DE2340006C2 - Atomreaktor - Google Patents
AtomreaktorInfo
- Publication number
- DE2340006C2 DE2340006C2 DE2340006A DE2340006A DE2340006C2 DE 2340006 C2 DE2340006 C2 DE 2340006C2 DE 2340006 A DE2340006 A DE 2340006A DE 2340006 A DE2340006 A DE 2340006A DE 2340006 C2 DE2340006 C2 DE 2340006C2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel
- rods
- housing
- fuel rods
- bundle
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- G—PHYSICS
- G02—OPTICS
- G02B—OPTICAL ELEMENTS, SYSTEMS OR APPARATUS
- G02B1/00—Optical elements characterised by the material of which they are made; Optical coatings for optical elements
- G02B1/10—Optical coatings produced by application to, or surface treatment of, optical elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Optics & Photonics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Die Erfindung bezieht sich auf Atomreaktoren des im Oberbegriff des Anspruches 1 angegebenen Typs.
In der Reaktorkernstruktur eines typisch mit Natrium gekühlten Schnellreaktors sind die Brennelementbündel
von einer Kernboden-Tragstruktur oder einem Querrost getragen. Der Eintritt des Natriumkühlmittels in die
Brennelementbündel findet an deren unteren Enden statt, d. h., im Bereich des Querrostes. Die Kühlmittelströmung
verläuft durch die rohrförmigen Außengehäuse der Brennelementbündel über die Brennstoffstäbe,
die darin aufgenommen sind, wobei die Wärme von den Brennstoffstäben durch das Kühlmittel abgezogen
wird, welches durch die Gehäuse hindurchströmt. Die Strömungsrate der Kühlmittelströmung durch die
Brennelementbündel wird durch eine Drosseleinrichtung gesteuert, die innerhalb der unteren Enden der Gehäuse
der Brennelementbündel angeordnet ist
In der Kernstruktur eines Atomreaktors ändert sich die Verteilung der Gewinnrücklage des Neutronenflusses
quer über die Brette der Kernstruktur; im allgemeinen hat der Neutronenfluß in der Mitte der Kernstruktur
ein MaAimum und fällt an deren Umfang auf einen geringeren
Wert ab.
Materialien, wie rostfreier Stahl, welche für die Herstellung der Brennelementbündel der beschriebenen Art
verwendet werden, sind der Erscheinung des durch Bestrahlung induzierten Porenwachstum ausgesetzt. Diese
Erscheinung hat ein körperliches Wachstum des Materials unter der Neutronenbestrahlung zur Folge, wobei
das Maß des Wachstums abhängig ist von der Intensität des Neutronenflusses.
Brennelementbündel an gewissen Stellen in der Kernstruktur sind einem Neutronenflußgradient ausgesetzt.
Wegen der fortschreitenden Verringerung des Neutronenflusses zu dem Umfang der Kernstruktur hin
wird ein Brennelementbündel einem geringeren Neutronennuß auf seiner zur Außenseite der Kernstruktur
hinweisenden Seite, und einem höheren Neutronenfluß an seiner der Mitte der Kernstruktur zugewendeten
Seite unierworfen. Somit sind die beiden zur Außenseite und zur Innenseite der Kernstruktur zugewendeten Seiten
des Gehäuses des Brennelementbündels einem unterschiedlichen Wachstuni unterworfen. Die der Mitte
der Kernstruktur zugewendete Seite des Gehäuses des Brennelementbündels wird einem größeren Wachstum
unterworfen als die der Außenseite der Kernstruktur zugewendete Seite. Dieses unterschiedliche Wachstum
führt zu einem Verbiegen der Brennelementbündel, welci.ss
zu Schwierigkeiten beim Betrieb des Reaktors führen kann. Beispielsweise kann das Verbiegen Schwierigkeiten
beim Entfernen der Brennelementbündel aus der Kernstruktur während eines Nachfüllvorganges verur-Sachen.
Durch die Druckschrift DE-AS 12 34 335, gemäß dem
Oberbegriff des Anspruches 1, ist ein Atornkernreaktor
bekannt, bei welchem durch eine Trennkonstruktion dafür gesorgt wird, daß die jeweils eine Doppelreihe bildenden
Brennstoffstäbe einer jeden Brennelement-Einheit unmittelbar von einer erheblichen Menge an
Moderator umgeben sind, wodurch die Brennstoffstäbe jeder Brennelement-Linheit im wesentlichen im gleichen
Neutronenfluß arbeiten sollen. Hierdurch wird aber nur jenen Mißständen abgeholfen, welche bei früheren
Atomkernreaktoren dadurch aufgetreten sind, daß die Brennstäbe ungleichmäßig vom Moderator umgeben
waren.
