DE1068390B - - Google Patents
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- DE1068390B DE1068390B DENDAT1068390D DE1068390DA DE1068390B DE 1068390 B DE1068390 B DE 1068390B DE NDAT1068390 D DENDAT1068390 D DE NDAT1068390D DE 1068390D A DE1068390D A DE 1068390DA DE 1068390 B DE1068390 B DE 1068390B
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/32—Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- 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
- G21C1/07—Pebble-bed reactors; Reactors with granular fuel
-
- 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
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Description
Aus einem Kernenergiereaktor, der mit Brennstoffelementen vornehmlich keramischer Art in Form geometrischer
Körper, z. B. Zylinder, Prismen oder Kugeln, von etwa 1 bis 200 mm mit einheitlicher Größe
oder als Mischung verschiedener Größen gefüllt ist, werden die Brennstoffelemente nach einer gewissen
Ausbrandzeit abgelassen.
Die Brennstoffelemente, die einem Reaktor entnommen werden, enthalten größere Mengen an radioaktiven
Spaltprodukten. Bevor sie weiterbearbeitet werden, sei es in einer chemischen Aufbereitung, sei es
zur Wiederverwendung in einem Reaktor, werden sie gewöhnlich vor dem Abtransport einige Zeit außerhalb
des Reaktors gelagert, um der kurzlebigen Aktivität Gelegenheit zum Abklingen, d. h. zur radioaktiven Abkühlung,
zu geben. Diese Lagerung hochaktiven Materials vor dem Abtransport zur Weiterverarbeitung
erfordert einen beträchtlichen Aufwand an Einrichtungen zur Abschirmung der Strahlung und zur Kühlung
der sich durch die Strahlung erwärmenden Brennstoffelemente sowie an Transportvorrichtungen vom
Reaktor zum Auskühlort.
Diese Nachteile werden bei dem erfindungsgemäßen Kernenergiereaktor mit einer Auskühlvorrichtung zur
radioaktiven Auskühlung von abgebrannten oder zu entfernenden Brennstoffelementen dadurch behoben,
daß innerhalb des Reaktors eine Auskühlwanne vorgesehen ist, die mit dem Reaktorherz, gegebenenfalls
unter Zwischenschaltung einer Ablaßvorrichtung für die Brennstoffelemente, in Verbindung steht.
In der Zeichnung sind zwei Ausführungsformen der erfindungsgemäßen Vorrichtung in einem Kernenergiereaktor
schematisch dargestellt.
Fig. 1 stellt eine Ausführungsform dar, bei der eine Ablaßvorrichtung zwischen Reaktorherz und Auskühlwanne
vorgesehen ist, in Fig. 2 ist eine andere Ausführungsform dargestellt, bei der die sogenannte
Ablaßvorrichtung fehlt.
In Fig. 1 umgibt das Reaktorgefäß 1 das Reaktorherz 2, welches mit einer großen Zahl von Brennstoffelementen
3 gefüllt ist. Um das Reaktorherz 2 ist eine Neutronen absorbierende Wand 4 gelegt.
Das Reaktorherz 2 läuft am unteren Ende in einen Trichter 5, 6 aus, der eine Ablaßvorrichtung 7 aufweist.
Innerhalb des Reaktors, aber außerhalb des Reaktorherzens ist eine Auskühlwanne 8 vorgesehen, die
ihrerseits wieder eine Ablaßvorrichtung 9 aufweist. Diese mündet in einen Auslauf IOj der außerhalb des
Reaktors endet.
Zwischen Auskühlwanne 8 und Reaktorherz 2 ist zweckmäßig eine Wand 11 aus einem geeigneten Abschirmmaterial,
z. B.aus einem Werkstoff mit hoher Neutronenabsorption, angeordnet.
Die Ablaßvorrichtungen 7 und 9 sind bei dem dar-
Kernenergiereaktor
mit Auskühlvorrichtung
für abgebrannte oder zu entfernende
Brennstoffelemente
mit Auskühlvorrichtung
für abgebrannte oder zu entfernende
Brennstoffelemente
Anmelder:
Aktiengesellschaft für Unternehmungen
der Eisen- und Stahlindustrie,
Essen, Altendorfer Str. 103,
und Brown, Boveri & Cie.
Aktiengesellschaft,
Mannheim-Käfertal, Boveristr. 22
der Eisen- und Stahlindustrie,
Essen, Altendorfer Str. 103,
und Brown, Boveri & Cie.
