CS223408B1 - Prevádzkový detektor na meranie vyhorenia paliva v atómovom reaktore - Google Patents
Prevádzkový detektor na meranie vyhorenia paliva v atómovom reaktore Download PDFInfo
- Publication number
- CS223408B1 CS223408B1 CS811086A CS108681A CS223408B1 CS 223408 B1 CS223408 B1 CS 223408B1 CS 811086 A CS811086 A CS 811086A CS 108681 A CS108681 A CS 108681A CS 223408 B1 CS223408 B1 CS 223408B1
- Authority
- CS
- Czechoslovakia
- Prior art keywords
- detector
- zirconium
- fuel
- atomic reactor
- coating
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
223408 a
Vynález sa týká prevádzkového detektorana meranle vyhorenia paliva v atómovomreaktore.
Doteraz sa určuje stupeň vyhorenia pali-va v atómovom reaktore na základe spektro-metrického určenia koncentrácie vyhořenýchjadier 235U po ožiarení v atómovom reakto-re; registráciou cézia 137Cs, ktoré vzniká prištiepenl; registráciou kobaltu 60Co, ktorývzniká v kobaltovom monitore; na základemnožstva plutonia pri výpočte neutrónov238U a kalorimetrickým meraním tepelnéhoefektu, ktorý sprevádza štiepenie jadier a ajteoretickým výpočtom. Teoretický výpočetkoeficientu vyhorenia paliva je poměrnědost obtiažny, vzhfadom na spektrum neu-trónov a jeho stabilitu v reaktore a hroma-denie produktov vyhorenia. Ďalšie experi-mentálně metody okrem kalorimetrických apomocou kobaltového monitora umožňujúmerať stupeň vyhorenia až po ožiarení ma-teriálu, t. j. až po ukončení palivovej kam-paně reaktora. Tieto metody sú nevýhodnénajmá preto, že sa nedajú uplatnit aj počasprevádzky. Kalorimetrické metody sú zalo-žené na určovaní množstva energie uvol'ne-nej pri štiepení jadier. Uvofnenú energiu po-tom pohlcuje detektorové teleso. Teleso všakmusí mať dostatočne vysoká koncentráciujadier, takže volná středná dráha neutró-nov je menšia ako sú rozměry telesa. Na vy-hodnotenie vyhorenia paliva sú potřebnépředběžné jadrovofyzikálne a materiálovofy-zikálne charakteristiky pohlcujúcich detek-torových telies, ich priebežná charakteristi-ka a hodnoty žiarenia.
Uvedená nedostatky odstraňuje prevádz-kový detektor na meranie vyhorenia palivav atómovom reaktore podlá vynálezu, kto-rého podstata spočívá v tom, že zostáva ztroch kovových tepelných vodičov, izolova-ných keramickými izolátormi, pričom dvatepelné vodiče sú ukončené v dvoch guliachuranového paliva, z ktorých jedna je obale-ná zirkóniovým obalom a druhá je obalenázirkóniovým a zlatým obalom, přitom zirkó-niové obaly týchto dvoch gulí sú spojenézirkóniovým držiakom, na ktorý je připoje-ný třetí tepelne izolovaný kovový tepelnývodič.
Vynález prevádzkového detektora na me-ranie vyhorenia paliva v atómovom reaktoreumožňuje poměrně jednoduchým spósobompriebežne merať stupeň vyhorenia paliva vktoromkotvek mieste atomového reaktora ana základe toho získávat potřebné údaje oteplovodivosti paliva počas prevádzky.
Na priipojenom obrázku je schematickyznázorněný příklad vyhotovenia prevádzko-vého detektora na meranie vyhorenia pali-va v atómovom reaktore.
Prevádzkový detektor je vyhotovený ztroch tyčových kovových tepelných vodičov3 připojených na ultrazvukové vodiče, ktorésú uložené v tepelných keramických izolá-toroch 4, z ktorých dva sú umiestnené vstřede gule uránového paliva 2 a jeden ko- vový tepelný vocVč 3 je spojený so zirkónio-vým držiakom 5. Gule uránového paliva 2sú obalené zirkóniovým obalom 1, pričomjedna z gulí uránového paliva 2 je obalenáaj zlatým obalom 6. Zirkóniové obaly 1 súspojené zirkóniovým držiakom 5. Tyčové ko-vové tepelné vodiče 3 móžu byť vyhotovenéz iridia, ruténia, ródia alebo osmia a obale-né sú keramickou izoláciou, vytvořenou pretento účel. Pri meraní sa rádioaktívne ply-ny odvádzajú z gulí uránového paliva 2 de-tektora cez mikrotrhlinky zirkóniových oba-lov 1 a zlatého obalu 6. Přitom sa zlatý obalB nanáša na zirkóniový obal 6 vákuovoutechnológiou. S prevádzkovým detektorommožno merať stupeň vyhorenia paliva « vrozsahu 2 až 20 °/o,
Pre meranie stupňa vyhorenia paliva vatomovom reaktore platí medzi náplňamiuránového paliva 2 v guliach detektora apalivovými článkami reaktora vzťah Φι kde Φι je stredný neutrónový tok v guliachuránového paliva detektora, Φ2 — stredný neutrónový tok v palivo-vých článkoch reaktora, a — stupeň vyhorenia paliva v guliachdetektora, at — stupeň vyhorenia paliva v článkureaktora. Φι Přitom hodnota —— k, závisí na geo-Φ2 metrickom tvare detektora a účinnom prie-reze pohlcovača neutronového toku v pali-vových článkoch reaktora a v guliach urá-nového paliva detektora.
Teplo vzniknuté pri hoření uránového pa-liva v prvej guli detektora qi = λ . ΔΤι kde λ je integrálna tepelná vodivosť paliva[J], ΔΤι — rozdiel teplot nameraných v stře-de a na povrchu prvej gule uránového pa-liva detektora.
Teplo vzniknuté pri hoření uránového pa-liva v druhej guli detektora q2 = λ . ΔΤ2 kde λ je integrálna tepelná vodivosť paliva [J], ΔΤ2 — rozdiel teplot nameraných v stře-de a na povrchu druhej gule uránového pa-liva detektora. Z porovnania vzťahov vyplývá, že qi _ ΔΤιq2 ~ ΔΤ2
Claims (1)
- 223408 . 100 % pričom po dosadení hodnot dostaneme qi = kíPiNiq2 — k$2pN2q2 = k Φ2 pN2 qi = k Φι Ni kde Ni je počet zvyšných atómov v uránovompálivé prvej gule detektora, N2 — počet zvyšných atómov v uránovompálivé druhej gule detektora, p — koeficient časovej dížky vyžarovania(napr, při zlatom obale hrubom 0,1 mm,p = 0,88 j. Z porovnania týchto vzťahov vyplývá, že qi _ Niq2 — p . N2 ’ resp. ATi = NiΔΤ2 p . N2 ΔΤ2 — ρΔΤιΔΤ2 — ρ2ΔΤΪ pričom ΔΊι = Ti — T3 a ΔΤ2 = T2 — T3kde Ti je teplota v prvej guli uránového pali-va detektora [K], T2 — teplota v druhej guli uránového pali-va detektora [K], T3 — teplota povrchu guli uránového pa-liva detektora, p — koeficient časovej dížky vyžarovania. Ako vyplývá z uvedeného vzťahu, přes-nost merania stupňa vyhorenia paliva a zá-visí od přesnosti merania teploty a určí sana základe róznosti teplotných gradientovdvoch guli uránového paliva detektora. Připoužití ultrazvukového teplomera je přes-nost merania a cca 0,1 %. Prevádzkový detektor možno využit primeraní vyhorenia paliva v atomových reak-toroch. PREDMET Prevádzkový detektor na meranie vyhore-nia paliva v atómovom reaktore, vyznačujú-ci sa tým, že zostáva z troch kovových te-pelných vodičov (3j, izolovaných keramic-kými izolátormi (4), pričom dva tepelné vo-diče sú ukončené v dvoch guliach uránové-ho paliva (2), z ktorých jedna je obalená VYNALEZU zirkóniovým obalom (1] a druhá je obalenázirkóniovým obalom [lj a zlatým obalom(6j, přitom zirkóniové obaly (1) týchtodvoch guli sú spojené zirkóniovým držia-kom (5), na ktorý je připojený třetí tepel-ne izolovaný kovový tepelný vodič (3). 1 list výkresov
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS811086A CS223408B1 (sk) | 1981-02-16 | 1981-02-16 | Prevádzkový detektor na meranie vyhorenia paliva v atómovom reaktore |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CS811086A CS223408B1 (sk) | 1981-02-16 | 1981-02-16 | Prevádzkový detektor na meranie vyhorenia paliva v atómovom reaktore |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CS223408B1 true CS223408B1 (sk) | 1983-10-28 |
Family
ID=5344310
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CS811086A CS223408B1 (sk) | 1981-02-16 | 1981-02-16 | Prevádzkový detektor na meranie vyhorenia paliva v atómovom reaktore |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CS (1) | CS223408B1 (cs) |
-
1981
- 1981-02-16 CS CS811086A patent/CS223408B1/cs unknown
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US4298430A (en) | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly | |
| Minato et al. | Fission product release from ZrC-coated fuel particles during post-irradiation heating at 1800 and 2000 C | |
| US4614635A (en) | Fission-couple neutron sensor | |
| JPS6161360B2 (cs) | ||
| Reymann | Matpro--version 10: a handbook of materials properties for use in the analysis of light water reactor fuel rod behavior | |
| CS223408B1 (sk) | Prevádzkový detektor na meranie vyhorenia paliva v atómovom reaktore | |
| Bruet et al. | Contact 1 and 2 experiments: behaviour of PWR fuel rod up to 15000 MWd. t-1 | |
| Calza-Bini et al. | In-Pile Thermal Conductivity of Fuel Oxide: UO2 Pellets and Vipac UO2-PuO2 Pellets and Sol-Gel | |
| Sawa et al. | Integrity confirmation tests and post-irradiation test plan of the HTTR first-loading fuel | |
| RU2087047C1 (ru) | Теплофизический макет термоэмиссионного петлевого канала | |
| Cervellati et al. | A study on some models of neutron thermopiles | |
| Miyoshi et al. | A Geometric Buckling Expression for Regular Polygons: I. Measurements in Low-Enriched UO2-H2O Lattices | |
| Abuqudaira et al. | Assessment of Nuclear Sensors and Instrumentation Maturity in Advanced Nuclear Reactors | |
| Chenebault et al. | Evaluation of Fission Gases and Halogen Release out of Failed Fuel Running at Constant Power and in Power Cycling Regime | |
| Robinson et al. | Behavior of Uranium Sulfide Fast-Reactor-Type Fuel Specimens Under Transient Heating in Treat | |
| Tomik et al. | The results of measurements and evaluation on experimental G-type and S-type elements | |
| Fujii et al. | The lift-off experiments, ifa-610.3 (uo2), and ifa-610.4 (mox) evaluation of in-pile measurement data | |
| Millhollen et al. | PNL-17: EBR-II INSTRUMENTED SUBASSEMBLY TEST. INTERIM REPORT. | |
| FR3155354A1 (fr) | Calorimètre pour la mesure de la puissance résiduelle linéique d’au moins une portion ou d’un morceau d’un crayon de combustible nucléaire usé ou neuf. | |
| Coobs et al. | IRRADIATION PERFORMANCE IN HFIR EXPERIMENT HRB-2 OF HTGR FUEL STICKS BONDED WITH REFERENCE AND ADVANCED MATRIX MATERIALS. | |
| Tachis et al. | In-reactor thermal conductivity of uranium carbide | |
| Durand et al. | Effect of Reactor Irradiation on the Thermal Conductivity of Uranium Impregnated Graphite at Elevated Temperatures | |
| MacDonald et al. | Fuel rod temperature and pressure response in Halden reactor experiment IFA-226.[BWR; PWR] | |
| Rohal et al. | Unrestrained swelling of uranium-nitride fuel irradiated at temperatures ranging from 1100 to 1400 K (1980 to 2520 R) | |
| Fayl et al. | In-reactor determination of the thermal conductivity of UO2-pellets up to 2200 deg. C |