Trotz der Verbesserung in der Gleichmäßigkeit des Neutronenflusses tritt nach wie vor an mindestens einzelnen Brennstoffstäben ein Neutronenflußgradient auf, welcher die oben erwähnten, ungleichmäßigen Ablagerungen bildet
Trotz der Verbesserung in der Gleichmäßigkeit des Neutronenflusses tritt nach wie vor an mindestens einzelnen Brennstoffstäben ein Neutronenflußgradient auf, welcher die oben erwähnten, ungleichmäßigen Ablagerungen bildet
Ausgehend von diesem Stand der Technik ist es Aufgäbe
der Erfindung, den bekannten >iomkernreaktor dahingehend weiterzubilden, daß die Bildung von Ablagerungen
an den Brennstoffstäben mindestens so weit gemildert wird, daß keine nennenswerten Verbiegungen
der Brennstoffstäbe mehr auftreten, welche das Ausziehen bzw. Auswechseln dieser Brennstoffstäbe beeinträchtigen
könnten.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch die Merkmale des kennzeichnenden Teiles des Anspruchs 1
gelöst
Das durch Bestrahlung induzierte Porenwachstum ist nämlich bekanntlich temperaturabhängig. Ein Absenken
der Betriebstemperatur in den Gehäusen der Brennelementbündel kann somit zu einer merklichen Verringerung
des Ausmaßes der stattfindenden Verbiegung führen. Es wird nun erfindungsgemäß jedoch nicht die
Kühltemperatur insgesamt abgesenkt, weil sonst der theoretische Wirkungsgrad der Anlage verringert würde,
sondern durch die Drossel-Verteilereinrichtungen wird die Temperatur lediglich jenss Kühlmittelstromes
abgesenkt, der im Außenkanal verläuft. Somit wird gerade an jener Stelle die Bildung von Ablagerungen vermindert,
wo diese Ablagerungen früher zur Verbiegung geführt haben, und zwar ohne wesentliches Verschlechtern
des Gesamtwirkungsgrades.
Somit führt der Betrieb der Gehäuse der Brennelemente bei einer verringerten Temperatur zu einer Verringerung
des Ausmaßes der Verbiegung der Brennelementbündel aufgrund einer Verringerung des Ausmaßes
des durch Bestrahlung induzierten Porenwachstum im Gehäuse der Brennelementbündel.
Nach einem bevorzugten Merkmal der Erfindung ist zusätzlich vorgesehen, daß die Außenreihe der Brennsioffstäbe
des Brennstoffbündels Brutmaterial enthält, wohingegen d:e restlichen Brer.nstoffstäbe Spaltniaicrial
enthalten. Auf diese Weise ist die Wärmeerzeugung in der Außenreihe der Brennstcffstäbe weiter herabgesetzt,
was zu einer weiteren Verringerung der Temperatur des Aufl-sngehäuses des Brennstoffbündels führt
Ausfüf-rungsformen der Erfindung werden beispielhaft
unter Bezug auf die Zeichnung beschrieben. In der Zeichnung zeigt
Fig. 1 einen Längsschnitt einer Ausführungsform eines Brennstoffelementbündels gemäß der Erfindung,
Fig. 2 einen Querschnitt entlang der Linie H-II in Fig. 1,
Fig. 3 einen Querschnitt entlang der Linie III-III in
Fig. 1,
Fig. 4 einen Querschnitt entlang der Linie IV-IV in
Fig. 1.
F i g. 5 einen Teillängsschnitt entlang der Linie V-V in Fig. 4, und
Fig. 6 eine Ansicht wie diejenige in Fig. 2, jedoch
mit einem im Querschnitt kreisförmigen Gehäuse.
In F i g. 1 der Zeichnung ist ein Brennelementbündel eines Atomreaktors gezeigt, welches ein äußeres Gehäuse
1 mit sechseckigem Querschnitt aufweist. Das Gehäuse ist aus rostfreiem Stahl.
