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DE1025535B - Verfahren zum Erzielen eines in den Normalebenen zur Kuehlmittelstroemungsrichtung vergleichmaessigten Neutronenflusses in durch fluessige oder gasfoermige Mittel gekuehlten thermischen Reaktoren - Google Patents

Verfahren zum Erzielen eines in den Normalebenen zur Kuehlmittelstroemungsrichtung vergleichmaessigten Neutronenflusses in durch fluessige oder gasfoermige Mittel gekuehlten thermischen Reaktoren

Info

Publication number
DE1025535B
DE1025535B DEST11579A DEST011579A DE1025535B DE 1025535 B DE1025535 B DE 1025535B DE ST11579 A DEST11579 A DE ST11579A DE ST011579 A DEST011579 A DE ST011579A DE 1025535 B DE1025535 B DE 1025535B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
coolant
reactor core
neutron flux
flow
dispersion
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.)
Pending
Application number
DEST11579A
Other languages
English (en)
Inventor
Dipl-Phys Manfred Siebker
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Hitachi Zosen Inova Steinmueller GmbH
Original Assignee
L&C Steinmueller GmbH
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by L&C Steinmueller GmbH filed Critical L&C Steinmueller GmbH
Priority to DEST11579A priority Critical patent/DE1025535B/de
Publication of DE1025535B publication Critical patent/DE1025535B/de
Pending legal-status Critical Current

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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/22Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated using liquid or gaseous fuel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/22Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone is a superheating zone
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

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

Description

  • Verfahren zum Erzielen eines in den Normalebenen zur Kühlmittelströmungsrichtung vergleichmäßigten Neutronenflusses in durch flüssige oder gasförmige Mittel gekühlten thermischen Reaktoren Bei Reaktoren. mit festem, makros:kopisch.en Brennstoffelem,enten. ergibt sich bei einfacher, d. h. gleich förmiger Anordnung der Brennstoffelemente im Kern und bei gleichmäßiger Konstruktion. und Anreiicherung der Elemente eine, Verteilung des, Neutronenflusses und damit der Wärmeerzeugung, die in der Kernmitte ein Maximum besitzt und nach, außen, stark abfällt. Diese; verschieden starkes Wärmeerzeugung hat zur Folge, daß auch das Tempeira,tu;rniveau über den Querschnitt ungleichmäßig verteilt ist. Man kann eine Angleichung der Temperaturen, erreichen, wenn man entsprechend dem Wärmeangebot die Kühlung stärker oder schwächer wählt und damit mehr oder weniger große Wärmemengen abführt. Günstiger ist eine, möglichst gleichmäßige, Verteilung dass Wärmeangebotes über den Kern.
  • Nach der Erfindung wird, diese; Aufgabei n.äherungsweis:e, dadurch gelöst, daß das Kühlmittel mit einer Dispersion von feinverteiltem brutfähigem Material versehen, wird, deren Konzentration in der Mitte des Reaktorkerns am, größten ist und nach außen abfällt, und zwar derart, da,ß die Konzentration in Abhängigkeit von der Lagei des, jeweiligen. Kühlkanals im Reaktorkern nach Maßgabei des sich ohne den. Zusatz dort einstellenden. mittleren. gewählt wird.
  • Die höhere Konzentration, des, brutfähigen Materials in. der Mitte des Reaktorkerns bewirkt dort einen größeren Neutroneneinfang als in den Randgebieiten des Realctorkeirns. Dadurch wird der N.eutronenfluß in der Kernmittei stärker herabgesetzt als am Rand, so. daß beide, einander angeglichen werden. Man kann somit einen, angenähert gleichmäßigen NeutronEnfluß in Normalebenen, zur Strömungsrichtung des Kühlmittels und damit eine Vergleichmäßigung der Wärmeientwicklung über den Querschnitt des Reiaktors eirreichen, wenn man die! Konzentration, des brutfähigen Materials als Funktion der Entfernung von der parallel zur Strömungsrichtung liegenden Mittelachse: dies Reaktors nach Maßgabe, des mittleren Neutronenflussies im jeweiligen Kühilkanal ohne Zusatz wählt.
  • Einerz weiteren Gedanken, der Erfindung entsprechend soll dies dadurch, realisiert werden, d.aß das. Kühlmitteil vor seinem. Eintritt in die Kühlkanäle Abs:cheidevorrichtungen an sieh bekannter Art durchläuft, die in. ihrem Abscheidewirkungsgrad bei den mittleren Kanälen am niedrigsten liegen und bei den äußerem, am, höchsten.
  • Das abgeschiedenes Brutmaterial kann durch. eine paralleil geschaltete Strömung in ein ringförmiges Hüllgebiet um den Reaktorkern geleitet werden und sich im Anschluß daran mit den aus dem Reiaktockern kommenden Strömen wiedervereinigen. Gleichzeitig wird durch eine solche Anordnung erreicht, daß bei wachsendem Kühlmittelstrom und damit wachsender Küh;lmttelgesch.windigkeit ganz allgemein die Konzentration an brutfähigere Material im Reaktorkern sinkt, so daß mehr Wärme frei wird, die durch die größere Menge des Kühlmaterials abgeführt werden kann.. Umgekehrt würde: bei Verringerung der Kühlmittelmenge auch die; erzeugte Wärmemenge sinken. Im Extremfall kann, dafür gesorgt sein, daß bei Ausfall dass Kühlmittel.stroms die Kühlkanäle im Reaktorkern, sich. so weit mit dem brutfähigen, Material füllen, daß die Reaktion selbsttätig eirlisch.t.
  • Durch die Verwendung von suspendiertem brutfähigem Material im Kühlmittel ist außerdem. die Möglichkeit einer kontinuierlichen Aufbereitung gegeben. Es kann laufend ausgebrütetes Material bzw. Material der Zwischenstufen aus dem Kreislauf entfeirnt und andererseits zur Erhöhung der Reaktivität, beispielsweise bei Erschöpfung oder weitgehender Vergiftung der festen Brennstoffeilemente, zusätzlich spaltbares Material in Suspension gegeben werden. Dies bedeutet wiederum, d.aß eine kontinuierliche Aufbereitung vorgesehen wird, weilche die entstehenden Spaltprod uktei entfernt.

Claims (7)

  1. PATENTANSPRÜCHE: 1. Verfahren zum Erzseilen eines in den Normalebenen. zur Kühlmitteils.trÖmungsrich,tung vergleichmäßigten Neutronenflusses in. durch flüssige oder gasförmige Mittel gekühltem thermischen Reaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß in dem Kühlmittel brutfähiges Material dispergiert wird, wobei die Konzentration der Dispersion in. Abhängigkeit von der Lage[ des. jeweiligen Kühlkanals im Reaktorkern nach Maßgabel des sich ohne den. Zusatz dort einstellendem mittleren Neutronenflusses gewählt wird.
  2. 2. Verfahren nach. Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das. mit einer Dispersion, von brutfähigem Material versehene Kühlmittel vor dem Eintritt in, die Kühlkanäle des Reaktorkerns Abscheidevorrichtungen durchläuft, die je nach der vorgesehenem; Dispersiomskonzemtration verschiedene Wirkungsgrade aufweisen.
  3. 3. Verfahren nach dem Ansprüchen 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Absch,eidewirkungsgrade eine solche Abhängigkeit von, der Durchflußmenge aufweisen, daß die Temperatur des Kühlmittels am Austritt aus dem, Kühlkanälen auch bei stark wechselnden. Kühlmittelmemgen ungefähr die gleiche bleibt.
  4. 4. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß das in den Abscheidern abgeschiedene Brutmaterial mittels einer besonderen Trägerströmung in ein ringförmiges Hüllgebiet um den Reaktorkern geleitet und im Anschluß daran mit den, aus dem Reaktorkern kommenden Strömen wiedervereinigt wird.
  5. 5. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß sich beim Ausfall des Kühlmittelstroms eine solche Menge, an brutfähigem Material in den Kühlkanälen, aufbaut; daß die Kettenreaktion selbsttätig erlischt.
  6. 6. Verfahren nach den Ansprüchen. 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß ein Teilstrom der Kühlflüssigkeit mit dem brutfähigen Material zur vollständigen oder teilweisen Entfernung der Brutprodukte. bzw. Brutzwischenprodukte geleitet und die entsprechende Menge. frischen. Materials dem Kreislauf zugegeben, wird.
  7. 7. Verfahren nach den Ansprüchen 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß zusätzlich zu dem brutfähigen Material spaltfähiges Material als Dispersion dem Kühlmittel zugegeben wird, dessen Spaltprodukte aus dem in Anspruch 5 genannten oder einem anderen Teilstrom durch eine chemische Aufbereitungsanlage entfernt werden.
DEST11579A 1956-08-24 1956-08-24 Verfahren zum Erzielen eines in den Normalebenen zur Kuehlmittelstroemungsrichtung vergleichmaessigten Neutronenflusses in durch fluessige oder gasfoermige Mittel gekuehlten thermischen Reaktoren Pending DE1025535B (de)

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DE (1) DE1025535B (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1146987B (de) * 1960-04-04 1963-04-11 Babcock & Wilcox Dampfkessel Neutronenabsorbierendes Mittel zur Regelung der Reaktivitaet von Kernreaktoren
DE1191049B (de) * 1961-03-04 1965-04-15 Bbc Brown Boveri & Cie Verfahren zur Erzielung einer gleichmaessigen Leistungsdichte bei gasgekuehlten Kugelhaufen-Hochtemperaturkernreaktoren

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1146987B (de) * 1960-04-04 1963-04-11 Babcock & Wilcox Dampfkessel Neutronenabsorbierendes Mittel zur Regelung der Reaktivitaet von Kernreaktoren
DE1191049B (de) * 1961-03-04 1965-04-15 Bbc Brown Boveri & Cie Verfahren zur Erzielung einer gleichmaessigen Leistungsdichte bei gasgekuehlten Kugelhaufen-Hochtemperaturkernreaktoren

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