DE1439840A1

DE1439840A1 - Schwerwassermoderierter organischer gekuehlter Kcrnspaltungsreaktor und Verfahren zudessen Betrieb

Info

Publication number: DE1439840A1
Application number: DE19641439840
Authority: DE
Inventors: Rohlin John Francis; Rickert Royce Jay; Roth John Joseph; Flinn William Stuart
Original assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Current assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Priority date: 1963-09-26
Filing date: 1964-09-25
Publication date: 1968-11-07
Also published as: GB1023687A; SE310394B; US3180801A; BE653566A

Description

United States Atomic Energy Commission, G-ermantown, Maryland/USA.

Schwerwassermoderierter organischer gekühlter Kernspaltungsreaktor und Verfahren zu dessen Betrieb

Die Erfindung "bezieht sich auf einen schwerwassermoderierten, mit einer organischen Flüssigkeit gekühlten Kernspaltungsreaktor mit verminderter Anforderung an die Reaktivität»

Insbesondere in jüngster Zeit wurden immer wieder neue Anstrengungen unternommen, um in der Reaktortechnik neue Wege zu finden und auf diese Weise neue Energiequellen mit verringertem Kostenaufwand erschließen zu können, die auch gegenüber den bisher üblichen, fossile Brennstoffe verwendenden Kraftwerken konkurrenzfähig sind. Es wurden nun zwar in dieser Richtung schon ganz beachtliche Fortschritte erzielt, aber trotzdem muß die Kernenergie noch immer mit den bisher üblichen verschiedenen Arten der Energieerzeugung kämpfen» Ausnahmen finden sich lediglich bei besonderer geographi-

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scher Lage öder unter Sonderbedingungen, wie es "bei-" spielsweise in abgelegenen Gebieten der Fall ist, in denen die Kosten für die Zulieferung von Brennstoffen übermäßig hoch sind»

Zur weiteren Verbesserung des Wirkungsgrades von Kernreaktoren wird laufend an der Auffindung von Substanzen gearbeitet, die bei Einsatz in einem Reaktor einen optimalen Wirkungsgrad ergeben, und es werden auch im Reaktorbau immer wieder neue Wege gegangen, um diese Substanzen auch wirklich in der bestmöglichen und wirksamsten Weise einzusetzen. So ist beispielsweise eine der besten für thermische Reaktoi'en verwendbaren Moderatorsubstanzen schweres Wast. ;^ ^Γ~ύΛ~)_) , das einen kleineren Absorptionsquerschnitt für IT/—'^tq-on hat als fast alle anderen Substanzen. Da es ,a außerdem um eine Flüssigkeit handelt, läßt es sich ohne weiteres zum Einsatz _. und in Umlauf bringen. Mit Rücksicht auf seinen sehr ν hohen Dampfdruck muß es jedoch mit verhältnismäßig niedrigem Druck eingesetzt werden, wenn nicht der Kostenaufwand für die dann erforderliche Hochdruckeinrichtüng übermäßig hoch werden soll« Außerdem ist Schwerwasser/äußerst kostspielig, so daß ein entsprechender Kernreaktor nach Möglichkeit derart gestaltet, sein sollte, daß nur eine möglichst geringe Menge dieser Substanz benötigt wird. :-: - :,:-.-.. .

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Eine Möglichkeit zur Verminderung der erforderlichen Scliwerwassermenge (D₂O) bestellt darin, die Verwendung dieser Flüssigkeit auf die Funktion als Moderator zu beschränken und eine andere Flüssigkeit mit niedrigem Dampfdruck als Kühlmittel einzusetzen. Nun stehen zwar für die Reaktortechnik eine ganze Reihe von Kühlmitteln zur Verfugung, welche diesen Anforderungen entsprechen, doch gibt es verhältnismäßig nur wenige Substanzen mit entsprechenden Kerneigenschaften, die bei entsprechendem Wärmeübertragungsniseau bei verhältnismäßig niedrigen Druckwerten wirksam sind und gleichzeitig in der Handhabung keine unerwünschten Schwierigkeiten bereiten. Bei höheren Druckwerten ist es zwar möglich, die Wärmeübertragung wirksamer durchzuführen, aber die dadurch erzielten Gewinne werden durch die höheren Ausgangs-; und. Wartungskosten der Hochdruckanlagen im gesamten Kraftwerk aufgehoben. Aus flüssigem. Metall bestehende Kühlmittel, die bei niedrigem Druck verwendet werden können, besitzen den Nachteil, daß sich hierbei eine ganze Anzahl von nur schwer zu lösenden Problemen ergibt, -.die ...wiederum nur d.urch die Verwendung von äußerst aufwendigen Anlagen und nach Überwindung, einer Vielzahl verschiedener Betriebsschwierigkeiten gelöst werden können«, Substanzen jedoch, die in der Reaktortechnik als bei verhältnismäßig niedrigem Druck verwendbare Kühlmittel auf sehr starkes Interesse gestoßen sind, sind organische Flüssigkeiten, beispielsweise

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Terphenyl.

Außer der Trennung der Kühl-.und Moderatorfunktion in einem Reaktor bestellt eine weitere Möglichkeit zur "Verringerung der Größe der Schwerwasseranlagen und -einrichtungen darin, die Reaktivitätsverluste im Reaktor herabzusetzen. ITm zu veranschaulichen, welche Ersparnisse erreicht werden können,· sei angegeben, daß zur Erzielung einer "l^igen Reaktivitätszunähme eines Kernreaktors von der nachstehend noch im einzelnen beschriebenen Art und Größe ein um 40% erhöhter Kostenaufwand für die Schwerwasseranlage erforderlich ist« Wenn also ein Kernreaktor geschaffen werden soll, bei dem Schwerwasser mit einem optimalen Wirkungsgrad eingesetzt wird, muß der Reaktor derart gestaltet werden, daß die Reaktivitätsverlüste weiter herabgesetzt werden, als dies bisher bei Kernreaktoren der zur in größerem Maßstab erfolgenden Energieerzeugung erforderlichen Größe bisher jemals möglich war.

Ein weiteres für einen praktischen und wirksamen Reaktor äußerst erstrebenswertes Merkmal würde darin bestehen, daß die Möglichkeit gegeben ist, sowohl natürliches als auch leicht angereichertes Uran als Brennstoff zu verwenden. Dadurch daß nämlich diese wahlweise Möglichkeit gegeben ist, kann die Energieleistüng ohne kostspielige Umbauten ohne weiteres verbessert werden, indem einfach

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jeweils das in "bezug auf Anlieferung und Kostenaufwand günstigste Brennstoffangebot ausgenutzt werden kann.

Die Erfindung bezieht sich nun auf einen Reaktor und auf ein Verfahren zu seinem Betrieb, bei dem zum ersten Mal schweres Wasser in so wirksamer Weise eingesetzt werden kann, wie dies bisher bei Leistungsreaktoren niemals möglich war_o Der Wirkungsgrad solcher Leistungsreaktoren wird damit derart erhöht, daß Energie mit einem Kostenaufwand geliefert werden kann, der gegenüber den bisherigen Energiequellen wesentlich konkurrenzfähiger ist« Außerdem kann na-ch der Erfindung auch entweder natürliches oder leicht angereichertes Uran als Brennstoff verwendet werden, ohne daß der Reaktor hierfür irgendwie umgebaut werden muß·

Bekanntlich wird beim Bau von Kernreaktoren eine ausreichende Überschußreaktivität zu dem Zweck vorgesehen, um für bestimmte voraussehbare Verluste, Reaktivitätsänderungen während der Lebensdauer des Reaktors und ungleichmäßigen Meutronenfluß im Kern einen Ausgleich zu schaffen und damit zu gewährleisten, daß während der Auslegungslebensdauer des Reaktors stets eine ausreichende Reaktivität vorliegt, um das gewünschte Betriebsniveau aufrecht zu erhalten. Die verschiedenen Reaktivitätsverluste lassen sich im allgemeinen in folgende Gruppen einordnen:

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1. Parasitäre Neutronenabsorption in den das Kühlmittel, umhüll enden metallenen Konstruktionsteilen,

2. von den Hegelstäben abgefangene Neutronen und

" 3. Neutronenverluste infolge zunehmender Leckerscheinungen j/welche darauf zurückzuführen sind, daß die Gesamtenergieverteilung im Kern flacher wird»

Die Neutronenverluste der ersten Gruppe können weitgehend dadurch herabgesetzt werden, daß die Planung vom thermisch-hydraulischen und mechanischen Gesichtspunkt sorgfältig durchdacht und dabei gleichzeitig auf möglichst niedrige Energiekosten geachtet wird, so weit sich dies mit den Anforderungen der Kerntechnik vereinbaren läßt. Die Herabsetzung der Neutronenverluste der zweiten und dritten Gruppe dagegen stellt ein schwierigeres Problem dar, an dem in Fachkreisen bereits seit langer Zeit gearbeitet wird*

Zur Erhöhung der Wärmeabgabeleistung eines Reaktors wird im allgemeinen in der Weise vorgegangen, daß die radiale Energieverteilung im Kern dadurch abgeflacht wird, daß das spaltbare Material in radialer Richtung · differenziert geladen und damit der Neutronenfluß im mittleren Bereich des Kerns flacher gestaltet wird. Dieses Torgehen bewirkt Jedoch einen Reaktivitätsverlust, weil sich dadurch die Möglichkeit von Neutronen-

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leokverlusten erhöht. Außerdem kann das Ausbrennen stationären Brennstoffes im höheren Flußbereich in der Kernmitte eine Energieabflachung mit entsprechendem Reaktivitätsverlust infolge erhöhter Leckverluste verursachen. Bei einem für den Betrieb mit natürlichem Uranbrennstoff bestimmten Schwerwasserreaktor kann, wenn ein kritisches System erhalten werden soll, jeder Reaktivitätsverlust nur dadurch kompensiert werden, daß entweder zusätzlich DgO zugegeben oder aber die Auslegungslebensdauer« d.h. die Auebrennzeit des Brennstoffes kürzer angesetzt wird. Beide Haßnahmen beeinträchtigen jedoch die Wirtschaftlichkeit einer derartigen Anlage ganz erheblich»

Gemäß der Erfindung wird eine wesentliche Verminderung der durch die Verwendung von Regelstäben und den Verlauf des Neutronenflusses durch den Kern bedingten Neutronenverluste in einem Maße erzielt, wie dies bisher für Leistungskernreaktoren mit einem Niederdruckkühlmittel ι beispielsweise einer organischen Flüssigkeit, und einem aus schweren Vasser bestehenden Moderator als unmöglich galt»

Der Erfindungsgedanke besteht darin, eine Auslegung mit einer hohen Neutronenausnutzung zu schaffen, ohne daß dabei gleichzeitig die Wärmeleistung des Kerns irgendwie beeinträchtigt wird. Durch ein biaxiales Brennstoff-

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Hachschubverfahren wird eine gleichbleibende radiale Energieverteilung erzielt, die in den mittleren. Brennstoffkanälen hoch und in den äußeren Kernbereichen niedriger ist. Dadurch daß ein Zweiweg-Kühlmittelfluß vorgesehen ist, "bei dem der kühlere Einlaßstrom durch den Mittelbereich und der heißere, im zweiten Durchlauf be-, findliche Kühlmittelstrom im äußeren Bereich fließt, werden die Grenztemperaturbedingungen so weit ausgeglichen, daß die Wärme über eine geringere Anzahl von Kanälen abgezogen werden kann.

