DE1201928B - Kernreaktor-Brennstoffelement - Google Patents
Kernreaktor-BrennstoffelementInfo
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Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
Int. α.:
G21c
Deutsche Kl.: 21g-21/20
Nummer: 1 201 928
Aktenzeichen: H 39270 VIII c/21 g
Anmeldetag: 26. April 1960
Auslegetag: 30. September 1965
Kernreaktor-Brennstoffelement
Die Erfindung bezieht sich auf ein Kernreaktor-Brennstoffelement mit Innen- und Außenkühlung,
bestehend aus einem mit einem koaxialen inneren Längskanal versehenen Stab aus Spaltmaterial, das
vom Kühlmittel durchströmt wird, das gegebenen- s falls zugleich ein Moderator sein kann.
Bei solchen Brennstoffelementen kommt es darauf an, die Wärme des Reaktorbrennstoffes unter
dessen gleichzeitiger Kühlung bestmöglich zur Aufheizung und gegebenenfalls Verdampfung eines
Kühlmediums, z. B. von Wasser oder schwerem Wasser, auszunutzen. Es ist bereits bekannt, die
wirksame Kühlung eines Brennstoffelementes und damit zugleich die wirksame Wärmeübertragung auf
eine Kühlflüssigkeit dadurch zu unterstützen, daß das Element entweder mehr oder weniger porös ausgebildet
oder aus scheiben- oder etwa trichterförmigen Einzelteilen zusammengesetzt wird, wobei das
Kühlmedium das Brennstoffelement entweder durch zwischen den Scheiben gebildete Querkanäle oder ao
aus dem Längskanal zwischen den trichterförmigen Einzelteilen hindurch nach außen durchsetzen kann.
Nachteilig ist, daß solche Gestaltungen des Brennstoffelementes verhältnismäßig kompliziert und empfindlich
sind.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine zusätzliche Durchsetzung der rohrförmigen Wandung
eines eingangs genannten Brennstoffelementes auf einfachere Weise zu erreichen und die Wanddurchströmung
des Brennstoffelementes womöglich zugleich zu einer besonders wirksamen Wärmeübertragung
auf das Kühlmedium und einer verbesserten Ausscheidung verdampfender Bestandteile aus dem
noch flüssigen Anteil des Kühlmediums auszunutzen.
Die gestellte Aufgabe ist erfindungsgemäß im wesentlichen dadurch gelöst, daß in der festen Spaltstoffmasse
vom Umfang des Stabes ausgehende, tangential in den Längskanal einmündende, schraubenförmige
Verbindungskanäle mit gleichbleibendem oder sich veränderndem Querschnitt vorgesehen
sind.
Durch eine solche Anordnung ergibt sich nicht nur eine drallförmige Rotation des im Längskanal
strömenden Kühlmediums, die einen entsprechend verbesserten Wärmeübergang mit sich bringt, sondem
auch eine Zentrifugalwirkung auf das im Längskanal strömende Kühlmedium, die das axiale Abscheiden
der verdampfenden Bestandteile des Kühlmediums unterstützt. Die Anordnung ermöglicht
gegebenenfalls auch ein Überhitzen oder Nacherhitzen von Dampf, der gegebenenfalls von einem
anderen Teil des Reaktors herkommt.
Anmelder:
Andre Huet, Paris
Andre Huet, Paris
Vertreter:
Dr. W. Schalk, Dipl.-Ing. P. Wirth,
Dipl.-Ing. G. E. M. Dannenberg
und Dr. V. Schmied-Kowarzik, Patentanwälte,
Frankfurt/M., Große Eschenheimer Str. 39
Als Erfinder benannt:
Andre Huet, Paris
Andre Huet, Paris
Beanspruchte Priorität:
Frankreich vom 13. Mai 1959 (794630)
Nach einer bevorzugten Ausführungsform sind erfindungsgemäß die Verbindungskanäle nach Anzahl
und Abstand voneinander über die Brennelementlänge ungleichmäßig verteilt, wodurch die
Abkühlung entlang dem Brennstoffelement beliebig beeinflußt und dessen Wärme bestmöglich verwertet
werden kann.
Nach einer weiteren Ausgestaltung der Erfindung ist die Außenwand des Brennstoffelementes und/oder
sein Längskanal kegelstumpfförmig ausgebildet, wodurch es der Menge des ihn in der Zeiteinheit durchströmenden
Kühlmediums gegebenenfalls vorteilhaft angepaßt werden kann.
