DE1240596B - Thermischer Brueter - Google Patents

Thermischer Brueter

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DE1240596B
DE1240596B DEG42412A DEG0042412A DE1240596B DE 1240596 B DE1240596 B DE 1240596B DE G42412 A DEG42412 A DE G42412A DE G0042412 A DEG0042412 A DE G0042412A DE 1240596 B DE1240596 B DE 1240596B
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DE
Germany
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steam
thermal
reactor
brueter
water
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Pending
Application number
DEG42412A
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English (en)
Inventor
Dipl-Ing Ludolf Heinrich Ritz
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Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
Original Assignee
Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
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Publication date
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    • 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
    • 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
    • G21C1/14—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor
    • G21C1/16—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor
    • G21C1/18—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being substantially not pressurised, e.g. swimming-pool reactor moderator and coolant being different or separated, e.g. sodium-graphite reactor, sodium-heavy water reactor or organic coolant-heavy water reactor coolant being pressurised
    • G—PHYSICS
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Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. Cl.
G21d
Deutsche Kl.: 21 g - 21/24
Nummer: 1240 596
Aktenzeichen: G 42412 VIII c/21 g
Anmeldetag: 30. Dezember 1964
Auslegetag: 18. Mai 1967
Thermischer Brüter
Die Erfindung betrifft einen thermischen Brüter mit schwerem Wasser als Moderator und leichtem Wasser als Kühl- und Arbeitsmittel.
Es ist bekannt, in einem schwerwassermoderierten Kernreaktor leichtes Wasser als Kühlmittel zu verdampfen (Zeitschrift »Nucleonics«, Vol. 22, 1964, Nr. 10, S. 78). Der dabei entstehende Dampf kann dann z. B. direkt einem Nutzleistungsaggegrat zugeführt werden (Buch »Boiling Water Reactors«, Reading, 1958, von A. W. Kramer, S. 22 und 23). Damit läßt sich jedoch keine sehr hohe Konversionsrate erreichen. Es ist weiterhin bekannt, die Spaltzone von mit Plutonium oder mit stark angereichertem Uran bestückten Reaktoren, z. B. schnellen Brutreaktoren, mit Wasserdampf zu kühlen (Zeitschrift »Atomkernenergie«, 9. Jahrgang, 1964, H. 5/6, S. 171 bis 179).
Die Erfindung hat zur Aufgabe, einen schwerwassermoderierten, thermischen Brüter mit kleinem Schwerwasser-Fassungsvermögen zu schaffen, bei dem sich eine hohe Konversionsrate und außerdem, bezogen auf ein Nutzleistungsaggregat, ein hoher thermischer Wirkungsgrad erzielen läßt.
Die Lösung dieser Aufgabe besteht erfindungsgemäß darin, daß getrockneter Leichtwasser-Sattdampf in die Spaltzone eingespeist und in dieser überhitzt wird.
Auf Grund der geringen Neutronenabsorption von trockenem bzw. überhitztem Dampf ergibt sich eine relativ hohe Konversionsrate, gleichzeitig steht jedoch ohne zusätzlichen Aufwand an der Reaktoraustrittsseite Heißdampf zur Verfügung, der eine im Vergleich zu Sattdampf wesentlich günstigere Ausnutzung gestattet. Der Reaktor ist also als reiner Überhitzer ausgebildet. Der Sattdampf wird dabei außerhalb der Spaltzone z. B. in einem Löffler-Kessel durch Mischen von Heißdampf mit Kondensat direkt erzeugt und trocken gesättigt zur Kühlung in die Spaltzone eingeblasen und überhitzt. Nach Verlassen der Spaltzone wird er in bekannter Art und Weise in Teilströme aufgeteilt, von denen einer einem Dampfnutzleistungsaggregat zugeführt wird, während der andere im Dampferzeuger mit Kondensat gemischt wird.
Das Schwerwasser dient hierbei allein als Moderator. Schwerwasserverluste entstehen deshalb nicht. Auch die im Reaktorkraftwerk festgehaltene Schwerwassermenge ist relativ gering. Sie entspricht etwa der Menge, die bei den bekannten C02-gekühlten Reaktoren als Moderator nötig ist. Diesen gegenüber hat der Reaktor nach der Erfindung aber den Vorteil, daß das Kühlmittel direkt einem Nutzleistungsaggre-
Anmelder:
Gesellschaft für Kernforschung m. b. H.,
Karlsruhe, Weberstr. 5
Als Erfinder benannt:
Dipl.-Ing. Ludolf Heinrich Ritz,
Karlsruhe-Waldstadt
gat zugeführt wird. An sich wäre grundsätzlich auch möglich, das H2O im Reaktor zu verdampfen und anschließend auch noch zu überhitzen. Infolge der hohen Neutronenabsorption von leichtem Wasser könnte man damit aber keine sehr hohe Konversionsrate erreichen.
Eine günstige konstruktive Ausbildung des Brüters nach der Erfindung wird im folgenden an Hand eines Beispiels erläutert.
Die Figur zeigt den Reaktordruckbehälter 1, der von den Aufnahmerohren 2 für die Brennelemente durchdrungen ist. Der Raum 3 zwischen den Aufnahmerohren 2 im Behälter 1 ist mit D2O gefüllt, das vorzugsweise annähernd unter gleichem Druck wie das Kühlmittel in den Aufnahmerohren steht. Das hat den Vorteil, daß die Wandstärke der Aufnahmeröhre relativ schwach sein kann und lediglich der Reaktorbehälter auf den Druck des Kühlmittels ausgelegt sein muß. Auf diese Weise vermeidet man es, größere Mengen Werkstoff in der Spaltzone anbringen zu müssen.
Die für den Kühlkreislauf benötigten Komponenten sind einfach und betriebssicher. Bei alleiniger Verwendung von Heißdampf als Kühlmittel entfallen auch die Dampfabscheider sowie Dampfrück- und Dampfumleitungen im Reaktorbehälter, so daß ein Umladen des Brennstoffes unter Last ermöglicht wird, was sich ebenfalls günstig auf die erzielbare Konversionsrate auswirkt.
Schließlich können alle herkömmlichen Armaturen im Kraftwerkskreislauf verwendet und ohne Wärmeaustauscher unmittelbar an den Brüter angeschlossen werden, wodurch der Wirkungsgrad für eine vorgegebene Reaktortemperatur hoch und die Kosten gering sein werden.

