DE2538654A1 - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
- Publication number
- DE2538654A1 DE2538654A1 DE19752538654 DE2538654A DE2538654A1 DE 2538654 A1 DE2538654 A1 DE 2538654A1 DE 19752538654 DE19752538654 DE 19752538654 DE 2538654 A DE2538654 A DE 2538654A DE 2538654 A1 DE2538654 A1 DE 2538654A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- reactor
- core
- coolant
- sleeve
- assemblies
- 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.)
- Withdrawn
Links
Classifications
-
- 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
- G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
-
- 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
- G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10S—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y10S376/00—Induced nuclear reactions: processes, systems, and elements
- Y10S376/90—Particular material or material shapes for 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)
Description
W. 756
JTTAWWALT
DIPL. JNG. K. HOLZEB
89 AUGSBURG
HHTJPPIIfE-WELSKTl-STRASS» IA
«••.wow. BlSTC
Augsburg, den 29. August 1975
Westinghouse Electric Corporation, Westinghouse Building,
Gateway Center, Pittsburgh, Allegheny County, Pennsylvania 15222, VeSteA.
Kernreaktor
Die Erfindung betrifft einen Kernreaktor mit einem von einer Deckelplatte abgeschlossenen Reaktorbehalter, in
welchem eine Kühlmitteleinlaßkammer und eine Kühlmittelauslaßkammer
gebildet sind, weiter mit einem zwischen diesen beiden Kammern im Reaktorbehalter angeordneten, von einer
6098U/033S
Kernumfas8ung umschlossenen Reaktorkern, ferner mit Mitteln
zum Hindurchleiten eines Kühlmittels durch den Reaktorkern
und mit einer Vielzahl von vertikalen Kanälen, welche das erwärmte Kühlmittel aus dem Reaktorkern in die Kühlmittelauslaßkammer
leiten.
Ein Kernreaktor weist bekanntermaßen einen Druckbehälter auf, in welchen ein Kühlmittel, bei schnellen
Brutreaktoren typischerweise flüssiges Natrium und bei herkömmlicheren kommerziellen Reaktoren Druck- oder Siedewasser,
unter Druck eingepumpt wird. Das Kühlmittel durchströmt den Reaktorkern und wird dabei erwärmt«, Das heiße
Kühlmittel tritt aus dem Reaktorbehälter aus und die Wärme strömt über mechanisch voneinander getrennte Primär-
und Sekundärschleifen in eine Anlage zur Erzeugung elektrischer Energie. Innerhalb des Reaktorbehälters
befindet sich ein Traggerüst für die Kernbaugruppen. Diese Kernbaugruppen enthalten bei einem flüssigmetallgekühlten
schnellen Brutreaktor, welcher mehr spaltbaren Brennstoff erzeugt als er verbrennt, Brennstabbündel
bzw. Brennelemente, Steuerstabanordnungen, einen Brutmateria lmantel oder Brutstabanordnungen und herausnehmbare
radiale Abschirmelemente, Das Kerntraggerüst dient der Positionierung, der Unterstützung und der axialen und
6098U/033S
radialen Festlegung dieser Baugruppen sowie der Verteilung des Kühlmittels.
Die zusammen den Kern eines flüssigmetallgekühlten
schnellen Brutreaktors bildenden Kernbaugruppen, die beim dargestellten Ausführungsbeispiel Steuerstabanordnungen,
Abschirmelemente und Brennelemente sowohl der spaltbaren
Brennstoff als auch in Spaltstoff umwandelbares Material enthaltenden Arten aufweisen, sind jeweils gesondert in
Einlaßhaltebaueinheiten gehaltert. Jede Einlaßhaltebaueinheit ist herausnehmbar montiert und wird nur durch die Schwerkraft
in Haltekörpern im unteren Kerntraggerüst gehalten, wobei zwischen den miteinander fluchtenden Kühlmitteleinlaßöffnungen
der Baueinheit und des Haltekörpers und den oberen und unteren Teilen der Baueinheit und des Haltekörpers
Strömungsmitteldichtungen angeordnet sind. Jede
Baueinheit leitet eine Kühlmittelströmung durch eine Anzahl (vorzugsweise 7) von Reaktorbaugruppen hindurch,
die herausnehmbar angeordnet sind und nur durch die Schwerkraft in Aufnahmeöffnungen der zugehörigen Haltebaueinheit
gehalten werden. Unterhalb der Dichtung ist jede Baueinheit
einem niedrigen Druck ausgesetzt, der im Gleichgewicht mit dem niedrigen Druck in demjenigen Bereich steht, in
welchem das Kühlmittel aus den Kernbaugruppen austritt.
6098 U/033 5
Der niedrige Druck in dem Raum unterhalb der unteren Dichtung der Baueinheit wird hergestellt und aufrechterhalten,
indem dieser Raum mit den Niederdruckbereichen des Reaktorbehälters in Verbindung steht,, Die Schwerkraft reicht aus,
um die Baueinheiten in dem Haltekörper zu halten.
Ein Anwendungsbeispiel der Erfindung ist ein flüssigmetallgekühlter
schneller Brutreaktor mit einer thermischen Leistung von 975 MW und einer elektrischen Leistung von ·
400 MW, der 19 8 hexagonale Brennelemente enthält, die von 150 radialen Brutmantelelementen und 324 radialen Abschirmelementen
umgeben sind. Bei diesem typischen Reaktor werden die Baugruppen von 61 Einlaßhaltebaueinheiten aufgenommen,
die jeweils sieben Aufnahmeöffnungen aufweisen. Die Strömungsgeschwindigkeit des Kühlmittels, bei welchem
es sich um Natrium handelt, und seine Verteilung sind jeweils entsprechend dem Charakter der zu kühlenden Baugruppe
unterschiedlich. Die Strömungsgeschwindigkeit beträgt in nicht auswechselbaren Baugruppen etwa 9 m/s, während
sie in auswechselbaren Baugruppen an dem eine niedrigere
Temperatur aufweisenden einlaßseitigen Ende einen Wert von 15 m/s und an dem eine höhere Temperatur aufweisenden
auslaßseitigen Ende einen Wert von 12 m/s aufweisen kann.
In den Brennstabbündeln beträgt die Strömungsgeschwindigkeit
609814/0335
etwa 7,5 m/s. Etwa 80 % des Kühlmittels durchströmt den Reaktorkern, etwa 12 % den radialen ßrutmantel, 1,6 % die
Steuerstabanordnungen, und der restliche Anteil entfällt auf die Abschirmung, Neben- und Leckströme.
Ein Reaktor der Bauart, bei welcher die Erfindung anwendbar ist, beispielsweise ein natriumgekühlter brutreaktor,
arbeitet typischerweise mit einem erheblichen, zwischen dem Reaktorkerneintritt und dem Kernaustritt
stehenden Kühlmitteltemperaturgefälle von 170°C oder mehr. Dieses Temperaturgefälle ist innerhalb des Kerns nicht
gleichförmig, sondern es schwankt in weiten Grenzen und weist durch den ganzen Reaktorkern hindurch Temperaturspitzen
auf, die von der Kerngeometrie, dem Brennstoffabbrand
und absichtlichen Änderungen der Brennstoffanreicherung herrühren, örtliche Temperaturänderungen können
auch infolge von örtlichen Unregelmäßigkeiten im Reaktorkern
wie beispielsweise Steuerstabanordnungen auftreten. Außerdem unterliegt ein natriumgekühlter Brutreaktor
typischerweise schnellen und starken Änderungen der Kernauslaßtemperatur
infolge schneller Änderungen des Leistungspegels während bestimmter Störungsfälle wie beispielsweise
Hochlaufen des Reaktors, schnelle Entlastung usw.
- 5 -6098U/0335
Die obere Kerntragkonstruktion im Reaktorbehälter, die
sich oberhalb des Reaktorkerns befindet, dient der primären oder sekundären Halterung des Reaktorkerns für den Fall,
daß die Schwerkrafthalterung in Notfällen wie beispielsweise beim Schnellabschalten nicht ausreicht, und dient außerdem der
Halterung der Steuerstabführungseinrichtungen und der Reaktorinstrumentierung.
Dieses obere Kerntraggerüst ist sowohl der aus dem Reaktorkern austretenden Strömung, als auch Temperaturgradienten,
thermischen Übergangs zuständen und periodischen Überlappungen heißer und kalter Kühlmittelströmungen ausgesetzt.
Der Ausdruck Überlappungen bezeichnet die Temperaturüberlappungen, die zwischen benachbarten Baugruppen im
Reaktor, beispielsweise benachbarten Reaktorkernbaugruppen auftreten, die stark unterschiedliche Betriebstemperaturen
aufweisen. Die sich ergebenden thermischen Spannungen und thermischen Ermüdungen können die Konstruktionslebensdauer
des oberen Kerntraggerüsts verringern, welches normalerweise
für die gleiche Lebensdauer wie der Reaktor selbst ausgelegt ist.
