DE2142744A1 - Brennelement fuer kernreaktoren - Google Patents

Brennelement fuer kernreaktoren

Info

Publication number
DE2142744A1
DE2142744A1 DE2142744A DE2142744A DE2142744A1 DE 2142744 A1 DE2142744 A1 DE 2142744A1 DE 2142744 A DE2142744 A DE 2142744A DE 2142744 A DE2142744 A DE 2142744A DE 2142744 A1 DE2142744 A1 DE 2142744A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel
breeding
zone
sheath
transmission medium
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.)
Granted
Application number
DE2142744A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2142744C3 (de
DE2142744B2 (de
Inventor
Alfred Prof Dr Boettcher
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Individual
Original Assignee
Individual
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Individual filed Critical Individual
Priority to DE2142744A priority Critical patent/DE2142744C3/de
Publication of DE2142744A1 publication Critical patent/DE2142744A1/de
Publication of DE2142744B2 publication Critical patent/DE2142744B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2142744C3 publication Critical patent/DE2142744C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • 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
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

  • BRENNELEMENT FÜR KERNREAKTOREN Beschreibung : U;n Corevolumen und spezifisches Spaltstoffinventar in einem caktor niedrifr zu halten, ist man an einer möglichst grossen spezifischen Volumenleistung im Brennstoff interessiert. Diese wird einerseits begrenzt durch die maximal zulässige Zentraltemperatur des Brennstoffes und andererseits unter anderem durch den Wärmeübertragungswiderstand des Spaltes zwischen Brennstoff und seiner metallischen Umhüllung. Gegentlber den heute ilblichen Brennstoffen - Uran- und Plutoniumoxiden - sind daher Carbide, nitride und ähnliche Verbindungen aufgrund ihrer höheren Wärmeleitfähigkeit von wesentlichem Interesse. Aufgrund ihres niedrigeren Schmelzpunktes sowie ihres Bestrahlungsverhaltens muss bei ihnen die Zentraltemperatur im Brennstoff deutlich niedriger gehalten werden als bei den Oxiden, was ihnen einen Teil des Vorteils ihrer höheren Wärmeleitähigkeit wiederum nimmt. Hinzu kommt, dass die bessere Wirmeleitfähigkeit nur dann voll genutzt werden kann, wenn der W-'4rmeübergangswiderstand im Spalt verringert wird.
  • Bei Verwendung von oxidischem Brennstoff wird der Spalt mit helium gefüllt wegen dessen im Vergleich zu Luft besseren Wärmeleitfähigkeit. Um die höhere Wärmeleitfähigkeit von Nitriden und Karbiden nutzen zu können, ist istschon vor längerer Zeit vorgeschlagen worden, bei Natriumgekühlten Reaktoren in den Brennstäben den Spalt zwischen Brennstoff und metallischer Hülle mit Natrium zu füllen. Die Natriumfüllung sollte sichlediglich im Spalt zwischen den üblicherweise verwendeten Pellets und der metallischen Umhüllung befinden.
  • Erfindungsgemäss werden zwei entscheidende Fortschritte dadurch erzielt, dass im Brennstab, und zwar im zentralen Bereich des Brenn- (bzw. Brut-)stoffvolumens Hohlräume geschaffen werden, und zugleich soviel Wärmetransportmedium (z.B. 84a) in den Brennstab eingefüllt wird, dass bei den noch unbestrahlten Elementen bei Temperaturen, bei denen das Wärmeübertragungsmedium flüssig ist, dieses einen wesentlichen Teil der liohlräume im zentralen Brennstoffbereich ausfüllt. Auf diese Weise kann das Wärmeilbertragungsmedium zweifach wirksam werden.
  • 1) Aufgrund seiner besseren Wärmeleitfähigkeit (vgl. mit oxidischen Brennstoffen) vermag das Wärmeübertragungsmedium zum radialen Wärmetransport wesentlich beizutragen, wodurch die Zentraltemperaturen stark herabgesetzt werden.
  • 2) Uberraschenderweise hat sich gezeigt, dass darüberhinaus bei solchen Brennelementen, die fieber der Spaltstoffzone ein Spaltgasplenum haben, ein zweiter Wärmetransportmechanismus sehr wirksam wird, wenn das Wärmeübertragungsmedium im Zentralbereich des Brennstabes aufgrund der dort herrschenden höheren Brennstofftemperaturen verdampft. Verwendet man beispielsweise als Wärmeübertragungsmedium Natrium, so tritt der Metalldampf in das zum Brennstoff hin offene, darüberliegende Spaltgasplenum und kondensiert dort an den aussen gekühlten Wänden. Das kondensierte Metall liuft nach unten in den Spalt zwischen Brennstab und Hülle, tritt von dort wieder in den inneren, heisseren Brennstoffbereich und verdampft von Neuem. Es wird auf diese Weise ein Wärmetransportmechanismus geschaffen, der dem in einer Heat Pipe entspricht, wobei dieser auch funktioniert, wenn keine Kapillaren am Brennhüllrohr geschaffen-werden, da das kondensierte Natrium der Schwerkraft folgend wieder in den Brennstoff enthaltenden Teil des Brennstabes zurückfliesst. Durch Einbringen von Kapillaren in der Innenseite des Füllrohres kann der Transport des kondensierten Natriums zurück in den Brennstoff beschleunigt werden, was den Wärmetransport begünstigt.
  • Wesentlich für das Funktionieren des Wärmetransportmechanismus ist ein hinreichend grosses, brennstoffreies Volumen f.ir das Durchstromen des Natriumdampfes. Dies kann auf verschiedener diese erzielt werden.
  • Fillt man den Brennstoff in Form kleiner sphärischer Teilchen (kernels mit einem Durchmesser von vorzugsweise o,1 bis 1,o mm) ein, so entsteht im gesamten Brennstoff enthaltenden Teil des Brennstabes ein Porenvolumen, das je nach dem, ob Teilchen nur einen Durchmessers oder gegebenenfalls zweier oder dreier Durchmesser verwandt werden, zwischen 15 und 50 % liegt. Auf diese Weise kann das an der Innenwand des Hilllrohres von unten nach oben fliessende Natrium zwischen den einzelnen Kernels in den Zentralbereich strömen, wo es verdampft und in das Spaltgasplenum einströnt. Die Strömungsgeschwindigkeit des Natriumdampfes wird durch den Strömungswiderstand im Porenvolumen und durch die Druckdifferenz zwischen Spaltgasplenum und Zentralbereich des Brennstoffes bedingt.
  • Eine andere Möglichkeit, das erforderliche Porenvolumen in den Zentralbereich des Brennstoffes zu schaffen, besteht darin, Brennstofftabletten der üblichen zylindrischen Form zu verwenden, die jedoch im Achsnäbebereich entweder ein zentrales Loch oder um die Achse herum 2 bis 4 Löcher haben. Auf den Stirnflächen solcher Pellets können Vertiefungen gemacht werden, die ein Einströmen des natriums vom Aussenbereich in das oder die zentrale(n) Leervolumen (-volumina) erleichtern. Im Falle der Verwendung eines einzigen zentralen Lochcs kann, um das Hineinfallen grösserer Teile der brennstofftabletten zu verhindern, ein neutronen-physikalisch unschädlicher Werkstoff aus Keramik oder Metall eingebracht werden, der von den für die Durchströmung des Natriumdampfes notwendigen Volumen nur einen möglichst niedrigen Anteil wegnimmt.
  • Durch den Wärmetransport aus dem Brennstoffbereich in das Spaltßasplenum und die Kondensation des Natriumdampfes an der metallischen Umnfillung; des Plenums wird die zur Wärmeleitung zur Verfügung stehende Fläche gegenüber anderen Brennelemcnten, bei denen dieses Prinzip nicht angewendet wird, wesentlich vergrössert, was wiederum zu einer r>teigerung der spezifischen Wärmeleistung im Brennstab führt. Die Korrosionsprobleme durch Verwendung flüssigen Metalls Im Inneren des Brennstabes sind weder quantitativ nach qualitativ schwieriger als im Falle der üblichen Verwendung von Natrium im Spalt zwischen Brennstoff und Helle. Das erfindun6semäse Verfahren ermöglicht es, bei Verwendung von oxidischem Brennstoff die spezifische Wärmeleistung der Brennstäbe auf gleiche-Höhe zu bringen wie sonst bei der Verwendung von karbidischen Brennstotfen.
  • Im Falle der Verwendung dieses Verfahrens bei Brennstäben mit karbidischen oder nitridischen Brennstoffen wird die spezifische Wärmeleistung weiter erhöht.
  • Dadurch, dass die Zentraltemperatur des Brennstoffes gesenkt wird, wird weniger Spaltgas freigesetzt. Das Spaltgasplenum befindet sich bei dieser Konstruktion zweckmässigerweise nur über dem Brennstoffbereich, damit nich t der Transport des flüssigen Metalls durch kapillare Kräfte unerlässlich ist. Gegebenenfalls kann jedoch eine Konstruktion so abgewandelt werden, dass ein zusätzliches Spaltgasplenum unterhalb des Brennstoffbereiches möglich ist.
  • Das Prinzip ist anwendbar ftir alle Arten von Brenn- und Brutstoffen (Oxide,Karbide, Nitride usw.) und für verschiedene Wärmetransportmaterialien (Natrium, Kalium u.a.).

Claims (1)

  1. Schutzansprüche
    Anspruch(i) Brenn- und/oder Brutelement für Kernreaktoren mit metallischer Umhüllung des Brenn- und/oder Brutstoffes, bei dem im Inneren des Brenn- und/oder Brutstabes neben dem Brenn- und/oder Brutstoff ein zur Warmeübertragung vom Brenn- und/oder Brutstoff zur metallischen Umhüllung dienender Stoff eingebracht ist, der bei den Betriebstemperaturen der metallischen Umhüllung flüssig ist, dadurch gekennzeichnet, dass der unbestrahlte Brenn-und/oder Brutstoff in den achsnahen 50 « des Volumens der Brenn-und/oder Brutstoffzone offene und in Achsrichtung durchgehende Hohlräume enthält, und diese bei dem in Reaktorcore eingesetzten Element mindestens 1o g des zur Wärmeübertragung in das Element eingebrachten Mediums enthalten.
    Anspruch 2 Brenn- und/oder Brutelement filr Kernreaktoren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Brenn- und/oder Brutstoff in Gestalgon sphärischen Teilchen eingefüllt wird Anspruch 3 Brenn- und/oder Brutelement für Kernreaktoren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass der Brenn- und/oder Brutstoff in Gestalt von Hohlpellets eingefüllt wird.
    Anspruch 4 Brenn- und/oder Brutelement für Kernreaktoren nach Anspruch 1 bis 3 dadurch gdcennzeichnet, dass Brenn- und/oder Brutstoffzone und Spaltgasplenum so angeordnet sin, dass das in der axialen Zone des Brenn- und/oder Urutstoffbereiches verdampfende Wärmeübertragungsmedium an den metallischen InnenwRnden des Spaitgasplenum kondensiert und durch Schwerkraft und/oder Kapillarwirkung in die Brenn- und/oder Brutatoffzone zurückgeführt wird.
DE2142744A 1971-08-26 1971-08-26 Brennelement in Stabform für Kernreaktoren Expired DE2142744C3 (de)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2142744A DE2142744C3 (de) 1971-08-26 1971-08-26 Brennelement in Stabform für Kernreaktoren

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2142744A DE2142744C3 (de) 1971-08-26 1971-08-26 Brennelement in Stabform für Kernreaktoren

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2142744A1 true DE2142744A1 (de) 1973-03-15
DE2142744B2 DE2142744B2 (de) 1980-03-06
DE2142744C3 DE2142744C3 (de) 1980-11-13

Family

ID=5817836

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2142744A Expired DE2142744C3 (de) 1971-08-26 1971-08-26 Brennelement in Stabform für Kernreaktoren

Country Status (1)

Country Link
DE (1) DE2142744C3 (de)

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP2291850A1 (de) * 2008-05-15 2011-03-09 Searete LLC Heat-pipe-spaltungsbrennstoffelement
US8971474B2 (en) 2006-11-28 2015-03-03 Terrapower, Llc Automated nuclear power reactor for long-term operation
US9214246B2 (en) 2006-11-28 2015-12-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9230695B2 (en) 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US9275759B2 (en) 2006-11-28 2016-03-01 Terrapower, Llc Modular nuclear fission reactor
US9734922B2 (en) 2006-11-28 2017-08-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9793014B2 (en) 2008-05-15 2017-10-17 Terrapower, Llc Heat pipe fission fuel element
US9831004B2 (en) 2006-11-28 2017-11-28 Terrapower, Llc Controllable long term operation of a nuclear reactor

Cited By (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8971474B2 (en) 2006-11-28 2015-03-03 Terrapower, Llc Automated nuclear power reactor for long-term operation
US9214246B2 (en) 2006-11-28 2015-12-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9230695B2 (en) 2006-11-28 2016-01-05 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
US9275759B2 (en) 2006-11-28 2016-03-01 Terrapower, Llc Modular nuclear fission reactor
US9734922B2 (en) 2006-11-28 2017-08-15 Terrapower, Llc System and method for operating a modular nuclear fission deflagration wave reactor
US9831004B2 (en) 2006-11-28 2017-11-28 Terrapower, Llc Controllable long term operation of a nuclear reactor
US10706979B2 (en) 2006-11-28 2020-07-07 TerraPower, LLC. Controlling spatial position of a propagating nuclear fission deflagration wave within a burning wavefront heat generating region
US10304572B2 (en) 2008-02-12 2019-05-28 Terrapower, Llc Nuclear fission igniter
EP2291850A1 (de) * 2008-05-15 2011-03-09 Searete LLC Heat-pipe-spaltungsbrennstoffelement
EP2291850A4 (de) * 2008-05-15 2012-03-28 Searete Llc Heat-pipe-spaltungsbrennstoffelement
US9793014B2 (en) 2008-05-15 2017-10-17 Terrapower, Llc Heat pipe fission fuel element

Also Published As

Publication number Publication date
DE2142744C3 (de) 1980-11-13
DE2142744B2 (de) 1980-03-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1439774B2 (de) Brennelement fuer einen schnellen kernreaktor
DE2234782B2 (de) Kernreaktor
DE1299773B (de) Brennelementanordnung fuer einen mit fluessigem Metall gekuehlten schnellen Brutreaktor
DE2341757A1 (de) Thermisch schaltendes heizrohr
DE2816313A1 (de) Einrichtung zur speicherung radioaktiver abfaelle und zur wiedergewinnung der von diesen abgegebenen parasitaeren waerme
DE1266890B (de) Schneller Atomkernreaktor grosser Abmessung
DE2142744A1 (de) Brennelement fuer kernreaktoren
DE1806731A1 (de) Reaktorkern fuer Kernreaktoren
DE3525273A1 (de) Steuerstabkonstruktion fuer siedewasserreaktoren
DE1121238B (de) Kernreaktor-Brennstoffelement
DE2007833A1 (de) Kernreaktorbrennstab
DE1234335B (de) Brennelement-Einheit mit vieleckigem Querschnitt fuer einen thermischen Kernreaktor
DE1809485A1 (de) Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors
DE1239411B (de) UEberhitzerkernreaktor
DE2843346A1 (de) Kernreaktor
DE2200373A1 (de) Brenn- und/oder brutelement fuer kernreaktoren
DE1789187C3 (de)
DE2803355A1 (de) Transportbehaelter fuer brennelemente
DE1514956A1 (de) Verfahren zur Verbesserung eines Raketenantriebs
DE1639190A1 (de) Brennelement fuer einen Kernreaktor
DE1905788C3 (de) Atomkernreaktor
DE1804378A1 (de) Kernbrennstoffstaebe mit Huellrohr
DE1277171B (de) Vorrichtung und Verfahren zur thermischen und/oder chemonuklearen Behandlung von Stoffen unter Tage
DE1564001A1 (de) Einrichtung zum Pruefen von Spaltstoffelementen in einem Versuchsreaktor
DE1935094U (de) Brennstoffelement fuer den kern eines kernreaktors.

Legal Events

Date Code Title Description
OD Request for examination
OGA New person/name/address of the applicant
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
8339 Ceased/non-payment of the annual fee