DE2713565A1 - Verduennungssystem fuer ein kernkraftwerk - Google Patents
Verduennungssystem fuer ein kernkraftwerkInfo
- Publication number
- DE2713565A1 DE2713565A1 DE19772713565 DE2713565A DE2713565A1 DE 2713565 A1 DE2713565 A1 DE 2713565A1 DE 19772713565 DE19772713565 DE 19772713565 DE 2713565 A DE2713565 A DE 2713565A DE 2713565 A1 DE2713565 A1 DE 2713565A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel
- pellets
- melting point
- dilution system
- nuclear
- 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.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
-
- 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)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Dipi.-ing. Peter-C Sroka
Dr.-Ing. Ernst Stratmann
4 Düsseldorf 1 ■ Schadowplatz 9
Düsseldorf, 25. März 1977
Westinghouse Electric Corporation
Pittsburgh, Pa., V. St. A.
Pittsburgh, Pa., V. St. A.
Die Erfindung betrifft Kernkraftwerke, insbesondere ein Verdünnungssystem,
das verhindern soll, daß Kernkraftwerke bei Unfällen, bei denen der Reaktorkern infolge eines Kernschmelzens
zerbricht überkritisch werden, wobei das Verdünnungssystem unabhängig von der sich schließlich ergebenden Reaktororientierung
arbeitet.
Seit Beginn der kommerziellen Kernenergieindustrie war ein Hauptüberlegungspunkt für alle Beteiligten das Sicherheitsrisiko,
uberwachungsinstitutionen, kommerzielle Hersteller sowie auch andere Beteiligte haben außerordentlich große Geldsummen in die
Erforschung, die Konstruktion und Entwicklung von redundanten Systemen gesteckt, um die Sicherheit der Öffentlichkeit sicherzustellen.
uberwachungsinstitutionen legen die Konstruktionserfordernisse
von zumindest einem großen Teil der Kernkraftwerke aufgrund von Unfällen fest, die auf dem Gebiet bereits vorgekommen sind, wie
auch aufgrund von hypothetisch möglichen Unfällen, die noch in der Nuklearindustrie auftreten können. Ein derartiger hypothetischer
Unfall beruht auf angenommenen Verhältnissen, die sich
70984 1/0773
Telefon (O2 11) 32 O8 58 Telegramme Custopat
beim Schmelzen eines Teiles des Reaktorkernes und seiner zugehörigen
Komponenten zu einer fließenden Konfiguration ergeben. Für solche hypothetischen Bedingungen muß eine Einrichtung vorgesehen
werden, die verhindert, daß sich der geschmolzene Kernbrennstoff zu einem großen überkritischen Klumpen zusammenballt.
Der Stand der Technik hat diese Kombination zu einer überkritischen
Anordnung im allgemeinen dadurch verhindert, daß der geschmolzene Kernbrennstoff in getrennten Gebieten gehalten
wird. Entsprechende Einrichtungen sind im allgemeinen am Boden des Reaktordruckgefäßes angeordnet und werden wegen
ihrer Struktur und Funktion im allgemeinen als Kernauffänger bezeichnet.
Mit dem Auftreten der Energiekrise wurde die Anwendung von Nuklearenergie als Ersatz für fossile Brennstoffe in großem
Umfange untersucht. Unter den verschiedenen untersuchten Gebieten für eine mögliche Anwendung der Kernenergie befindet
sich auch das Transportwesen, hauptsächlich Schiffe, Flugzeuge und Eisenbahnen.
Wie auch bei herkömmlichen stationären Kernkraftwerken muß bei
derartigen beweglichen Kraftwerken das Eintreten von hypothetischen Unfällen in Erwägung gezogen werden. Eingeschlossen
in diese hypothetischen Unfälle ist auch die Möglichkeit eines Kernschmelzens. Zusätzlich zu Unfällen, die während des normalen
vollen Leistungsbetriebes auftreten, wie z. B. bei Verlust des Reaktorkühlmittels, kann ein Zusammenschmelzen des Reaktorkernes
auch aufgrund der Zerstrahlungswärme der Spaltprodukte nach einem Abschalten des Reaktors auftreten. Es reicht daher nicht
aus, das Kraftwerk so zu konstruieren, daß es insoweit gegen Unfälle geschützt ist, daß der Kern intakt bleibt. Die mögliche
Rekombination von geschmolzenem Kernbrennstoff muß ebenfalls verhindert werden.
Zusätzlich zu solchen Unfällen, die bezüglich des Betriebs des Reaktors selbst auftreten, müssen bewegliche Kernkraftwerke
709841/0773
auch so konstruiert werden, daß sie gegen Unfälle geschützt sind, die aufgrund der beweglichen Art dieser Kraftwerke auftreten
können. Ein derartiger Unfall, der nicht mit der Konstruktion von herkömmlichen Kernkraftwerken im Zusammenhang steht, ist
ein Auffahrunfall, beispielsweise das Auftreffen eines in einem
Luftfahrzeug angeordneten Kernkraftwerkes auf der Erde. Ein Hauptproblem dieser Art von Unfall ist, daß die Orientierung
des Kernkraftwerkes nach dem Unfall nicht bekannt ist. Mit der
Ausnahme eines Unfalles aufgrund von heftigen seismischen Vorfällen (Erdbeben) können herkömmliche Kernkraftwerke Kernauffänger
verwenden, die am Boden des Reaktorgefäßes angeordnet
sind, weil die Richtung bekannt ist, in die der geschmolzene Kernbrennstoff fließen wird. Diese Art der Anordnung ist für
bewegliche Kernkraftwerke nicht möglich, da bis zu dem tatsächlichen
Auftreten eines Unfalles es unmöglich ist, festzustellen, welcher Abschnitt des Kernkraftwerkes nach unten gerichtet sein
wird.
Ein anderes Problem, das im Zusammenhang steht mit der Verhinderung
des Überkritischwerdens des Kernbrennstoffes im Falle
eines Kerneinschmelzens bei beweglichen Kraftwerken, ist das Gewicht. Wegen ihrer beweglichen Natur ist eine der wichtigsten
Kontruktionsüberlegungen das Gewicht. Jedes System, das zur Verhinderung des Überkritischwerdens von geschmolzenem Kernbrennstoff
konstruiert wird, darf das Gewicht des Fahrzeugs nicht soweit erhöhen, daß in Verbindung mit den übrigen Teilen des
Kraftwerkes das Gewicht des Kraftwerkes für mobilen Betrieb zu hoch wird.
Es ist daher die Hauptaufgabe dieser Erfindung, ein neues und verbessertes Verdünnungssystem für Kernkraftwerke zu schaffen,
das ein Uberkritischwerden des geschmolzenen Brennstoffes in allen Lagen verhindert, ohne daß das Gewicht zu hoch wird.
Die Aufgabe wird durch die Merkmale des Hauptanspruches gelöst, d. h. durch ein Verdünnungssystem für Kernkraftwerke, das
folgende Merkmale aufweist: Einen Nuklearkern, der Nuklear-
709841/0773
• 5-
brennstoff enthält; eine innere Wand, die den Nuklearkern umschließt
und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger ist als der des Nuklearbrennstoffes; ein Druckgefäß,
das die innere Viand umschließt und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger als der des
Nuklearbrennstoffes ist, wobei das Druckgefäß und die innere Wand zwischen sich einen inneren Raum bilden; eine im allgemeinen
kugelförmige äußere Abschirmung, die das Druckgefäß uiükapselt, wobei die äußere Abschirmung Einrichtungen umfaßt,
die das Austreten von Strahlung durch diese äußere Abschirmung verhindert; ein im wesentlichen kugelförmiges Auffanggefäß,
das die äußere Abschirmung umschließt sowie Einrichtungen zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffes, die in dem inneren
Raum angeordnet sind; sowie Einrichtungen zum Auffangen der von dem Brennstoff abgegebenen Neutronen, wobei diese Einrichtungen
in dem inneren Raum angeordnet sind.
Die Erfindung verwendet mehrere Pellets aus dichtem, hochschmelzendem
Werkstoff, durch die der geschmolzene Brennstoff fließt, wobei diese Pellets die Vereinigung von geschmolzenem Brennstoff
zu einer überkritischen Masse verhindern. Zusätzlich sind die Pellets aus einem Material mit hoch absorbierendem
Querschnitt hergestellt, um von dem geschmolzenen Brennstoff abgegebene Neutronen zu absorbieren und dadurch das Kritischwerden
zu unterdrücken. Die Pellets sind im wesentlichen kugelförmig, so daß die schließliche Orientierung des Kraftwerkes
ohne Einfluß ist.
Modifikationen dieser Erfindung umfassen die Anwendung von
Pellets niedriger Dichte, die angrenzend zu dem Druckgefäß
angeordnet sind und durch ein Sieb aus Material mit hochliegendem Schmelzpunkt an Ort und Stelle gehalten werdon. Der
geschmolzene Brennstoff wird von dem Sieb verteilt und wird von den l'ellets verteilt gehalten und verdünnt. Wie bereits
vorher absorbieren die Pellets die von dem geschmolzener. Brennstoff abgegebenen Neutronen. Eine ander Modifikation dieser
Erfindung verwendet zellartige Strukturen, durch die der
7098A1/0773
geschmolzene Brennstoff fließt. Die zellenartige Struktur verteilt
und trennt den geschmolzenen Brennstoff, um ein Überkritischwerden
zu verhindern, und einige von diesen Zellen der Struktur sind mit einem Material mit hoch absorbierendem
Querschnitt ausgekleidet, um von dem Brennstoff abgegebene Neutronen aufzufangen. Zusätzlich zum Verdünnen, Trennen und
"Vergiften" von geschmolzenem Brennstoff liefern die erfindungsgemäßen Elemente auch eine Isolationsschicht, um die Effekte
eines Aufschlagunfalles zu mildern. Die Erfindung trägt
auch dazu bei, das Gewicht des Systems günstiger zu gestalten, indem als Einrichtung zur Unterdrückung des Kritischwerdens
ein Glied verwendet wird, das dem weiteren Zweck dient, die Struktur biologisch abzuschirmen.
Die Erfindung wird nachfolgend anhand von Ausführungsbeispielen näher erläutert, die in den Zeichnungen dargestellt sind.
Es zeigt:
Fig. 1 eine schematische Darstellung eines beweglichen Kernreaktors, der das erfindungsgemäße Verdünnungssystem umfaßt;
Fig. 2 eine Querschnittsansicht eines Pellets, der in Fig. verwendet wird;
Fig. 3 eine Querschnittsansicht zur Darstellung einer Modifikation des in Fig. 2 dargestellten Pellets;
Fig. 4 eine Querschnittsansicht einer weiteren Modifikation des in Fig. 2 dargestellten Pellets;
Fig. 5 eine Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems;
Fig. 6 eine Querschnittsansicht eines in Fig. 5 dargestellten
Pellets;
709841/0773
Fig. 7 eine Querschnittsansicht einer Modifikation des in Fig. 6 dargestellten Pellets;
Fig. 8 eine Modifikation des im Reaktor der Fig. 5 verwendeten Pellets;
Fig. 9 eine weitere Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems;
Fig. 10 eine Querschnittsansicht längs der Linien X-X der Fig. 9;
Fig. 11 eine Modifikation der Struktur der Fig. 10;
Fig. 12 eine weitere Modifikation der in Fig. 10 dargestellten
Struktur.
Fig. 13 eine noch andere Modifikation der in Fig. 10 wiedergegebenen
Struktur;
Fig. 14 eine weitere Modifikation der in Fig. 10 dargestellten Struktur.
Fig. 1 ist eine schematische Querschnittsdarstellung eines Nuklearreaktors, der das erfindungsgemäße Verdünnungssystem
umfaßt. Dieser Nuklearreaktor kann für mobile Zwecke verwendet werden. Er kann beispielsweise in einem Flugzeug, in einem Schiff
oder in einem Schienenfahrzeug benutzt werden. Der Kernreaktor kann auch für Kernkraftwerke angewendet werden, die nahe dem
Ozean angeordnet sind, oder er kann in solchen Gebieten benutzt werden, wo die Installation eines herkömmlichen Kernkraftwerkes
wegen der Möglichkeit von seismischen Störungen wie Erdbeben oder Flutwellen sich verbietet. Obwohl die Erfindung auch bei
herkömmlichen Kernreaktoreinrichtungen benutzt werden kann, ergibt sich eine optimale Anwendung in solchen Gebieten, wo
die Orientierung des Reaktors nach dem Unfall unbekannt ist.
709841/0773
Ein Reaktorkern 10 ist innerhalb eines Nuklearreaktordruckgefäßes 12 angeordnet. Obwohl der Kern 10 von irgendeiner Konfiguration
sein kann, ist aus Gründen der Kompaktheit die günstigste Konfiguration eine solche, bei der das Verhältnis von
Kernlänge zu Durchmesser ungefähr Eins ist. Das Druckgefäß 12
umgibt vollständig den Nuklearkern 10 und kapselt diesen ein. Ein Auffanggefäß 14 umgibt das Druckgefäß 12 und umschließt
dieses. Innerhalb des Druckgefäßes 12 befindet sich eine innere
Wand 16, die den Nuklearkern 10 einschließt. Eine äußere Abschirmung 18 umschließt das Druckgefäß 12 und befindet sich innerhalb
des Auffanggefäßes 14. Es sei bemerkt, daß die Fig. 1 eine
Querschnittsansicht längs irgendeiner Schnittlinie durch den Nuklearreaktor wiedergibt und daß der gesamte Nuklearreaktor
im allgemeinen eine 4-Pi-Konfiguration besitzt (d. h. kugelförmig und in alle Richtungen abgeschirmt).
Zwischen der inneren Wand 16 und dem Druckgefäß 12 wird ein
innerer Raum 20 gebildet. In diesen inneren Raum 20 werden Mittel zur primären Strahlenabschirmungsverdünnung des geschmolzenen
Brennstoffes sowie Mittel zum Auffangen von Neutronen eingeführt, die von dem Brennstoff abgegeben werden, wobei diese
Mittel in diesem Beispiel Pellets 22 darstellen. Diese Pellets 22 füllen den inneren Raum 20 vollständig aus. Die Pellets
22 sind dicht, d. h. die Dichte dieser Pellets 22 ist größer als die Dichte des Brennstoffes 11 des Kerns 10. Um ihre Wirksamkeit
zur Strahlungsabschirmung pro Volumeneinheit zu erhöhen und damit die Gesamtgröße und das Gesamtgewicht des Kraftwerkes
zu vermindern, besteht das Material 22 aus einer gleichförmigen Mischung von Kugeln unterschiedlicher Größe, wodurch deren
Packungsanteil und damit die Dichte in diesem Bereich erhöht wird. Zusätzlich besitzen diese dichten Pellets 22 einen höheren
Schmelzpunkt als der Kernbrennstoff 11. Eine dritte Eigenschaft
dieser Pellets 22 ist die, daß sie aus einem Material hergestellt sind, das einen hohen Neutronenabsorptionsquerschnitt
besitzt. Beispielsweise können die Pellets 22 aus Legierungen hergestellt sein, die Wolfram und Bor oder Wolfram und Gadolinium
enthalten, obwohl auch andere Materialien, die die vorge-
709841/0773
nannten Eigenschaften besitzen, angewendet werden können.
Fig. 2 illustriert einen dieser Pellets 22 und zeigt, daß er kugelförmig ist. Eine Modifikation ist als Pellet 22' in Fig.
dargestellt. Dieser Pellet 22' ist aus dem gleichen Material aufgebaut, besitzt aber einen hohlen Innenraum 24. Fig. 4 zeigt
eine weitere Modifikation des Pellets 22. Der Pellet 22", der dort dargestellt ist, besteht aus dem gleichen Material, jedoch
ist ein Loch 26 durch diesen Pellet gebohrt, so daß geschmolzener Brennstoff 11 durch den Pellet 22" hindurchfließen kann.
Irgendeiner dieser Pellet-Konfigurationen 20, 22", 22" kann
erfindungsgemäß verwendet werden, solange wie die Dichte der Pellets 22, 22', 22" größer ist als die Dichte des Nuklearbrennstoffes
11 .
Die innere Wand 16 ist aus einem Material hergestellt, das einen niedrigeren Schmelzpunkt besitzt als der Nuklearbrennstoff
Ein Beispiel für ein Material, das für die innere Wand 16 und
für das Druckgefäß 12 verv/endet werden kann, ist rostfreier Stahl, der einen Schmelzpunkt von ungefähr 1375°C besitzt. Das
Auffanggefäß 14 kann aus einem Material hergestellt werden, das einen Schmelzpunkt aufweist, der größer ist, als der des
Kernbrennstoffes 11, wenn dies zusätzliche Sicherheitsanforderungen
notwendig macht und das Material eine Dichte aufweist, die größer als die des Brennstoffes 11 ist. Dieses Auffanggefäß
14 muß in der Lage sein, einem Aufprall zu widerstehen, ohne daß die Struktureinheit verloren geht. Damit ist gemeint, daß
bei einem starken Aufschlag sich das Auffanggefäß 14 deformiert, aber sich keinerlei Risse zum Äußeren öffnen. Diese Überlegungen
führen zur Anwendung von Superlegierungen hoher Festigkeit mit
hohem Schmelzpunkt. Ein Beispiel für ein Material, das zum Aufbau
des Auffanggefäßes 14 verwendet v/erden kann, ist Tantal oder Stahl wie Iiaynes 188, obwohl auch andere Materialien verwendet
werden können. Die äußere Abschirmung 18 verhindert in Verbindung mit den Pellets 22 das Austreten von Strahlung vom
Nuklearkern IO zur Oberfläche des Auffanggefäßes 14 während
des normalen Betriebes.
709841/0773
Im Falle eines den Kern 10 zerstörenden Unfalles, was zu einem Einschmelzen des Nuklearbrennstoffes 11 führt, neigt der geschmolzene
Kernbrennstoff 11 des Kerns 10 dazu, in Richtung der Schwerkraft zu fließen. Wie bereits erwähnt wurde, ist die Orientierung
des Reaktors nach einem solchen Unfall nicht bekannt. Da jedoch im wesentlichen eine 4-Pi-Konfiguration vorliegt, sei
zum Zwecke der vorliegenden Beschreibung angenommen, daß der geschmolzene Brennstoff zum Boden der Fig. 1 fließt.
Der geschmolzene Brennstoff 11 des Kerns 10 wird durch die innere Wand 16 durchschmelzen und in den inneren Raum 20 eintreten.
Dort wird der Brennstoff 11 durch die in dem inneren Raum 20
befindlichen Pellets 22 zerteilt und verdünnt. Zusätzlich zur Zerteilung durch die Pellets 22 werden auch die Neutronen absorbiert,
die von dem geschmolzenen Brennstoff 11 emittiert werden (im Verlauf dieser Beschreibung werden die Ausdrücke
"Vergiftung" und "Auffangen von Neutronen" in gleicher Bedeutung verwendet). Diese Verteilung und "Vergiftung" des geschmolzenen
Brennstoffes 11 verhindert eine überkritische Zusammenballung. Wenn der geschmolzene Brennstoff 11 das Fließen fortsetzt,
wird er durch das Druckgefäß 12 und durch die äußere Abschirmung 18 hindurchschmelzen und sich angrenzend zum Auffanggefäß
14 sammeln, da das Auffanggefäß 14 einen höheren Schmelzpunkt besitzt. Die Pellets 22, die dichter sind, als der geschmolzene
Brennstoff 11, werden zusammen mit dem Brennstoff
11 üurch das Druckgefäß 12 und die äußere Abschirmung 18 fließen.
Die Pellets 22 werden sich auch angrenzend zum Auffanggefäß 14 sammeln und weiterhin den Kernbrennstoff 11 trennen, verdünnen
und vergiften. Wie zu erkennen ist, verhindern die Pellets 22 dadurch, daß sich die Schmelze 11 zu einer überkritischen
Anordnung vereinigt. Während des gesamten Durchdringungprozesses bewirken die Wärmekapazitäten und die unterschiedlichen strukturellen
abschirmenden Materialien eine Beseitigung von Wärme von dem geschmolzenen Bronnstoff. Oa weiterhin die radioaktiven
Fusionsprodukte sich zerstrahlen, wird die Wärmeentstehung in
der überkritischen Ansammlung vermindert. Zu der Zeit also,
zu der der Brennstoff das Auffanggefäß 14 erreicht, kann er
709841/0773
durchaus bereits in der Form eines Schlammes mit niedrigerer Temperatur vorliegen, der nicht mehr geschmolzen ist. Wenn der
Kernbrennstoff noch geschmolzen ist, ist ein äußeres Kühlen des Auffanggefäßes 14 erforderlich, um ein schließliches Durchschmelzen
zu verhindern. Jedoch befänden sich die Pellets 22 und der Kernbrennstoff 11 weiterhin in unterkritischem Zustand,
was zur Verminderung von wichtigen Sicherheitsproblemen führt.
Zusätzlich zur Lieferung einer Vergiftung- und Verdünnungsfunktion,
wirken die Pellets 22 auch als Schockisolator. Im Falle eines Aufprallunfalles können die auf das Auffanggefäß 14 einwirkenden
Kräfte eine Deformation des Auffanggefäßes 14 bewirken und die Kräfte werden zur äußeren Abschirmung 18 und zum Druckgefäß
12 weitergeleitet. Die von dem Druckgefäß 12 übertragenen Kräfte werden dann auf die Pellets 22 übertragen. Obwohl diese Pellets
22 dicht gepackt sind, verbleiben doch einige Hohlräume im inneren Raum 20. Die Aufschlagkräfte werden dann eine Kompression
der Pellets 22 im inneren Raum 20 bewirken, und diese Kompression wird die meiste Kraft verbrauchen, bevor sie den Nuklearkern
10 erreicht. Auf diese Weise vermindern oder beseitigen die Pellets 22 die Notwendigkeit eines getrennten Einschlagschockisolationssystems,
wodurch die Größe der erforderlichen Strahlungsabschirmung und das Gesamtgewicht, das zum Kernreaktor
hinzugefügt wird, vermindert wird.
Fig. 5 illustriert schematisch eine Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems. Der Nuklearreaktorkern 10, der die Brennelemente
11 umfaßt, die innere Wand 16, den inneren Raum 20, das Druckgefäß 12, die äußere Abschirmung 18 und das Auffanggefäß
14 ist der gleiche, wie er bereits beschrieben wurde. Im inneren Raum 20 angrenzend zum Druckgefäß 12 ist eine innere
Schicht 40 aus Teilchen 28 niedriger Dichte eingefügt. Diese Teilchen 28, die als Verdünnungs- und Neutronenauffangeinrichtungen
dienen, besitzen eine Dichte, die geringer ist, als die des Brennstoffes 11. Diese Teilchen 28 dienen auch als primäre
Neutronenabschirmung in einem Reaktor, der einen schweren Metallreflektor aufweist. Die Teilchen 28 können massive Pellets sein,
709841/0773
wie in Fig. 6 gezeigt. Diese Pellets 28 können aus einem Material wie TiB2 hergestellt sein.
Alternativ, wie in Fig. 7 gezeigt, können die Pellets 28'
"doppelt gelagert" sein. Die "doppelt gelagerten" Pellets 28'
besitzen eine äußere Schale 30 aus einem Material mit einer geringeren Dichte, als die des Brennstoffs 11 und einen Schmelzpunkt
größer als der des Brennstoffs 11. Innerhalb der Schale
ist ein zentraler Teil 32 eingefügt. Dieser zentrale Teil 32 besteht aus einem Material mit hohem Neutronenabsorbtionsquerschnitt
und weist eine Dichte auf, die geringer ist als die des Brennstoffs 11, wie beispielsweise B,C, das mit Pyrographit
beschichtet ist. Alternativ können die Teilchen 28 in der Form von Ringen 28" vorliegen, siehe Fig. 8.
In dem inneren Raum 2o ist ebenfalls ein Sieb 34 angeordnet. Dieses Sieb 34 wird benutzt, um den geschmolzenen Brennstoff
11 zu zerteilen und zu verdünnen und zu verhindern, daß die Teilchen 28, die eine geringere Dichte als der Brennstoff 11
besitzen, durch den geschmolzenen Brennstoff 11 zum Kern 10 fließen und damit nicht mehr das überkritischwerden unterdrücken.
Das Sieb 34 besitzt Öffnungen 35, durch die der geschmolzene Brennstoff 11 hindurchfließen kann, jedoch sind diese öffnungen
35 kleiner als die Größe der Teilchen 28, so daß die Teilchen 28 nicht auf das Sieb 34 auffließen können.
Als ein Beispiel für die Materialart, die für die in Fig. 6 als massive Pellets 28 dargestellten Teilchen 28 benutzt werden
kann, sei TiB- genannt. Wenn die Teilchen 28 doppelte Pellets 28" sind, wie es in Fig. 7 gezeigt sind, kann die äußere Schale
30 aus Pyrographit bestehen, während der zentrale Teil 3 2 aus Bor-Karbid bestehen kann. Wenn die Teilchen 28" Ringe sind,
wie es in Fig. 8 dargestellt ist, die über das Sieb 34 passen, können diese Ringe 28" ebenfalls aus TiB2 hergestellt sein.
Das Sieb 34 kann beispielsweise aus Wolfram bestehen. Die Teilchen niedriger Dichte 28 wirken als thermische Isolierung und
können als Primärneutronenabschirmung in einem Schwermetall-
709841/0773
reflektorreaktor dienen.
Eine äußere Schicht 36 aus den gleichen Teilchen 28, aus denen die innere Schicht 40 besteht, wird in die äußere Abschirmung
18 angrenzend zum Auffanggefäß 14 eingeführt. Diese äußere Schicht 36 wird durch ein zweites Sieb 38 festgehalten, die angrenzend
dazu liegt. Dieses Sieb 38 wird mit Hilfe von Befestigungseinrichtungen 40 an Ort und Stelle gehalten. Obwohl nur eine Teilchenschicht
36 und ein Sieb 38 als in der äußeren Abschirmung 18 angeordnet dargestellt sind/ können selbstverständlich auch
mehrere derartige Schichten 36 und 38 in der äußeren Abschirmung 18 vorhanden sein. Diese Zwischenschichten werden radial
von dem äußeren Sieb 38 ausgehend nach innen in alternierenden Schichten von Teilchen und Sieben angeordnet. Die Anzahl dieser
Zwischenschichten hängt von den Wünschen des Konstrukteurs ab, möglicherweise auch von Gewichtsüberlegungen.
Im Falle eines Niederschmelzens des Kernes schmilzt der geschmolzene
Brennstoff 11 durch die innere Wand 16 und fließt durch das innere Sieb 34. Das innere Sieb 34 trennt, verteilt und
verdünnt den geschmolzenen Brennstoff 11, der durch das Sieb hindurchfließt. Der geschmolzene Brennstoff 11 tritt dann in
die innere Schicht 40 aus Teilchen 28 ein. Diese Teilchen 28 verdünnen den geschmolzenen Brennstoff 11 weiter und vergiften
zudem den Brennstoff 11 durch Auffangen der von dem Brennstoff 11 abgegebenen Neutronen. Die Teilchen 28 können nicht durch
den geschmolzenen Brennstoff 11 in den Kern 10 fließen, weil
die Öffnungen 35 in dem Sieb 34 kleiner sind, als die Größe der Teilchen 28. Wenn der geschmolzene Brennstoff 11 weiterfließt,
fließt er durch das Druckgefäß 12 und in die äußere Abschirmung 18. Der Brennstoff wird dann zusätzlich durch das Sieb
38 und durch die äußere Schicht 36 aus Teilchen 28 geteilt. Das äußere Sieb 38 und die äußere Schicht 36 verhindern das Ansammeln
einer überkritischen Masse, indem der geschmolzene Brennstoff 11 verdünnt und getrennt wird. Wie schon zuvor fangen die Teilchen
28 in Uer äußeren Schicht 36 die von dem geschmolzenen Brennstoff 11 abgegebenen Neutronen auf und dienen als ther-
709841/0773
mische Isolation.
Wie auch die Pellets des in Fig. 1 dargestellten Systems liefern die Schichten 40 und 36 aus Teilchen 28 eine Schockisolation
des Nukleakerns 10 gegenüber einem Einschlag auf das Auffanggefäß 14.
Fig. 9 illustriert schematisch eine weitere Modifikation des in Fig. 1 dargestellten Systems. Der den Kernbrennstoff 11 enthaltende
Nuklearkern 10, die innere Wand 16 und das Druckgefäß 12, die äußere Abschirmung 18 und das Auffanggefäß 14 sind ähnlich
konstruiert wie in der Fig. 1. Bei dieser Modifikation werden Trenn- und Verdünnungseinrichtunger in der Form von zellartigen
Strukturen 42 und 44 verwendet, die in den inneren Raum 20 eingeschoben werden. Eine innere zellartige Struktur 4 2 ist
angrenzend zur inneren Wand 16 vorgesehen, während aine äußere zellartige Struktur 44 angrenzend zum Druckgefäß 12 angeordnet
ist. Die innere Zellstruktur 42 und die äußere Zellstruktur 44 sind beide aus einem Material hergestellt, das einen Schmelzpunkt
aufweist, der höher liegt als der des Brennstoffs 11 in dem Kern 10. Die einzelnen Zellen 46 der inneren Zellstruktur
42 und die einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 sind im allgemeinen vom Kern 10 radial nach außen ausgerichtet,
während die inneren Zellen 46 entgegengesetzt zu den äußeren Zellen 48 ausgerichtet sind. Auf diese Weise wird irgendwelcher
geschmolzener Brennstoff 11, der die Zellen 46 der inneren Zellstruktur
42 betritt, durch die innere Zellstruktur 42 hindurchtreten und in die Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 eindringen.
Die Masse des Materials in den Zellen 46, 48 dienen ebenfalls als anfängliche Strahlenabschirmung.
Fig. 10 erläutert eine mögliche Konfiguration der äußeren Zellstruktur
44 und diese Konfiguration wäre ähnlich zu der der inneren Zellstruktur 42. Bei dieser Konfiguration sind die einzelnen
Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 hexagonal. Andere mögliche Konfigurationen für die einzelnen Zellen 48 sind: dreieckige
Zellen 48a, Fig. 11; rechteckige Zellen 48b, Fig. 12;
709841/0773
kreisförmige Zellen 48c, Fig. 13 oder oktagonale Zellen 48d,
Fig. 14.
Die äußere Zellstruktur 44 unterscheidet sich von der inneren
Zellstruktur 42 dadurch, daß die äußere Zellstruktur 44 Einrichtungen
aufweist, um von dem Brennstoff 11 abgegebene Neutronen
aufzufangen. Diese Neutronen auffangenden Einrichtungen sind Auskleidungen 50 (Fig. 10), die in die einzelnen Zellen
48 der äußeren Zellstruktur 4 4 eingeschoben sind. Diese Auskleidungen
50 sind aus einem Material hergestellt, das einen hohen neutronenabsorbierenden Querschnitt aufweist. Die Auskleidungen
50 sollten einen Schmelzpunkt aufweisen, der höher liegt, als der des Brennstoffs 11. Die Auskleidungen 50 können
beispielsweise aus Legierungen von Bor wie TiB- hergestellt sein.
Zusätzlich zu den Zellstrukturen 44 und 42, die im inneren Raum 20 angeordnet sind, ist ein im wesentlichen kugelförmiger zellartiger
äußerer Kollektor 52 angrenzend zum Auffanggefäß 14 angeordnet. Radial nach innen hinsichtlich des äußeren Kollektors
52 liegt ein im wesentlichen kugelförmiger zellartiger innerer Kollektor 54. Der äußere Kollektor 52 und der innere Kollektor
54 können irgendeine der Konfigurationen der inneren Zellstruktur
42 oder der äußeren Zellstruktur 44 annehmen. Die einzelnen Zellen 56 des Mußeren Kollektors 52 sowie die einzelnen Zellen
58 des inneren Kollektors 54 sind im wesentlichen radial vom Kern 10 nach außen gerichtet, während die Zellen 56 und 58 im
wesentlichen entgegengesetzt zueinander liegen. Die einzelnen Zellen 56 in dem äußeren Sammler 52 besitzen Auskleidungen 57
ähnlich zu denen in der äußeren Zellstruktur 44.
Sowohl der äußere Kollektor 52 als auch der innere Kollektor 54 sind aus einem Material hergestellt, dessen Schmelzpunkt
höher liegt, als der des Brennstoffs 11, während die Auskleidungen 57 der einzelnen Zellen 56 einen Schmelzpunkt besitzen,
der größer ist, als der des Brennstoffes 11. Ein Beispiel der Materialart, die verwendet werden kann, um die Zellstrukturen
70 98 4 1/0773
42 und 44 sowie die Kollektoren 52 und 54 herzustellen, ist Wolfram.
Im Falle eines Einschmelzens des Kerns 10 schmilzt der geschmolzene
Brennstoff 11 durch die innere Wand 16 und tritt in die innere Zellstruktur 42 ein. Hier wird der Kernbrennstoff verdünnt
und verteilt in die verschiedenen Zellen 46 und läuft durch diese zu den einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur
44. Zusätzlich zu der weiteren Verdünnung wird der geschmolzene Brennstoff 11 in der äußeren Zellstruktur 44 durch die
neutronenauffangenden Auskleidungen 5o der einzelnen Zellen 48 der äußeren Zellstruktur 44 vergiftet. Wenn der geschmolzene
Brennstoff 11 weiterfließt, wird er durch das Druckgefäß 12 und durch die äußere Abschirmung 18 hindurchschmelzen und dann
von dem inneren Kollektor 54 getrennt und verdünnt. Während der geschmolzene Brennstoff 11 durch die einzelnen Zellen 48
des inneren Sammlers 54 und zu den einzelnen Zellen 56 des äußeren Sammlers 52 fließt, wird er weiter verdünnt und durch die
Auskleidungen 57 der Zellen 56 in dem äußeren Sammler 52 vergiftet.
Zusätzlich zum Verdünnen und Vergiften des geschmolzenen Brennstoffes
11 arbeiten die Zellstrukturen 42, 44, 52 und 54 als Schockabsorbierer. Wenn ein Einschlagunfall das Auffanggefäß
14 deformiert, können der äußere Kollektor 52 und der innere Kollektor 54 diese Kräfte dadurch absorbieren, daß sie komprimiert
werden. Irgendwelche verbleibenden Kräfte, die durch die äußere Abschirmung 18 und das Druckgefäß 12 übertragen werden,
werden weiter verringert durch das Zusammendrücken der äußeren Zellstr'ktur 44 und der inneren Zellstruktur 42. Auf diese Weise
wird der Kern 10 gegenüber Einschlagkräften geschützt und ein getrenntes Isolationssystem kann evtl. entbehrlich werden.
Es ist somit zu erkennen, daß die Erfindung ein neues und verbessertes
Verdünnungssystem für Kernkraftwerke liefert, daß eine Verdünnung und eine Vergiftung von geschmolzenem Brennstoff
bewirkt und die Ansammlung von einer überkritischen Masse
709841/0773
nach einem Unfall verhindert wird, wobei wesentliche Hindernisse
für die Anwendung von beweglichen Kernkraftwerken beseitigt
werden.
Patentansprüche
:
70 98A 1 /0773
Claims (19)
1. Verdünnungssystem für Nuklearkraftwerke mit einem einen
Kernbrennstoff enthaltenen Nuklearkern, gekennzeichnet durch eine innere Wand (16), die den Nuklearkern (10) umschließt
und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt niedriger ist, als der des Nuklearbrennstoffes (11), durch
ein Druckgefäß (12), das die innere Wand (16) umschließt und aus einem Material hergestellt ist, dessen Schmelzpunkt
niedriger liegt als der des Nuklearbrennstoffs (11), wobei
das Druckgefäß (12) und die innere Wand (16) zwischen sich einen inneren Raum (20) bilden, durch eine im wesentlichen
kugelförmige äußere Abschirmung (18), die das Druckgefäß (12) umschließt, wobei die äußere Abschirmung (18) Einrichtungen
umfaßt, die das Hindurchtreten von Strahlung durch die äußere Abschirmung (14) verhindern, durch ein
im wesentlichen kugelförmiges Auffanggefäß (14), das die äußere Abschirmung (18) umschließt und durch Einrichtung
(22) zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffs (11), die in dem inneren Raum (20) angeordnet sind, und durch in dem
inneren Raum (20) angeordneten Einrichtungen (22) zum Auffangen von vom Brennstoff (11) abgegebenen Neutronen.
2. Verdünnungssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen (22) zum Verdünnen des geschmolzenen
Brennstoffs (11) aus mehreren Pellets bestehen, die aus
einem Material hergestellt sind, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11), wobei die Pellets (22)
eine Dichte aufweisen, die größer ist, als die Dichte des nuklearen Brennstoffs (11).
3. Verdünnungssystem nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen zum Auffangen von Neutronen, die von
dem Brennstoff (11) abgegeben werden, Pellets (22) umfassen, die aus einem Material bestehen, das einen hohen Neutronenabsorbtionsquerschnitt
aufweist.
709841 /0773
4. Verdünnungssystem nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet,
daß die Pellets (22) im wesentlichen den inneren Raum (20) anfüllen.
5. Verdünnungssystem nach Anspruch 2, 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets (22) eine Legierung umfassen,
die aus Bor, Wolfram und/oder Gadolinium besteht.
6. Verdünnungssystem nach Anspruch 2, 3 oder 5, dadurch gekennzeichnet,
daß die Pellets (22) Kugelform auf v/eisen.
7. Verdünnungssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen zum Verdünnen des geschmolzenen Brennstoffs
(11) ein inneres Sieb (34) umfassen, das angrenzend zur inneren Wand (16) liegt, wobei das innere Sieb (34) aus
einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11).
8. Verdünnungssystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß Einrichtungen zum Auffangen von Neutronen aus einer
inneren Schicht (40) aus niedrig dichten Teilchen (28) besteht, wobei die innere Schicht (40) angrenzend zu dem
Druckgefäß (12) angeordnet ist, wobei die Teilchen (28)
niedriger Dichte aus einem Material bestehen, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Nuklearbrennstoffs
(11) und die Teilchen (28) eine Dichte aufweisen, die geringer ist als die Dichte des Brennstoffs (11).
9. Verdünnungssystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtungen (28) zum Auffangen der Neutronen
Pellets umfassen.
10. Verdünnungssystem nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet,
daß die Pellets aus einer Schale (30) aus einem Material mit einem höheren Schmelzpunkt als der des Brennstoffs
(11) bestehen, daß die Schale (30) eine Dichte aufweist, die niedriger ist, als die Dichte des Brennstoffs (11),
709841/0773
und daß die Pellets einen Zentralteil (32) besitzen, der innerhalb der Schale (30) angeordnet ist und aus einem
Material mit hohem Neutronenabsorbtionsquerschnitt besteht, daß der Zentralteil (32) eine Dichte aufweist, die geringer
ist, als die Dichte des Brennstoffs (11), daß die öffnungen
(35) in dem inneren Sieb (34) eine Größe aufweisen, die kleiner ist als die Größe der Pellets (28), wodurch die
Pellets (28) in der inneren Schicht (40) daran gehindert werden, durch das innere Sieb (34) sich zu bewegen.
11. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß der zentrale Teil (32) des Pellets (28) aus Bor-Karbid
besteht.
12. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet,
daß die Schale (30) Pyrographit umfaßt.
13. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die äußere Abschirmung aus folgenden Bauelementen
besteht: einer im wesentlichen kugelförmigen äußeren Schicht
(36) aus Pellets (28) angrenzend zum Auffanggefäß (14), und einem im wesentlichen kugelförmigen äußeren Sieb (38),
das an dem Auffanggefäß (14) angekoppelt ist und radial innerhalb der äußeren Schicht (36) von Pellets (28) liegt,
wobei das äußere Sieb (38) öffnungen aufweist, deren Größe kleiner ist als die Größe der Pellets (28), und das äußere
Sieb (38) aus einem Material mit einem Schmelzpunkt besteht, der höher liegt, als der Schmelzpunkt des Nuklearbrennstoffs
(11) .
14. Verdünnungssystem nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Pellets (28) im wesentlichen den inneren Raum
(36) ausfüllen.
7098A1/0773
15. Verdünnungssystem nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet,
daß das Sieb (34) Wolfram umfaßt.
16. Verdünnungssystem nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,
daß die Verdünnungseinrichtungen für den geschmolzenen Brennstoff (11) folgende Bauelemente umfassen: eine innere
Zellstruktur (42), die angrenzend zur inneren Wand (16) angeordnet ist und aus einem Material besteht, dessen
Schmelzpunkt höher liegt, als der Schmelzpunkt des Brennstoffs (11), und einer äußeren Zellstruktur (44),die angrenzend
zum Druckgefäß (14) liegt und aus einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des
Brennstoffs (11), wobei innere und äußere Zellstruktur (42, 44) in der Weise zueinander ausgerichtet sind, daß
eine Zelle (46, 56) der einen Struktur (42, 44) im wesentlichen entgegengesetzt zu einer Zelle (56, 46) der anderen
Struktur (44, 42) liegt, wobei innere und äußere Zellstrukturen (42, 44) im wesentlichen in radialer Richtung
von dem Kern (10) ausgerichtet sind.
17. Verdünnungssystem nach Anspruch 16, dadurch gekennzeichnet,
daß die Einrichtungen zum Auffangen von vom Brennstoff
(11) emittierten Neutronen die Zellen (48) der äußeren Zellstruktur (44) umfassen, mit Auskleidungen (50), die
darin angeordnet sind, wobei die Auskleidungen (5o) aus einem Material mit hohem Neutronenabsorbtionsquerschnitt
bestehen und die Auskleidungen(5o) einen Schmelzpunkt aufweisen, der höher liegt, als der Schmelzpunkt des Brennstoffs
(11).
18. Verdünnungssystem nach Anspruch 17, dadurch gekennzeichnet, daß die Auskleidungen (50) der Zellen (48) der äußeren
Zellstruktur (44) eine Legierung einschließlich Bor umfassen.
19. Verdünnungssystem nach Anspruch 18, dadurch gekennzeichnet, daß die äußere Abschirmung folgende Bauelemente umfaßt:
709841/0773
einen im wesentlichen kugelförmigen, zellartigen äußeren Kollektor (52), der angrenzend zu dem Auffanggefäß (14)
angeordnet ist und Zellen (56) besitzt, die eine Auskleidung (57) in sich besitzen, die aus einem Material mit
großem Neutronenabsorbtionsquerschnitt besteht, wobei das Material der Auskleidungen (57) einen Schmelzpunkt
besitzt, der höher liegt als der Schmelzpunkt des Brennstoffs (11); und einen im wesentlichen kugelförmigen zellartigen
inneren Kollektor (54), der radial nach innen und angrenzend zu dem äußeren Kollektor (52) angeordnet
ist und aus einem Material besteht, dessen Schmelzpunkt höher liegt, als der des Brennstoffs (11), wobei die Zellen
des inneren Kollektors (54) und die Zellen des äußeren Kollektors (52) in der Weise zueinander ausgerichtet
sind, daß eine Zelle des einen Kollektors im wesentlichen entgegengesetzt liegt zu einer Zelle des äußeren Kollektors,
wobei innerer und äußerer Kollektor in im wesentlichen radialer Richtung von dem Kern aus ausgerichtet sind.
ES/ba/ge 3
709841/0773
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/671,887 US4130459A (en) | 1976-03-29 | 1976-03-29 | Poison and diluent system for nuclear power plants |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2713565A1 true DE2713565A1 (de) | 1977-10-13 |
Family
ID=24696269
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19772713565 Withdrawn DE2713565A1 (de) | 1976-03-29 | 1977-03-28 | Verduennungssystem fuer ein kernkraftwerk |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4130459A (de) |
JP (1) | JPS6041756B2 (de) |
DE (1) | DE2713565A1 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0278211A1 (de) * | 1987-01-14 | 1988-08-17 | Bayer Ag | Verfahren zur Herstellung von p-substituierten o-Benzylphenolen |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4310385A (en) * | 1980-01-03 | 1982-01-12 | Rosewell Michael P | Emergency deployable core catcher |
US4442065A (en) * | 1980-12-01 | 1984-04-10 | R & D Associates | Retrofittable nuclear reactor core catcher |
USH91H (en) | 1983-03-04 | 1986-07-01 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Safety apparatus for nuclear reactor to prevent structural damage from overheating by core debris |
WO2000031746A2 (de) * | 1998-11-26 | 2000-06-02 | Siemens Aktiengesellschaft | Vorrichtung zum auffangen und kühlen einer schmelze |
US20090316850A1 (en) * | 2003-06-19 | 2009-12-24 | Langenbrunner James R | Generating short-term criticality in a sub-critical reactor |
KR101988265B1 (ko) * | 2017-05-24 | 2019-06-12 | 한국원자력연구원 | 원자로용기 내 냉각 및 발전 시스템 |
KR102216695B1 (ko) * | 2018-09-03 | 2021-02-18 | 한국원자력연구원 | 노심 용융물 냉각 장치 |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3158547A (en) * | 1961-06-30 | 1964-11-24 | Air Reduction | Method of encapsulating a graphite body containing metallic and ceramic particles |
US3275523A (en) * | 1965-04-30 | 1966-09-27 | Jr Thomas Mackenzie Campbell | Nuclear reactor wet thermal insulation |
DE1564226C3 (de) * | 1966-02-26 | 1974-04-04 | Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich | Kontroll- und Regelelement für Kernreaktoren |
FR1516058A (fr) * | 1966-12-23 | 1968-03-08 | Ind Atomique Socia S A Soc Pou | écran thermique pour enceinte chauffante |
US3361638A (en) * | 1967-04-07 | 1968-01-02 | Atomic Energy Commission Usa | Pyrolytic graphite and nuclear fuel particles coated therewith |
US3917768A (en) * | 1969-02-25 | 1975-11-04 | Fiat Spa | Sintered nuclear fuel and method of preparing same |
US3711371A (en) * | 1971-01-06 | 1973-01-16 | Consolidated Edison Co | Nuclear reactor vessel structure |
JPS476476U (de) * | 1971-02-16 | 1972-09-21 | ||
LU62627A1 (de) * | 1971-02-18 | 1972-04-05 | ||
BE793126A (fr) * | 1971-12-23 | 1973-04-16 | Siemens Ag | Recipient sous pression pour reacteur nucleaire |
DE2363845C2 (de) * | 1973-12-21 | 1982-12-02 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Einrichtung zur Verringerung der Gefahren, die infolge eines Niederschmelzens eines Kernreaktor-Cores entstehen können |
DE2419033C2 (de) * | 1974-04-19 | 1979-03-15 | Siempelkamp Giesserei Gmbh + Co, 4150 Krefeld | Berstschutzvorrichtung für den Druckbehälter eines Atomkernreaktors |
-
1976
- 1976-03-29 US US05/671,887 patent/US4130459A/en not_active Expired - Lifetime
-
1977
- 1977-03-28 DE DE19772713565 patent/DE2713565A1/de not_active Withdrawn
- 1977-03-29 JP JP52034091A patent/JPS6041756B2/ja not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0278211A1 (de) * | 1987-01-14 | 1988-08-17 | Bayer Ag | Verfahren zur Herstellung von p-substituierten o-Benzylphenolen |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4130459A (en) | 1978-12-19 |
JPS6041756B2 (ja) | 1985-09-18 |
JPS52118195A (en) | 1977-10-04 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE112006003326T5 (de) | Verfahren zur Entwicklung von Kernbrennstoff und dessen Anwendung | |
DE10228387B4 (de) | Behältersystem zum Transport und zur Lagerung hochradioaktiver Materialien | |
DE2614187A1 (de) | Auffangvorrichtung fuer abgeschmolzenes material des reaktorkerns im falle eines zu einer reaktorkernabschmelzung fuehrenden reaktorunfalls | |
DE4041295A1 (de) | Kernreaktor-anlage, insbesondere fuer leichtwasserreaktoren, mit einer kernrueckhaltevorrichtung, verfahren zur notkuehlung bei einer solchen kernreaktor-anlage und verwendung turbulenzerzeugender deltafluegel | |
DE1614279B1 (de) | Transportbehaelter fuer radioaktives Material | |
DE2713565A1 (de) | Verduennungssystem fuer ein kernkraftwerk | |
DE112013002499T5 (de) | Pebble-Reaktor | |
DE69414137T2 (de) | Im wesentlichen ein bündel aneinanderliegender rohre enthaltender speicherrahmen für kernbrennstabbündel | |
DE19846057B4 (de) | Vorrichtung zum Kühlen und zum Schutz eines Reaktordruckbehälters bei Kernschmelzunfällen | |
DE1221371B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement | |
DE102013113785B4 (de) | Behälter | |
DE3625072A1 (de) | Brennstoffelemente fuer brutreaktoren | |
DE1214335B (de) | Stopfen fuer die Durchlaesse eines Kernreaktors | |
DE1089488B (de) | Kernreaktor mit einsetzbarer Sicherheitsvorrichtung | |
DE2424994A1 (de) | Verbindungs- und sicherungselement | |
DE19949585A1 (de) | Wasser-Kernreaktor mit integriertem Auffang | |
DE2915179C2 (de) | ||
DE3610862C2 (de) | ||
DE3513019A1 (de) | Kernreaktor | |
DE3322637C2 (de) | ||
EP0044024B1 (de) | Transport- und/oder Lagerbehälter für radioaktive Stoffe | |
DE2228026A1 (de) | Transportbehälter | |
DE69606772T2 (de) | Brennstab zum abbrennen von aktiniden | |
Parker et al. | Dilution system for a nuclear power plant | |
DE3117350C2 (de) |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
8139 | Disposal/non-payment of the annual fee |