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Advanced helium cooled pebble bed blanket Task PPA 2.6. Final report

By L.V. (comp.) Boccaccini, H.J. Fiek, U. Fischer, Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt (Germany). Inst. fuer Kern-und Energietechnik, Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt (Germany). Inst. fuer Reaktorsicherheit, Association Euratom-Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt (Germany) and Forschungszentrum Karlsruhe GmbH Technik und Umwelt (Germany). Projekt Kernfusion

Abstract

Das im Rahmen des Europaeischen Blanketprogrammes entwickelte Heliumgekuehlte Feststoffblanketkonzept basiert auf der Benutzung eines ferritisch-martensitischen Stahls (EUROFER-97) als Strukturmaterial. Da die maximal zulaessige Temperatur dieses Stahls 550 C betraegt, kann die Temperatur des Helium Kuehlmittels circa 500 C nicht ueberschreiten, was zu einem relativ niedrigen Wirkungsgrad des Energiekonversionssystems fuehrt. Die Verwendung eines keramischen Strukturmaterials wie SiC_f/SiC mit einer maximal zulaessigen Temperatur von ca. 1200 C erlaubt einen Austieg der maximalen Heliumtemperatur im Blanket mit der Moeglichkeit effizientere Energiekonversionssysteme zu benutzen. Ausserdem hat SiC_f/SiC einige andere attraktive Eigenschaften in Bezug auf die Neutronik (niedrigere Neutronenabsorption als EUROFER) und die Sicherheit (niedrigere Nachwaerme). Um alle Vorteile dieses Strukturmaterials nutzen zu koennen, wurde ein neues Blanketdesign vorgeschlagen. Die Kugelschuettungen wurden parallel zur ersten Wand angeordnet. Durch diese Konfiguration war es moeglich, die erforderliche Menge an Beryllium zu reduzieren, die Faehigkeit, Tritium zu erzeugen, zu steigern und die zulaessige Belastung an der Wand durch Neutronen zu erhoehen. Schliesslich fuehrt das angewandte Flussschema zu einer deutlichen Reduktion der Druckverluste im Kuehlmittel. Auf der Grundlage dieses Entwurfs wurden thermohydraulische, thermomechanische und neutronische Berechnungen durchgefuehrt, um Parameter wie Anzahl und Dicke der Kugelschuettungen, "6Li-Anreicherung, Temperaturen und Druecke des Kuehlmittels, etc., zu optimieren. Eine Untersuchung zur Ermittlung der Leistungsgrenze dieses Konzepts bezueglich der maximal zulaessigen Belastung der ersten Wand durch Neutronen und durch Erhitzung der Oberflaeche, Tritiumerzeugung, thermischem Wirkungsgrad des Energiekonversionssystems und Pumpleistung des Blanketkuehlkreises wurde durchgefuehrt. (orig.)The Helium Cooled Pebble Bed blanket concept developed in the frame of the EPB-programme is based on the use of low activation ferritic/martensitic steel (EUROFER-97) as structural material. As the maximum allowable temperature of this steel is 550 C, the coolant helium temperature can not exceed about 500 C, resulting in a relatively low thermal efficiency of the power generation system. The use of a ceramic structural material like SiC_f/SiC with a maximum allowable temperature of about 1200 C allows to increase the maximum helium temperatures in the blanket, with the possibility to adopt more efficient power conversion systems. SiC_f/SiC provides some other attractive features from the neutronic point of view (low neutron absorber in comparison to EUROFER) and safety (low afterheat). To take full advantage of the potential of this structural material, a new blanket design has been proposed. The pebble beds have been arranged in parallel to the first wall; by this configuration it was possible to reduce the required amount of beryllium, to improve the tritium breeding capability and to increase the allowable neutron wall loading. Finally, the adopted flow scheme results in a decisive reduction of the coolant pressure drop. On the basis of this design thermo-mechanical, thermo-hydraulic and neutronic calculations have been performed to optimise the design parameters (number and thickness of the beds, "6Li enrichment, helium temperatures and pressure, etc). An assessment of the limitation of this concept in terms of maximum neutron wall loading, surface heating, achievable tritium breeding ratio, thermal efficiency in the power conversion system and pumping power for the blanket cooling loops have been performed. (orig.)SIGLEAvailable from TIB Hannover: ZA 5141(6402) / FIZ - Fachinformationszzentrum Karlsruhe / TIB - Technische InformationsbibliothekDEGerman

Topics: 10O - Nuclear power plants, PEBBLE BED REACTORS, BREEDING BLANKETS, HELIUM, THERMAL EFFICIENCY, SILICON CARBIDES, TRITIUM, LITHIUM 6, THERMODYNAMICS, HYDRAULICS, COMPUTERIZED SIMULATION, TRITIUM RECOVERY, TEMPERATURE DISTRIBUTION, RANKINE CYCLE, FLOWSHEETS, STEAM GENERATORS, THERMONUCLEAR DEVICES
Year: 2000
OAI identifier:
Provided by: OpenGrey Repository
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