DE1079232B - Kernreaktor-Brennstoffelement - Google Patents
Kernreaktor-BrennstoffelementInfo
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Classifications
-
- 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
- G21C3/36—Assemblies of plate-shaped fuel elements or coaxial tubes
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Description
DEUTSCHES
Die Erfindung bezieht sich auf Brennstoffelemente für Kernreaktoren.
Bisher ist in bezug auf Brennstoffelemente, welche bei Natrium-Graphit-Reaktoren verwendet werden, in
Vorschlag gebracht worden, diese Elemente in Form von Stabbündeln bzw. -büscheln anzuordnen. Man
nimmt jedoch an, daß es dadurch zu einer nicht gleichmäßigen Bestrahlung kommt, wodurch übermäßig hohe
Temperaturen in der Mitte der Stäbe hervorgerufen werden, was zu einem Verbiegen der Stäbe führen
kann.
Es ist außerdem bei anderen Arten von Kernreaktoren bekanntgeworden, Brennstoffelemente in
Form von flachen Platten vorzusehen, welche eine Hülse oder Hülle in Sehnenrichtung durchsetzen.
Gemäß der Erfindung besteht das Kernreaktor-Brennstoffelement aus einer Reihe konzentrisch angeordneter
Rohrbrennstoff bauteile, welche jeweils von einem Schutzrohrmantel umgeben und in einer Hülse
gehalten werden, derart, daß das Kühlmittel entlang der Innenseite der Hülse zu fließen und alle Oberflächen
des Schutzrohrmantels zu überströmen oder zu umspülen vermag.
Die Erfindung soll nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert
werden, welche eine Schnittansicht wiedergibt.
In der Zeichnung ist ein Kernbrennstoffelement 10 dargestellt, welches aus rohrförmigen Uranstücken
11a, 11 b, lic, Hd usw. besteht, die zu einem Paar
von konzentrisch angeordneten Rohrbauteilen 12 und 13 aufgebaut und mit rostfreien Schutzstahlhüllen 14,
18 ausgekleidet sind. Am Brennstoffelement 10 sitzen Zapfen oder Dübel 15, welche durch obere und untere
Schenkelkreuze 16 und 17 führen und in den Schenkelkreuzen
16, 17 vermittels Splinte 19 befestigt sind. Das obere Schenkelkreuz 16 ist an einer Zirkonhülse
20 befestigt und hält das Brennstoffelement 10. Das untere Schenkelkreuz 17 sitzt lose in der Hülse 20 und
dient dazu, das untere Ende des Brennstoffelementes 10 ausgerichtet zu halten.
Bei dem dargestellten Ausführungsbeispiel, das ein erfindungsgemäßes Brennstoffelement mit Umlenk-Kühlsystem
zeigt, teilt die Hülse 20 einen Kühlmittelkanal 21 innerhalb eines Moderatoraufbaus 22 in
einen Innenkanal 23, welcher das Brennstoffelement 10 aufnimmt, und in einen Ringkanal 24 auf, dessen
durch ein fingerhutförmiges Zirkonrohr 25 gebildete Außenwand innerhalb des Kühlmittelkanals 21 liegt.
Das obere Ende der Hülse 20 weist Bohrungen 26 auf und ist mittels Stiften 41, welche sich in die Bohrungen
26 hinein erstrecken, mit einem Rohr 27 verbunden. Das Rohr 27 führt durch den Reaktorreflektor
(nicht dargestellt) hindurch in eine Neutronenabschirmung28
hinein, und es ist mit Ringen 29
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority, ίο London
Vertreter: Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen (Westf.), Oranienstr. 14
Siegen (Westf.), Oranienstr. 14
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 24. Juni 1957
Großbritannien vom 24. Juni 1957
Sydney Fawcett, Haie Barnes, Cheshire,
und Robert James Haslam, Urmston, Manchester
und Robert James Haslam, Urmston, Manchester
(Großbritannien),
sind als Erfinder genannt worden
sind als Erfinder genannt worden
versehen, um es gegen das fingerhutförmige Rohr 25 abzudichten. Die Stege 30 am Rohr 27 halten ein
Nabenstück 31, welches eine mittige Bohrung 32 mit einer Aussparung 33 aufweist, die ein Spannwerkzeug
zum Herausheben des Brennstoffelementes 10 und der Hülse 20 aufzunehmen vermag.
Das untere Ende der Hülse 20 ruht auf Stegen 34 im fingerhutförmigen Rohr 25. Das Rohr 25 weist
doppelte Wände 35, 36 mit einem Spalt 37 zwischen diesen für das Ermitteln einer Undichtigkeit auf.
Bei Betrieb des Reaktors fließt ein Stickstoff-Moderatorkühlmittel
entlang des Kühlmittelkanals 21 zwischen dem fingerhutförmigen Rohr 25 und dem
Moderator 22 und ebenfalls in den Kanälen zwischen den Ziegeln oder Blocks, welche den Moderator bilden.
Das Brennstoffelement-Kühlmittel fließt, wie dies durch den Pfeil 38 angedeutet ist, den Ringkanal 24
hinab, rund um die Basis der Hülse 20, wie dies durch den Pfeil 39 angedeutet ist, und dann die Ringräume
zwischen den Rohrbrennstoffbauteilen 12 und 13 hinauf, wie dies durch die Pfeile 40 angedeutet ist.
Die Durchmesser der Hülse 20 und der Schutzrohrmäntel 14,18 sind in solcher Weise gewählt, daß durch
die an jeder Oberfläche der Rohrbrennstoffbauteile
909 769/451
relativ zur Kühlmittelströmung auftretenden Wärmemengen ein konstanter Druckabfall und Temperaturanstieg
zwischen den Enden des Brennstoffelementes gewährleistet ist.
Claims (2)
1. Kernreaktor-Brennstoffelement, dadurch gekennzeichnet, daß es aus einer Reihe konzentrisch
angeordneter Rohrbrennstoffbauteile (12., 13) besteht, welche jeweils von einem Schutzrohrmantel
(14, 18) umgeben und in einer Hülse (20) gehalten sind, derart, daß das Kühlmittel entlang der Innenseite
der Hülse zu fließen und alle Oberflächen des Schutzrohrmantels zu überströmen oder zu umspülen
vermag.
2. Brennstoffelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Durchmesser der Hülse
(20) und der Schutzrohrmäntel (14, 18) in einem Reaktor so gewählt sind, daß durch die an jeder
Oberfläche der Rohrbrennstoffbauteile relativ zur Kühlmittelströmung auftretenden Wärmemengen
ein konstanter Druckabfall und Temperaturanstieg zwischen den Enden des Brennstoffelements
gewährleistet ist.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Britische Patentschrift Nr. 768 078;
»Nucleonics«, 13, Nr. 10, 1956, S. 12;
»Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 2, 1956, S. 345.
Britische Patentschrift Nr. 768 078;
»Nucleonics«, 13, Nr. 10, 1956, S. 12;
»Proceedings of the International Conference on the Peaceful Uses of Atomic Energy«, Vol. 2, 1956, S. 345.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB1079232X | 1957-06-24 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| DE1079232B true DE1079232B (de) | 1960-04-07 |
Family
ID=10872445
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| DEU5414A Pending DE1079232B (de) | 1957-06-24 | 1958-06-21 | Kernreaktor-Brennstoffelement |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| DE (1) | DE1079232B (de) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0240894A3 (en) * | 1986-04-10 | 1988-01-13 | Siemens Aktiengesellschaft Berlin Und Munchen | Bwr critical-power-enhancing water rod |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB768078A (en) * | 1954-03-31 | 1957-02-13 | Ca Atomic Energy Ltd | Improvements relating to fuel rod assemblies for nuclear reactors |
-
1958
- 1958-06-21 DE DEU5414A patent/DE1079232B/de active Pending
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB768078A (en) * | 1954-03-31 | 1957-02-13 | Ca Atomic Energy Ltd | Improvements relating to fuel rod assemblies for nuclear reactors |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0240894A3 (en) * | 1986-04-10 | 1988-01-13 | Siemens Aktiengesellschaft Berlin Und Munchen | Bwr critical-power-enhancing water rod |
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