In der Zeichnung ist die Erfindung beispielsweise veranschaulicht; es zeigt
Fig. 1 ein erfindungsgemäß ausgebildetes Brennstoffelement
in einer schematisch gehaltenen Teilseitenansicht, aus der zugleich die Führung des
Längskanals und der Verbindungskanäle ersichtlich ist,
F i g. 2 dasselbe Brennstoffelement in einem schematisch dargestellten Querschnitt,
F i g. 3 mehrere in das Wasser eines Reaktors eingetauchte, erfindungsgemäß ausgebildete Brennstoffelemente
in einem ebenfalls schematisch gehaltenen axialen Längsschnitt (in gegenüber den F i g. 1 und 2
verkleinertem Maßstab),
F i g. 4 einen Axialschnitt eines abgewandelten Brennstoffelementes, das kegelstumpfförmig ausgebildet
ist (die schraubenförmigen Verbindungskanäle sind aus Gründen einer vereinfachten Darstellung
lediglich schematisch angedeutet),
509 689/327
Fig. 5 eine der Fig. 4 entsprechende Darstellung
eines weiterhin abgewandelten Brennstoffelementes, das einen seiner Kegelstumpfform etwa angepaßten,
sich konisch erweiternden Längskanal aufweist.
Der in den Fig. 1 und 2 dargestellte, dem ersten Ausführungsbeispiel entsprechende Stab a, der aus
einer festen Spaltstoffmasse besteht und ein Brennstoffelement für einen Kernreaktor bildet, kann
entweder aus Metall oder aus Metalloxyden oder auch aus Oxydeinschüssen in einer keramischen
Masse bestehen und weist einen axialen Längskanal b kreisförmigen Querschnitts auf.
Wie aus den Fig. 1 und 2 ersichtlich ist, ist die rohrförmige Wandung des Stabes α von schraubenförmigen
Verbindungskanälen c durchsetzt, die vom Außenumfang des Stabesa ausgehen und in den
Längskanal b mit Austrittsöffnungen d jeweils tangential einmünden. Dem durch die Verbindungskanäle
c in den Längskanal b einströmenden Kühlmedium wird dadurch ein Drall in Richtung der
PfeileF (Fig. 2) erteilt, der das ganze, im Längskanal
b strömende Kühlmedium in eine entsprechende Drallbewegung versetzt, die einerseits den
Wärmeübergang an der Innenwandung des Längskanals erhöht und anderseits ein axiales Ausscheiden
etwa verdampfender Anteile des Kühlmediums unterstützt.
Die Verbindungskanäle c können in verschiedenen Längsabschnitten des Stabes a in unterschiedlicher
Zahl vorhanden sein. In der Fig. 1 weisen die im unteren Teil des Stabes α befindlichen Verbindungskanäle c eine größere Steigung als die im oberen
Teil des Stabes vorgesehenen Kanäle auf, wodurch entlang dem Stab eine unterschiedliche Kühlwirkung
entsteht. Gemäß dem Ausführungsbeispiel (vgl. Fig. 2) befinden sich jeweils vier Verbindungskanäle c in ein und demselben Querschnittsbereich
des Stabes a. Es ist jedoch möglich, die Zahl der in ein und demselben Querschnittsbereich befindlichen
Verbindungskanäle c entlang dem Stab α zu ändern. Durch solche Änderungen, die gewünschtenfalls auch
Querschnittsänderungen der Verbindungskanäle c umfassen können, kann entlang dem Stab α jede
gewünschte Abkühlung erzielt werden, um die bestmögliche Verwertung der Wärme des Brennstoffes
zu erreichen.
Handelt es sich beispielsweise um in der Fig. 3 dargestellte, dem zweiten Ausführungsbeispiel entsprechende
Stäbe a, die in einem Reaktor mit einer siedenden Flüssigkeit, beispielsweise Wasser e oder
schwerem Wasser, verwendet werden, so überträgt das in den Verbindungskanälen c zu den Längskanälen
b strömende Wasser auf das in den Längskanälen strömende Wasser eine schraubenlinienförmige
Bewegung, die ein Abscheiden von Dampf in axialer Richtung des Längskanals b unterstützt.
Der abgeschiedene Dampf kann anschließend im Stab α auch noch überhitzt werden.
Der in der F i g. 4 dargestellte, dem dritten Ausführungsbeispiel entsprechende Stab a1 ist kegelstumpfförmig
ausgebildet, wobei die Grundfläche des Kegelstumpfes unten liegt und der Längskanal
wie bei den vorhergehenden Ausführungsbeispielen zylindrisch ist. Demgegenüber ist der in der F i g. 5
dargestellte, ebenfalls kegelstumpfförmige Stab, der die Grundfläche seines Kegelstumpfes jedoch oben
aufweist, mit einem dem Kegelstumpfprofil angepaßten konischen Längskanal b1 versehen, was mit
Rücksicht auf die Führung des Kühlmediums vorteilhaft sein kann.