Innerhalb des Gehäuses 1 ist ein Bündel von 36 Brutstäben 2 und von 127 Brennstoffstäben 3 angeordnet
Die Brennstoffstäbe 3 erstrecken sich in Längsrichtung durch das Gehäuse 1 parallel zueinander und sind in
Form eines sechseckigen Gitters angeordnet Die Brutstäbe 2 sind in einer äußeren Reihe angeordnet, welche
das Bündel der Brennstoffstäbe 3 umgibt
Jeder der Brennstoffstäbe 3 umfaßt eine rohrförmige Hülle aus rostfreiem Stahl, in welcher nucleares Spaltmaterial
in keramischer Form enthalten ist Abstandshalter für die Brinnstoffstäbe 3 weisen schraubenförmig
gewickelten Draht 4 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 vorliegt 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
einen Boden-Tragrost 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, welche sich in
Längsrichtung innerhalb des Gehäuses 1 parallel zu den Innenflächen der Seiten 8 erstrecken. Jede der Trennwände
9 ist aus einem Streifen aus rostfreiem Stahlband gebildet, dessen Längskanten zur Ausbildung von
Flanschen 10 abgebogen sind. Die Flansche 10 sind entlang der Innenecken zwischen benachbarten Seiten 8
des Gehäuses 1 angeschweißt. Auf diese Weise sind zwischen den Trennwänden 9 und den Innenflächen der Seiten
8 des Gehäuses 1 Du/jhlässe 11 gebildet. Jeder Durchlaß 11 nimmt die sechs Brutstäbe 2 auf. welche
sich benachbart zu der betrtffend?r 1V:. S des Gehäuses
1 erstrecken.
Vi/ie in F i g, ! gezeigt, ist eine Verlängerungshüise 12
in Ua-, uniüre Ende des Gehäuses 1 eingepaßt. Die Verlänjterungshülse
12 hat einen sechseckigen Querschnitt, weither zu dem Querschnitt des Gehäuses 1 korrespu·.;
diert Das Ende des Gehäuses 1 greift an einem Außer, rand 13 an der Verlängerungshülse 12 an und ist an der
Hülse mittels einer am Umfang verlaufenden Stirnschweißnaht 14 befestigt. Die Verlängerungshülse 12
hat eine Bohrung 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-Drosseleinrichtung 18 ist in die Bohrung 15 der Verlängerungshülse 12 eingepaßt
Die Drosselanordnung 18 umfaßt eine Außenhülse 19, welche mit enger Passung in die Bohrung 15 eingesteckt
ist, sowie eine Futterhülse 20, weiche in Längsrichtung in zwei Hälften 21 geteilt ist urJ in die Außenhülse
19 eingepaßt ist, sowie eine Anzahl von Torusringen 22, weiche Siebscheiben 23 aus Draht aufweisen
und in Ringnuten 24 eingepaßt sind, die innerhalb der Klemmhülse 20 in Längsrichtung im Abstand voneinander
angeordnet sind. Das untere Ende der Trennkonstruktion "/ ist so gestaltet, daß es um das obere Ende
der Außenhülse 19 der Drosselanordnung 18 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 Verlängerungshülse 12 sind auf die Durchlässe
11 ausgerichtet
Wie in F i g. 3 gezeigt, ist ein Drosselring 26 in der
Gegenbohrung 17 an dem unteren Ende der Bohrung 15 in der Verlängerungshülse 12 eingepaßt. Der Drosselring
26 paßt um einen vorspringenden Umfangsbunc? 27 an der Außenhülse 19 der Drosselanordnung 18. Der
Drosselring hat sechs Durchtrittsöffnungen 28, welche zu der· 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 Paß-
« hülse 30 auf. Die Paßhülse 30 hat einen Kopf 31, welcher in der Form dem unteren Ende der Verlängerungshülse
12 entspricht, mit welcher er verbunden ist Die Paßhülse 30 hat eine äußere zylindrische Lagerfläche 32 von geringerem
Durchmesser als der Kopf 31, und eine Bohrung 33. Der Kopf 31 der Paßhülse 30 hat einen Umfangsstutzen
34, welcher in das untere Ende der Verlängerungsiiülse 12 paßt Wie in den Figuren 4 und 5
gezeigt, sind die Verlängerungshülse 12 und die am oberen
Ende des Ständers angeordnete Paßhülse 30 mittels zwölf hochzugfesten Kopfschrauben 35 aneinander befestigt,
welche sich, wie in F i g. 3 gezeigt, durch äußere Längsschlitze 36 in dem Drosselring 26 erstrecken. Wie
in den Fig. 1 und 4 gcr-igt, führen sechs Längsschlitze
37 in dem Kopf 31 dei Pai>nülse 30 von der darin angeoidneten
Bohrung 33 und sind auf die Durchtrittsöffnungen 28 in dem Drosselring 26 und mit den Längsschlitzen
26 in Jer Bohrung 15 der Verlängerungshüise
^ausgerichtet.
