DE1238113B - Kernreaktorkanal - Google Patents

Description

DEUTSCHES M# PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

DeutscheKl.: 21g-21/20

Nummer: 1238113

Aktenzeichen: C 21333 VIII c/21 g

1 238 113 Anmeldetag: 29.Aprill960

Auslegetag: 6. April 1967

Kernreaktorkanal

Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktorkanal zur Aufnahme von durch ein umlaufendes Strömungsmedium gekühlten Brennstoffpatronen, der aus einem oder aus mehreren konzentrischen Rohren besteht und dessen Innenrohr, das gleichzeitig als Führungsrohr für die BrennstofEpatronen und als Wärmeschutz dient, aus einem Stück oder aus mehreren Rohrabschnitten mit zwischenliegenden Verbindungsgliedern besteht.

Kernreaktoren, bei denen die im Betrieb in den Brennstoffelementen entwickelte Wärme durch ein unter Druck stehendes Kühlmittel abgeführt wird, haben sich in die Praxis in weitem Umfang eingeführt. Die BrennstofEelemente befinden sich bei diesen Reaktoren im Inneren von Druckrohren, deren Material und Wandstärke so ausgewählt werden muß, daß sie dem Kühlmitteldruck standzuhalten vermögen, der beispielsweise bei Verwendung von Kohlendioxyd als Kühlmittel 80 bis 100 Atmosphären betragen kann.

Auf der Außenseite der Druckrohre befindet sich das Moderatormaterial des Reaktors, wofür beispielsweise schweres Wasser oder Berylliumoxyd in Frage kommt. Das Moderatormaterial weist im allgemeinen nur eine niedrige Temperatur in der Größenordnung von 50° C auf, die keine nennenswerte thermische Beeinträchtigung der Druckfestigkeit der Druckrohre befürchten läßt.

Zum Schutz der Druckrohre gegen eine unmittelbare Berührung ihrer inneren Oberfläche durch die heißen und infolge meist vorhandener vorspringender Kühlrippen im allgemeinen auch scharfkantigen Brennstoffelemente ist es bekannt, im Inneren der Druckrohre besondere Führungsrolle für die Brennstoffpatronen anzuordnen, wie sich aus der deutschen Auslegeschrift 1 031 901 ersehen läßt.

Zwischen dem Druckrohr und dem dazu konzentrischen Führungsrohr ist noch eine Wärmeisolation vorgesehen, die eine thermische Beanspruchung des Druckrohres von innen her durch die im Betriebe Temperaturen bis zu 450° C erreichenden Brennstoffelemente verhindern soll. Diese Wärmeisolation kann die Form eines gesonderten Rohres aufweisen, es kann aber auch das Führungsrohr selbst als Wärmeschutz ausgebildet sein. Eine dritte bekannte Möglichkeit der Wärmeisolation ist in der britischen Patentschrift 791011 beschrieben, gemäß der zylindrische Brennstoffelemente jeweils mit einem Strömungszwischenraum von konzentrischen Rohrabschnitten umgeben sind, die ihrerseits über Verbindungsglieder zu einem geschlossenen Rohr, an dem das Strömungsmittel innen und außen entlang-Anmelder:

Commissariat ä l'Energie Atomique, Paris
Vertreter:

Dipl.-Ing. R. Beetz, Patentanwalt,
München 22, Steinsdorfstr. 10

Als Erfinder benannt:
Lucien Alfille,

Orsay, Seine-et-Oise (Frankreich)

Beanspruchte Priorität:

Frankreich vom 29. April 1959 (793 521)

strömt, vereinigt sind und mit den Brennstoffpatronen gemeinsam in den Reaktorkanal eingesetzt bzw. daraus entfernt werden.

Als Material für derartige, die einzelnen Brennstoffelemente umgebende Hüllen sind aus der deutschen Auslegeschrift 1010 660 Alkalisilikat- und Alkali-Bleisilikatgläser bekannt und wird in dem deutschen Patent 1079 230 unter anderem auch Quarzglas in Vorschlag gebracht. Allgemein gelten Silikate und Gläser jedoch als für Kernreaktoren ungeeignete Baustoffe, wie sich aus Materialbeurteilungen auf Seite 12 der Zeitschrift »Nucleonics«, vom Oktober 1950, ergibt.

Als Materialien zur Herstellung von Führungsrohren für Brennstoffelemente, die auf die Dauer im Reaktor verbleiben und daher wesentlich härteren und länger anhaltenden thermischen, mechanischen und Strahlungsbelastungen ausgesetzt sind als mit den Brenstoffpatronen austauschbare Hüllen, sind dementsprechend bisher nur Aluminium, Magnesium, Beryllium, Zirkon, deren Legierungen und nichtrostender Stahl in Gebrauch.

Bei Reaktoren, die mit niedriger Betriebstemperatur arbeiten und bei denen die Temperatur des Führungsrohres etwa 500° C beträgt, haben Aluminium und seine Legierungen den Nachteil, daß sie ein Eutektikum bei 440° C bilden, wodurch sich ihre Eigenschaften in hohem Maß ändern, und daß diese Stoffe Neutronen ziemlich stark absorbieren, was sich insbesondere bei Reaktoren mit natürlichem Uranium auf die Reaktivität schädlich auswirkt. Magnesium und Magnesiumlegierungen haben den Nachteil, daß Teile aus diesen Stoffen sich bei den in Frage kommenden Temperaturen deformieren und daß beim Beschicken und Entladen von Brennstoff-

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elementen in warmem Zustand die Oberfläche der Führungsrohre beschädigt werden kann.

Die Eigenschaften von Beryllium und Zirkon lassen diese Metalle für die obenerwähnte Anwendung brauchbar erscheinen, sie können jedoch zur Zeit noch nicht in industriellem Maßstab verwendet werden, da sie einerseits sehr teuer sind und da andererseits die Herstellung von Rohren mit großem Durchmesser, beispielsweise etwa von 10 cm, und von großer Länge, z. B. von mehreren Metern, noch nicht gelungen ist. Außerdem erweist sich die geringe mechanische Festigkeit von Beryllium vielfach für seine Verwendung als Baumaterial für Druckrohre und für Führungsrohre als nachteilig.

Die Verwendung von nichtrostendem Stahl zur Herstellung der Führungsrohre erfordert für eine angemessene Festigkeit beachtliche Wandstärken, die eine Neutronenabsorption und daher einen Reaktivitätsverlust des Reaktors zur Folge haben. Umgekehrt bringt hinsichtlich der Neutronenabsorption eine erträgliche Wandstärke — z. B. von ⁴Aoo bis ⁷Aoo mm — eine verringerte Festigkeit mit sich, die unter der Wirkung von örtlichen Druckänderungen auf Grund der turbulenten Strömung des Kühlmittels zu Schwingungszuständen führt, die für eine lange Lebensdauer der Führungsrohre unzulässig sind.

Bei Kernreaktoren, die bei hoher Temperatur betrieben werden und die ein Führungsrohr benötigen, wird dieses aus hitzebeständigem, nichtrostendem Stahl hergestellt, jedoch bringt die Verwendung dieses Stoffes die gleichen Nachteile mit sich wie sie vorstehend im Zusammenhang mit den Reaktoren für niedrige Temperaturen beschrieben sind.

Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, einen Kernreaktorkanal anzugeben, dessen Führungsrohr in Materialwahl und Ausbildung allen während des Reaktorbetriebes auftretenden Beanspruchungen durch mechanische Belastung, Temperaturänderungen und radioaktive Strahlung zu widerstehen vermag.

Erfindungsgemäß wird diese Aufgabe bei dem eingangs genannten Kernreaktorkanal dadurch gelöst, daß das Führungsrohr oder jeder seiner Abschnitte aus Quarzglas mit glatt polierter Oberfläche besteht und gegen parallel und senkrecht zur Rohrachse wirkende Kräfte nachgiebig gehaltert ist.

