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DE1180857B - Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents

Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren

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Publication number
DE1180857B
DE1180857B DEU6187A DEU0006187A DE1180857B DE 1180857 B DE1180857 B DE 1180857B DE U6187 A DEU6187 A DE U6187A DE U0006187 A DEU0006187 A DE U0006187A DE 1180857 B DE1180857 B DE 1180857B
Authority
DE
Germany
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fuel
fuel element
gas
nuclear reactors
graphite
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
DEU6187A
Other languages
English (en)
Inventor
Frank Sterry
George Edward Lockett
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
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 UK Atomic Energy Authority filed Critical UK Atomic Energy Authority
Publication of DE1180857B publication Critical patent/DE1180857B/de
Pending legal-status Critical Current

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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
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    • G21C3/04Constructional details
    • GPHYSICS
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    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
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    • G21C3/04Constructional details
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    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • G21C5/16Shape of its constituent parts
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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND DEUTSCHES 4057WW PATENTAMT Internat. Kl.: G 21
AUSLEGESCHRIFT
Deutsche Kl.: 21g -21/20
Nummer: 1180 857
Aktenzeichen: U 6187 VIII c / 21;
Anmeldetag: 9. Mai 1959
Auslegetag: 5. November 1964
Die Erfindung bezieht sich auf Brennstoffelemente für gasgekühlte Kernreaktoren, deren aus einem Moderatormaterial von geringer Gasdurchlässigkeit bestehender Brennstoffbehälter mit Verschlußstopfen aus Moderatormaterial versehen ist.
Die Erfindung kann bei solchen Brennstoffelementen Verwendung finden, wo sich in einem rohrförmigen Behälter aus Graphit in axialer Ausrichtung ein Graphitstab befindet und bei welchem Spaltstoff aufweisende Hülsen im Ringraum zwischen der Behälterwand und dem Stab angeordnet sind. Ein Merkmal dieses Brennstoffelementes besteht darin, daß am unteren Ende des Elementes ein Durchlaß für das kontinuierliche Abziehen oder Entfernen von flüchtigen Spaltprodukten, welche während des Reaktorbetriebs innerhalb des Elementes erzeugt werden, vorgesehen ist.
Das durch diesen Durchlaß abgezogene Gas besteht aus einem Gemisch flüchtiger Spaltprodukte und Kühlgas, beispielsweise Helium, welches durch die Behälterwandung hindurch eingedrungen ist. Die Spaltprodukte werden beispielsweise durch Kalteinfangen ausgeschieden, und das Kühlgas wird in den Hauptkreislauf zurückgeleitet. Um die von der Scheideanlage zu behandelnde Gasmenge herabzusetzen, ist es wünschenswert, die in den Brennstoffbehälter eintretende Kühlmittelmenge niedrig zu halten und daher für die Behälterwandung eine Graphitart mit geringer Durchlässigkeit zu verwenden. Mit den zur Zeit verfügbaren Graphitarten von niedriger Durchlässigkeit kann die in den Brennstoffbehälter eintretende Kühlmittelmenge auf eine noch zulässige Höhe verringert werden; die Diffusion der Spaltprodukte durch die Behälterwand in den Kühlmittelstrom hinein hat jedoch ein ungewünschtes Ausmaß an Verunreinigung des Kühlmittelkreislaufs zur Folge. Zweck der Erfindung ist es, die durch diesen Diffusionseffekt bewirkte Verunreinigung des Kühlmittels herabzusetzen.
Eine Ideallösung zur Behebung dieses nachteiligen Diffusionseffektes würde darin bestehen, für die Behälterwandung einen Graphit mit einer so geringen Permeabilität zu verwenden, daß die Spaltprodukte nicht hindurchdiffundieren können. Derartige Graphitarten stehen jedoch noch nicht zur Verfügung. Die Permeabilität von Graphit kann zwar, wie andernorts beschrieben ist, durch Imprägnieren weiter herabgesetzt werden; aber unerwarteterweise hat sich herausgestellt, daß damit nicht unbedingt die Diffusion herabgesetzt wird, diese vielmehr sogar noch zunehmen kann. Der Grund dafür liegt darin, daß dann, wenn die Permeabilität (oder Porengröße) eine Brennstoffelement für gasgekühlte
Kernreaktoren
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
Vertreter:
Dr.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Eisernerstr. 227
Als Erfinder benannt:
Frank Sterry,
George Edward Lockett, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 14. Mai 1958 (15 577)
Verkleinerung erfährt, die nach innen gerichtete Viskositätsströmung des Kühlmittels durch die Poren hindurch schneller abfällt als die nach außen gerichtete Molekulardiffusion der Spaltprodukte, so daß der »Rückflutungs«-Effekt der Kühlmittelströmung gegenüber den ■ Spaltprodukten verlorengeht. Bei Nichtvorhandensein der nach innen gerichteten Viskositätsströmung hängt die Diffusionsgeschwindigkeit lediglich von den relativen Spaltproduktkonzentrationen innerhalb und außerhalb des Behälters ab. Es sind Brennstoffelemente bekannt, bei welchen der Brennstoff von einer Hülle aus rostfreiem Stahl umschlossen und durch Flüssigkeit gekühlt ist. Bei diesen bekannten Brennstoffelementen ist der Brennstoff gegen das Kühlmittel durch einen undurchlässigen Metallbauteil isoliert. Das Brennstoffelement gemäß der Erfindung ist hingegen für die Verwendung in einem gasgekühlten Kernreaktor bestimmt, und ein Zweck der Erfindung ist die Verwendung eines undurchlässigen Behälters für den Brennstoff und die Verhinderung der Spaltproduktdiffusion durch den Behälter hindurch. Die Erfindung löst somit ein Problem, welches bei einem flüssig gekühlten Reaktor nicht auftritt.
Weiterhin ist ein Brennstoffelement bekannt, welches einen Uranstab aufweist; der axial in einem
409 710/307
Aluminiumbehälter ausgerichtet ist; der Aluminiumbehälter ist mit Moderatormaterial ausgekleidet, wobei das Äußere des Behälters flüssigkeitsgekühlt und das Innere desselben gasgekühlt ist. Die Verseuchung des Gaskühlmittels durch Spaltprodukte ist hier besonders groß.
Es ist daher ein weiterer Zweck der Erfindung eine kleine Menge des Kühlgases über einen durchlässigen Stopfen in den Brennstoffbehälter eintreten zu lassen, um eine hohe Kühlgasgeschwindigkeit nach einwärts zu erreichen. Der größte Teil des Hauptkühlmittelstromes kommt somit mit dem Brennstoff nicht in Berührung, sondern verläuft über das Äußere des Behälters, und demzufolge wird der Behälter durch Strahlung vom Brennstoff her auf einer hohen Temperatur gehalten.
Das Brennstoffelement nach der Erfindung ist gekennzeichnet durch eine Vorrichtung zum Abziehen der innerhalb des Brennstoffbehälters anfallenden flüchtigen Spaltprodukte und durch einen als Kühl- ao gasschleuse wirkenden Verschlußstopfen.
Die Erfindung soll nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung näher erläutert werden, welche eine Längsschnittansicht des oberen Abschnittes eines Kernelementbüschels wiedergibt.
Der in der Zeichnung veranschaulichte Büschelaufbau ist grundsätzlich demjenigen Aufbau ähnlich, welcher andernorts beschrieben ist. So besteht jedes Büschel aus sieben Brennstoffelementen 1, von denen nur drei in der Zeichnung dargestellt sind, welche an einem oberen Schenkelkreuz 20 befestigt sind. Jedes Brennstoffelement besteht aus einem Außenrohr 2 von sechseckigem Querschnitt, welches aus einem eine geringe Durchlässigkeit aufweisenden Graphit, hergestellt ist. Das obere Ende des Rohres 2 ist in den becherförmigen Kopf 3 eines rostfreien Stahlbolzens 4 eingeschraubt. Innerhalb des Rohres 2 befinden sich mehrere Brennstoffhaltestab-Abschnitte S axial ausgerichtet, wobei jeder Abschnitt mehrere Graphithülsen 6, welche Spaltstoff aufweisen, hält (es sind nur die oberen Enden der obersten Stababschnitte 5 und die oberste Hülse 6 in der Zeichnung veranschaulicht). Der Aufbau des unteren Endes des Büschels (nicht dargestellt) gleicht im wesentlichen demjenigen, welcher andernorts beschrieben ist.
Innerhalb des oberen Endes jedes Rohres 2 wird ein poröser bzw. durchlässiger Rohrstöpsel 12 durch einen Graphitbolzen 7 gehalten. Der Stöpsel 12 besteht aus einem Graphit mit verhältnismäßig hoher Durchlässigkeit und ist so dimensioniert, daß ein enger Ringraum 8 zwischen der Innenfläche des Rohres 2 und der Außenfläche des Stöpsels 12 frei bleibt. Das Innere des Stöpels 12 ist mit einem Niederpermeabilitäts-Graphitstab 9 ausgefüllt, welcher so dimentsioniert ist, daß ein enger Ringraum 10 zwischen der Innenfläche des Stöpels 12 und der Außenfläche des Stabs 9 frei bleibt. Das Verhältnis von Stöpsellänge zu Stöpselaußendurchmesser beträgt beim vorliegenden Ausführungsbeispiel etwa 10:1, wobei die Abmessungen so gewählt sind, daß ein Strömungsflächen-Wandstärke-Verhältnis von 275 cm2/cm erhalten wird.
Das untere Ende des Stabes 9 ruht auf einem Zentrierblock 11, der mit einem Zapfen am oberen Ende des Stababschnittes 5 eine Wirkverbindung eingeht. Für den Stab 9 ist ein Spielraum frei gelassen, so daß er weiter in den Stöpsel 12 hineinzugleiten vermag, falls die Stababschnitte 5 unter der Strahlenwirkung in Längsrichtung sich ausdehnen sollten. Graphitabstandshalter 13, welche zu zerbrechen vermögen, sind zwischen dem Schulter- bzw. Ringstück auf dem Stab 9 und der Unteren Fläche des Stöpels 12 vorgesehen, um eine derartige Längsbewegung zu ermöglichen.
Das Kühlgas tritt in das einzelne Brennstoffelement durch eine öffnung 14 im becherförmigen Kopf 3 ein, strömt von dort durch eine öffnung 15 im Bolzen 7 und durch die Durchlässe 16 im Stöpsel 12 in den Raum 8 hinein und fließt durch die Wand des Stöpsels in den Raum 10. Daraufhin fließt es jeweils entlang den Schlitzen 17 und 18 im unteren Ende des Stabes 9 und im Block 11 und gewinnt somit Zugang nach demjenigen Abschnitt des Brennstoffelementes, in welchem sich Spaltstoff befindet. Die Strömung des Kühlgases durch das Element 1 hindurch kann so hoch bemessen werden, daß die Konzentration der flüchtigen Spaltprodukte innerhalb des Brennstoffelementes verdünnt und somit die Spaltproduktmenge, welche durch das Rohr 2 austritt bzw. diffundiert, herabgesetzt wird, ohne daß ein unzweckmäßig großes Kühlgasvolumen von der Spaltproduktscheideanlage behandelt werden muß.
Um die Auswärtsdiffusion durch die Stöpselbauelementgruppe hindurch auf ein Kleinstmaß herabzusetzen, ist die öffnung 15 so bemessen, daß eine ausreichend hohe Strömungsgeschwindigkeit des Kühlgasteilstroms zum Brennelementinnern sichergestellt ist. Das gleiche gilt für das untere Ende des Stöpels 12, und zwar durch geeignetes Dimensionieren der Durchlässe 17 und 18.
Jedes Element 1 ist am oberen Graphitschenkelkreuz 20 mittels Bolzen 4 und Muttern 22 befestigt und wird relativ zum Schenkelkreuz durch Stahlunterlagsscheiben 21 in lotrechter Richtung gehalten. Diese Stahlunterlagsscheiben haben die Aufgabe, den Unterschieden zwischen den Längsausdehnungen der ein Büschel bildenden einzelnen Elemente Rechnung zu tragen. Kleinere Unterschiede werden durch elastisches Ausweichen der Unterlagsscheiben ausgeglichen; bei einem bemerkenswerten unregelmäßigen Anwachsen oder zusammenziehen werden jedoch alle überbelasteten Unterlagsscheiben gezwungen, nachzugeben, da sie bei der Arbeitstemperatur der Brennstoffelemente weich werden. Somit kann sich jedes Brennstoffelement relativ zum Schenkelkreuz 20 bewegen, ohne daß übermäßig hohe Widerstandskräfte hervorgerufen werden. Die Unterlagsscheiben erhärten, wenn die Elemente abkühlen, und sie nehmen die Schublast auf, wenn das Büschel aus dem Reaktorkern durch Greifvorrichtungen, welche an der Verlängerung 23 des oberen Schenkelkreuzes befestigt werden, herausgezogen wird.
Jeder becherförmige Kopf 3 ist mit einem Stahlhaltezapfen 24 versehen, der in eine öffnung 25 im oberen Schenkelkreuz eingreift.

Claims (3)

Patentansprüche:
1. Brennstoffelement für gasgekühlte Kernreaktoren, dessen aus einem Moderatormaterial von geringer Gasdurchlässigkeit bestehender Brennstoffbehälter mit Verschlußstopfen aus Moratormaterial versehen ist, gekennzeichnet durch eine Vorrichtung zum Abziehen der innerhalb des Brennstoffbehälters anfallenden
flüchtigen Spaltprodukte und durch einen als Kühlgasschleuse wirkenden Verschlußstopfen.
2. Brennstoffelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Verschlußstopfen mit Bohrungen versehen ist.
3. Brennstoffelement nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Verschlußstopfen als Hohlzylinder ausgebildet ist.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Schweizerische Patentschrift Nr. 286 658; USA.-Patentschriften Nr. 2 798 848, 2 736 696; »Nucleonics«, Vol. 14, Nr. 3, 1956, S. 34 bis
In Betracht gezogene ältere Patente: Deutsches Patent Nr. 1051422.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
409 710/307 10.64 © Bundesdruckerei Berlin
DEU6187A 1958-05-14 1959-05-09 Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren Pending DE1180857B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB15577/58A GB903489A (en) 1958-05-14 1958-05-14 Improvements in or relating to core elements for nuclear reactors

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1180857B true DE1180857B (de) 1964-11-05

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ID=10061612

Family Applications (1)

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DEU6187A Pending DE1180857B (de) 1958-05-14 1959-05-09 Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren

Country Status (6)

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CH (1) CH370846A (de)
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FR (1) FR1224478A (de)
GB (1) GB903489A (de)
NL (1) NL239119A (de)

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Also Published As

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GB903489A (en) 1962-08-15
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CH370846A (de) 1963-07-31
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