Der Ständer 28 ."iridDt außerdem einen Ho'm 38.
welcher sich koaxial von der Pi,Bhülse 30 aus erstreckt.
Der Holm 38 hat drei sich radial erstickende Vertcilerarme
eines Verteilerkreuzes an seinen oberen Ende.
Die Verteilerarme 39 Dassen >n das obere Ende der
Bohrung 33 in der Paßhülse 10. Die Bohrung 33 der
Paßhiilse 30 weist entlang ihres Umfangs einen Innenbund
40 auf. Die Verteilerarme 39 des Holmes 38 haben Absätze 41 an den Enden ihrer Außenflächen 42, welche
Absätze 41 in den Innenbund 40 in der Bohrung 33 der Paßhiilse 30 eingreifen und so den Holm 38 in Längsrichtung
gegenüber der Paßhülse 30 festlegen.
Das untere Ende des Holmes 38 hat einen zylindrischen Bund 43, über welchen ein unterer Nasensteg 45
aufgepaßt ist. Der Nasensteg 45 weist eine äußere zylindrische Lagerfläche 46 auf, und ist an dem zylindrischen
Bund 43 des Holmes 38 mittels zwei geraden Stiften 47 festgelegt, die in Löchern in dem Körper des unteren
Nasensteges 45 gesichert sind und einen losen Halt für den Holm 38 bilden. Die Stifte greifen in eine Nut 48
rings dem zylindrischen Bund 43 des Holmes 38 ein.
Eine Filteranordnung 49, die ein Teil des Ständers 29 bildet, umfaßt einen oberen und einen unteren Haltering
50 und 51, welche durch Längsstangen 52 verbunden sind. Die Stangen 52 werden in ihrem mittleren Bereich
durch lnnenringe 53 auf Abstand gehalten, welche in Nuten 54 in den Stangen 52 eingreifen. Der obere Haltering
50 der Filteranordnung 49 paßt um einen Ansatz 55 an dem unteren Ende der Paßhülse 30 des Ständers 29.
Der untere Haltering 51 der Filteranordnung 49 paßt um einen Ansatz 56 an dem oberen Ende des Nasenstükkes
45 des Ständers 29. Die Stützstruktur der Filteranordnung
49 mit dem oberen und unteren Haltering 50,
51 und den Längsstangen 52 ist durch eine Filterhülse 57 aus einem Drahtnetz abgedeckt.
Während des Betriebs bildet das Brennelementbündd aus F i g. 1 einen Teil der Kernstruktur eines Atomreaktors,
wobei der Ständer 29 in eine Kernboden-Tragstruktur oder in einen Querrost 58 eingesetzt ist. Der
Querrost 58 umfaßt eine Überplatte 59 und eine Unterplatte 60. Der Ständer 29 paßt in den Querrost 58,
wobei die zylindrische Lagerfläche 32 der Paßhülse 30 in ein Loch 61 in der Oberplatte 59 des Querrostes 58
paßt und das untere Nasenstück 45 des Ständers 29 in ein Loch 62 in der Unterplatte 60 des 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 der Trennkonstruktion 7 innerhalb des Gehäuses 1. Ein Teil des
Natrium strömt jedoch durch die Durchtrittsöffnungen 28 in dem Drosselring 26 und dann durch die Längsschlitze
25 in der Bohrung 15 der Verlängerungshülse 12, so daß es in die Durchlässe 11 eintritt, weiche 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 entlang den Brutstäben 2 größer ist
als die Rate des Natriumhauptstromes entlang den (Irennstoffstäben 3. Auf diese Weise hat das entlang den
Brutstäben 2 strömende Natrium eine geringere Temperatur, als das entlang den Brennstoffstäben 3 strömende
Natrium. Das entlang den Brutstäben 2 strömende Natrium hat auch schon von vorneherein eine niedrigere
to Temperatur wegen der Erzeugung von weniger Wärme in den Brutstäben 2. Dies bedeutet, daß dos Gehäuse 1
des Brennelementbündels bei einer geringeren Temperatur betrieben wird als sie vorhanden wäre, wenn das
Gehäuse der Temperatur des Haiipt-Natriurnbtroms
π entlang den Brennstoffstäben 3 ausgesetzt wäre. Der
Betrieb des Gehäuses 1 des Brennelementbündels bei einer geringeren Temperatur verringert das Ausmaß
des durch Bestrahlung induzierten Porenwachsturm, welches im Gehäuse 1 des Brennelementbündels stattfindet.
