DE1223466B - Brennstoffelementbuendel fuer bei hoher Temperatur betriebene gasgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents
Brennstoffelementbuendel fuer bei hoher Temperatur betriebene gasgekuehlte KernreaktorenInfo
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Description
!DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. Cl.:
G21c
Deutsche Kl.: 21g-21/20
Nummer: 1 223 466
Aktenzeichen: U10271 VIII c/21 g
Anmeldetag: 30. November 1957
Auslegetag: 25. August 1966
Die Erfindung bezieht sich auf Brennstoffelementbündel
für bei hoher Temperatur betriebene gasgekühlte Kernreaktoren, bei dem der Kernbrennstoff
■jedes Elementes innerhalb eines"■ praktisch gasundurchlässigen
Behälters angeordnet ist. S
Es ist bekannt, rohrförmige Brennelemente aus rostfreiem Stahl an Schenkelarmeh zu halten. Diese
Schenkelarme sind jedoch nicht hohl ausgebildet und können somit nicht als Rohrleitungen dienen. Außerdem
sind die Schenkelarme der bekannten Ausfüh-•rung nicht mit benachbarten Schenkelannen austauschbar,
um die Abstandsanordnung, insbesondere am oberen Ende, aufrechtzuerhalten. Das obere
Armkreuz wird an einem Aufhängestab gehalten, und eine Greifvorrichtung scheint aus diesem Stab allein
zu bestehen.
Es sind auch Kernreaktoren bekannt, bei denen der Kern von einer Mehrzahl von in Aluminium eingeschlossenen
Graphitsäulen gebildet wird, die mit •Zwischenräumen für einen Strom von Moderator-.
kühlmittel um jede Säule herum und zwischen den Säulen angeordnet sind. Das Arbeitsprinzip ist ähnlich
dem der herkömmlichen Graphitmoderatorart, und zwar insofern, als ein axialer Kanal, der in jeder
Säule gebildet wird, einen axial angeordneten Brennstöffstab enthält; dieser Stab wird durch Hindurchleiten
eines Kühlmittels durch den Kanal gekühlt, wobei das Kühlmittel unter Druck und in unmittelbarer
Berührung mit dem Brennstoff stab steht. Das
Kühlmittel wird durch die Säülerimontierblöeke geleitet, die sich oben und unten an den Säulen befinden,
und zwar in seinem Kreislauf zwischen einem Wärmeaustauscher und dem Reaktorkern. Bei diesen
.bekannten Kernreaktoren sind die Montierblöcke ·
jedoch nicht schenkelkreuzartig· ausgebildet und bil-'den
nicht je eine Rohrleitung.
: Es ist auch schon vorgeschlagen worden, Brennstoff
in Form von stranggepreßten Stäben, Pellets oder Pulver in kurzen Zylindern aus nahezu undurchlässigem
Graphit dicht einzuschließen. Dabei ist beabsichtigt, eine Vielzahl solcher Brennstoffzylinder
pneumatisch in einen Kühlmittelkanal eines herkömmlichen Reaktors einzubringen, d, h. in einen
Brennstoffkanal, der durch eine massive Graphitmoderator-Baugruppe
führt. ;
Aufgabe der Erfindung ist es, einen verbesserten Aufbau der Brennstoffelementbündel und eine verbesserte
Befestigung für derartige Bündel zu schaffen, die eine genaue Anordnung und Abstandshaltung der
Bündel gewährleistet, wobei eine Bewegung auf Grund des Anwachsens oder auf Grund der Wärmeausdehnung
uneingeschränkt als ■ eine kombinierte Brennstoffelementbündel für bei hoher
Temperatur betriebene gasgekühlte
Kernreaktoren
Temperatur betriebene gasgekühlte
Kernreaktoren
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
Vertreter:.
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Eiserner Str. 227
Als Erfinder benannt:
Peter Fortescue,
George Edward Lockett, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 30. November 1956 (36 775)
Bewegung der Bündel nach außen und oben auftreten
kann. Gleichzeitig soll eine gute Kühlung des Inneren der Reaktorkernbauteile gewährleistet sein.
Die gestellte Aufgabe wird erfindungsgemäß in erster Linie dadurch gelöst, daß das Brennstoffelementbündel
sich zusammensetzt aus zwei Schenkelkreuzen, die aus Neutronenbremsmaterial bestehen,
und aus einer Mehrzähl von rohrförmigen Reaktorkernbauteilen, deren aus Neutronenbremsmaterial
bestehenden Rohre eine homogene Mischung aus Spaltmaterial und Neutronenbremsmaterial enthalten,
wobei diese Bauteile durch eines der Schenkelkreuze an jedem Ende auf Abstand gehalten sind,
und das eine Schenkelkreuz einen Zapfen für eine Greifvorrichtung aufweist, während das andere
Schenkelkreuz einen Sammelraum aufweist, der einerseits über Rohrleitungen mit dem Inneren der zugehörigen
Bauteile in Verbindung steht, so daß diese Bauteile mit Reaktorkühlgas gekühlt werden können,
und andererseits über die Bohrung eines Domes mit einer Rohrleitung in Verbindung steht, und daß beide
Schenkelkreuze so ausgebildet sind, daß sie mit den Schenkelkreuzen benachbarter Bündel eine stabile,
achsparallele Fixierung der Bündel untereinander gewährleisten.
Erfindungsgemäß kann sich ein Bauteil im Mittelpunkt
eines Kreises befinden, auf dessen Umfang die
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übrigen Bauteile des Bündels gleichmäßig beabstandet angeordnet sind.
Außerdem sind gemäß der Erfindung die Bauteile an jedem Ende mittels korrosionsbeständiger Metallbolzen,
die einen höheren Wärmeausdehnungskoeffizienten als Graphit haben, an Schenkelkreuzen; befestigt.
Die Erfindung wird nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung ausführlicher
beschrieben, und zwar zeigt
F i g. 1 eine perspektivische Ansicht verschiedener
Brennstoffelementbündel, wobei die Bauteile eines Bündels teilweise weggebrochen und im Schnitt dargestellt
sind,
F i g. 2 eine Draufsicht auf die F i g. 1,
F i g. 3 einen schematischen Querschnitt durch die F i g. 1 und '
Fig. 4 einen.vergrößerten Längsschnitt durch die
Mitte einer abgeänderten Ausführungsform eines Bündels.
Jedes Bündel 1 besteht aus sieben Reaktorkernbauteilen
2, von denen jedes sich zusammensetzt aus einem äußeren Graphitrohr 3, welches einen sechseckförmigen
Querschnitt besitzt, und aus einer kreisförmigen Bohrung von beispielsweise 38,1 mm Durchmesser.
Jedes Rohr 3, welches etwa 1,8 m lang ist, wird durch Graphitstöpsel verschlossen, und zwar
das Oberteil durch einen Schraubstöpsel 4 und das Unterteil durch einen''Schraubstöpsel 5. Jeder, der
Stöpsel 4 und 5 weist an'seinem Außenende ein mit Gewinde versehenes Loch auf. Die äußeren sechs
Stöpsel 4 des Oberteils sind durch Graphitbolzen 6 an der Unterseite eines oberen Schenkelkreuzes 7
(F i g. 2) aus Graphit befestigt und die äußeren sechs Stöpsel 5 des Unterteils sind am Oberteil eines unteren
Schenkelkreuzes 8 aus Graphit befestigt. Der mittlere Stöpsel 5 des Unterteils ist ani Schenkelkreüz
8 mittels eines Gfaphitbolzens 9 befestigt, welcher einen eine Aussparung aufweisenden Kopf hat,
der als Sockel und Gasdichtung für das Befestigen des Bauteils an der Spitze eines Domes 10 dient; dieser
Dorn ist an einem Rahmen 11 befestigt, der innerhalb der Druckhülle (nicht dargestellt) des Reaktors
angebracht ist. Der mittlere Stöpsel 4 des Oberteils steht in Wirkverbindung mit einem mittleren Zapfen
(nicht dargestellt), welcher sich an der Unterseite des oberen Schenkelkreuzes 7 befindet; dieses Schenkelkreuz
7 ist mit einer mittigen Verlängerung 2Ϊ ausgestattet, an der eine Greifvorrichtung angesetzt
werden kann. .
Eine Graphithülse 12 ist in eine mittige Aussparung im Unterteil des unteren Schenkelkreuzes 8
eingeschraubt; diese Hülse 12 weist eine konische Bohrung mit einem Winkel auf, der geringfügig
größer als der Konus des Domes 10 ists um dadurch
eine geringfügige Drehbewegung zu gestatten. Die Hülse 12 dient außerdem dazu, einen Graphitreflektorblock
13 am Boden des Bauteils zu befestigen.
Jeder der unteren Stöpsel 5 weist eine mittige Bohrung 18 auf, welche über Kanäle 19 mit dem Sockel
im mittleren Stöpsel 5 in Verbindung steht. Somit steht das Innere eines jeden Bauteils 2 mit dem Dorn
10 in Verbindung, der eine Mittelbohrung hat, welche mit einer Rohrleitung 20 verbunden ist. Die
Rohrleitungen 20 sind mit einem Sammelleiterauslaß des Druckbehälters verbunden.
Ein vorzugsweise verwendetes Befestigungsverfahren der Schraubstöpsel 4 und 5 an die unteren und
oberen Schenkelkreuze 7 und S ist in der Fig..4 in
einem vergrößerten Maßstab dargestellt, in welcher den entsprechenden Bauteilen die gleichen Bezugszeichen mit dem Index α gegeben worden sind.
Aus der Fig. 4 ist ersichtlich,;daß der mittlere
obere Stöpsel 4 a mit dem. oberen Schenkelkreuz. Ta
mittels eines wärmebeständigen rostfreien Stahlbolzens 22 verbunden ist; dieser Bolzen 22 weist an seinem
unteren Ende einen mit Innengewinde versehenen becherförmigen Kopf 23 auf, der über den mit
Gewinde versehenen oberen Teil des Stöpsels 4 a geschraubt wird; an dem oberen Ende des Bolzens 22
ist eine Mutter 24 und eine Kontermutter 25 vorgesehen. Die Ausdehnungskoeffizienten des. Bolzens
22 und des Graphits des Schenkelkreuzes la und des
Stöpsels 4 a sind so gewählt, daß immer dann, wenn der Reaktor kalt bzw. außer Betrieb ist, die Teile 23
und 4 a fest genug zusammengehalten werden; dar
durch wird das Anheben und Fördern der Kernhaur teilgruppe durch Greifvorrichtungen ermöglicht,
welche an der Verlängerung 21a angreifen. Bei Be)-triebstemperatur
des Reaktors dehnt sich der becherförmige Kopf 23 aus und verhindert somit ein Brechen
des Graphits. . . /;
Die äußeren .oberen Stöpsel 4a sind in ähnlicher
Weise mit dem. Schenkelkreuz la mittels wärmer
beständiger rostfreier Stahjbolzen 26 verbunden,
welche becherförmige Köpfe 23, Muttern 24 "un|
Kontermuttern'25 aufweisen.
Das untere Schenkelkreuz 8 a ist mit abgesetzten
Sockeln 27 ausgestattet, um die unteren Enden der unteren Stöpsel 5 a aufnehmen zu können. Diese
Stöpsel 5 a sind hohl und lose mit Graphitstäben 5 b gefüllt, um dadurch so viel neutronenreflektierendes
Material wie möglich zu schaffen, ohne die Kühlung der Bauteile zu beeinträchtigen. Die Stöpsel 5 a sind
mittels Sechskant^Stahlbolzen 28 und 29, Muttern 30 und Äusgleichs-Ünterlegscheiben 31, welche aus
rostfreiem Stahl hergestellt sind, der einen höheren Ausdehnungskoeffizienten als die Bolzen hat, in den
Sockeln 27 befestigt.
Der Bolzen 29 ist hohl ausgeführt^ um den Durchgang flüchtiger Spaltprodukte von dem KernbauteiL
der dem mittleren Stöpsel 5 a zugeordnet ist, nach einem Sammelraum 32 zu ermöglichen; dieser Sammelraum
wird durch einen Graphit-Schraubstöpsel 34 verschlossen, der jedoch eine Auslaßöffnung 33
aufweist.
Die Bolzen 28 sind massiv ausgebildet und länger als der mittlere Bolzen 29, sonst aber diesem ähnlieh;
die Bolzen 28 sind mit Ausgleichs-Unterlegscheiben 31a und Muttern 30 a ausgestattet, welche gut in die
Aussparungen des Schenkelkreuzes 8 a hineinpassen und von Graphitstöpseln 35 umgeben sind. Die Freigabe
flüchtiger Spaltprodukte τοη demjenigen Kernbauteil her, welcher jedem Außenstöpsel 5 a zugeordnet
ist, wird über einen Durchlaß 36 in jedem der vorerwähnten Stöpsel durch einen ringförmigen Hohlraum
37 und einen Durchlaß 38 ermöglicht, welcher jedem Bauteil im Schenkelkreuz 8 a zugeordnet ist.
Die Durchlässe 38 stehen mit dem Sammelraum 32 in Verbindung.
Durch die Ausgleichs-Unterlegscheiben an den Bolzen 28 und 29 wird sichergestellt, daß die Kernbauteile
am unteren Schenkelkreuz 8 α über den gesamten Betriebstemperaturbereich hinweg festgehalten
werden. Die abgesetzten Sockel 27 gestatten jedoch einen im wesentlichen gasdichten Verschluß
trotz einer gewissen Relativbewegung, da die Stöpsel 5 a mit dichtem Gleitsitz in den vorerwähnten
Sockeln sitzen.
Ähnlich der in der F i g. 1 veranschaulichten Ausführungsform ist eine Graphithülse 12 c, welche eine
konische Bohrung aufweist, in eine mittige Aussparung im Boden des Schenkelkreuzes Sa hineingeschraubt;
diese Hülse 12 a dient dazu, einen Reflektorblock 13 α festzuhalten.
In der F i g. 3 wird die dunkle Schattierung dazu verwendet, sieben Bauteile 2, welche ein Bündel 1
bilden, zu unterscheiden. Es ist ersichtlich, daß sechs im Schnitt dreieckige Kanäle zwischen jedem Bauteil
2 und seinem benachbarten Bauteil für den Durchlaß des Kühlmittels freigelassen sind.
Die genaue Anordnung und Abstandshaltung der Bündel wird durch die oberen Schenkelkreuze 7, wie
dies in der F i g. 2 veranschaulicht ist, bewirkt, während eine Bewegung auf Grand des Anwachsens oder
auf Grund der Wärmeausdehnung uneingeschränkt als eine kombinierte Bewegung der Bündel nach
außen und oben auftreten kann. Die Bündel werden vorzugsweise durch den Druck eines eingeführten
Kühlmittels zusammengehalten, welches somit dazu dient, den Umfang der Bündel, welche den Reaktorkern
bilden, über einen ihn umgebenden Graphitreflektor zusammenzuklammern bzw. zu halten.
Claims (3)
1. Brennstoffelementbündel für bei hoher Temperatur betriebene gasgekühlte Kernreaktoren,
bei dem der Kernbrennstoff jedes Elementes innerhalb eines praktisch gasundurchlässigen Behälters
angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Brennstoffelementbündel
(1) sich zusammensetzt aus zwei Schenkelkreuzen (7, 8), die aus Neutronenbremsmaterial bestehen,
und aus einer Mehrzahl von rohrförmigen Reaktorkernbauteilen (2), deren aus Neutronenbremsmaterial
bestehenden Rohre (3) eine homogene Mischung aus Spaltmaterial und Neutronenbremsmaterial
enthalten, wobei diese Bauteile (2) durch eines der Schenkelkreuze an jedem Ende auf Abstand gehalten sind und das Schenkelkreuz
(7) einen Zapfen (21) für eine Greifvorrichtung aufweist, während das Schenkelkreuz
(8) einen Sammelraum (32) aufweist, der einerseits über Rohrleitungen (19 bzw. 38,36) mit dem
Inneren der zugehörigen Bauteile (2) in Verbindung steht, so daß diese Bauteile (2) mit Reaktorkühlgas
gekühlt werden können, und andererseits über die Bohrung eines Domes (10) mit einer
Rohrleitung (20) in Verbindung steht, und daß beide Schenkelkreuze (7, 8) so ausgebildet sind,
daß sie mit den Schenkelkreuzen benachbarter Bündel (1) eine stabile, achsparallele Fixierung
der Bündel (1) untereinander gewährleisten.
2. Brennstoffelementbündel nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein Bauteil (2) sich
im Mittelpunkt eines Kreises befindet, auf dessen Umfang die übrigen Bauteile (2) des Bündels (1)
gleichmäßig beabstandet angeordnet sind.
3. Brennstoffelementbündel nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Bauteile (2) an
jedem Ende mittels korrosionsbeständiger Metallbolzen (22, 26 bzw. 28, 29), die einen höheren
Wärmeausdehnungskoeffizienten als Graphit haben, an den Schenkelkreuzen (7, la bzw. 8, 8a)
befestigt sind.
In Betracht gezogene Druckschriften:
»Nucleonics« VoI 14, Nr. 3, März 1956, S. 36.
»Nucleonics« VoI 14, Nr. 3, März 1956, S. 36.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
609 657/314 8.66 ©N Bundesdruckerei Berlin
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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US3172820A (en) * | 1958-07-25 | 1965-03-09 | Neutronic reactor | |
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US3182001A (en) * | 1959-07-23 | 1965-05-04 | Siemens Ag | Heterogeneous nuclear reactor |
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US3141829A (en) * | 1960-04-19 | 1964-07-21 | Fortescue Peter | Fuel element |
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US3128234A (en) * | 1960-08-26 | 1964-04-07 | Jr Joseph F Cage | Modular core units for a neutronic reactor |
BE611226A (de) * | 1960-12-09 | |||
US3114693A (en) * | 1961-07-12 | 1963-12-17 | William T Furgerson | Vented fuel element for gas-cooled neutronic reactors |
BE620885A (de) * | 1961-07-31 | |||
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NL290809A (de) * | 1962-03-28 | 1900-01-01 | ||
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FR1544171A (fr) * | 1967-09-20 | 1968-10-31 | Creusot Forges Ateliers | Réacteur nucléaire fonctionnant à haute température |
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Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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CH286658A (de) * | 1950-11-09 | 1952-10-31 | Sulzer Ag | Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie und Atomreaktor zum Durchführen des Verfahrens. |
GB754183A (en) * | 1954-05-14 | 1956-08-01 | Asea Ab | Improvements in nuclear-chain reactors |
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-
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-
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GB850015A (en) | 1960-09-28 |
FR1187404A (fr) | 1959-09-10 |
CH360137A (de) | 1962-02-15 |
DE1175804B (de) | 1964-08-13 |
NL6503923A (de) | 1965-05-25 |
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