Die erfindungsgemäß ausgebildeten Brennstoffstäbe können gewünschtenfalls auch in Verbindung
mit Kanälen, Mantelrohren oder Umhüllungen verwendet werden, die Wellungen oder Durchtrittskanäle
für das Kühlmedium aufweisen.
Claims (3)
1. Kernreaktor-Brennstoffelement mit Innen- und Außenkühlung, bestehend aus einem mit
einem koaxialen inneren Längskanal versehenen Stab aus Spaltmaterial, das vom Kühlmittel
durchströmt wird, dadurch gekennzeichnet, daß in der festen Spaltstoffmasse (α) vom
Umfang des Stabes ausgehende, tangential in den Längskanal (b) einmündende, schraubenförmige
Verbindungskanäle (c) mit gleichbleibendem oder sich veränderndem Querschnitt vorgesehen sind.
2. Brennstoffelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Verbindungskanäle (c)
nach Anzahl und Abstand voneinander übei seine Länge ungleichmäßig verteilt sind.
3. Brennstoffelement nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß seine Außenwandung
und/oder sein Längskanal (b) kegelstumpfförmig ausgebildet sind bzw. ist.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1026 012; 1041174, 1 041177, 1 051422, 1051424;
belgische Patentschrift Nr. 529 777;
französische Patentschrift Nr. 1156133;
USA.-Patentschrift Nr. 2782158.
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1026 012; 1041174, 1 041177, 1 051422, 1051424;
belgische Patentschrift Nr. 529 777;
französische Patentschrift Nr. 1156133;
USA.-Patentschrift Nr. 2782158.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
509 689/327 9.65 ® Bundesdruckerei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR794630A FR1234258A (fr) | 1959-05-13 | 1959-05-13 | Barre de combustible avec canaux intérieurs pour réacteur nucléaire |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1201928B true DE1201928B (de) | 1965-09-30 |
Family
ID=8714769
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEH39270A Pending DE1201928B (de) | 1959-05-13 | 1960-04-26 | Kernreaktor-Brennstoffelement |
Country Status (4)
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---|---|
US (1) | US3177123A (de) |
DE (1) | DE1201928B (de) |
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GB (1) | GB882598A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0240894A2 (de) * | 1986-04-10 | 1987-10-14 | Siemens Aktiengesellschaft | "Water rod" für Siedewasserreaktoren |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL288110A (de) * | 1962-02-08 | 1900-01-01 | ||
GB1023133A (en) * | 1962-03-09 | 1966-03-23 | Bernt Torsten Allan Hargo | Improvements in or relating to fuel elements for nuclear reactors |
US3368946A (en) * | 1964-03-04 | 1968-02-13 | Alfa Laval Ab | Fuel assembly |
GB1093618A (en) * | 1964-12-08 | 1967-12-06 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
US3867253A (en) * | 1968-02-06 | 1975-02-18 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
US3629065A (en) * | 1969-07-23 | 1971-12-21 | Atomic Energy Commission | Apparatus for increasing power density in a boiling liquid nuclear reactor |
US4252613A (en) * | 1978-07-26 | 1981-02-24 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear fuel assembly guide tube with integral intermittent projections |
US4687629A (en) * | 1986-01-27 | 1987-08-18 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel rod with annular nuclear fuel pellets having same U-235 enrichment and different annulus sizes for graduated enrichment loading |
FR2807563B1 (fr) * | 2000-04-07 | 2002-07-12 | Framatome Sa | Assemblage de combustible nucleaire pour un reacteur refroidi par de l'eau legere comportant un materiau combustible nucleaire sous forme de particules |
US6813329B1 (en) * | 2003-06-12 | 2004-11-02 | Westinghouse Electric Copmany Llc | Crud-resistant nuclear fuel cladding |
US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
UA98370C2 (ru) | 2007-12-26 | 2012-05-10 | Ториум Пауэр Инк. | Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из зажигающе-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) и топливный элемент топливной сборки |