Die Polierung der Quarzglasoberfläche kann auf mechanischem Weg oder mit Hilfe von Chemikalien, wie z. B. Flußsäure, erfolgen.

Die auf diese Weise erzielte Entfernung bruchbegünstigter Stellen, wie z. B. Ritzen, Sprünge, Abblätterungen u. dgl., bewirkt eine beachtliche Vergrößerung der mechanischen Widerstandsfähigkeit der Bauelemente aus Quarzglas. Die Behandlung von dünnen Stäben aus Quarzglas mit Flußsäure führt zu einer Verzehnfachung ihrer Widerstandsfähigkeit gegen Biegung. Die Zugfestigkeit wird ebenfalls merklich erhöht. Außerdem rührt die Zerbrechlichkeit von Gläsern zu einem großen Teil daher, daß ihre Plastizität praktisch gleich Null ist und daß sich daher die Spannungen an Oberflächenfehlstellen konzentrieren. Durch die Polierung der Oberfläche erhält man daher auch eine beträchtliche Vergrößerung der Widerstandsfähigkeit gegen mechanische Stöße.

Der Einsatz von Quarzglas gemäß der Erfindung als Baumaterial für das Führungsrohr dämmt weiter

Temperatursprünge, die beim zufälligen Herabfallen von Sicherheitselementen des Reaktors hervorgerufen werden, auf eine befriedigende Art ein. Quarzglas ist unter den handelsüblichen Gläsern der Werkstoff, der die beste Widerstandsfähigkeit gegen Temperaturgradienten und Wärmeschocks aufweist. Es sei noch erwähnt, daß diese Eigenschaft ebenfalls durch Polieren der Oberfläche verstärkt wird. Wenn Betriebsbedingungen vorliegen, bei denen die Temperaturgradienten und Wärmeschocks besonders hoch und häufig sind, verwendet man vorzugsweise durchsichtiges Quarzglas, das in dieser Hinsicht eine außergewöhnliche Haltbarkeit aufweist. Eine Folge von 20 Erhitzungen auf 1200° C in einer Lötrohrflamme mit jeweils daran anschließender Abkühlung auf die Umgebungstemperatur in einem Zeitraum von 1 bis 1,5 Sekunden durch Eintauchen in Wasser ruft keine Beschädigung, wie Reißen, Abplatzen, Undurchsichtigwerden u. dgl., bei einem durchsichtigen Führungsrohr von 30 mm Durchmesser und 2 mm Wandstärke hervor.

Ein anderer Vorteil der Verwendung von Quarzglas für Bauteile in Kernreaktoren liegt darin, daß dieser Stoff sehr hart ist, wodurch ein Abrieb und eine Zerstörung (Risse, Sprünge u. dgl.) der inneren Oberfläche des Führungsrohres beim Beschicken und Entladen der Brennstoffelemente verhindert wird. Andererseits ist die Widerstandsfähigkeit gegen Abrieb durch die schnelle Strömung des Strömungsmittels bei polierter Oberfläche sehr gut.

Die Änderungen der geometrischen Abmessungen von Bauteilen aus Quarzglas unter der Wirkung von Kernstrahlung liegen bei geringen Prozentsätzen und lassen sich ohne weiteres durch die Halterung gemäß der Erfindung mittels nachgiebiger und deformierbarer Teile auffangen. In Längsrichtung können diese Änderungen mit Federkompensationseinrichtungen od. dgl. unschädlich gemacht werden. In Querrichtung vermeidet man Nachteile, indem man die Bauteile aus Quarzglas nur mit Bauteilen aus einem deformierbaren Material in Berührung kommen läßt oder indem man ein seitliches Spiel zwischen benachbarten Bauteilen läßt. Bei Führungsrohren aus Quarzglas kann man ein Spiel zwischen den Brennstoffelementen und der inneren Oberfläche dieser Rohre sowie auch zwischen deren äußerer Oberfläche und den angrenzenden Bauteilen lassen, wobei Federn od. dgl. eine seitliche Zentrierung des Führungsrohres ermöglichen.

Ist das Führungsrohr in mehrere Abschnitte unterteilt, so bringt man am besten Teile aus plastischem Metall zwischen die verschiedenen Rohrstümpfe, um die Konzentration von Spannungen an den Verbindungsstellen zu vermeiden. Diese plastischen Metallteile sind zweckmäßig als Ringe ausgebildet. Das Metall muß bei den vorhandenen Temperatur-, Druck- und Strahlungsbedingungen plastisch sein: zum Beispiel ist Aluminium für bei niedriger und mittlerer Temperatur betriebene Reaktoren passend und nichtrostender Stahl für Hochtemperaturreaktoren. Außerdem können solche Ringe sowohl bei dem aus einem Stück bestehenden Rohr als auch bei unterteiltem Rohr an den Enden des Rohres vorgesehen sein.

Die Schwingungsmöglichkeit von Führungsrohren aus Quarzglas ist bei den Betriebsbedingungen verringert, da ihre Bestrahlung die Dämpfungsfähigkeit beträchtlich vergrößert. Es ist bekannt, daß bei einem

Probestück mit einer Resonanzfrequenz in der Nähe von 100 kHz sich diese Frequenz durch die Bestrahlung um 2 bis 100 Hz verschieben kann. Die Ausnutzung dieses Phänomens ist sehr vorteilhaft, denn ohne diesen Effekt würde die Amplitude eventuell auftretender Schwingungen der Bauteile Werte annehmen können, die für die Haltbarkeit eines Stoffes, der nicht plastisch verformbar ist, unzulässig ist. Im Gegensatz dazu bewirkt bei den meisten Metallen die Bestrahlung, daß die Dämpfungsfähigkeit für Schwingungen abnimmt. Bei Führungsrohren aus Quarzglas ist es also möglich, diesen Rohren eine genügende Wandstärke zu geben, um die Schwingungsmöglichkeiten im turbulenten Strömungsbereich des Kühlströmungsmittels beträchtlich zu verringern, wobei das Führungsrohr durch ein Druckrohr aus einem anderen Stoff umgeben sein kann.

Wenn man einem aus einem Stück bestehenden Quarzglasrohr eine ausreichende Wandstärke gibt, kann dieses gemäß der Erfindung zugleich als Führungsrohr und als Druckrohr dienen.

Ein weiterer Vorteil von Quarzglas besteht in seiner großen Widerstandsfälligkeit gegen einen chemischen Angriff durch Kohlendioxyd oder Luft selbst bei hohen Temperaturen. Das Material erweist sich daher auch in Hochtemperaturkernreaktoren als außerordentlich korrosionsfest.

Ein anderer VorteÜ besteht darin, daß das Quarzglas unter dem Strahlungseinfluß im Inneren von Kernreaktoren in seiner Struktur stabil bleibt und daß die Kontraktionswirkung sich bei hohen Temperaturen verringert, wobei sich die Einflüsse der Temperatur und der Bestrahlung gegenseitig kompensieren dürften.

Ein wesentlicher Vorteil besteht schließlich noch darin, daß bei gleicher Wandstärke Bauteile aus Quarzglas Neutronen viel weniger absorbieren als Aluminium oder Stahl. Ihre Neutronenabsorptionsfähigkeit ist etwa so groß wie die von Magnesium und damit vollkommen annehmbar.

Die Erfindung wird an Hand der schematischen Zeichnungen 1 bis 7 an zwei Ausführungsbeispielen näher erläutert.

F i g. 1 zeigt einen Axialschnitt eines horizontalen Kanals eines Kernreaktors, der mit natürlichem Uran betrieben und mit schwerem Wasser moderiert wird und der mit einem Führungsrohr gemäß der Erfindung versehen ist;

F i g. 2 zeigt im Axialschnitt die Verbindungsstelle von zwei Führungsrohrstümpfen des Kanals;

F i g. 3 zeigt die Ausführung einer Verbindungsstelle;

F i g. 4 zeigt eine abgeänderte Ausführung einer Verbindungsstelle;

F i g. 5 zeigt einen Axialschnitt eines vertikalen Kanals eines Hochtemperaturkernreaktors mit einem Führungsrohr gemäß der Erfindung, das zugleich als Druckrohr dient;

F i g. 6 und 7 zeigen zwei mögliche Querschnittsformen des Führungsrohres und des entsprechenden Kanals.

In den Zeichnungen sind jeweils nur die zum Verständnis der Erfindung nötigen Bauteile eingezeichnet und einander entsprechende Teile mit gleichen Bezugsziffern versehen.

In Fig. 1 ist ein Rohr3 gezeigt, das als Druckrohr und als Abdichtung für das schwere Wasser 1 dient. Man erkennt noch die Endplatten 7 und 8, den Wärmeisolator 4, das Führungsrohr 5 aus Quarzglas und die Flansche 9 und 10. Als Kühlmittel wird Kohlendioxyd verwendet, das sich auf einer Tempe-' ratur von 450 bis 500° C und unter einem Druck von 80 Atmosphären befindet. Das Kohlendioxyd und die Brennstoffelemente kreisen von A nach B im Innenraum des Führungsrohres 5. Dieses besteht aus mehreren Rohrstümpfen, z. B. 11 und 12, von 1 bis 2 m Länge. Die Gesamtlänge des Rohres 5 entspricht

ίο etwa der des Kanals 6, z. B. 6 m. Der Innendurchmesser des Führungsrohres ist 100 mm, und seine Wandstärke beträgt 4 bis 5 mm. Es ist ein Ausgleichssystem vorgesehen mit einer Feder 13. Eine Führungsmanschette 14 ermöglicht in Verbindung mit der Feder einen Ausgleich der Längskontraktion des Führungsrohres unter dem Einfluß der Strahlung. Die Anlagefläche der Führungsmanschette 14, die einen Anschlag für den Rohrstumpf des Führungsrohres bildet, beträgt etwa 50 mm. Die einzelnen Führungsrohrstümpfe sind durch Muffen aus einem plastischen Metall zusammengefügt, z. B. die Rohrstümpfe 11 und 12 durch den Ring IS.

In einem ersten Bearbeitungsgang werden die inneren und äußeren Oberflächen der einzelnen Rohrstümpfe des Führungsrohres 5 durch Waschen mit Flußsäure poliert, um sämtliche Obernachenfehler zu beseitigen, die eine Kerbwirkung auslösen könnten.

Die Rohrstümpfe sind praktisch nicht belastet und tragen nur das Gewicht des Brennstoffelementes, das sich in dem Rohr befindet. Auf jeden Fall ermöglichen die Muffen 15 aus plastischem Metall bei den Betriebsbedingungen ein Vermeiden von eventuellen Spannungskonzentrationen an den Verbindungsstellen der Rohrstümpfe.

An Hand von F i g. 3 wird der Aufbau einer Verbindungsstelle, wie sie z.B. auch in Fig. 2 in verkleinertem Maßstab gezeigt ist, beschrieben.

Man erkennt die Muffe 15 (im folgenden auch Ring genannt) aus plastischem Metall, die zwischen¹ den Rohrstümpfen 11 und 12 eingefügt ist. Dieser Ring besteht aus gesintertem Aluminium. Er ist bei D-F durch elektrisches Punktschweißen mit dem Befestigungsteil 16 verbunden, das aus drei oder vier übereinanderliegenden Lamellen aus elastischem Metall besteht. Die verschiedenen Rohrstümpfe des Wärmeisolators 4, z. B. 17 und 17', haben eine schichtartige Struktur. Die Stirnflächen C-D und E-F des Führungsrohres sind planiert und geläppt. An den Enden jedes Führungsrohrstumpfes sind Schrägkanten G-C und H-E vorgesehen, um das Absplittern dieser Kanten beim Verschieben von Brennstoffelementen im Inneren des Führungsrohres zu vermeiden.

Die Schwingungsmöglichkeiten dieses Rohres im turbulenten Gasströmungsbereich sind entsprechend seinen geometrischen Abmessungen und der beträchtlichen Zunahme der Dämpfungsfähigkeit bei Bestrahlung sehr verringert. Die Widerstandsfähigkeit gegen Abrieb bei schnellen Gasströmungen ist sehr gut. Außerdem weist die innere Oberfläche des Führungsrohres eine Härte auf, die zum Verhindern jeder Beschädigung durch Brennstoffelemente ausreicht. Ferner ist die Wärmewechselfestigkeit ausgezeichnet.

Man verwendet mit Vorteil transparentes oder gezogenes lichtundurchlässiges Quarzglas, wobei die mechanischen Eigenschaften ein wenig schlechter sind als bei gegossenem undurchsichtigem Material.

Claims (3)

Bei der abgeänderten Bauart gemäß F i g. 4 erstreckt sich der Ring 15 aus gesintertem Aluminium quer durch den Wärmeisolator 4. Das Befestigungsteil 16 ist mit dem Ring 15 verschweißt und liegt an der äußeren Oberfläche des Rohrstumpfes 17 des Isolators an. F i g. 5 zeigt ein zweites Ausführungsbeispiel mit dem Moderator 18 aus gesintertem Berylliumoxyd und einem in den Berylliumoxydstapel 18 gebohrten vertikalen Kanal. Die Kühlung geschieht durch Luftumlauf mit großer Geschwindigkeit. Dieser Umlauf erfolgt von unten nach oben. Das Quarzglasrohr 5 besteht aus einem Stück und gewährleistet die Führung der Brennstoffelemente. Es leitet die Kühlluft und ist genügend stark, um zur gleichen Zeit auch als Druckrohr zu dienen. Es wird nachgiebig in bezug auf den Moderatorblock 18 gehalten. Hierzu ist es mit einem beträchtlichen Spiel — in der Größenordnung von 1 cm — in dem Kanal im Moderator angeordnet. Auf diese Weise können die möglichen Verformungen des Moderatorstapels 18 unter der Wirkung des Gleitens der Blöcke auf Grund des Wigner-Effektes sowie die Wärmedehnungen und ein Spalten der Blöcke nicht dazu führen, daß diese Blöcke in den Bereich des Rohres 5, das den Kühlluftdurchlaß darstellt, gelangen. Die untere Platte 19 besteht aus Stahl und trägt das Gewicht der Moderatorblöcke 18. Das Rohr 5 liegt mit einer geschlitzten Manschette 20 aus plastischem Metall (nichtrostendem Stahl von sehr geringem Kohlenstoffgehalt) als Zwischenlage an der Platte 19 an und ist an seinem oberen Ende durch einen Ring 21 a aus feuerfestem Stoff mittels einer geschlitzten Manschette 21 b, die ähnlich der Manschette 20 ausgebildet ist, gehalten. Die Brennstoffelemente 22 haben die Gestalt von kurzen Vollzylindern. Sie sind an der oberen Stahlplatte 23 mittels eines Tragteiles 24 aufgehängt. Die radialen Öffnungen 25 in dem Tragteil ermöglichen den Austritt der Kühlluft. Die seitliche Zentrierung der beiden Enden des Rohres 5 geschieht durch Federn 26 und 27 aus einer feuerfesten Legierung. Der obere Bereich der Brennstoffelemente und der Ansatz 30 werden durch Federn 28 und 29 aus einer feuerbeständigen Legierung zentriert. Um das. gesamte Brennstoffelement und die ganze Länge des Kanals darstellen zu können, sind in F i g. 7 Auslassungslinierl bei XX' und YY' eingezeichnet. Bei dieser Anordnung ist das Quarzglasrohr geführt und nimmt praktisch keine seitlichen und Längsspannungen auf. Das Gewicht der Brennstoffelemente ist durch die obere Platte 23 aufgenommen, so daß die Elemente keine merklichen Spannungen in dem Rohr 5 hervorrufen können. Andererseits verhindert diese Anordnung die korrodierende Wirkung der Kühlluft auf die Wände des Moderatorkanals und das Ansteigen der Temperatur des Moderators, was zu einem Absinken der Reaktivität führen würde. Die Anordnung ermöglicht ferner dadurch eine selbständige Kühlung der Kanäle, daß die mittlere Temperatur des Moderatorstapels stark gesenkt werden kann. Außerdem können bei Zwischenfällen nicht nur die Brennstoffelemente, sondern auch das Rohr 5 herausgezogen werden. Das Gas für den Kühlkreislauf ist nicht mehr mit dem Moderatorstapel in Berührung, so daß keine Korrosion desselben geschehen kann. Außerdem gewährleistet die glasartige Oberfläche des QuarzgIasrohres Schutz gegen Korrosion durch den Gasstrom oder durch die Reibung der Brennstoffelemente, wenn diese zufällig in Schwingung geraten. Ein weiterer Vorteil der Anordnung besteht darin, daß sie wegen des geringen wirksamen Absorptionsquerschnittes von Quarzglas von handelsüblicher Reinheit die Verwendung von starken Wanddicken des Rohres 5 ermöglicht, das irgendein geometrisches Profil haben kann (z. B. ein Rippenprofil). Hierdurch wird die mechanische Festigkeit des Kanals vergrößert, so daß verderbliche Schwingungen vermieden werden. F i g. 6 und 7 zeigen zwei mögliche Querschnittsformen des Führungsrohres 5. Das erste Profil ist kreisringförmig. Bei dem zweiten sind noch Rippen vorgesehen. Der Moderatorkanal 32 hat bei dem ersten Beispiel einen kreisförmigen und bei dem zweiten einen rechteckigen Querschnitt. Der Querschnitt dieser Kanäle kann jedoch auch vieleckig sein, und die Querschnitte der Rohre 5 können ebenfalls anders ausgebildet sein. Die Haltbarkeit des Rohres gegen Luftkorrosion ist ausgezeichnet, selbst in dem Arbeitsbereich des Rohres von 700 bis 800° C Patentansprüche:

