch das Sattdampfpolster 15 oberhalb des Dampfdomes erzeugt. Das Reaktorgefäß ist bis über dem Heißdampfdom 5 mit Wasser gefüllt; über dem freien Wasserspiegel befindet sich das Sattdampfpolster von etwa 80 ata. Dieses wird dadurch erzeugt, daß die Isolierung des Heißdampfdomes so gewählt wird, daß das außen umgebende Wasser bei allen Betriebszuständen und unter Berücksichtigung aller Wärmeverluste durch die Druckgefäßisolierung im Siedezustand bei 80 ata gehalten werden kann. Durch den Druckregler P wird ein konstanter Druck des Sattdampfpolsters eingestellt, überschüssiger Dampf wird über das von P gesteuerte Regelventil 16 durch die Leitung 17 in die Heißdampfleitung 14 gegeben. Diese Menge beträgt größenordnungsmäßig 10/00 der gesamten erzeugten Dampf menge. Die Speisewasserzufuhr wird durch den Wasserstandsregler w über das Regelventil 18 so geregelt, daß die Höhe des freien Wasserspiegels unter dem Sattdampfpolster konstant gehalten wird.
Durch die Höhe des Druckes im Sattdampfpolster
ao wird der Druck im System festgelegt. Die Durchsatzmenge stellt sich automatisch auf Grund der Druckdifferenz zwischen Sattdampfpolster und Druck vor dem Turbinenregelventil ein. Bei verminderter Leistungsaufnahme der Turbine muß das Turbinenventil gedrosselt werden, deshalb steigt der Druck vor dem Turbinenventil und im Heißdampfdom des Reaktors an. Da das Sattdampfpolster als treibendes Druckgefälle konstant gehalten werden soll, ist die treibende Druckhöhe für die Durchströmung der Kühlkanäle geringer geworden und somit wird der Durchsatz gedrosselt, ohne daß andere Regelarmaturen betätigt werden müssen. Bei gleicher Stellung der Regelstäbe wird jetzt dem Reaktor mehr Energie zugeführt als es dem neuen reduzierten Lastzustand entspricht, was sich durch eine Erhöhung der Heißdampftemperatur bemerkbar macht. Die Heißdampftemperatur wird deshalb als Steuerimpuls t für die Regelabstellung benutzt. Die Regelstäbe werden nach Leistungsreduzierung so weit eingefahren, bis die Ausgangs- temperatur, beispielsweise von 500° C, wieder erreicht ist. Da diese Regelung mit einigen Sekunden Verzögerung arbeitet, müssen die Regelstäbe direkt von der Turbine, dem Generator oder dem Netz bei Laständerungen vorgesteuert werden, und die Temperaturregelung dient nur zur Feinjustierung.
Da das Speisewasser in den Brennstoffkanälen restlos verdampft, werden auch bei reinstem Speisewasser bei den großen Durchsatzmengen die im Wasser gelösten Salze zum Teil an den Heizflächen abgeschieden, zum größten Teil jedoch im Dampf als Staub mitgerissen. Die an den Heizflächen eventuell abgeschiedenen Salze werden von einer gewissen Dicke ab den Wärmeübergang verschlechtern, so daß bei der hohen Heizflächenbelastung die Wandtemperatur unzulässig ansteigen würde. Deshalb müssen in gewissen Zeitabständen diese Ablagerungsprodukte entfernt werden. Da sie wasserlöslich sind — die wasserunlöslichen können durch mechanische und Absorptionsfilter vor Eintritt in den Reaktor aus dem Speisewasser entfernt werden — ist es die einfachste Methode, die Brennstoffkanäle mit reinstem Wasser zu spülen. Hierzu wird die Leistung des Reaktors heruntergenommen und die Brennstoffkanäle geflutet, bis das Wasser die Höhe des Spülstutzens 19 erreicht hat. Im Beispiel sind die Kühlkanäle so eng ausgelegt, daß das Fluten ohne die Gefahr einer unzulässigen Reaktivitätserhöhung erfolgen kann. Das Wasser siedet noch leicht. Der Sattdampf wird in
