NO116534B - - Google Patents
Download PDFInfo
- Publication number
- NO116534B NO116534B NO15483564A NO15483564A NO116534B NO 116534 B NO116534 B NO 116534B NO 15483564 A NO15483564 A NO 15483564A NO 15483564 A NO15483564 A NO 15483564A NO 116534 B NO116534 B NO 116534B
- Authority
- NO
- Norway
- Prior art keywords
- reactor
- suspension
- pipe
- hydrocyclone
- tubes
- Prior art date
Links
- 239000000725 suspension Substances 0.000 claims description 34
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims description 18
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 10
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 5
- 239000007787 solid Substances 0.000 claims description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000000463 material Substances 0.000 claims description 3
- JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N h2o hydrate Chemical compound O.O JEGUKCSWCFPDGT-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 239000002562 thickening agent Substances 0.000 claims description 2
- 108090000623 proteins and genes Proteins 0.000 claims 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 5
- FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 2-iodoquinoline Chemical compound C1=CC=CC2=NC(I)=CC=C21 FRWYFWZENXDZMU-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N beryllium oxide Inorganic materials O=[Be] LTPBRCUWZOMYOC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000005086 pumping Methods 0.000 description 3
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 230000008719 thickening Effects 0.000 description 2
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] Chemical compound [O-2].[O-2].[O-2].[U+6] WZECUPJJEIXUKY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003575 carbonaceous material Substances 0.000 description 1
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 230000005484 gravity Effects 0.000 description 1
- 239000001307 helium Substances 0.000 description 1
- 229910052734 helium Inorganic materials 0.000 description 1
- SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N helium atom Chemical compound [He] SWQJXJOGLNCZEY-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000011261 inert gas Substances 0.000 description 1
- 238000009413 insulation Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000000746 purification Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 229910000439 uranium oxide Inorganic materials 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F21—LIGHTING
- F21K—NON-ELECTRIC LIGHT SOURCES USING LUMINESCENCE; LIGHT SOURCES USING ELECTROCHEMILUMINESCENCE; LIGHT SOURCES USING CHARGES OF COMBUSTIBLE MATERIAL; LIGHT SOURCES USING SEMICONDUCTOR DEVICES AS LIGHT-GENERATING ELEMENTS; LIGHT SOURCES NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- F21K5/00—Light sources using charges of combustible material, e.g. illuminating flash devices
- F21K5/02—Light sources using charges of combustible material, e.g. illuminating flash devices ignited in a non-disrupting container, e.g. photo-flash bulb
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Discharge Lamp (AREA)
Description
Kj ernereaktor.
Nærværende oppfinnelse vedrører en ki ernereaktor i hvilken kjernebrenselet i form av en suspensjon av fast spaltbart materiale i en væske som for eksempel van-ligvis er alminnelig vann eller tungtvann, strømmer gjennom reaktoren forsynt med en moderator.
Mer spesielt vedrører oppfinnelsen en reaktor i hvilken kjernebrenselsuspensjo-nen strømmer gjennom flere reaktorrør, det vil si en heterogen suspensjonsreaktor.
Oppfinnelsen omfatter videre reaktor-rør egnet som konstruksjonsdeler for slike reaktorer. Med denne reaktortype kan den kritiske tilstand nåes ved å anvende natur-lig eller bare svakt anriket uran. Det er imidlertid av betydning at reaktorrørenes vegger absorberer ingen eller nesten ingen neutroner og likevel har en høy varmeisola-sjonskapasitet og at brenselsuspensjonen er sterkt konsentrert og av konstant sammen-setning. Den første betingelse kan oppfyl-les ved å gjøre rørveggene av for eksempel fast sintret berylliumoksyd som er belagt på moderatorsiden, med løst sintret berylliumoksyd når der gjøres bruk av en væske som moderator.
Den annen betingelse foranlediger van-skeligheter da viskositeten av brenselsuspensjonen med den ønskede konsentrasjon er så høy at pumpning av suspensjonen for eksempel for transport av denne til en varmeutveksler og tilbake til reaktoren er vanskelig.
I søkerens norske patent nr. 88287 har det i denne forbindelse vært foreslått å sende suspensjonen gjennom reaktoren i fortykket tilstand, fortynne den utenfor reaktoren med en ytterligere mengde bære-væske som igjen frasepareres fra den for-tynnede suspensjon før denne igjen føres inn i reaktoren, og da utføre pumpingen av suspensjonen mens denne er i fortynnet tilstand.
Da der for en heterogen suspensjonsreaktor trenges mange rør, for eksempel 100, vil anvendelsen av nevnte: metode for-årsake meget kompliserte konstruksjoner av sirkulasjonssystemet.
Ifølge oppfinnelsen anvendes et spesielt reaktorrør, ved hjelp av hvilket der kan fås en meget enklere konstruksjon.
Oppfinnelsen skal forklares nærmere
under henvisning til tegningene, hvor
fig. 1 viser skjematisk en reaktor om-fattende reaktorrør ifølge oppfinnelsen, og
fig. 2—4 viser skjematisk reaktorrør av
forskjellige konstruksjoner.
I fig. 1 er reaktoren 1 omgitt av en høy-trykkskappe 1, innenfor hvilken der er an-ordnet en reflektor la som igjen omslutter kammeret 2 for moderatoren, for eksempel tungtvann. Ved pumpning kan dette tungtvann sirkuleres gjennom en varmeutveksler (ikke vist). Høytrykkskappen 1 er nødven-dig for å kunne drive reaktoren ved et høyt temperaturnivå.
Inne i kammeret 2 er der reaktorrør 3.
På tegningen er bare vist 2 av disse rør, men i virkeligheten vil dette antall være for eksempel 100.
Disse rør (jfr. fig. 2—4) består av en vegg 4 som på utsiden er belagt med et iso-lerende sjikt. Det hele kan gjøres av berylliumoksyd. Andre materialer som også kan komme til anvendelse er for eksempel en aiuminiumvégg belagt på utsiden med et, lag av porøst kullstoff.
Ifølge oppfinnelsen er den øvre del av dette rør forsynt med en hydrocyklon 6 med tangential matning 7, avløpsåpning 8 som munner ut i røret 3 og et innvendig over-løpsrør passerer sentralt gjennom avløps-åpningen 8 og derfra gjennom reaktorrøret til den nedre ende 10, hvor overløpsrøret munner ut i nærheten av utløpsåpningen 11 for røret.
Med denne konstruksjon av reaktor-rørene reduseres utstrekningen av gjen-nomstrømningssystemet for den konsentrerte suspensjon til et minimum.
Fig. 3 viser en foretrukken utførelses-form av reaktorrøret hvori overløpsrøret 9 over størstedelen av sin lengde forløper langs veggen 4 for reaktorrøret. Denne ut-førelse har den fordel at oppfangningen av resonansneutroner av moderatorvæsken som strømmer gjennom overløpsrøret er be-tydelig mindre enn ved konstruksjonen ifølge fig. 2.
Videre muliggjør denne utførelse en enklere måte for befestigelse av overløps-røret til selve reaktorrøret.
I reaktorrøret ifølge fig. 4 er den nedre del av overløpsrøret 9 rettet stort sett tan-gensialt mot den indre vegg av reaktor-røret. Den roterende bevegelse som derved meddeles bærevæsken som strømmer ut fra røret påskynder rask og grundig blanding av den konsentrerte suspensjon og nevnte væske i reaktorrørets nedre parti.
Når reaktoren, er i drift tilføres en mer eller mindre fortynnet suspensjon av kjer-nebrensel, for eksempel en suspensjon av uranoksyd i tungtvann til hydrocyklonfor-tykkeren 6 fra beholderen 11 over røret 12 og de tangentiale matningskanaler 7 forsynt med ventiler 13. I disse hydrocykloner blir suspensjonen fortykket, hvorpå den av tyngdekraften passerer ned gjennom rø-rene 3 til de avsmalnende bunnpartier 10.
Som et resultat av kjernespaltnings-reaksjonen oppnår suspensjonen en høy temperatur. Det tungtvann som frasepareres i hydrocyklonen strømmer ned gjennom overløpsrøret 9 og i utløpet av dette rør blir igjen blandet med suspensjonen, slik at den blir lettflytende.
Den varme suspensjon blir derpå ført gjennom varmeutveksleren 14 og går der-etter gjennom røret 15 til stigerøret 16, gjennom hvilket den bringes opp til en beholder 11 under innflytelse av en inert gass, for eksempel helium, tilført ved hjelp av en pumpe 20.
I denne beholder blir gassen fraseparert suspensjonen, hvorpå den føres tilbake
over anordningen i7, hvor vann som måtte ha dekomponert blir rekomponert, en kon-densator 18, hvor vann frasepareres, et renseanlegg 19, til pumpen 20 som presser gassen inn i stigerøret igjen. Det tungtvann som separeres av i kondensatoren 18 kan føres tilbake til beholderen 11 over ventilen 21.
Hvis den sirkulerende suspensjon inne-holder for mye fast stoff kan en del av suspensjonen føres over kanalen 22 og ventilen 23 til hydrocyklonfortrykkeren 24, hvor den kan fortykkes. Reguleringsventilen 30 tillaterr regulering av fortyknings-virkningen i hydrocyklonen 24. Det tungtvann som er blitt fraseparert blir derpå gjennom en kanal 26 og renseanlegget 27 ført tilbake til kanalen 15 hvor det anvendes for ytterligere fortykning av den sirkulerende suspensjon.
Den fortykkede suspensjon bunnfeller derpå i lagertanken 25. Hvis den sirkulerende suspensjon skal konsentreres noe, kan dette utføres ved å gi fortykket suspensjon adgang gjennom ventilen 32, og om nødvendig innføre adgang gjennom ventilen 32, og om nødvendig innføre tungtvann eller fortynnet suspensjon gjennom kanalen 33 og ventilen 33a, for derved å gjøre den fortykkede suspensjon meget lettflytende.
Hvis suspensjonen skal fjernes fra re-aktorrørene kan dette utføres ved å lukke ventilen 12a og lede suspensjonen til beholderen 25 ved hjelp av hydrocyklonen 24. Bærervæske blir i dette tilfelle ført gjennom ventilen 31 og røret 12 til reaktor-rørene, slik at der suspensjonen blir er-stattet med væske.
Det vil forståes at det er mulig med et apparat ifølge oppfinnelsen å oppnå forskjellige strømningshastigheter av kjerne-brenslet gjennom de forskjellige rør ved å velge forskjellige hydrocykloner 6 eller ved forskjellig regulering av matningstrykket ved hjelp av reguleringsventilen 13 og/eller å variere de sentrale overløpsåpninger. Derved kan oppnåes at temperaturen for suspensjonen som forlater reaktorrørene er optimum for rørene. Det er også mulig ifølge oppfinnelsen å oppdele rørene 12 til reaktorrørene på en slik måte at det fører til forskjellige rørgrupper, hver av hvilke da kan reguleres separat.
Hele systemet kan i nødstilfelle raskt
tømmes gjennom sikkerhetsventilen 34.
Ledningen m. v. utenfor trykk-kappen 1 må være trykkfast for å kunne motstå
trykket av bærervæsken ved de høye tem-peraturer som er nødvendige for å gjøre
varmeytelsen for reaktoren så nøy som mulig.
Claims (3)
1. Kjernereaktor i hvilken kjernebrenselet i form av en suspensjon av fast
spaltbart materiale i en væske som for eksempel vanlig vann eller tungtvann strøm-mer gjennom flere reaktorrør anbragt inne i reaktoren, idet suspensjonen før den går inn i reaktorrørene fortykkes og etter at den har passert gjennom reaktorrørene blir fortynnet til en pumpbar suspensjon, karakterisert ved at på toppen av hvert re-aktorrør utmunner avløpsåpningen for en hydrocyklonfortykker, idet overløpsåpnin-
gen for nevnte hydrocyklon dannes a\ et overløpsrør som munner ut sentralt i hydrocyklonen og passerer via av-løpsåpningen gjennom reaktorrøret til et stykke fra den nedre ende av reaktorrøret.
2. Kj ernereaktor som angitt i påstand 1, karakterisert ved at overløpsrøret for hydrocyklonen over storparten av reaktor-røret forløper langs rørets vegg.
3. Kj ernereaktor som angitt i påstand 1—2, karakterisert ved at den nedre del av overløpsrøret er rettet stort sett tangen-tialt mot rørets indre vegg.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
NL298276 | 1963-09-23 | ||
NL6408164A NL142389B (nl) | 1964-07-17 | 1964-07-17 | Flitslamp. |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
NO116534B true NO116534B (no) | 1969-04-08 |
Family
ID=26641934
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
NO15483564A NO116534B (no) | 1963-09-23 | 1964-09-21 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
AT (1) | AT247144B (no) |
CH (1) | CH456345A (no) |
DK (1) | DK106777C (no) |
FI (1) | FI41715B (no) |
GB (1) | GB1066870A (no) |
NO (1) | NO116534B (no) |
SE (1) | SE314302B (no) |
-
1964
- 1964-09-18 GB GB3815964A patent/GB1066870A/en not_active Expired
- 1964-09-19 DK DK462564A patent/DK106777C/da active
- 1964-09-21 AT AT806764A patent/AT247144B/de active
- 1964-09-21 NO NO15483564A patent/NO116534B/no unknown
- 1964-09-21 FI FI200464A patent/FI41715B/fi active
- 1964-09-21 CH CH1223964A patent/CH456345A/de unknown
- 1964-09-21 SE SE1131964A patent/SE314302B/xx unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FI41715B (no) | 1969-09-30 |
GB1066870A (en) | 1967-04-26 |
DK106777C (da) | 1967-03-13 |
CH456345A (de) | 1968-07-15 |
SE314302B (no) | 1969-09-01 |
AT247144B (de) | 1966-05-25 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
US3151034A (en) | Consolidated nuclear steam generator arrangement | |
US2945794A (en) | Neutronic reactor operational method and core system | |
NO121444B (no) | ||
US3202584A (en) | Pressurized water reactor plant with improved jet pump arrangement | |
US3284312A (en) | Boiling water nuclear reactor organization | |
CN107710333A (zh) | 使用重水型核电站生产放射性同位素的方法 | |
US3257286A (en) | Ball-type control for a nuclear reactor | |
US3261755A (en) | Nuclear reactor control | |
US3228847A (en) | Reactor control system | |
US2778792A (en) | Method for unloading reactors | |
NO121161B (no) | ||
US3085056A (en) | Method and apparatus for generating and superheating steam from nuclear energy | |
US3091582A (en) | Nuclear reactor systems | |
NO115404B (no) | ||
US3222255A (en) | Method of purifying primary fluid of nuclear reactor circuit | |
GB792972A (en) | Control of atomic power reactors | |
US3188277A (en) | Superheater reactor | |
US3318777A (en) | Cooling process for fuel elements of a nuclear reactor of the swimming-pool type and nuclear reactor according to this process | |
NO116534B (no) | ||
US4032401A (en) | Combined solid and liquid system for controlling nuclear reactors | |
US3183168A (en) | Nuclear reactor | |
ES301436A1 (es) | Reactor nuclear | |
GB1084255A (no) | ||
US3211623A (en) | Neutronic reactor and fuel element therefor | |
US3190807A (en) | Pressure tube reactor |