DE1023829B - Anordnung zur Unterstuetzung des Fluessigkeitsumlaufes in heterogenen Kernreaktoren - Google Patents
Anordnung zur Unterstuetzung des Fluessigkeitsumlaufes in heterogenen KernreaktorenInfo
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
- G21C15/25—Promoting flow of the coolant for liquids using jet pumps
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- G—PHYSICS
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- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
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Description
DEUTSCHES
Die Erfindung findet ihre Anwendung bei heterogenen Kernreaktoren, in denen eine Flüssigkeit umläuft,
insbesondere bei Siedewasserreaktoren, und unter Bezugnahme auf diese ist sie nachfolgend näher beschrieben.
Die Erfindung ist jedoch nicht auf die zuletzt erwähnten Reaktoren beschränkt.
In einem heterogenen Siedewasserreaktor ist der Kernbrennstoff oder Spaltstoff in einer Serie von
Röhren untergebracht, die innerhalb des Reaktorkessels eingeformt sind. Die Brennstoffröhren sind
von Wasser umgeben, das außerdem gezwungen wird, durch die Röhren zum Zwecke der Kühlung des Kernbrennstoffes
in ihnen umzulaufen. Durch Aufnahme und Abfuhr der durch den Kernbrennstoff erzeugten
Wärme wird das durch die Brennstoffröhren umlaufende Wasser bis zum Siedepunkt erhitzt, und eine
Mischung von Wasser und gesättigtem Dampf tritt aus jeder Brennstoffröhre heraus. Der Dampf wird
aus dem Reaktorkessel abgeführt und kann als Arbeitsfluidum in einem normalen oder anderen
Kraftwerk verwendet werden.
Das aus den Röhren mit dem Dampf austretende Wasser wird durch einen Raum zwischen den Brennstoffröhren
und den Wanden des Reaktorkessels geführt und gegebenenfalls durch die Brennstoff röhren
mittels Umwälzpumpen von neuem in Umlauf gebracht.
In der Praxis ist das in Umlauf zu setzende Wasservolumen ziemlich groß und schwierig zu handhaben,
insbesondere im Hinblick auf die Leistung, mit der die Umwälzung bewirkt wird. Dadurch wird
die Verwendung großer außerhalb des Reaktorkessels gelegener Pumpen und weiter durch die Wände des
Kessels hindurchgehender Röhren erforderlich.
Um die Verwendung großer Pumpen zu umgehen und die mit der Durchführung weiter Röhren durch
die Wände des Kessels verbundenen Schwierigkeiten auszuschalten, kann man von der »Selbstzirkulation«
Gebrauch machen. Bei diesem Verfahren wird die Umwälzung des Fluidums durch den Dichteunterschied
zwischen dem Wasser, das sich in dem Raum zwischen den Brennstoffröhren und den Kesselwänden
befindet, und dem Wasser-Dampf-Gemisch in den Brennstoffröhren bewirkt.
Der zweckentsprechenden Anwendung dieses Verfahrens
steht jedoch entgegen, daß das verfügbare Gefälle sehr gering ist, was die Umwälzleistung sehr
begrenzt.
Zweck der Erfindung ist die Schaffung von Mitteln zur Erhöhung des verfügbaren Zirkulationsgefälles in
solchen Reaktoren, in denen eine Flüssigkeit umläuft, insbesondere in Siedewasserreaktoren, in denen von
der Selbstzirkulation für die Umwälzung des Wassers Gebrauch gemacht wird.
Anordnung zur Unterstützung
des Flüssigkeitsumlaufes
in heterogenen Kernreaktoren
in heterogenen Kernreaktoren
Anmelder:
C. A. Parsons & Company Limited,
Newcastle-upon-Tyne, Northumberland
(Großbritannien)
Vertreter: Dipl.-Ing. C. H. Huß, Patentanwalt,
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 2. Januar und 7. Dezember 1956
Großbritannien vom 2. Januar und 7. Dezember 1956
Harry Chilton, Newoastle-upon-Tyne, Northumberland
(Großbritannien),
ist als Erfinder genannt worden
ist als Erfinder genannt worden
Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor, der eine Anzahl von in eine Flüssigkeit eintauchenden und
Kernbrennstoffelemente umschließenden Röhren enthält, in welchem Mittel zur Unterstützung der Umwälzung
der Flüssigkeit durch die Röhren und über den Brennstoff vorgesehen sind. Diese Mittel bestehen
erfindungsgemäß in Düsen, die an den Einlassen einer oder mehrerer Brennstoffröhren angeordnet sind und
durch die ein Teil der Flüssigkeit in die Röhren eingespritzt wird, wobei für die Flüssigkeitsströmung ein
Spalt zwischen jeder Düsenmündung und der Wandung der der Düse zugeordneten Röhren vorgesehen
ist.
Die Erfindung ist in der Zeichnung schematisch und beispielsweise dargestellt und an Hand dieser
nachfolgend beschrieben. Es bedeutet
Fig. 1 einen Reaktor mit einer bekannten Anordnung zur Durchführung der Selbstzirkulation (zur
Darstellung des Standes der Technik),
Fig. 2 einen Reaktor mit einer Anordnung nach der Erfindung zur Unterstützung der Selbstzirkulation,
Fig. 3 eine weitere erfindungsgemäße Anordnungsmöglichkeit,
709 878/225
Fig. 4 einen Schnitt durch eine Düse nach Fig. 2 mit der ihr zugeordneten Röhre in vergrößertem Maßstab.
In Fig. 1 enthält ein Reaktorkessel 1 eine Anzahl von Röhren 2, die in Wasser 3 eingetaucht sind. In
jeder Röhre 2 ist ein Kernbrennstoffelement untergebracht, und das Wasser, das über dessen Flächen
in den Röhren 2 strömt, wird bis zum Siedepunkt gebracht. Eine Mischung von Wasser und Dampf dringt
aus den oberen Öffnungen der Röhren 2 heraus. Der gesättigte Dampf aus der Mischung verläßt den
Reaktorkessel 1 oben durch einen Auslaß 4 und kann als Arbeitsfluidum einer Kraftanlage verwendet werden.
Das Wasser aus der die Röhren 2 verlassenden Mischung wird nach unten durch einen ringförmigen
Raum 5 zwischen dem Reaktorkessel 1 und den Brennstoffröhren 2 gebracht.
Eine typische Kraftanlage, die den im Reaktor erzeugten Dampf verwendet, kann ferner Mittel zur
Überhitzung des Dampfes, eine Turbine für dessen Expansion und einen oder mehrere Kondensatoren
für den die Turbinen verlassenden Dampf enthalten. In solchen Anlagen kann das Kondensat für die
Kühlung des Wassers im Raum 5 des Reaktors durch Einführung des Kondensats durch eine Leitung 6 in
der Nähe der oberen Enden der Brennstoff röhr en 2
verwendet werden.
Bei Anwendung der Erfindung gemäß dem in Fig. 2 gezeigten Beispiel wird mittels einer Pumpe 7 zur Erhöhung
der Leistung der Wasserzirkulation Wasser aus dem Reaktorkessel 1 durch eine Leitung 8 entnommen
und in den Kessel durch eine Leitung 9 zurückgebracht, und zwar durch Düsen 10, die an den
Einlaßenden einer oder mehrerer Brennstoffröhren angeordnet sind.
Das Wasser wird durch die Düsen 10 mit hoher Geschwindigkeit gepumpt und ruft so einen Injektoreffekt
hervor, der die Selbstzirkulation des Wassers erheblich unterstützt.
An Stelle der Entnahme von Wasser aus dem Reaktor mittels einer Pumpe und Wiederzuführung desselben
zu den Düsen, wie in Fig. 2 gezeigt, kann auch Kondensat der Turbinen für die Zuführung zu den
Düsen 10 mittels einer Pumpe verwendet werden, wie in Fig. 3 dargestellt.
Je nach den Erfordernissen und besonderen Umständen können alle Brennstoffröhren mit Düsen versehen
sein oder nur ein Teil derselben. Die Abmessungen der einzelnen Düsen können dem Druckgefälle
in jeder einzelnen Röhre angepaßt sein.
Fig. 4 zeigt eine typische Brennstoffröhre 2, die Platten aus Kernbrennstoff 12 enthält und eine Verlängerung
13 aufweist, an deren unterem Ende eine Düse 10 angeordnet ist.
Claims (5)
1. Kernreaktor, der eine Anzahl von in eine Flüssigkeit eintauchenden und Kernbrennstoffelemente
umschließenden Röhren enthält und in dem Mittel zur Unterstützung des Umlaufs der
Flüssigkeit durch die Röhren und über den Brennstoff vorgesehen sind, dadurch gekennzeichnet, daß
an den Einlassen einer oder mehrerer Brennstoffröhren Düsen angeordnet sind, durch die ein Teil
der Flüssigkeit in die Röhren eingespritzt wird, wobei für die Strömung der Flüssigkeit zwischen
jeder Düsenmündung und der Wandung der der Düse zugeordneten Röhre ein Spalt vorgesehen ist.
2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine Umwälzpumpe vorgesehen
ist, die Flüssigkeit aus dem Reaktor entnimmt und sie demselben über eine Leitung wieder zuführt,
die mit den an den Einlaßenden der Brennstoffröhren angeordneten Düsen verbunden ist.
3. Kernreaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die verwendete Flüssigkeit
Wasser ist.
4. Kernreaktor-Kraftanlage nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,
daß der durch den Reaktor erzeugte Dampf in einer Turbine expandiert und beim Verlassen
der Turbine kondensiert wird, wobei das Kondensat mittels einer Pumpe in den Reaktor
zurückgeführt und dort in die Einlaßenden der Brennstoffröhren durch die Düsen eingespritzt
wird.
5. Kernreaktor-Kraftanlage nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß ein Teil des Kondensats
in der Nähe der am Dampfzwischenraum liegenden Enden der Brennstoffröhren eingeführt
wird.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
©709 878/225 1.58
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB83/56A GB796966A (en) | 1956-01-02 | 1956-01-02 | Improvements in and relating to nuclear reactors |
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Family Applications (1)
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FR (1) | FR1163654A (de) |
GB (1) | GB796966A (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1213067B (de) * | 1961-01-26 | 1966-03-24 | Reactor Centrum Nederland | Druckwasserreaktoranlage |
DE1256805B (de) * | 1963-04-11 | 1967-12-21 | Euratom | Fluessigkeitsgekuehlter heterogener Kernreaktor |
DE1464693C1 (de) * | 1962-05-18 | 1970-05-21 | Atomenergi Inst For | Verfahren zum Ausbilden eines erzwungenen Umlaufes der Kuehlfluessigkeit innerhalb des Druckgefaesses eines Kernreaktors |
EP0050837A1 (de) * | 1980-10-29 | 1982-05-05 | Ab Asea-Atom | Brennelementbündel für einen Kernreaktor |
Families Citing this family (3)
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GB1086243A (en) * | 1965-01-26 | 1967-10-04 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to pressurised vapour generators |
US3390052A (en) * | 1965-03-12 | 1968-06-25 | Babcock & Wilcox Co | Control arrangement for a nuclear reactor |
-
1956
- 1956-01-02 GB GB83/56A patent/GB796966A/en not_active Expired
- 1956-12-18 DE DEP17622A patent/DE1023829B/de active Pending
- 1956-12-28 FR FR1163654D patent/FR1163654A/fr not_active Expired
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1213067B (de) * | 1961-01-26 | 1966-03-24 | Reactor Centrum Nederland | Druckwasserreaktoranlage |
DE1464693C1 (de) * | 1962-05-18 | 1970-05-21 | Atomenergi Inst For | Verfahren zum Ausbilden eines erzwungenen Umlaufes der Kuehlfluessigkeit innerhalb des Druckgefaesses eines Kernreaktors |
DE1256805B (de) * | 1963-04-11 | 1967-12-21 | Euratom | Fluessigkeitsgekuehlter heterogener Kernreaktor |
EP0050837A1 (de) * | 1980-10-29 | 1982-05-05 | Ab Asea-Atom | Brennelementbündel für einen Kernreaktor |
US4826653A (en) * | 1980-10-29 | 1989-05-02 | Ab Asea Atom | Fuel assembly with a water flow separated from the fuel rodsr |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB796966A (en) | 1958-06-25 |
FR1163654A (fr) | 1958-09-30 |
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