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DE1130531B - Fluessigkeitsmoderierter Kernreaktor - Google Patents

Fluessigkeitsmoderierter Kernreaktor

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Publication number
DE1130531B
DE1130531B DEU7603A DEU0007603A DE1130531B DE 1130531 B DE1130531 B DE 1130531B DE U7603 A DEU7603 A DE U7603A DE U0007603 A DEU0007603 A DE U0007603A DE 1130531 B DE1130531 B DE 1130531B
Authority
DE
Germany
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moderator
tubes
tube
nuclear reactor
pipes
Prior art date
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Pending
Application number
DEU7603A
Other languages
English (en)
Inventor
James Carrie Guild
Leslie Joseph Castle
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.)
UK Atomic Energy Authority
Original Assignee
UK Atomic Energy Authority
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Filing date
Publication date
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Publication of DE1130531B publication Critical patent/DE1130531B/de
Pending legal-status Critical Current

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Description

DEUTSCHES
PATENTAMT
U7603VHIc/21g
ANMELDETAG: 25. NOVEMBER 1960
BEKANNTMACHUNG
DER ANMELDUNG
UNDAUSGABEDER
AUSLEGESCHRIFT: 30. MAI 1962
Die Erfindung bezieht sich auf durch Flüssigkeit gebremste bzw. flüssigkeitsmoderierte Reaktoren.
Bei einer üblichen Ausbildung eines flüssigkeitsmoderierten Reaktors weist dieser einen Sammelbehälter für den Moderator oder das Bremsmittel in Gestalt eines geschlossenen Tankes auf, wobei der Tank mit einer Anzahl von Röhren durchsetzt ist. Diese Tank- und Röhrenanordnung wird gewöhnlich als »Calandria« (calandria) bezeichnet. Steht das Kühlmittel unter Druck, so werden rohrartige Kanäle für die Brennelemente und das Kühlmittel innerhalb der Calandria-Rohre angeordnet. Die rohrförmigen Kanäle sind, um dem Arbeitsdruck standzuhalten, robust gehalten, und die Calandria-Rohre können dann so dünn wie möglich bemessen werden, wobei zu beachten ist, daß sie durch die Kopf säule (head) der .Moderatorflüssigkeit mechanisch beansprucht werden und thermischen Beanspruchungen, die im Laufe des Reaktorbetriebes auftreten, ausgesetzt sind, während sie durch das Reaktorkühlmittel nicht beansprucht werden. Die thermischen Beanspruchungen können sehr groß sein, wenn nicht Expansionsdichtungen zwischen dem Calandria-Tank und den Calandria-Röhren angeordnet sind, und sogar Dichtungen können zu erheblichen Beanspruchungen führen. Die Rohre werden daher mit größerer Wandstärke, als durch die bloße »Schranken«-Funktion bedingt, die zunächst als deren einzige Funktion erscheint, ausgeführt. Da die Rohre im Reaktorkern sitzen, bringt jede Zunahme der Wandstärke den Nachteil anwachsender Neutronenabsorption und daher notwendigerweise größerer Brennstoffanreicherung und zunehmender Brennstoffkosten mit sich. Außerdem sind die unerwünschten, offensichtlich aber wesentlichen Expansionsschichtungen notwendigerweise an schwer zugänglichen Stellen angeordnet, und sie sind schwierig zu unterhalten. Ein weiterer Punkt oder Nachteil ergibt sich aus den gebräuchlichen Calandria-Ausführungen für Kernreaktoren. Der Calandria-Tank ist üblicherweise zylindrisch, während die Calandria-Rohre in einem rechteckigen oder dreieckigen Gitterwerk eingebettet oder eingeplant sind, und dieser gibt einen unregelmäßigen Rohrumriß in einem Tank mit glattem Umriß. Dies erfordert einen Mehrbedarf an Bremsmittel oder Moderatoraufwand (kostspielig, wennes sichumD2O handelt) im Vergleich zu dem nur für die Kernspaltung benötigten Aufwand. Die Erfindung bezieht sich daher auf einen flüssigkeitsmoderierten Kernreaktor mit einer den bekannten Ausführungen gegenüber verbesserten Reaktorkernausgestaltung.
Erfindungsgemäß weist ein Kernreaktor ein dichtgepacktes Bündel oder Gitter vor vertikal ausgerich-Flüssigkeitsmoderierter Kernreaktor
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority, London
Vertreter: Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt, Siegen, Oranienstr. 14
Beanspruchte Priorität: Großbritannien vom 26. November 1959 (Nr. 40 174)
James Carrie Guild und Leslie Joseph Castle,
London,
sind als Erfinder genannt worden
teten Rohren in solcher Anordnung auf, daß die Außenwände der Rohre ein Netzwerk von sich über das Bündel erstreckenden Leerräumen (voids) bilden, ferner rohrförmige, das Kühlmittel führende Kanäle, die sich in Längsrichtung durch die Leerräume erstrecken, außerdem Kernbrennstoff in den Kanälen und schließlich einen Flüssigkeitsmoderator in den Rohren.
Die Erfindung soll nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert werden, und zwar zeigt
Fig. 1 den Reaktorkern in Teildraufsicht, teilweise in schematischer Darstellung,
Fig. 2 einen Teilschnitt der Linie JI-II in Fig. 1,
Fig. 2 a in vergrößertem Maßstab ein Teilstück der Anordnung nach Fig. 2 mit einer schematischen Zusatzdarstellung,
Fig. 2 b in vergrößertem Maßstab ein anderes Teilstück der Anordnung nach Fig. 2, während Fig. 3 eine räumliche Darstellung wiedergibt.
Wie sich aus der Zeichnung ergibt, enthält ein schwerwassermoderierter Kernreaktorkern 1 ein dichtgepacktes Bündel 4 aus vertikal angeordneten, den Moderator 3 enthaltenden Rohren 2. Die Außenwände der Rohre bilden ein Netzwerk bzw. Gitter von Leeroder Hohlräumen 5 zum Einsetzen rohrförmiger, die Brennstoffelemente 6 enthaltender Kanäle 7 (zur besseren Übersicht ist nur ein Kanal dargestellt). Die
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Rohre 2 werden als Bündel 4 durch entsprechende obere und untere Trag- und Orientierungsplatten 8 und 9 zusammengehalten.
Im einzelnen weisen die Rohre 2 jeweils hexagonale Enden 10 bzw. 11 auf, während der verbleibende Teil jedes Rohres 2 einen kreisrunden Querschnitt hat. Benachbarte Rohre 2 berühren sich nur an ihren Enden 10,11. Die untere Trägerplatte 9 ist mit Bohrungen 12 zur Lagerung von Zapfen 13 an den Böden der Gase durch außerhalb liegende Anlagen geleitet, bevor es zu den Einlassen 21 der Rohre 2 zurückströmt.
Eine Kontrolle oder Steuerung des Reaktors unter normalen Betriebsbedingungen wird in bekannter Weise durch Variieren des Moderatorspiegels oder -pegels innerhalb der Rohre 2 und so der Menge des im Reaktorkern vorhandenen Moderators erreicht. Dies wird durch Drehzahländerung der Pumpe 38 erzielt. Um ein Ausströmen von Helium nahe der Ober-
Rohre 2 und Bohrungen 29 zur Aufnahme der Brenn- io fläche des Moderators 3 unabhängig von dessen Spie-
stoffelementkanäle 7 versehen. Die obere Stützplatte 8 hat einen zentralen Ausschnitt 14 zum Einsetzen des Rohrbündels 4 an den hexagonalen Enden 10 der Umfangsrohre 2, die das Rohrbündel bilden.
gel (innerhalb Kontrollspiegelgrenzen) sicherzustellen bzw. zu gewährleisten, sind die Heliumeinlaßleitungen 21 mit einer Reihe von Öffnungen 24 entlang einem Teilstück in der Nähe des Moderatorspiegels in den
Das Kühlmittel wird dem Reaktor in Dampfform 15 Rohren 2 versehen (d. h. die unteren Enden der Einzugeführt, wobei der Dampf abwärts durch die Ka- laßleitungen 21).
näle 7 strömt, um den darin befindlichen Brennstoff- Der Reaktor kann für eine Notabschaltung einge-
elementen 6 Wärme zu entziehen, bevor er durch einen richtet sein, und zwar durch Wegschleudern bzw. außen befindlichen Wärmeaustauscher hindurchströmt, plötzliches Abziehen des Moderators aus den Kamum diese Hitze zur Erzeugung von weiterem Dampf 20 mern 18 in der Weise, wie es beispielsweise durch die abzugeben.
Ein Teil des Moderators wird während des Reaktorbetriebs durch von einer Pumpe 38 bewirkte Zirkulation durch einen außerhalb befindlichen Wärmeaus-Schrift Nr. P/209 aufgezeigt wurde, die bei der zweiten Konferenz der Vereinten Nationen für die friedliche Anwendung der Atomenergie in Genf 1958 offenbart wurde, wo dieses System der Abschaltung im
tauscher 33 (in Fig. 2 a schematisch dargestellt) gekühlt 25 Hinblick auf den kanadischen N.P.D.-Reaktor be-
und wird vom Wärmeaustauscher nach einem höherliegenden Tank 34 und von dort in die Masse des in den Rohren 2 verbleibenden Moderators weitergeleitet. Das Bremsmittel wird in die Rohre 2 über Einlasse 15 zurückgeführt, wo es über die oberen Wände eines jeden Rohres 2 in Form eines dünnen ringförmigen Stromes verteilt wird, und zwar durch einen ringförmigen Stau- oder Prallkörper 16, dessen Außenumfang einen geringen Abstand 30 von den Innenwänden des Rohres 2 hat. Die oberen Enden der Rohre 2, die sowohl einer Gammastrahlung als auch einer Wärmestrahlung von den Brennstoffelementen 6 her ausgesetzt sind, werden auf diese Weise durch den einströmenden Moderator kühl gehalten. Der geringe Abschrieben wurde. Die bevorzugte Art der Notabschaltung ist für den vorliegenden Reaktor jedoch das Einsetzen von neutronenabsorbierenden Stäben in den Reaktorkern. Aus den Zeichnungen ist zu ersehen, daß einige der Rohre 2 innere, an den Enden verschlossene Rohre 25 aufweisen, die dort durch Streben 28 gehalten werden, wobei der ringförmige Raum zwischen den Rohren 2 und 25 mit Bremsmittel 3 ausgefüllt ist. Neutronenabsorbierende Stäbe 26, welche über den Rohren 25 an Kabeln 27 herabhängen, werden in die Rohre 25 eingelassen, wenn ein schnelles Abschalten des Reaktors erforderlich ist. Die Stäbe 26 können ebenso für eine normale Steuerung des Reaktors an Stelle oder in Verbindung mit einer Änderung des
stand bzw. Spielraum 30 bewirkt, daß eine Moderator- 40 Moderatorspiegels oder -pegels im Reaktorkern versäule 31 über jedem Prallkörper 16 zurückgehalten wendet werden.
Die Säulen 31 des Moderators am oberen Ende
Säulen 31 des Moderators am oberen eines jeden der dichtgepackten Rohre 2 ergeben zusammen einen Neutronenreflektor 32 über der Hauptmasse des in dem verbleibenden Teil jedes Rohres zurückgehaltenen Moderators 3. Der Moderator verläßt die Rohre 2 durch Auslässe 17 (Fig. 2) in den Rohrboden, wobei die Auslässe 17 mit einer Reihe von rohrförmigen Endkammern 18 verbunden sind, die wiederum mit den Wärmeaustauschern 33 in Verbindung stehen. Die Endkammern 18 werden von rohrförmigen Trägern 19 durch Stegbleche 20 in Abstand gehalten, wobei die Endkammern 18, die Träger 19 Die die Rohre 25 enthaltenden Rohre 2 haben Einlasse 15 a (Fig. 2 b) für den Moderator und ebenso entsprechenden Einlasse 21a und Auslässe 22 a für das Helium. Prallkörper 16 a verteilen den einströmenden Moderator über die oberen Wandungen sowohl der Rohre 2 als auch der Rohre 25. Die Einlasse 15 α werden von den Öffnungen 24 a durchdrungen. Die Prallkörper 16 a halten den Moderator in Säulen 31a fest, um einen Teil des Neutronenreflektors 32 zu bilden. Wenn der Moderator in den Rohren 2 enthalten ist, dann werden diese Rohre einer Zugbeanspruchung ausgesetzt, durch welche die Verwendung dünnerer Rohre ermöglicht wird, was bei einer Druckbean-
und die Stegbleche 20 zusammen ein Traggerüst unter- 55 spruchung, wie bei der Calandria-Anordnung, nicht halb der Trägerplatte 9 bilden. Die rohrförmigen Trä- der Fall ist. Da weniger Material für Rohre bei einer
ger 19 können, falls erwünscht, auch als Endkammern für den Moderator verwendet werden.
Eine Bestrahlung des Schwerwassermoderators während des Reaktorbetriebes hat die Bildung von radiolytischen Zerfallgasen zur Folge. Diese Gase, die explosiv sind, werden von der Bremsmitteloberfläche durch eine »Schutzdecke« von Heliumgas ferngehalten, wobei das Helium in das obere Ende der Rohre 2 durch Einlaßrohre 21 einströmt und diese durch Auslaßrohre 22 und ringförmige Durchlässe 23 zwischen den Einlaßrohren 21 und den Staukörpern 16 verläßt. Das Helium wird dann zum Entfernen der explosiven gegebenen hydrostatischen Druckhöhe des Moderators vorhanden ist, kann der Reaktor mit einem Kernbrennstoff von entsprechend geringerer Anreicherung arbeiten.
Die Rohre 2 können sich einzeln innerhalb der oberen Trägerplatte 8 ausdehnen, wobei einer Axialbewegung der Rohre kein Widerstand entgegengesetzt wird.
Rohre 2 können zum Rohrbündel 4 hinzugefügt oder aus diesem entnommen weiden, so daß die Größe und Gestalt des Reaktorkerns, falls erforderlich, verändert werden kann.
Die Erfindung gestattet auch ein vermindertes Volumen des Moderators (im Vergleich zur Calandria-Anordnung), was sich in verminderten Erstehungskosten auswirkt. Es ist außerdem für den Fachmann offensichtlich, daß die Erfindung an Stelle des vorbeschriebenen schweren Wassers die Verwendung anderer flüssiger (oder auch tropfbar-flüssiger) Moderatoren zuläßt. Erfindungsgemäß ausgebildete Reaktoren sind besonders für ein Reaktorsteuerungs- und -abschaltsystem, das als »Vergiftung« (poisoning) bekannt ist, geeignet, wobei zur Steuerung oder Regelung der Reaktivität eine neutronenabsorbierende Flüssigkeit in das Bremsmittel eingebracht wird. Bei der üblichen Calandria-Anordnung werden »Gifte« in den den Moderator enthaltenden Tank in Zonen eines hohen Neutronenflusses, z. B. in der Nähe· der Rohre, die den Moderator enthalten, eingebracht. Unglücklicherweise bleiben diese »Gifte« nicht in der Nähe des hohen Neutronenflusses, sondern verteilen sich schnell im gesamten flüssigen Moderator.
Nach der vorliegenden Erfindung ist es jedoch möglich, flüssige »Gifte« in ausgewählte Rohre 2 einzubringen, beispielsweise in jene Rohre, die den Brennstoffelementkanälen 7 benachbart sind. Ein »Gift« ist dadurch auf die ausgewählten Rohre beschränkt und von dem übrigen Moderator getrennt. Das bevorzugte Gift ist Borsäure, und dieses wird in ausgewählte Gruppen von Rohren 2 über ein Regelventil 36 und Abflußleitungen 37, die mit einer Endkammer 35 über den oberen Enden der Rohre (Fig. 2) verbunden sind, eingebracht. Die Borsäure kann später während eines außerhalb verlaufenden Moderatorumlaufes durch geeignete Anlagen extrahiert werden.

Claims (5)

Patentansprüche: 35
1. Flüssigkeitsmoderierter Kernreaktor derjenigen Bauart, die einen Moderatoraufbau aufweist, der von einem Netz oder Gitter aus Brennstoff enthaltenden, Kühlmittel führenden Kanälen rohrförmiger Gestalt durchsetzt ist, dadurch ge kennzeichnet, daß der Moderatoraufbau aus einem dicht gepackten Bündel (4) von lotrecht angeordneten, den Moderator (3) enthaltenden Rohren (2) besteht, wobei die Rohre (2) so angeordnet sind, daß die Außenwände der Rohre (2) ein Gitter- oder Netzwerk von Hohlräumen (5) zur Aufnahme der den Brennstoff (6) enthaltenden Kanäle (7) bilden.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch Mittel zum Abziehen eines Teils des Moderators (3) vom unteren Ende jedes Rohres (2), Mittel (33) zum Kühlen dieses Teils und schließlich Mittel zum Zurückfördern dieses Teils zur Masse des im Rohr (2) verbleibenden Moderators (3) durch Öffnungen entlang der oberen Wandung des Rohres (2) zur Kühlung derselben.
3. Kernreaktor nach Anspruch 2, gekennzeichnet durch Mittel (16, 16 a) zum Stauen oder Festhalten eines Teils (31, 31a) des nach jedem Rohr (2) zurückgeführten Moderatorteils (3) oberhalb der Masse des im Rohr (2) verbleibenden Moderators (3), zur Bildung eines Neutronenreflektors (32) oberhalb dieser Masse des Moderators (3).
4. Kernreaktor nach Anspruch 2 oder 3 mit einer Einrichtung zum Reinigen der Moderatoroberfläche mit einem Reinigungsgas, dadurch gekennzeichnet, daß diese Einrichtung eine Rohrleitung (21, 21a) aufweist, die das obere Ende eines jeden Rohres (2) durchdringt und sich nach unten bis in die Moderatormasse (3) innerhalb des Rohres erstreckt, wobei die Rohrleitung (21, 21a) mit Durchbrechungen (24, 24 a) entlang einem Teil ihrer Länge nahe der Oberfläche dieser Moderatormasse (3) versehen ist.
5. Kernreaktor nach den Ansprüchen 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß mehrere der Rohre (2) innere Rohre (25) aufweisen, die sich in ihnen der Länge nach erstrecken, derart, daß Hohlräume für die Unterbringung von Reaktor-Kontroll- oder Regelstäben (26) entstehen, wobei die inneren (25) und die äußeren Rohre (2) ringförmige, mit Moderatorstoff angefüllte Zwischenräume bilden.
In Betracht gezogene Druckschriften: Belgische Patentschriften Nr. 566 406, 567 472.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
© 209 607/294 5.62
DEU7603A 1959-11-26 1960-11-25 Fluessigkeitsmoderierter Kernreaktor Pending DE1130531B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB40174/59A GB962311A (en) 1959-11-26 1959-11-26 Improvements in or relating to liquid moderated nuclear reactors

Publications (1)

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DE1130531B true DE1130531B (de) 1962-05-30

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ID=10413565

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Application Number Title Priority Date Filing Date
DEU7603A Pending DE1130531B (de) 1959-11-26 1960-11-25 Fluessigkeitsmoderierter Kernreaktor

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DE (1) DE1130531B (de)
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Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3266999A (en) * 1965-03-26 1966-08-16 Richard E Wood Gas-cooled, water moderated neutronic reactor
US3488253A (en) * 1966-01-07 1970-01-06 Atomic Power Dev Ass Inc Nuclear reactor system
SE421969B (sv) * 1980-03-17 1982-02-08 Asea Atom Ab Brenslepatron for en kokarreaktor
US4514358A (en) * 1981-03-31 1985-04-30 Ab Asea-Atom Fuel assembly
WO1997004462A1 (en) * 1995-07-19 1997-02-06 Sigmunt Rottenberg Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
US5640434A (en) * 1995-07-31 1997-06-17 Rottenberg; Sigmunt Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
CN109473185B (zh) * 2018-11-13 2022-07-29 中国核动力研究设计院 一种自动化学停堆系统的测试装置及其测试方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE566406A (de) * 1957-04-15
BE567472A (de) * 1957-05-14

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2816068A (en) * 1945-11-28 1957-12-10 William J Ruano Reactor control
US2806819A (en) * 1946-01-09 1957-09-17 Robert F Christy Light water moderated neutronic reactor
GB797485A (en) * 1955-11-24 1958-07-02 Asea Ab Improvements in low temperature nuclear reactors
NL236251A (de) * 1958-04-04

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE566406A (de) * 1957-04-15
BE567472A (de) * 1957-05-14

Also Published As

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US3183164A (en) 1965-05-11
GB962311A (en) 1964-07-01

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