DE1068823B - - Google Patents

Info

Publication number
DE1068823B
DE1068823B DENDAT1068823D DE1068823DA DE1068823B DE 1068823 B DE1068823 B DE 1068823B DE NDAT1068823 D DENDAT1068823 D DE NDAT1068823D DE 1068823D A DE1068823D A DE 1068823DA DE 1068823 B DE1068823 B DE 1068823B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
water
moderator
steam
tube
reactor
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
DENDAT1068823D
Other languages
English (en)
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.)
Publication date
Publication of DE1068823B publication Critical patent/DE1068823B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F04POSITIVE - DISPLACEMENT MACHINES FOR LIQUIDS; PUMPS FOR LIQUIDS OR ELASTIC FLUIDS
    • F04FPUMPING OF FLUID BY DIRECT CONTACT OF ANOTHER FLUID OR BY USING INERTIA OF FLUID TO BE PUMPED; SIPHONS
    • F04F5/00Jet pumps, i.e. devices in which flow is induced by pressure drop caused by velocity of another fluid flow
    • F04F5/44Component parts, details, or accessories not provided for in, or of interest apart from, groups F04F5/02 - F04F5/42
    • F04F5/46Arrangements of nozzles
    • F04F5/466Arrangements of nozzles with a plurality of nozzles arranged in parallel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous 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
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/22Structural association of coolant tubes with headers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243Promoting flow of the coolant for liquids
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/02Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Fluid Mechanics (AREA)
  • Mechanical Engineering (AREA)
  • Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
  • Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

DEUTSCHES
Die Erfindung betrifft, die Dampferzeugung in einem Siedewasser-Reaktor, bei' dem durchströmendes Wasser in Dampf übergeführt, wird.
Ein Siedewasser-Reaktor unterliegt bei einer gegebenen Energiefreisetzurig einer Selbststeuerung, weil durch die. Umwandlung von Wasser in Dampf die Reaktivität verringert wird, nachdem der Dampf einen schlechteren Neutronenmoderator als Wasser darstellt. Hierdurch stellt sich jeweils für eine gegebene Wasserströmung eine bestimmte Leistung ein. Wenn die Strömung volkommen ist, besitzt ein Reaktor mit Brennelementrohren gegebener Größe nur eine einzige bestimmte Leistung: ' '" ";' ■ ■ ■ · '
Gemäß der Erfindung wird in Verbindung mit jedem Brennelementrohr des..Reaktors eine Einspritzdüse verwendet, um vom unteren Rohrende her Kondensatoder Speisewasser in da's'Rohr einzuführen und ferner Anteile des das Rohr iirngebenden Moderatorwassers hineinzusaugen; dadurch wird eine Moderatorwasserströmung längs der Außenseite jedes Rohres bewirkt und auf diese Weise die· Bildung von Dampf in dieser Zone auf ein Minimum'Iverringert, so daß die Bremswirkung des Moderatprwassers nicht herabgesetzt wird; die Energiefreigabe wird durch diese Maßnahme erhöht und ferner, variabel. Die hierzu verwendete Pumpe kann verhältnismäßig klein sein, da sie nur den Speisewasseranteil der durch die Brennelementrohre strömenden' -Gesamtmenge an Wasser fördert. Λ'
In den Zeichnungen zeigt
Fig. 1 im Schnitt den Kernreaktor gemäß der Erfindung, i-'V
Fig. 2 in Einzelansicht im Schnitt eine Einspritzdüse und das Ende des zugehörigen Brennelementrohres des Reaktors. und
Fig. 3 im Schnitt nach Linie 3-3 von Fig. 2 die Anordnung des Brennelementrohres auf der Düse.
Wie Fig. 1 und 2 zeigt, ist in einem Druckbehälter 10 des Reaktors gemäß der Erfindung eine Anzahl von Rohren 11 vorgesehen, in denen sich die Brennelemente 12 befinden. Der Behälter 10 enthält weiter die als Moderator dienende Wassermasse 13, welche die Rohre 11 umgibt. Der Behälter 10 ist mit einer Einlaßleitung 14 zur Zuführung von Speisewasser, einer Auslaßleitung 15 für in ihm erzeugten Dampf und einem Leitblech 16 in dem oberen Behälterteil ausgestattet, welches von dem Dampf Wasser abtrennt. Das Speisewasser und Moderatorwasser sollen entweder schweres oder leichtes Wasser sein. Es sind ferner Regelstäbe 16 a vorgesehen, die in die Zwischenräume zwischen den Brennelementrohren 11 eingeführt werden können.
Die Einlaßleitung 14 ist über einen Rohrstutzen 18 mit einem Kopf verteiler 17 verbunden; der Rohr-
Wasserfördereinrichtung ,
für einen Siedewasser-Reaktor
Anmelder: .
United States Atomic Energy Commission, Washington, D.C. (V,St.A.) '■.'.
Vertreter: Dr.-Ing. W. Abitz, Patentanwalt,
München 27, Gaußstr; 6 ■" ; .:·!■■..!<>■■!
Beanspruchte Priorität: '",'-. .. V -.■
V. St. v. Amerika vom 14. Mai 1957 ' ■■·■,
Michael Treshow, Downers Grove, 111. (V. St. Α.),
ist als Erfinder genannt worden
stutzen ist am Boden des Behälters. 10 befestigt und trägt den Verteiler 17. Der Rohrstutzen 18 und ein, in ihm vorgesehener Mittelteil 19 bilden zusammen . den Ringraum 19 a, der zur Verteilung .des aus der Einlaßleitung 14 in den Verteiler 17 strömenden Speisewassers dient. .. . - ... . :,
In der Einlaßleitung 14 ist ein Drosselventil 19 b vorgesehen; sie stellt die eine Zweigleitung einer Hauptrohrleitung 19 c dar, deren andere Zweigleitung, die Beschickungsleitung 19 d, getrennt vom Verteile^ 17, in den Druckbehälter mündet. Die Rohrleitung 19 rf ist mit dem Drosselventil 19^1 versehen. ;...■;■ ... , *, ,.;; \
Gemäß der Erfindung wird das Speisewasser f von, dem Verteiler 17 durch die Düsen 20 geführt, wjelche zu den unteren Enden der Rohre 11 führen oder sich etwas in dieselben hinein erstrecken, wobei jedem Rohr 11 eine gesonderte Düse 20 zugeordnet ist und sich in Einstellung zu ihm befindet. Jede Düse 20 führt nicht nur dem zugehörigen Rohr 11 Speisewasser zu, sondern bewirkt auch das Einsaugen eines Teils des direkt außerhalb des jeweiligen Rohrs 11 befindlichen Moderatorwassers in das Rohr. Auf diese Weise entsteht eine Strömung des Moderatorwassers längs der Außenseite jedes Rohres 11, und die Wahrscheinlichkeit, daß an der Rohraußenseite ein Sieden des Wassers auftritt, ist auf ein Minimum verringert. Da außerdem nur ein Teil des jedes Rohr 11 passierenden Wassers durch die Düsen 20 selbst strömt, kann zur Zufuhr des Speisewassers durch die Einlaßleitung 14 eine (nicht eingezeichnete) kleinere Pumpe verwendet werden, als wenn die gesamte die Rohre 11 durchströ-' mende Wassermenge die Düsen 20 passieren müßte.
909 648/329
In jedem Rohr 11 ist eineAnzahl der Brennelemente 12 angeordnet, die bandähnlich ausgebildet und miteinander verdreht sind und an ihren Enden in Kontakt miteinander gehalten werden. Jedes Brennelement 12 weist einen korrosionsfesten Mantel und einen Kern auf, der durch thermische Neutronen spaltbares Uran enthält. Die Brennelemente 12 sind hintereinander angeordnet, und das untere Ende jedes Brennelementes in einer gegebenen Reihe ist mit jeweils einem Streifen 21 verbunden, der in einem Schlitz in einem Trägerstab 22 befestigt ist, der seinerseits von dem Rohr 11 im unteren Ende gehalten wird.
Der Verteiler 17, die Düsen 20 und die Teile 18 und 19 sind aus rostfreiem Stahl hergestellt.
Jedes Rohr 11 weist mit Ausnahme eines konischen Teils 23 in der Nähe des unteren Rohrendes und eines reduzierten zylindrischen Teils 24 am unteren Rohrende einen Innendurchmesser von 14,92 cm auf. Der konische Teil 23 hat am einen Ende einen Innendurchmesser von 14,92 cm, am anderen Ende einen solchen von 10,64 cm und eine Länge von 12,54 cm. Der Teil 24 weist, abgesehen von der sich erweiternden Mündung 25, einen Innendurchmesser von 10,64 cm und eine Länge von 30,64 cm auf. Jede Düse 20 hat in einem reduzierten Teil 25 α einen Innendurchmesser von 0,76 cm. Der reduzierte Teil 25 a soll mit einer konisch geformten Zone versehen sein, die bei Projektion nach oben mit der Innenfläche der konischen Zone 23 des Rohrs 11 übereinstimmen würde. Der Trägerstab 22 wird von einem Ring 25 b getragen, der seinerseits in dem konischen Teil 23 des Rohrs 11 sitzt und durch Anliegen an der Rohrwandung gehalten wird.
Wie Fig. 2 und 3 zeigt, ist jedes Rohr 11 am unteren Ende seitlich und senkrecht auf drei Armen 26 abgestützt, die in Abständen voneinander an der zugehörigen Düse 20 befestigt sind und sich radial nach außen erstrecken. Am oberen Teil werden die Rohre 11 in seitlicher Richtung von einem Gitter 27 gestützt, durch das sie sich hindurch erstrecken. Von nicht eingezeichneten Mitteln wird im Abstand von der zylindrischen Innenwandung des Druckbehälters 10 eine Wärmeabschirmung 28 gehalten, die derart mit dem Leitblech 16 verbunden ist, daß sie einen Träger für dasselbe bildet. Das Leitblech 16, die Düsen 20, das Gitter 27 und die Wärmeabschirmung 28 bestehen aus rostfreiem Stahl.
Der in den Rohren 11 erzeugte Dampf verläßt den Behälter 10 nach Passieren des Leitbleches 16, welches von ihm Wasser abtrennt, durch die Auslaßleitung 15. Die Auslaßleitung 15 führt zu einer (nicht eingezeichneten) Turbine, die mit dem Dampf getrieben wird. Der von der Turbine abströmende Dampf wird (mit nicht eingezeichneten Mitteln) kondensiert, und das erhaltene Wasser wird als Speisewasser durch die Einlaßleitung 14 in den Druckbehälter zurückgeführt. Durch das Hindurchpumpen von Wasser durch die Rohre 11 mittels der Einspritzdüsen 20 wird die Strömungsgeschwindigkeit des Wassers in den Rohren und damit die Reaktorleistung erhöht. Durch Veränderung der Pumpenleistung wird eine Veränderung der Reaktorleistung erzielt. Wenn der Reaktor selbst die Pumpkraft erzeugt, d. h., wenn die Strömung des Wassers durch die Rohre von dem Unterschied zwischen der Dichte von Wasser und Dampf in den Rohren und der Dichte des außerhalb der Rohre befindlichen Wassers abhängt, wird die Strömungsgeschwindigkeit und damit die Leistung automatisch begrenzt, da eine Erhöhung der Strömungsgeschwindigkeit von einer Vergrößerung der Dampfmenge abhängt, welche die Bremswirkung des Moderators und damit Reaktivität verringert. Eine Veränderung der Pumpleistung wird
ao erzielt, indem man die Anteile des durch die Einlaßleitung 14 und die Düsen 20 zugeführten Speisewassers und des unabhängig von den Düsen 20 durch die Zufuhrleitung 19 rf zugeführten Speisewassers verändert. Diese Veränderung der zugeführten Anteile an Speisewasser wird durch Regelung der Drosselventile 19 & und 19 e erreicht.

Claims (2)

Patentansprüche:
1. Siedewasser-Reaktor, bei welchem in einem Druckbehälter eines oder mehrere, Brennelemente enthaltende und zur Dampferzeugung dienende Rohre im Abstand und parallel zueinander senkrecht angeordnet und direkt von Moderatorwasser umgeben sind, dadurch gekennzeichnet, daß zur Einspritzung von Speisewasser dem unteren Ende jedes Rohres (11) eine Düse (20) zugeordnet ist, die sich in einem solchen Abstand von dem Rohrende befindet, daß gleichzeitig mit der Einspritzung des Speisewassers unter der Wirkung des Speisewasserstrahls eine Ansaugung von Moderatorwasser (13) erfolgt und dadurch eine Moderatorwasserströmung längs der Außenseite jedes Rohres bewirkt und auf diese Weise die Bildung von Dampf in dieser Zone auf ein Minimum verringert wird.
2. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß im Druckbehälter (10) oberhalb der oberen Rohrenden ein Leitblech 16 vorgesehen ist, das aus dem erzeugten Wasser-Dampf-Gemisch das Wasser abtrennt und zum Moderatorwasser zurückführt.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
DENDAT1068823D 1957-05-14 Pending DE1068823B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US659193A US3087881A (en) 1957-05-14 1957-05-14 Boiling water reactor with feed water injection nozzles

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1068823B true DE1068823B (de) 1959-11-12

Family

ID=24644434

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DENDAT1068823D Pending DE1068823B (de) 1957-05-14

Country Status (5)

Country Link
US (1) US3087881A (de)
BE (1) BE567472A (de)
DE (1) DE1068823B (de)
FR (1) FR1195622A (de)
GB (1) GB840789A (de)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1246133B (de) * 1961-12-11 1967-08-03 Euratom Atomkernreaktor mit Kuehlung durch eine Suspension von Fluessigkeitsteilchen in einem Gas oder Dampf
DE1295720B (de) * 1962-10-29 1969-05-22 Euratom Siedewasserkernreaktor
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 (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB962311A (en) * 1959-11-26 1964-07-01 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to liquid moderated nuclear reactors
NL258512A (de) * 1959-12-11
BE611625A (de) * 1961-12-20 1900-01-01
NL260537A (de) * 1961-01-26
US3235465A (en) * 1961-05-16 1966-02-15 Atomic Power Dev Ass Inc Fuel element hold-down arrangement for nuclear reactors
BE621032A (de) * 1961-08-14
BE627855A (de) * 1962-02-08 1900-01-01
BE637010A (de) * 1962-09-05 1900-01-01
GB1049298A (en) * 1964-11-10 1966-11-23 Babcock & Wilcox Ltd Improvements in nuclear reactors
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
US3389055A (en) * 1965-04-05 1968-06-18 Gen Electric Jet pump assembly in a nuclear reactor
US3378456A (en) * 1965-04-05 1968-04-16 Gen Electric Jet pumping means for a nuclear reactor
SE375180B (de) * 1965-06-17 1975-04-07 Atomenergi Ab
US3287228A (en) * 1965-09-28 1966-11-22 George E Gorker Boiling water neutronic reactor
SE414683B (sv) * 1977-05-16 1980-08-11 Asea Atom Ab Kokarvattenreaktor
FR2444320A1 (fr) * 1978-12-14 1980-07-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de maintien et d'alimentation d'un assemblage dans un reacteur nucleaire
US4526745A (en) * 1981-08-25 1985-07-02 Ab Asea-Atom Fuel assembly with a water flow separated from the fuel rods
US5180547A (en) * 1989-03-20 1993-01-19 General Electric Company Boiling water reactor with staggered chimney
US5268945A (en) * 1989-03-20 1993-12-07 General Electric Company Boiling water reactor system with staggered chimney
US5180546A (en) * 1989-09-15 1993-01-19 General Electric Company Boiling water reactor with downcomer steam release channel
US5383227A (en) * 1993-08-23 1995-01-17 Siemens Power Corporation Method for modifying existing transition pieces in bottom entry nuclear fuel assemblies for reducing coolant pressure drop

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2289953A (en) * 1938-12-17 1942-07-14 Union Oil Co Method and apparatus for mixing fluids
US2297768A (en) * 1941-01-22 1942-10-06 Prosperity Co Inc Liquid circulator and heater for tanks
US2782158A (en) * 1945-11-02 1957-02-19 John A Wheeler Neutronic reactor
US2778792A (en) * 1946-04-19 1957-01-22 Szilard Leo Method for unloading reactors

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1246133B (de) * 1961-12-11 1967-08-03 Euratom Atomkernreaktor mit Kuehlung durch eine Suspension von Fluessigkeitsteilchen in einem Gas oder Dampf
DE1464693C1 (de) * 1962-05-18 1970-05-21 Atomenergi Inst For Verfahren zum Ausbilden eines erzwungenen Umlaufes der Kuehlfluessigkeit innerhalb des Druckgefaesses eines Kernreaktors
DE1295720B (de) * 1962-10-29 1969-05-22 Euratom Siedewasserkernreaktor
EP0050837A1 (de) * 1980-10-29 1982-05-05 Ab Asea-Atom Brennelementbündel für einen Kernreaktor

Also Published As

Publication number Publication date
GB840789A (en) 1960-07-13
FR1195622A (fr) 1959-11-18
US3087881A (en) 1963-04-30
BE567472A (de)

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1068823B (de)
DE2336043A1 (de) Strahlpumpe fuer kernreaktor
DE1539991C3 (de)
DE1928422A1 (de) Strahlpumpe
CH694304A5 (de) Dampfwasserabscheider.
DE1220941B (de) Druckwasserreaktor
DE1257298B (de) Dampfgekuehlter UEberhitzerkernreaktor mit fluessigem Moderator
DE2105924B2 (de) Vorrichtung zur Verhinderung von Kavitationserscheinungen in einer Leitung
DE2351917A1 (de) Rohrbuendel-dampferzeuger
DE1926365A1 (de) Brutreaktor mit einer Salzschmelze als Brennstoff
DE1291422B (de) Steuervorrichtung fuer einen Beschleunigungsschwankungen ausgesetzten Siedewasser-Kernreaktor
EP0051200A1 (de) Verteiler für Zweiphasengemische, insbesondere Wasser-Dampf-Mischungen in Zwangsdurchlaufkesseln
DE2446090C3 (de) Druckwasserreaktor
DE2510844A1 (de) Vorrichtung zum einspritzen einer fluessigkeit in das core eines kernreaktors
DE202006010272U1 (de) Peltonturbine mit einem Zulaufsystem
DE1131702B (de) Mit fluessigem Metall beheizter Waermeaustauscher, insbesondere Dampferzeuger
DE1276229B (de) Vorrichtung zur automatischen Regelung der Reaktivitaet eines Siedewasserkernreaktors
DE1212231B (de) System aus einem Siedewasser-Reaktor mit direkt angeschlossener Turbine und Verfahren zur Regelung eines derartigen Systems
DE2316007B2 (de) Flüssigkeitsgekühlter Kernreaktor und Verfahren zu seiner Notkühlung
DE1246133B (de) Atomkernreaktor mit Kuehlung durch eine Suspension von Fluessigkeitsteilchen in einem Gas oder Dampf
DE3446101C2 (de)
DE1861106U (de) Vorrichtung an kernreaktoren.
DE1196667B (de) Stehender Abhitze-Sattdampferzeuger mit Field-rohren
DE2316006C2 (de) Kernreaktor
DE1203887B (de) Im Siedezustand arbeitender homogener Kernreaktor