DE2256645A1 - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
- Publication number
- DE2256645A1 DE2256645A1 DE2256645A DE2256645A DE2256645A1 DE 2256645 A1 DE2256645 A1 DE 2256645A1 DE 2256645 A DE2256645 A DE 2256645A DE 2256645 A DE2256645 A DE 2256645A DE 2256645 A1 DE2256645 A1 DE 2256645A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- core
- fuel elements
- fuel
- spacers
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/04—Arrangements for expansion and contraction
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/08—Means for preventing undesired asymmetric expansion of the complete structure ; Stretching devices, pins
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
- G21C5/02—Details
- G21C5/10—Means for supporting the complete structure
-
- 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)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Description
ing. E. HÖLZER
89 AUGSBURG
-WBIiSBB-STBABBH IA
»131»
W. 593
Augsburg, den 15. November 1972
Westinghouse Electric Corporation, Westinghouse Building,
Gateway Center, Pittsburgh, Allegheny County, Pennsylvania, 15222, V.St.A.
Kernreaktor
Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor mit einem Reaktorkern, der eine Vielzahl von vertikal ausgerichteten,
langgestreckten und nebeneinander zwischen einer oberen ~~
Tragplatte und einer unteren Tragplatte gehalterten Brennstoffelementen aufweist. Insbesondere betrifft die Erfindung
eine Haltekonstruktion für den Reaktorkern, welche sowohl
309827/0 3 17
thermischen Einflüssen als auch kerninduziertem Anschwellen
unterworfen ist, beispielsweise in schnellen Flüssigmetall-Brutreaktoren.
Die Reaktorkernhaltekonstruktion für einen schnellen Flüssigmetall-Brutreaktor muß die Brennstoffelemente
genau und vorhersagbar in ihrer Lage halten, damit Änderungen des Gesamtleistungskoeffizienten der Reaktivität verhindert
werden. Eine solche Konstruktion ist nur sehr schwierig erzielbar, da die thermischen Einflüsse und das strahlungsinduzierte
Anschwellen fortwährend die gegenseitige räumliche Lage der Konstruktionselemente verändern.
Grundsätzlich sind zwei einander entgegengesetzte Annäherungsversuche zu diesem Problem bekannt. Gemäß dem
ersten Lösungsversuch ist ein verhältnismäßig beweglicher Reaktorkern vorgesehen, in welchem sich die Brennstoffelemente
durchbiegen können und in welchem andere Konstruktionselemente ihre gegenseitige räumliche Lage frei verändern
können. Die Betriebsbedingungen des Reaktors sind dann aufgrund der gegenseitigen räumlichen Lage der Konstruktionselemente
zueinander bei Betriebstemperatur in ihrem Endzustand vorhersagbar. Ein Beispiel eines solchen Aufbaus
ist der Versuchsbrutreaktor II. Gemäß dem anderen Lösungs-
309827/03 17
versuch hat der Reaktor einen festen, hinsichtlich seiner
Durchbiegung in Grenzen liegenden Kern; ein Beispiel hierfür ist der Fermi-Reaktor.
Diese beiden bekannten Anordnungen sind jedoch älter als die Erkenntnis, in welchem Maß die strahleninduzierte
Anschwellung sich auf die gegenseitige räumliche Lage der Konstruktionselemente des Reaktorkerns und seiner
Haltekonstruktion auswirkt,' und dementsprechend werden diese bekannten Anordnungen den daraus erwachsenden
Schwierigkeiten nur in ungenügendem Maße gerecht.
Durch die Erfindung soll die Aufgabe gelöst werden, eine Haltekonstruktion für einen Reaktorkern so auszubilden,
daß sie die Bewegungsfreiheit des Reaktorkerns in dessen Betriebszustand verhältnismäßig einschränkt, während sie
bei der Brennstoffbeschickungstemperatur genügend Spielraum zwischen den Brennstoffelementen bietet.
Im Sinne der Lösung dieser Aufgabe ist ein Kernreaktor
der eingangs dargelegten allgemeinen Art gemäß der Erfindung dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoffelemente von
einer radial angeordneten Haltekonstruktion umgeben sind, welche während des Betriebszustandes des Reaktorkernes
mm "X M
309827/0317
eine Spannkraft auf denselben ausübt und welche durch vertikal ausgerichtete, jeweils neben dem Reaktorkern
angeordnete federnde Teile in ihrer Lage festgehalten wird, so daß die infolge thermischer Biegung sowie kerninduzierten
Anschwellens und Kriechdehnung bedingte Verschiebung des Reaktorkernes begrenzt ist.