einen nicht dargestellten Hauptkondensator geleitet und das Spülwasser über den Stutzen 19 in eine Reinigungsanlage gegeben. Wenn das Spülwasser die nötige Reinheit hat, wird das Ventil 20 geschlossen und das geflutete Spülwasser langsam verdampft, bis der Dampf mit Druck und Temperatur wieder den Arbeitszustand erreicht hat. Mit dem Dampfablaßventil wird der Druck im Reaktor geregelt. Das Anfahren des Reaktors aus dem kalten Zustand geschieht in analoger Weise wie das Anfahren nach dem Reinigen.
Die größtmögliche Reinheit des Speisewassers ist für den Durchlaufreaktor eine unbedingte Voraussetzung. Durch die Verwendung von nichtrostenden Stählen, sorgfältigster Speisewasseraufbereitung, besonderer konstruktiver Maßnahmen beim Turbinenkondensator (doppelte Rohrboden) und Verzicht auf die konventionellen Röhrenvorwärmer läßt sich diese Aufgabe technisch lösen. Auch bei Verwendung von korrosionsbeständigen Materialien stammen etwa die Hälfte der Korrosionsprodukte, die mit dem Speisewasser in den Reaktor gelangen, aus dem konventionellen Röhrenvorwärmer. Deshalb ist es erforderlich, daß diese durch Mischvorwärmer ersetzt werden. Füllt man den Mischvorwärmer noch mit Korrosionsprodukte absorbierenden Füllkörpern, so dürfte das Speisewasser den gewünschten Reinheitsgrad haben.
Der enge Spalt im Kühlkanal bietet noch die Möglichkeit, eine kontinuierliche Meßmethode für den Reinheitsgrad der Elementoberfläche zu schaffen. Die Dicke der Korrosionsproduktschicht verringert den Strömungsquerschnitt und somit die durchgesetzte Menge. Das bedeutet, daß bei gleicher Leistung des Brennstoffelementes die Austrittstemperatur des Dampfes höher ist als normal. Mißt man nun die Dampfaustrittstemperatur in gewissen Zeitabständen, so ist die Temperaturerhöhung ein Maß für die Verschmutzung.
An die Brennstoffelemente und den Kühlkanal müssen spezielle Forderungen gestellt werden, weil diese Bauelemente die Funktion von drei Reaktortypen in sich vereinen, und zwar die des Druckwasser- (in der Vorwärmzone), des Siedewasser- und des Überhitzerreaktors. Die Auslegung muß die neutronenphysikalischen, die wärmetechnischen und die korrosionstechnischen Belange berücksichtigen. Die Neutronenphysik schreibt hauptsächlich das Material und dessen Verteilung vor. Die Wärmetechnik muß sich nach dem schlechtesten Aggregatzustand, dem überhitzten Dampf richten und schreibt die Anordnung der Kühlkanäle vor. Die Korrosionstechnik hat wieder entscheidenden Einfluß auf die Materialauswahl. Die Summe aller dieser Forderungen ist ein Kompromiß und soll ein Optimum an Wirtschaftlichkeit, Einfachheit und Betriebssicherheit gewährleisten.
F i g. 2 zeigt zur weiteren Erläuterung der Erfindung einen Querschnitt durch mehrere Brennstoffelementbündel, während F i g. 3 einen vertikalen Schnitt durch ein Brennstoffelementbündel zeigt. Sieben Brennstoff stäbe sind zu einem Bündel zusammengefaßt. Der Brennstoffstab 21 (angereichertes UO2) hat einschließlich Hülle aus korrosions- und zunderbeständigem Stahl beispielsweise 10 mm äußeren Durchmesser. Zur Erzielung eines guten Wärmeübergangs bei geringem Druckverlust muß das Kühlmedium durch einen gleichmäßigen Ringspalt 22 in der Größenordnung von 1 mm Breite strömen. Dieser wird durch einen temperatur- und wasserbeständigen sowie wenig Neutronen absorbierenden Füllkörper 23 (z. B. Al2O3) nach außen begrenzt. Zur Distanzierung der Brennstoffelemente in dem Kühlkanal 22 sind an der inneren Füllkörperwand drei Halterungen 24 in Abständen von etwa 200 mm in Längsrichtung angebaut. Diese können entweder aus dem Material des Füllkörpers sein, oder, wenn die Gefahr der örtlichen Überhitzung der Brennstoffhülle an der
ίο Berührungsstelle besteht, aus dünnen Blechen. Die keramische Füllkörpermasse läßt sich nicht in großen Längen mit der erforderlichen Maßhaltigkeit herstellen. Deshalb muß der Körper aus Einzelstücken aufgebaut werden, die durch die Löcher 25 (s. F i g. 2)
mittels Längsbolzen zusammengehalten werden, die vorteilhaft eine kleinere thermische Ausdehnung besitzen als die Füllkörpermasse, damit die Einzelteile im Betrieb fest zusammengepreßt werden.
Das Brennstoffelement wird außen von einem beispielsweise gleichseitigen Sechseck begrenzt, dessen Seiten nach innen eingedrückt sind, um so das vom neutronenphysikalischen Standpunkt aus gesehene unnötige Füllmaterial zu reduzieren. Die Brennstoffstäbe sind mit den Füllkörpern zu einer Baueinheit verbunden und besitzen ein Umhüllungsrohr 26. Die keramische Füllmasse ist außen mit niedrigen Rippen versehen, so daß zwischen der Füllmasse 23 und dem Umhüllungsrohr 26 ein kleiner Zwischenraum verbleibt. In diesem Zwischenraum kann das Kühlmittel von unten her eintreten. Am oberen Ende des Brennstoffelementes ist dieser Zwischenraum jedoch verschlossen. Durch den stagnierenden Wasserdampf in diesem Zwischenraum wird die thermische Isolierung der Füllmasse vorteilhaft verstärkt. Das Umhüllungsrohr 26, das z. B. aus Zirkon besteht, dient ferner zum Schutz der keramischen Füllmasse und zur mechanischen Halterung der Einzelstücke der Füllkörper, in denen die Brennstoffstäbe zweckmäßigerweise ohne Unterteilung untergebracht sind. Beim Brenn-Stoffwechsel werden die Brennstoffelemente mit dem Füllkörper zusammen herausgehoben. Durch die ausführliche Schilderung dieses Ausführungsbeispiels soll jedoch die Erfindung nicht auf diese Ausführungsform beschränkt werden.
Nach der Erläuterung dieses Ausführungsbeispiels sollen einige der besonderen Vorteile zusammengefaßt werden, die durch diese Erfindung erzielt werden.
Es ergeben sich sehr gute Wärmeübergangsverhältnisse bei geringem Druckverlust durch den definierten Ringspalt (Kühlkanal).
In dem bevorzugten Ausführungsbeispiel wird die Verwendung von korrosions- und temperaturbeständigem Füllmaterial, das wenig Neutronen absorbiert, vorgeschlagen.
Es erfolgt eine gute thermische Isolierung des überhitzten Dampfes durch die Füllkörpermasse gegen den kälteren Moderator.
Die Erfindung gestattet gleichzeitig die Konstruktion einfach aufgebauter Ausführungsformen.
Die engen Kühlkanäle besitzen ein insgesamt geringes freies Volumen, so daß die Dichteänderung des Kühlmediums während des Durchfließens des Brennstoffbündels im Verhältnis zum Moderatorgewicht kaum ins Gewicht fällt. Neutronenphysikalische Schwierigkeiten infolge der Dampfblasen treten im Gegensatz zum Siedewasserreaktor nicht auf, da der Moderator nicht zum Sieden kommt.
•■'fs,
Beim Fluten des Kühlkanals treten wegen des geringen Volumens keine unzulässigen Reaktivitätserhöhungen auf.
Es können glatte durchgehende Brennstoffstäbe verwendet werden, deren Hülle zweckmäßigerweise poliert ist, so daß die Korrosionsgefahr erheblich vermindert wird.

Claims (16)

Patentansprüche:
1. Siedewasserreaktor mit integraler Dampf- xo überhitzung, bei dem der durch Kühlung der Brennstoffelemente entstehende überhitzte Dampf in einen innerhalb des Reaktordruckgefäßes angeordneten Sammelbehälter strömt, der gegen den Moderatorraum abgedichtet ist, dadurch gekennzeichnet, daß der Dampf sammelbehälter ein von einem flüssigen Kühl- und Moderatormittel umgebener Heißdampfdom ist und daß die den Dom umgebende Flüssigkeit einen freien Flüssigkeitsspiegel hat, so daß sich darüber innerhalb des Druckgefäßes ein Sattdampfpolster ausbildet.
2. Überhitzerreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine im Reaktordruckgefäß (1) gelagerte Reaktorplatte (4) vorgesehen ist, die den Reaktorkern trägt, der aus vertikal angeordneten Brennstoffelementen besteht, deren Brennstoffstäbe von engen Kühlkanälen, in die das Kühlmittel nur von unten her eintreten kann, umgeben sind, daß auf der Reaktorplatte ein Dampfdom zur Aufnahme und Ableitung des überhitzten Dampfes befestigt ist, daß die Reaktorplatte am Rande mit Durchbrüchen versehen ist, daß das Druckgefäß mit flüssigem Kühlmittel, das auch als Moderator dient, so weit gefüllt ist, daß sich oberhalb des Dampfdomes ein freier Flüssigkeitsspiegel befindet, daß der Reaktorkern von einem nach unten heruntergezogenen Leitblech (9) umgeben ist, dessen oberer freier Rand unterhalb der Reaktorplatte liegt, und daß ein Verteilerring (13) vorgesehen ist, der das in das Druckgefäß eingeleitete Kühlmittel in den Raum zwischen dem Leitblech und dem Reaktordruckgefäß in einer Richtung einleitet, die den Umlauf des als Moderator dienenden flüssigen Kühlmittels fördert.
3. Überhitzerreaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Regelstäbe von unten her in den Reaktorkern eingeführt sind.
4. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Druckgefälle zwischen dem oberhalb des Flüssigkeitsspiegels befindlichen Sattdampfpolster im Reaktordruckgefäß und dem Druck im Dampfdom für den überhitzten Dampf veränderbar ist, so daß eine geeignete Strömungsgeschwindigkeit des Kühlmittels durch die Kühlkanäle einstellbar ist.
5. Überhitzerreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Druck im Sattdampfpolster durch das Temperaturgefälle zwischen dem überhitzten Dampf und dem Sattdampf erzeugt wird.
6. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoffelemente in Umhüllungsrohre einsetzbar sind und daß diese Umhüllungsrohre an der Reaktorplatte befestigt sind und das das andere Ende dieser Umhüllungsrohre frei ist.
7. Überhitzerreaktor nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Spalt zwischen dem Umhüllungsrohr und dem Brennstoffelement am unteren Ende abgedichtet ist.
8. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoffelemente aus Bündeln von Brennstoffstäben mit einem kreisförmigen Querschnitt bestehen, die sich in Bohrungen eines Füllkörpers aus wärmeisolierendem keramischem Material befinden, und daß ringspaltförmige Zwischenräume zwischen den Innenflächen der Bohrungen des Füllkörpers und den Oberflächen der Brennstoffstäbe als Kühlkanäle vorgesehen sind.
9. Überhitzerreaktor nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß die Füllkörper auf der Außenseite niedrige Rippen besitzen und von den genannten Umhüllungsrohren umgeben sind.
10. Überhitzerreaktor nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß in einem Umhüllungsrohr mehrere übereinanderliegende Füllkörper durch Bolzen zusammengepreßt sind, deren thermischer Ausdehnungskoeffizient kleiner als der des Füllmaterials ist.
11. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 10, dadurch gekennzeichnet, daß Brennstoffstäbe vorgesehen sind, die sich über die ganze Länge des Reaktorkerns erstrecken.
12. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 11, dadurch gekennzeichnet, daß eine Meßvorrichtung zur Messung der Kühlmitteltemperaturen über den einzelnen Kühlkanälen vorgesehen ist.
13. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 12, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlkanäle mindestens so eng bemessen sind, daß beim Fluten der Kühlkanäle keine unzulässige Reaktivitätserhöhung eintritt.
14. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 13, dadurch gekennzeichnet, daß eine Leitung zwischen dem Sattdampfpolster im Druckgefäß und der Leitung für den überhitzten Dampf vorgesehen ist, so daß mit Hilfe eines Druckreglers der Druck des Sattdampfpolsters einstellbar ist.
15. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 14, dadurch gekennzeichnet, daß ein Wasserstandsregler vorgesehen ist, über den ein Regelventil in der Leitung für die Speisewasserzuführung so gesteuert wird, daß die Höhe des freien Wasserspiegels im Druckgefäß konstant bleibt.
16. Überhitzerreaktor nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 15, dadurch gekennzeichnet, daß eine Einrichtung vorgesehen ist, durch die entsprechend der Temperatur des überhitzten Dampfes die Regelstabeinstellung gesteuert wird.
In Betracht gezogene Druckschriften: Britische Patentschrift Nr. 795 406.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
409 758/277 12.64 © Bundesdruckerei Berlin
DEL35339A 1960-02-12 1960-02-12 Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung Pending DE1183605B (de)

Priority Applications (7)

Application Number Priority Date Filing Date Title
NL260747D NL260747A (de) 1960-02-12
DEL35339A DE1183605B (de) 1960-02-12 1960-02-12 Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung
GB41167/60A GB970118A (en) 1960-02-12 1960-11-30 A superheater nuclear reactor
CH102961A CH405516A (de) 1960-02-12 1961-01-23 Siedewasserreaktor mit integraler Überhitzung
FR852129A FR1279117A (fr) 1960-02-12 1961-02-09 Réacteur à circulation, refroidi et modéré à l'eau légère, avec surchauffe nucléaire
BE600082A BE600082A (fr) 1960-02-12 1961-02-10 Réacteur à circulation, refroidi et modéré à l'eau légère, avec surchauffe nucléaire.
US88939A US3206372A (en) 1960-02-12 1961-02-13 Boiling water nuclear reactor producing superheated steam

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DEL35339A DE1183605B (de) 1960-02-12 1960-02-12 Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1183605B true DE1183605B (de) 1964-12-17

Family

ID=7267037

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEL35339A Pending DE1183605B (de) 1960-02-12 1960-02-12 Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung

Country Status (6)

Country Link
US (1) US3206372A (de)
BE (1) BE600082A (de)
CH (1) CH405516A (de)
DE (1) DE1183605B (de)
GB (1) GB970118A (de)
NL (1) NL260747A (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1298651B (de) * 1964-08-08 1969-07-03 Siemens Ag UEberkritischer heterogener Atomkernreaktor vom Druckkesseltyp
EP0037994A1 (de) * 1980-04-15 1981-10-21 Hoechst Aktiengesellschaft Verfahren zum Abführen der Zerfallswärme radioaktiver Substanzen

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4706613A (en) * 1986-10-17 1987-11-17 Westinghouse Electric Corp. Steam generator having an auxiliary recirculation path
US5162097A (en) * 1990-07-10 1992-11-10 General Electric Company Steam cooled nuclear reactor with bi-level core
JP2002031694A (ja) * 2000-07-14 2002-01-31 Toshiba Corp 超臨界圧水炉とその発電プラント

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB795406A (en) * 1956-03-05 1958-05-21 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2890158A (en) * 1944-12-19 1959-06-09 Leo A Ohlinger Neutronic reactor
US2898280A (en) * 1953-07-29 1959-08-04 Arthur B Schultz Fuel rod clusters
BE545117A (de) * 1955-02-16 1900-01-01
BE549850A (de) * 1955-07-27
GB785528A (en) * 1956-02-29 1957-10-30 Asea Ab Nuclear reactor plant
DE1027338B (de) * 1956-10-06 1958-04-03 Siemens Ag Kernreaktor mit zwei Druckzonen
US2949414A (en) * 1958-11-18 1960-08-16 Jackson A Ransohoff Self-regulating boiling-water nuclear reactors
NL112938C (de) * 1959-01-02
GB941132A (en) * 1959-02-26 1963-11-06 Licentia Gmbh A steam superheating nuclear reactor
FR1238871A (fr) * 1959-07-07 1960-08-19 Alsthom Cgee Pile nucléaire à ébullition avec surchauffe interne

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB795406A (en) * 1956-03-05 1958-05-21 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1298651B (de) * 1964-08-08 1969-07-03 Siemens Ag UEberkritischer heterogener Atomkernreaktor vom Druckkesseltyp
EP0037994A1 (de) * 1980-04-15 1981-10-21 Hoechst Aktiengesellschaft Verfahren zum Abführen der Zerfallswärme radioaktiver Substanzen

Also Published As

Publication number Publication date
US3206372A (en) 1965-09-14
CH405516A (de) 1966-01-15
BE600082A (fr) 1961-05-29
NL260747A (de)
GB970118A (en) 1964-09-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE952919C (de) Atomkernreaktor
DE1021515B (de) Kernreaktor
DE3622062A1 (de) Sicherheitskuehlvorrichtung mit intrinsischer sicherheit fuer einen druckwasserkernreaktor
DE1061453B (de) Siedereaktor
DE2538596A1 (de) Wasserbecken-kernreaktor fuer waermeerzeugung
DE69010977T2 (de) Indirektes passives Kühlsystem für Kernreaktoren mit Flüssigmetallkühlung.
DE1212230B (de) Kernkraftanlage zur Dampferzeugung
DE1051425B (de) Druckwasserreaktoranlage mit UEberhitzung des Arbeitsmittels
DE1298651B (de) UEberkritischer heterogener Atomkernreaktor vom Druckkesseltyp
DE2040497A1 (de) Brennstoffanordnung fuer einen Kernreaktor
DE1957701A1 (de) Steuersystem fuer Kernreaktoren
DE1127506B (de) Vorrichtung zur Verbesserung des Wirkungsgrades von Kernreaktoranlagen
DE1219136B (de) Kernreaktor zur Erzeugung von ueberhitztem Dampf
DE2227895A1 (de) Druckwasser-Atomreaktor
DE2822918A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum verringern der leistung eines atomreaktors bei ansteigen der temperatur
DE1464436A1 (de) Fluessigkeitsdruckerzeuger
DE1219598B (de) Regelvorrichtung fuer einen Kernreaktor
DE1183605B (de) Siedewasserreaktor mit integraler Dampfueberhitzung
DE2544799B2 (de) Gasbeheizter Dampferzeuger
DE1439223B2 (de)
DE2829088A1 (de) Waermeerzeugender kernreaktor
DE1131702B (de) Mit fluessigem Metall beheizter Waermeaustauscher, insbesondere Dampferzeuger
AT223290B (de) Überhitzerreaktor
DE1239411B (de) UEberhitzerkernreaktor
DE1539728B1 (de) Schiffs-Atomkernreaktor zur Dampferzeugung und -ueberhitzung und Verfahren zum Betreiben des Kernreaktors