Wenn daher das Brennelementbündel an einer Stelle in dem Reaktorkern angeordnet ist, wo ein Quergradient
im Neutronenfluß vorhanden ist, ist somit das Ausmaß der Verbiegung des Brennelementbündels aufgrund
eines unterschiedlichen Wachstums des Gehäuses unter der Bestrahlung verringert.
Der Drosselring 26 kann in seiner Winkelposition vor dem Beladen des Brennelementbündels in den Reaktorkern
eingestellt werden, so daß das Maß eingestellt wird, mit welchem sich die Durchtrittsöffnungen 28 in
dem Drotselring mit den Längsschlitzen 25 in der Bohrung
der Verlängerungshülse 1.2 überdecken. Dadurch kann der Anteil des Natriumstromes entlang der Bruistäbe
2 im erforderlichen Ausmaß voreingestellt werden.
In Fig. 6 ist em Brenneij.:...ntbundel mit einem Gehäuse
1 mit kreisförmigem Querschnitt gezeigt. Die Trennwände 9 sind mit zusätzlichen eingepaßten
Futterstücken 63 versehen, welche die Brutstäbe 2 an den Innenseiten des Gehäuses 1 festlegen. Die Futterstücke
63 erstrecken sich kontinuierlich über die gesamte Länge der Trennwände 9. Sie können jedoch sich
auch diskontinuierlich entlang der Länge der Trennwände 9 erstrecken, so daß sie lediglich lokale Stützstellen
bilden. Di? kontinuierlichen Futterstücke 23 bilden
offene Kanäle tür den Kühlmittelstrom. Alternativ können sie jedoch auch so ausgebildet sein, daß sie stillstehende
Säulen aus Kühlmittel einschließen.
An dem oberen Ende des Brennelementbüüdels kann
eine Vermischung der voneinander getrennten Natriumströme von jeder Seite der Trennwände 9 zr elassen
werden, wodurch eine gleichmäßige Außentemperatur des aus dem Brennstoffbündel austretenden Kühlmittels
erreicht wird. Dies kann mittels V-Schlitzen erzielt
werden, die in die oberen Enden der Trennwände 9 eingeschnitten sind und eine zunehmende Vermischung
der beiden Ströme zulassen.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (2)
1. Atomkernreaktor 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, wobei jedes Brennelementbündel
eine sich in Längsrichtung erstreckende Trennkonstruktion aufweist, welche innere und äußere,
konzentrisch zueinander liegende Strömungskanäle für das Kühlmittel entlang dem Gehäuse bilden,
wobei eine äußere Gruppe von Brennstoffstäben in dem Außenkanal und der Rest der Brennstoffstäbe
des Bündels in inneren Kanälen aufgenommen sind, dadurch gekennzeichnet,
daß jedes Brennelementbündel nur eine einzige solche Trennkonstruktion (7) aufweist, und
daß Drossel- tind Verteilereinrichtungen (18,26) zur Beschränkung des Kühlniittelstromcs durch die Kanäle derart vorgesehen sind, daß die Temperatur des Kühlmittelstromes in dem Außenkanal geringer ist, als diejenige in dem Innenkanal.
daß Drossel- tind Verteilereinrichtungen (18,26) zur Beschränkung des Kühlniittelstromcs durch die Kanäle derart vorgesehen sind, daß die Temperatur des Kühlmittelstromes in dem Außenkanal geringer ist, als diejenige in dem Innenkanal.