Eine bevorzugte Ausführungsform der Erfindung wird
nachstehend mit Bezug auf die anliegenden Zeichnungen beispielsweise beschrieben. Es stellen dar:
die Fig. la und Ib einen Längsschnitt durch
einen Reaktor nach der Erfindung, wobei die Fig. la den oberen Teil des Reaktors und die
Fig. Ib den unteren Teil des Reaktors zeigt,
Fig. 2 eine vergrößerte Schnittdar
stellung der den Reaktorkern radial umgebenden Haltekonstruktion
nach der Erfindung, und
Fig. 3 einen gemäß der in Fig. 2
309827/0317
gezeichneten Schnittlinie ΙΙΙ-ΊΙΙ
verlaufenden Querschnitt der in Fig. 2 vergrößert gezeichneten
Haltekonstruktion.
In den Fig. la und Ib ist ein Druckgefäß 10 dargestellt,
welches über einen Randteil 12 unterstützt wird und ein eng anliegendes Schutzgefäß 14 aufweist, welches im
wesentlichen den unteren Teil des Druckgefäßes 10 umgibt. Innerhalb des Druckgefäßes 10 wird ein Kernbehälter 16 durch
einen nahe der Druckgefäßoberseite angeordneten Wandungsvorsprung 18 und zusätzlich durch nahe dem Druckgefäßboden
radial angeordnete, keilartige Vorsprünge 20 getragen.
Das Druckgefäß 10 weist einen Kühlmitteleinlaß 22 auf, durch welchen ein Kühlmittel, beispielsweise flüssiges
Natrium, in einen Einlaßringraum 24 hinein und von da aus
in eine am Druckgefäßboden angeordnete Rohrverzweigung 26 geleitet wird. Durch einen sich durch das Druckgefäß 10
und durch den Kernbehälter 16 hindurch erstreckenden
Kühlmittelauslaß 28 strömt das flüssige Natrium aus dem Druckgefäß 10 heraus.
Innerhalb des Kernbehälters 16 ist eine Anzahl querverlaufender Tragplatten, nämlich zwei untere Tragplatten
309 8 27743 17
22566 A
und 32, eine obere Tragplatte 31* und eine obere Tragplatte
36 befestigt.
Der Reaktorkern 37 des schnellen Flüssigmetall-Brutreaktors weist eine im allgemeinen zylindrische Form
auf und ist aus im Querschnitt jeweils sechseckigen Brennstoffelementen 38 aufgebaut, die jeweils von entsprechend
geformten Brutmantel- und Reflektoranordnungen umgeben sind. Der Reaktorkern ist außerdem von Regelstäben durchsetzt,
die jeweils relativ zum Reaktorkern beweglich und an Steuervorrichtungen 42 befestigt sind. Die Brennstoffelemente
werden durch gemäß Fig. 2 an ihren unteren Endbereichen angeordnete Federn 35 nach oben gedrückt und können sich
ausdehnen.
Zur Verhinderung von Leckströmungen zwischen den verschiedenen Reaktorkern-Bauelementen und zur Einschränkung
der seitlichen Bewegung der Brennstoffelemente 38 sind die Endbereiche 39 und 39' der Brennstoffelemente 38 derart
ausgebildet, daß, sobald der Reaktor seine Betriebstemperatur erreicht hat, zwischen den Brennstoffelementen und den
Tragplatten 30, 32 und 31* jeweils verhältnismäßig kleine
Spielräume erzielt werden. Dazu ist aber die Verwendung von Materialien mit unterschiedlichen Wärmedehnungs-
309827/031 7
Koeffizienten, erforderlich. Unter der Voraussetzung, daß
die Bauelemente bei einer Temperatur von 38 C hergestellt
werden und daß die normalen Betriebstemperaturen der Einlaßendbereiche etwa 4000C und der Auslaßendbereiche
etwa 5650C betragen, ergibt sich für die Einlaßendbereiche
ein Wärmedehnungsbereich von 3620C und für die Auslaßendbereiche
39' ein Wärmedehnungsbereich von 527°C. Es wird angenommen, daß geeignete Materialien mit den folgenden
Wärmedehnungskoeffizienten zur Verfügung stehen:
Kernelemente (austhenitischer rostfreier Stahl) 15,8 χ 10 m/m C
unteres Kerntraggerüst (Nickellegierung) 11,1 χ 10" m/m°C oberes Kerntraggerüst (Nickellegierung) 14,1 χ 10 m/m°C
Wird ein Nenneinlaßendbereich 39 mit einem Durchmesser
von 76 mm gewählt und ist im heißen Zustand kein Spielraum
erwünscht, so muß die Anordnung bei 380C einen Spielraum
von
(15,8 - 11,2) χ ΙΟ"6 m/m°C χ 3620C χ 76 mm = 0,13 mm
aufweisen. Ein Auslaßendbereich 39' muß unter denselben
Bedingungen bei einem Außendurchmesser von 127 mm im kalten Zustand einen Spielraum von
(15,8 - m,l) χ ΙΟ"6 m/m°C χ 527°C χ 127 mm = 0,122 mm
- 7 _
309827/0317
309827/0317
aufweisen. Die zur Vermeidung eines Preßsitzes zwischen diesen beiden Teilen notwendigen Toleranzen vergrößern
dabei noch den erforderlichen Spielraum.
Ein doppe1lagige3, aus den Tragplatten 30 und 32
bestehendes unteres Kerntraggerüst verleiht dem Reaktorkern Seitenstabilität, da die obere Tragplatte 32 und die untere
Tragplatte 30 stets zwei Bezugssysteme zum Senkrechthalten der verschiedenen Kernelemente bilden, wenn die obere
Tragplatte 3Ί entfernt worden ist. Ein gewisses Maß an
Flexibilität ist wünschenswert, so daß jeweils benachbarte Brennstoffelemente 38 beiseitegedrückt werden können, wenn
ein einzelnes Brennstoffelement 38 entfernt werden muß. Polglich ermöglicht ein Verhältnis von 20:1 der Gesamtlänge
der Brennstoffelemente zu dem Tragplattenabstand zusammen mit einem diametralen Spielraum zwischen den Endbereichen
und den Tragplattenöffnungen von beispielsweise 0,64 mm bei der Brennstoffbeschickungstemperatur ein neben einem
zu ersetzenden Brennstoffelement 38 stehendes Brennstoffelement um etwa 12,7 mm radial wegzudrücken. Die Wärmedehnung
wird also zur Verringerung dieser Spielräume ausgenutzt und ein mehrlagiges unteres Kerntraggerüst wird
dazu verwendet, die Bewegung der Brennstoffelemente zu begrenzen.
309827/0317
Der Zwischenraum zwischen Brennstoff, Regelstab,
Brutmantel und Reflektor wird jeweils an den Enden der Brennstoffelemente 38 durch die Neigung und die Toleranzen
der Tragplattenöffnungen in den oberen und unteren Tragplatten 30, 32 und 34 festgelegt. Temperaturgradienten
und strahlungsinduziertes Anschwellen können eine Durchbiegung der Brennstoffelemente 38 und Veränderungen der
gegenseitigen Abstände der Brennstoffelemente 38 zueinander entlang ihrer Länge und die daraus folgenden, oben beschriebenen
Abweichungen der Reaktorkernform verursachen. Zur Verminderung des Maßes der Durchbiegung und der entsprechenden Änderung
der Zwischenräume sind in Längsrichtung auf verschiedenen Höhen an den einzelnen Brennstoffelementen 38 Abstandsstücke
40 mit harter Oberfläche angeordnet. Diese Abstandsstücke 40 sind bei den in Fig. 2 dargestellten Brennstoffelementen
38 dargestellt. Die Abstandsstücke 40 müssen zur Vermeidung strahlungsinduzierten Anschwellens außerhalb
des aktiven Reaktorkernbereiches angebracht sein. Die zwischen den Abstandsstücken 40 benachbarter Brennstoffelemente
38 befindlichen Zwischenräume stellen einen Kompromiß zwischen den verschiedenen gewünschten Eigenschaften dar.
Ein verhältnismäßig großer Zwischenraum und strahleninduzierte Durchbiegung würden auf Kosten der Reaktorkernstabilität
gehen. Ein zu kleiner Zwischenraum dagegen würde
— Q _
3098 27/03 17
das Herausnehmen der Brennstoffelemente 38 bei der Brennstoffbeschickung
schwierig machen.
Durch diese Anordnung und die Ausbildung der Abstandsstücke soll der Zwischenraum zwischen den einzelnen Brennstoffelementen
38 so bemessen werden, daß sie dann aneinander anliegen oder beinahe aneinander anliegen, wenn der Reaktor
beträchtliche Temperaturen und Leistungshöhen erreicht, während das Ausmaß der während des Anfahrens des Reaktors
auftretenden Einwärtsdurchbiegung vermindert wird. Diese Verengung der Zwischenräume wird durch richtige Auswahl
der Werkstoffe für die oberen und unteren Tragplatten 30, und 3^ noch beschleunigt. Diese Werkstoffe müssen einen
niedrigeren Wärmedehnungskoeffizienten al3 die Werkstoffe für die Kernbrennstoffelemente 38 aufweisen. Das ist
besonders im Falle der unteren Tragplatten 30 und 32 und
der unterhalb des Brennstoffgebietes der Brennstoffelemente angeordneten Abstandsstücke 40 wichtig, da in diesem
Bereich kein bedeutender Temperaturunterschied besteht und die Verengung der Zwischenräume nur durch die unterschiedlichen
Wärmedehnungen und die Durchbiegungen der Brennstoffelemente 38 zustande kommt.
Beispielsweise kann der Zwischenraum bei 380C, der
- 10 -
309827/03 17
sich bis auf Null verengt, wenn die unteren Tragplatten
und 32 und die Brennstoffelemente 38 eine Temperatur von
400°C erreicht haben, unter Zugrundelegung der oben erwähnten
Wärmedehnungskoeffizienten folgendermaßen bestimmt werden:
(15,8 - 11,1) χ 10~6 m/m °C χ 3620C χ 146 mm = 0,246 mm
Ein so dimensionierter Zwischenraum hätte sich bei einer
Brennstoffbeschickungstemperatur von 2O5°C etwa halb
geschlossen.
Das folgende Beispiel zeigt, daß der Zwischenraum bei 38 C zwischen den oberhalb des aktiven Reaktorkernes
angeordneten Abstandsstücken 40, der sich bis auf Null verengt, wenn die obere Tragplatte 34 eine Temperatur von
380C und die Abstandsstücke eine Temperatur von 48O°C
aufweisen, kaum schwieriger zu bestimmen ist. Man darf erwarten, daß die obere Tragplatte 34 im Betrieb eine höhere
Temperatur als die Abstandsstücke 40 aufweist, da die Wandungstemperaturen der einzelnen Brennstoffelemente
infolge des in ihnen vorhandenen Temperaturgefälles vermindert sind. Wenn die Brennstoffelemente 38 außerdem einigermaßen
gerade gehalten werden, brauchen die Abstahdsstücke nur
- 11 -
309827/03 17
etwa in einer Höhe von etwa 2/3 des Abstandes von der
oberen zu den unteren Tragplatten angeordnet zu werden. Unter Verwendung der oben erwähnten Wärmedehnungskoeffizienten
ergibt sich also:
Reaktorkernanordnung:
15,8 χ 10"6 m/m 0C χ 442°C χ 146 mm = 1,14 mm/Element
Tragplatte:
14,1 χ 10"6 m/m °C χ 5000C χ 146 mm = 1,02 mm/Element
Die Differenz ist unbedeutend. Der gewünschte Zwischenraum beträgt etwa ein Drittel der Verschiebung oder
0,254 mm/Element bis 0,381 mm/Element.
Der soweit beschriebene Reaktorkern wird hauptsächlich durch die jeweils an den Enden der verschiedenen Brennstoffelemente
38 befindlichen Endbereiche positioniert. Es wird erwartet, daß die resultierende thermische und strahleninduzierte
Durchbiegung der Kernelemente nach innen gerichtet ist, so daß sich die Zwischenräume der Abstandsstücke
verengen. Der Reaktorkern muß jedoch mit einer denselben umgebenden Haltekonstruktion 42 versehen sein, die sowohl
oberhalb als auch unterhalb der aktiven Brennstoffzone
- 12 -
309827/0317
auf den Reaktorkern einwirkt. Beim Anfahren des Reaktors und bei niedrigen Leistungen vervollständigt diese Haltekonstruktion
42 die durch die Abstandsstücke 40 und die befestigten Enden der Brennstoffelemente 38 bewirkte
Positionierung der Reaktorkernanordnung* indem sie zufällige Auswärtsbewegungen begrenzt und wiedereingesetzte Brennstoffelemente
38 zurückhält, die sieh, sofern überhaupt, nach außen durchbiegen. Bei größeren Leistungen begrenzt
die Haltekonstruktion 42 bei den im unteren Teil des Re.aktorkernes angeordneten Abstandsstücken 40 die Auswärtsbewegungen
infolge von Durchbiegungen der oberen Bereiche der Brennstoffelemente 38. Sowohl die obere als auch die
untere Kernhaltekonstruktion können so ausgebildet sein, daß sie eine Reaktorkernausdehnung infolge strahlungsinduzierten
Anschwellens der Brennstoffelemente 38 durch Andrücken von Berührungsflächen an derjenigen Stelle begrenzen,
an welcher eine wesentliche Kriechdehnung auftritt.
Die Kernhaltekonstruktion 42, die in den Pig. 2 und
dargestellt ist, ist so ausgebildet, daß sie am Umfang des Reaktorkerns über Profilplatten 43 eine Spannkraft auf
den Reaktorkern ausübt. Die Haltekonstruktion kann unmittelbar oberhalb des aktiven Reaktorkerns über die AbStandsstücke
wirken. Die Haltekonstruktion kann aber auch sowohl über die
- 13 -
309 827/03 17
oberhalb als auch über die unterhalb des aktiven Reaktorkerns befindlichen Abstandsstücke angreifen. Unterhalb des
aktiven Kernbereiches sollte im kalten Zustand ein Spielraum zwischen einem festen Begrenzer 47 und den äußersten
Abstandsstücken 40 von etwa 0,25 mm vorgesehen sein.
Um wirksam zur Durchbiegungsbegrenzung bei Betriebstemperaturen und Betriebsleistungen beitragen zu können,
muß die Haltekonstruktion 42 nach ihrer Verschiebung von 0,5 mm auf jedes der am Kernumfang angeordneten Brennstoffelemente
38 eine Spannkraft von etwa 900 kp ausüben. Gleichzeitig müssen die Wärmedehnungseigenschaften der
Haltekonstruktion mit denjenigen der unteren Tragplatten 30 und 32 und der Brennstoffelemente 38 übereinstimmen, die
zwischen 38°C und der Einlaßtemperatur von 4000C bei voller
Betriebsleistung eine Wärmedehnung von etwa 5,84 mm erfahren. Wenn die Haltekonstruktion 42 nicht ausreichend empfindlich
auf die Wärmedehnung der Kernelemente reagiert, ist es möglich, daß die äußeren Brennstoff- und Brutmantelanordnungen
zerdrückt werden.
Die dargestellte Haltekonstruktion 42 arbeitet mit Blatt- oder Stabfedern 44, da diese Bauart verhältnismäßig
- 14 -
309827/0 3 17
unempfindlich gegen Wärmeverformung infolge von Temperaturgefällen
entlang der Federlänge ist. Die Federn 44 können an einem Ende 49 eingespannt und an einer oder an mehreren
Stellen im Bereich der Angriffsstelle der Kernhaltekonstruktion abgestützt sein, wie nachstehend noch erklärt wird« Gemäß
Fig. 2 werden bei der Spannfeder 44 durch deren Befestigung und Abstützungen radiale Wärmedehnungen des Reaktorkerns
ausgeglichen. Die Feder 44 kann entweder an der-unteren
Tragplatte 32 oder am Wärmeschild 51 des Reaktors befestigt sein. In beiden Fällen folgt die Feder 44 dicht der
Reäktorkerneinlaßtemperatur.
Die in Fig. 2 im einzelnen dargestellten Abstützstellen 54 und 56 können durch ihre Ausbildung di® Eigenschaften
der Spannfeder 44 ergänzen. Unter der Voraussetzung9
daß der Wärmeschild 51 einen anderen Wärmedehnungskoeffizienten als die. Tragplatte 32 aufweist, können die Abstützungen 54
und 56 als Ringe oder als verhältnismäßig steife Bänder ausgebildet sein. Diese Ringe sind radial am Wärmeschild 51
festgekeilt und aus einem Werkstoff hergestellt, der hinsichtlich der Wärmedehnungseigenschaften mit der Tragplatte
32 übereinstimmt.
- 15 -
09827/0317
Um zusätzlich noch als enger Toleranzbezugspunkt für das obere Ende der Spannfeder 44 dienen zu können, ist die
obere Abstützung 54 derart angeordnet, daß sie den mechanischen
Nutzen der Feder 44 vergrößert. Der zweite, außerhalb des normalen Federweges angeordnete Abstützung 46 bewirkt
eine beträchtliche Vergrößerung der Federkonstanten, wenn er zur Anlage kommt. Diese vergrößerte Kraft dient
dazu, den Reaktorkern stärker zurückzuhalten und die Kriechdehnung zu begünstigen, wenn das strahlungsinduzierte
Anschwellen in den Berührungsbereichen übermäßig groß wird. Die räumliche Anordnung der einen Abstützung 54 und der
anderen Abstützung 56 kann zum Zwecke der Veränderung der Einspanneigenschaften abweichend von der dargestellten
Anordnung gewählt werden. Die Spannkraft wird über ein Druckstück 57 von den Haltekons trukt ions teilen 1I1*, 5**
und 56 auf die Profilplatten 43 übertragen.
Die Kernhaltekonstruktion 42 ist so ausgebildet, daß
sie über die Profilplatten 43, die mit den unmittelbar oberhalb der aktiven Reaktorkernzone angeordneten Abstandsstücken
40 in Berührung stehen, eine radiale Spannkraft ausübt. Es wird erwartet, daß während des normalen Betriebes
durch die Temperaturgradienten der Brennstoffelemente eine bestimmte Einwärtsbiegekraft entsteht, so daß die Haupt-
- 16 309827/0317
aufgäbe der Haltekonstruktion darin besteht, die Auswärtsausbiegung
des Reaktorkerns zu begrenzen, die durch vorher durchgebogene Brennstoffelemente bewirkt wirds und im
Falle übermäßig großen Anschwellens der Kernanordnung eine
zwangsläufige Zurückhaltung des Kerns herzustellen. Die Haltekonstruktion weist in kaltem Zustand einen Spielraum
von 0,25 mm auf. Die Spannfeder 4M ist so ausgebildet], daß
sie etwa die Hälfte der auf die untere Kernabstützung. 47
ausgeübten Kraft anlegt. Die Kernwerkstoffe in diesem Bereich erfahren Höchsttemperaturen von etwa 4800C9 während
der Wärmeschild 51, an welchem die Spannkonstruktionseleinente
54 und 56 befestigt sind9 keine wesentlich
höhere Temperatur als die höchste Kerneinlaßtemperatur
von 400°C erreicht.
Man erwartet eigentlich eine radiale Ausdehnung der Kernbrennstoffelemente 38 um etwa 10,2 mm, aber die oben
beschriebenen Zwischenräume zwischen den Brennstoffelementen
vermindern diesen Wert auf einen tatsächlichen Wert von etwa 6, 35 mm. Die Ab'stützringe 54 und 56, deren Werkstoff
dieselben Wärmedehnungseigenschaften wie die untere Tragplatte 32 aufweist, erfahren bei einem Radius von etwa
1650 mm folgende Wärmedehnung:
11,1 χ ΙΟ"6 m/m °G χ 1650 mm χ 362°C = 6S65
- 17 309827/0317
Da die obere Tragplatte 31+ und die unteren Tragplatten
30 und 32 aus Werkstoffen hergestellt sind, die einen kleineren Wärmedehnungskoeffizienten als die übrigen
Halteelemente aufweisen, treten hinsichtlich der Verbindung der Elemente mit unterschiedlichen radialen Wärmedehnungen
Schwierigkeiten auf.
Die untere Tragplatte 30 wird durch zylindrische Ständer 56 unterstützt, die am unteren Traggerüst 58 befestigt
sind.
Der Unterschied zwischen den radialen Wärmedehnungen
der beiden Elemente 30 und 58 wird durch entsprechende
Biegungen der diese beiden Elemente verbindenden Ständer beherrscht.
In ähnlicher Weise ist die obere Tragplatte 31* an
rohrförmigen Halterungen 60 aufgehängt, über welche die Belastungen auf die obere Tragplatte 36 übertragen werden.
Unterschiede zwischen den radialen Wärmedehnungen werden wiederum durch entsprechende Biegungen der oberen Halterungen
beherrscht.
- 18 -
3098 2 7/0317
Claims (7)
- Patentansprüchefly Kernreaktor mit einem Reaktorkern, der eine Vielzahl von vertikal ausgerichteten, langgestreckten und nebeneinander zwischen einer oberen Tragplatte und einer unteren Tragplatte gehalterten Brennstoffelementen aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennstoffelemente (38) von einer radial angeordneten Haltekonstruktion (42) umgeben sind, welche während des Betriebszustandes des Reaktorkernes eine Spannkraft auf denselben ausübt und welche durch vertikal ausgerichtetes jeweils neben dem Reaktorkern angeordnete, federnde Teile (44) in ihrer Lage festgehalten wird, so daß die infolge thermischer Biegung sowie kerninduzierten Anschwellens und Kriechdehnung bedingte Verschiebung des Reaktorkernes begrenzt ist.
- 2. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß mindestens ein verhältnismäßig steifes Band (54) die genannten federnden Teile (44) mit einem bestimmten Abstand umgibt, so daß sich der Verschiebungswiderstand dieser federnden Teile und der Brennstoffelemente (38) nach einer bestimmten Verschiebung derselben vergrößert.- 193098 27/03 17
- 3. Reaktor nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß ein weiteres, verhältnismäßig steifes Band (56) die genannten federnden Teile (44) mit einem weiteren bestimmten Abstand umgibt, welch letzterer größer als der erstgenannte Abstand ist, so daß sich der Verschiebungswiderstand nach einer bestimmten weiteren Verschiebung weiter vergrößert.
- 4. Reaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 3» dadurch gekennzeichnet, daß ein dünnwandiges Teil mindestens eine beträchtliche Anzahl der Brennstoffelemente (38) umgibt, und daß in demjenigen Bereich Abstandsstücke an der Oberfläche dieses dünnwandigen Teils befestigt sind, der durch den in den Brennstoffelementen enthaltenen Brutbrennstoff bestimmt ist.
- 5. Reaktor nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Abstandsstü,cke (40) jedes Brennstoffelementes (38) jeweils gegenüber den zu den benachbarten Brennstoffelementen gehörenden Abstandsstücken angeordnet sind und daß jeweils zwischen zwei sich gegenüberliegenden Abstandsstücken ein Spalt gebildet ist, welcher oberhalb des aktiven Brennst offbereiches (45) größer ist.
- 6. Reaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 5, dessen- 20 309827/031 7Brennstoffelemente endständige Hülsen aufweisen, welche sich durch öffnungen in den oberen und unteren Tragplatten hindurcherstrecken, dadurch gekennzeichnet, daß die öffnungen, in welchen die Endbereiche (39> 39f) der Brennstoffelemente (38) gehalten werden, einen größeren Durchmesser als diese Bereiche im Außerbetriebszustand des Reaktors aufweisen, und daß diese Endbereiche aus einem Merkstoff mit größerem Wärmedehnungskoeffizienten als demjenigen des Tragplattenwerkstoffes hergestellt sind, so daß sich die Spielräume dieser Endbereiche in den öffnungen im Betriebszustand des Reaktors verengen.
- 7. Reaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dessen Reaktorkern von einem Kernbehälter umgeben ist, dadurch gekennzeichnet, daß die genannten federnden Teile (44) außerhalb des Kernbehälters angeordnet und durch Durchbrüche hindurch mit der genannten radialen Haltekonstruktion (42) verbunden sind.- 21 -309827/0317Leerseite
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US21044771A | 1971-12-21 | 1971-12-21 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2256645A1 true DE2256645A1 (de) | 1973-07-05 |
DE2256645C2 DE2256645C2 (de) | 1983-08-25 |
Family
ID=22782940
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2256645A Expired DE2256645C2 (de) | 1971-12-21 | 1972-11-18 | Stützkonstruktion zur seitlichen Abstützung des Reaktorkerns eines Kernreaktors |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (2) | UST911015I4 (de) |
JP (1) | JPS5347878B2 (de) |
DE (1) | DE2256645C2 (de) |
FR (1) | FR2164679B1 (de) |
GB (1) | GB1376256A (de) |
IT (1) | IT972654B (de) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS50121199U (de) * | 1974-03-22 | 1975-10-03 | ||
US4146430A (en) * | 1975-11-25 | 1979-03-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor core flow baffling |
DE2705010A1 (de) * | 1977-02-07 | 1978-08-10 | Kraftwerk Union Ag | Einrichtung zur kupplung von rohrleitungen bei reaktordruckbehaeltern, vorzugsweise der rohrleitungen des speisewasserverteilers |
CA1091827A (en) * | 1977-03-02 | 1980-12-16 | John F. Gibbons | Pressurized water reactor flow arrangement |
DE2742946C2 (de) * | 1977-09-23 | 1979-07-26 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Federelement für die Niederhaltung von Kernreaktorbrennelementen |
US4295935A (en) * | 1979-03-29 | 1981-10-20 | Combustion Engineering, Inc. | Bimetallic spacer means for a nuclear fuel assembly |
US4409179A (en) * | 1980-12-08 | 1983-10-11 | Combustion Engineering, Inc. | Pressurized core shroud for aligning a nuclear reactor core |
FR2501893B1 (fr) * | 1981-03-13 | 1985-11-15 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a cloisonnement de coeur par tiges et plaques entretoises |
US4596689A (en) * | 1982-08-27 | 1986-06-24 | Ga Technologies Inc. | Lateral restraint assembly for reactor core |
GB8626238D0 (en) * | 1986-11-03 | 1986-12-03 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor core restraint |
FR2717608B1 (fr) * | 1994-03-15 | 1996-06-14 | Framatome Sa | Cuve d'un réacteur nucléaire comportant des moyens de maintien de ses équipements internes inférieurs et procédé d'ajustage des moyens de maintien. |
US5588031A (en) * | 1994-10-27 | 1996-12-24 | Westinghouse Electric Corporation | Apparatus for reinforcing a reactor vessel core shroud |
DE19609344C1 (de) * | 1996-03-11 | 1997-09-04 | Siemens Ag | Kernbehälter für einen Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage und Verfahren zur Reparatur eines Kernbehälters |
US5687206A (en) * | 1996-03-15 | 1997-11-11 | Mpr Associates, Inc. | Method of replacing a boiling water reactor core shroud |
US5815543A (en) * | 1996-03-25 | 1998-09-29 | Mpr Associates, Inc. | Seismic support with clearance gap and yieldable member |
US5828713A (en) * | 1996-10-15 | 1998-10-27 | Mpr Associates, Inc. | Replacement core shroud assembly for a boiling water reactor |
ITUA20163714A1 (it) * | 2016-05-04 | 2017-11-04 | Luciano Cinotti | Reattore nucleare, con elementi di combustibile muniti di espansori |
WO2023242727A1 (en) * | 2022-06-13 | 2023-12-21 | Newcleo Ltd | Nuclear reactor provided with a core support system |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2022157A1 (de) * | 1969-05-09 | 1971-03-11 | Babcock & Wilcox Co | Stabilisierungsvorrichtung fuer einen Atomreaktor-Kern |
DE2104645A1 (de) * | 1970-04-30 | 1971-11-11 | Voest Ag | Stützkonstruktion für die Kernumfassung von Atomreaktoren, insbesondere Druckwasser-Atomreaktoren |
Family Cites Families (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2838451A (en) * | 1954-11-13 | 1958-06-10 | Long Everett | Gas cooled nuclear reactors |
US3607645A (en) * | 1968-07-02 | 1971-09-21 | Atomic Energy Commission | Reactor core radial locking device |
US3627634A (en) * | 1968-11-26 | 1971-12-14 | Gen Electric | Nuclear reactor core clamping system |
US3607637A (en) * | 1969-01-03 | 1971-09-21 | Combustion Eng | Nuclear reactor coolant flow device |
US3549493A (en) * | 1969-01-22 | 1970-12-22 | Atomic Energy Commission | Fast sodium-cooled reactor core structure |
US3629070A (en) * | 1969-06-09 | 1971-12-21 | Atomic Energy Commission | Temperature-activated reactor core clamp |
US3682774A (en) * | 1969-09-26 | 1972-08-08 | North American Rockwell | Core clamping system for a nuclear reactor |
-
1971
- 1971-12-21 US US911015D patent/UST911015I4/en active Pending
-
1972
- 1972-11-18 DE DE2256645A patent/DE2256645C2/de not_active Expired
- 1972-11-20 GB GB5348472A patent/GB1376256A/en not_active Expired
- 1972-12-12 JP JP12403172A patent/JPS5347878B2/ja not_active Expired
- 1972-12-19 FR FR7245206A patent/FR2164679B1/fr not_active Expired
- 1972-12-20 IT IT33275/72A patent/IT972654B/it active
-
1974
- 1974-05-17 US US05/471,068 patent/US4135974A/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2022157A1 (de) * | 1969-05-09 | 1971-03-11 | Babcock & Wilcox Co | Stabilisierungsvorrichtung fuer einen Atomreaktor-Kern |
DE2104645A1 (de) * | 1970-04-30 | 1971-11-11 | Voest Ag | Stützkonstruktion für die Kernumfassung von Atomreaktoren, insbesondere Druckwasser-Atomreaktoren |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4135974A (en) | 1979-01-23 |
JPS5347878B2 (de) | 1978-12-23 |
JPS4867695A (de) | 1973-09-14 |
UST911015I4 (en) | 1973-06-26 |
DE2256645C2 (de) | 1983-08-25 |
FR2164679B1 (de) | 1978-03-10 |
FR2164679A1 (de) | 1973-08-03 |
GB1376256A (en) | 1974-12-04 |
IT972654B (it) | 1974-05-31 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2256645A1 (de) | Kernreaktor | |
DE3641974C2 (de) | ||
DE1539821C3 (de) | Bündeiförmiges Brennelement für einen Kernreaktor | |
DE3325749C2 (de) | ||
DE1489632C3 (de) | Abstandshaltergestell zur paralle len Fuhrung und Halterung der Brenn Stoffstabe in einer Brennstoffpatrone | |
DE69108132T2 (de) | Kernreaktor-Brennstabbündel mit zusätzlichem Abstandshalter. | |
DE3325777A1 (de) | Abstandshalter fuer eine kernbrennstoffeinheit | |
DE1944932C3 (de) | Abstandshalterung für Brennstäbe von Kernreaktoren | |
CH658535A5 (de) | Kernbrennstoffkassette mit einem kuehlmittel fuehrenden rohr. | |
DE2918112C3 (de) | Vorrichtung zur Querhalterung der Brennstäbe eines Brennelementbündels für einen Kernreaktor | |
DE1810228A1 (de) | Brennelementanordnung | |
DE69117017T2 (de) | Abstandshalter aus Hülsen mit einer selbstpositionierenden Feder | |
DE3019175C2 (de) | Brennstoffkassette | |
DE69208932T2 (de) | Entfernbare Federn für Röhrchenabstandshalter in einem Kernreaktor | |
DE1539774A1 (de) | Brennstoffelement fuer Kernreaktoren | |
DE1878879U (de) | Folgekoerper fuer regelstaebe heterogener atomreaktoren. | |
DE2222157A1 (de) | Kernbrennstoffelementanordnung, insbesondere fuer mit schnellen neutronen betriebene kernreaktoren | |
DE2730960C3 (de) | Kernreaktorbrennstoffelement | |
DE1439775A1 (de) | Brennstoffstabbuendel fuer Kernreaktoren | |
DE69308050T2 (de) | Manschettenartiger Abstandshalter mit reduziertem Druckverlust | |
CH635208A5 (de) | Vorrichtung zur verhinderung von distanzhalterbewegungen in einem nuklearen brennstoffbuendel. | |
DE2543626C3 (de) | ||
DE1203888B (de) | Kernreaktor-Brennelementbuendel | |
DE2122008B2 (de) | Kernbrennstoffanordnung | |
DE1564972A1 (de) | Halterung fuer Brennstoffhuelsen im Atomreaktorgefaess |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OD | Request for examination | ||
8125 | Change of the main classification |
Ipc: G21C 5/10 |
|
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |