DE3203289A1 - Kernreaktor - Google Patents
KernreaktorInfo
- Publication number
- DE3203289A1 DE3203289A1 DE19823203289 DE3203289A DE3203289A1 DE 3203289 A1 DE3203289 A1 DE 3203289A1 DE 19823203289 DE19823203289 DE 19823203289 DE 3203289 A DE3203289 A DE 3203289A DE 3203289 A1 DE3203289 A1 DE 3203289A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel assemblies
- coolant passage
- coolant
- pressure vessel
- tubular
- 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
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/084—Boiling water reactors
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
-
- 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)
- Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
Description
HITACHI, LTD., Tokyo, Japan
Die Erfindung bezieht sich auf einen Kernreaktor/ insbesondere
den neuartigen Aufbau eines solchen, bei dem ein höherer Kühlmitteldurchsatz durch die Reaktorspaltzone
erzielbar ist. Die Ausbildung des Kernreaktors nach der Erfindung eignet sich insbesondere für kleine Kernreaktoren.
Die meisten industriell betriebenen Kernreaktoren sind Leichtwasserreaktoren mit hoher Kapazität, deren Stromerzeugungsleistung
bei 400 MWe liegt. Ein Siedewasserreaktor, der ein Leichtwasserreaktortyp ist, umfaßt einen Druckbehälter
und eine darin angeordnete Spaltzone. Die Spaltzone enthält eine Vielzahl Brennelemente. Stellstäbe zum Einstellen der
Reaktorleistung sind in die Spaltzone von deren Unterseite her einführbar. Der Siedewasserreaktor umfaßt ferner ein
Rückführungssystem zur Kreislaufrückführung eines Kühlmittels durch die Spaltzone, das auch zur Feineinstellung der
Kernreaktorleistung dient. Der im Druckbehälter des Kernreaktors erzeugte Dampf wird in eine Dampfturbine eingeleitet
und treibt diese, wonach er in einem Kondensator kondensiert wird. Das Kondensat wird dann als Kühlmittel im
Kreislauf in den Druckbehälter rückgeführt.
Ein weiteres typisches Beispiel für einen Leichtwasserreaktor ist der Druckwasserreaktor, der einen Druckbehälter mit
einer Reaktorspaltzone und einer Vielzahl Brennelemente,
■ ■ " ' ■ 3203239
einen Dampferzeuger und ein Primärkühlsystem aufweist, wobei
letzteres einen geschlossenen Kreislauf einschließlich Druckbehälter und Dampferzeuger bildet. Nach Erwärmung in
der Spaltzone wird das heiße Kühlmittel in den Dampferzeuger durch die Leitung des Primärkühlsystems eingeleitet und
tritt mit dem Dampferzeuger zugeführtem Speisewasser in Wärmeaustausch. Das Kühlmittel, dessen Temperatur infolge
des Wärmeaustausche verringert ist, wird vom Dampferzeuger
durch die Leitung des Primärsystems in cen Druckbehälter rückgeführt. Andererseits wird das Speisewasser infolge des
Wärmeaustausche zum Verdampfen gebracht und wird zu Wasserdampf. Der Dampf wird in eine Turbine eingeführt und treibt
diese, wonach er im Kondensator kondensiert wird. Das Kondensat wird als Speisewasser zum Dampferzeuger rückgeführt.
Die Kapazität von Leichtwasser-Kernreaktoren erhöht sich von
Jahr zu Jahr. Andererseits besteht ein steigender Bedarf für
Kernreaktoren mit geringerer Kapazität, deren Stromerzeugungsleistung unter 200 MWe liegt, einmal als Energiequelle
für kleine Elektrizitätswerke und zum anderen als Wärmequelle für Fernheizsysteme.
Aufgabe der Erfindung ist die Schaffung eines Kernreaktors,
bei dem ein höherer Kühlmitteldurchsatz durch die Reaktorspaltzone
erreicht wird, bei dem ferner der Wechsel der Brennelemente einfacher als bisher ist und bei dem eine
ungünstige Vibration von Stellstäben vermieden wird.
Der Kernreaktor nach der Erfindung mit einem Druckbehälter,
einer darin vorgesehenen Spaltzone mit einer Vielzahl Brennelemente, einer Mehrzahl Stellstäbe, die in die
Spaltzone einführbar sind , und einer Mehrzahl Stellstab-Antriebseinheiten, die die Stellstäbe treiben, ist dadurch
gekennzeichnet, daß er eine Mehrzahl rohrförmige Kühlmitteldurchgangselemente
oberhalb der Brennelemente in der Reaktorspaltzone aufweist, wobei die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente
sich so nach oben erstrecken, daß das aus den Brennelementen austretende Kühlmittel in die Kühlmitteldurchgangselemente
eingeleitet wird.
Anhand der Zeichnung wird die Erfindung beispielsweise näher erläutert. Es zeigen:
Fig. 1 ein schematisches Systemdiagramm eines Ausführungsbeispiels
des Siedewasserreaktors nach der Erfindung;
Fig. 2 einen Vertikalschnitt durch die Spaltzone des Reaktors nach Fig. 1, wobei Einzelheiten des
Aufbaus der Spaltzone gezeigt sind;
Fig. 3 eine Schnittansicht III-III nech Fig. 3;
Fig. 4 eine Perspektivansicht des unteren Endabschnitts eines rohrförmigen Kühlmittelcurchgangselements
in der Spaltzone nach Fig. 2;
Fig. 5 eine Schnittansicht des Druckbehälters des Siedewasserreaktors längs der Schnittlinie V-V
nach .Fig. 1;
Fig. 6 eine Schnittansicht VI-VI nach Fig. 5; Fig. 7 eine Schnittansicht VII-VII nach Fig. 5;
Fig. 8 einen Vertikalschnitt durch eine Vorrichtung zum Verbinden eines Stellstabs mit einer Stellstabantriebseinheit;
und
Fig. 9 die Beziehung zwischen der Höhe L des Kühlmitteldurchgangselements
und dem Kühlmitteldurchsatz in der Spaltzone.
Ein bevorzugtes Ausführungsbeispiel wird unter Bezugnahme
auf einen Siedewasserreaktor und auf die Fig. 1-8 erläutert. Pig. 1 zeigt schematisch das System eines kleinen Siedewasserreaktors,
der weniger als 200 MWe Strom erzeugt. Dieser Siedewasserreaktor umfaßt einen Druckbehälter 1, einen darin
befestigten Innenmantel 2, eine im Innenmantel 2 angeordnete Spaltzone 6 mit einer Vielzahl von Brennelementen 7 und eine
Mehrzahl rohrförmige Kühlmitteldurchgangselemente 23, die über den Brennelementen 7 angeordnet sind. Der Innenmantel 2
ist an der Innenseite des Druckbehälters 1 mittels einer ringförmigen Platte 3 befestigte Eine untere und eine obere
Spaltzonen-Stützplatte 4 und 5 sind an der Innenfläche des
Innenmantels 2 befestigt. Wie am besten aus Fig.. 2 hervorgeht, haltern die beiden Spaltzonen-Stützplatten 4 und 5 die
Unter- bzw. Oberenden der Brennelemente 7.
Jedes Brennelement 7 umfaßt ein oberes und ein unteres
Bindeblech 8 bzw. 9, Brennstäbe 10 und eine U-Zelle 12. Die Brennstäbe 10 sind an ihren Ober- und ünterenden mit dem
oberen und dem unteren Bindeblech 8 bzw. 9 verbunden. Eine Mehrzahl Abstandselemente, die in Axialrichtung angeordnet
sind, bündeln die Vielzahl Brennstäbe 10 derart, daß zwischen jeweils bencichbarten Brennstäben ein Kühlmitteldurchgang
gebildet ist. Die U-Zelle 12 umgibt das Bündel Brennstäbe 10 und ist an dem oberen Bindeblech 8 gesichert. An
den Oberenden von zwei Seitenflächen der U-Zelle 12 sind
Stoßdämpfer 13 vorgesehen. Eine Mehrzahl mit Uran 235 angereicherte Brennstofftabletten (nicht gezeigt) ist in
jeden Brennstab 10 eingebracht. Jedes Brennelement 7 ist an seinem Unterende lösbar mit der unteren Spaltzonen-Stützplatte
4 verbunden. Wie aus Fig. 7 hervorgeht, sind in jede von vier quadratischen Öffnungen 56, die in der gitterartigen
oberen Spaltzonen-Stützplatte gebildet sind, vier Brennelemente 7 eingesetzt. Die in jeder quadratischen
Öffnung 45 aufgenommenen vier Brennelemente 7 werden gegen die obere Spaltzonen-Stützplatte 5 gepreßt, wobei die
Stoßdämpfer 13 benachbarter Brennelemente 7 einander berühren, so daß seitliche Schwingungen von oberen Abschnitten
der Brennelemente 7 vermieden werden.
Über der Spaltzone 6 ist eine Vielzahl von rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselementen 23 angeordnet. Nach den Fig.
2, 3 und 4 nimmt jedes rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement 23 die Oberenden von vier Brennelementen 7 auf, die um
jeden Kreuzungspunkt 46 der oberen Stützplatte 5 angeordnet sind. D. h., die Vielzahl Brennelemente 7 ist in eine
Mehrzahl. Gruppen mit jeweils vier Brennelementen 7 aufgeteilt, wobei die Oberenden von Brennelementen jeder Gruppe
von einem gemeinsamen Kühlmitteldurchgangselement 23 aufgenommen sind. Jedes rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement
23 ist an seinem ünterende lösbar mit der Oberseite der oberen Stützplatte 5 verbunden und erstreckt sich davon in
Axialrichtung der Brennelemente 7 nach oben. Das rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement 23 hat Viereckcuerschnitt,
dessen Querschnittsfläche sich über die Large des Elements 23 ändert, so daß das rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement
drei Abschnitte mit jeweils unterschiedlicher Querschnittsfläche aufweist: einen weiten Abschnit 24, einen
konisch erweiterten Abschnitt 25 und einen engen Abschnitt 26. Dabei bildet der weite Abschnitt 24 den untersten
Abschnitt des rohrförmigen Khlmitteldurchgangselements 23 und ist über den konisch erweiterten Zwischenabschnitt 25
mit dem engen Abschnitt 26 verbunden. Der unterste weite Abschnitt 24 des Durchgangselements 23 umgibt die Oberenden
von vier Brennelementen 7 einer Gruppe. Der enge Abschnitt 26 des Durchgangselements 23 verläuft aufwärts und ist an
seinem'Oberende mit einem Gitterabschnitt 28 einer Durchgangselement-Stützplatte
27 verschweißt.
Wie aus Fig. 5 hervorgeht, umfaßt die Durchgangselement-Stützplatte
27 eine ringförmige Umfangsplatte, die einen Flansch 29 bildet, und den mittigen Gitterteil 28, der mit
dem Flansch 29 verschweißt ist. Die Stützplatte 27 ist an der bereits erwähnten ringförmigen Platte 3 montiert. Wie
aus Fig. 6 hervorgeht, ist der Flansch 29 der Durchgangselement-Stützplatte 27 lösbar an der ringförmigen Platte 3
mittels mehreren Bolzen 32 gesichert. Eine Mehrzahl Kühlmittelzirkulationsöffnungen
30 sind in dem Flansch 29 ausgebildet. Gleichzeitig (vgl. Fig. 7) ist in der ringförmigen
Platte 3 eine Mehrzahl Kühlmittelzirkulationsöffnungen 31
ausgebildet, deren Positionen denen der Kühlmittelzirkulationsöffnungen 30 im Flansch 29 entsprechen.
Wie aus Fig. 5 hervorgeht, umfaßt die Durchgangselement-Stützplatte
27 eire ringförmige Umfangsplatte, die einen Flansch 29 bildet, und den mittigen Gitterteil 28, der mit
dem Flansch 29 verschweißt ist.
Jeder im Querschnitt kreuzförmige Stellstab 14 ist in dem
zwischen benachbarten rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselementen 23 im Druckbehälter 1 gebildeten Zwischenraum 47
aufgenommen. D. h., die Stellstäbe 14 sind in die Spaltzone 6 von der Oberseite her einführbar. Da die Stoßdämpfer 13,
durch die die Brennelemente aneinandergedrückt werden, nahe der oberen Spaltzonen-Stützplatte 5 angeordnet sind, behindern
die Stoßdämpfer 13 die Einführung des Stellstabs in den Zwischenraum zwischen benachbarten Brennelementen nicht. Die
Einführung des Stellstabs 14 in den von vier benachbarten Brennelementen umgebenen Raum wird ferner auch durch die
Anordnung ermöglicht, in der jedes rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement 23 über vier Brennelementen nahe jedem
Kreuzungspunkt 46 des Gitters der oberen Spaltzonen-Stütz-
platte 5 angeordnet ist. Wenn das Durchgangselement 23 über vier anderen als den vorgenannten Brennelementen 7 angeordnet
ist, ist die Einführung des Stellstabs 14 unmöglich, weil die obere Spaltzonen-Stützplatte 5 ein Hindernis gegen
ein solches Einführen darstellt. Das Einpressen der Brennelemente 7 in die Öffnung 45 der oberen S.paltzonen-Stützplatte
5 mittels der Stoßdämpfer 13 erlaubt das Einführen des Stellstabs 14 in den von den vier Brennelementen 7
umgebenen Raum. Die Einführung des Stellstabs 14 ist unmöglich, wenn an gegenüberliegenden Ecken von vier Brennelementen
7 in einer gemeinsamen Öffnung 45 der oberen Stützplatte 5 Befestigungselemente vorgesehen sind, wie das bei Siedewasserreaktoren
mit hoher Kapazität der Fall ist.
Jeder Stellstab 14 ist durch ein Greiforgan 15 mit einem
Verlängerungsstab 18 einer Stellstabantriebseinheit 42 verbunden, die auf dem oberen Deckel 43 des Druckbehälters
1 montiert ist. Wie aus Fig. 8 ersichtlich ist, besteht das Greiforgan 15 aus einem Aufnahmeteil 16, das am Oberende des
Stellstabs 14 vorgesehen ist, einem am ünterende des Verlängerungsstabs
18 gesicherten Finger 19 und einem Steuerkurventeil 22 am Unterende einer Nockenwelle 21, die durch den
Verlängerungsstab 18 verläuft. Die Verbindung zwischen dem Stellstab 14 und der Stellstabantriebseinheit 42 ergibt sich
durch Einführen des Endes 20 des Fingers 19 in das Aufnahmeteil 16 nach Senken der Nockenwelle 21 und anschließendes
Heben der Nockenwelle 21 nach oben. Wenn die Nockenwelle 21 nach oben gezogen wird, drückt das Steuerkurventeil 22 das
Ende 20 des Fingers nach außen und in eine Vertiefung 17 in der Innenfläche des Aufnahmeteils 16, wodurch die Verbindung
zwischen dem Stellstab 14 und der Stellstabantriebseinheit 42 vervollständigt wird, so daß der Stellstab 14 durch
Betätigung der Antriebseinheit 42 in die Spaltzone einführbar bzw. aus ihr herausbewegbar ist. Das Greiforgan 15 hat
einen größeren Durchmesser als die Weite des Zwischenraums
zwischen benachbarten Brennelementen 7. Die Anwesenheit des engen Abschnitts 26 in dem rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselement
23 vergrößert die Weite des Zwischenraums 46, wodurch die Bewegung des Greiforgans 15 in den Raum 46
erleichtert wird. D. h., eine unerwünschte Kollision zwischen dem Greiforean 16 und dem rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselement
23 wird in wirksamer Weise vermieden.
Die Leistungssteigerung des Siedewasserreaktors gemäß diesem Ausführungsbeispiel wird durch Herausziehen der Stellstäbe
14 aus dem Reaktorkern 6 erzielt. Der im Druckbehälter 1 erzeugte Dampf tritt aus dem Druckbehälter aus und wird
durch eine Hauptdampfleitung 40 zu einer Turbine 34 geleitet, mit der ein Wechselstromerzeuger 35 verbunden ist. Im
Wasserdampf enthaltene Wassertropfen werden aus dem Dampf abgeschieden, während dieser durch einen Dampfabscheider 33
strömt, der in eirem Zwischenabschnitt der Hauptdampfleitung
40 angeordnet ist. Das aus dem Dampf durch den Dampfabscheider
33 abgeschiedene Wasser wird durch eine Leitung (nicht
gezeigt) in einen Kondensator 36 geleitet und strömt mit dem
darin befindlichen Kondensat zusammen. Der durch die Turbine
entspannte Dampf, der diese treibt, wird zum Kondensator 36 abgeführt und durch Abkühlung kondensiert. Das Kondensat
wird dann als Kühlmittel zum Druckbehälter 1 durch eine
Speisewasserleitung 41 mit einer Kondensatpumpe 37, einem Speisewasservorwärmer 38 und einer Speisewasserpumpe 39
rückgeführt. Das Kühlmittel wird durch den Speisewasservorwärmer 38 auf eine vergleichsweise niedrige Temperatur von
180-200 0C erwärmt. Das Kühlmittel mit dieser niedrigen
Temperatur und damit einer hohen Dichte strömt abwärts durch
einen Ringkanal 44, der zwischen der Innenumfangsflache des
Druckbehälters 1 und dem Innenmantel 2 gebildet ist, und erreicht eine untere Kammer 48. Dann strömt das Kühlmittel
durch die untere Bindeplatte 9 in jedes Brennelement 7 und nach oben unter Kühlung der Brennstäbe 10. Infolgedessen
wird das Kühlmittel erwärmt und verdampft teilweise. Der aus flüssigem und verdampftem Kühlmittel bestehende Zweiphasenstrom
tritt aus jedem Brennelement 7 aus und wird in das jeweilige rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement 23 geleitet
und strömt durch dieses nach oben. Der aus den.Durchgangselementen
23 austretende Dampf wird in einer oberen Gaskammer 48 gesammelt. Der Dampf, dessen Temperatur in
dieser Phase ca. 280 0C beträgt, wird dann der Hauptdampfleitung
40 zugeführt. Andererseits strömt das aus den Kühlmitteldurchgangselementen 23 in die obere Gaskammer 48
austretende flüssige Kühlmittel, das eine Temperatur von ca. 280 0C hat, durch die Kühlmittelzirkulationsöffnungen 30
und 31 und dann abwärts längs dem Ringkanal 44 zusammen mit dem Kühlmittel, das durch die Speisewasserleitung 41 zugeführt
wurde. Somit ist in dem Druckbehälter eine Bahn für die Rezirkulation des Kühlmittels, bestehend aus Ringkanal
44, unterer Kammer 48, Brennelementen 7, rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselementen 23 und Kühlmittelzirkulationsöffnungen
30 und 31 gebildet.
Nach der Erfindung wird eine erhebliche Steigerung des Kühlmitteldurchsatzes in der Spaltzone 6, d. h. durch die
Brennedlemente 7, aufgrund des Vorsehens der rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente 23 erzielt. Die Dichte p, des
Zweiphasenstroms in dem Durchgangselement 23, der direkt aus den Brennelementen 7 kommt, ist geringer als die Dichte p~
des Kühlmittels, das längs dem Ringkanal 44 abwärtsströmt. Dieser Dichteunterschied unterstützt die natürliche Kreislauf
rückfhrung des Kühlmittels im Druckbehälter auf der oben genannten Kühlmittel-Kreislaufrückführungsbahn, so daß der
Kühlmitteldurchsatz durch die Spaltzone 6 in vorteilhafter
Weise gesteigert wird. Dadurch wird wiederum der Kühleffekt der Brennelemente 7 verbessert und der durch die Stellstäbe
einstellbare Leistungsbereich erweitert.
Fig. 9 zeigt quantitativ die Erhöhung des Kühlmitteldurchsatzes
durch die Reaktorspaltzone aufgrund der rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente 23. Dabei zeigt die Kurve A die
Durchsatzänderung des durch die Spaltzone 6 strömenden Kühlmittels, wenn die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente
23 über der Spaltzone 6 angeordnet sind, gegenüber der Strömungskanalhöhe L, die in diesem Fall der vertikale
Abstand zwischen der Unterseite der unteren Spaltzonen-Stützplatte
4 und den Oberenden der rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente 23 gemäß Fig. 1 ist. Dagegen zeigt Kurve
B die Änderung des Kühlmitteldurchsatzes, wenn der Reaktor keine Durchgangselemente aufweist, so daß nur der Innenmantel
oberhalb der Spaltzone vorspringt, gegenüber der Strömungskanalhöhe
L, die in diesem Fall der Vertikalabstand zwischen der Unterseite der unteren Spaltzonen-Stützplatte
und dem Oberende des Innenmantels 2 ist. In beiden Fällen wird der Durchsatz mit zunehmender Strömungskanalhöhe L
gesteigert. Wie aus einem Vergleich der Kurven A und B ersichtlich ist, ist der Kühlmitteldurchsatz durch die
Spaltzone 6 wesentlich höher, wenn die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente
23 vorgesehen sind, als bei Nichtvorhandensein dieser Durchgangselemente. Dies ist der Tatsache
zuzuschreiben, daß die eine kleinere Querschnittsfläche aufweisenden rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente 23
einen größeren Schornsteineffekt als der Innenmantel 2 mit seiner größeren Querschnittsfläche bieten. Die rohrförmigen
Kühlmitteldurchgangselemente 23, die die natürliche Kreislaufrückführungskraft
des Kühlmittels im Druckbehälter erhöhen, machen das spezielle Kreislaufrückführungssystem
mit Rezirkulationsleitung und -pumpe, das in den konventionellen Siedewasserreaktoren mit hoher Kapazität sehr
wichtig ist, überflüssig. Somit ist es also möglich, einen kompakten, kleinen Siedewasserreaktor mit einer kleinen
Nennleistung von weniger als 200 MWe zu erhalten.
Der gesamte in den Brennelementen 7 erzeugte Dampf wird in die rohrförmigen Durchgangselemente 23 eingeleitet. D. h.,
es erfolgt kein Austritt von Dampf in den Raum zwischen den
benachbarten rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselementen 23, in dem der Stellstab 14 angeordnet ist. Ein Einphasen-Kühlmittelstrom,
der durch die untere Spaltzonen-Stützplatte 4 strömt, strömt mit geringem Durchsatz in den Raum zwischen
benachbarten Brennelementen 7 und den Raum 46, der den Stellstab 14 aufnimmt. Daher wird die unerwünschte Vibration
der Stellstäbe 124, die andernfalls durch den aus den Brennelementen 7 austretenden Zweiphasenstrom verursacht
werden kann, vollständig unterbunden, obwohl die. Stellstäbe 14 in die Spaltzone 6 von der Oberseite der Spaltzone
einsetzbar sind, was im Gegensatz zu der üblichen Konstruktion von Siedewasserreaktoren steht. Infolgedessen wird eine
Beschädigung der Stellstäbe aufgrund von Schwingungen wirksam vermieden, und eine längere Lebensdauer der Stellstäbe
wird ebenfalls erzielt.
Bei dem hier angegebenen Siedewasserreaktor erfolgt ein
Wechsel der Brennelemente 7 in folgender Weise. Nach Abschaltung des Kernreaktors werden die in die Spaltzone 6
eingesetzten Stellstäbe 14 von den Stellstabantriebseinheiten 42 getrennt. Diese Trennung erfolgt durch Herausziehen
des Endes 20 des Fingers aus dem Aufnahmeteil 16, indem der Verlängerungsstab 18 nach Eindrücken der Nockenwelle 21
aufwärtsbewegt wird. Danach wird der Deckel 43 von dem Druckbehälter 1 demontiert. Dann wird nach Lockern der
Bolzen 32 die Kühlmitteldurchgangselement-Stützplatte 27 von
der Ringplatte 3 gelöst. Die Stützplatte 27 wird aus dem Druckbehälter 1 zusammen mit den Durchgangselementen 23
entnommen. In diesem Zustand können die Brennelemente 7 in
der Spaltzone von oben betrachtet und geprüft werden. Der
Wechsel der Brennelemente 7 erfolgt mittels einer Brennstäb-Wechselmaschine
(nicht gezeigt), die über dem Druckbehälter 1 angeordnet ist. Nach dem Brennelementwechsel wird die
Durchgangselement-Stützplatte 27 wieder an der Ringplatte 3 befestigt, wobei etie Unterenden der rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente'
23 die Oberenden der jeweiligen Brennelemente 7 aufnehmen. Schließlich wird der Deckel 43 an dem
Druckbehälter 1 gesichert, und die Stellstäbe 14 werden mit den Stellstabantriebseinheiten 42 verbunden.
Der Wechsel der Stellstäbe 14 wird im wesentlichen in gleicher Weise wie der Wechsel der Brennelemente 7 ausgeführt.
Die Erfindung ist nicht nur bei dem erläuterten Siedewasserreaktor,
sondern ctuch bei anderen Kernreaktortypen, insbesondere Druckwasserreaktoren, anwendbar. Dabei ist eine
Mehrzahl von rohriörmigen Kühlmitteldurchgangselementen über
den Brennelementen der Spaltzone des Druckwasserreaktors angeordnet, wie dies auch bei dem Siedewasserreaktor der
Fall ist. Da bei dem Druckwasserreaktor die Stellstäbe in Brennelemente eingesetzt sind, sollte der die Erfindung
verwendende Druckwasserreaktor so ausgelegt und aufgebaut sein, daß die Stellstäbe in die Brennelemente durch die
rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente einsetzbar sind»
Dies ist der einzige Unterschied zwischen dem Druck- und dem Siedewasserreaktor. Bei dem Druckwasserreaktor wird kein
Dampf erzeugt, so daß nur das Hochtemperatur-Kühlmittel in der Flüssigphase nach oben durch die Durchgangselemente
strömt. Dieses heiße Kühlmittel, das eine geringere Dichte
als das von der Speisewasserpumpe zugeführte Kühlmittel hat, verstärkt den Rückführungsstrom und steigert damit den
Durchsatz des durch die Spaltzone strömenden Kühlmittels,
obwohl der Schornsteineffekt geringer ist als bei dem
Siedewasserreaktor, bei dem der Zweiphasenstrom aus flüssigem und dampfförmigem Kühlmittel durch die Durchgangselemente aufwärtsströmt.
als das von der Speisewasserpumpe zugeführte Kühlmittel hat, verstärkt den Rückführungsstrom und steigert damit den
Durchsatz des durch die Spaltzone strömenden Kühlmittels,
obwohl der Schornsteineffekt geringer ist als bei dem
Siedewasserreaktor, bei dem der Zweiphasenstrom aus flüssigem und dampfförmigem Kühlmittel durch die Durchgangselemente aufwärtsströmt.
Somit ist es also möglich, durch einen einfachen Aufbau
einen höheren Kühlmitteldurchsatz durch die Reaktorspaltzone zu erzielen.
einen höheren Kühlmitteldurchsatz durch die Reaktorspaltzone zu erzielen.
■ Il if *
Leerseite
Claims (10)
- Ansprüche- einem Druckbehälter, dem ein Kühlmittel zuführbar ist,- einer im Druckbehälter angeordneten Spaltzone mit einer Mehrzahl Brennelemente,- einer Mehrzahl Stellstäbe, die in die Spaltzone einsetzbar sind, und- einer Mehrzahl Stellstabantriebseinheiten, die am Druckbehälter angeordnet sind und die Stellstäbe betätigen,dadurch gekennzeichnet,- daß über den Brennelementen (7) eine Mehrzahl rohrförmige Kühlmitteldurchgangselemente (23) angeordnet ist, die sich nach oben erstrecken, so daß das aus den Brennelementen (7) austretende Kühlmittel in die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente (23) eintritt.
- 2. Kernreaktor nach Anspruch 1,dadurch gekennzeichnet,daß die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente (23) lösbar an den Brennelementen (7) gesichert sind.81-A 6384-02-Schö
- 3. Kernreaktor nach Anspruch 2,
dadurch gekennzeichnet,daß ein Halteorgan (27), mit dem die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente (23) verbunden sind, lösbar an dem Druckbehälter (1) befestigt ist. - 4. Kernreaktor nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet,daß jedes rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement (23) an mehreren Brennelementen (7) befestigt ist.
- 5. Siedewasserreaktor mit- einem Druckbehälter, dem ein Kühlmittel zuführbar ist,- einer im Druckbehälter angeordneten Spaltzone mit einer Mehrzahl Brennelemente,- einer Mehrzahl Stellstäbe, die in die Spaltzone einsetzbar sind, und- einer Mehrzahl Stellstabantriebseinheiten, die die Stellstäbe betätigen,dadurch gekennzeichnet ,- daß über den Brennelementen (7) eine Mehrzahl rohrförmige Kühlmitteldurchgangselemente (23) angeordnet ist, die sich so nach oben erstrecken, daß der aus den Brennelementen (7) austretende Zweiphasen-Kühlmittelstrom in die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente (23) eintritt.
- 6. Siedewasserreaktor nach Ansruch 5, dadurch gekennzeichnet,daß die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente (23) lösbar an den Brennelementen (7) gesichert sind.
- 7. Siedewasserreaktor nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß jeder Stellstab (14) durch den zwischen benachbarten rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselementen (23) gebildeten Raum zwischen benachbarten Brennelementen (7) einführbar ist.
- 8. Siedewasserreaktor nach Anspruch 5 oder 7, dadurch gekennzeichnet, daß ein Halteorgan (27), an dem die rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselemente (23) befestigt sind, lösbar an dem Reaktordruckbehälter (1) montiert ist.
- 9. Siedewasserreaktor nach Anspruch 5 oder 6, dadurch gekennzeichnet, daß der Druckbehälter (1) eine Kühlmittel-Kreislaufbahn aufweist, die das aus den rohrförmigen Kühlmitteldurchgangselementen (23) austretende Kühlmittel zur Unterseite der Brennelemente (7) und dann in die Brennelemente (7) leitet.
- 10. Siedewasserreaktor nach Anspruch 6 oder 8, dadurch gekennzeichnet, daß jedes rohrförmige Kühlmitteldurchgangselement (23) an mehreren Brennelementen (7) gesichert ist.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56012941A JPS57127872A (en) | 1981-02-02 | 1981-02-02 | Bwr type reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE3203289A1 true DE3203289A1 (de) | 1982-10-07 |
DE3203289C2 DE3203289C2 (de) | 1988-01-07 |
Family
ID=11819303
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19823203289 Granted DE3203289A1 (de) | 1981-02-02 | 1982-02-01 | Kernreaktor |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4656000A (de) |
JP (1) | JPS57127872A (de) |
DE (1) | DE3203289A1 (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0418072A1 (de) * | 1989-09-15 | 1991-03-20 | General Electric Company | Dampferzeugendes Reaktorsystem |
Families Citing this family (11)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3233025A1 (de) * | 1982-09-06 | 1984-03-08 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Siedewasserreaktor |
JPH067180B2 (ja) * | 1987-10-19 | 1994-01-26 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 一体型圧力容器構造の原子炉 |
US5857006A (en) * | 1992-07-17 | 1999-01-05 | General Electric Company | Chimney for enhancing flow of coolant water in natural circulation boiling water reactor |
US5488644A (en) * | 1994-07-13 | 1996-01-30 | General Electric Company | Spring assemblies for adjoining nuclear fuel rod containing ferrules and a spacer formed of the spring assemblies and ferrules |
US5519747A (en) * | 1994-10-04 | 1996-05-21 | General Electric Company | Apparatus and methods for fabricating spacers for a nuclear fuel rod bundle |
US5546437A (en) * | 1995-01-11 | 1996-08-13 | General Electric Company | Spacer for nuclear fuel rods |
US5566217A (en) * | 1995-01-30 | 1996-10-15 | General Electric Company | Reduced height spacer for nuclear fuel rods |
US5675621A (en) * | 1995-08-17 | 1997-10-07 | General Electric Company | Reduced height flat spring spacer for nuclear fuel rods |
US20060062345A1 (en) * | 2004-09-23 | 2006-03-23 | Farawila Yousef M | Method and device to stabilize boiling water reactors against regional mode oscillations |
JP5497426B2 (ja) * | 2009-12-28 | 2014-05-21 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
CN109935350B (zh) * | 2017-12-19 | 2024-07-02 | 中国原子能科学研究院 | 一种下端固定式双面冷却环形燃料棒 |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1614360B2 (de) * | 1966-03-31 | 1976-04-08 | Reactor Centrum Nederland (Stichting), Den Haag (Niederlande) | Kernreaktor mit einem druckbehaelter, in dem die spaltbaren elemente in langgestreckten kuehlrohren untergebracht sind |
DE2819928A1 (de) * | 1977-05-16 | 1978-11-23 | Asea Atom Ab | Siedereaktor |
Family Cites Families (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3212987A (en) * | 1954-04-30 | 1965-10-19 | Mason Avrel | Neutronic reactor with interlocking diffuser end grid |
FR1207124A (fr) * | 1958-08-14 | 1960-02-15 | Commissariat Energie Atomique | Cylindre de barrage pour le contrôle de l'évacuation de l'eau et de la suppression de la hauteur motrice de circulation naturelle dans un réacteur atomique à eau bouilante |
BE586969A (de) * | 1959-01-29 | |||
US3060111A (en) * | 1959-08-14 | 1962-10-23 | Sherman Jerome | Nuclear reactor |
US3284312A (en) * | 1959-10-09 | 1966-11-08 | Combustion Eng | Boiling water nuclear reactor organization |
NL258512A (de) * | 1959-12-11 | |||
NL298256A (de) * | 1962-09-28 | |||
GB1101539A (en) * | 1964-06-19 | 1968-01-31 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
US3486973A (en) * | 1967-04-11 | 1969-12-30 | Westinghouse Electric Corp | Breeder reactor |
US3660231A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Steam cooled nuclear reactor |
US3954560A (en) * | 1970-05-06 | 1976-05-04 | Commissariat A L'energie Atomique | Nuclear fuel assembly |
US3940311A (en) * | 1972-01-21 | 1976-02-24 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system |
US4050986A (en) * | 1974-09-13 | 1977-09-27 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Nuclear reactor I |
DE2619218C2 (de) * | 1976-04-30 | 1985-12-05 | INTERATOM GmbH, 5060 Bergisch Gladbach | Einrichtung zum Herstellen die Messung einer repräsentativen Temperatur ermöglichender Verhältnisse in einem strömenden Medium, insbesondere bei einem Kernreaktor |
SE7611807L (sv) * | 1976-10-25 | 1978-04-26 | Asea Atom Ab | Kokarreaktor |
US4303474A (en) * | 1977-03-01 | 1981-12-01 | General Atomic Company | Nuclear reactor core assembly |
US4231843A (en) * | 1977-08-02 | 1980-11-04 | Westinghouse Electric Corp. | Guide tube flow diffuser |
SE420545B (sv) * | 1979-07-03 | 1981-10-12 | Asea Atom Ab | Brenslepatron for en kokarreaktor |
-
1981
- 1981-02-02 JP JP56012941A patent/JPS57127872A/ja active Pending
-
1982
- 1982-02-01 DE DE19823203289 patent/DE3203289A1/de active Granted
-
1984
- 1984-11-20 US US06/673,365 patent/US4656000A/en not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1614360B2 (de) * | 1966-03-31 | 1976-04-08 | Reactor Centrum Nederland (Stichting), Den Haag (Niederlande) | Kernreaktor mit einem druckbehaelter, in dem die spaltbaren elemente in langgestreckten kuehlrohren untergebracht sind |
DE2819928A1 (de) * | 1977-05-16 | 1978-11-23 | Asea Atom Ab | Siedereaktor |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0418072A1 (de) * | 1989-09-15 | 1991-03-20 | General Electric Company | Dampferzeugendes Reaktorsystem |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4656000A (en) | 1987-04-07 |
DE3203289C2 (de) | 1988-01-07 |
JPS57127872A (en) | 1982-08-09 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
EP0517750B1 (de) | Siedewasserkernreaktor und kernreaktorbrennelement für diesen siedewasserkernreaktor | |
DE69307400T2 (de) | Kernsteuereinheit mit unabnehmbarer Brennstoffhalterung | |
DE3203289C2 (de) | ||
DE69511718T2 (de) | Regelung des kühlmittelflusses in einem kernreaktor | |
DE69301325T2 (de) | Abstandshalter mit niedrigem Druckverlust für Kernbrennstabbündel | |
DE2740387A1 (de) | Reaktorkern fuer kernreaktoren | |
DE3907638C2 (de) | ||
DE2040415A1 (de) | Brennstoffanordnung fuer einen Kernreaktor | |
DE69605361T2 (de) | Siedewasserreaktorbrennstabbündel mit variablem Brennstababstand | |
DE4432701A1 (de) | Abstandshalter und mit diesem ausgerüstetes Brennelement für einen Siedereaktor | |
EP0587608B1 (de) | Brennelement mit einer gitterstruktur zwischen den stäben | |
DE1902713A1 (de) | Einrichtung zur Neutronenflussregelung eines Kernreaktors | |
DE10133895B4 (de) | Wassergekühlter Reaktor mit überkritischem Druck des Kühlmittels und Stromversorgungsanlage | |
DE4101918A1 (de) | Verbrennungsanlage | |
DE2626487A1 (de) | Brennstoffelement-baueinheit | |
DE69308050T2 (de) | Manschettenartiger Abstandshalter mit reduziertem Druckverlust | |
DE19645247A1 (de) | Brennelement für Siedewasserreaktoren | |
EP0573899B1 (de) | Brennelement eines Kernreaktors mit einer Gitterstruktur zur Drallerzeugung | |
EP1141966B1 (de) | Brennelement für einen siedewasser-kernreaktor | |
DE2632903A1 (de) | Einrichtung mit einem ersten und zweiten rohrbuendel, insbesondere dampferzeuger | |
DE1589849C3 (de) | Brennstoffbündel für Kernreaktoren | |
EP0689714B1 (de) | Druckwasserreaktor mit durch individuell in den einzelnen brennstabbündeln angepassten druck erzielter kühlmitteldruckverteilung | |
DE2711545C2 (de) | Wärmetauscher mit einer Vielzahl von Geradrohrbündeln | |
DE2729526C2 (de) | ||
DE68908622T2 (de) | Brennelementbündel für einen Druckwasserreaktor. |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OP8 | Request for examination as to paragraph 44 patent law | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |