DE1280429B - Steam-cooled nuclear reactor - Google Patents
Steam-cooled nuclear reactorInfo
- Publication number
- DE1280429B DE1280429B DEG43017A DEG0043017A DE1280429B DE 1280429 B DE1280429 B DE 1280429B DE G43017 A DEG43017 A DE G43017A DE G0043017 A DEG0043017 A DE G0043017A DE 1280429 B DE1280429 B DE 1280429B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- steam
- zone
- thermal
- reactor core
- reactor
- 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
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous 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
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- 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
- G21C1/08—Heterogeneous 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
- G21C1/082—Reactors where the coolant is overheated
-
- 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)
Description
DEUTSCHESGERMAN
PATENTAMTPATENT OFFICE
AUSLEGESCHRIFTEDITORIAL
Int. α.:Int. α .:
G21dG21d
Deutsche KJ.: 21g-21/20 German KJ .: 21g-21/20
Nummer: 1280429Number: 1280429
Aktenzeichen: P 12 80 429.4-33 (G 43017)File number: P 12 80 429.4-33 (G 43017)
Anmeldetag: 6. März 1965Filing date: March 6, 1965
Auslegetag: 17. Oktober 1968Opening day: October 17, 1968
Das Hauptpatent bezieht sich auf einen dampfgekühlten Atomkernreaktor mit einem im gemeinsamen Druckbehälter unterhalb des Reaktorkerns angeordneten, vertikal von einer Heißdampfleitung ■ durchdrungenen Kühldampferzeuger und außen am Druckbehälter angeordneten Umwälzgebläsen für den umlaufenden Kühldampf, bei dem zwischen Reaktorkern und Dampferzeuger ein Dampfverteilerstück angeordnet ist, durch das der Heißdampf aus dem ■ Reaktorkern über die Heißdampfleitung zum Boden des Dampferzeugers und der im Dampferzeuger entstehende Sattdampf zur Kühlung in den Reaktorkern geleitet wird.The main patent relates to a steam-cooled one Atomic nuclear reactor with one arranged in the common pressure vessel below the reactor core, cooling steam generator penetrated vertically by a hot steam line and on the outside of the Circulating fans arranged in a pressure vessel for the circulating cooling steam, in which between the reactor core and steam generator, a steam manifold is arranged through which the superheated steam from the ■ Reactor core via the superheated steam line to the bottom of the steam generator and the one created in the steam generator Saturated steam is passed into the reactor core for cooling.
Nach Anspruch 3 dieses Patentes ist das Umwälz- · gebläse an dem freien Ende von Koaxialleitungen angeflanscht, die aus der zum Umwälzgebläse führenden Kühldampfleitung als Innenleitung und einer mit dem Reaktorbehälter verbundenen äußeren Druckleitung bestehen, wobei der Kühldampf aus der Innenleitung über die Druckleitung zurück durch einen an den Reaktorbehälter angrenzenden Ringraum geleitet wird.According to claim 3 of this patent, the circulation fan is flanged to the free end of coaxial lines, the one from the cooling steam line leading to the circulation fan as the inner line and one with the The external pressure line connected to the reactor vessel consists of the cooling steam from the inner line passed via the pressure line back through an annular space adjoining the reactor vessel will.
Die vorliegende Erfindung befaßt sich mit einer besonders vorteilhaften Weiterbildung des dampfgekühlten Kernreaktors nach dem Hauptpatent und hat zur Aufgabe, den nuklearen Teil für die Verwendung als Mischspektrum-Reaktorkern auszugestalten.The present invention is concerned with a particularly advantageous development of the steam-cooled Nuclear reactor according to the main patent and has the task of using the nuclear part to be designed as a mixed-spectrum reactor core.
Solche Mischspektrum-Reaktoren sind bekannt (deutsches Gebrauchsmuster 1828184, USA.-Patentschriften 2 992 982, 3 093 563). Sie bestehen im Prinzip aus einer zentralen schnellen Spaltzone und einer diese umfassenden thermischen Spaltzone. Zwischen diesen beiden Zonen können gegebenenfalls noch weitere Schichten angeordnet sein, die das Eindringen von thermischen Neutronen in die schnelle Spaltzone verhindern sollen.Such mixed-spectrum reactors are known (German utility model 1828184, USA patents 2 992 982, 3 093 563). In principle, they consist of a central fast fissure zone and one of these encompassing thermal cleavage zones. Between these two zones you can, if necessary Still further layers are arranged, which allow the penetration of thermal neutrons in the fast To prevent cleavage zone.
Bei dem gekoppelten, schnellthermischen Leistungsreaktor, wie er in der USA.-Patentschrift 2 992 982 beschrieben ist, ist außerdem noch eine äußere Brutzone vorgesehen. Das Kühlmittel durchströmt zunächst in zwei parallelen, aber räumlich voneinander getrennten Teilströmen die Brutzone und die thermische Spaltzone, um dann, nach Vereinigung der beiden Teilströme, in Gegenrichtung durch die schnelle Spaltzone zu strömen. Dabei müssen jedoch die Teilströme so einreguliert werden, daß sich einerseits keine örtlichen Überhitzungen ergeben, andererseits aber ein guter Gesamtwirkungsgrad der Anlage erhalten bleibt.In the coupled, rapid thermal power reactor as described in U.S. Pat. No. 2,992,982 is described, an outer breeding zone is also provided. The coolant flows through first in two parallel but spatially separated partial flows the breeding zone and the thermal Cleavage zone to then, after the two partial flows have been combined, in the opposite direction through the fast fissure zone to flow. However, the partial flows must be regulated so that on the one hand no local overheating results, but on the other hand a good overall efficiency of the system preserved.
Die Erfindung ist dadurch gekennzeichnet, daß der Reaktorkern in an sich bekannter Weise aus einer inneren schnellen Zone und einer diese umfassenden Dampf gekühlter AtomkernreaktorThe invention is characterized in that the reactor core in a known manner from a inner rapid zone and a steam-cooled nuclear reactor encompassing this
Zusatz zum Patent: 1235 452Addendum to the patent: 1235 452
Anmelder:Applicant:
Gesellschaft für Kernforschung m. b. H.,Society for Nuclear Research m. B. H.,
7500 Karlsruhe, Weberstr. 57500 Karlsruhe, Weberstr. 5
Als Erfinder benannt:Named as inventor:
Dipl.-Ing. Ludolf Ritz, 7500 KarlsruheDipl.-Ing. Ludolf Ritz, 7500 Karlsruhe
thermischen Zone besteht, daß der Ringraum als thermische Zone ausgebildet ist und daß im Grenzbereich zwischen thermischer und schneller Zone gegenüber den übrigen Brennelementen abgereicherte Brennelemente angeordnet sind.thermal zone is that the annulus is designed as a thermal zone and that in the border area between the thermal and fast zone compared to the remaining fuel elements Fuel assemblies are arranged.
Die größte Wärmemenge entsteht dabei normalerweise im zentralen, relativ kleinen, schnellen Spaltzonenbereich. Dementsprechend ist die Kühlmittelgeschwindigkeit in der thermischen Zone vorteilhaft wesentlich niedriger als in der schnellen Zone. Die Leistungsverteilung zwischen den beiden Zonen ist aber in weiten Grenzen variierbar. Eine örtliche Überhitzung in dem Grenzgebiet tritt infolge der hier angeordneten abgereicherten Brennelemente nicht auf. Eine Leistungsverteilung, bei der etwa 70% der Gesamtleistung mit der schnellen, etwa 30% mit der thermischen Zone erbracht wird, hat sich als besonders günstig erwiesen.The greatest amount of heat is normally generated in the central, relatively small, rapid fissure zone area. Accordingly, the coolant velocity in the thermal zone is advantageous much lower than in the fast zone. The power distribution between the two zones is but can be varied within wide limits. Local overheating in the border area occurs as a result of depleted fuel assemblies arranged here do not appear. A power distribution in which about 70% of the Overall performance with the fast, about 30% with the thermal zone, has proven to be special proven favorable.
Der Gehalt an spaltbaren Stoffen (U235) kann bei den abgereicherten Brennelementen gegebenenfalls sogar unter dem von Natururan liegen. Bei der hohen Neutronenflußdichte im Bereich dieser Brennelemente zwischen den beiden Spaltzonen erhält man schon mit Wasser als Moderator in der thermischen Zone eine Konversionsrate von etwa 1. Mit Schwerwasser als Moderator steigt die Konversionsrate sogar auf etwa 1,25.The content of fissile substances (U 235 ) in the depleted fuel assemblies may even be below that of natural uranium. Given the high neutron flux density in the area of these fuel elements between the two fissure zones, a conversion rate of around 1 is obtained even with water as the moderator in the thermal zone. With heavy water as the moderator, the conversion rate even rises to around 1.25.
Auf diese Weise bleibt auch bei Anwendung eines Mischspektrum-Reaktorkerns die kompakte kon-In this way, even when using a mixed-spectrum reactor core, the compact, compact
809 627/1151809 627/1151
struktive Ausbildung des dampfgekühlten Reaktors nach der im Hauptpatent beschriebenen Bauart voll erhalten.structural design of the steam-cooled reactor according to the design described in the main patent obtain.
An Hand der Figur wird im folgenden der Reaktor gemäß der Erfindung beschrieben. In der Figur ist zwar der ganze Reaktor dargestellt, es .werden aber im einzelnen nur no.<?h die Teile beschrieben, die sich von" der im Hauptpaterit beschriebenen Anordnung unterscheiden. ' -The reactor according to the invention is described below with reference to the figure. In the figure is Although the whole reactor is shown, only the parts that are located are described in detail differ from "the arrangement described in the main paterit. '-
Dies ist im wesentlichen der Reaktorkern 1, der aus einer zentralen, schnellen Zone 2 und einer um diese herum angeordneten thermischen Zone 3 besteht. Im Grenzbereich 4 zwischen thermischer und schneller Zone sind als Brutelemente abgereicherte Brennelemente angeordnet, damit die Wärmeerzeu- i$ gung dort bei der hohen Neutronenflußdichte das durchschnittliche Maß nicht wesentlich übersteigt. Als Moderator befindet sich in den Zwischenräumen zwischen den Brennelementen 5 in der thermischen Zone 3 schweres Wässer. Die durch Bestrahlung in ao ihm erzeugte und aus den Hüllen der Brennelemente S von ihm aufgenommene Wärme wird in einem an Stutzen 6 und 7 angeschlossenen Wärmeaustauscher abgeführt. In der thermischen Spaltzone 3 sind noch Absorberstäbe 8 angedeutet, mit denen die Leistung des Reaktors geregelt werden kann. Die Anordnung von Regelstäben in der zentralen schnellen Zone ist dabei überflüssig. Es ist bekanntlich ohne weiteres möglich, Kernreaktoren mit Mischspektrum über die Absorberstäbe in der thermischen Zone zu regeln. Diese Art der Regelung erfordert keine Regelstäbe in der schnellen Spaltzone, die deshalb außerordentlich kompakt ausgebildet werden kann. Dort liegen die Brennelemente dementsprechend dicht beieinander. Sie besitzen sechseckigen Querschnitt und sind nach 3S Art von Bienenwaben beieinander liegend durch ein Hüllrohr 9 zusammengefaßt, das gleichzeitig auch die Kühlmittelströme in der thermischen und der schnellen Spaltzone voneinander trennt. Die Brennelementes in der thermischen Zone 3 sind vorzugsweise gleichfalls in Dreiecksanordnung und mit einem dem Achsabstand der Elemente der schnellen Spaltzone 2 entsprechenden Achsabstand voneinander gelagert, weil dann das Größenverhältnis von schneller zu thermischer Spaltzone leicht variierbar ist. Sie besitzen aber runden Querschnitt mit gegenüber den Elementen der schnellen Zone 2 kleinerem Durchmesser, wobei in den Zwischenräumen zwischen den Brennelementen 5 der Moderator angeordnet ist. Die Brennelemente des Grenzbereichs 4 sind in der Figur im thermischen, d. h. vom aufwärts gerichteten Kühlmittelstrom durchflossenen Spaltzonenbereich 3 angeordnet, da aus ihnen etwa die gleiche Wärmemenge abgeführt werden soll, wie aus den übrigen Elementen 5 des thermischen Spaltzonenbereiches 3. Sie könnten grundsätzlich aber auch — insbesondere bei geringerer Abreicherung — innerhalb der Hülle 9 im schnellen Spaltzonenbereich 2 angeordnet sein.This is essentially the reactor core 1, which consists of a central, rapid zone 2 and a thermal zone 3 arranged around it. In the border area 4 between thermal and fast zone depleted fuel assemblies are arranged as a breeding elements, so that the heat generators i $ supply there at the high neutron flux density, the average level does not substantially exceed. As a moderator, there is heavy water in the spaces between the fuel assemblies 5 in the thermal zone 3. The heat generated in it by irradiation and absorbed by it from the shells of the fuel assemblies S is dissipated in a heat exchanger connected to nozzles 6 and 7. In the thermal gap zone 3, absorber rods 8 are also indicated, with which the output of the reactor can be regulated. The arrangement of control rods in the central fast zone is superfluous. As is known, it is readily possible to regulate nuclear reactors with a mixed spectrum via the absorber rods in the thermal zone. This type of control does not require any control rods in the fast gap zone, which can therefore be made extremely compact. The fuel elements are accordingly close together there. They have a hexagonal cross-section and are combined in a 3S type of honeycomb lying next to each other by a cladding tube 9, which at the same time also separates the coolant flows in the thermal and the rapid gap zone from one another. The fuel elements in the thermal zone 3 are preferably also mounted in a triangular arrangement and with an axial distance corresponding to the axial spacing of the elements of the fast fissure zone 2, because the size ratio of fast to thermal fissure zone can then be easily varied. However, they have a round cross-section with a smaller diameter than the elements of the rapid zone 2, the moderator being arranged in the spaces between the fuel elements 5. The fuel elements of the boundary area 4 are arranged in the figure in the thermal, ie the upwardly directed coolant flow through which the gap zone area 3 flows, since about the same amount of heat is to be dissipated from them as from the other elements 5 of the thermal gap zone area 3. In principle, however, they could also - in particular with lower depletion - be arranged within the shell 9 in the fast gap zone area 2.
Bei Verwendung von schwerem Wasser als Moderator sind die thermischen Brennelemente 5 druckdicht in Halteböden 10, 11 befestigt, damit das schwere Wasser nicht verlorengehen kann. Man kann als Moderator jedoch auch leichtes Wasser verwenden. Dann ist es günstig, im oberen Halteboden 11 Öffnungen vorzusehen, damit im Moderator entstehender Dampf in den Dampfraum 12 über der Spaltzone abströmen kann. Eine Umlaufkühlung für die Moderatorflüssigkeit ist in diesem Falle nicht nötig. Es genügt, die Moderatorflüssigkeit sieden zu lassen, wobei das ausgedampfte Wasser selbstverständlich durch Einpumpen von Kondensat in den Moderatorraum wieder ersetzt wird.When using heavy water as a moderator, the thermal fuel elements 5 are pressure-tight fastened in retaining shelves 10, 11 so that the heavy water cannot be lost. One can however, use light water as a moderator. It is then advantageous to provide openings in the upper holding base 11 so that there are openings in the moderator Steam can flow off into the steam space 12 above the gap zone. A circulation cooling for the moderator liquid is not necessary in this case. It is sufficient to boil the moderator liquid let, the evaporated water of course by pumping condensate into the Moderator room is replaced again.
Als Kühlmittel für sämtliche Brennelemente wird dabei Wasserdampf verwendet, der wie in einem konventionellen Kraftwerkskreislauf direkt auf die Nutzleistungsaggregate gegeben werden kann. Der Kühldampf wird — wie bereits im Hauptpatent beschrieben — durch Einleiten von Heißdampf in Kondensat im Dampferzeuger erzeugt, der immer eine gewisse Kondensatmenge mit Siedetemperatur enthält. Dadurch besitzt der Reaktor auch gute Notkühleigenschaften, denn bei .einem Druckabfall im Reaktorbehälter — etwa durch Auftreten eines Lecks — wird das Kondensat im Verdampfer verdampfen, wobei große Mengen zusätzlichen Kühldampfes entstehen.Steam is used as the coolant for all fuel assemblies, as in a conventional one Power plant cycle can be given directly to the power units. The cooling steam is - as already described in the main patent - by introducing superheated steam into condensate generated in the steam generator, which always contains a certain amount of condensate with boiling point. Through this the reactor also has good emergency cooling properties because there is a pressure drop in the reactor vessel - for example if a leak occurs - the condensate will evaporate in the evaporator, whereby large amounts of additional cooling steam are generated.
Claims (5)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEG43017A DE1280429B (en) | 1964-08-19 | 1965-03-06 | Steam-cooled nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DEG41351A DE1235452B (en) | 1964-08-19 | 1964-08-19 | Steam-cooled nuclear reactor |
DEG43017A DE1280429B (en) | 1964-08-19 | 1965-03-06 | Steam-cooled nuclear reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1280429B true DE1280429B (en) | 1968-10-17 |
Family
ID=25978626
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEG43017A Pending DE1280429B (en) | 1964-08-19 | 1965-03-06 | Steam-cooled nuclear reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1280429B (en) |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1828184U (en) * | 1960-02-19 | 1961-03-16 | Siemens Schukkertwerke Ag | NUCLEAR REACTOR WITH TWO EACH SUB-CRITICAL SUBSYSTEMS. |
US2992982A (en) * | 1957-12-10 | 1961-07-18 | Avery Robert | Coupled fast-thermal power breeder reactor |
US3093563A (en) * | 1953-04-30 | 1963-06-11 | John R Menke | Composite neutronic reactor |
-
1965
- 1965-03-06 DE DEG43017A patent/DE1280429B/en active Pending
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3093563A (en) * | 1953-04-30 | 1963-06-11 | John R Menke | Composite neutronic reactor |
US2992982A (en) * | 1957-12-10 | 1961-07-18 | Avery Robert | Coupled fast-thermal power breeder reactor |
DE1828184U (en) * | 1960-02-19 | 1961-03-16 | Siemens Schukkertwerke Ag | NUCLEAR REACTOR WITH TWO EACH SUB-CRITICAL SUBSYSTEMS. |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3301965C2 (en) | Shielding element for a reactor core made up of nuclear fuel elements and the shielding elements | |
DE1228352B (en) | Nuclear reactor | |
DE1187744B (en) | A fuel element designed for a boiler reactor with a neutron moderating coolant | |
DE1225314B (en) | Atomic nuclear reactor with two different pressure zones | |
DE1061453B (en) | Boiler reactor | |
DE1266890B (en) | Fast, large-scale nuclear reactor | |
DE1439841A1 (en) | Nuclear reactor | |
DE1039147B (en) | Nuclear reactor for generating and superheating steam and process for operating the same | |
DE1589824C3 (en) | Method of operating a nuclear reactor | |
CH503347A (en) | Control staff for nuclear reactors | |
DE2920190C2 (en) | ||
DE4401602A1 (en) | Nuclear fuel assembly with vanes for deflecting a component of a coolant stream about the longitudinal axis of the fuel rods | |
DE1514964C3 (en) | Fast performance breeder reactor | |
DE1233503B (en) | Boiler reactor with a cell-like reactor core | |
DE3308619A1 (en) | Nuclear fuel cluster having enrichment in axial zones | |
DE4423128A1 (en) | Reactor core for a boiling water nuclear reactor | |
DE2643092C3 (en) | Thermal or epithermal nuclear reactor | |
DE1276224B (en) | Heterogeneous atomic nuclear reactor cooled with light water and moderated, the core of which has a cross-section in the form of a regular hexagon | |
DE3308956A1 (en) | Nuclear fuel cluster for a boiling water reactor | |
AT205613B (en) | Research reactor | |
DE1239411B (en) | Superheater core reactor | |
DE1280429B (en) | Steam-cooled nuclear reactor | |
DE1539011A1 (en) | Neutron reactor | |
DE1909109A1 (en) | Nuclear reactor with a regulation of the reactivity and power distribution over burnable reactor poisons | |
DE1589849A1 (en) | Fuel bundles for nuclear reactors |