DE1180857B - Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents
Brennstoffelement fuer gasgekuehlte KernreaktorenInfo
- 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
- Prior art keywords
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/041—Means for removal of gases from fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
- G21C5/16—Shape of its constituent parts
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- 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
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)
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
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 |
Family
ID=10061612
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEU6187A Pending DE1180857B (de) | 1958-05-14 | 1959-05-09 | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3111476A (de) |
CH (1) | CH370846A (de) |
DE (1) | DE1180857B (de) |
FR (1) | FR1224478A (de) |
GB (1) | GB903489A (de) |
NL (1) | NL239119A (de) |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
NL274293A (de) * | 1961-02-06 | 1900-01-01 | ||
NL281237A (de) * | 1961-07-31 | |||
NL296672A (de) * | 1962-08-16 | |||
DE1260038B (de) * | 1964-06-03 | 1968-02-01 | Kernforschung Gmbh Ges Fuer | Verfahren und Vorrichtung zum Abfuehren von Spaltgasen aus Kernreaktorbrennelementen |
DE2633192C2 (de) * | 1976-07-23 | 1978-09-21 | Kernforschungsanlage Juelich Gmbh, 5170 Juelich | Dichtverbindung zwischen Spaltgasabführungskanälen |
US4596690A (en) * | 1983-12-21 | 1986-06-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fission gas release restrictor for breached fuel rod |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CH286658A (de) * | 1950-11-09 | 1952-10-31 | Sulzer Ag | Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie und Atomreaktor zum Durchführen des Verfahrens. |
US2736696A (en) * | 1945-08-29 | 1956-02-28 | Eugene P Wigner | Reactor |
US2798848A (en) * | 1951-07-13 | 1957-07-09 | Kenneth H Kingdon | Neutronic reactor fuel element |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2799642A (en) * | 1951-07-13 | 1957-07-16 | Jr Henry Hurwitz | Neutronic reactor fuel element |
US2851409A (en) * | 1952-11-18 | 1958-09-09 | William T Moore | Neutronic reactor fuel element and core system |
GB809586A (en) * | 1956-06-28 | 1959-02-25 | Degussa | Process for recovering gaseous fission products from nuclear reactor |
-
0
- NL NL239119D patent/NL239119A/xx unknown
-
1958
- 1958-05-14 GB GB15577/58A patent/GB903489A/en not_active Expired
-
1959
- 1959-05-07 US US811737A patent/US3111476A/en not_active Expired - Lifetime
- 1959-05-09 DE DEU6187A patent/DE1180857B/de active Pending
- 1959-05-13 FR FR794621A patent/FR1224478A/fr not_active Expired
- 1959-05-14 CH CH7322059A patent/CH370846A/de unknown
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2736696A (en) * | 1945-08-29 | 1956-02-28 | Eugene P Wigner | Reactor |
CH286658A (de) * | 1950-11-09 | 1952-10-31 | Sulzer Ag | Verfahren zum Nutzbarmachen von Atomenergie und Atomreaktor zum Durchführen des Verfahrens. |
US2798848A (en) * | 1951-07-13 | 1957-07-09 | Kenneth H Kingdon | Neutronic reactor fuel element |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB903489A (en) | 1962-08-15 |
US3111476A (en) | 1963-11-19 |
CH370846A (de) | 1963-07-31 |
NL239119A (de) | |
FR1224478A (fr) | 1960-06-24 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2340006A1 (de) | Atomreaktor | |
DE1489636B2 (de) | Brennstoffelement fur einen Kern reaktor | |
DE1223466B (de) | Brennstoffelementbuendel fuer bei hoher Temperatur betriebene gasgekuehlte Kernreaktoren | |
DE1589853A1 (de) | Kernbrennstoffpille und Brennstab | |
DE2048595A1 (de) | Abzugsystem fur einen gasgekuhlten Kernreaktor | |
DE1109798B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement | |
DE1667426A1 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Ausziehen von Protium und Tritium aus schwerem Wasser | |
DE1180857B (de) | Brennstoffelement fuer gasgekuehlte Kernreaktoren | |
DE2801005A1 (de) | Schnellstoppeinrichtung fuer einen nuklear-reaktor | |
DE1100829B (de) | Halteeinrichtung fuer Kernreaktor-Moderatoren | |
DE1464932B1 (de) | Selbstreinigendes Brennstoffelement für einen Kernreaktor | |
DE1075231B (de) | Heterogener Kernreaktor mit den Mode ratorraum des Reaktors stabgitterartig durchziehenden Fuhrungsrohren zur Aufnahme der Spaltstoffelemente | |
DE2742528A1 (de) | Neutronenfluss-messvorrichtung | |
DE1051422B (de) | Verfahren zum Betreiben von Kernreaktoren und Kernreaktor zur Durchfuehrung dieses Verfahrens | |
DE1173595B (de) | Abschaltvorrichtung fuer Kernreaktoren | |
DE1207522B (de) | Regel- und Abschaltelement fuer Kernreaktoren | |
DE2125010A1 (de) | Brennelement fur Kernreaktor | |
DE1514999A1 (de) | Brennstoffanordnung mit Waermeabschirmung | |
DE1564010B2 (de) | Brennelement fuer einen kernreaktor | |
DE1489636C (de) | Brennstoffelement für einen Kern reaktor | |
DE1464932C (de) | Selbstreinigendes Brennstoffelement fur einen Kernreaktor | |
DE1439924A1 (de) | Brennstab fuer Kernreaktoren | |
DE3226403A1 (de) | Brennelement, verfahren zu seiner herstellung und brennelementbehaelter | |
DE1054186B (de) | Verfahren zur Regelung von Reaktoren | |
DE1187332B (de) | Brennelement fuer Kernreaktoren |