Aktiengesellschaft,
Mannheim-Käfertal, Boveristr. 22
Dipl.-Ing. Werner Bellermann, Rheinhausen,
und Hermann Dingerdissen, Mannheim-Käfertal,
sind als Erfinder genannt worden
gestellten Ausführungsbeispiel so ausgebildet, daß der untere Trichterauslauf in einem Rohrkrümmer endet,
an dem sich ein zweiter Rohrkrümmer anschließt, der um eine Achse drehbar ist, die senkrecht und zentrisch
auf der öffnung des ersten Rohrkrümmers steht.
Durch Drehen des zweiten Rohrkrümmers, wobei die Drehung auch in fortlaufendem Rotieren bestehen
kann, läßt sich das aus den Brennstoffelementen bestehende Schüttgut in die Auskühlwanne 8 bringen.
In gleicher Weise erfolgt ein Herausführen des Schüttgutes aus der Auskühlwanne durch Betätigen
der Ablaßvorrichtung 9.
Der Reaktor nach Fig. 2 entspricht im Grundaufbau demjenigen nach Fig. 1. Eine Ablaß vorrichtung 7
nach Fig. 1 fehlt hierbei zwischen Reaktorherz und Auskühlwanne. Es ist nämlich unter Umständen sehr
wichtig, innerhalb des Reaktorgefäßes keinerlei mechanisch bewegte Teile zu haben, da eventuell während
des Betriebs notwendige Reparaturen außerordentlich schwierig, wenn überhaupt, durchzuführen sind.
Die Auskühlwanne 12 in Fig. 2 steht über ein Rohrstück 13 mit dem Reaktorherz in Verbindung. Die Regulierung
des Ablassens von Brennstoffelementen geschieht mittels des in dem Auslauf 14 angeorneten
Schiebers 15. Um den Ablauf von Brennstoffelementen möglichst störungsfrei zu gestalten, ist über der unteren
Öffnung der Auskühlwanne ein nach unten offe-
909 647/327
Claims (4)
1. Kernenergiereaktor mit einer Vorrichtung zur radioaktiven Auskühlung von abgebrannten
oder zu entfernenden Brennstoffelementen, dadurch gekennzeichnet, daß innerhalb des Reaktors eine
Auskühlwanne (8) vorgesehen ist, die mit dem Reaktorherz (2), gegebenenfalls unter Zwischenschaltung
einer Ablaßvorrichtung (7) für die Brennstoffelemente, in Verbindung steht.
2. Kernenergiereaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen Auskühlwanne
(8) und Reaktorherz (2) eine Wand (11) aus geeignetem Abschirmmaterial -vorgesehen ist.
3. Kernenergiereaktor nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Auskühlwanne
mit einer Ablaßvorrichtung (9) und einem außerhalb des Reaktors endenden Auslauf (10) versehen
ist.
4. Kernenergiereaktor nach Anspruch 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Kühlung der Auskühlwanne
direkt durch das Kühlsystem des Reaktors geschieht.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Französische Patentschrift Nr. 1 113 339.
Französische Patentschrift Nr. 1 113 339.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE874282X | 1958-05-22 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1068390B true DE1068390B (de) | 1959-11-05 |
Family
ID=6816830
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DENDAT1068390D Pending DE1068390B (de) | 1958-05-22 |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1068390B (de) |
FR (1) | FR1225237A (de) |
GB (1) | GB874282A (de) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3344525A1 (de) * | 1983-12-09 | 1985-06-20 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Verfahren zur lagerung abgebrannter brennelemente |
DE10029145C2 (de) * | 2000-06-14 | 2002-04-18 | Forschungszentrum Juelich Gmbh | Entnahmevorrichtung für Brennelementekugeln aus Kernreaktoren |
ITRM20070256A1 (it) * | 2007-05-07 | 2008-11-08 | Susanna Antignano | Impianto nucleare supersicuro e a decommissioning semplificato/facilitato. |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1113339A (fr) * | 1953-09-25 | 1956-03-28 | Westinghouse Electric Corp | Réacteur nucléaire |
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0
- DE DENDAT1068390D patent/DE1068390B/de active Pending
-
1959
- 1959-05-14 FR FR794660A patent/FR1225237A/fr not_active Expired
- 1959-05-21 GB GB17330/59A patent/GB874282A/en not_active Expired
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1113339A (fr) * | 1953-09-25 | 1956-03-28 | Westinghouse Electric Corp | Réacteur nucléaire |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1225237A (fr) | 1960-06-29 |
GB874282A (en) | 1961-08-02 |
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