EP3796334A3 (de) | 2008-12-25 | 2021-06-23 | Thorium Power, Inc. | Brennelement für einen leichtwasserkernreaktor |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US12100521B2 (en) * | 2021-09-28 | 2024-09-24 | Battelle Energy Alliance, Llc | Nuclear reactor flow control devices and associated reactors, components, and methods |
Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE529777A (de) * | 1953-07-10 | |||
US2782158A (en) * | 1945-11-02 | 1957-02-19 | John A Wheeler | Neutronic reactor |
DE1026012B (de) * | 1956-06-16 | 1958-03-13 | Phil Heinz Maier Leibnitz Dr | Brennstoffelement fuer Reaktoren |
FR1156133A (fr) * | 1955-08-26 | 1958-05-13 | Babcock & Wilcox Ltd | Perfectionnements relatifs à des éléments combustibles nucléaires |
DE1041174B (de) * | 1955-09-16 | 1958-10-16 | A E I I John Thompson Nuclear | Spaltstoffelement fuer Kernreaktoren |
DE1041177B (de) * | 1957-05-31 | 1958-10-16 | Escher Wyss Ag | Brennstoffelement fuer einen Kernreaktor |
DE1051424B (de) * | 1958-09-20 | 1959-02-26 | Babcock & Wilcox Dampfkessel | Brennstoffelement fuer Kernreaktoren |
DE1051422B (de) * | 1957-04-03 | 1959-02-26 | Aeg | Verfahren zum Betreiben von Kernreaktoren und Kernreaktor zur Durchfuehrung dieses Verfahrens |
Family Cites Families (13)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2181927A (en) * | 1936-04-03 | 1939-12-05 | Albert J Townsend | Heat exchanger and method of making same |
US2134058A (en) * | 1936-06-16 | 1938-10-25 | Griscom Russell Co | Heat exchanger |
US2246329A (en) * | 1939-06-13 | 1941-06-17 | Westinghouse Electric & Mfg Co | Heat absorber |
US2276527A (en) * | 1941-03-24 | 1942-03-17 | Petro Chem Dev Company | Apparatus for heating fluids |
US2890158A (en) * | 1944-12-19 | 1959-06-09 | Leo A Ohlinger | Neutronic reactor |
US2894320A (en) * | 1949-05-09 | 1959-07-14 | David H Gurinsky | Coating uranium from carbonyls |
US2799642A (en) * | 1951-07-13 | 1957-07-16 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor fuel element |
LU34099A1 (de) * | 1955-02-16 | 1900-01-01 | ||
GB790688A (en) * | 1955-03-18 | 1958-02-12 | Gen Electric Co Ltd | Improvements in or relating to heat transfer arrangements |
GB789257A (en) * | 1955-11-05 | 1958-01-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to gas-cooled nuclear reactors |
BE556417A (de) * | 1956-04-06 | |||
US2968601A (en) * | 1957-12-10 | 1961-01-17 | Thomas C Evans | Fuel element for neutronic reactors |
US3028329A (en) * | 1958-11-13 | 1962-04-03 | James E Mahlmeister | Nuclear reactor fuel element with improved heat transfer characteristics |
-
1959
- 1959-05-13 FR FR794630A patent/FR1234258A/fr not_active Expired
-
1960
- 1960-04-26 DE DEH39270A patent/DE1201928B/de active Pending
- 1960-04-29 GB GB15235/60A patent/GB882598A/en not_active Expired
- 1960-05-09 US US27752A patent/US3177123A/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2782158A (en) * | 1945-11-02 | 1957-02-19 | John A Wheeler | Neutronic reactor |
BE529777A (de) * | 1953-07-10 | |||
FR1156133A (fr) * | 1955-08-26 | 1958-05-13 | Babcock & Wilcox Ltd | Perfectionnements relatifs à des éléments combustibles nucléaires |
DE1041174B (de) * | 1955-09-16 | 1958-10-16 | A E I I John Thompson Nuclear | Spaltstoffelement fuer Kernreaktoren |
DE1026012B (de) * | 1956-06-16 | 1958-03-13 | Phil Heinz Maier Leibnitz Dr | Brennstoffelement fuer Reaktoren |
DE1051422B (de) * | 1957-04-03 | 1959-02-26 | Aeg | Verfahren zum Betreiben von Kernreaktoren und Kernreaktor zur Durchfuehrung dieses Verfahrens |
DE1041177B (de) * | 1957-05-31 | 1958-10-16 | Escher Wyss Ag | Brennstoffelement fuer einen Kernreaktor |
DE1051424B (de) * | 1958-09-20 | 1959-02-26 | Babcock & Wilcox Dampfkessel | Brennstoffelement fuer Kernreaktoren |
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0240894A2 (de) * | 1986-04-10 | 1987-10-14 | Siemens Aktiengesellschaft | "Water rod" für Siedewasserreaktoren |
EP0240894A3 (en) * | 1986-04-10 | 1988-01-13 | Siemens Aktiengesellschaft Berlin Und Munchen | Bwr critical-power-enhancing water rod |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US3177123A (en) | 1965-04-06 |
GB882598A (en) | 1961-11-15 |
FR1234258A (fr) | 1960-10-17 |
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DE3225104C2 (de) | ||
DE1564036C3 (de) |