1. Kernreaktorkanal zur Aufnahme von durch ein umlaufendes Strömungsmedium gekühlten Brennstoffpatronen, der aus einem oder aus mehreren konzentrischen Rohren besteht und dessen Innenrohr, das gleichzeitig als Führungsrohr für die Brennstoffpatronen und als Wärmeschutz dient, aus einem Stück oder aus mehreren Rohrabsctimtten mit zwischenliegenden Verbindungsgliedern besteht, dadurch gekennzeichnet, daß das Führungsrohr (5) oder jeder seiner Abschnitte (11, 12) aus Quarzglas mit glatt polierter Oberfläche besteht und gegen parallel und senkrecht zur Rohrachse wirkende Kräfte nachgiebig gehaltert ist.

2. Kernreaktorkanal nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Enden des Führungsrohres (S) und/oder seiner Abschnitte (11, 12) in ringförmigen Muffen (15, 20, 21) gehalten sind.

3. Kernreaktorkanal nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Muffen (15, 20, 21) aus einem elastisch nachgiebigen Material oder aus einem Metall bestehen, das bei den Betriebsbedingungen des Reaktors plastisches Verhalten zeigt.

In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschriften Nr. 1 031 901,
660;

britische Patentschrift Nr. 791011;
»Nucleonics«, Oktober 1950, S. 12.

In Betracht gezogene ältere Patente:
Deutsches Patent Nr. 1 079 230.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

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