Claims (1)

Patentansprüche:
1. Thermischer Brüter mit schwerem Wasser als Moderator und leichtem Wasser als Kühl- und Arbeitsmittel, dadurch gekennzeichnet,
709 580/209
DEG42412A 1964-12-30 1964-12-30 Thermischer Brueter Pending DE1240596B (de)

Priority Applications (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DEG42412A DE1240596B (de) 1964-12-30 1964-12-30 Thermischer Brueter
FR44274A FR1473076A (fr) 1964-12-30 1965-12-30 Réacteur nucléaire

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DEG42412A DE1240596B (de) 1964-12-30 1964-12-30 Thermischer Brueter

Publications (1)

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DE1240596B true DE1240596B (de) 1967-05-18

Family

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DEG42412A Pending DE1240596B (de) 1964-12-30 1964-12-30 Thermischer Brueter

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FR (1) FR1473076A (de)

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1044296B (de) * 1957-05-28 1958-11-20 Siemens Ag Heterogener Kernreaktor
DE1051425B (de) * 1958-03-07 1959-02-26 Siemens Ag Druckwasserreaktoranlage mit UEberhitzung des Arbeitsmittels

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1044296B (de) * 1957-05-28 1958-11-20 Siemens Ag Heterogener Kernreaktor
DE1051425B (de) * 1958-03-07 1959-02-26 Siemens Ag Druckwasserreaktoranlage mit UEberhitzung des Arbeitsmittels

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FR1473076A (fr) 1967-03-17

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