Um eine annehmbar lange Lebensdauer eines Reaktors sicherzustellen, werden die aus dem Reaktorkern austretenden
Flüssigmetall-Kühlströme beim Ausströmen aus dem Kern miteinander vermischt. Diese Vermischung verringert die
6098H/0335
Temperaturgradienten zwischen den stark unterschiedliche
Temperaturen aufweisenden Kühlmittelströmungen und schützt die übrigen Teile des oberen Kerntraggerüsts vor einer
unmittelbaren Berührung mit diesen Strömungen und verringert
auch die änderungsgeschwindigkeit der Temperatur im Falle
von thermischen Übergangs zuständen. Die Vermischung wird
von Auslaßbaueinheiten herbeigeführt, von denen jede einer
Anzahl von Reaktorkernbaugruppen zugeordnet ist. Diese Auslaßbaueinheiten sammeln das aus den Kernbaugruppen ausströmende
Kühlmittel und leiten es durch das obere Kerntraggerüst hindurch in die Auslaßkammer. Jede Auslaßbaueinheit
weist ein Traggitter, einen Strömungssammler, einen
Steigkanal und Wärmeisolierungen zwischen dem Steigkanal und dem oberen Kerntraggerüst auf. Das Traggitter ist so
ausgebildet, daß es ein direktes Auftreffen der aus dem Reaktorkern austretenden Kühlmittelströme auf benachbarte
Teile des oberen Kerntraggerüsts verhindert und die Axialbeweglichkeit der darunter befindlichen Kernbaugruppen
so begrenzt, daß es der Niederhaltung dieser Kernbaugruppen dient.
Die aus dem Reaktorkern austretende Strömung wird vom Strömungssammler jeder Auslaßbaueinheit durch die
Steigkanäle durch das obere Kerntraggerüst hindurch-
6098H/033S
25Ί8654
geleitet. Die Steigkanäle und ihre Wärme Isolationen schützen
das obere Kern traggerüst vor starken zyklischen Wärmeübergängen.
Durch die StrömungsVermischung im Strömungssammler und im Steigkanal jeder Auslaßbaueinheit werden die
eintretenden heißen und kalten Strömungen miteinander vermischt, wodurch gleichmäßigere radiale Gradienten
zwischen den Steigkanälen erzeugt werden. Die Wärmeisolation
zwischen den Steigkanälen und dem oberen Kerntraggerüst verringert die Stärke der Änderung bei thermischen
übergängen infolge von Leistungspegelanderungen des Reaktorkerns.
Die Vermischung der aus dem Reaktorkern kommenden, hohe und niedrige Temperaturen aufweisenden Kühlmittelströmungen
beginnt unmittelbar oberhalb des Reaktorkerns und setzt sich über eine gewisse Strecke stromabwärts des
Reaktorkerns zur Auslaßkammer hin fort» Die Temperaturen in^diesen Strömungen unterscheiden sich wesentlich voneinander
und die Mischung dieser Strömungen im inneren Bereich der Auslaßbaueinheiten ergibt eine Anzahl von Wärmeübergängen.
Der für diese Baueinheiten gewählte Werkstoff muß daher eine Dauerfestigkeit haben, die größer als die erwarteten,
durch die S trömungs mischung hervorgerufenen Spannungsamplituden ist. Oer diesen starken Temperaturschwankungen
ausgesetzte Teil der Auslaßbaueinheit ist aus Legierungen
hergestellt, die ausgezeichnete Wechselfestigkeitseigen-
6098H/033S
schäften aufweisen, während die übrige Konstruktion aus
verhältnismäßig billigem Material hergestellt ist0
Der scharfen Temperaturänderungen unterworfene Teil der Auslaßbaueinheit ist vorzugsweise aus der widerstandsfähigen
korrosionsbeständigen M ckel-Chrorn-Eisen-Le gierung
IHCONEL 718 und die anderen Teile aus rostfreiem Stahl des Typs AISI 304 oder 316 hergestellt. Die Legierung IliCONEL 7I0
weist folgende typische prozentuale Zusammensetzung auf:
Nickel Chrom Niob (plus Tantal) Molybdän Titan Aluminium
Kobalt Kohlenstoff Mangan Silizium Phosphor Schwefel Bor
Kupfer Eisen
50 bis 55 17 bis 21 4,75 bis 5,5 2,8 bis 3,3 0,65 bis 1,15
0,2 bis 0,8 maximal 1,0 maximal 0,08 maximal 0,35 maximal 0,35 maximal 0,015
maximal 0,015 maximal 0,006 maximal 0,3 Rest
Der rostfreie Stahl 304 weist folgende prozentuale Zusammensetzung auf:
Kohlenstoff Mangan Phosphor Schwefel
Silizium Nickel
Chrom Eisen maximal 0,08 maximal 2,0 maximal 0,04 maximal 0,03 maximal 1,0
8 bis 11 18 bis 20 Rest
Der rostfreie Stahl 316 weist folgende prozentuale Zusammensetzung auf:
Kohlenstoff Mangan Phosphor Schwefel Silizium
Nickel Chrom Molybdän Eisen
maximal 0,08 maximal 2,0 maximal 0,04 maximal 0,03 maximal 1,0 10 bi3 14
16 bis 18 2 bis 3
Rest,
Rest,
- 10 -
6098U/0335
Der Kobaltgehalt in diesen Legierungen und der Kobalt-
und Tantalgehalt im INCONEL 716 ist bei Verwendung innerhalb eines Reaktorbehälters beschränkt. Die Kobalt- und/oder
die Tantalgrenze is Ό eine Funktion des Neutronenflusses am Ort des betreffenden Materials, des dem Primärkühlmittel
ausgesetzten Oberflächenbereiches, der Strömungsgeschwindigkeit
des Kühlmittels an diesem Plächenbereich vorbei und der Verweilzeit des Materials innerhalb des Reaktorbehälters.
Das IMCOiJEL 713 ist mit keinem der rostfreien Stähle schweißbar.
Selbst bei Vorhandensein von Steigkanälen treten örtliche Temperaturänderungen auf. Aus den Steigkanälen mit beträchtlich
unterschiedlichen Temperaturen austretende Natriumströme
vermischen sich in der Auslaßkammer und erzeugen schwankende Temperaturen auf dem Oberflächenwerkstoff des oberen Kerntragperüsts.
Während des bei Notabschaltungen auftretenden Übergangszustandes
ist der in das Natrium oder ein anderes Kühlmittel eingetauchte Teil de3 oberen Kerntraggerüsts einem sehr
schnellen Abfall der Oberflächentemperatur ausgesetzt, da die Steuerstäbe vollständig in den Reaktorkern eingefahren sind.
Die Strahlkräfte der aus dem Reaktorkern austretenden Strömung und die Querströmungskräfte in der oberen Auslaßkammer sind
beide unstetig und neigen zur Erzeugung von strömungs-
- 11 -
6 0 9 8 U / 0 3 3 5
• Λ.
induzierten Schwingungen im oberen Kerntraggerüst. Dieses
obere Kern traggerüst muß deshalb eine geeignete Steifigkeit
besitzen. Bei der Herstellung der erforderlichen Steifigkeit tritt das Problem auf, daß nur Konstruktionen verwendbar
sind, welche sich in einer ungünstigen thermischen Umgebung zufriedenstellend verhalten.
Eine wirksame Nutzung des Auslaßkammermischraumes des
Reaktorbehälters ist für eine Mäßigung der auf den Reaktorbehälter
und sämtliche im heißen Zweig des Kühlkreislaufes liegenden Reaktorbaugruppen wirkenden Übergangs zustände
wichtig. Die natürlichen Strömungseigenschaften in der Auslaßkammer stellen dies bis zu einem gewissen Maße sicher,
jedoch treten Schwierigkeiten im Falle eines Notabschaltungs-Übergangs
auf. Die Schichtung der aus dem Reaktorkern ausströmenden kühlen Strömung nach einer Schnellabschaltung
führt zu Verhältnissen, bei denen eine geeignete Auslaßkamme rvermischung ohne Zwang nicht auftritt. Die Steigkanäle
der Auslaßbaueinheiten der oberen Reaktorkon3truktion bilden ein Mittel zur Förderung der erforderlichen Durchmischung,
indem sie sicherstellen, daß ein größerer Teil der aus dem Kern austretenden Strömung an einer hochgelegenen Stelle in
die Austrittskammer ausströmt. Ein ernsthaftes Problem stellt jedoch die Herstellung der Gesamtkonstruktion ein-
- 12 6098U/Q335
schließlich der Steigkanäle dar, da die hochfeste und hochkorrosionsbeständige Nickel-Chrom-Eisen-Legierung, aus
welcher die Steigkanäle hergestellt sind, um den Beanspruchungen widerstehen zu können, nicht mit der
übrigen Konstruktion verschweißbar ist.
Der Erfindung liegt daher die Aufgabe zugrunde, einen Kernreaktor so auszubilden, daß das obere Kerntraggerüst
einschließlich der Kühlmittelkanäle die erforderliche Steifigkeit aufweisen und trotzdem unempfindlich gegen
thermische Spannungen sind.
Im Sinne der Lösung dieser Aufgabe ist ein Kernreaktor der eingangs dargelegten Art gemäß der Erfindung
dadurch gekennzeichnet, daß die vertikalen Kanäle jeweils eine Außenhülse aus rostfreiem Stahl, eine Innenhülse aus
einer mit dem rostfreien Stahl nicht schweißverträchlichen, hochfesten korrosionsbeständigen Nickel-Chrom-Eisen-Legierung
und eine weitere Hülse aufweisen, welch letztere aus einer anderen, mit dem rostfreien Stahl schweißverträglichen Nickel-Chrom-Eisen-Le
gierung mit einem Wärmedehnungskoeffizienten besteht, der im wesentlichen gleich demjenigen der erstgenannten
Nickel-Chrom-Eisen-Legierung ist, und daß die
- 13 -
weitere Hülse mit der Außenhül3e verschweißt ist und eng an der Innenhülse anliegt, so daß sie auf den betreffenden
Kanal wirkende Seitenkräfte aufnehmen kann.
Zur Unterdrückung strömung3induzierter Schwingungen
ist ein bei Betriebstemperatur enger Paßsitz zwischen der
Außenhülse und der Innenhülse erforderlich. Dies wird gemäß der Erfindung dadurch erreicht, daß an die aus rostfreiem
Stahl bestehende Außenhülse die einen Fortsatz bildende Innenhülse aus der anderen Nickel-Chrom-Eisen-Legierung,
die mit dem rostfreien Stahl (vorzugsweise des Typs 316) schweißbar 13t und etwa den gleichen Warmedehnungskoeffiezienten
wie die erstgenannte hochfeste Nickel-Chrom-Eisen-Legierung aufweist, angeschweißt ist.
Diese andere Nickel-Chrom-Eisen-Legierung ist INCONEL 600, welches die folgende prozentuale Zusammensetzung aufweist:
Nickel minimal 72,0
Chrom 14 bis 17
Eisen 6 bis 10
Kohlenstoff maximal 0,15
Mangan maximal 1,0
Schwefel maximal 0,015
Silizium maximal 0,5
Kupfer maximal 0,5
- 14 60981 A/0335
Bei der eben genannten Legierung sollte der Kobaltgehalt auf 0,1 % begrenzt sein, wenn, wie es hier der Fall
ist, die Legierung innerhalb eines Reaktors Anwendung finden soll. Die Verschweißung des Portsatzes mit Halteplatten
ist mit ausreichendem Abstand von der betreffenden Platte angeordnet, um örtliche Biegemomente bei Betriebstemperatur
auf einen annehmbaren Wert su verringern. Die Verlängerung, d.h. die weitere Hülse am oberen Ende des vertikalen Kanals
nimmt die seitlichen und vertikalen Kräfte vom oberen Ende des Kanals auf. An der oberen Platte eines unteren Plattenpaars
ist ein Druckstück zur Verteilung seitlicher Kräfte angeordnet. Nach oben gerichtete Kräfte auf den Kanal werden
über eine Rippe auf die aus rostfreiem Stahl bestehende Konstruktion übertragen, und abwärts gerichtete Kräfte werden
von einem geteilten Keil aufgenommen. Die Rippe und der Keil sind an der oberen Platte eines oberen Plattenpaars angeordnet.
Ein Halteband hält den Keil in seiner Lage. Außerdem wird durch das Halteband eine Wärmeisolierung in ihrer Lage
gehalten. Das wesentliche Merkmal dieser Konstruktion liegt darin, daß die Verbindung seitliche und vertikale (nach
oben und unten gerichtete) Kräfte von dem vertikalen Kanal auf die aus rostfreiem Stahl bestehende Konstruktion
(Werkstoffe mit unterschiedlichen Wärmedehnungskoeffizienten und nicht schweißbare Werkstoffe) ohne Schaffung großer
- 15 6 0 9 8 14/0335
Spalte bei Betriebstemperatur übertragen kann«.
Um eine seitliche Kühlmittelströmung zu den Wandungen des Reaktorbehälters hin und durch die Auslaßstutzen
zu unterdrücken, ist am oberen Ende des Reaktorkerns über den Abschirmelementen des Kerns eine Umfangsdichtung vorgesehen.
Diese Dichtung besteht aus Elementen, die au3 einer hochfesten Legierung (vorzugsweise INCONEL 718)
hergestellt sind. Die Dichtung ist über den herausnehmbaren Abschirmelementen angeordnet. Um über diese Abschirmelemente
zu passen, ist die Dichtung aus Teilen mit zusammenpassenden
Kanten gebildet, die nach Art eines Puzzelspiels ineinandergreifen.
Da die Dichtung nicht als an die Kernumfassung angrenzender Zylinder, sondern in dieser besonderen Form
ausgebildet ist, ist der Radius, welchen die obere Kerntragkonstruktion einschließlich der Dichtung überspannen muß,
verringert und der Durchmesser dee Druckbehälters kann
entsprechend reduziert sein.
Die Erfindung wird nachstehend mit Bezug auf die anliegenden Zeichnungen in ihren Einzelheiten beispielsweise
beschrieben. In den Zeichnungen stellen dar:
Die Pig. IA und IB aneinandergesetzt einen Vertikal-
- 16 6098U/0335
schnitt durch einen Kernreaktor nach der Erfindung,
Fig. 2 eine Draufsicht auf den in Fig.
dargestellten Reaktor,
Fig. 3 einen die Reaktorkernbaugruppen
zeigenden Querschnitt entlang der Linie III-III in Fig. 1,
Fig. 4 eine perspektivische Ansicht eines
Trennelements,
Fig. 5 einen perspektivisch dargestellten
Abschnitt des in Fig. H dargestellten Brenne lements,
Fig. 5A eine schema tische perspektivische
Teildar3tellung einer Auslaßbaueinheit
des in den Fig. IA und IB dargestellten Reaktors,
Fig. 5B eine schematische Darstellung des
Haltegitters der in Fig. 5A dargestellten
Auslaßbaueinheit,
- 17 609814/0335
Pig. 6 eine Draufsicht auf die oberen
Reaktorinnenteile des in den Fig. IA und IB dargestellten
Reaktors,
Fig. 7 einen Schnitt entlang der
Linie VII-VII in Fig. 6,
Fig. 8 eine teilweise aufgeschnittene
Seitenansicht der oberen Reaktorinnenteile des in den Fig. IA und IB
gezeigten Reaktors,
Fig. 9 eine schematische Draufsicht, welche
die Zuordnung der Auslaßbaueinheiten und der Kernbaugruppen des
in den Fig. IA und IB gezeigten Reaktors darstellt,
Fig. 10 eine Seitenansicht einer Auslaß
baueinheit des in den Fig» IA und Id
dargestellten Reaktors,
Fig. 11 eine in Richtung XI-XI in Fig. 12A
- 18 -
609814/0335
253 86
gesehene Draufsicht auf die Auslaßbaueinheit,
die Fig. 12A und 12B zusammengesetzt einen Längsschnitt
durch die Auslaßbaueinheit entlang der Linie XII-XII in Pig. 13,
die Pig, 13, 14,
15, ΐβ und 17 jeweils einen Querschnitt entlang
der Linie XIII-XIII bzw. XIV-XIV bzw. XV-XV bzw. XVI-XVI bzw. XVII-XVII in Fig. 12,
Fig. 18 eine Draufsicht auf den in den
Fig. IA und IB gezeigten Reaktorteil gerade oberhalb des Reaktorkerns,
so daß die Umfangsdichtung sichtbar ist,
Fig. 19 einen Schnitt entlang der
Linie XIX-XIX in Fig. 18,
Fig. 20 eine Draufsicht auf die Kern
umfassung, den Kernhaltering und die Keilnuten für die, die
- 19 U/0335
oberen Reaktorinnenteile mit der Kernumfassung verbindenden Keile, und
Fig. 21 einen Schnitt entlang der
Linie XXI-XXI in Fig. 20.
Der in den Zeichnungen dargestellte Reaktor weist einen etwa zylindrischen Druckbehälter 21 (Fig. IA und IB) auf,
der unten von einem eine Einlaßkammer 25 begrenzenden becherartigen Bodenteil 23 abgeschlossen ist. Der Druckbehälter
21 weist eine Vielzahl von oberhalb des Bodenteils 23 angeordneten Einlaßstutzen 27 auf, durch welche
ein Kühlmittel wie beispielsweise flüssiges Natrium unter Druck in die Einlaßkammer 25 zugeführt wird. Der Behälter
weist außerdem eine Auslaßkammer 29 auf, aus welcher das heiße Kühlmittel durch eine Anzahl von Auslaßstutzen 31
abgeleitet wird. Der Behälter ist mit einer Wärmeauskleidung versehen, welche die Auslaßkammer 29 und die Bereiche oberhalb
und unterhalb der Auslaßkammer umschließt. Der zulässige obere Grenzpegel und der untere Sicherheitsgrenzpegel de3
Kühlmittels sind in den Fig. IA und IB durch Wellenlinien
bzw, 37 angedeutet. Oberhalb des Kühlmittelpegels 37 befindet
sich ein Inertgas, beispielsweise Argon, mit einem niedrigen positiven Differenzdruck gegenüber dem Atmosphärendruck
- 20 -
6 0 9 8 U / 0 3 3 5
25 3865
(etwa 50 ram bis 75 nun Wassersäule).
Der Druckbehälter 21 ist oben von einem Benälterdeckel 41 abgeschlossen. Dieser Behälterdeckel 41 weist
einen feststehenden Außenring 43 auf, der an einen Plansch des Behälters 21 angeschraubt ist. Die Verbindung zwischen
dem Außenring 43 und dem Flansch 45 ist radial innernalb der nicht dargestellten Schrauben mittels einer Omegadichtung
47 abgedichtet. Der Druckbenälter ruht auf einem Auflagerand 49 eines Betonbehälters, Der Ring 43 ist am
Auflagerand 49 festgeschraubt. Der Behälterdeckel 41 weist
eine Anzahl von drehbaren Stopfen 51» 53, 55 auf, welche
zur Verhinderung eines Ausleckens des Reaktordeckgases in
die Atmosphäre des Reaktor gebäude 3 abgedichtet sind. Der
den größten Durcnmesser aufweisende Stopfen 51 ist Koaxial
zum Druckbehälter 21. Der feststehende Ring 43 trägt den Stopfen 51 über einen Tragring 57 und ein Lager 59. Der
einen mittleren Durchmesser aufweisende Stopfen 53 und der den kleinsten Durchmesser aufweisende Stopfen 55 sind
exzentrisch zur Achse des ßenälters 21 angeordnet. Der Stopfen 51 trägt den Stopfen 53 über einen Tragring 61 und
ein Lager 63, und der Stopfen 53 trägt den Stopfen 55 über einen Tragring 65 und ein Lager 67. Die Tragringe 57, 51
und 65 sind zylindrische Ansätze oberhalb des Umfangsrandes
des feststehenden Ringes 43, des Stopfens 51 und des
- 21 -
6098U/0335
2 B Ί 8 6 5 • It.
Stopfens 53« Die Tragringe 57, 6l, 65 dienen der Halterung
der Lager 59,- 63, 67, ferner der Halterung von nicht aargestellten
Druckdichtungen für die Stopfen und von Teilen der
nicht dargestellten Getriebe zum Antrieo der Stopfen. Die drehbaren Stopfen 51, 53 und 55 positionieren den brennstoff
und die Steuereinrichtung über dem gesamten Kern.
Der Stopfen 55 trägt exzentrisch einen in den behälter hineinführenden Durchführungskanal 71. Der Stopfen 51
trägt exzentrisch einen aus dem Behälter herausführenden
Durchführungskanal 73« Der Stopfen 53 trägt Säulen 75, welche die oberen Reaktorinnenteile 77, die Hauptsteuerstabantriebe
81, die Hilfssteuerstabantriebe 83 und einen oder mehrere abgedichtete Überwachungskanäle 85 halten, üurca
Drehen der Stopfen 51» 53 und 55 kann der in den Behälter
hineinführende Durch führungskanal 71 über den verschiedenen
im Reaktorbehälter befindlichen Baugruppen positioniert werden, wie durch Pfeile 87 (Fig. 2) dargestellt ist, und
über den aus dem Behälter führenden Durch führungskanal 73, wie durch die Pfeile 89 angedeutet ist. Während der Drehung
des Stopfens 53 werden die Säule 75, die Steueretabantriebe 81 und 83 und der überwachungskanal 85 mitgedreht,
wie durch die Pfeile 91 gezeigt ist. Sollen die Stopfen 51,
53, 55 gedreht werden, so werden die oberen Reaktorinnenteile 77 angehoben und die Steuerstabantriebe 81 und 83
- 22 6098H/0335
2R38654
werden von den angetriebenen Teilen getrennt. Zum Anneben der oberen Reaktorinnenteile sind nicht dargestellte
Vorrichtungen vorgesehen. Vorzugsweise befindet sich der in den Behälter hineinführende Durchführungskanal 71 über
den Brennstoffdurchfünrungsöffnungen, nachdem die Stopfen 51,
53 und 55 jeweils um 180° gedreht worden sind.
Innerhalb des Reaktorbehälters 21 befinden sich außer den oberen Reaktorinnenteilen 77 der Reaktorkern 93 und
die unteren Reaktorinnenteile 95. üer Reaktorkern weist eine innere, aus Brennelementen 103 (typischerweise 108 Stück)
niedriger Anreicherung (typischerweise 18,7 %t mit IC
bezeichnet) gebildete Zone 101 und eine äußere, aus Brennelementen 107 (typischerweise 90 Stück) höherer Anreicherung
(typischerweise 27,1 %, mit OC bezeichnet) gebildete Zone 105 auf. Um die Zone 105 herum verläuft ein radialer
Mantel 109 aus Mantelelementen 111 (vorzugsweise 150 Stück, mit RB bezeichnet). Um die Zone 109 herum verläuft eine
Zone 113 aus herausnehmbaren radialen Abschirmelementen 115,
die mit RS bezeichnet sind. Die herausnehmbare Abschirmung 115 ist von einer festen Abschirmung 116 umgeben. Diese feste
Abschirmung ist ihrerseits von einer Kernumfassung 118 umschlossen. Entlang des Reaktorkerns 9 3 sind Kernumfassungsformringe
120 (Fig. 20 und 21) mit gegenseitigen Abständen
- 23 6098 H/033 5
angeordnet, um eine Verformung des Kerne zu verhindern. Die Formfinge 120 sind aus Bogenabschnitten zusammengesetzt
und mittels Bolzen 452 miteinander verbunden, welche
zwischen Ringen 454 und 456 verlaufen. Die Keilnuten 280
sind an Abstandskörpern 458 (Fig. 19) befestigt, die an
den oberen Ringen 454 angeschweißt 3ind. Die Keilnuten 280 weisen die Form von Schlitzen auf, in welchen die Keile 278
gleiten. Da drei Keile und Keilnuten vorgesehen sind, können die oberen Reaktorinnenteile 77 nur vertikal bewegt werden,
über dem oberen Ende der Kernumfassung ist ein Wärmeschild vorgesehen. Dieser Wärmeschild 460 hält Scherringe 462 in
Schlitzen in der Kernumfassung. Die Scherringe 462 verhindern
eine Vertikalbewegung der aus den Teilen 456, 120 und 454
gebildeten Anordnung. Die Ringe 454 weisen Keile 464 auf,
welche in nicht dargestellte Schlitze in der Kernumfassung eingreifen.
Die innere Zone 101 umfaßt außer den Brennelementen
Haupt3teuerstabanordnungen 117 (typischerweise 15 Stück, mit PC bezeichnet) und HiIfsSteuerstabanordnungen 119 (typischerweise
4 Stück, mit SC bezeichnet). Die Steuerstabantriebe 81 und 83 können so eingestellt werden, daß die Steuerstabanordnungen
117 entweder vollständig aus dem Kern 93 herausgezogen sind oder sich in irgendeiner axialen Zwischenstellung
- 24 -
6098U/033S
befinden. Die schwächer und stärker angereicherten Zonen und 105 ergeben eine gleichförmige Leistungs vertei lung
innerhalb de3 Kerns 93. Vorzugsweise weist jedes Brennelement 217 Brennstäbe auf.
Ein Brennstabbündel bzw. Brennelement I30 (Fig. 4 und 5)
befindet sich in einer dünnwandigen hexagonalen Hülle 121, welche der Hindurchleitung des Kühlmittels durch das
Brennelement und dem Schutz des Brennstabbündels während der Handhabung dient. Die Brennstäbe weisen oberhalb des
Brennstoffs einen Raum 122 und axiale Brutabschnitte zur
Aufnahme gasförmiger Spaltprodukte auf. Zwischen den Enden der Hülle 121 befindet sich ein Druckstück 124. Die Brennstäbe
132 des Brennelements 130 sind von Drähten 134
umwickelt und werden daher von diesen mit gegenseitigem Abstand gehalten. Eine nicht dargestellte Brennstabbefestigungsmöglichkeit
ist im unteren Teil der Hülle vorgesehen, um eine gleichförmige Strömungs vertei lung und
eine axiale Halterung der Brennstäbe sicherzustellen. Die Unterbaugruppen-Befestigungsriegel greifen in eine Keilnut
in der unteren Endkappe 123 der Hülle 121, und zwar in einer trennenden Weise, um eine Vermischung verschiedener
Anreicherungen zu verhindern. Die Hülle 121 weist einen Einlaßstutzen 125 und einen Auslaßstutzen 127 auf. Der
- 25 6098U/0336
Einlaßstutzen besitzt seitliche Öffnungen 129, durch welche
Kühlmittel in die Hülle 121 einströmt,, Unterhalb dieser
Öffnung ist eine Umfangsnut 131 für einen Dichtungsring
angeordnet, welcher den Bereich unterhalb der öffnung gegen die Kühlmittelströmung abdichtet, wenn das Brennelement
in einen Sockel eingesetzt ist.
Die Hülle 121 kann zur Steuerung der Kühlmittelströmung
nicht gezeichnete Lochplatten aufweisen. Am Ende des Einlaßstutzens 125 ist ein Ansatz 133 angeordnet, v/elcher sicherstellt,
daß das Brennelement 103 oder 107 nicht in eine
Steueretabposition eingesetzt werden kann. Jeder Auslaßstutzen
127 leitet die Kühlmittelströmung durch eine damit
fluchtende öffnung I36 (Fig. 5A und 5B) in ein Haltegitter
138 einer zugeordneten Auslaßbaueinheit 140 und
von dort aus durch einen Steigkanal 142 in die Auslaßkammer
29. Das Haltegitter 138, die Auslaßbaueinheit 140 und
der Steigkanal bilden Teile der oberen Reaktorinnenkonstruktion 77·
Die Hauptaufgabe der Brutmantelelemente ist die Umwandlung von Brutmaterial (vorzugsweise ab gereicherte3
Uran 238) in spaltbares Material (vorzugsweise Plutonium) durch Neutroneneinfang. Eine sekundäre Aufgabe der Elemente
- 26 -
6098U/033S
ist die Absorbierung und Reflexion von Neutronen aus den Brennelementen 103 und 107, also das Abschirmen der außerhalb
des 3rutmantels liegenden Reaktorteile, Die radialen Brutmantelelemente
111 erzeugen auch Energie. Ein Funktionsmerkmal
des radialen Brutmantels IO9 ist die Möglichkeit der Verschiebung der Elemente 111 aus an die Zone I05
angrenzenden Positionen in Randpositionen. Frische Brutelemente
in den inneren Reihen des radialen Brutmantels 109 erzeugen wegen des Fehlens spaltbaren Materials wenig Energie. Die
erzeugte Energie wächst mit der Zunahme des spaltbaren Materials, Durch Versetzen der Elemente 111 in die äußeren
Reihen des Mantels IO9 werden übermäßige Temperaturanstiege
der Umhüllung über die Konstruktion grenzen hinaus vermieden.
Ein Verschieben der Brutelemente gleicht die im Brutmantel IO9
erzeugte Energie aus und verringert die radialen Temperaturgradienten. Das Versetzen der Brutelemente 111 findet
vorzugsweise jährlich während der Brennstofferneuerung
statt. Die Steuerstabanordnungen 117 und 119, die Brutelemente 111 und die Radialabschirmelemente 115 weisen
Hüllen 137, 139 und 141 derselben Außenform wie die Rohre auf und besitzen Druckstücke 136, I38, 140 und Einlaßstutzen
143, 145, 14?, wie oben beschrieben.
Der Reaktorkern 9 3 weist ein Überwachungselement 149
- 27 6098U/0335
am Rand des Mantels 109 und ein weiteres Überwachungselement 151 nahe der Kernumfassung 118 auf. Das Überwachungselement 151 ist von Kühlmit te !führungsrohr en 153 und 155
umgeben. Nahe der Kernumfassung II8 sind auch Brennstofftransport-
und -Speicherbehälter 157 angeordnet und ebenfalls vom Kühlmit te Ir ohr 157 umgeben.
Die Aufgaben der oberen Reaktorinnenkonstruktion 77 sind folgende:
1. Herstellung einer mechanischen Stützvorrichtung
zum Niederhalten des Kerns 9 3 im Falle einer Störung des hydraulischen Kernniederhaltesystems,
2. Positionierung, geschützte Führung und Halterung der
Kerninstrumentierung,
3. Sicherstellung der Ausrichtung des Steueretabsystems
im stationären Zustand und bei Erdbeben und Schutz de3 Steuerstabantriebsrohres 179 vor strömungsmittelinduzierten
Schwingungen,
4. Steuerung der Strömung in der Behälterauslaßkammer 29
zur möglichst weitgehenden Verhinderung einer
- 28 -
60 9$ U/0335
2ΒΊ8054
• A.
Strömungsschichtung während eines Schnellabschaltübergangs.
Die besonderen Merkmale der oberen Reaktorinnenkonstruktion 77 des erfindungsgemäßen Reaktors sind folgenae:
1. Die obere Innenkonstruktion ist verhältnismäßig
unempfindlich gegen Temperaturunterscniede der
diese Konstruktion bildenden Teile 75, 136, 138,
140 und 142;
2. Die mechanische Befestigung des oberen Endes des Steigkanals 142, der aus einer hochfesten Nickel-Chrom-Le
gierung besteht, mit der umgebenden Konstruktion, die vorwiegend aus rostfreiem Stahl
besteht; und
3. Die Umfangsdichtung, bei welcher es sich um eine
Niederdruck-Hydraulikdichtung handelt, welche bewirkt, daß das Kühlmittel durch die Kanäle 142 zur Auslaßkammer
29 gedrängt wird, und welche außerdem als Vorrichtung zur Zusammenhaltung des Kerns dient.
Der Hauptkörper der Tragkonstruktion der oberen Reaktorinnenteile 77 ist eine Schweißkonstruktion (Fig. 6,
und 8) aus rostfreiem Stahl (Typ 316). Diese Schweißkonstruktion
- 29 -
6098U/0336
umfaßt die Säulen 75 und eine Anzahl von Plattenpaaren 161 und 163, welche die Platten I65, 167, I69 und 171 umfassen.
An den Platten 165, 167, I69 und 171 jedes Plattenpaares 16I
und 163 sind Rohrstutzen 175 mittels Umfangs schweißnäh ten
und Umfangsstumpfschweißnähten 212 (Fig. 12) angeschweißt.
Die Rohrstutzen 175 dienen als Versteifungen für die Plattenpaare 161 und 163. Die Säulen 75 sind ebenfalls an den
Platten I65, I67, I69 und I7I angeschweißt. Außerdem sind
Rippen 450 zwischen jeder Säule 75 und den benachbarten
Rohrstutzen 175a und 175b vorgesehen. Diese Rippen 450 sind
an den Säulen 75, an den Platten 165, 167, I69 und 171 und
an den Rohrstutzen angeschweißt. Über der oberen Platte I65
ist jede Säule 75 mit einer Hülse 176 versehen, welche an eine Innenhülse I78 angeschweißt ist. Die Innenhülse 178
besteht aus aneinanderstoßenden Abschnitten 178a, 178b
und 178c, die jeweils an ihren aneinanderstoßenden Enden miteinander verschweißt sind. Die Abschnitte 178a und 178c
sind Schmiedestücke. Der obere Abschnitt 178a und der unterste Abschnitt 178c sind an der oberen Platte I65 des Plattenpaars
161 und an der Platte I69 des Plattenpaars I63 mittels
seitlichen Schweißnähten 180 und 182 angeschweißt. Die Platte 167 des Plattenpaars l6l ist durch Stumpfschweißnähte
am mittleren Abschnitt 178b und am oberen Abschnitt 178a angeschweißt, und die untere Platte 17I ist mittels einer
- 30 6098U/0336
Stumpfschweißnaht 186 am unteren Abschnitt 178c angeschweißt.
Die Platte I69 weist eine öffnung 190 (Fig, 7 und 8) für
den in den Behälter hineinführenden Durchführungsmechanismus auf. Die Säule 75 einschließlich der Hülsen I76 und 178,
der Platten I65, I67, 169 und 171 und der Rohrstutzen
bestehen aus rostfreiem Stahl (vorzugsweise Typ 316)·
Die obere Reaktorinnenkonstruktion 7.7 weist eine Anzahl von Au3laßbaueinheiten 140 (Pig» 5A, 5B und 10 bis 18)
auf. Diese Baueinheiten 140 bestehen vollständig aus einer hochfesten Nickel-Chrom-Eisen-Legierung und sind mechanisch
mit der Schweißkonstruktion 75, 161, I63» 175 verbunden.
Jede Baueinheit 140 weist das Gitter 138, den Strömungssammler 192 und den Steigkanal 142 auf. Jede Baueinheit
dient dazu, die Kühlmittelströme aus einer Vielzahl von
Kernbaugruppen 103, I07, II7 und 119 in den betreffenden
Steigkanal 142 zu leiten. Das Gitter I38 ist nach Art einer Eierkiste ausgebildet. Fig. 9 zeigt die Anordnung der
Gitter I38. Vorzugsweise sind einundzwanzig Gitter I38, die
jeweils das Kühlmittel von neun Kernelementen aufnehmen, zehn Gitter, die jeweils das Kühlmittel von sechzehn Kernelementen aufnehmen,
und vier Gitter vorhanden, die jeweils das Kühlmittel von zwölf Kernelementen aufnehmen» Insgesamt 3ind
also fünfunddreißig Gitter vorgesehen. Die Auslaßbaueinheiten
140 und ihre Steigkanäle weisen unterschiedliche
- 31 6098U/033B
2 B 3 8 6 5
Abmessungen auf (Fig. 6). Die Steigkanäle 142a sind Baueinheiten
zugeordnet, die zu Steuerstabanordnungen gehören, welche den größten Durchmesser aufweisen (etwa 25 cm Innendurchmesser).
Die Steigkanäle 142b sind Baueinheiten zugeordnet, zu denen die Einheiten 12 und 16 gehören, welche einen
mittleren Durchmesser (etwa 18,75 cm Innendurchmesser) aufweisen und die Steigkanäle 142c sind den verbleibenden
Baueinheiten mit dem kleinsten Durchmesser von etwa 16,5 cm zugeordnet. Die -Kühlmittelausströmung aus der radialen
Abschirmzone 113 ist nicht in Kanälen geführt. Es ist hervorzuheben, daß jedes Gitter I38 Strömungen stark unterschiedlicher
Temperaturen in den zugeordneten Steigkanal leitet. Typischerweise leitet das mittlere Gitter 138a
verhältnismäßig kühles Kühlmittel aus dem Steuerstab 117a und das verhältnismäßig heiße Kühlmittel aus Brennstäben 103a.
Ein weiteres Gitter 138b leitet verhältnismäßig kühles Kühlmittel aus einem Steuerstab 117b, heißes Kühlmittel
aus schwach angereicherten Brennstäben 103b und noch heißeres Kühlmittel aus stärker angereicherten Brennstäben 107b.
Ein am Rand angeordnetes Gitter 138c leitet Kühlmittel aus Brennstäben 107c und kühleres Kühlmittel aus Brutstäben 111c.
Das Kühlmittel aus den Abschirmstäben 115 ist kühl und benötigt keine Kanalführung,
- 32 -
6098 U/0335
2 S18 B 5 4
Die Ausiafjbaueinheiten 14O einschließlich der zugehörigen
Steigkanäle 142 bestehen aus einer nochfesten !iickel-Cnrorr-üisen-Legierung (vorzugsweise I^COHiiL 718),
Jede Baueinheit 140 (Pig. iö bis 16) weist außer dem rial te gitter
13ö ein Übergangs teil 200 auf, um eier: ü'oergaria swi seien
dem rautenförmigen Cutter und der kreiszylindriscnen i'orru
des Steigkanals 142 Herzustellen. Das Ciicter 135 una das
übergangsteil 200 sind von einem Mantel 2öB (aus i-w'üOn'nir 71ο)
umschlossen, welcher durch schweißen an diesen leilen
befestigt ist. Am oberen Ende des Übergangs teils 2üO ist
eine Schulter 202 gebildet, welche entlang aer unteren Platte 171 verläuft. Eine relative Drehung aes ÜDergangsteils
200 mit Bezug auf die Schweißkonstruktion 75» lol, Ic·;«,
175 wird durch einen Stift 20 4 verhindert, der von der Platte 171 nach unten in das Teil 200 hineinragt. Das
Gitter 133 und das übergangsteil 200 weisen außerdem /orsprünge
240 und 242 auf, welche in den liantel 206 eingreifen,
Außerdem ist an der Oberseite des Übergangsteils 200
eine Handlippe 206 gebildet, an welche der Steigkanal 142 angeschweißt ist. Der Kanal 142 ist von den mit ihm Koaxialen
Rohrstutzen I75 umgeben, welche aus rostfreiem Stahl bestehen. Da dieser rostfreie Stahl nicht schweißverträgiicn ,alt aer
genannten hochfesten Legierung ist, ist es erforderlicn, üen
- 33 -6098U/033S
Kanal 142 mechanisch an der Schweißkonstruktion 75S l6l,
Io3> 175 zu befestigen.
Zu diesem Zweck ist ein kreiszylinüriscner Ansatz 214
(Fig. 12) aus einer Nickel-Chrom-äisen-Legierung (vorzugsweise
INCOiJEL 600) an das Ende des oberen Rohrstutzens 175
geschweißt. Diese Legierung ist mit dem rostfreien Stanl des Rohrstutzens 175 schweißbar und weist etwa denselben
Wärmedehnungskoeffizienten wie die hochfeste Nicke1-Chrom-Eisen-Legierung
des Kanals 142 auf. Der Ansatz 214 bildet einen engen Paßsitz mit dem Kanal 142, und da die Wärmedehnungskoeffizienten
nahezu gleich sind, bleibt dieser enge Paßsitz auch im Falle von Temperaturschwankungen
erhalten und strömungsinduzierte Schwingungen werden unterdrückt.
Der Ansatz 214 ist an einen weiteren Ansatz 216 aus rostfreiem Stahl angeschweißt, der seinerseits an die
Platte I65 angeschweißt ist. Der Zweck dieses Ansatzes 21ό liegt darin, einen ausreichenden Abstand zwiscnen dem
Ansatz 214 und der Platte I65 herzustellen, um örtliche Biegemomente bei Betriebstemperaturen auf einen annehmbaren
Wert zu verringern. Der Ansatz 214 weist an seiner Oberseite einen Randvorsprung 218 auf. Dieser Ranavorsprung 21ö
greift über eine Schulter 220 des Kanals 142, Oberhalb des
- 34 -
6098U/033S
2RM8654
Ansatzes 214 ist ein Keil 222 angeordnet, der als geteilter Ring ausgebildet ist und nane dem oberen Ende des Kanals 142
in einer Wut desselben eng an diesen Kanal anliegt. Der
Keil 222 weist einen in die Nut eingreifenden Randvorsprung auf. Der Keil 222 besteht aus der gleichen Legierung (1NCÜN£L
713) und wird von einem Halteband 226 aus derselben !legierung gehalten. Sin ebenfalls aus IHCONKL 718 bestehendes thermisches
Zwischenstück 223 wird von dem HalteDand 226 ebenfalls
genalten. Die mechanische Verbindung 214, 222, 142 nimmt nicht nur seitliche Belastungen auf, sondern nimmt auch
nach oben und unten gericntete Vertikalkräfte auf. Wach oben gerichtete Belastungen werden von dem Randvorsprung
718 des Ansatzes 716 aufgenommen und nach unten gerichtete Kräfte werden vom Randvorsprung 224 des Keiles 222
aufgenommen.
Zwischen dem unteren Rohrstutzen 175 und dem xvanal 142 ist ein Stützkörper zur Aufnahme von Seitenkräften vorgesehen.
Dazu ist ein Ansatz 230 aus rostfreiem Stahl an die Platte I69
angeschweißt, und an diesen Ansatz ist ein weiterer Ansatz 232 aus der mit dem rostfreien Stahl schweißverträglichen
Wickel-Chrom-Eisen-Legierung und mit dem gleichen
Wärmedehnungskoeffizienten wie die hochfeste Legierung
angeschweißt. Der Ansatz 232 bildet einen engen Pafösitz mit
- 35 -6098U/0335
dem Kanal 142.
Jede Öffnung I36 im Gitter 138 weist eine Muffe zur
Aufnahme des Auslaßstutzens (127 des Rohres 121 eines
Brennelements) der Elementenhülle auf, aus welcher das austretende Kühlmittel durch die öffnung hindurchgeleitet
werden soll (Fig. 10). Fig. 12 zeigt eine Öffnung I36,
welche den Auslaßstutzen 244 der äußeren Hülle 260 einer
Steuerbaugruppe aufnimmt. Diese Steuerbaugruppe weist auch eine nicht dargestellte innere Hülle auf, welche in der
äußeren Hülle verschiebbar ist. In diesem Falle ist die Muffe 246 als doppelseitige Muffe ausgebildet.
Die Muffe 246 besteht aus der hochfesten Nickel-Chrom-Eisen-Legierung
und ist an die angrenzenden Wandungen 248 des Gitters I38 angeschweißt. Die Muffe 246 weist eine
untere öffnung 250 zur Aufnahme des Stutzens 244 auf.
Außerdem besitzt die Muffe eine obere konische öffnung zur Aufnahme des Endes 254 einer Hülse, an welcher ein
Kühlmittelrohr 177 befestigt ist. Das Ende 256 des Kühlmittelrohrs
177 ist in den Rand der Muffe 246 eingesetzt. Das Rohr 179 (Fig. IA) ist an dem Rohr 177 befestigt. Die
Hülse 254 und das Rohr 177 bestehen aus der hochfesten Legierung. Die innere Hülle (nicht dargestellt) der Steuer-
- 36 6098 14/0335
2 R · R fi 5 L
baugruppe ist mit einen] Steuerstabantriebsrohr 270 (rig. ^A)
verbunden und entlang aes Rohres 177 und des nonres 17ü
beweglich. Das Rohr 177 ist mittels koaxialer Ringe 262
und 26 4 und einem Stern 266, welcne alle aus aer hocnfesten
.'Jickel-Chrom-Eisen-Legierung bestehen, im :ianai 142
zentriert.
Die Baueinheiten 140 sind von einem i-iantel 135 (^i-;. V
und 5) aus rostfreiem Stahl (Typ 316) umschlossen. Der
Mantel 135 ist aus einer DeckeIplatte, welche die gleicne
Größe "iie die Platte 171 aes Plattenpaars lt>3 aufweist, e-i^er
ringförmigen bodenplatte 270 und inneren und äußeren rinjförrrigen
Platten 272 uria 274 geoildet. Die Platte l?'l, r-eren
Ansatz als DeckeIplatte dient, ist mit der oberen Platte iCj
de,=? Piattenpaars l63 über eine ringförmige Platte 27ö aus
der hochfesten Legierung verbunden, welcne an den Platten Ibj
und 171 angeschweißt ist. Die Keile 278 aus rostfreiem
Stahl (Typ 316) sind an mit V/initelabständen von etwa 120°
am 'Jn.fanp aes Mantels 135 verteilten Stellen awiscnen der
DeckeIplatte 171 und der bodenplatte 270 befestigt. Jeder
Keil 27? greift in eine Keilnut 280 ein, die an der- Anordnung
456, 120, 454 befestigt ist, welche inrerseits mit
der Kernumfassung lld verkeilt ist (Fig. 18, 19, 20 una
und der Reaktorkern). Die obere RaaKtorinnenkonstrukticn
- 37 6Ü98U/0335
2 5 M 8 6 5
ist also über die Säulen 75 fest zwischen dem rienäiterdeckel
hl und der Kernumfass un;j; lld geaaltert. In I1Xg.
ist ein Teil des Mantels 135 in gestricnelten linien
dargestellt.
Die Kernbaugruppen ragen in den Mantel hinein, ^in
Umfangsdichtung 2 82 verläuft um den Umfang des Ka ras y'j>
zwischen dem Kernauslaß und dem Mantel 135 herum, oie
Dichtung 282 enthält eine Vielzahl von aneinanderstoßenden
blöcken 284, welche über die zweite und dritte radial äußere Reihe der herausnehmbaren Ab schirme lerne η te 115
hinüDerragen (siehe Fig. 18), Die Jicntungsolocke 284 sind
an der Bodenplatte 270 des Mantels 135 befestigt.
Die untere Reaktorinnenkonstruktion 95 (Fig. 1^) weist
eine Platte 191 auf, welche die Form eines Kopfstehenden
Kegelstumpfes aufweist und mit dem Rea/Ctorbenälter 21 zu
einem einstückigen Gebilde verscnweißt ist. Die Kernumfassung 118 ist am Rand des horizontalen Plattenteils 19
dieser Platte angeschweißt.
Eine Hülse 203 (Fig. 5,7 und 8) ist verscnieblicn in
öffnungen der Platte 195 montiert. Die Hülse 203 weist eine
etwa hohlzylindrische Form auf. Vom Boaen der Hülse 2Ü3
- 38 6098 U/0335
2Β.Ί865Α
ragt eine Strömungsvertei lungs- und BlocKierverhinderungsscheibe
205 in die Ziηlaßkammer 25 hinab. Die aülse 203 ist
an der Oberseite der Platte 193 mittels eines Kragens aufgehängt, welcher in die Hülse 203 eingescnraubt und mit
dieser verschweißt ist und in einer am Rand der öffnung der Platte 193 gebildeten Nut an der Platte 193 anliegt.
Eine Einlaßbaueinheit 221 ist herausnehmbar in jeder Hülse 203 montiert. Diese Einlaßbaueinneit 221 kann verschiedene
Bauarten aufweisen und die jeweilige Bauart der in einer Hülse 203 an irgendeiner Stelle der Platte 193
montierten Baueinheit hängt von der Aufgabe der jeweiligen Baueinheit ab. Einige dieser Baueinheiten 221 nenmen Brennelemente
103 oder 107 oder Steuers tab anordnungen 117
oder 119 auf, welche einen starken Kühlstrom benötigen; andere Baueinheiten nehmen Brutmanteleinheiten 111 oder
herausnehmbare Abschirmeinheiten 115 auf. Die Einheiten 103, 107, 117 oder 119 sind in die Einlaßbaueinheiten 221 eingesteckt.
Jede Baugruppe weist ein größeres spezifisches Gewicht als das Kühlmittel auf. Da der Druck oberhalb und
unterhalb der Baugruppe im Gleichgewicht ist, bleibt diese aufgrund ihres Eigengewichts in ihrer Aufnahmevorrichtung.
Die Einlaßbaueinheiten 221 sind in den Hülsen 203 in
Dichtungen montiert, so daß der Druck oberhalb und unter-
- 39 6.0 98U/0335
halb der Einheiten im Gleichgewicht ist. Ein Leckstrom durch die Dichtungen wird durch die Aus gleiche leitungen 275
in den äußeren Bereich des Behälters 21 geleitet.
6098U/Q335
Claims (6)
- Patentansprücheι 1. J Kernreaktor mit einem von einer Deckelplatte abgeschlossenen Reaktorbehälter, in welchem eine Kühlmitte leinlaßkammer und eine Kühlmittelauslaßkammer gebildet sind, weiter mit einem zwischen diesen beiden Kammern im Reaktorbehälter angeordneten, von einer Kernumfassung umschlossenen Reaktorkern, ferner mit Mitteln zum Hindurchleiten eines Kühlmittels durch den Reaktorkern und mit einer Vielzahl von vertikalen Kanälen, welche das erwärmte Kühlmittel aus dem Reaktorkern in die Kühlmittelauslaßkammer leiten, dadurch gekennzeichnet, daß die vertikalen Kanäle jeweils eine Außenhülse (175) aus rostfreiem Stahl, eine Innenhülse (140) aus einer mit dem rostfreien Stahl nicht schweißverträglichen hochfesten korrosionsbeständigen Nickel-Chrom-Eisen-Legierung und eine weitere Hülse (214) aufweisen, welch letztere aus einer anderen, mit dem rostfreien Stahl schweißverträglichen Nickel-Chrom-Eisen-Legierung mit einem rfärmedehnungskoeffizienten besteht, der im wesentlichen gleich demjenigen der erstgenannten Nickel-Chrom-Eisen-Legierung ist, und daß die weitere Hülse mit der Außenhülse verschweißt ist und eng an der Innen-- 41 6098U/0335hülse anliegt, so daß sie auf den betreffenden Kanal wirkende Seitenkräfte aufnehmen kann.
- 2. Reaktor nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die weitere Hülse (214) sich bis zu einer nahe dem ünde der Innenhülse (140) gelegenen Stelle erstreckt und mit Hilfe von Befe3tigung3mitteln (218, 224), welche sowohl seitliche als auch vertikale Kräfte aufnehmen, an der Innenhülse befestigt ist.
- 3. Reaktor nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß am Außenumfang des Reaktorkerns (93) eine Dichtung (282) zur Unterbindung seitlicher Strömungen des aus dem Reaktorkern austretenden Kühlmittels angeordnet ist.
- 4. Reaktor nach einem der Ansprüche 1 bis 3» gekennzeichnet durch eine Anzahl von Plattenpaaren, deren Platten (Iö5, 167, 169, 171) zur Bildung einer starren Konstruktion mit den vertikalen Kanälen (142) verbunden sind, und daß zwischen jedem Plattenpaar (I65, 167; I69, 171) Versteifungsstege in Form von Rohrstutzen (175) angeordnet sind, die mit den Platten verschweißt sind und jeweils einen vertikalen Kanal (142) umschließen.- 42 6098U/033S
- 5. Reaktor nach Anspruch 3 oder 4, dadurch gekennzeichnet, daß derselbe herausnehmbare Abschirmelemente (115) aufweist und daß die genannte Umfang3dichtung (282) über diesen Abschirmelementen angeordnet ist.
- 6. Reaktor nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Umfangsdichtung (282) eine Anzahl gebogener Abschnitte (2 84) aufweist, die mit ihren Enden aneinandergestoßen sind.- 43 6Ü98U/0335
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/505,890 US4050986A (en) | 1974-09-13 | 1974-09-13 | Nuclear reactor I |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2538654A1 true DE2538654A1 (de) | 1976-04-01 |
Family
ID=24012313
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19752538654 Withdrawn DE2538654A1 (de) | 1974-09-13 | 1975-08-30 | Kernreaktor |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4050986A (de) |
JP (1) | JPS587957B2 (de) |
DE (1) | DE2538654A1 (de) |
FR (1) | FR2284957A1 (de) |
GB (1) | GB1505576A (de) |
Families Citing this family (16)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4309252A (en) * | 1978-09-25 | 1982-01-05 | Nuclear Power Company Limited | Nuclear reactor constructions |
US4348353A (en) * | 1980-11-12 | 1982-09-07 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor fuel assembly duct-tube-to-inlet-nozzle attachment system |
JPS57127872A (en) * | 1981-02-02 | 1982-08-09 | Hitachi Ltd | Bwr type reactor |
FR2501893B1 (fr) * | 1981-03-13 | 1985-11-15 | Framatome Sa | Reacteur nucleaire a cloisonnement de coeur par tiges et plaques entretoises |
US4427621A (en) * | 1981-07-02 | 1984-01-24 | Westinghouse Electric Corp. | Jacking mechanism for upper internals structure of a liquid metal nuclear reactor |
US4584167A (en) * | 1982-04-23 | 1986-04-22 | Westinghouse Electric Corp. | Blanket management method for liquid metal fast breeder reactors |
DE3314025A1 (de) * | 1982-04-23 | 1983-10-27 | Westinghouse Electric Corp., 15222 Pittsburgh, Pa. | Brutzone mit reduzierten temperaturgradienten in fluessigkeitsgekuehlten schnellen brutreaktoren |
FR2579818B1 (fr) * | 1985-03-26 | 1989-07-21 | Commissariat Energie Atomique | Reacteur nucleaire a neutrons rapides a cuve posee |
GB8626238D0 (en) * | 1986-11-03 | 1986-12-03 | Nat Nuclear Corp Ltd | Nuclear reactor core restraint |
US6519308B1 (en) * | 1999-06-11 | 2003-02-11 | General Electric Company | Corrosion mitigation system for liquid metal nuclear reactors with passive decay heat removal systems |
US20040101084A1 (en) * | 2001-08-02 | 2004-05-27 | Advent Engineering Services, Inc. | Integrated head assembly for a nuclear reactor |
US20060062345A1 (en) * | 2004-09-23 | 2006-03-23 | Farawila Yousef M | Method and device to stabilize boiling water reactors against regional mode oscillations |
US7567645B2 (en) * | 2005-07-19 | 2009-07-28 | Advent Engineering Services, Inc. | Modular integrated head assembly |
WO2018140117A2 (en) * | 2016-11-15 | 2018-08-02 | Terrapower, Llc | Thermal management of molten fuel nuclear reactors |
CN109935371B (zh) * | 2017-12-19 | 2024-07-02 | 中国原子能科学研究院 | 一种带有绕丝的双面冷却环形燃料棒 |
US11798697B2 (en) * | 2020-08-17 | 2023-10-24 | Terrapower, Llc | Passive heat removal system for nuclear reactors |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3158543A (en) * | 1959-08-14 | 1964-11-24 | Sherman Jerome | Fuel assembly support system for nuclear reactor |
US3212978A (en) * | 1961-04-18 | 1965-10-19 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor core support structure |
GB1066014A (en) * | 1963-12-02 | 1967-04-19 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating actuators for nuclear reactor control |
GB1110787A (en) * | 1964-10-02 | 1968-04-24 | English Electric Co Ltd | Fluid seals |
US3481832A (en) * | 1967-04-14 | 1969-12-02 | Combustion Eng | Nuclear reactor core and control element arrangement |
US3432388A (en) * | 1967-06-09 | 1969-03-11 | Atomic Energy Commission | Nuclear reactor system with fission gas removal |
US3660230A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Nuclear reactor control system |
US3791466A (en) * | 1969-05-19 | 1974-02-12 | Westinghouse Electric Corp | Low parasitic capture fuel assembly structure |
FR2134250B1 (de) * | 1971-04-29 | 1976-05-28 | Babcock Atlantique Sa | |
US3849257A (en) * | 1972-06-28 | 1974-11-19 | Combustion Eng | Guide structure for control elements |
-
1974
- 1974-09-13 US US05/505,890 patent/US4050986A/en not_active Expired - Lifetime
-
1975
- 1975-08-30 DE DE19752538654 patent/DE2538654A1/de not_active Withdrawn
- 1975-09-03 GB GB36208/75A patent/GB1505576A/en not_active Expired
- 1975-09-12 JP JP50110118A patent/JPS587957B2/ja not_active Expired
- 1975-09-12 FR FR7528033A patent/FR2284957A1/fr active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS587957B2 (ja) | 1983-02-14 |
FR2284957B1 (de) | 1979-09-14 |
JPS5154188A (de) | 1976-05-13 |
GB1505576A (en) | 1978-03-30 |
FR2284957A1 (fr) | 1976-04-09 |
US4050986A (en) | 1977-09-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2538654A1 (de) | Kernreaktor | |
DE1639171B2 (de) | Mit fluessigkeit gekuehlter und moderierter kernreaktor | |
DE2903857A1 (de) | Waermeaustauscheinrichtung fuer einen reaktor | |
DE1764306B2 (de) | Einrichtung zur kuehlung von kernbruchstuecken in einem schnellen brutreaktor | |
DE2647458A1 (de) | Anordnung zur kuehlung von befestigungsmitteln in fluessigkeitsgekuehlten kernreaktoren | |
DE1589802B1 (de) | Leisternkernreaktor mit negativem Temperaturkoeffizienten der Reaktivitaet | |
DE1957701A1 (de) | Steuersystem fuer Kernreaktoren | |
DE3016402A1 (de) | Hochtemperaturreaktor in modul-bauweise | |
DE1904200B2 (de) | Mit flüssigem Metall gekühlter schneller Leistungs-Brutreaktor | |
DE1924462C3 (de) | Druckgefäß | |
DE1079751B (de) | Brennstoffelementstapel fuer Kernreaktoren | |
DE1514964C3 (de) | Schneller Leistungsbrutreaktor | |
DE2647477A1 (de) | Kernumfassung fuer kernreaktoren | |
DE1439773A1 (de) | Einheit fuer den aktiven Kern eines Kernreaktors | |
DE1204345B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement | |
DE2455508A1 (de) | Anlage zum erzeugen von wasserstoff durch ausnutzen der in einem gasgekuehlten hochtemperaturreaktor gewonnenen waermeenergie | |
DE1464284A1 (de) | Kernreaktor | |
DE1514962C3 (de) | Mit schnellen Neutronen arbeiten der Brutreaktor | |
CH672207A5 (de) | ||
DE1149831B (de) | Roehrensystem zur Abfuhr der Waerme aus Kernreaktoren | |
DE2535355A1 (de) | Verschlussanordnung in einem gasgekuehlten kernreaktorsystem | |
DE3132514A1 (de) | "schneller brueter" | |
US4050985A (en) | Nuclear reactor | |
DE2455507A1 (de) | Prozesswaermeanlage mit einer anzahl von mittels des kuehlgases eines hochtemperaturreaktors beheizten reaktionskammern | |
DE3730656A1 (de) | Kernreaktor in modulbauweise |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
8130 | Withdrawal |