CH629328A5

CH629328A5 - Water-cooled nuclear reactor

Info

Publication number: CH629328A5
Application number: CH187078A
Authority: CH
Inventors: John Francis Gibbons; Richard William Knapp
Original assignee: Combustion Eng
Priority date: 1977-03-02
Filing date: 1978-02-21
Publication date: 1982-04-15
Also published as: IT7820830A0; SE430108B; AU514977B2; GB1582107A; PT67726A; NL7802250A; CA1091827A; DE2804937C3; IT1092993B; FR2382747A1; FR2382747B1; DE2804937A1; JPS53107595A; JPS591995B2; AU3369278A; BE864438A; SE7802267L; ES467218A1; DE2804937B2; BR7801231A

Description

Die Erfindung bezieht sich auf einen wassergekühlten eo Abschnitt des Reaktordruckbehälters nicht nur unter dem AusKernreaktor und insbesondere auf dessen Kühlströmungspfad. lassdruck, sondern auch unter der Auslasstemperatur. Als Ein- The invention relates to a water-cooled eo section of the reactor pressure vessel not only under the out core reactor and in particular on its cooling flow path. inlet pressure, but also below the outlet temperature. As a-

Ein wassergekühlter Kernreaktor weist üblicherweise ein bauten zum Trennen der beiden Volumina unter unterschiedli-Core aus vertikal abgestützten Brennstoffelementen und verti- chem Druck und unterschiedlicher Temperatur ist als Einbau kal beweglichen Steuerstäben auf, die sich durch das Core ein Corehaltemantel vorgesehen. Der Haltemantel wird im all erstrecken. Diese Steuerstäbe werden von Führungsrohren 65 gemeinen an der Oberseite des Reaktordruckbehälterkörpers umgeben, zumindest im Bereich des Cores, um die korrekte unmittelbar an der verschraubten Verbindung zwischen dem Führung bei der Bewegung zu gewährleisten. Die Strömung Druckbehälter und dem Kopf aufgehangen. Der komplizierte des Kühlwassers ist aufwärts gerichtet durch das Core, um die Aufbau in diesem Bereich muss nicht nur die physikalischen A water-cooled nuclear reactor usually has a built-in structure for separating the two volumes under different core from vertically supported fuel elements and vertical pressure and different temperature as installation of movable control rods which are provided with a core holding jacket through the core. The holding jacket will extend in space. These control rods are generally surrounded by guide tubes 65 on the upper side of the reactor pressure vessel body, at least in the area of the core, in order to ensure the correct connection to the screwed connection between the guide during the movement. The flow pressure vessel and the head hung. The complicated of the cooling water is directed upwards through the core, in order to build up in this area not only the physical

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Kräfte aufnehmen infolge des Innendruckes, wie er mittels der Verschraubung übertragen wird, sondern ausserdem auch die thermischen Dilatationen tolerieren infolge der Temperaturdifferenz auf beiden Seiten des Corehaltemantels im Verbindungsbereich. Take up forces due to the internal pressure as it is transmitted by means of the screw connection, but also tolerate the thermal dilatations due to the temperature difference on both sides of the core holding jacket in the connection area.

Es ist die Aufgabe der vorliegenden Erfindung, einen Kernreaktor mit den im Oberbegriff des Patentanspruchs 1 genannten Merkmalen zu schaffen, bei dem die Steuerstabkühlung weniger kritisch ist hinsichtlich der Durchsatzsteuerung und des Betriebsverhaltens im Falle der Schnellabschaltung. It is the object of the present invention to provide a nuclear reactor with the features mentioned in the preamble of claim 1, in which the control rod cooling is less critical with regard to the throughput control and the operating behavior in the case of the rapid shutdown.

Diese Aufgabe wird gemäss der Erfindung durch die im kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 genannten Merkmale gelöst. Die abhängigen Ansprüche definieren bevorzugte und vorteilhafte Merkmale, deren Funktion später in Verbindung mit dem Ausführungsbeispiel erläutert wird. Zunächst sollen jedoch das der Erfindung zugrundeliegende Konzept und die daraus relutierenden Vorteile kurz erläutert werden. This object is achieved according to the invention by the features mentioned in the characterizing part of claim 1. The dependent claims define preferred and advantageous features, the function of which will be explained later in connection with the exemplary embodiment. First, however, the concept on which the invention is based and the advantages resulting therefrom will be briefly explained.

Bei einem wassergekühlten Kernreaktor folgt der grössere Anteil des Kühlwasserdurchsatzes dem herkömmlichen Strömungspfad. Er gelangt in den Druckkessel und nach unten zwischen dem Corehaltemantel und dem Druckbehälter, gelangt dann in das Core an dessen Bodenseite und strömt dann durch das Core nach oben. Ein geringerer Anteil der Strömung gelangt jedoch durch den Corehaltemantel hindurch zum oberen Abschnitt des Reaktordruckbehälters und schafft dabei einen Druckpegel in der Oberseite des Druckbehälters, der erheblich über dem Coreauslassdruck liegt. Die Strömung von dieser Stelle gelangt nach unten durch die Führungsrohre, um die Steue'rstäbe zu kühlen, und mischt sich mit dem Hauptanteil der Strömung nahe dem Boden des Cores. Dieser geringere Anteil des Durchsatzes trifft auf den Hauptanteil an dieser Stelle, so dass die gesamte Aufwärtsströmung durch das Core in Kontakt mit den Baugruppen erfolgt. In the case of a water-cooled nuclear reactor, the greater part of the cooling water throughput follows the conventional flow path. It gets into the pressure vessel and down between the core holding jacket and the pressure vessel, then gets into the core on its bottom side and then flows up through the core. However, a smaller proportion of the flow passes through the core holding jacket to the upper section of the reactor pressure vessel and thereby creates a pressure level in the top of the pressure vessel which is considerably above the core outlet pressure. The flow from this point descends through the guide tubes to cool the control rods and mixes with the majority of the flow near the bottom of the core. This lower proportion of the throughput meets the main proportion at this point, so that the entire upward flow through the core takes place in contact with the modules.

Die Kraft, die erforderlich ist, um mittels Schnelleinwurf der Steuerstäbe eine Schnellabschaltung herbeizuführen, wird infolge dieser Konfiguration der Strömung verringert. Da die Strömung abwärts durch die Steuerstabführungsrohre erfolgt, unterstützen die Reibungskräfte das Einwerfen der Steuerstäbe. Da darüber hinaus der Druck an der Oberseite des Steuerstabes nahe dem Einlassdruck liegt anstatt nahe dem Auslassdruck, ergibt sich eine zusätzliche Druckdifferenz, die das Einwerfen der Steuerstäbe unterstützt. The force required to rapidly shutdown the control rods is reduced due to this configuration of the flow. Because the flow is down through the control rod guide tubes, the frictional forces assist in throwing in the control rods. In addition, since the pressure at the top of the control rod is near the inlet pressure rather than near the outlet pressure, there is an additional pressure differential that aids in the insertion of the control rods.

Diese Anordnung vermeidet auch die Bypass-Strömung am Core vorbei oder hält diese zumindest minimal. Da der Strömungsanteil, der über die Steuerstäbe führt und diese kühlt, sich mit der Hauptströmung mischt, bevor die Strömung durch das Core erfolgt, wird keinerlei Strömung am Core vorbeigeleitet. Der einzige Bypass, der erfolgen könnte, beruht auf Lecks an irgendwelchen Abdichtstellen der Einbauten. Solche Lecks wären nur eine Funktion der geschickten Konstruktion der Abdichtungen, nicht aber eine Funktion irgendeiner Strömung, die für Kühlzwecke verlangt ist. Die Abdichtung durch normale Passungen zwischen den Brennstoffbaugruppen und deren Führungen ist hinreichend gut, um die Leckströmung auf einem Bruchteil dessen zu halten, was üblicherweise bei konventionellen Steuerstabkühlsystemen akzeptiert wird. This arrangement also avoids the bypass flow past the core or at least minimizes it. Since the flow portion that leads over the cooling rods and cools them mixes with the main flow before the flow through the core, no flow is directed past the core. The only bypass that could occur is due to leaks at any sealing point of the internals. Such leaks would only be a function of the skilful design of the seals, but not a function of any flow required for cooling purposes. Sealing through normal fits between the fuel assemblies and their guides is good enough to keep the leakage flow at a fraction of what is commonly accepted in conventional control rod cooling systems.

Da das Vorbeileiten von Kühlmittel, das über die Steuerstäbe strömt, vermieden ist, wird die Konstruktion weniger kritisch, bei der Anpassung der Strömungsmenge für die Kühlung der Steuerstäbe. Man kann einen erheblichen Quantitätsüber-schuss tolerieren für die Kühlung der Steuerstäbe, da dies keinen nachteiligen Einfluss auf den Reaktorwirkungsgrad hat. Aus diesem Grunde sind auch keine strömungsbegrenzenden Löcher in den Steuerstabkanälen erforderlich, um den Durchsatz zu begrenzen. Because the passage of coolant flowing over the control rods is avoided, the design becomes less critical when adjusting the flow rate for cooling the control rods. A significant excess quantity can be tolerated for the cooling of the control rods, since this has no adverse effect on the reactor efficiency. For this reason, no flow-restricting holes in the control rod channels are required to limit the throughput.

Mit diesem Konzept ergibt sich auch ein unter Druck stehendes Volumen im oberen Abschnitt des Reaktordruckbehälters. Es handelt sich dabei etwa um den Einlassdruck zum This concept also results in a pressurized volume in the upper section of the reactor pressure vessel. It is about the inlet pressure to

Druckbehälter im Gegensatz zum Auslassdruck in den bisher üblichen Konstruktionen. Das Vorhandensein dieses Druckes führt zu einer erheblichen abwärts gerichteten Kraft auf die Abdichtplatte, welche diesen unter Druck stehenden Dom vom s Auslassplenum trennt. Da die Abdichtplatte mit anderen Einbauten verbunden werden kann, etwa mit dem Corehaltemantel, verringert sie die zusätzliche Kraft, die erforderlich ist, um den Corehaltemantel abwärts vorzuspannen, oder vermeidet diese ganz. Darüber hinaus ist diese Coreniederhaltekraft eine io Funktion der jeweiligen Reaktorkühlmittelströmung. Demge-mäss werden Unsicherheiten in der Kühlmittelströmung in Konstruktion oder Betrieb automatisch kompensiert durch eine entsprechende Änderung der Niederhaltekraft. Pressure vessel in contrast to the outlet pressure in the previously common constructions. The presence of this pressure leads to a considerable downward force on the sealing plate, which separates this pressurized dome from the outlet plenum. Because the sealing plate can be connected to other internals, such as the core holding jacket, it reduces or eliminates the additional force required to bias the core holding jacket downward. In addition, this core hold-down force is a function of the respective reactor coolant flow. Accordingly, uncertainties in the coolant flow in construction or operation are automatically compensated for by a corresponding change in the hold-down force.

Da die Einlasstemperatur nicht nur in dem Ringraum zwi-15 sehen dem Corehaltemantel und dem Reaktordruckbehälter vorliegt, sondern auch im Dom, wird die Temperaturdifferenz an dem Reaktordruckbehälterverschluss verringert. Dies verringert auch die thermischen Materialbeanspruchungen in den Verschraubungen während des Dauerbetriebes und hält sie bei 20 An- und Abfahrbetrieb minimal. Since the inlet temperature is not only present in the annular space between the core holding jacket and the reactor pressure vessel, but also in the dome, the temperature difference at the reactor pressure vessel closure is reduced. This also reduces the thermal material stresses in the screw connections during continuous operation and keeps them to a minimum with 20 start-up and shutdown operations.

Es folgt die Beschreibung eines bevorzugten Ausführungsbeispiels. The following is a description of a preferred embodiment.

Fig. 1 ist ein Vertikalschnitt zur Darstellung der allgemeinen Anordnung eines Kernreaktors unter Andeutung des 25 Grundaufbaus und der Strömungspfade, und Fig. 1 is a vertical section to show the general arrangement of a nuclear reactor, indicating the basic structure and the flow paths, and

Fig. 2 ist eine perspektivische Teildarstellung einer Einzelheit im Bereich des Auslassplenums. Fig. 2 is a partial perspective view of a detail in the area of the outlet plenum.

Ein Reaktordruckbehälter 2 und ein Reaktordruckbehälterkopf 4 sind an einem Flansch 6 miteinander verschraubt. Der 30 Reaktordruckbehälter weist eine Einlassöffnung 8 und eine Auslassöffnung 10 für die Kühlwasserströmung auf. A reactor pressure vessel 2 and a reactor pressure vessel head 4 are screwed together on a flange 6. The reactor pressure vessel has an inlet opening 8 and an outlet opening 10 for the cooling water flow.

Ein Core 12, bestehend aus einer Mehrzahl von Brennstoffbaugruppen 14, die jeweils aus einer Mehrzahl langgestreckter Brennstoffstäbe bestehen, ist auf der Corehaltebaugruppe 16 35 abgestützt, die ihrerseits abgestützt wird von dem Corehaltemantel 18. Dieser Corehaltemantel hängt an einem Flansch 20 von dem Reaktorbehälter 2 an einer Stelle nahe dem Flansch 6. A core 12, consisting of a plurality of fuel assemblies 14, each consisting of a plurality of elongated fuel rods, is supported on the core holding assembly 16 35, which in turn is supported by the core holding jacket 18. This core holding jacket hangs on a flange 20 from the reactor container 2 a location near the flange 6.

Unmittelbar über dem Core 12 befindet sich eine Brenn-stoffbaugruppenausfluchtplatte 22, die dazu dient, die oberen 40 Enden der Brennstoffbaugruppen zu halten und deren Ausfluchtung zu sichern. Ein Dichtplatteneinbau 24 befindet sich über der Ausfluchtungsplatte und begrenzt damit das Auslassplenum 26. Immediately above the core 12 is a fuel assembly alignment plate 22, which serves to hold the top 40 ends of the fuel assemblies and to ensure their alignment. A sealing plate installation 24 is located above the alignment plate and thus delimits the outlet plenum 26.

Nachdem das Kühlwasser durch die Einlassöffnung 8 einge-45 treten ist, strömt eine erste Teilmenge, die die Hauptmasse des Drucksatzes umfasst, nach unten durch den Ringraum 28 zwischen dem Druckbehälter und dem Corehaltemantel. Diese Strömung gelangt nach unten durch die Strömungsschürze 30 in ein Einlasspensum 32 unter dem Core 12. Das Kühlmittel so strömt dann nach oben durch das Core und durch Öffnungen in der Ausflüchtungsplatte 22 in die Auslassplenumkammer 26. Von hier gelangt die Strömung durch die Auslassöffnung 10 zu einem (nicht dargestellten) Dampferzeuger. After the cooling water has entered through the inlet opening 8, a first partial quantity, which comprises the main mass of the pressure set, flows downward through the annular space 28 between the pressure vessel and the core holding jacket. This flow flows down through the flow apron 30 into an inlet volume 32 below the core 12. The coolant then flows upwards through the core and through openings in the escape plate 22 into the outlet plenum chamber 26. From here, the flow reaches through the outlet opening 10 a steam generator (not shown).

Jede der Brennstoffbaugruppen 14 enthält innerhalb seines 55 Aufbaus vier Steuerstabführungsrohre 40, die sich durch die gesamte Vertikallänge der Brennstoffbaugruppe erstrecken. Diese Führungsrohre erstrecken sich nach oben über die obere Brennstoffbaugruppenendplatte 42 hinaus. Diese Fortsätze werden umschlossen von Niederhaltefedern 44, die auf das 60 obere Brennstoffbaugruppenendfitting 46 drücken. Diese End-fittings ihrerseits stützen sich auf die Brennstoffbaugruppen-ausfluchtungsplatte 22, womit die Brennstoffbaugruppen 14 niedergehalten werden durch die Druckwirkung der Federn. Each of the fuel assemblies 14 includes four control rod guide tubes 40 within its structure, which extend through the entire vertical length of the fuel assembly. These guide tubes extend upward beyond the upper fuel assembly end plate 42. These extensions are enclosed by hold-down springs 44 which press the 60 upper fuel assembly end fitting 46. These end fittings are in turn supported on the fuel assembly alignment plate 22, with which the fuel assemblies 14 are held down by the pressure effect of the springs.

Fingerförmige Steuerstäbe 48 sind vertikalbeweglich inner-65 halb der Führungsrohre 40 der Brennstoffbaugruppen. Jeder dieser Stäbe.erstreckt sich individuell bis zu einer Höhe oberhalb der Abdichtplatte 24, an welcher Stelle sie zu Untergruppen zusammengefasst sein können zur Verbindung mit dem Finger-shaped control rods 48 are vertically movable within 65 of the guide tubes 40 of the fuel assemblies. Each of these rods extends individually up to a height above the sealing plate 24, at which point they can be combined into sub-groups for connection to the

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Steuerstabfortsatz 50. hat die Tendenz, den Druck in der unter Druck stehenden Ple- Control rod extension 50. tends to reduce the pressure in the pressurized ple-

Zusätzlich zu den Strömungslöchern 52 weist die Ausfluch- numkammer 72 auf einem relativ hohen Druckpegel zu halten, tungsplatte 22 auch Öffnungen 54 auf, durch die sich die Steuer- Dies führt auch zu einer verbesserten Verteilung zwischen den stäbe erstrecken. Die Fortsätze der Führungsrohre 40 ragen in verschiedenen Steuerstabführungsrohren. In addition to the flow holes 52, the containment chamber 72 has a relatively high pressure level, the pressure plate 22 also has openings 54 through which the control valve extends. This also leads to an improved distribution between the rods. The extensions of the guide tubes 40 protrude into various control rod guide tubes.

diese Öffnungen mit einem spanabhebend bearbeiteten dichten 5 Die Strömung durch die Führungsrohre sollte hinreichend Sitz. Diese Stossstelle sollte so bemessen werden, dass sie Hori- sein, um alle Wärme abzuführen, die innerhalb der Steuerstäbe zontalkräfte aufnehmen kann, damit die Brennstoffbaugruppen entsteht. Da kein Anteil der Strömung parallel am Core vorbeiausgefluchtet werden können, und sie muss Vertikalbewegun- fliesst, oder eine Bypass-Strömung bildet, kann diese Strömung gen ermöglichen zum Ausgleich von Expansionen verschiede- bequem ziemlich hoch gewählt werden, womit sich erhöhte ner Brennstoffbaugruppen. Da ein Lecken an diesen Stossstel- 10 Auslegungstoleranzen ergeben. these openings with a machined dense 5 The flow through the guide tubes should be adequate. This joint should be sized to dissipate all heat that can absorb zonal forces within the control rods to create the fuel assemblies. Since no part of the flow can be aligned parallel to the core, and it has to flow vertically, or forms a bypass flow, this flow can make it possible to choose variously fairly high levels to compensate for expansions, which increases fuel assemblies. Because leakage at these butt joints results in 10 design tolerances.

len am Core vorbeigeleitet wird, ist im Sinne der Erfindung ein Da die Strömung abwärts längs der Steuerstäbe erfolgt, hat Lecken an dieser Stelle minimal zu halten. Konventionelle Pas- der Zug an diesen die Tendenz, die Reaktornotabschaltung zu sungen für die Ausfluchtung genügen jedoch, um das Bypass- unterstützen. Während darüber hinaus das untere Ende des Lecken hinreichend unter den bei bisher üblichen Konstruktio- Steuerstabes unter dem Coreeinlassdruck steht, unterliegt das nen aufgetretenen Werten zu halten. 15 obere Ende dem höheren Druck in der unter Druck stehenden len is bypassed at the core is within the meaning of the invention. Since the flow takes place downwards along the control rods, leakage has to be kept to a minimum at this point. However, conventional pas- sers pull the tendency to chose the reactor emergency shutdown for the alignment to support the bypass. In addition, while the lower end of the leak is sufficiently below that of the conventional construction control rod under the core inlet pressure, the values that occur are subject to hold. 15 upper end the higher pressure in the pressurized

Steuerstababschirmrohre 56 erstrecken sich durch das Aus- Kammer 72, womit ferner eine Druckdifferenz aufgebaut wird lassplenum 26 und können verschweisst sein mit der Ausfluch- mit der Tendenz, die Steuerstäbe nach unten zu fördern. Beide tungsplatte 22 und dem Abdichtplatteneinbau 24. Diese diese Charakteristiken führen dazu, dass die Schnellabschalt- Control rod shielding tubes 56 extend through the out chamber 72, which further builds up a pressure difference lassplenum 26 and can be welded with the curvature - with the tendency to move the control rods downward. Both device plate 22 and the sealing plate installation 24. These these characteristics mean that the quick shutdown

Abschirmrohre umschliessen und schützen die Steuerstäbe oder Einwurfzeit verringert wird und die erforderlichen gegen die Wirkungen der Querströmung durch das Plenum 26. 20 Antriebskräfte vermindert werden. Shield pipes enclose and protect the control rods or throw-in time is reduced and the necessary against the effects of cross-flow through the plenum 26. 20 driving forces are reduced.

Oberhalb des Abdichtplatteneinbaus 24 erstreckt sich die Der relativ hohe Druck in der unter Druck stehenden Kam- The relatively high pressure in the pressurized chamber extends above the sealing plate installation 24.

Steuerbaugruppenabschirmung 58. Diese umschliesst eine mer 72, der ziemlich nahe am Einlassdruck zum Reaktor liegt, Control assembly shield 58. This encloses a mer 72 which is fairly close to the inlet pressure to the reactor,

Gruppe von Steuerstäben, die miteinander und mit einem einzi- übt eine Kraft auf die Oberseite des Dichtplatteneinbaus 24 aus gen Steuerstabfortsatz verbunden sind. Diese Abschirmung Die abgewandte Seite dieser Platte unterliegt im Auslassdruck schützt die Steuerstäbe gegen örtliche Querströmungseffekte. 25 in Plenumkammer 26. Wenn die Platten 24 und 22 zusammen Group of control rods which are connected to one another and with a force exerted on the upper side of the sealing plate installation 24 from the control rod extension. This shield The opposite side of this plate is subject to discharge pressure and protects the control rods against local cross-flow effects. 25 in plenum 26. When plates 24 and 22 together

Da der Abdichtplatteneinbau 24 nicht nur als Abdichtplatte mit den Steuerstababschirmrohren 56 als ein einheitlicher benutzt wird, sondern auch als ein Teil des Aufbaus für die Einbau betrachtet werden, wäre die entgegengerichtete Kraft obere Führungsbaugruppe, wird er von einer Trommel 60 entsprechend dem Druck unmittelbar unterhalb der Brenn getragen, so dass sich ein stabilerer Aufbau ergibt. Darüber stoffbaugruppenausfluchtungsplatte 22. Dieser Druck liegt nur hinaus gestattet dies den gesamten Einbau einschliesslich der 30 geringfügig über dem Druck im Auslassplenum 26. Die Druck-Brennstoffbaugruppenausfluchtungsplatte 22 zu entfernen, differenz über jeweils einem dieser Einbauten ist etwa gleich wenn zur Durchführung des Brennstoffaustauschs die Brenn- dem Druckabfall durch den Reaktordruckbehälter und wäre in Stoffbaugruppen freizulegen sind. Diese Trommel 60 wird der Grössenordnung von 280 Kilopascal zu erwarten. Wenn getragen von Flanschen 62, die auf Flanschen 20 des Corehalte- die Platten einen Durchmesser in der Grössenordnung von 3,7 mantels ruhen. Die obere Führungseinbausupportplatte 64 ist 35 m aufweisen, ergibt sich damit eine abwärts gerichtete Kraft in offen, um ein Durchströmen zu ermöglichen. der Grössenordnung von 3 000 000 Newton. Der Corehalte- Since the sealing plate assembly 24 is used not only as a sealing plate with the control rod shield tubes 56 as a unit but also as part of the assembly structure, the opposing force would be the upper guide assembly, it is driven by a drum 60 corresponding to the pressure immediately below the Fired worn, so that a more stable construction results. Above this, the assembly assembly alignment plate 22. This pressure is only above this, this permits the entire installation, including the 30, slightly above the pressure in the outlet plenum 26. The removal of the pressurized fuel assembly alignment plate 22, the difference between each of these installations is approximately the same if the fuel is used to carry out the fuel exchange. the pressure drop through the reactor pressure vessel and would have to be exposed in fabric assemblies. This drum 60 is expected to be on the order of 280 kilopascals. When supported by flanges 62 which rest on flanges 20 of the core holder, the plates have a diameter of the order of 3.7 mantles. The upper guide mounting support plate 64 is 35 m, so there is a downward force in the open to allow flow through. on the order of 3,000,000 Newtons. The core holding

Eine Strömungsöffnung 70 ist in dem Corehaltemantel vor- mantel und die obere Führungseinbautrommel bei konventio-gesehen und auch in der oberen Führungsbaugruppentrommel nellen Konstruktionen erfordern erheblichen Aufwand, um den 60, so dass ein zweiter kleinerer Anteil des Durchsatzes, der in aufwärts gerichteten Kräften zu widerstehen, die im Core den Reaktordruckbehälter eingeführt wird, in die unter Druck 40 erzeugt werden, und auch auf die anderen Reaktorelemente stehende Kammer 72 gelangt. Die Steuerbaugruppenabschir- übertragen werden und zurückzuführen sind auf die aufwärts mungen 58 sind am oberen Ende offen und können Öffnungen gerichtete Strömung. Diese abwärts gerichtete Kraft infolge an verschiedenen Stellen ihrer Längserstreckung aufweisen, so der Druckdifferenz wirkt der aufwärts gerichteten Kraft entge-dass der kleinere Anteil des Durchsatzes nach unten innerhalb gen, womit erheblich die Menge an Material verringert wird, dieser Abschirmungen fliesst. Die Strömung erfolgt dann 45 die erforderlich ist, um die im Reaktor befindlichen Komponen-abwärts durch das Steuerelementabschirmrohr 56 in die Brenn- ten nach unten gegen den Reaktordruckbehälter selbst abzu-stoffbaugruppensteuerstabführungsrohre 40. Dieser zweite stützen. Die Kräfte mit der Tendenz, die Komponenten anzuhe-kleinere Anteil des Durchsatzes gelangt dann durch die Länge ben, sind eine Funktion der Strömung durch den Reaktor. Es ist der Brennstoffbaugruppen innerhalb des Führungsrohres zu festzuhalten, dass die Niederhaltekraft, erzeugt durch die einer Stelle nahe dem Boden des Cores 12, wo die Strömung 50 Druckdifferenz, natürlich eine Funktion dieser Druckdifferenz auswärts erfolgt und auf den ersten Hauptanteil des Durchsat- ist, die ihrerseits eine Funktion der Strömung durch den Reak-zes trifft. Diese beiden Strömungen mischen sich dann, und die tordruckbehälter darstellt. Demgemäss ändert sich die Kraft, Gesamtmenge strömt nach oben durch das Core 12 zur Aus- die der Aufwärtsbewegung entgegengerichtet ist, entspre-lasskammer 26. chend demselben Parameter, mit dem die aufwärts gerichteten A flow opening 70 is pre-jacketed in the core holding jacket and the upper guide installation drum in conventional constructions and also in the upper guide assembly drum nelle constructions require considerable effort to the 60, so that a second smaller portion of the throughput that withstand in upward forces , which is introduced into the core of the reactor pressure vessel, into which pressure 40 is generated, and also reaches chamber 72, which is in the other reactor elements. The control module shields are transmitted and are due to the upward openings 58 which are open at the upper end and can be directed flow openings. This downward force is due to its longitudinal extent at different points, so the pressure difference counteracts the upward force - that the smaller portion of the throughput is within, which considerably reduces the amount of material that flows through these shields. The flow then takes place 45, which is required in order to exhaust the components located in the reactor downward through the control element shielding tube 56 into the fires against the reactor pressure vessel itself against the assembly control rod guide tubes 40. This supports the second one. The forces with the tendency to increase the components - the smaller part of the throughput then passes through the length ben - are a function of the flow through the reactor. It is to be noted by the fuel assemblies within the guide tube that the hold-down force created by a location near the bottom of the core 12 where the flow 50 pressure differential is, of course, a function of this pressure differential outward and is due to the first major portion of the throughput for its part fulfills a function of the flow through the reacze. These two flows then mix and represent the goal pressure vessel. Accordingly, the force changes, the total quantity flows upward through the core 12 to counter the upward movement, according to the release chamber 26, according to the same parameter with which the upward movement

Man kann erkennen, dass zwei parallele Strömungspfade 55 Kräfte ansteigen, und es ergibt sich damit eine Tendenz zum zwischen dem Einlass 8 und dem Boden des Cores 12 vorliegen. Selbstkompensieren bei Änderung des Durchsatzes durch den Der Druckabfall wird im wesentlichen bewirkt durch den gros- Reaktor und bei Änderungen durch Ablagerungen, die im allge-seren ersten Anteil der Strömung, der nach unten durch den meinen im gesamten Strömungspfad auftreten können. Ringraum 28 fliesst. Der verbleibende Anteil der Strömung Der Druck am Einlass 8 und in der Plenumkammer 72 sind fliesst durch den anderen Pfad und unterliegt demselben Druck-60 nicht nur in etwa gleich, sondern auch die Temperatur des Flui-abfall, wobei die Strömung etabliert wird durch die Geometrie des ist an beiden Stellen gleich. Daraus folgt, dass im Normalbe-des Strömungspfades. Es ist bevorzugt, dass der Anteil dieses trieb keine grosse Temperaturdifferenz an den Flanschen 20,62 Strömungspfades vom Einlass 8 zur unter Druck stehenden und 6 vorliegt infolge unterschiedlicher Fluidtemperaturen. Kammer 72 einen geringen Widerstand vorfindet, und demge- Dies verringert die thermischen Belastungen in diesem mäss dort ein relativ niedriger Druckabfall eintritt. Der Anteil V Bereich, wo die durch Druck hervorgerufenen Belastungen des Strömungspfades durch die Baugruppenabschirmung und bereits hoch sind infolge der komplizierten Natur einer ver-dann durch die Führungsrohre 40 sollte den grösseren Anteil schraubten Verbindung. It can be seen that two parallel flow paths 55 forces increase and there is thus a tendency to exist between the inlet 8 and the bottom of the core 12. Self-compensation when the throughput changes due to the pressure drop is essentially caused by the large reactor and changes by deposits that occur in the general first part of the flow, which can occur down through mine in the entire flow path. Annulus 28 flows. The remaining portion of the flow The pressure at inlet 8 and in plenum 72 flows through the other path and is subject to the same pressure-60 not only approximately the same, but also the temperature of the fluid drop, the flow being established by the geometry that is the same in both places. It follows that in the normal way of the flow path. It is preferred that the proportion of this drive did not have a large temperature difference on the flanges 20, 62 of the flow path from the inlet 8 to the pressurized and 6 because of different fluid temperatures. Chamber 72 finds a low resistance, and consequently this reduces the thermal loads in which a relatively low pressure drop occurs there. The portion V area where the pressure-induced loads on the flow path through the assembly shield and are already high due to the complicated nature of a connection which is then screwed through the guide tubes 40 should account for the larger portion.

des zur Verfügung stehenden Druckabfalls ausmachen. Dies of the available pressure drop. This

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1 Blatt Zeichnungen 1 sheet of drawings

Claims

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PATENT CLAIMS Flow stability in the event of local vapor formation or

1. Secure water-cooled nuclear reactor with an upward overheating.

core through which cooling water flows, although the control rods do not contain any fuel.

Tubes for control rods vertically movable in them are still neutrons, and there is some heat, characterized in that the cooling water flow in FIG. 5 generates. Cooling of the control rods is therefore necessary, a first, fed at the lower end of the core (12) and the conventional method of cooling the control rods of this upward-diameter and a second, at the upper, is that part of the flow is upward end of the guide tubes (40) supplied and this flows down through the control rod guide tubes and this flowing portion is divided. The coolant portion then either enters the outlet chamber

2. Nuclear reactor according to claim 1, characterized in io or in an upper section of the reactor pressure vessel,

that the guide tubes (40) have openings at the bottom and from which point the flow then leads to the outlet.

the second portion after passing through these openings. The amount of coolant flowing through the guide tubes together with the first portion flows up the core parallel to the flow that flows over the fuel construction. groups flows and cools them. This cooling the control

3. Nuclear reactor according to claim 1 or 2, thereby kenn- 's serving portion must therefore be precisely limited, draws that a sealing plate is provided in the distance above the core by an undesirable reduction in thermal thermal installation (24), which is an outlet plenum chamber (26) to avoid core efficiency. This portion must limit the above the core through which the guide tubes (56) guide tubes flow when the control rods extend. are as if they were introduced. The flow path

4. Nuclear reactor according to claim 3 with a reactor pressure 20 has a relatively low pressure drop when the control vessel and a pressure vessel rod connected to it are pulled, and this results in a corresponding head and with a core holding jacket which encloses the core increase in the Throughput. In order to define these changes in and below this an inlet plenum, while limiting the core throughput, one has to provide a flow reducing holding jacket which is also supported within the pressure vessel through holes at the inlet of the guide tubes, with the formation of an annular space between the two, which has 25 dies cannot, however, communicate the increase in core bypass flow to the inlet plenum, characterized, completely avoid it when the control rods are pulled, that the annular space (28) and the inlet plenum (32) keep the extent of this throughput change to a minimum. The first part of the flow is that the pressure vessel head (4) using such holes not only requires the cost of a pressurized volume (72) between them and their installation, but also entails the risk that the sealing plate installation (24) is limited , and that an opening 30 clog the holes, which always applies, if any (70) through the core holding jacket (18) near its upper end which flow restrictions are provided in a nuclear reactor, the annular space and that being under pressure - will see.

The volumes in fluid communication are under training. The choice of the respective bypass flow rate through the formation of a flow path for the second portion. Control rod guide tubes require critical adjustment

5. Nuclear reactor according to claim 4, characterized in 35 of the throughput, since the throughput must be sufficient to properly cool the rods that the sealing plate installation (24) from the core holding jacket (18) in the fully inserted position while being supported. excess throughput, the thermal

6. Nuclear reactor according to claim 4, characterized in that the behavior of the reactor core is impaired.

that the guide tubes (40, 56) extend vertically through the outlet. Since the flow is upward along the control rods, the plenum chamber (26) extends into the pressurized volume 40 resulting in an upward force due to the friction (72). the fluid flow and due to the pressure difference between

7. Nuclear reactor according to claim 4, characterized in that the lower and upper section of the control rod. This that the second cooling water inlet along a flow path counteracts the downward movement that flows at that required between a cooling water inlet (8) and the rapid shutdown of a reactor, so that the pressurized volumes (72) have a low flow Shutdown time is increased, and moreover, the flow resistance has relative to the flow resistance forces required to move the control rods downward between this volume and the space under which they move, beyond what would be required if core . the flow would not exist.

8. Nuclear reactor according to claim 7, characterized in that the pressure in the conventional arrangement is below that the sealing plate installation (24) on the pressure vessel (2) is higher than the core due to the pressure on the outlet of the core. the friction losses of the flow flowing through. This

9. Nuclear reactor according to claim 8, characterized in that leads to a considerable upward force on that the sealing plate installation (24) on the core holding jacket (18) core in the order of magnitude of 3,000,000 Newtons at and above this on the pressure vessel (2 ) is suspended. Pressure drop of 280 kilopascals. Because the entire top

55 section of a conventional reactor pressure vessel is under the outlet pressure, this force can only be counteracted

are acted on by the internals, which the force on the

Transfer the reactor pressure vessel or the reactor head.

In the conventional embodiment, the top stands