Kurz zusammenfassend wäre zu sagen, daß bei dem erfindungsgemäßen Reaktor eine besondere Anordnung vorgesehen ist, bei der sich keine ÜberSchußreaktivität ergibt, die bei gleichmäßigem Betrieb gesteuert zu werden braucht. Die Anordnung ist derart getroffen, daß der Brennstoff während des Reaktorbetriebes bewegt wird, womit gewährleistet ist, daß der radiale und axiale Gesamtfluß und die Energieverteilung stets' genauso bleibt, wie dies bei frisch geladenem Kern der Fall war. Es geht also auf diese Weise keine Reaktivität infolge eines Abflachens des zentralen. ITeutronenflusses verloren, ^'in weiteres außergewöhnliches Merkmal des erfindungsgemäßen Reaktors besteht in der vollständigen Verteilung des Brennstoffes an allen Ausbrennstellen in den einzelnen Flußkanäleri, womit gewährleistet ist, daß die abgegebene Leistung jedes Kanals stets konstant bleibt.

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Weitere das Gesamtergebnis vervollständigende Merkmale getien noch aus der nachstehenden Beschreibung hervor.

Der Erfindung liegt also im wesentlichen die Aufgabe zugrunde, einen Kernreaktor und ein Verfahren zum Betrieb eines derartigen Eeaktors zu schaffen, bei dem die ifeutronenverluste weitgehend herabgesetzt werden.

Die Erfindung sieht zu diesem Zweck einen durch eine organische Flüssigkeit gekühlten und mit DpO moderierten Kernreaktor mit verringertem Heutronenverlust vor.

Nach einem weiteren Merkmal der Erfindung soll ein Kernreaktor mit einem Kern geschaffen werden, bei dem Vorkehrungen dafür getroffen sind, daß der Brennstoff bei normal weiterlaufendem Reaktorbetrieb in Bewegung versetzt, entnommen und ausgewechselt werden kann, so daß der Reaktor während seiner gesamten betrieblichen Lebensdauer ohne Überschußreaktivität in Betrieb gehalten wird.

Weitere Merkmale und Vorteile der Erfindung seien nachstehend unter Bezugnahme auf eine vorzugsweise Ausführungsform anhand der Zeichnungen näher erläutert. Es zeigen:

Figur 1 einen teilweise schematisch dargestellten Aufriß einer einzigen Reihe von Druckrohren in

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einem im Schnitt gezeigten erfindungsgemäßen Reaktor;

Figur 2 eine Draufsicht auf den Reaktor der Figur 1;

Figur 3 eine s.chematisehe Darstellung der für diesen Reaktor vorgesehenen Kernanordnung;

Figuren 4-A, 4-B, 4-G und 4-D eine typische Druckrohrkonstruktion, teilweise im Schnitt, die sich über die Lange des in Figur 2 gezeigten Reaktors erstreckt; -.-.-■-. ■"...-

Figur 5 eine typische Brennstoffelementanordnung, die im Schnitt dargestellt 1st, um deutlich zu machen, daß die Enden der Brennstäbe gegeneinander versetzt sind und

Figur 6 einen Schnitt nach der Linie 6-6 der Figur 5.

Die Figuren 1 und 2 zeigen einen Kernreaktor 10 mit einem geschlossenen zylindrischen Moderatorbehälter 12 mit einem unteren Einlaßstutzen 14· und einem oberen Auslaßstutzen 16, sowie mit den oberen bzw. unteren Vandungsbereichen 12a bzw. 12b. Die Wandungen des Behälters 12 sind gegebenenfalls mit thermischen Schilden 18, 22 und 24 "belegt, die im Abstand von den Behälterwandungen angebracht sein können. Durch den gesamten Koderatorbehälter 12 hindurch verläuft eine Vielzahl von im Abstand voneinander angebrachten senkrechten Kühimittelrohren 26, die, wie nachstehend noch im einzelnen besehrieben, den spaltbaren Brennstoff des Reaktors 10 enthalten

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und welche das Kühlmittel durchströmt, um die bei der Spaltung entstehende Wärme abzuleiten. Die in dem Behälter 12 befindliche Moderatorflüssigkeit umströmt die Rohre 26, die abgesehen von den ■Verbindungsleitungen und den nachstehend im einzelnen noch zu beschreibenden abnehmbaren Sammlern vollständig dicht abgeschlossen sind. Oberhalb und unterhalb des Moderatorbehälters 12 befindet sich jeweils ein oberer bzw. unterer zylindrischer Abschirmbehälter 28 bzw. 32, der teilweise mit einetf ^sprechenden strahlungsabschirmenden Material, beispielsweise Eisenschrot 31 und 33 gefüllt ist. Die Kühlmittelrohre 26 verlaufen vollständig durch die Abschirmbehälter 28 und 32.

Die aus Moderatorbehälter 12, Abschirmbehältern 28 und 32 und Kühlmittelrohren 26 bestehende Anordnung ist von einer Betonwand 34· umschlossen, von der sie durch zwei oder mehrere Halterungen 36 des oberen Abschirmbehälters 28, die Halterungen 38 für den Moderatorbehälter 12 und die Halterungen 4-2 für den unteren Abschirmbehälter 32 im Abstand gehalten wird. Die Einlaß- und Auslaßstutzen 14 bzw. 16 für den Moderator sind an nicht gezeigte Leitungen angeschlossen, die durch die Ausnehmungen 44 und 46 in der Betonwand 34- geführt sind, so daß der Moderator außerhalb des Reaktors 10 zum Umlauf gebracht und dort gekühlt werden kann.

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Nach einem Merkmal des erfindungsgemäßen Reaktors ist die Anordnung derart getroffen, daß das Kühlmittel in einem in zwei Jiichtungen verlaufenden zweifachen Durchgang zum Umlauf gebracht wird, um auf diese Veise den Einfluß der uneinheitlichen Neutronenflußintensität im Kern möglichst weitgehend herabzusetzen und die thermischen Grenzbedingungen zu bestimmen. Es soll also auf diese Veise eine höhere Wärmeleistung bei vorgegebener Anzahl von Kanälen erzielt werden. Bei dieser Ausführungsform wird der erste Kühlmitteldurchgang in die in der Mitte befindlichen Kühlrohre eingeleitet· Es sind weiter Rückführungssammler vorgesehen, in denen das im. ersten Durchlauf durchgegangene Strömungsmittel derart gemischt wird, daß das Kühlmittel den Kühlrohren des zweiten Durchlaufes mit gleichmäßiger Temperatur zugeführt wird. Benachbarte Rohre sind an ihre entsprechenden Sammler an gegenüberliegenden Enden angeschlossen, so ü-⁹^ der. Durchlauf in diesen Rohren stets nach dem Gegenstromprinzip erfolgt. Auf diese Weise wird im Kernbereich weitgehend eine gleichmäßige (Pemparatur erreicht.

Wie im einzelnen aus den Figuren 1 und 2, und sebematisch auch aus Figur 5 hervorgeht, ist der Reaktor 10 mit zwei halbkreisförmigen EinlaßSammlern 48 bzw. 50 versehen, welche' den oberen und den unteren Bereich des Moderatorbehälters 12 teilweise umgeben. Die Kühlmittelzufuhr erfolgt aus einer gem ein saurer: Rohrleitung 5^ zum -,-

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oberen Bereich des Behälters 12 durch den Sammler 48, die Zwischensammler 84 und die tiberleitungsrohre 53 zum oberen Bereich der Kühlmittelrohre 26 des ersten Durchgangs. Die Zufuhr frischen Kühlmittels zum unteren Bereich des Behälters 12 erfolgt über die Zwischensammler 85 und nicht gezeigte Überleitungsrohre. Wie bereits vorstehend erläutert wurde, werden die im Mittelbereich befindlichen Kühlmittelrohre 26 vom ersten Kühlmitteldurchgang durchströmt, während die im Außenbereich befindlichen Rohre zur Leitung des zweiten Kühlmitteldurchganges dienen. Wie insbesondere in Figur 3 schematisch dargestellt ist, wird den nebeneinander liegenden Bohren 26 das Kühlmittel jeweils aus dem oberen bzw. aus dem unteren Hauptsammler 48 bzw. 50 zugeleitet, so daß es einander benachbarte Rohre jeweils in entgegengesetzter Richtung durchströmt. Das obere und das untere Abströmende der Rohre 26 des ersten Durchganges sind über tiberleitungsrohre 54 bzw. 56 mit den Zwischensammlern 82 und 86 und den Hauptsammlern 58 und 62 verbunden, in denen das aus den verschiedenen Kanälen kommende Kühlmittel derart vermischt wird, daß eine gleichmäßige Tempe'-ratur erzielt wird. Die Hauptsammler 58 und 62 sind über Zwischensammler 87 und 88 und über Obergangsleitungen 64 und 66 mit gegenüberliegenden Enden einander benachbarter Rohre 26 im äußeren Bereich des zweiten Kühlmitteldurchgangs verbunden. Am Ausgang des zweiten Durchganges der Rohre 26 wird das Kühlmittel zu den Hatipt-

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auslaßsammlern 72 und 74- geleitet, was über die Zwischensammler 89 und 90 geschieht, wobei wiederum die einzelnen Ströme miteinander vermischt und durch eine gemeinsame Rohrleitung 76 abgeleitet und zur Erzeugung des Arbeitsdampfes in dem den Reaktor enthaltenden Kraftwerk verwendet werden.

Ein weiteres wesentliches Merkmal des erfindungsgemäßen Kernreaktors besteht darin, daß sieh der Brennstoff in den*Rohren 26 befindet, so daß .eine Brennstoffnachfüllung im aufsteigenden Strom und ein Nachschieben des Brennstoffes während des Betriebes ermöglicht wird,-so daß der Brennstoff stets an allen Ausbrandstellen in den einzelnen Rohren 26 vollständig gleichmäßig verteilt und damit gewährleistet ist,. daß der in radialer und axialer Richtung wirksam werdende Gesamtfluß und die Energieverteilung im wesentlichen konstant bleiben, so daß keinerlei Reaktivität infolge eines Abflachens des zentralen Neutronenfluss es verloren geht.,

Zur näheren Beschreibung eines typischen Kühlmittelrohres 26a sei auf die Figuren 4-A, 4-B, 4-C und 4-D bezug genommen, welche jeweils Teilabschnitte des Rohres 26a zeigen. Ganz allgemein ist festzustellen, daß das Rohr 26a aus einem oberen Bereich 102, einem mittleren Bereich oder Oalandria-Rohr 104· und einem unteren Bereich 106 besteht. Dem oberen Bereich 102. wird das Kühlmittel

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durch, ein Überleitungsroiir 53a zugeleitet; dieser Bereich, ist nach oben mit einer Kappe 108 dichtend verschlossen, die in die Fingerhutöffnung 112 des Rohres 26a eingeschraubt ist. Der untere Bereich 106 weist ein Überleitungsrohr 56a für dasjenige Kühlmittel auf, das aus dem Rohr 26a austritt. Die Diohtungskappe 108 ist mit einem Zapfen 114, einem Querzapfen 116 und Ausnehmungen 117 versehen, mit deren Hilfe die Kappe 108 gegebenenfalls abgenommen werden kann. Der untere Abschnitt 102 endet, wie aus der Figur 4B hervorgeht, in der oberen Wandung 12a und dem Schild 24 des Moderatorbehälters 12.

In dem Rohr 26a ist ein Führungsrohr 118 an einem Gewindeflansch 122 aufgehängt, der seinerseits von der Außenwandung des Rohres 26a im Abstand liegt und durch Abstandsteile 124 in diesem Abstand gehalten wird. Das Führungsrohr 118 weist gemäß der Darstellung eine Reihe größerer Ausnehmungen 126 auf, die das Kühlmittel frei um- bzw. durchströmen kann.

Wie die Figur 4B veranschaulicht, ist am unteren Ende des Führungsrohres 118 ein Innendruckrohr 128 frei an einem Flansch 132 gehalten, der seinerseits in den oberen Bereich 102 eingeschraubt ist. Mit ganz geringem Zwischenraum ist um das Innendruckrohr 128 von einer unmittelbar unterhalb der oberen Wandung des Moderator-

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behälters 12 liegenden Stelle ausgellend ein Calandria-Rohr 104 herumgelegt, das an dem. oberen Schild 24 in beliebiger Weise, beispielsweise durch Schweißen befe-stigt und durch den Moderatorbehälter"12 hindurch geführt ist» Der zwischen dem Druckrohr 128 und dem Calandria-Bohr104 befindliche Zwischenraum wird über die Rohre 1J6 und 138 unter Zuhilfenahme einer Dichtungsanordnung 139 mit einem inerten Gas unter Druck gesetzt, wobei dafür Vorsorge getroffen ist, daß nicht infolge irgendwelcher Leckerscheinungen Moderator in das Kühlmittel bzw. Kühlmittel in den Moderator gelangen kannο In ähnlicher Weise endet das Galandria-Rohr 104 in der unteren Wandung 12b des Moderatorbehälters 12, während das untere Ende 141 des Innendruckrohres 128 unterhalb des Moderatorbehälters 12 liegt. Zwei Rohrleitungen 142 und 144 mit einer entsprechenden Dichtungsanordnung 146 bewirken auch hier eine entsprechende Abdichtung in der vorbeschriebenen Weise.

Von einem in der Nähe des Endes 141 des Innendruckrohres 128 liegenden Punkt ausgehend verläuft das Auslaßleitrohr 151 nach unten bis zu einem Gewindeflansch im unteren fingerhutartigen Bauteil 1?4 des Kühlmittelrohres 26a. Eine mit einem Längszapfen 158 und einem darin eingreifenden Querzapfen 162, sowie mit einem Gewinde versehene Dichtungskappe I56 schließt das Kühlrohr 26a nach unten hin dichtend ab.

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In dem sich, zwischen der oberen und der unteren Dichtungskappe 108 bzw. 156 erstreckenden Rohr 26a liegt ein zur Einstellung des Brennstoffes und zur Abstandshalterung dienender massiver Stab 164- mit Teilen 166 und 168 zur festen Verblockung mit den Leitrohren 118 und 151. Zwei Querzapfen 1?2 und 174- erleichtern hierbei die Befestigung bei der Herausnahme bzw. beim Wiedereinsetzen. Der Stab 164- trägt durch Berührung nur einige Brennsätze I76 im Moderatorbehälter 12 und ist über seine Länge an verschiedenen Stellen mit Abstandshaltern 178 versehen, mit deren Hilfe der Stab 164- stets richtig zentriert gehalten wird. Wie ersichtlich, können bei der dargestellten und vorbeschriebenen Anordnung Brennsätze 176 ohne weiteres einfach dadurch nach beiden Seiten aus dem Rohr 26a geschoben werden, daß die Stirnkappen 108 bzw. 156 abgenommen und der Stab 164- gezogen bzw. geschoben wird.

Einzelheiten einer typischen Brennanordnung 176 sind in den Figuren 5 und 6 gezeigt. Der Brennsatz I76 besteht aus einem Bündel von Brennstäben 192, die sich durch zwei versc-hiedene Durchmesserwerte voneinander unterscheiden; diese verschieden dicken Stäbe sind mit 192' bzw. 192" bezeichnet. Diese Stäbe sind zu einem kreisförmigen Bündel zusammengefaßt und durch die.Bänder 201 zusammengehalten. Entsprechend der Darstellung der Figuren 4-B und 4-C sind fünf derartige Sätze I76 axial im

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Druckrohr 128 angeordnet. Die Enden der Brennstäbe 192 sind dabei entsprechend der Darstellung der Figur 5 gegeneinander versetzt, so daß damit sich die durch, die Stirnkappen bedingten Brennstoffverluste nicht jeweils in einem kleinen Bereich am Ende eines Brennsatzes konzentrieren. Damit wird die Bildung von Flußspitzen ver-, mindert. Die den äußeren Ring bildenden Brennelemente 192 sind jedoch alle gleich lang, so daß die Brennelementsätze nach ihrer Zusammenstellung gleichlaufende und ausgeglichene Lagerflächen aufweisen, wie dies auch aus den Figuren 4B und UG hervorgeht ₀

Die Brennstäbe 192 bestehen jeweils aus UCU} das mit einem Rohr 202 umkleidet ist, mit dem eine spiralförmig verlaufende Rippe 204- durch Extrusion einstückig ausgebildet ist. Die Enden der Rohre 202 sind durch die Stirnkappen 205 verschlossen. Die Rippe 204.dient beim Zusammenbinden des Bündels 176 als Abstandshalter zwischen den einzelnen Brennstäben 192.

Es ist festzustellen, daß die Brennsätze 176 ohne eigentliche Zwischenverbindung lediglich unmittelbar dicht aneinanderliegen, wie dies auch bei dem Stab 164- und den endseitigen Brennsätzen I76 der Fall ist» Dadurch daß im Kern keinerlei Verbindungs- ader Zwischenteile vorliegen, wird die parasitäre Neutronenabsorption verminderte Die Einstellstäbe 164 für den Brennstoff dienen

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lediglich als Abstandshalter zur Einhaltung der richtigen Stellung der Brennsätze und ermöglichen auch deren Herausnahme wie nachstehend noch im einzelnen deutlich wird.

Die zur Steuerung des Reaktors dienende Vorrichtung wurde zwar nicht beschrieben, jedoch dürfte auch ohne dies ersichtlich sein, daß Regelstäbe zwischen die Kühlmittelrohre in den Moderator eingeschoben werden, und die Regelung in der allgemein bekannten Art vorgenommen werden kann* Eine wahlweise Möglichkeit zur Steuerung des Reaktors besteht in der sogenannten Hy-BaIl-Steuerung, bei der aus borierten Stahlkugeln gebildete Säulen in den Moderatorbehälter 12 eingebracht werden» Diese Kugeln werden dabei unter Zuhilfenahme hydraulischer Mittel in den Moderatorbereich des Reaktors eingepumpt und auch wieder aus diesem entnommen. Die nachstehende Ta belle nimmt zwar nur auf diese Art der "Vergiftungsrege lung Bezug, jedoch können zu diesem Zweck selbstver ständlich beliebige Mittel verwendet werden, nachdem diese Mittel nicht erfindungswesentlich sind.

Im Betrieb des vorbeschriebenen Reaktors kann die Eeubeschickung mit Brennelementen vorgenommen werden, ohne daß die Kraftanlage hierzu stillgelegt werden muß. Es werden hierzu einfach, die 'beiden Enden eines Kühlrobreo 26 durch Abnahme der Dichtungskappen in regelmäßigen Ab-

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standen geöffnet. Dann dient der Abstandshalterungsstab 164- dazu, die Brennsätze 176 in Richtung des Kühlmittelflussesso weit zu verschieben,, ."bis, im typischen Fall, . ein Satz aus dem strömungsabseitigen Ende entnommen werden kann. Anschließend wird strömungsaufseitig, d.h. am anderen Ende des Kühlrohres, ein frischer Brennsatz unter entsprechender Handhabung des Stabes 164 eingesetzt. Das heißeste Kühlmittel befindet sich also am Ende des Kanals jeweils mit demjenigen Brennstoff in Kontakt, welcher in dem Kanal am wenigsten Energie erzeugt, so daß sich eine wirksamere thermische Ausnutzung ergibt.

Es ist also so, daß während der gesamten Lebensdauer des Reaktors, sobald erst einmal die bei Inbetriebnahme abzuwartende Einstellzeit abgelaufen ist, in jedem Kanal über dessen gesamte Länge und während dessen gesamter Betriebsdauer im wesentlichen eine gleichbleibende Brennstoff zusammensetzung gegeben ist, so daß sich die radiale und axiale ]?luß- und Energieverteilung über die Zeit nicht verändert. Auf diese Weise geht keine Reaktivität durch Abflachung des zentralen $Feutronenflusses verloren, wie dies bei Reaktoren der bisher üblichen Bau- .-weise der EaIl ist.

Dieses Verfahren der Brennstoffhandhabung bringt ein Plinimum an Anforderungen bezüglich der Reaktivität;, um bei "Verwendung des in der nachstehenden "!a-belle.be-

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schriebenen Reaktors einen Ausnutzungsgrad von 5000 mit natürlichem Uran zu schaffen. Es wird also mit dieser Art der Brennstoffbeschickung der nukleare Vorteil geringster Anforderung an Reaktivität ohne Belastung durch eine hohe Ausgabe für die thermisch-hydraulische Auslegung erreicht.

Ein weiterer Vorteil des erfindunsgemäßen Verfahrens zum Einsetzen frischer Brennelemente wird dann deutlich, wenn eine Brennstoffnutzung Ms 20 000 MWD/iD mit angereichertem Brennstoff in Betracht gezogen wird. Brennstoff, der aus dem Reaktor abgeführt werden muß, weist erfahrungsgemäß eine starke Verminderung des gesamten Spaltquerschnittes im Vergleich zu frisch geladenem Brennstoff auf* Da jeder Flußkanal an allen Brennstellen eine vollständige Brennstoffverteilung enthält, bleibt die Energieleistung der einzelnen Kanäle stets konstant. Me thermische Auslegung braucht also nicht derart zu sein, daß sie mit Rücksicht auf den Einsatz sowohl von natürlichem als auch von angereichertem Uran stark veränderlichen Energieleistungen in den einzelnen Kanälen Rechnung .tragen muß. In dem Maße, in dem die Brennelemente den Kanal durchlaufen, wird infolge ■ des zunehmenden Ausbrennens die lokale Energieerzeugung im Element unter Umständen niedriger. Außerdem wird dadurch, daß der Reaktor kontinuierlich mit neuem Brennmaterial beschickt wird, ohne daß er hierfür still-

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gelegt zu werden "braucht", die gesamte Stillegungszeit des Reaktors gegenüber der bei den bisher bekannten Reaktoren erforderlichen Stillegungszeit wesentlich herabgesetzt, wodurch sich der Futzungs- bzw. Wirkungsgrad des Reaktors als Energiequelle .ganz wesentlich erhöht.

Die Parameter einer Reaktorauslegung: f ür eine erfindungsgemäße Anläge in der Größenordnung von 5QQ MWe (sowohl mit natürlichem als auch mit leicht angereichertem Brennstoff) sind in der nachstehenden Tabelle angegeben.

Es wurde also mit der Erfindung ein Kernreaktor geschaffen, bei dem ein Schwerwassermoderator wirksamer zum Einsatz gebracht wird, als dies bislang für möglich- gehalten wurde, und der gleichzeitig auch noch.andere Vorteile einschließlich eines höheren Nutzungsgrades des Brennstoffes und herabgesetzter Neutronenverluste auf-

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Im übrigen wurde vorstehend lediglich eine vorzugsweise. Ausführungsform der Erfindung beschrieben und ,der Erfindungsumfang beschränkt sich selbstverständlich nicht nur auf diese eine Ausführungsform, sondern schließt *noch zahlreiche ".Veränderungen mit ein, ohne daß hierdurch der Rahmen der Erfindung überschritten wird.

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Tabelle Allsemeines

Reaktortyp

Dampfumlaufart

gesamte Spaltenergie einschließlich Moderator· wärmeverluste, Mw

gesamte elektrische Energieabgabe der Turbine, MWe

Hetto elektrische Energieabgäbe der Anlage, HWe

Nettowärmeabgabe der Anlage, Btu/kw-hr

Nettowirkungsgrad der Anlage, %

DpO - moderiert, organisch gekühlt

ohne Zwischenerhitzung mit Flüssigkeitsentzug an der Turbine

1550

542,3

angereichert 512,2 natürlich 510,3

angereichert 10 natürlich 10

angereichert 33»05 natürlich 32,92

Brennstoff und Kern

Art des Brennstoffes

Brennstoffdichte, % des theoretischen Wertes

Abbrandauslegung, Mwd/t angereichert 20 000

natürlich 5

Umhüllungsmaterial Hüllendicke, mm

Brennstab (Außendurch- 7,9502 und 13,0302 messer), mm

XAP-001

und 0,464

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..- 24 -

Anzahl der Brennstäbe pro Bündel

Gesamtlänge des Brennstoff bündels^ cm

Anzahl der Bündel pro Druckrohr

Kühlmittelrohre Anzahl

Gitteranordnung Teilungs cm Material

Außendurchmesser5 cm Wandstärke₉ mm Isoliermaterial

Kernlänge, cm 6 plus 31 101_s60 5

600 ' quadratisch

Zr-2 und XAP-OOI' Zr-2 s 0,91441 XAPs 1_S5748

aus inertem Gas bestehende Eingzone mit 2_?5>4 mm

■ 487,6a-..

Iqurvalenter Kerndurch- 683 _s messer, cm

Radiale Reflektor- 30,48 dicke, cm

Axiale Reflektor- 30₅48. dicke, cm

Gesamte UO^Iüllung kg 111

Tjp der Regel einheit Hy-ball Anzahl der Regeleinheiten

Kern

angereichert

natürlich

Reaktivitätstoleranzen3 %

Kalt zu heiß, Hodera- -O₈26 tor bis 93₉33°^G Kühlmittel -+0,85 bis 343,3^QC -0₅26 4-1,1

BAD ORIGINAL

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Null Ms volle Lei- -0,54 -0,54

stung (Doppler)

Kalter Ms Gleichge- -3,2 -3,3

wichtungszustand,

Xenon, Samarium

Abbrand (erste Kern- 0 -^yI

spitze bis Gleichgewicht)

Maximale "Öberschußreak- 4,0 5,8

tivität, f '

Gesamtreaktivität 10 ■' 11 (worth of Hy-balls),

Stillegungsspielraum 6 5

Kühlmitteltemperatur- 3,5 χ 10 ^J 4 χ 10 ^ Reaktivitäts-Koeffizient,

Brennstoff temperatur- -0,6 χ 10 -^ -0,6 χ Reaktivitätskoeffizient
(Doppler),δ

Moderatortemperatur- -2 χ 10"-⁷ -2 χ 1θ" Eeaktivitätskoeffizient,

Brennstoff-Einsatz und Abbrand

Uran-Gesamtmenge, t 98,7 - 98,7

Anfangsanreichung, - 1,25 0,7115

w/o ü-235

Endanreichung, 0,50 O₄30

- w/o U-235

abgezogenes Plutonium, 6,09 3,23

g/kgU eingangs

Auslegungslebens- 20 000 5 000

dauer, MWD/t U

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Brennstoffumwandlungsverhältnis, . (Gew*) Gesamtlebensdauer ' -

Gesamte erzeugte Pu.- 1,40 1_}24"

Menge / ü-235 Verluste

Spaltbare Pu-Erzeu- 1,23. 1,06

gung / U-235 Verluste

Nutzbare Lebensdauer, 0,51 0,79

verbleibendes Pu / U- .

235 Verluste ,

Energieerzeugung über die Lebensdauer, °/o

Ii-235 Spaltung 0,49 0,64

U-23S Sclanellspaltung 0,01 0,01

Pu-Spaltung 0,50 0,35

ühermiscne

Mittlerer Wärmefluß, 115 000 115 Btu/nr ft² -;~ r ·

Maximaler Wärmefluß.,. 298 400 ^: 352 Btu/nr ft²

Fluß- oder Wärmeerzeugungsvernältnisse, maximal/Durchsc'nnitt

Grundverbältnis radial 1_S35 1₅96

Grund-yerMltnis axial 1_s60 . 1,29

Radial lokal 1,05 ; 1_s0?

Axial lokal 1_s04 _; '.'. 1_?03 ■

Maximale Temperatur der < 454 <454

verkleideten JB¹IaClIe₅ ⁰O -

Maximale UQ^-Br enns to ff- <1898 «C2063

Temperaturj einschließl₀
Spitzenlastpunktsfaktor3 "

Minimum«=DNB-Yer]iältnis >4,8

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iPrimär-Kiihlmitt el-Syst em

Kühlmittel Santowax OMP, 10% hochsiedende Substanzen

Gesamter Kühlmittelfluß, 19»446.140 kg/h

Dem Kühlmittel zugeführte Energie, KW 1 480

Reaktor-Eingangstempe- 280 ratur, ⁰O

Reaktor-Ausgangstempe- 404 ratur, °0

iDemperaturanstieg durch 106 Reaktor, ⁰O

Gesamter Druckabfall im angereichert 267 System natürlich 305

Reaktor-Druckabfall angereichert 223 (Von Sammler zu Samm- natürlich 259 ler), psi

Anzahl der Windungen 4

Art der Pumpen Zentrifugal-Pumpen

Anzahl der Pumpen pro 1 Windung

Kühlmitteldruck am 80 Pumpeneingang, psia

Pumpenausgangsdruck,psia angereichert 347

natürlich 383

Pumpenenergie pro angereichert 3 Pumpe, KWe natürlich 4

Kühlmittelbedarf, kg 358 100 Aufbereitung kg/Tag 3263 Inertes Gas Stickstoff

mit dem Kühlmittel zum Kohlenstoffstahl, XAP-OO1,

Kontakt gelangende Werk- rostfreier Stahl

stoffe

BAD ORIGINAL

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Moderator-System

Medium.	D₂O
Moderatorbehälter-Ein- laßtemperatur, ⁰C	54
Moderatorbehälter-Aus- gangstemperatur, ⁰C	87
Auslegungstemperatur	121
Gesamtdurchsatz, kg/h	1 -971 800
Anzahl der Windungen	1
Anzahl der Pumpen pro Windung	1
Pumpentyp	Zentrifugal

Druck am Pumpenkopf bei 50 Solldurchsatz, psi

Pumpenleistung pro Pumpe, kw

Auslegedruck des Systems, psig

Inertes Gas

Hit dem Moderator in Kontakt befindliche Werkstoffe Gesamtbedarf, kg Aufbereitung, ,ig/lag Kühlan c r!nung

300

150

Helium

rostfreier Stahl, Zircaloy

235 157 2268

ITicht-regon e i?at iv

Sekuiidär-oyster.;

u3JHi.'i-':'Gr.ifcr&.Gor-j-.-:'.K-

193

BAD OR(QiNAt

Dampfgenerator-Auslaß- 273 temperatur, °0

Überhitzereinlaßtempe- 273 ratur, ⁰O

Überhitzerauslaßtempe- 385 ratur, °0

Dampfgeneratordruck,psia 850

Überhitzer-Auslaßdruck, 825 psia

Dampfgeneratordurchsatz 2 320 kg/h

Dampffluß zur Turbine, 2 307

Hochdruckturbinen-Ein- 385 1aßt emp eratur, ⁰O

Hochdruckturbinen-Ein- 800 laßdruck, psia

Zwischendruckturbinen- 24-3 Einlaßtemperatur, °0

Zwischendruckturbinen- 240 Einlaßdruck, psia

Niederdruckturbinen-Ein- 143 laßtemperatur, ⁰C

Niederdruckturbinen-Ein- 58
laßdruck, psia

Kondensatordruck, Zoll 1,5 Hg

Anzahl der Speisewasser- 5
vorwärmstufen

Typ der Speisepumpen Zentrifugal Anzahl der Pumpen 2

Pumpenleistung pro 3 Pumpe, kw

Pumpendruck, psi 1

J/ ■■■■ .· 809807/0221

Claims

Patentansprüche

1. Kernreaktor mit einem aus einer Vielzahl von Brennstoff enthaltenden langgestreckten Bohren bestehenden Reaktorkern, die von beiden Seiten her zugänglich sind, der mit Schwerwasser moderiert und durch eine organische Flüssigkeit gekühlt ist, dadurch gekennzeichnet, daß jedes Rohr jeweils in allen Stadien des Ausbrennens befindliche Brennelemente enthält und benachbarte Rohre jeweils von einander entgegengesetzten Enden her mit Brennstoff versorgt werden, so daß eine flache radiale und axiale allgemeine Verteilung des Eeutronenflusses und der Energie aufrechterhalten wird.

2. Kernreaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß Mittel vorgesehen sind, mit deren Hilfe das Kühlmittel den Kühlmittelrohren jeweils nahe an einem Ende zugeführt und nahe am. anderen Ende -abgeführt .wird, wobei die Anordnung derart getroffen ist, daß der Kühlmitte1-fluß in einander benachbarten Rohren in gegenläufiger Richtung erfolgt. _x

3. Kernreaktor nach Anspruch 2, dadurch; gekennzeichnet, daß Mittel vorgesehen sind, mit deren Hilfe das Kühlmittel über zwei vollständige Durchgänge durch die Rohre hindurchgeführt wird, wobei der erste Durchgang' durch im Mittelbereich des Kerns liegende'-Kühlmittelrohre er-

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folgt, und der zweite Kühlmitteldurehgang durch die übrigen, im äußeren Bereich des Kerns liegenden Rohre erfolgt, womit insgesamt gleichmäßigere Temperaturen im Kernbereich erhalten werden. .

4. Kernreaktor nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß die "in den einzelnen Kühlmittelrohren "befindlichen Brennstoffsätze jeweils derart angeordnet sind, daiD sich der frischeste Brennstoff am stromaufwärtigen Snde des Kühlmittelrohres "befindet und jeder stromabwärts folgende Brennstoffsatz bereits weiter verbraucht ist als der ihm jeweils stromaufwärts benachbart liegende Brennstoffsatz.

5. Kernreaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß zwei erste halbkreisförmige Hauptsammler um den oberen und unteren Teil des Moderatorbehälters herumgelegt sind und zur Aufnahme frischen Kühlmittels dienen, wobei Mittel zur Verteilung des Kühlmittels in den Sammlern der Kühlmittelrohre vorgesehen sind, daß zwei ringförmige Sammler am oberen und unteren Ende der Rohre und zur Mischung am Ende des ersten Durchganges ίίΐτΐοΐ zur Verteilung. des_>: Kühlnittels auf. .die ringförmigen Sarraler vorgesehen .sind,, das so^.^eniise'ite. ΙΙ",ι·:1.αί.':~;ο1 in 'lie K.'ilil- :iittelrohrc des nweiten Durcr.^i^ec. eingeleitet v;iro

und dajj.. 7AJC L, wqi.-jp.r-G halbkrelrJ'-jr^ii^e .ilauptsai-val';:.· voj:~ gesehen sind·,.jd.i,e. ,den.;, beiden ersuen halrlcreiafcr.ui^u:; rlr uptsa.ni:ilcrn gegenüber angeordnet sind und denen 'las

BAD ORIGfNAt

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erhitzte Kühlmittel zugeleitet wird, womit der zweite Durchgang durch den Reaktor abgeschlossen ist, Und daß das erhitzte Kühlmittel zur äußeren Nutzbarmachung abgeleitet, wird. .

6. Verfahren zum Betrieb eines Kernreaktors, dessen Brennstoff in einer Vielzahl von im Abstand voneinander befindlichen Kanälen angeordnet ist, durch die ein Kühlmittel in Umlauf gesetzt wird, dadurch gekennzeichnet, daß das Kühlmittel in einander benachbarten Kanälen jeweils gegenläufig durchgepumpt wird, daß das Kühlmittel des ersten Durchganges durch im Mittelbereich des Reaktors befindliche Kanäle, und das Kühlmittel des zwei- "^! ten Durchganges durch im äußeren Bereich des Reaktors befindliche Kanäle gepumpt und daß der Brennstoff bei normalem Reaktorbetrieb in regelmäßigen Zeitabständen ausgewechselt wird, um den radialen und axialen allgemeinen^leutronenfluß und die Energieverteilung während der lebensdauer des Reaktors im wesentlichen gleich zu halten. ."-',.., . ,

7. Verfahren nach Anspruch 6, bei dem der Brennstoff jeden Kanals aus ohne Körperbefestigung axial angeordneten Zusammenfassungen besteht, dadurch gekennzeichnet, daß -ein Brennstoffsatz in einem Kanal in der vVeise ausgewechselt wird, daß der Brennstoffsats aus dem strömungsabseitigen Ende des jeweiligen Ka.nals hinausgeschoben und am stromaufseitigen iände des Kanals ein unverbrauchter Brennsatz eingesetzt wird.

BAD