DE1917908A1 - Kernreaktor - Google Patents

Kernreaktor

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DE1917908A1
DE1917908A1 DE19691917908 DE1917908A DE1917908A1 DE 1917908 A1 DE1917908 A1 DE 1917908A1 DE 19691917908 DE19691917908 DE 19691917908 DE 1917908 A DE1917908 A DE 1917908A DE 1917908 A1 DE1917908 A1 DE 1917908A1
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Germany
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core
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nuclear reactor
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pressure vessel
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Application number
DE19691917908
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English (en)
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Williams Michael Roger Lloyd
Alexander Walker
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NUCLEAR DESIGN AND CONSTRUCTIO
Original Assignee
NUCLEAR DESIGN AND CONSTRUCTIO
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • G21C5/10Means for supporting the complete structure
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)

Description

ti ι κ
PATENTANWÄLTE DIPL-ΙΝΘ. CURTWALLACH I MÜNCHEN 2, ft APIf. DIPL-ΙΝΘ. QUNTHER KOCH Τ*Γ!ΤΤ
r>c» ί-ικιλ-\ UAlDAru Teltfon-Sammelnummtr 240J75
*l DR. TINO HAIBAGn VorwahlNumtn.r0ei1
11928 -
NUCIEAR DESIGN AND CONSTRUCTION LIMITED, London / England
Kernreaktor
Die Erfindung betrifft einen strömungsrnittelgekühlten Kernreaktor mit einem in einem Druckgefäß angeordneten festen Moderatorcore, der in Form paralleler Säulen aufgebaut 1st.
QemäS der Erfindung ist bei einem derartigen Kernreaktor vorgesehen, daß die einzelnen Coresäulen in ihrer gewünschten Stellung in dem Core Jeweils durch zwei Trag- bzw. Halterungsteile^ehalten werden, wobei zwischen den Ooresäulen ein Spiel zur Aufnahme von Durchbiegungen oder Verkrürnmungen, wie sie unter Bestrahlungsbedingungen auftreten können,, vorgesehen 1st, wobei das eine der Trag- bzw. Haiterungsteile sich von der Oberseite des Druckgefäßes hera;b erstreckt und in Eingriff mit dem oberen Ende der Coresäule steht, während das andere Trag- b?iw. Halterungsteil sich vom Boden des Druckgefäßes nach oben zum Eingriff mit dein unteren Ende der Coresäule erstreckt, daß die beiden Trag™ bzw. Halterungsteile koaxial angeordnet sind und eines der Teile von der zugehörigen Coresäule lösbar ist* derart, daß die Coresäule Über ein durch die Druckgefäßwandung führendes Standrohr zur Entnahme aus dem Gore und Ersetzung frei 1st.
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• ·
* J
Naoh einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung ist Vorgesehen* daS die Abmessungen der Coro-Säulen so gewählt sind, dafl Durchbiegungen bzw. Krümmungen, welche unter Bestrahlungebedingungen auftreten können, von dem Spiel zwischen den Coreaäulen aufgenommen werden kann.
Zweckmäßig kann vorgesehen sein, daß die oberen Trag- bzwV Halterungsteile von den zugehörigen Coresäulen lösbar sind und in Gruppen angeordnet sind, wobei jede derartige Gruppe jeweils von einem geraeinsamen Verbindungsglied getragen 1st, derart, daß in einem einzigen Arbeitsgang jeweils eine Gruppe von Säulen freigegeben werden kann.
Gemäß einer zweckmäßigen Ausgestaltung kann vorgesehen sein, daß als gemeinsames Verbindungsglied ein Standrohr-Versohlußteil dient.
Diejenigen Coresäulen, welche durchgehende Brennstoffelementkanäle besitzen, können jeweils einen einzelnen Kanal aufweisen, welcher eine Anzahl von stabförmigen Brennstoffzylindern in Abständen voneinander aufweist. Alternativ kann jede dieser Säulen mit mehreren in Abstand voneinander angeordneten Vertikalkanälen versehen sein, wobei jeweils in jedem dieser Kanäle ein einzelner stabförmiger Brennstoffzylinder vorgesehen ist.
Im folgenden wird ein AusfUhrungsbeispiel des Kernreaktors gemäß der Erfindung anhand der Zeichnung beschrieben; in dieser zeigen
Fig. 1 eine schematische Teil-Seitenschnittanslcht durch den Reaktorcpre und das Druckgefäß;
Pig. 2 eine Querschnittsansicht mit Schnitt längs der Linie II-II in Pig. I. -J-
Wie aus der Zeichnung ersichtlich, ist der Reaktorcore aus mehreren
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BAD ORIGINAL
( f ■ * I
parallelen vertikalen GraphitBäulen 1 aufgebaute/ von welchen wenigetene einige (nloht dargestellte) Brennstoffelementkanäle enthalten, in welchen der Brennstoff angeordnet ist.
Di· Säulen sind Innerhalb dee ReaktordruckgefäßeB 2 gemäß einer vorgegebenen Qitteranordnung, und zwar· eines dreieckigen Gittere in geceigten AusfUhrungabei&piel, angeordnet; «tfisohen den Säulen lit jeweils ein Spielraum 7 zur Aufnahme von Verbinungen oder KrUenungen der Säulen, wie sie unter Bestrahlungsbedingungen auftreten könnten, vorgesehen. Die Grenzwerte für dieses SpielBind durch das für eine bestimmte Heaktorkonetruktion erforderliche Moderatorvoluinen/Brennstofr-YerhMltnle bestimmt.
Länge und Durchmesser der einzelnen Säulen 1 sind so gewäiilt, daS Jtweile jegliche Durchbiegung bzw. Krümmung, die unter den Bestrahlungebedingungen auftreten kann, von dem Spiel 7 aufgenommen werden kann* Die Säulen 1 werden daher, für eine bestirnte Auslegung öer Ausgangsleistung des Reaktorn, etwas kurzer und von größerem Durohmeaser, als dies bisher übliche Praxlß war.
QemSfi der vorliegenden Erfindung werden die Sfiulen 1 in ilirer jeweiligen Lage durch obere und untere lialterungeteile 3 bzw. ^ gehalten. -
Als untere Halterungsfcelle k dienen vertikale Säulen, und zwar jeweils eine fUr Jede Möderatoreore-SSule Ij- die Tragsäulen k sind auf dem Boden άββ Druckgefäßee 2 gelagert und an Stellen, welche den Mittelpunkten der Dreieeks-Oltteranordnung der Coresäulen 1 etitsprechen, in .vbstand von clem DruckgefKO gehalten. Jeweils jede Tragsäule M uteht mit ihrer zugehörigen Coresäule 1 SO^ beispielsweitje mittels einer Zapfen-Soekelverbindung, In Eingriff, daß eine verschiebung der Core-Säule aus ihrer Mittellage verhindert wird.
Die oberen Halterungsteile j5 sind in Form zweier Stöbe ausgebildet, die jeweils on ihrem unteren Ende in geeigneter, lösbarer V/eise mit dem oberen Ende der zugehörigen Goresäule 1 verzapft sind, ebenfalls zur Verhinderung einer Versohtfcbüng der Core-Säule aus ihrer Mittellage. Man erkennt, daß die Stäbe j J in ähnlicher Anzahl wie die Trag- bzw. Haiterungssäulen k3 und mit diesen koaxial, vorliegen.
Bei dem beschriebenen Ausführungsbeispiel sind jeweils die einzelnen durch die Oberseite des Druckgefäßes hindurohfUhrenden Standrohre 5 mit ihrer Achse köar.ial mit einer Achse zwischen
™ einer Gruppe von drei benachbarten Coresäulen 1 (vgl. Flg. 2) angeordnet, wobei der Durchmesner des Standrohrs genügend groß ist, um die Mittelachsen diesen« dvc-i Säulen aufzunehmen. So ■ wird jeweils die Zugstange 3 für jedo Coresäule 1 jeder Gruppe-
von dem (nicht gezeigten) Standrohr «reivschlußteil des betreffenden Standrohrs getragen, und die Zugstangen jj für jede Gruppe von Coresäulen 1 sind in geeignete}- Weise durch Streben 6 miteinander ''■ verbunden. Das Standrohrverschlußteil bildet somit ein gemeinsames Verbindungsglied für jede Gruppe von Coresäulen Ij beim Herausziehen aua dem zugehörigen Standrohr gibt dieses ..gemeinsame Verbindungsglied die oberen Enden der genannten Gruppe von Coresäulen frei. Die no freigesetzte Gruppe von Säulen 1, oder
fc eine bestimmte Säule aus dieser Gruppe, kann «odann durch das betreffende Standrohr 5 mittels einer gesigneten. Beschlckungs-Entnahmevorrichtung aus dem Reaktor -herausgenommen und ersetzt werden. In bekannter Weise ist" jeweils jede Säule in normaler Weise aus oinur Anzahl einzelner· Blocke aufgebaut, die durch positive Mittel, beispielsweise c?ine Zapfen-Gookel-Verbindung, in Ausrichtung miteinander gehalten werden; in diesem Falle kann jeweils jede Säule entweder als vollständige Einheit oder jeweils in Teilen von einen oder mehreren Blöcken aus dem Druckgefäß 2 entnotmnon und ersetzt werden. '
Die erfindungsgemäße Anordnung eignet sich insbesondere zur Ah-
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Wendung in einem Reaktor, wie er von der Anmelderin vorgeschlagen wurde. Dieser Vorschlag sieht einen COp-gekühlten Reaktor mit Graphitmoderator vor, bei welchem wenigstens diejenigen Säulen jdes Graphitcores, welche Brennstoffkanäle mit darin befindlichem Brennstoff enthalten, in den erforderlichen Abständen aus dem Core entnommen und erneuert v/erden können.
Als typisches Beispiel der Erfindung kann ein hellumgokühlter 600 MW-Hochtemperaturreak'cor dienen, der 250 brennstoffhaltige Säulen 1 aufweist. Jede Säule mißt jeweils etwa 21 Fuß Höhe, davon 2 Fuß, 6 Zoll unterer Reflektor, 16 Fu.fi aktiven Gore sowie 2 Fuß, 6 Zoll oberer Reflektor. Die Säule hat sechseckigen Querschnitt, wie in Fig. 2 gezeigt, mit Seitenlangen von etwa 20 Zoll, Die Blöoko der Säulen 1 bestehen auu isotropem Graphit mit einer Betriebstemperatur Im Bereich ve ti 300 0C bis 85Ο 0C. Die Gitterkonstante der Säulenanortlnun·^, welche durch die festen Säulen 4 am unteren Ende und durch die Standrohrversαhluß-Zugstangeη j oben bestimmt wird, ist solcherart, daß zwischen neuen Brennstoffgäulen ein anfängliches SpLeI 7 von 0,8 Zoll besteht, das über die Gesi am t masse des Gores hin ausreicht, um eine freizügige Entnahme und Erneuerung der Säulen zu. ermöglichen, umher Berücksichtigung der thermischen Ausdehnung, der Konstri-ktionntoleransen und der Durchbiegung bzw. Krümmung infolge aer B-aütrahlung. Das Spiel 7 zwischen, den Säulen "am Umfang der, Cores und der Radialreflektor sind mit 1,5 Zoll gevfählt, da die schädlichen Flußgradienten unter Böatrahlungsbedingiingeri, welche eine Durchbiegung bzw. Verk:1 immung der Gäulen 1 hervorrufen, am größten entlang den am Umfang angeordneten Säulen ist und.eine systematische Durch- hleirimß bzw. Krümmung dieser Säulen in Richtung auf den radialen Refleitur;' hervorruft.
- Patentansprüche -
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Claims (1)

  1. Patentans prüehe
    lJStrömungsmittelgekUhlter Kernreaktor rait einem in einem Druckgefäß angeordneten festen Moderatorcore, der in Form paralleler Säulen aufgebaut ist, dadurch gekennzeichnet, daß die einzelnen Coresäulen (1) in ihr«r gewünschten Stellung in dem Core jeweils durch zwei Trag- bzw. Halterungsteile (3, k) gehalten werden, wobei zwischen den Coranäulfcn ein Spiel (7) zur Aufnahme von Durchbiegungen oder Verkrümmungen, wie sie unter Beetrahlungsbedingungen auftreten können, vorgesehen int, wobei das eine (J) der Trag- bzw. Halteruiigstoile sich von der Oberseite des Druckgefäßes herab erstickt und in Eingriff mit dem oberen Ende der Coresäule {l) steht, während das andere Trag- bzw. Halterungeteil (H) sich vom Boden d33 Druckgefäßes na oh oben zum Eingriff mit dem unteren Ende der Coresäule er-. streckt, daß die beiden Trag- bzw. Halterungafcsile (3, 1O koaxial angeordnet sind und eines der Teile (j?) von der zugehörigen Core-Säule lösbar ist, derart, daß die Cor-3-Säule Über ein durch die Druokgefaßwandung führendes Standrohr zur Entnahme aus dem Core und Ersetzung frei ist.
    2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dad die Abmessungen der Core-Säulen so gewählt sincL daß Durchbiegungen bzw. Krümmungen, welche unter Beetrahlungs« bedingungen auftreten können, von dem Spial zwischen den Coresäulen aufgenommen werden kann.
    j5. Kernreaktor naoh Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die oberen Trag- bzw. Halterungsteile (3) von den zugehörigen Coresäulen löebar sind und in Gruppen angeordnet sind, wobei jede derartige Oruppa jeweils vosi einem gemeinsamen Verbindungsglied getragen ist, derart, daß in einem einsigen Arbeitegang jeweils eine Gruppe von Säulen freigegeben werden kann.
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    4. Kernreaktor nach Anspruch 3* dadurch gekennzeichnet, daß als gemeinsames Verbindungsglied ein Standrohr-Verschlußteil dient.
    5. Kernreaktor nach einem oder mehreren der verhergehenden- ·\η-sprUahe, dadurch gekennzeichnet, dafl diejenigen Core-Säulen, welche durchgehende Bronnstoffelementkanäle"besitzen, die zugehörigen Brennstoffelr-mante in den Brennstoffelement kanal en stark gelagert enthalten.
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    -3 -L e e r s e i t e
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SE378697B (de) * 1972-08-11 1975-09-08 Asea Atom Ab
US4060454A (en) * 1975-04-07 1977-11-29 General Atomic Company Nuclear fuel element and method for making same
US4676945A (en) * 1984-12-20 1987-06-30 Exxon Nuclear Company, Inc. Fuel assembly insertion system

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