2. Atomkernreaktor gemäß Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß die Außenreihe der Brennstoffstäbe (2) Brutmaterial enthalten, und
daß die restlichen Brennstoffstäbe (3) Spaltmaterial enthalten.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB3681572A GB1422796A (en) | 1972-08-07 | 1972-08-07 | Improvements in nuclear reactors |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2340006A1 DE2340006A1 (de) | 1974-02-21 |
DE2340006C2 true DE2340006C2 (de) | 1982-12-02 |
Family
ID=10391400
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2340006A Expired DE2340006C2 (de) | 1972-08-07 | 1973-08-07 | Atomreaktor |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3971698A (de) |
JP (1) | JPS565359B2 (de) |
DE (1) | DE2340006C2 (de) |
FR (1) | FR2195823B1 (de) |
GB (1) | GB1422796A (de) |
Families Citing this family (27)
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 |
GB1518292A (en) * | 1975-05-07 | 1978-07-19 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor fuel sub-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 |
Family Cites Families (10)
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 | ||
US3132076A (en) * | 1960-03-14 | 1964-05-05 | John M West | Nuclear reactor |
BE627441A (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 |
-
1972
- 1972-08-07 GB GB3681572A patent/GB1422796A/en not_active Expired
-
1973
- 1973-08-06 FR FR7328682A patent/FR2195823B1/fr not_active Expired
- 1973-08-06 US US05/385,707 patent/US3971698A/en not_active Expired - Lifetime
- 1973-08-07 JP JP8874973A patent/JPS565359B2/ja not_active Expired
- 1973-08-07 DE DE2340006A patent/DE2340006C2/de not_active Expired
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2195823B1 (de) | 1978-06-30 |
DE2340006A1 (de) | 1974-02-21 |
US3971698A (en) | 1976-07-27 |
JPS565359B2 (de) | 1981-02-04 |
JPS4985488A (de) | 1974-08-16 |
GB1422796A (en) | 1976-01-28 |
FR2195823A1 (de) | 1974-03-08 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2340006C2 (de) | Atomreaktor | |
DE2600878A1 (de) | Abstandshaltervorrichtung fuer ein buendel paralleler nadeln in einer kernreaktorelementanordnung | |
DE2849395C2 (de) | ||
DE3019175C2 (de) | Brennstoffkassette | |
DE1589662B2 (de) | Kernbrennstoffelement | |
DE3525273A1 (de) | Steuerstabkonstruktion fuer siedewasserreaktoren | |
DE1234335B (de) | Brennelement-Einheit mit vieleckigem Querschnitt fuer einen thermischen Kernreaktor | |
DE2038134C3 (de) | Mit flüssigem Metall gekühlter Schnellbrüter-Kernreaktor | |
DE1082991B (de) | Spaltmaterialpatrone fuer Kernreaktoren | |
DE2512664A1 (de) | Vorrichtung zum halten und stuetzen der staebe eines stabbuendels in der huelle eines kernreaktor-brennelements | |
DE2915179C2 (de) | ||
DE2757396A1 (de) | Brennelement fuer schnelle kernreaktoren | |
DE2157502A1 (de) | Kernbrennstoffelement | |
DE1764478B2 (de) | Reaktorkern fuer einen atomkernreaktor | |
DE1060507B (de) | Kernbrennstoffelement | |
DE2600231A1 (de) | Brennelement fuer kernreaktoren und verfahren zu dessen herstellung | |
DE1589662C (de) | Kernbrennstoffelement | |
DE2219124A1 (de) | Kernbrennstoffelementanordnung | |
DE2129809A1 (de) | Siedewasserreaktorkern | |
DE3515469A1 (de) | Brennelement fuer einen wassergekuehlten kernreaktor | |
DE1187332B (de) | Brennelement fuer Kernreaktoren | |
DE2402979C3 (de) | Brennstoffbündel für Kernreaktoren | |
DE1564036C3 (de) | ||
DE1905788C3 (de) | Atomkernreaktor | |
DE1935094U (de) | Brennstoffelement fuer den kern eines kernreaktors. |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OD | Request for examination | ||
D2 | Grant after examination | ||
8328 | Change in the person/name/address of the agent |
Free format text: SCHWABE, H., DIPL.-ING. SANDMAIR, K., DIPL.-CHEM. DR.JUR. DR.RER.NAT., PAT.-ANW., 8000 MUENCHEN |
|
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |