DE1439840A1 - Schwerwassermoderierter organischer gekuehlter Kcrnspaltungsreaktor und Verfahren zudessen Betrieb - Google Patents
Schwerwassermoderierter organischer gekuehlter Kcrnspaltungsreaktor und Verfahren zudessen BetriebInfo
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Description
United States Atomic Energy Commission, G-ermantown,
Maryland/USA.
Schwerwassermoderierter organischer gekühlter Kernspaltungsreaktor
und Verfahren zu dessen Betrieb
Die Erfindung "bezieht sich auf einen schwerwassermoderierten,
mit einer organischen Flüssigkeit gekühlten Kernspaltungsreaktor mit verminderter Anforderung
an die Reaktivität»
Insbesondere in jüngster Zeit wurden immer wieder neue Anstrengungen unternommen, um in der Reaktortechnik
neue Wege zu finden und auf diese Weise neue Energiequellen mit verringertem Kostenaufwand erschließen zu
können, die auch gegenüber den bisher üblichen, fossile Brennstoffe verwendenden Kraftwerken konkurrenzfähig
sind. Es wurden nun zwar in dieser Richtung schon ganz beachtliche Fortschritte erzielt, aber trotzdem muß
die Kernenergie noch immer mit den bisher üblichen verschiedenen Arten der Energieerzeugung kämpfen» Ausnahmen
finden sich lediglich bei besonderer geographi-
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-2 - .'-■■■■'. - V ■■ ' ■;■■
scher Lage öder unter Sonderbedingungen, wie es "bei-"
spielsweise in abgelegenen Gebieten der Fall ist, in
denen die Kosten für die Zulieferung von Brennstoffen übermäßig hoch sind»
Zur weiteren Verbesserung des Wirkungsgrades von Kernreaktoren
wird laufend an der Auffindung von Substanzen
gearbeitet, die bei Einsatz in einem Reaktor einen
optimalen Wirkungsgrad ergeben, und es werden auch im Reaktorbau immer wieder neue Wege gegangen, um diese
Substanzen auch wirklich in der bestmöglichen und wirksamsten Weise einzusetzen. So ist beispielsweise eine
der besten für thermische Reaktoi'en verwendbaren Moderatorsubstanzen schweres Wast. ;^ Γ~ύΛ~)_) , das einen kleineren
Absorptionsquerschnitt für IT/—'^tq-on hat als fast alle
anderen Substanzen. Da es ,a außerdem um eine Flüssigkeit handelt, läßt es sich ohne weiteres zum Einsatz _.
und in Umlauf bringen. Mit Rücksicht auf seinen sehr ν
hohen Dampfdruck muß es jedoch mit verhältnismäßig
niedrigem Druck eingesetzt werden, wenn nicht der Kostenaufwand
für die dann erforderliche Hochdruckeinrichtüng
übermäßig hoch werden soll« Außerdem ist Schwerwasser/äußerst
kostspielig, so daß ein entsprechender Kernreaktor nach Möglichkeit derart gestaltet, sein sollte, daß nur eine möglichst geringe Menge dieser Substanz
benötigt wird. :-: - :,:-.-.. .
BAD
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Eine Möglichkeit zur Verminderung der erforderlichen
Scliwerwassermenge (D2O) bestellt darin, die Verwendung
dieser Flüssigkeit auf die Funktion als Moderator zu beschränken und eine andere Flüssigkeit mit niedrigem
Dampfdruck als Kühlmittel einzusetzen. Nun stehen zwar für die Reaktortechnik eine ganze Reihe von Kühlmitteln
zur Verfugung, welche diesen Anforderungen entsprechen, doch gibt es verhältnismäßig nur wenige Substanzen
mit entsprechenden Kerneigenschaften, die bei entsprechendem Wärmeübertragungsniseau bei verhältnismäßig
niedrigen Druckwerten wirksam sind und gleichzeitig in der Handhabung keine unerwünschten Schwierigkeiten bereiten. Bei höheren Druckwerten ist es zwar möglich,
die Wärmeübertragung wirksamer durchzuführen, aber die dadurch erzielten Gewinne werden durch die höheren Ausgangs-;
und. Wartungskosten der Hochdruckanlagen im gesamten Kraftwerk aufgehoben. Aus flüssigem. Metall bestehende
Kühlmittel, die bei niedrigem Druck verwendet werden können, besitzen den Nachteil, daß sich hierbei
eine ganze Anzahl von nur schwer zu lösenden Problemen
ergibt, -.die ...wiederum nur d.urch die Verwendung von
äußerst aufwendigen Anlagen und nach Überwindung, einer
Vielzahl verschiedener Betriebsschwierigkeiten gelöst werden können«, Substanzen jedoch, die in der Reaktortechnik
als bei verhältnismäßig niedrigem Druck verwendbare Kühlmittel auf sehr starkes Interesse gestoßen
sind, sind organische Flüssigkeiten, beispielsweise
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.*-:■?!$=#3 GAS
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Terphenyl.
Außer der Trennung der Kühl-.und Moderatorfunktion in
einem Reaktor bestellt eine weitere Möglichkeit zur "Verringerung
der Größe der Schwerwasseranlagen und -einrichtungen darin, die Reaktivitätsverluste im Reaktor
herabzusetzen. ITm zu veranschaulichen, welche Ersparnisse erreicht werden können,· sei angegeben, daß zur
Erzielung einer "l^igen Reaktivitätszunähme eines Kernreaktors von der nachstehend noch im einzelnen beschriebenen Art und Größe ein um 40% erhöhter Kostenaufwand
für die Schwerwasseranlage erforderlich ist« Wenn also ein Kernreaktor geschaffen werden soll, bei
dem Schwerwasser mit einem optimalen Wirkungsgrad eingesetzt
wird, muß der Reaktor derart gestaltet werden, daß die Reaktivitätsverlüste weiter herabgesetzt werden,
als dies bisher bei Kernreaktoren der zur in größerem Maßstab erfolgenden Energieerzeugung erforderlichen
Größe bisher jemals möglich war.
Ein weiteres für einen praktischen und wirksamen Reaktor
äußerst erstrebenswertes Merkmal würde darin bestehen, daß die Möglichkeit gegeben ist, sowohl natürliches als
auch leicht angereichertes Uran als Brennstoff zu verwenden. Dadurch daß nämlich diese wahlweise Möglichkeit
gegeben ist, kann die Energieleistüng ohne kostspielige
Umbauten ohne weiteres verbessert werden, indem einfach
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jeweils das in "bezug auf Anlieferung und Kostenaufwand
günstigste Brennstoffangebot ausgenutzt werden kann.
Die Erfindung bezieht sich nun auf einen Reaktor und auf ein Verfahren zu seinem Betrieb, bei dem zum ersten Mal
schweres Wasser in so wirksamer Weise eingesetzt werden kann, wie dies bisher bei Leistungsreaktoren niemals
möglich waro Der Wirkungsgrad solcher Leistungsreaktoren
wird damit derart erhöht, daß Energie mit einem Kostenaufwand geliefert werden kann, der gegenüber den bisherigen
Energiequellen wesentlich konkurrenzfähiger ist« Außerdem kann na-ch der Erfindung auch entweder natürliches
oder leicht angereichertes Uran als Brennstoff verwendet werden, ohne daß der Reaktor hierfür irgendwie
umgebaut werden muß·
Bekanntlich wird beim Bau von Kernreaktoren eine ausreichende Überschußreaktivität zu dem Zweck vorgesehen,
um für bestimmte voraussehbare Verluste, Reaktivitätsänderungen während der Lebensdauer des Reaktors und ungleichmäßigen
Meutronenfluß im Kern einen Ausgleich zu schaffen und damit zu gewährleisten, daß während der
Auslegungslebensdauer des Reaktors stets eine ausreichende Reaktivität vorliegt, um das gewünschte Betriebsniveau aufrecht zu erhalten. Die verschiedenen Reaktivitätsverluste lassen sich im allgemeinen in folgende
Gruppen einordnen:
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1. Parasitäre Neutronenabsorption in den
das Kühlmittel, umhüll enden metallenen
Konstruktionsteilen,
2. von den Hegelstäben abgefangene Neutronen und
" 3. Neutronenverluste infolge zunehmender
Leckerscheinungen j/welche darauf zurückzuführen sind, daß die Gesamtenergieverteilung
im Kern flacher wird»
Die Neutronenverluste der ersten Gruppe können weitgehend
dadurch herabgesetzt werden, daß die Planung vom thermisch-hydraulischen und mechanischen Gesichtspunkt
sorgfältig durchdacht und dabei gleichzeitig auf möglichst niedrige Energiekosten geachtet wird, so weit
sich dies mit den Anforderungen der Kerntechnik vereinbaren läßt. Die Herabsetzung der Neutronenverluste der
zweiten und dritten Gruppe dagegen stellt ein schwierigeres
Problem dar, an dem in Fachkreisen bereits seit
langer Zeit gearbeitet wird*
Zur Erhöhung der Wärmeabgabeleistung eines Reaktors
wird im allgemeinen in der Weise vorgegangen, daß die
radiale Energieverteilung im Kern dadurch abgeflacht
wird, daß das spaltbare Material in radialer Richtung ·
differenziert geladen und damit der Neutronenfluß im
mittleren Bereich des Kerns flacher gestaltet wird. Dieses Torgehen bewirkt Jedoch einen Reaktivitätsverlust,
weil sich dadurch die Möglichkeit von Neutronen-
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leokverlusten erhöht. Außerdem kann das Ausbrennen
stationären Brennstoffes im höheren Flußbereich in
der Kernmitte eine Energieabflachung mit entsprechendem Reaktivitätsverlust infolge erhöhter Leckverluste
verursachen. Bei einem für den Betrieb mit natürlichem Uranbrennstoff bestimmten Schwerwasserreaktor kann,
wenn ein kritisches System erhalten werden soll, jeder Reaktivitätsverlust nur dadurch kompensiert werden, daß
entweder zusätzlich DgO zugegeben oder aber die Auslegungslebensdauer«
d.h. die Auebrennzeit des Brennstoffes kürzer angesetzt wird. Beide Haßnahmen beeinträchtigen
jedoch die Wirtschaftlichkeit einer derartigen Anlage ganz erheblich»
Gemäß der Erfindung wird eine wesentliche Verminderung der durch die Verwendung von Regelstäben und den Verlauf
des Neutronenflusses durch den Kern bedingten Neutronenverluste
in einem Maße erzielt, wie dies bisher für Leistungskernreaktoren mit einem Niederdruckkühlmittel
ι beispielsweise einer organischen Flüssigkeit, und einem aus schweren Vasser bestehenden Moderator als
unmöglich galt»
Der Erfindungsgedanke besteht darin, eine Auslegung mit einer hohen Neutronenausnutzung zu schaffen, ohne daß
dabei gleichzeitig die Wärmeleistung des Kerns irgendwie beeinträchtigt wird. Durch ein biaxiales Brennstoff-
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8 - . -:■■-■ ■-■. -
Hachschubverfahren wird eine gleichbleibende radiale
Energieverteilung erzielt, die in den mittleren. Brennstoffkanälen hoch und in den äußeren Kernbereichen niedriger
ist. Dadurch daß ein Zweiweg-Kühlmittelfluß vorgesehen ist, "bei dem der kühlere Einlaßstrom durch den
Mittelbereich und der heißere, im zweiten Durchlauf be-,
findliche Kühlmittelstrom im äußeren Bereich fließt,
werden die Grenztemperaturbedingungen so weit ausgeglichen,
daß die Wärme über eine geringere Anzahl von Kanälen abgezogen werden kann.
Kurz zusammenfassend wäre zu sagen, daß bei dem erfindungsgemäßen
Reaktor eine besondere Anordnung vorgesehen ist, bei der sich keine ÜberSchußreaktivität ergibt,
die bei gleichmäßigem Betrieb gesteuert zu werden braucht. Die Anordnung ist derart getroffen, daß der Brennstoff
während des Reaktorbetriebes bewegt wird, womit gewährleistet ist, daß der radiale und axiale Gesamtfluß und
die Energieverteilung stets' genauso bleibt, wie dies
bei frisch geladenem Kern der Fall war. Es geht also
auf diese Weise keine Reaktivität infolge eines Abflachens
des zentralen. ITeutronenflusses verloren, ^'in
weiteres außergewöhnliches Merkmal des erfindungsgemäßen
Reaktors besteht in der vollständigen Verteilung
des Brennstoffes an allen Ausbrennstellen in den einzelnen
Flußkanäleri, womit gewährleistet ist, daß die
abgegebene Leistung jedes Kanals stets konstant bleibt.
BAOORfQfNAt
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Weitere das Gesamtergebnis vervollständigende Merkmale getien noch aus der nachstehenden Beschreibung hervor.
Der Erfindung liegt also im wesentlichen die Aufgabe zugrunde, einen Kernreaktor und ein Verfahren zum Betrieb
eines derartigen Eeaktors zu schaffen, bei dem die ifeutronenverluste
weitgehend herabgesetzt werden.
Die Erfindung sieht zu diesem Zweck einen durch eine organische Flüssigkeit gekühlten und mit DpO moderierten
Kernreaktor mit verringertem Heutronenverlust vor.
Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung soll ein Kernreaktor
mit einem Kern geschaffen werden, bei dem Vorkehrungen dafür getroffen sind, daß der Brennstoff bei
normal weiterlaufendem Reaktorbetrieb in Bewegung versetzt, entnommen und ausgewechselt werden kann, so daß
der Reaktor während seiner gesamten betrieblichen Lebensdauer ohne Überschußreaktivität in Betrieb gehalten
wird.
Weitere Merkmale und Vorteile der Erfindung seien nachstehend unter Bezugnahme auf eine vorzugsweise Ausführungsform
anhand der Zeichnungen näher erläutert. Es zeigen:
Figur 1 einen teilweise schematisch dargestellten Aufriß
einer einzigen Reihe von Druckrohren in
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- ίο -
einem im Schnitt gezeigten erfindungsgemäßen
Reaktor;
Figur 2 eine Draufsicht auf den Reaktor der Figur 1;
Figur 3 eine s.chematisehe Darstellung der für diesen
Reaktor vorgesehenen Kernanordnung;
Figuren 4-A, 4-B, 4-G und 4-D eine typische Druckrohrkonstruktion,
teilweise im Schnitt, die sich über die Lange des in Figur 2 gezeigten Reaktors
erstreckt; -.-.-■-. ■"...-
Figur 5 eine typische Brennstoffelementanordnung, die im
Schnitt dargestellt 1st, um deutlich zu machen, daß die Enden der Brennstäbe gegeneinander
versetzt sind und
Figur 6 einen Schnitt nach der Linie 6-6 der Figur 5.
Die Figuren 1 und 2 zeigen einen Kernreaktor 10 mit
einem geschlossenen zylindrischen Moderatorbehälter 12
mit einem unteren Einlaßstutzen 14· und einem oberen Auslaßstutzen
16, sowie mit den oberen bzw. unteren Vandungsbereichen
12a bzw. 12b. Die Wandungen des Behälters 12 sind gegebenenfalls mit thermischen Schilden 18, 22
und 24 "belegt, die im Abstand von den Behälterwandungen
angebracht sein können. Durch den gesamten Koderatorbehälter
12 hindurch verläuft eine Vielzahl von im Abstand
voneinander angebrachten senkrechten Kühimittelrohren 26, die, wie nachstehend noch im einzelnen besehrieben,
den spaltbaren Brennstoff des Reaktors 10 enthalten
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und welche das Kühlmittel durchströmt, um die bei der Spaltung entstehende Wärme abzuleiten. Die in dem Behälter
12 befindliche Moderatorflüssigkeit umströmt die Rohre 26, die abgesehen von den ■Verbindungsleitungen
und den nachstehend im einzelnen noch zu beschreibenden abnehmbaren Sammlern vollständig dicht abgeschlossen
sind. Oberhalb und unterhalb des Moderatorbehälters 12 befindet sich jeweils ein oberer bzw. unterer zylindrischer
Abschirmbehälter 28 bzw. 32, der teilweise mit einetf ^sprechenden strahlungsabschirmenden Material,
beispielsweise Eisenschrot 31 und 33 gefüllt ist. Die Kühlmittelrohre 26 verlaufen vollständig durch die
Abschirmbehälter 28 und 32.
Die aus Moderatorbehälter 12, Abschirmbehältern 28 und 32 und Kühlmittelrohren 26 bestehende Anordnung ist von
einer Betonwand 34· umschlossen, von der sie durch zwei
oder mehrere Halterungen 36 des oberen Abschirmbehälters 28, die Halterungen 38 für den Moderatorbehälter 12 und
die Halterungen 4-2 für den unteren Abschirmbehälter 32
im Abstand gehalten wird. Die Einlaß- und Auslaßstutzen 14 bzw. 16 für den Moderator sind an nicht gezeigte
Leitungen angeschlossen, die durch die Ausnehmungen 44 und 46 in der Betonwand 34- geführt sind, so daß der
Moderator außerhalb des Reaktors 10 zum Umlauf gebracht und dort gekühlt werden kann.
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Nach einem Merkmal des erfindungsgemäßen Reaktors ist
die Anordnung derart getroffen, daß das Kühlmittel in einem in zwei Jiichtungen verlaufenden zweifachen Durchgang
zum Umlauf gebracht wird, um auf diese Veise den Einfluß der uneinheitlichen Neutronenflußintensität im
Kern möglichst weitgehend herabzusetzen und die thermischen Grenzbedingungen zu bestimmen. Es soll also auf
diese Veise eine höhere Wärmeleistung bei vorgegebener
Anzahl von Kanälen erzielt werden. Bei dieser Ausführungsform wird der erste Kühlmitteldurchgang in die in der
Mitte befindlichen Kühlrohre eingeleitet· Es sind weiter
Rückführungssammler vorgesehen, in denen das im. ersten
Durchlauf durchgegangene Strömungsmittel derart gemischt wird, daß das Kühlmittel den Kühlrohren des zweiten
Durchlaufes mit gleichmäßiger Temperatur zugeführt wird. Benachbarte Rohre sind an ihre entsprechenden Sammler
an gegenüberliegenden Enden angeschlossen, so ü-9^ der.
Durchlauf in diesen Rohren stets nach dem Gegenstromprinzip erfolgt. Auf diese Weise wird im Kernbereich
weitgehend eine gleichmäßige (Pemparatur erreicht.
Wie im einzelnen aus den Figuren 1 und 2, und sebematisch
auch aus Figur 5 hervorgeht, ist der Reaktor 10
mit zwei halbkreisförmigen EinlaßSammlern 48 bzw. 50
versehen, welche' den oberen und den unteren Bereich des Moderatorbehälters 12 teilweise umgeben. Die Kühlmittelzufuhr erfolgt aus einer gem ein saurer: Rohrleitung 5^ zum -,-
BAO
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oberen Bereich des Behälters 12 durch den Sammler 48, die Zwischensammler 84 und die tiberleitungsrohre 53 zum
oberen Bereich der Kühlmittelrohre 26 des ersten Durchgangs. Die Zufuhr frischen Kühlmittels zum unteren Bereich
des Behälters 12 erfolgt über die Zwischensammler 85 und nicht gezeigte Überleitungsrohre. Wie bereits
vorstehend erläutert wurde, werden die im Mittelbereich befindlichen Kühlmittelrohre 26 vom ersten Kühlmitteldurchgang
durchströmt, während die im Außenbereich befindlichen Rohre zur Leitung des zweiten Kühlmitteldurchganges
dienen. Wie insbesondere in Figur 3 schematisch dargestellt ist, wird den nebeneinander liegenden Bohren
26 das Kühlmittel jeweils aus dem oberen bzw. aus dem unteren Hauptsammler 48 bzw. 50 zugeleitet, so daß es
einander benachbarte Rohre jeweils in entgegengesetzter
Richtung durchströmt. Das obere und das untere Abströmende der Rohre 26 des ersten Durchganges sind über tiberleitungsrohre
54 bzw. 56 mit den Zwischensammlern 82
und 86 und den Hauptsammlern 58 und 62 verbunden, in
denen das aus den verschiedenen Kanälen kommende Kühlmittel derart vermischt wird, daß eine gleichmäßige Tempe'-ratur
erzielt wird. Die Hauptsammler 58 und 62 sind über Zwischensammler 87 und 88 und über Obergangsleitungen
64 und 66 mit gegenüberliegenden Enden einander benachbarter Rohre 26 im äußeren Bereich des zweiten Kühlmitteldurchgangs
verbunden. Am Ausgang des zweiten Durchganges der Rohre 26 wird das Kühlmittel zu den Hatipt-
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auslaßsammlern 72 und 74- geleitet, was über die Zwischensammler 89 und 90 geschieht, wobei wiederum die
einzelnen Ströme miteinander vermischt und durch eine gemeinsame Rohrleitung 76 abgeleitet und zur Erzeugung
des Arbeitsdampfes in dem den Reaktor enthaltenden
Kraftwerk verwendet werden.
Ein weiteres wesentliches Merkmal des erfindungsgemäßen
Kernreaktors besteht darin, daß sieh der Brennstoff in
den*Rohren 26 befindet, so daß .eine Brennstoffnachfüllung im aufsteigenden Strom und ein Nachschieben des
Brennstoffes während des Betriebes ermöglicht wird,-so
daß der Brennstoff stets an allen Ausbrandstellen in
den einzelnen Rohren 26 vollständig gleichmäßig verteilt und damit gewährleistet ist,. daß der in radialer
und axialer Richtung wirksam werdende Gesamtfluß und
die Energieverteilung im wesentlichen konstant bleiben, so daß keinerlei Reaktivität infolge eines Abflachens
des zentralen Neutronenfluss es verloren geht.,
Zur näheren Beschreibung eines typischen Kühlmittelrohres
26a sei auf die Figuren 4-A, 4-B, 4-C und 4-D bezug
genommen, welche jeweils Teilabschnitte des Rohres 26a
zeigen. Ganz allgemein ist festzustellen, daß das Rohr 26a aus einem oberen Bereich 102, einem mittleren Bereich
oder Oalandria-Rohr 104· und einem unteren Bereich
106 besteht. Dem oberen Bereich 102. wird das Kühlmittel
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durch, ein Überleitungsroiir 53a zugeleitet; dieser Bereich,
ist nach oben mit einer Kappe 108 dichtend verschlossen, die in die Fingerhutöffnung 112 des Rohres
26a eingeschraubt ist. Der untere Bereich 106 weist ein Überleitungsrohr 56a für dasjenige Kühlmittel auf, das
aus dem Rohr 26a austritt. Die Diohtungskappe 108 ist
mit einem Zapfen 114, einem Querzapfen 116 und Ausnehmungen 117 versehen, mit deren Hilfe die Kappe 108
gegebenenfalls abgenommen werden kann. Der untere Abschnitt 102 endet, wie aus der Figur 4B hervorgeht, in
der oberen Wandung 12a und dem Schild 24 des Moderatorbehälters
12.
In dem Rohr 26a ist ein Führungsrohr 118 an einem Gewindeflansch 122 aufgehängt, der seinerseits von der
Außenwandung des Rohres 26a im Abstand liegt und durch
Abstandsteile 124 in diesem Abstand gehalten wird. Das Führungsrohr 118 weist gemäß der Darstellung eine Reihe
größerer Ausnehmungen 126 auf, die das Kühlmittel frei um- bzw. durchströmen kann.
Wie die Figur 4B veranschaulicht, ist am unteren Ende des Führungsrohres 118 ein Innendruckrohr 128 frei an
einem Flansch 132 gehalten, der seinerseits in den oberen
Bereich 102 eingeschraubt ist. Mit ganz geringem Zwischenraum ist um das Innendruckrohr 128 von einer unmittelbar
unterhalb der oberen Wandung des Moderator-
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behälters 12 liegenden Stelle ausgellend ein Calandria-Rohr
104 herumgelegt, das an dem. oberen Schild 24 in beliebiger Weise, beispielsweise durch Schweißen befe-stigt
und durch den Moderatorbehälter"12 hindurch geführt ist» Der zwischen dem Druckrohr 128 und dem Calandria-Bohr104
befindliche Zwischenraum wird über die Rohre 1J6 und 138 unter Zuhilfenahme einer Dichtungsanordnung
139 mit einem inerten Gas unter Druck gesetzt,
wobei dafür Vorsorge getroffen ist, daß nicht infolge irgendwelcher Leckerscheinungen Moderator in
das Kühlmittel bzw. Kühlmittel in den Moderator gelangen kannο In ähnlicher Weise endet das Galandria-Rohr 104
in der unteren Wandung 12b des Moderatorbehälters 12, während das untere Ende 141 des Innendruckrohres 128
unterhalb des Moderatorbehälters 12 liegt. Zwei Rohrleitungen 142 und 144 mit einer entsprechenden Dichtungsanordnung
146 bewirken auch hier eine entsprechende Abdichtung in der vorbeschriebenen Weise.
Von einem in der Nähe des Endes 141 des Innendruckrohres 128 liegenden Punkt ausgehend verläuft das Auslaßleitrohr
151 nach unten bis zu einem Gewindeflansch
im unteren fingerhutartigen Bauteil 1?4 des Kühlmittelrohres 26a. Eine mit einem Längszapfen 158 und einem
darin eingreifenden Querzapfen 162, sowie mit einem Gewinde
versehene Dichtungskappe I56 schließt das Kühlrohr
26a nach unten hin dichtend ab.
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In dem sich, zwischen der oberen und der unteren Dichtungskappe 108 bzw. 156 erstreckenden Rohr 26a liegt
ein zur Einstellung des Brennstoffes und zur Abstandshalterung dienender massiver Stab 164- mit Teilen 166
und 168 zur festen Verblockung mit den Leitrohren 118
und 151. Zwei Querzapfen 1?2 und 174- erleichtern hierbei
die Befestigung bei der Herausnahme bzw. beim Wiedereinsetzen. Der Stab 164- trägt durch Berührung nur einige
Brennsätze I76 im Moderatorbehälter 12 und ist über seine
Länge an verschiedenen Stellen mit Abstandshaltern 178
versehen, mit deren Hilfe der Stab 164- stets richtig
zentriert gehalten wird. Wie ersichtlich, können bei der dargestellten und vorbeschriebenen Anordnung Brennsätze
176 ohne weiteres einfach dadurch nach beiden
Seiten aus dem Rohr 26a geschoben werden, daß die Stirnkappen 108 bzw. 156 abgenommen und der Stab 164- gezogen
bzw. geschoben wird.
Einzelheiten einer typischen Brennanordnung 176 sind in
den Figuren 5 und 6 gezeigt. Der Brennsatz I76 besteht
aus einem Bündel von Brennstäben 192, die sich durch zwei versc-hiedene Durchmesserwerte voneinander unterscheiden;
diese verschieden dicken Stäbe sind mit 192' bzw. 192" bezeichnet. Diese Stäbe sind zu einem kreisförmigen
Bündel zusammengefaßt und durch die.Bänder 201 zusammengehalten. Entsprechend der Darstellung der Figuren
4-B und 4-C sind fünf derartige Sätze I76 axial im
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Druckrohr 128 angeordnet. Die Enden der Brennstäbe 192
sind dabei entsprechend der Darstellung der Figur 5 gegeneinander versetzt, so daß damit sich die durch, die
Stirnkappen bedingten Brennstoffverluste nicht jeweils in einem kleinen Bereich am Ende eines Brennsatzes konzentrieren.
Damit wird die Bildung von Flußspitzen ver-, mindert. Die den äußeren Ring bildenden Brennelemente
192 sind jedoch alle gleich lang, so daß die Brennelementsätze
nach ihrer Zusammenstellung gleichlaufende und ausgeglichene Lagerflächen aufweisen, wie dies auch
aus den Figuren 4B und UG hervorgeht 0
Die Brennstäbe 192 bestehen jeweils aus UCU} das mit
einem Rohr 202 umkleidet ist, mit dem eine spiralförmig
verlaufende Rippe 204- durch Extrusion einstückig ausgebildet
ist. Die Enden der Rohre 202 sind durch die Stirnkappen 205 verschlossen. Die Rippe 204.dient beim
Zusammenbinden des Bündels 176 als Abstandshalter zwischen
den einzelnen Brennstäben 192.
Es ist festzustellen, daß die Brennsätze 176 ohne eigentliche
Zwischenverbindung lediglich unmittelbar dicht aneinanderliegen,
wie dies auch bei dem Stab 164- und den
endseitigen Brennsätzen I76 der Fall ist» Dadurch daß im Kern keinerlei Verbindungs- ader Zwischenteile vorliegen,
wird die parasitäre Neutronenabsorption verminderte Die Einstellstäbe 164 für den Brennstoff dienen
- bad
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80980 7/022 1
lediglich als Abstandshalter zur Einhaltung der richtigen Stellung der Brennsätze und ermöglichen auch deren
Herausnahme wie nachstehend noch im einzelnen deutlich wird.
Die zur Steuerung des Reaktors dienende Vorrichtung wurde zwar nicht beschrieben, jedoch dürfte auch ohne dies ersichtlich sein, daß Regelstäbe zwischen die Kühlmittelrohre in den Moderator eingeschoben werden, und die Regelung in der allgemein bekannten Art vorgenommen werden
kann* Eine wahlweise Möglichkeit zur Steuerung des Reaktors besteht in der sogenannten Hy-BaIl-Steuerung,
bei der aus borierten Stahlkugeln gebildete Säulen in den Moderatorbehälter 12 eingebracht werden» Diese Kugeln werden dabei unter Zuhilfenahme hydraulischer Mittel in den Moderatorbereich des Reaktors eingepumpt und
auch wieder aus diesem entnommen. Die nachstehende Ta belle nimmt zwar nur auf diese Art der "Vergiftungsrege
lung Bezug, jedoch können zu diesem Zweck selbstver ständlich beliebige Mittel verwendet werden, nachdem
diese Mittel nicht erfindungswesentlich sind.
Im Betrieb des vorbeschriebenen Reaktors kann die Eeubeschickung
mit Brennelementen vorgenommen werden, ohne
daß die Kraftanlage hierzu stillgelegt werden muß. Es
werden hierzu einfach, die 'beiden Enden eines Kühlrobreo
26 durch Abnahme der Dichtungskappen in regelmäßigen Ab-
bad
809807/0 22
standen geöffnet. Dann dient der Abstandshalterungsstab
164- dazu, die Brennsätze 176 in Richtung des Kühlmittelflussesso
weit zu verschieben,, ."bis, im typischen Fall, .
ein Satz aus dem strömungsabseitigen Ende entnommen werden kann. Anschließend wird strömungsaufseitig, d.h. am
anderen Ende des Kühlrohres, ein frischer Brennsatz unter
entsprechender Handhabung des Stabes 164 eingesetzt. Das heißeste Kühlmittel befindet sich also am Ende des
Kanals jeweils mit demjenigen Brennstoff in Kontakt, welcher in dem Kanal am wenigsten Energie erzeugt, so
daß sich eine wirksamere thermische Ausnutzung ergibt.
Es ist also so, daß während der gesamten Lebensdauer
des Reaktors, sobald erst einmal die bei Inbetriebnahme
abzuwartende Einstellzeit abgelaufen ist, in jedem Kanal über dessen gesamte Länge und während dessen gesamter
Betriebsdauer im wesentlichen eine gleichbleibende Brennstoff zusammensetzung gegeben ist, so daß sich die radiale
und axiale ]?luß- und Energieverteilung über die Zeit nicht verändert. Auf diese Weise geht keine Reaktivität
durch Abflachung des zentralen $Feutronenflusses verloren, wie dies bei Reaktoren der bisher üblichen Bau- .-weise
der EaIl ist.
Dieses Verfahren der Brennstoffhandhabung bringt ein
Plinimum an Anforderungen bezüglich der Reaktivität;, um
bei "Verwendung des in der nachstehenden "!a-belle.be-
BAD ORIGINAL
8 0 9807/0221
schriebenen Reaktors einen Ausnutzungsgrad von 5000 mit natürlichem Uran zu schaffen. Es wird also mit dieser
Art der Brennstoffbeschickung der nukleare Vorteil geringster Anforderung an Reaktivität ohne Belastung durch
eine hohe Ausgabe für die thermisch-hydraulische Auslegung erreicht.
Ein weiterer Vorteil des erfindunsgemäßen Verfahrens zum Einsetzen frischer Brennelemente wird dann deutlich,
wenn eine Brennstoffnutzung Ms 20 000 MWD/iD mit
angereichertem Brennstoff in Betracht gezogen wird. Brennstoff, der aus dem Reaktor abgeführt werden muß,
weist erfahrungsgemäß eine starke Verminderung des gesamten Spaltquerschnittes im Vergleich zu frisch geladenem
Brennstoff auf* Da jeder Flußkanal an allen Brennstellen
eine vollständige Brennstoffverteilung enthält, bleibt die Energieleistung der einzelnen Kanäle stets
konstant. Me thermische Auslegung braucht also nicht derart zu sein, daß sie mit Rücksicht auf den Einsatz
sowohl von natürlichem als auch von angereichertem Uran stark veränderlichen Energieleistungen in den einzelnen
Kanälen Rechnung .tragen muß. In dem Maße, in dem die Brennelemente den Kanal durchlaufen, wird infolge ■
des zunehmenden Ausbrennens die lokale Energieerzeugung im Element unter Umständen niedriger. Außerdem
wird dadurch, daß der Reaktor kontinuierlich mit neuem Brennmaterial beschickt wird, ohne daß er hierfür still-
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gelegt zu werden "braucht", die gesamte Stillegungszeit
des Reaktors gegenüber der bei den bisher bekannten Reaktoren erforderlichen Stillegungszeit wesentlich
herabgesetzt, wodurch sich der Futzungs- bzw. Wirkungsgrad des Reaktors als Energiequelle .ganz wesentlich
erhöht.
Die Parameter einer Reaktorauslegung: f ür eine erfindungsgemäße
Anläge in der Größenordnung von 5QQ MWe (sowohl
mit natürlichem als auch mit leicht angereichertem Brennstoff) sind in der nachstehenden Tabelle angegeben.
Es wurde also mit der Erfindung ein Kernreaktor geschaffen, bei dem ein Schwerwassermoderator wirksamer zum
Einsatz gebracht wird, als dies bislang für möglich- gehalten
wurde, und der gleichzeitig auch noch.andere Vorteile einschließlich eines höheren Nutzungsgrades des
Brennstoffes und herabgesetzter Neutronenverluste auf-
•WELSt. /"..-"..
Im übrigen wurde vorstehend lediglich eine vorzugsweise.
Ausführungsform der Erfindung beschrieben und ,der Erfindungsumfang
beschränkt sich selbstverständlich nicht nur auf diese eine Ausführungsform, sondern schließt
*noch zahlreiche ".Veränderungen mit ein, ohne daß hierdurch der Rahmen der Erfindung überschritten wird.
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Reaktortyp
Dampfumlaufart
gesamte Spaltenergie einschließlich Moderator·
wärmeverluste, Mw
gesamte elektrische Energieabgabe der Turbine, MWe
Hetto elektrische Energieabgäbe der Anlage,
HWe
Nettowärmeabgabe der Anlage, Btu/kw-hr
Nettowirkungsgrad der Anlage, %
DpO - moderiert, organisch gekühlt
ohne Zwischenerhitzung mit Flüssigkeitsentzug an der Turbine
1550
542,3
angereichert 512,2 natürlich 510,3
angereichert 10 natürlich 10
angereichert 33»05
natürlich 32,92
Brennstoff und Kern
Art des Brennstoffes
Brennstoffdichte, % des theoretischen Wertes
Abbrandauslegung, Mwd/t angereichert 20 000
natürlich 5
Umhüllungsmaterial
Hüllendicke, mm
Brennstab (Außendurch- 7,9502 und 13,0302 messer), mm
XAP-001
und 0,464
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..- 24 -
Anzahl der Brennstäbe pro Bündel
Gesamtlänge des Brennstoff bündels^ cm
Anzahl der Bündel pro Druckrohr
Kühlmittelrohre Anzahl
Gitteranordnung Teilungs cm
Material
Außendurchmesser5 cm Wandstärke9 mm
Isoliermaterial
Kernlänge, cm 6 plus 31 101s60
5
600 ' quadratisch
Zr-2 und XAP-OOI'
Zr-2 s 0,91441 XAPs 1S5748
aus inertem Gas bestehende Eingzone mit 2?5>4 mm
■ 487,6a-..
Iqurvalenter Kerndurch- 683 s
messer, cm
Radiale Reflektor- 30,48 dicke, cm
Axiale Reflektor- 30548.
dicke, cm
Gesamte UO^Iüllung kg 111
Tjp der Regel einheit Hy-ball
Anzahl der Regeleinheiten
Kern
angereichert
natürlich
Reaktivitätstoleranzen3 %
Kalt zu heiß, Hodera- -O826
tor bis 93933°G
Kühlmittel -+0,85
bis 343,3QC -0526
4-1,1
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Null Ms volle Lei- -0,54 -0,54
stung (Doppler)
Kalter Ms Gleichge- -3,2 -3,3
wichtungszustand,
Xenon, Samarium
Abbrand (erste Kern- 0 -^yI
spitze bis Gleichgewicht)
Maximale "Öberschußreak- 4,0 5,8
tivität, f '
Gesamtreaktivität 10 ■' 11 (worth of Hy-balls),
Stillegungsspielraum 6 5
Kühlmitteltemperatur- 3,5 χ 10 J 4 χ 10 ^
Reaktivitäts-Koeffizient,
Brennstoff temperatur- -0,6 χ 10 -^ -0,6 χ
Reaktivitätskoeffizient
(Doppler),δ
(Doppler),δ
Moderatortemperatur- -2 χ 10"-7 -2 χ 1θ"
Eeaktivitätskoeffizient,
Brennstoff-Einsatz und Abbrand
Uran-Gesamtmenge, t 98,7 - 98,7
Anfangsanreichung, - 1,25 0,7115
w/o ü-235
Endanreichung, 0,50 O430
- w/o U-235
abgezogenes Plutonium, 6,09 3,23
g/kgU eingangs
Auslegungslebens- 20 000 5 000
dauer, MWD/t U
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Brennstoffumwandlungsverhältnis, . (Gew*)
Gesamtlebensdauer ' -
Gesamte erzeugte Pu.- 1,40 1}24"
Menge / ü-235 Verluste
Spaltbare Pu-Erzeu- 1,23. 1,06
gung / U-235 Verluste
Nutzbare Lebensdauer, 0,51 0,79
verbleibendes Pu / U- .
235 Verluste ,
Energieerzeugung über die Lebensdauer, °/o
Ii-235 Spaltung 0,49 0,64
U-23S Sclanellspaltung 0,01 0,01
Pu-Spaltung 0,50 0,35
ühermiscne
Mittlerer Wärmefluß, 115 000 115
Btu/nr ft2 -;~ r ·
Maximaler Wärmefluß.,. 298 400 : 352
Btu/nr ft2
Fluß- oder Wärmeerzeugungsvernältnisse,
maximal/Durchsc'nnitt
Grundverbältnis radial 1S35 1596
Grund-yerMltnis axial 1s60 . 1,29
Radial lokal 1,05 ; 1s0?
Axial lokal 1s04 ; '.'. 1?03 ■
Maximale Temperatur der <
454 <454
verkleideten JB1IaClIe5 0O -
Maximale UQ^-Br enns to ff- <1898 «C2063
Temperaturj einschließl0
Spitzenlastpunktsfaktor3 "
Spitzenlastpunktsfaktor3 "
Minimum«=DNB-Yer]iältnis
>4,8
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iPrimär-Kiihlmitt el-Syst em
Gesamter Kühlmittelfluß, 19»446.140
kg/h
Dem Kühlmittel zugeführte Energie, KW 1 480
Reaktor-Eingangstempe- 280
ratur, 0O
Reaktor-Ausgangstempe- 404
ratur, °0
iDemperaturanstieg durch 106 Reaktor, 0O
Gesamter Druckabfall im angereichert 267 System natürlich 305
Reaktor-Druckabfall angereichert 223 (Von Sammler zu Samm- natürlich 259
ler), psi
Art der Pumpen Zentrifugal-Pumpen
Anzahl der Pumpen pro 1 Windung
Kühlmitteldruck am 80 Pumpeneingang, psia
Pumpenausgangsdruck,psia angereichert 347
natürlich 383
Pumpenenergie pro angereichert 3 Pumpe, KWe natürlich 4
Kühlmittelbedarf, kg 358 100
Aufbereitung kg/Tag 3263 Inertes Gas Stickstoff
mit dem Kühlmittel zum Kohlenstoffstahl, XAP-OO1,
Kontakt gelangende Werk- rostfreier Stahl
stoffe
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Medium. | D2O |
Moderatorbehälter-Ein- laßtemperatur, 0C |
54 |
Moderatorbehälter-Aus- gangstemperatur, 0C |
87 |
Auslegungstemperatur | 121 |
Gesamtdurchsatz, kg/h | 1 -971 800 |
Anzahl der Windungen | 1 |
Anzahl der Pumpen pro Windung |
1 |
Pumpentyp | Zentrifugal |
Druck am Pumpenkopf bei 50 Solldurchsatz, psi
Pumpenleistung pro Pumpe, kw
Auslegedruck des Systems, psig
Inertes Gas
Hit dem Moderator in Kontakt befindliche Werkstoffe Gesamtbedarf, kg
Aufbereitung, ,ig/lag
Kühlan c r!nung
300
150
Helium
rostfreier Stahl, Zircaloy
235 157 2268
ITicht-regon e i?at iv
u3JHi.'i-':'Gr.ifcr&.Gor-j-.-:'.K-
193
Dampfgenerator-Auslaß- 273 temperatur, °0
Überhitzereinlaßtempe- 273 ratur, 0O
Überhitzerauslaßtempe- 385
ratur, °0
Dampfgeneratordruck,psia 850
Überhitzer-Auslaßdruck, 825 psia
Dampfgeneratordurchsatz 2 320 kg/h
Dampffluß zur Turbine, 2 307
Hochdruckturbinen-Ein- 385
1aßt emp eratur, 0O
Hochdruckturbinen-Ein- 800 laßdruck, psia
Zwischendruckturbinen- 24-3 Einlaßtemperatur, °0
Zwischendruckturbinen- 240 Einlaßdruck, psia
Niederdruckturbinen-Ein- 143 laßtemperatur, 0C
Niederdruckturbinen-Ein- 58
laßdruck, psia
laßdruck, psia
Kondensatordruck, Zoll 1,5 Hg
Anzahl der Speisewasser- 5
vorwärmstufen
vorwärmstufen
Typ der Speisepumpen Zentrifugal
Anzahl der Pumpen 2
Pumpenleistung pro 3 Pumpe, kw
Pumpendruck, psi 1
J/ ■■■■ .·
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Claims (7)
1. Kernreaktor mit einem aus einer Vielzahl von Brennstoff enthaltenden langgestreckten Bohren bestehenden
Reaktorkern, die von beiden Seiten her zugänglich sind, der mit Schwerwasser moderiert und durch eine organische
Flüssigkeit gekühlt ist, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Rohr jeweils in allen Stadien des Ausbrennens
befindliche Brennelemente enthält und benachbarte Rohre jeweils von einander entgegengesetzten Enden her mit
Brennstoff versorgt werden, so daß eine flache radiale
und axiale allgemeine Verteilung des Eeutronenflusses
und der Energie aufrechterhalten wird.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß Mittel vorgesehen sind, mit deren Hilfe das Kühlmittel
den Kühlmittelrohren jeweils nahe an einem Ende
zugeführt und nahe am. anderen Ende -abgeführt .wird, wobei
die Anordnung derart getroffen ist, daß der Kühlmitte1-fluß
in einander benachbarten Rohren in gegenläufiger Richtung
erfolgt. x
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch; gekennzeichnet,
daß Mittel vorgesehen sind, mit deren Hilfe das Kühlmittel über zwei vollständige Durchgänge durch die Rohre
hindurchgeführt wird, wobei der erste Durchgang' durch
im Mittelbereich des Kerns liegende'-Kühlmittelrohre er-
80 98 0 7/0 221
folgt, und der zweite Kühlmitteldurehgang durch die übrigen,
im äußeren Bereich des Kerns liegenden Rohre erfolgt, womit insgesamt gleichmäßigere Temperaturen im
Kernbereich erhalten werden. .
4. Kernreaktor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet,
daß die "in den einzelnen Kühlmittelrohren "befindlichen
Brennstoffsätze jeweils derart angeordnet sind, daiD sich
der frischeste Brennstoff am stromaufwärtigen Snde des
Kühlmittelrohres "befindet und jeder stromabwärts folgende
Brennstoffsatz bereits weiter verbraucht ist als der ihm
jeweils stromaufwärts benachbart liegende Brennstoffsatz.
5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß zwei erste halbkreisförmige Hauptsammler um den oberen
und unteren Teil des Moderatorbehälters herumgelegt
sind und zur Aufnahme frischen Kühlmittels dienen, wobei Mittel zur Verteilung des Kühlmittels in den Sammlern
der Kühlmittelrohre vorgesehen sind, daß zwei ringförmige
Sammler am oberen und unteren Ende der Rohre und zur Mischung am Ende des ersten Durchganges ίίΐτΐοΐ zur
Verteilung. des>: Kühlnittels auf. .die ringförmigen Sarraler
vorgesehen .sind,, das so^.^eniise'ite. ΙΙ",ι·:1.αί.':~;ο1 in 'lie K.'ilil-
:iittelrohrc des nweiten Durcr.^i^ec. eingeleitet v;iro
und dajj.. 7AJC L, wqi.-jp.r-G halbkrelrJ'-jr^ii^e .ilauptsai-val';:.· voj:~
gesehen sind·,.jd.i,e. ,den.;, beiden ersuen halrlcreiafcr.ui^u:;
rlr uptsa.ni:ilcrn gegenüber angeordnet sind und denen 'las
BAD ORIGfNAt
809807/022
erhitzte Kühlmittel zugeleitet wird, womit der zweite
Durchgang durch den Reaktor abgeschlossen ist, Und daß das erhitzte Kühlmittel zur äußeren Nutzbarmachung abgeleitet,
wird. .
6. Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors, dessen
Brennstoff in einer Vielzahl von im Abstand voneinander befindlichen Kanälen angeordnet ist, durch die ein Kühlmittel
in Umlauf gesetzt wird, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel in einander benachbarten Kanälen jeweils gegenläufig durchgepumpt wird, daß das Kühlmittel
des ersten Durchganges durch im Mittelbereich des Reaktors befindliche Kanäle, und das Kühlmittel des zwei- "!
ten Durchganges durch im äußeren Bereich des Reaktors befindliche Kanäle gepumpt und daß der Brennstoff bei
normalem Reaktorbetrieb in regelmäßigen Zeitabständen
ausgewechselt wird, um den radialen und axialen allgemeinen^leutronenfluß
und die Energieverteilung während der lebensdauer des Reaktors im wesentlichen gleich zu
halten. ."-',.., . ,
7. Verfahren nach Anspruch 6, bei dem der Brennstoff jeden Kanals aus ohne Körperbefestigung axial angeordneten
Zusammenfassungen besteht, dadurch gekennzeichnet, daß -ein Brennstoffsatz in einem Kanal in der vVeise ausgewechselt
wird, daß der Brennstoffsats aus dem strömungsabseitigen
Ende des jeweiligen Ka.nals hinausgeschoben und am stromaufseitigen iände des Kanals ein unverbrauchter
Brennsatz eingesetzt wird.
BAD
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Family Applications (1)
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DE (1) | DE1439840A1 (de) |
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