DE2340006A1 - Atomreaktor - Google Patents

Atomreaktor

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DE2340006A1
DE2340006A1 DE19732340006 DE2340006A DE2340006A1 DE 2340006 A1 DE2340006 A1 DE 2340006A1 DE 19732340006 DE19732340006 DE 19732340006 DE 2340006 A DE2340006 A DE 2340006A DE 2340006 A1 DE2340006 A1 DE 2340006A1
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Description

DR. BERG DIPL.-ING. STAPF DIPL.-ING. 3CHWABE DR. DR. 3ANDMAIR
PATENTANWÄLTE 8 MÜNCHEN 86, POSTFACH 86 0245 2 3 4 0 Q 0
Dr. Bwrg Dtpl.Hna-Stapf, 8 MOndMn 88, P. O. Box M 02 45 Anualtsakts 24 256 IhrZrtct··« Ur»*rZ«lchen . ^- β MÜNCHEN 80 Yourr.f. Ourr.1. Z4- ZOD
1 7. AUG. 1973
United Kingdom Atomic Energy Authority London / Großbritannien
Atomreaktor
Die Erfindung bezieht sich auf Atomreaktoren desjenigen Typs, bei dem eine Reaktorkernstruktur vorhanden ist,,uelche dicht gepackte parallele Bündel von Brennelementen aufweist. Solche Brennelementbündel können von demjenigen Typ sein, bei welchem eine Wehrzahl von länglichen Brennstoffstäben parallel
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zueinander und im Abstand voneinander innerhalb eines rohrförmigen Außengehäuses angeordnet sind. Eine dichte Packung solcher Brennelementbündel ist in Reaktorkernen ohne festen Moderator vorhanden, d, h. in Reaktorkernen von Schnellreaktoren und in Reaktorkernen, die. durch Moderatorflüssig— keiten gekühlt sind, wie es in Druck— und Siedewasserreaktoren der Fall ist.
In der Reaktorkernstruktur eines typisch mit Natrium gekühlten Schnellreaktors sind die Brännelementbündel von einer Kernbaden-Tragstruktur oder einem Querrost getragen. Der Eintritt des Natriumkühlmittels in die Brennelementbündel findet an deren unteren Enden statt, d. h«, im Bereich des Querrost8s. Die Kühlmittelströmung verläuft durch die rohrförmigen Außengehäuse der Brennelementbündel über die Brennstoffstäbe, die darin aufgenommen sind, uobei die Wärme von den Brennstaffstäben durch das Kühlmittel abgezogen wird, welches durch die Gehäuse hindurchströmt. Die Strömungsrate der Kühlmittelströmung durch die Brennelementbündel wird durch eins Drosseleinrichtung gesteuert, die innerhalb der unteren Enden der Gehäuse der Brennelementbündel angeordnet ist.
In der Kernstruktur eines Atomreaktors Mndert sich die Verteilung der Geuinnrücklage des Neutronenflusses quer über die Breite der Kernatrukturl im allgemeinen hat der Neutronen-
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fluO in der Pütts der Karnstruktur ein Maximum und fällt an deren Umfang auf einen geringeren Wert ab«
[materialien, uie rostfreier Stahl, weiche for die Herstellung der Brennelementbündel der beschriebenen Art verwendet werden, sind der Erscheinung des durch Bestrahlung induzierten Porenuachstums ausgesetzt. Diese Erscheinung hat ein körperliches Wachstum des Materials unter der Neutronenbestrahlung zur Folge, uobei das Maß des Wachstums abhängig ist von der Intensität des Neutronenflusses.
Brcnnelemsntbündel an gewissen Stellen in der Kernstruktur sind einem Ueutroncnflußgradient ausgesetzt. Wegen der fortschreitenden Verringerung des Neutronenflusses zu dem Umfang der Kcrj-istruktur hin wird ein Brennelenentbündel einem, geringeren Meutronenfluß auf seiner zur Außenseite der Kern— struktur hinweisenden Seite, und einem höheren Neutranenfluß an seiner der Kitts der Kernstruktur zugewendeten Seite unterwarfen. Somit sind die beiden zur Außenseite und zur Innenseite dsr Kernstruktur zugewendeten Seiten des Gehäuses des Srcnnalarnentbündels einem unterschiedlichen Wachstum unterworfen. Die der Ritte der Kernstruktur zugewendete Seite des Gehäuses- des Drennelementbündels wird einem größeren Wachstum unterworfen, als die der Außenseite der Kernstruktur zuneuendstc Seite. Dieses unterschiedliche Wachstum führt zu üincn Unrbiegsn der 3rennelementbündel, welches zu Schwierig-
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keiten beim Betrieb des Reaktors führen kann. Beispielsweise kann das Verbiegen Schwierigkeiten beim Entfernen der Brennelementbündel aus der Kernstruktur während eines Nachfüllvorganges verursachen.
Das durch Bestrahlung induzierte Parenuachstum ist bekanntlich temperaturabhängig* Ein Absenken der Betriebstemperatur in den Gehäusen der Brennelemeritbündel kann zu einer merklichen Verringerung des Ausmaßes der stattfindenden Verbiegung führen,
Ein Verfahren zur Verringerung der Gehäusetemperatur der Brennstoffbündel besteht darin, die Strömungsrate der Kühlflüssigkeit durch die Brennstoffbündel zu erhöhen. Eine Erhöhung der Kühlflüssigkeitsrate bedeutet, daS die Kühltemperatur und somit die Temperatur der Gehäuse der Brennelementbündel für dieselbe Rate der Wärmeabfuhr abgesenkt uird. Ein solches Vorgahen hat jedoch Nachteile, weil der theoretische Wirkungsgrad der Anlage durch das sich ergebende Absenken der Kühlmittel—
AuslaStemperatur verringert uird.
Gemäß der Erfindung ist in einem Kernreaktor mit einer Kernstruktur, die eng gepackte parallele Brennelementbündel aufuaist, wobei jedes Bündel eine Gruppe von im Abstand angeordneten Brennstoffstäben umfaßt, die parallel zueinander innerhalb einas rohrförmigen Gehäuses angeordnet cind, für
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jedes Bündel eine sich in Längsrichtung erstreckende Trennkonstruktion vorgesehen, die innere und äußere, sich durch das Gehäuse erstreckende Strömungskanäle für das Kühlmittel bilden, wobei eine äußere Gruppe von Brennstoffstäben in dem Außenkanal, und der Rest der Brennstoffstäbe des Bündels in dem Innenkanal angeordnet eind. Außerdem ist eine Drosseleinrichtung zur Verzögerung der Kühlmittelströmung durch die Kanäle vorgesehen, wobei die Drosseleinrichtung derart angeordnet ist, daß die Temperatur des Kühlmittalstroms im Außenkanal geringer ist, als diejenige im Innenkanal.
Da das über die Außenreihen der Brennstoffstäbe strömende Kühlmittel eine geringere Temperatur hat, als der Haupt-Kühlmittelstrom entlang dem Rest der Brennstoffstäbe, sind die Gehäuse der Brennelementbündel einer niedrigeren Temperatur ausgesetzt, als es der Fall sein würde, wenn die Gehäuse der Temperatur des Haupt-Kühlmittelstromes durch die Brennelementbündel unterworfen wären· Der Betrieb der Gehäuse der Brennelemente bei einer verringerten Temperatur führt zu einer Verringerung des Ausmaßes der l/erbiegung der Brennelementbündel aufgrund einer Verringerung des Ausmaßes des durch Bestrahlung induzierten Porenwachstums im Gohäuae der Brennelementbündel.
Durch die Erfindung wird außerdem ein Brennelementbündel in cinam Atomreaktor geschaffen, welches eine Gruppe von im
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Abstand voneinander angeordneten Brennstoffelementen aufweist, die parallel, zueinander innerhalb eines rohrförmigen Gehäuses angeordnet sind, uobei sich in Längsrichtung erstreckende Trennmittel vorgesehen sind, die einen inneren und einen äußeren vom Kühlmittel durchströmten Kanal längs das Gehäuses bildenf uobei die Außenreihe der Brennstoffstäbe in dem Außen— kanal und der Rest der Brennstoffstäbe in dem Innenkanal aufgenommen sind. Außerdem sind einstellbare Drossel- und Verteilermittel zur Änderung der durch die Kanäle strömenden Anteile am Gesamt-Kühlmittelstrom vorgesehen·
Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung ist zusätzlich vorgesehen, daß die Außenreihe der Brennstoffstäbe des Brenn— stoffbündels Brutmaterial enthalten, wohingegen die restlichen .Brennstoffstäbe Spaltmaterial enthalten. Auf diese Weise ist die Wärmeerzeugung in der Außenreihe der Brennstoffstäbe weiter herabgesetzt, was zu einer weiteren Verringerung der Temperatur des Außengehäuses des Brennstoffbündels führt.
Ausführungsformen der Erfindung werden beispielhaft unter Bezug auf die Zeichnung beschrieben. In der Zeichnung zeigt:
Fig. 1 einen Längsschnitt einer Ausführungsfarm eines' Brennelementbündels gemäß Erfindung,
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Fig. 2 einen Querschnitt entlang dor Linie H-II in Fig. 1, Fig. 3 einen Querschnitt entlang der Linie HI-III in Fig. 1, Fig. 4 einen Querschnitt entlang der Linie IU-IU in Fig. 1,
Fig. 5 einen Teillängsschnitt entlang der Linie V-I/ in Fig. 4, und
Fig. 6 eine Ansicht uie diejenige in Fig. 2,jedoch mit einem im Querschnitt kreisfürmigön Gehäuse.
In Fig. 1 der Zeichnung ist ein Brennelementbündel eines Atomreaktors gezeigt, welches ein äußeres Gehäuse 1 mit sechseckigen Querschnitt aufueist. Das Gehäuse ist aus rostfreiem Stahl.
Innerhalb des Gehäuses 1 ist ein Bündel von 36 Brutstäben 2 und von 127 Brennstoffstäben 3 angeordnet. Die Brennstoffstl-be 3 erstrecken sich in Längsrichtung durch das Gehäuse 1 parallel zueinander und sind in Form eines sechseckigen Gitfnrr- angeordnet. Dia Brutstäbe 2 sind in einer äußeren Hoihc angeordnet, uelche das Bändel der Brennstoffstäbe 3 umgibt.
3?d'?r der Brennstoffstäbe 5 umfa3t eine rohrförnig β Hülle
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aus rostfreiem Stahl, in welcher nucleargs Spaltmaterial in keramischer Form enthalten ist. Abstandshalter für die Brennstoffstäbe 3 weisen schraubenförmig gewickelten Draht auf der Hülle jedes Brennstoffstabes 3 auf. Auch jeder der Brutstäbe 2 weist eine rohrförmige Hülle aus rostfreiem Stahl auf, in welcher nucleares Brutmaterial enthalten ist, welches ebenfalls in keramischer Form warliegt. Die Hüllen der Brutstäbe 2 sind ebenfalls mit schraubenförmig gewickelten Drähten 4 versehen, die als Abstandshalter dienen·
Die Brutstäbe 2 und die Brennstoffstäbe 3 werden an ihren unteren Enden innerhalb des Gehäuses 1 durch sinen Boden— Tragrast 5 abgestützt, welcher auf einem Tragring 6 angebracht ist, der innerhalb des unteren Endes des Gehäuses 1 eingepaßt ist.
Bezugnehmend insbesondere auf Fig. 2 ist der Außenring der Brutstäbe 2 von dem inneren Bündel der Brennstoffstäbe 3 durch eine Trennkonstruktion 7 getrennt. Da das Gehäuse einen sechseckigen Querschnitt hat, hat es sechs flache Seiten 8. Die Trennkonstruktion 7 umfaßt sechs gesonderte Trennwände 9, uelche sich in Längsrichtung innerhalb des Gehäuses 1 parallel zu den Innenflächen der Seiten 3 erstrecken. 3ede der Trennwände 9 ist aus einem Streifen aus rostfreiem Stahlband gebildet, dessen Längskanten zur Ausbildung von Flanschen 10 abgebogen sind» Die Flansche 10
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sind entlang der I-nnenecken zuischen benachbarten Seiten 8 des Gehäuses 1 angeschueißt. Auf diese Uei'se sind zuischen den Trennwänden 9 und den Innenflächen der Seiten 8 des Gehäuses 1 Durchlässe 11 gebildet,- 3eder Durchlaß 11 nimmt die sechs Brutstäbe 2 auf, uelche sich benachbart zu der betreffenden Seite 8 des Gehäuses 1 erstrecken.
uiie in Fig* 1 gezeigt, ist eine Verlängerungshülse 12 in das untere Ende des Gehäuses 1 eingepaßt. Die Verlängerungshülse 12 hat einen sechseckigen Querschnitt, welcher zu dem Querschnitt des Gehäuses 1 korrespondiert. Das Ende des Gehäuses 1 greift an einem AuGenbund 13 an der Verlängerungshülse 12 an und ist an der Hülse mittels einer am Umfang verlaufenden Stirnschueißnaht 14 befestigt. Die l/erlängerungshülse 12 hat eine Bahrung 15 mit kreisförmigem Querschnitt, An ihrem oberen Ende öffnet sich die Bohrung 15 in eine konische Einlaufstelle 16. An ihrem unteren Ende hat die Bohrung 15 eine Gegenbohrung 17 mit größerem Durchmesser. Eine Haupt-Drasselcinrichtung 10 ist in die Bohrung 15 der l/erlängerungshülse eingepaf3t. Die Drosoelanordnung 13 umfaßt eine Außenhülse 19, uelchc mit enger Passung in die Bohrung 15 eingesteckt ist, souie eine Futterhülse 20, uelche in Längsrichtung in zuei Hälften 21 geteilt ist und in die Außenhülse 19.eingepaßt ist, souie eine Anzahl von Torusringen 22, uelcha Siebscheiben 25 aus Draht aufweisen und in Ringnuten 24 eingepaßt sind, die
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innerhalb der Klemmhülse 20 in Längsrichtung im Abstand voneinander angeordnet sind. Das untere Ende der Trennkonstruktion 7 ist so gestaltet, daß es um das obere Ende der Außenhülse der Drosselanordnung 13 paßt.
Sechs Längsschlitze 25 in der Bohrung 15 der Verlängerungshülse 12 bilden die Verbindung zwischen der konischen Einlaufstelle 16 an dem oberen Ende der Bohrung 15 und der Gegenbohrung 17 an dem unteren Ende der Bohrung 15, Die Längsschlitze 25 in der Bohrung 15 der l/erlängerungshülse 12 sind auf die Durchlässe 11 ausgerichtet,
Uie "in Fig. 3 gezeigt, ist ein Drasselring 26 in der Gegenbohrung 17 an dem unteren Ende der Bohrung 15 in der Verlängerungshülse 12 eingepaßt. Der Drosselring 26 paßt um einen vorspringenden Umfangsbund 27 an der Außenhülse 19 der Drosselanordnung 18, Der Drosselring hat sechs Durchtrittsöffnungen 28, uelche zu den sechs Längsschlitzen 25 in der Bohrung 15 der Verlängerungshülse 12 korrespondieren.
Ein Ständer 29 an dem unteren Ende des Brennelementbündels weist an seinem oberen Ende eine Paßhülse 30 auf. Die PaQ-hülse 30 hat einen Kopf 31, uelcher in der Form dem unteren Ends der Verlängerungshülse 12 entspricht, mit uelcher er verbunden ist, Dia PaßhülsB 30 hat eine äußere zylindrische Lagerfläche 32 von geringerem Durchmesser als der Kopf 31,
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und eine Bohrung 33, Der Kopf 31 der Paßhülse 3G hat einen Umfangsstutzen 34, uelcher in das untere Ende dar Verlangerungshülse 12 paßt. Uie in den Figuren 4 und 5 gezeigt, sind die Werlengerungshülse 12 und die am oberen Ende des Ständers angeordnete Paßhülse 30 mittels zwölf hachzugfesten. Kopfschrauben 35 aneinander befestigt, welche sich, wie in Fig. 3 gezeigt, durch äußere Längsschlitze 36 in dem Dras'selring 26 erstrecken. Uie in den Fig. 1 und 4 gezeigt, führen sechs Längsschlitze 37 iη dem Kopf 31 der Paßhülse 30 von der darin angeordneten Bohrung 33 und sind auf die Durchtrittsöffnungen 2Ü in dem Drosselring 26 und mit den Längsschlitzen 26 in der Bohrung 15 der Vorllingerungshülse 12 ausgerichtet.
Der Ständer 29 umfaßt außerdem einen Holm 38, welcher sich ko—
axial von der Paßhülse 30 aus erstreckt. Der Holm 38 hat drei sich radial erstreckende Verteilerarme eines Verteiler— kreuzes an seinen oberen Ende. Die Verteilsrarrne 39 passen in das obere Ende der Bohrung 33 in der Paßhülse 30. Die Bohrung 33 der Paßhülse 30 ueist entlang ihres Umfangs einen Innenbund 40 auf. Die Verteilerarme 39 des Holmes .3G haben AbSHtze 41 an den Enden ihrer Außenflächen 42, welche Absätze 41 in den Innenbund 40 in der Bohrung 33 der Paßhülse 30 eingreifen und so den Holm 38 in Längsrichtung gegenüber der PaChülse 30 festlegen.
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Das untere Ende des Holmes 38 hat einen zylindrischen Bund 43, über welchen ein unterer Nasensteg 45 aufgepaßt ist. Der Masensteg 45 ueist eine äußere zylindrische Lagerfläche Ab auf, und ist an dem zylindrischen Bund 43 des Holmes 38 mittels zuei geraden Stiften 47 festgelegt, die in Löchern in dem Körper des unteren Nasenstegas 45 gesichert siad und einen lasen Halt für den Holm 38 bilden. Die Stifte greifen in eine Nut 48 rings dem zylindrischen Bund 43 das Holmes 38 ein.
Eine Filteranordnung 49, die ein Teil des Ständers 29 bildst, umfai3t einen oberen und einen unteren Haltering 50 und 51, ualchs durch Längsstangen 52 verbunden sind« Dis Stangen 52 werden in ihrem mittleren Bereich durch Innsnringe 53 auf Abstand gehalten, welche in Nuten 54 in den Stangen 52 eingreifen. Der obere Haltering 50 der Filteranordnung 49 paCt um einen Ansatz 55 an dem unteren Ende der Paßhülse 30 dos Ständers 29, Der untere Haltering 51 der Filteranordnunri 49 paßt um einsn Ansatz 55 an dem oberen Ends dos ilasenstückos 45 des Ständers 29. Die Stützstruktur dsr Filteranordnung mit dem oberen und unteren Haltsring 50, 51 und den Längsstangen 52 ist durch eine Filtsrhülsc 57 aus einem Drahtnetz abgedeckt.
'Jährend des Betriabs bildst das Brennolemsntbündel aus Fig. 1 einen Tsil der Ksrnstruktur sines Atomrsaktors, uob:ji
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der Ständer 29 in eine Kernboden-Tragstruktur oder in einen Querrost 58 eingesetzt ist. Der Querrost .58 umfaßt eine Oberplatte 59 und eine Unter-platte 60, Der Ständer 29 paßt in den Quarrast 5ß, uobei die zylindrische Lagerfläche 32 der PaShülse 30 in ein Loch 61 in der Oberplatte 59 des Querrostes 50 paßt und das untere Nasenstück 45 des Standars 29 in ein Loch 62 in der Unterplatte 60 das Querrostes 58 paßt.
Im Betrieb des Reaktors wird ein flüssiges Natrium-Kühlmittel in das Brennelementbündel von dem Raum zwischen der Oberplatte 59 und Unterplatte 60 des Querrostes 58 hindurchgeleitet. Das Natrium strömt in das Brennstoffbündel durch die Filteranordnung 49 des Ständers 29, Der Haupt-Natriumstrom verläuft durch die Haupt-Drosselanordnung 18 und dann über die Gruppe von Brennstoffstäben 3 innerhalb dar Trennkonstruktion 7 innerhalb des Gehäuses 1, Ein Teil des Natriums strömt jedoch durch die Durchtrittsöffnungen 2S in dem Drosselring und dann durch die Längsschlitze 25 in der Bohrung 15 der Uerlüngerungshülse 12, so daß es in die Durchlässe 11 eintritt, welche zwischen den Trennwänden 9 und den Innenflächen der Seiten 8 des Gehäuses 1 gebildet sind. Das Natrium strömt aufwärts durch die Durchlässe 11 entlang den Brutstäben 2, die darin aufgenommen sind. Es ist Vorsorge getroffen, daß die Rate des Natriumstromes durch die Durchlässe 11 ent-
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lang den Brutstäben 2 größer ist, als die Rate, des ilatriumhauptstromes entlang den Brennstoffstäben 3. Auf diese Ueise hat das entlang den Brutstäben 2 strömende Natrium aine geringere Temperatur, als das entlang den Brennstoffstäben 3 strömende Natrium, Das entlang den Brutstäben 2 strömende Natrium hat auch schon uon varneherein eine niedrigere Temperatur uegen der Erzeugung uon weniger Wärme in den Brutstäben 2, Dies bedeutet, daß das Gehäuse 1 des Brennelement— bündeis bei einer geringeren Temperatur betrieben uird als sie vorhanden uäre, wenn das Gehäuse der Temperatur des Haupt-Natriumstroms entlang den Brennstoffstäben 3 ausgesetzt uäre. Der Betrieb des Gehäuses 1 des Brennalementbündels bei einer geringeren Temperatur verringert das Ausmaß des durch Bestrahlung induzierten Porenuachstums, uelches im Gehäuse 1 des Brennelamentbündels stattfindet. Uenn daher das Brennelementbündel an einer Stelle in dem Reaktorkern angeordnet ist, uio ein Quergradient im Neutronenfluß vorhanden ist, ist somit das Ausmaß der Verbiegung des Brsnnelementbündels aufgrund e'inss unterschiedlichen Uachstums des Gehäuses unter der Bestrahlung verringert.
Der Drasselring 26 kann in seiner Uinkelposition vor dem Beladen des Brennelementbündols in den Reaktorkern eingestellt uerden, so daß das Naß eingestellt uird, mit uelchem sich die Durchtrit^söffr.ungen 28 in dem Drosselring mit den Längsschlitzen 25 in der Bohrung dar l/erlängarungshülse 12
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überdecken« Dadurch kann der Anteil des Natriumstromes entlang der Brutstäbe 2 im erforderlichen Ausmaß voreingestellt werden.
In Fig. G ist ein Brennelementbündel mit einem Gehäuse 1 mit kroisringförmigen Querschnitt gezeigt. Die Trennwände 9 sind mit zusätzlichen eingepaßten Futterstücken 63 versehen, welche die Brutstäbc ?. an den Innenseiten des Gehäuses 1 festlegen. Die Futterstücke 63 erstrecken sich kontinuierlich über die nosar.tte Länge der Trennwände 9. Sie können jedoch sich auch diskontinuierlich entlang der Länge' der Trennwände 9 erstrncken, so J:" gig lediglich lokale Stützstellen bilden. Oin kontinuierlichen Futterstücke 23 bilden offene Kanäle für den K-":hlr;iittcljtroiTi. Alternativ können sie jedoch auch so , ausrcLiäJ-riet sein, c'aC sie stillstehende Säulen aus Kühlmittel
An ä.on oberen Ende des ßrcnnelementbündels kann eine Uer— mischung dc-r voneinander getrennten Matriumströme von jeder Cnite dor Trc;invj'"nde D zugelsssen werden, wodurch eine gleich— -V;io: Auolr· "ton^pratur des aus dem Brennstoff bündel austretnnonp, 'r.'JlT-l-i'^tclo nrrsicht wird. Dies kann mittels U-Schlitzsn ^r~:L-^7-1 -lerr-.r-n, din in die oberen Enden der Trennwände 9 ein- <~cc-c'rri:.tt<?r> 3LnJ, unc! eine zunehmende Wermischung der beiden :itr:·-■.:· -'..;].:>£—n.
- Patentanspruchs -
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BAD

Claims (1)

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    Patentansprüche:
    f 1*/ Atomreaktor mit einer Kernstruktur, welche eng gepackte parallele Brennelementbündel aufweist, von denen jedes eine Gruppe von im Abstand angeordneten Brennstoffstäben umfaßt, die parallel zueinander innerhalb eines rohrförmigen Gehäuses angeordnet sind, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Brennelementbündel eine sich in Längsrichtung erstreckende Trennkonstruktion (7) aufweist, welche .innere und äußere Strömungskanäle für das Kühlmittel entlang des Gehäuses (1) bilden, wobei eine äußere Gruppe von Brennstoffstäben (2) in dem Außenkanal und der Rest der Brennstoffstäbe (3) des Bündels in dem Innenkanal aufgenommen sind, und daß Drossel- und Uerteilereinrichtungen (18, 26) zur Beschränkung des Kühlmittslstromes durch die Kanäle derart vorgesehen sind, daß die Temperatur des Kühlmittelstromes in dem Außenkanal geringer ist, als diejenige in dem Innenkanal,
    2, Brennelementbündel in einem Atomreaktor, mit einer Gruppe von im Abstand angeordneten Brennstoffstäben, die parallel zueinander innerhalb eines rohrförmigen Gehäuses angeordnet sind, gekennzeichnet durch eine
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    sich in Längsrichtung erstreckende Trennkonstruktion (7), durch welche innere und äußere Strömungskanäle für das Kühlmittel entlang des Gehäuses (i) gebildet sind, uobei die Außenreihe der Brennstoffstäbe (2) in dem Außenkanal und die restlichen Brennstoffstäbe (3) in dem Innenkanal aufgenommen sind, und durch einstellbare Drossel- und Verteilereinrichtungen ('18, 26) zur Änderung der Anteile des Kühlmittels in den Kanälen an dem gesamten Kühlmittelstrom,
    3. Brennelementbündel in einem Atomreaktor gemäß Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Außenreihe der Brennstoffstäbe (2) Brutmaterial enthalten und daß die restlichen Brennstoffstäbe (3) Spaltmaterial enthalten.
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DE2340006A 1972-08-07 1973-08-07 Atomreaktor Expired DE2340006C2 (de)

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GB (1) GB1422796A (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2620343A1 (de) * 1975-05-07 1976-11-18 Atomic Energy Authority Uk Brennstoffeinsatz fuer einen kernreaktor

Families Citing this family (26)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1510127A (en) * 1974-12-31 1978-05-10 Atomic Energy Authority Uk Nuclear reactor fuel element assemblies
GB1582192A (en) * 1977-06-03 1980-12-31 Nuclear Power Co Ltd Fuel sub-assemblies for nuclear reactors
US4202726A (en) * 1977-12-12 1980-05-13 United Kingdom Atomic Energy Authority Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactors
US4348353A (en) * 1980-11-12 1982-09-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear reactor fuel assembly duct-tube-to-inlet-nozzle attachment system
FR2517869B1 (fr) * 1981-12-04 1986-08-08 Framatome Sa Dispositif d'arret complementaire pour un reacteur nucleaire sous-modere
FR2517867B1 (fr) * 1981-12-04 1986-08-22 Framatome Sa Dispositif de fixation d'un assemblage combustible sur la plaque inferieure de support du coeur, dans un reacteur nucleaire
FR2544122B1 (fr) * 1983-04-08 1985-10-18 Commissariat Energie Atomique Procede de fabrication d'un assemblage de reacteur nucleaire et assemblage obtenu par ce procede
JPS6027889A (ja) * 1983-07-25 1985-02-12 株式会社東芝 核燃料集合体
US4678627A (en) * 1985-04-04 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Debris-retaining trap for a fuel assembly
US4654194A (en) * 1985-09-09 1987-03-31 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Inlet nozzle assembly
US4717529A (en) * 1986-01-10 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide assembly
US4716004A (en) * 1986-02-06 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide extender
US4778647A (en) * 1986-02-14 1988-10-18 Westinghouse Electric Corp. Vibration-damping extender for a thimble guide
US4828791A (en) * 1987-10-05 1989-05-09 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly debris resistant bottom nozzle
FR2622040B1 (fr) * 1987-10-14 1992-08-14 Novatome Dispositif amovible de reglage du debit de fluide de refroidissement dans un assemblage d'un reacteur nucleaire a neutrons rapides et procede de reglage et assemblage correspondants
US5483564A (en) * 1993-04-12 1996-01-09 General Electric Company Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors
US5390221A (en) * 1993-08-23 1995-02-14 General Electric Company Debris filters with flow bypass for boiling water reactors
US5390220A (en) * 1993-11-29 1995-02-14 General Electric Company Lower tie plate strainers including helical spring strainers for boiling water reactors
US5345483A (en) * 1993-12-02 1994-09-06 General Electric Company Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors
US5488634A (en) * 1994-02-10 1996-01-30 General Electric Company Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor
US5473650A (en) * 1994-04-15 1995-12-05 General Electric Company Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor
US5539793A (en) * 1994-10-27 1996-07-23 General Electric Company Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor
US5519745A (en) * 1994-11-03 1996-05-21 General Electric Company Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor
US5528640A (en) * 1994-11-07 1996-06-18 General Electric Company Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor
US5748694A (en) * 1996-03-26 1998-05-05 General Electric Company Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly
US20040096026A1 (en) * 2002-11-18 2004-05-20 Hwang Choe Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1234335B (de) * 1960-03-14 1967-02-16 Gen Nuclear Engineering Corp Brennelement-Einheit mit vieleckigem Querschnitt fuer einen thermischen Kernreaktor

Family Cites Families (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE572515A (de) * 1957-11-01
US3060111A (en) * 1959-08-14 1962-10-23 Sherman Jerome Nuclear reactor
BE598378A (de) * 1960-01-07 1900-01-01
NL288179A (de) * 1962-01-25
US3317399A (en) * 1964-04-13 1967-05-02 Babcock & Wilcox Co Fuel element container
US3309280A (en) * 1964-12-24 1967-03-14 Leonard J Balog Pressure-tube nuclear reactor including fuel assembly with thermal baffle
GB1135235A (en) * 1965-05-11 1968-12-04 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to tubular nuclear fuel rods
GB1106256A (en) * 1965-06-15 1968-03-13 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors
GB1134698A (en) * 1965-06-28 1968-11-27 Atomic Energy Authority Uk Improvements relating to nuclear reactors

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1234335B (de) * 1960-03-14 1967-02-16 Gen Nuclear Engineering Corp Brennelement-Einheit mit vieleckigem Querschnitt fuer einen thermischen Kernreaktor

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2620343A1 (de) * 1975-05-07 1976-11-18 Atomic Energy Authority Uk Brennstoffeinsatz fuer einen kernreaktor

Also Published As

Publication number Publication date
US3971698A (en) 1976-07-27
FR2195823B1 (de) 1978-06-30
JPS4985488A (de) 1974-08-16
JPS565359B2 (de) 1981-02-04
GB1422796A (en) 1976-01-28
FR2195823A1 (de) 1974-03-08
DE2340006C2 (de) 1982-12-02

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