DE1083948B

DE1083948B - Sicherheitssteuerung von Kernreaktoren

Info

Publication number: DE1083948B
Application number: DEU4712A
Authority: DE
Inventors: Norman E Huston; Rodney G Hoff; Clifford W Wheelock
Original assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Current assignee: US Atomic Energy Commission (AEC)
Priority date: 1956-08-07
Filing date: 1957-08-06
Publication date: 1960-06-23
Also published as: NL214666A; US2987455A; FR1192201A; GB823672A; NL112156C; BE559907A

Description

Die Erfindung betrifft eine Sicherheitssteuerung für Kernreaktoren, die zur selbsttätigen Steuerung und Abschaltung des Kernreaktors im Falle eines Davonlaufens bzw. beim Ansteigen des Neutronenflusses auf einen vorbestimmten Wert dient.

Bisher erfolgte die Steuerung der maximal erzielbaren Reaktivität mittels neutronenabsorbierender Stoffe, die außerhalb des Reaktors gespeichert wurden. Diese Stoffe sind in Form von Stäben oder Kugeln oder in flüssiger Form verwendet worden und müssen entweder in den Reaktor eingeführt werden, damit eine Steuerwirkung erzielt werden kann, oder ihre Lage muß so verändert werden, daß z. B. ein größerer Anteil des Stabes in den Reaktor gelangt. Da die Leistungshöhe eines nicht gesteuerten Reaktors mit außerordentlich hoher Geschwindigkeit ansteigen kann, soll der neutronenabsorbierende Stoff außerordentlich rasch in den Reaktor eingeführt werden. Wenn sich der neutronenabsorbierende Stoff außerhalb des Reaktors befindet, sind sowohl seine in den Reaktor einzuführende Menge als auch die Strecke, über die sie zur Erzielung der gewünschten Steuerung bewegt werden muß, so groß, daß bei der Einführung mittels einer angemessenen Antriebskraft die erforderliche Zeitspanne für bestimmte Reaktoren ziemlich groß ist. In dieser Zeitspanne kann der Reaktor eine bleibende Schädigung erfahren oder sogar den Zustand erreichen, in dem von dem Reaktor ausgestoßene Stoffe den Eintritt des Steuermaterials verhindern. Ferner sind die bisher-bekannten Vorrichtungen zur Sicherheitssteuerung im allgemeinen verwickelt gebaut, von der Zufuhr elektrischer Energie abhängig und nicht so zuverlässig, daß für Notfälle eine absolut einwandfreie und schnelle Reaktorsteuerung zur Verfügung stünde.

Es ist auch schon der Vorschlag bekanntgeworden, Reaktoren mit gasförmigem BF₃ durch Veränderung des Drucks desselben zu steuern. Dies ermöglicht zwar eine sehr feine Steuerung der Reaktivität, aber es besteht stets die Gefahr von Druckverlusten durch Undichtigkeiten, so daß bei Anwendung dieser Steuerung noch eine schnell wirkende Sicherheitssteuerung notwendig wird. Abgesehen davon ist der apparative Aufwand sehr groß; die Steuerung ist bei einem Reaktor, der nicht inhärent stabil ist, als Primärsteuerung überhaupt nicht verwendbar.

Gegenstand der Erfindung ist eine Sicherheitssteuerung für Kernreaktoren, die sich durch einen Vorrat eines neutronenabsorbierenden Stoffes, der völlig innerhalb des Reaktorkerns angeordnet ist, und eine Einrichtung kennzeichnet, welche die Einwirkung des neutronenabsorbierenden Stoffes auf den Neutronenfluß des Reaktors zu vergrößern vermag und von einer Einrichtung ausgelöst wird, die bei einem Sicherheitssteuerung von Kernreaktoren

Anmelder:

United States Atomic Energy Commission, Washington, D. C. (V. St. A.)

Vertreter: Dr.-Ing. W. Abitz, Patentanwalt,
München 27, Gaußstr. 6

Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 7. August 1956

Norman E. Huston, Woodland Hills, Calif.,
Rodney G. Hoff und Clifford W. Wheelock,

Canoga Park, Calif. (V. St. Α.),
sind als Erfinder genannt worden

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vorbestimmten Wert des Neutronenflusses thermisch anspricht.

In weiterer Ausgestaltung der Erfindung wird die thermisch ansprechende Einrichtung von entsprechend dem Neutronenfluß Wärme erzeugendem Spaltstoff gebildet, der auf ein wärmeempfindliches Element, insbesondere eine Schmelzsicherung, einwirkt, das seinerseits die Einrichtung auslöst, welche die Einwirkung des neutronenabsorbierenden Stoffes auf den Neutronenfluß vergrößert.

Nach einer bevorzugten Ausführungsform der Erfindung bewirkt die Einrichtung, welche die Einwirkung des neutronenabsorbierenden Stoffes auf den Neutronenfluß vergrößert, eine Vergrößerung der Oberfläche des neutronenabsorbierenden Stoffes. Nach einer weiteren Ausführungsform ist der den neutronenabsorbierenden Stoff im unausgelösten Zustand enthaltende Raum gegen den Neutronenfluß des Reaktors abgeschirmt, wobei eine Einrichtung vorgesehen ist, welche den neutronenabsorbierenden Stoff beim Ansprechen der Steuerung aus dem ihn enthaltenden abgeschirmten Raum in eine nicht abgeschirmte Zone überführt.

009 547/338

Der neutronenabsorbierende Stoff, d. h. ein Isotop mit großem neutronenabsorbierendem Querschnitt, kann als Gas in verdichtetem Zustand vorgesehen sein, das sich beim Auslösen der Steuerung ausdehnt, oder kann beim Auslösen der Steuerung durch Verbrennung in Form sich ausbreitender und sich z. B. an Flächen kondensierender Dämpfe entwickelt werden, er kann ferner auf Flächen ausgebreitet sein, die beim Ansprechen der Steuerung mechanisch ausgebreitet werden, oder in sonstiger Weise durch mechanische Mittel ausgebreitet werden. Zur Vergrößerung der Oberfläche des neutronenabsorbierenden Stoffes beim Ansprechen der Steuerung kann derselbe sowohl in einem in den Reaktor eingesetzten Teil, insbesondere einem rohrartigen Behälter, ausgebreitet wie auch aus dem Rohr in das Reaktorinnere, insbesondere die Kühlmittelrohre, ausgepreßt werden, auf deren Innenflächen er sich niederschlägt. Gewöhnlich wird die Sicherheitssteuerung in einem rohrartigen Behälter oder einer stabförmigen Hülse der gleichen Standardgröße untergebracht, die ein gewöhnlicher Spaltstoffstab hat, so daß die Steuerung in die Brennstoff rohre z. B. eines heterogenen Kernreaktors zusammen mit den Spaltstoffstäben eingeführt werden kann.

Durch die erfindungsgemäße Steuerung, die in der Nahe des Reaktorkerns oder in demselben angeordnet wird, wird der Energiebedarf erheblich verkleinert und die Zeitspanne verkürzt, die zur Bewirkung der Reaktorsteuerung notwendig ist. Die verschiedenen Ausführungsformen der erfindungsgemäßen Vorrichtung stellen einfache, verläßliche, in sich abgeschlossene, außerordentlich rasch arbeitende, sabotage-, bomben- und erdbebensichere Mittel zur automatischen Abschaltung eines Kernreaktors im Falle eines Davonlaufens bzw. eines plötzlichen Ansteigens des Neutronenflusses dar.

Weitere Merkmale und Einzelheiten der Erfindung ergeben sich aus der folgenden Beschreibung der in den Zeichnungen zur Erläuterung dargestellten Ausführungsformen der erfindungsgemäßen Sicherheitssteuerung. Es zeigt

Fig. 1 eine bevorzugte Ausführungsform der erfindungsgemäßen Sicherheitssteuerung,

Fig. 2 eine weitere Ausführungsform, die sich zur Einspritzung eines neutronenabsorbierenden Stoffes in ein Kühlmittelrohr des Reaktors eignet,

Fig. 3 eine Sicherheitssteuerung zum Verflüchtigen und Kondensieren eines neutronenabsorbierenden Stoffes in einem Reaktor,

Fig. 4 eine mechanische Balganordnung zur Vergrößerung der dem Neutronenfluß ausgesetzten Oberfläche eines neutronenabsorbierenden Stoffes,

Fig. 5 eine Teleskoprohranordnung in Ruhestellung, Fig. 6 die Anordnung von Fig. 5 in Arbeitsstellung, Fig. 7 eine Blasenanordnung, Fig. 8 einen Schnitt nach Linie 8-8 von Fig. 7,

Fig. 9 im Querschnitt die Blase in Arbeitsstellung,

Fig. 10 einen Querschnitt nach Linie 10-10 von Fig.,7,

Fig. 11 und 12 weitere Ausführungsformen einer die Sicherheitssteuerung betätigenden Vorrichtung und

Fig. 13 einen Schnitt nach Linie 13-13 von Fig. 12.

Die Sicherheitssteuerung nach Fig. 1 ist in der Hülse 1 eines Brennelementes angeordnet, die in ein Reaktorrohr in der Nähe des Reaktorkernes eingesetzt werden kann. In der Hülse 1 ist eine Hochdruckkammer S vorgesehen, die von den hochdruckfesten Wandungen 2 und der Verschlußkappe 4 gebildet wird. Die Kammerwände 2 sind normalerweise mit wärmeleitenden Rippen oder Nasen 5 versehen, um innerhalb der Vorrichtung einen guten Wärmeübergang zu erhalten. Die Kammer 3 ist mit einem neutronenabsorbierenden Stoff, im allgemeinen in Form eines unter hohem Druck stehenden gasförmigen Neutronengiftes, gefüllt. Typische Beispiele für solche Gase sind Bortrifluorid (BF₃), das an dem ¹⁰B-IsO-top angereichert ist, Helium (³He) oder irgendein anderes strahlungsbeständiges Gas von hohem mikroskopischem Eingangquerschnitt für Neutronen. Auf den Innenflächen der Kammer 3 kann eine Kadmiumschicht niedergeschlagen sein, um den Neutroneneinfang durch das BF₃ oder sonstige Gas zu verringern. Die Hülse 1 enthält ferner eine Niederdruckkammer 7, in welche das neutronenabsorbiernde Gas eintritt, sobald eine vorbestimmte Zunahme in der Reaktivität des Kernreaktors erfolgt. In der Niederdruckkammer 7 ist ein urangespeistes Heizelement 10 angeordnet, dessen Heizwirkung auf der Spaltung des in ihm enthaltenen Urans beruht und das auf einem zu einem Block 13 ausgebildeten Wärmewiderstand ruht, der normalerweise aus rostfreiem Stahl besteht. Dieser Block 13 zieht von dem urangespeisten Heizelement 10 die normale Betriebswärme ab und liefert die thermische Beaufschlagung der die Sicherheitssteuerung betätigenden Einrichtung. Innerhalb des Heizelementrohres 10 ist als Schmelzsicherung ein Lotpfropfen 9 vorgesehen, der das die Niederdruckkammer 7 mit der Hochdruckkammer 3 verbindende Rohr 11 verschließt. Das Rohr 11 ist auf einem Endblock 12 angeordnet, der so ausgebildet ist, daß er Wärme vom Rohr 11 abzieht, und in bezug auf das Heizelementrohr 10 und den Block 13 so dimensioniert ist, daß in der Vorrichtung in Längsrichtung kein Wärmefluß auftritt. Der Lotpfropfen besteht zweckmäßig aus einer eutektischen Silber-Zinn-Legierung; eine Legierung aus 96,5°/o Zinn und 3,5 °/o Silber hat sich als besonders zufriedenstellend erwiesen. Da der Schmelzpunkt dieser Legierung 221° C beträgt, tritt die Auslösung bei dieser Temperatur ein. Weitere bauliche Merkmale dieser Sicherheitssteuerung sind eine Füllöffnung 14 zur Beschickung der Hochdruckkammer 3 mit unter hohem Druck stehendem Gas und eine Versteifung 6, die der Steuerung eine solche Druckfestigkeit, ein solches Gewicht und eine solche Steifheit verleiht, daß Vibrationen der Steuerung in einem durch die Reaktorrohre strömenden turbulenten Kühlmittelstrom verhindert werden. Die Versteifung 6 ist mit öffnungen 15 versehen, damit der gasförmige neutronenabsorbierende Stoff durch die gesamte Niederdruckkammer 7 strömen kann. Endverschlüsse 8 vervollständigen die Sicherheitssteuerung. Typische Beispiele für den Hülsenwerkstoff sind rostfreier Stahl, der außen mit Aluminium umkleidet ist, oder Zirkonblech.

Das in Fig. 1 dargestellte und auch später in anderen Ausführungsformen der Sicherheitssteuerung verwendete Heizelementrahr 10 enthält normalerweise ²³⁵U in einer Menge, die eine Funktion der Lage des Heizelementes im Reaktor, des Reaktorflusses und im Falle von Fig. 1 des thermischen Widerstandes des Blockes 13 ist. Zum Beispiel können zur Herstellung eines zufriedenstellenden Heizelementes 25 Gewichtsprozent angereichertes Uranoxyd mit Kupfer verarbeitet werden. Das Heizelement kann z. B. an ²³³U, ²³⁵U oder ²³⁹Pu angereichert sein. Ein typisches Heizelement ist erhältlich, indem man unter einem Druck von 1,13 t/cm² pulverförmiges ²³⁵U-Oxyd (Korngröße 5 μ) mit Kupferpulver (Korngröße 5 μ) zu einem zylindrischen Knopf verdichtet, diesen V2 Stunde bei 700 bis 800° C sintert, ein 0,127 mm dickes Kupfer-

rohr mit einer 0,013 mm dicken Außenschicht aus Zinn herstellt, den Knopf kalt auf das Kupferrohr aufpreßt und 1 Stunde bei 600° C wärmebehandelt. Die Sicherheitssteuerung gemäß Fig. 1 arbeitet folgendermaßen:

Im normalen Betrieb eines wassergekühlten Reaktors möge ein solcher Wärmeübergang vom Heizelement 10 über den Wärniewiderstand 13· und den Endblock 12 vorliegen, daß bei normaler Wasserkühlung und Leistungshöhe des Reaktors und einem thermischen Neutronenfluß im Bereich von 10¹² bis 10^w n/cm²sec der Lotpfropfen auf etwa 171° C gehalten wird. Sobald der Reaktor davonzulaufen beginnt oder der Neutronenfluß stärker wird, werden die Spaltvorgänge in dem Heizelementrohr verstärkt, wodurch auf Grund des zunehmenden Wärmeflusses durch den Wärmewiderstand 13 die Temperatur ansteigt. Ein Verlust an Kühlmittel im Reaktor führt ebenfalls zur Temperaturerhöhung des Heizelementes und des Lotpfropfens, da sich die Temperaturdifferenz zwischen dem Wärmewiderstand und der Hülse der Steuerung verringert. Der Lotpfropfen 9, der von dem rohrförmigen urangespeisten Heizelement 10 umgeben ist, kann so ausgebildet werden, daß er ausgetrieben wird oder schmilzt, sobald eine 50°/oige Erhöhung des Neutronenflusses eintritt. Nach Entfernung des Schmelzpfropfens 9 dehnt sich der gasförmige neutronenabsorbierende Stoff in der Hochdruckkammer 3 aus und füllt die Niederdruckkammer 7, wodurch man praktisch gleichzeitig mit der Neutronenfluß erhöhung eine starke Senkung der Reaktivität erzielt. Im allgemeinen wird man in den verschiedenen Reaktorzonen verschiedene Gruppen der erfindungsgemäßen Sicherheitssteuerung vorsehen und diese durch nicht ausgelöste Steuerungen ersetzen, wenn ein abgeschalteter Reaktor wieder in Betrieb gesetzt wird.

Bei der Ausführungsform nach Fig. 2 ist der neutronenabsorbierende Stoff im normalen Reaktorbetrieb durch einen Spaltstoff gegen den Neutronenfluß abgeschirmt und eine Einrichtung vorgesehen, welche den neutronenabsorbierenden Stoff in eine nicht abgeschirmte Zone überzuführen vermag. Die Außenhülse 43 dieser Steuerung kann direkt in den Reaktorkern eingesetzt werden. In der Hülse 43 ist eine Uranabschirmung 44 vorgesehen, welche den Innenteil der Steuerung gegen den Neutronenfluß abschirmt. Wenn die Schicht 44 von an ²³⁵U angereichertem Uran gebildet wird, liegt keine negative Reaktivität vor; in der Tat vervielfachen sich die in dem ²³⁵U absorbierten Neutronen und können zu einer Erhöhung der Reaktivität verwendet werden. Die Schicht 44 aus ²³⁵U hat die Aufgabe, alle Neutronen zu ersetzen, die der neutronenabsorbierende Stoff im normalen Betrieb absorbiert. Durch Einstellung der Konzentration der Schicht 44 an ²³⁵U kann man jede gewünschte Auswirkung auf die Reaktivität erhalten und den Ausgleich der Flußverteilung im Reaktor lenken (d. h. die Betriebsflußhöhe über eine größere Zone ausdehnen) oder beim Austausch normaler Spaltstoffstäbe Reaktivitätsänderungen vermeiden. Zur Überführung des neutronenabsorbierenden Stoffes, der sich in einer flexiblen Metallkammer 45 befindet, aus der abgeschirmten Zone dient ein in der Kammer 46 befindliches Druckgas, das durch das Schmelzen eines Lotpfropfens 48 ausgelöst wird. Das Schmelzen wird durch Spaltvorgänge in einem urangespeisten Heizelement 47 bewirkt, das hier die Form einer flachen Lochscheibe besitzen kann. Durch die Freisetzung des unter hohem Druck stehenden Gases in der Kammer 46 wird der neutronenabsorbierende Stoff unter Druck gesetzt, hierdurch die Scheibe 49 zerstört und der neutronenabsorbierende Stoff durch die Auslaßöffnungen 60 in die Kühlmittelkanäle oder anderen Teile des Reaktors ausgepreßt. Der neutronenabsorbierende Stoff wird dabei über eine beträchtliche Fläche der Kühlmittelkanäle verspritzt und vermag ein Vielfaches mehr an Neutronen zu absorbieren, als wenn er sich in der abschirmenden Uranhülse befindet. Der neutronenabsorbierende Stoff kann ein Kadmium-Plattierungsbad sein, das auf den Innenwänden der Reaktorkühlrohre und den Oberflächen der Spaltstoffstäbe Kadmium niederschlägt. Andere Plattierungsbäder, die Gadolinium, Bor oder Samarium enthalten, können gleichfalls verwendet werden. Diese neutronenabsorbierenden Stoffe können Verbindungen von Elementen, wie Bor, Kadmium, Gadolinium oder Samarium sein, z.B. ein Fluoroborat (BF₄-ReSt), ein Octoat (Salz der Caprylsäure) oder ein Naphthenat, z.B. (C₁₀H₇O)₂Cd. Als neutronenabsorbierende Stoffe zum Auspressen in die Kühlmittelrohre können auch Verbindungen, wie Kadmiumsulfat oder Kadmiumchlorid, dienen. Bei der vorliegenden Ausführungsform sind ferner eine Füllöffnung 51 und ein Versteifungsorgan 52 vorgesehen.

Bei der Ausführungsform der erfindungsgemäßen Sicherheitssteuerung nach Fig. 3 ist eine Kammer mit einem unter hohem Druck stehenden, strahlungsbeständigen Oxydationsmittel, wie Sauerstoff oder einem Gemisch von Sauerstoff, Wasser und Wasserstoffperoxyd, vorgesehen. Durch Austritt des Oxydationsmittels in eine Brennkammer 33, die ein bandförmiges, einen neutronenabsorbierenden Stoff tragendes, spontan verbrennbares Material, wie eine Kadmium-Natrium-Legierung oder Kadmium-Magnesium-Barium-Legierung, enthält, wird ein dampfförmiger neutronenabsorbierender Stoff erhalten, der an in dem Reaktor befindlichen Flächen zu kondensieren vermag. Geeignet sind z. B. Legierungen aus erstens 10 g Cd und 4 g Na, zweitens 10^; g Cd und 10 g U, drittens 10¹ g Cd und 2 g Mg oder viertens 10 g Cd und 11 g Ba; sie werden so eingestellt, daß eine genügende Menge verbrennbares Material zur Verflüchtigung des Kadmiums zur Verfügung steht. Die Kammern 29 und 33 sind durch ein Rohr 30 verbunden, das von einem scheibenförmigen, urangespeisten Heizelement 3-2 umgeben ist. Bei der Erhitzung des Heizelementes durch entsprechend verstärkten Neutronenfluß wird ein Lotpfropfen 31 geschmolzen oder durch den Gasdruck aus dem Rohr geblasen, wodurch das Oxydationsmittel Zutritt zu dem spontan verbrennbaren Stoff erhält, diesen entflammt und den neutronenabsorbierenden Stoff verflüchtigt. In den Wänden der Kammer 33 sind Austrittsöffnungen 34 für den entwickelten neutronenabsorbierenden Stoff zu einer Kammer 27 hin vorgesehen. Die Dämpfe entweichen durch die Austrittsöffnungen und kondensieren sich an den Wänden der Kammer 27 in Form eines Films. Dieser Film braucht nur 0,14 mm stark zu sein, um eine 86°/oige Neutronenaufnahme zu erzielen; eine vergleichsweise kleine Kadmiummenge liefert somit den für eine große Fläche erforderlichen neutronenabsorbierenden Stoff. Um eine Sublimation des spontan verbrennbaren Stoffes vor der gewollten Entzündung zu verhindern, kann über den Austrittsöffnungen 34 eine dünne Aluminiumfolie 35 angeordnet werden. Wie bei den früher beschriebenen Ausführungsformen ist in der Hülse 28 eine Füllöffnung 36 vorgesehen, die zur Beschickung der Kammer 29 mit unter hohem Druck stehendem Gas dient.

Bei der Ausführungsform nach Fig. 4 ist innerhalb einer Außenhülse 17 und Innenhülse 18 eine gasgefüllte Hochdruckkammer 20 und eine Mitteldruckkammer 21 vorgesehen, die durch ein Diaphragma 22 getrennt sind; ein Auslaßrohr 24 führt von der Mitteldruckkammer zu der in der Hülse 18 befindlichen Kammer 26 und ist mit einem Lotpfropfen 25 verschlossen, der von einem urangespeisten Heizelement 19 erhitzt wird. In der Hülse 18 ist ein ausdehnbarer Balg 16 angeordnet, dessen Oberfläche mit einem neutronenabsorbierenden Stoff überzogen und der gegen die Kammern 20 und 21 abgedichtet ist. Wenn der Lotpfropfen 25 auf Grund einer vorbestimmten Verstärkung der Spaltungen im Heizelement 19 und der daraus resultierenden Erweichung herausgeblasen wird, wird die Druckdifferenz auf den beiden Seiten des Diaphragmas 22 so groß, daß es birst, das unter hohem Druck stehende Gas austritt und rasch das geborstene Diaphragma 22 zerstört. Das freigesetzte Gas dehnt den Balg 16 in der Kammer 26 aus, so daß _ao die neutronenabsorbierende Oberfläche vergrößert wird.

Bei der Ausführungsform nach Fig. 5 ist ein zylindrisches Ringheizelement 37 vorgesehen, das mit seinem Umfang an der Innenwand der Hülse 18 anliegt. In dem Ringheizelement 37 sind konzentrisch teleskopartig ineinandergeschobene Rohrteile 39 angeordnet; koaxial zu Außen- und Innenhülse 17,18 ist ein Druckmittel in Form einer Schraubenfeder 40 vorgesehen. Die Rohrteile 39 werden von Lotverbindungen 38 und 42 in ihrer ineinandergeschobenen Stellung gehalten. Fig. 6 zeigt die teleskopartig auseinandergeschobenen Rohrteile; dieses Auseinanderschieben erfolgt, wenn das Heizelement bei einem vorbestimmten Wert des Neutronenflusses anspricht. Infolge der größeren, von den Spaltungsvorgängen in Ringheizelement 37 gelieferten Wärmemenge beginnen dabei die Lötstellen 38 und 42 zu erweichen, bis der Punkt erreicht ist, an dem die Kraft der Feder 40 ausreicht, um die Rohrteile 39 in die Stellung gemäß Fig. 6 zu schieben. An der Innenfläche der Innenhülse 18 ist in Ruhestellung mittels Lötnaht 42 eine Platte 41 befestigt, an der die Feder 40 anliegt; diese Platte bleibt stets mit dem äußersten Teleskopieil verbunden.

Die Ausführungsform nach Fig. 7 bis 10 weist eine ausdehnbare, mit Kadmium oder einein anderen neutronenabsorbierenden Stoff überzogene Blase 53 auf, die in Ruhestellung zusammengewickelt ist und bei Auslösung der Steuerung vollständig ausgedehnt wird. Die Blase 53 ist innerhalb der Hülsen 17,18 in aufgewickelter Form vorgesehen und erstreckt sich in Längsrichtung der Hülsen (Fig. 7). Am einen Hülsenende befindet sich eine Hochdruckkammer 54. Diese Hochdruckkammer 54 ist mit dem Inneren der Blase 53 durch das Rohr 57 verbunden, das mit einem Lotpfropfen 56 verschlossen ist, so daß das in der Kammer 54 befindliche Gas nicht in das Innere der Blase 53 gelangen kann. Um die Hälfte des Lotpfropfens 56 herum ist ein urangespeistes Heizelement 55 angeordnet, das wie das für Fig. 1 bis 6 beschriebene Heizelement arbeitet. Durch ein entsprechendes Ansteigen des Neutronenflusses in dem Kernreaktor wird die Spaltung des ²³⁵U in dem Heizelement 55 verstärkt und genügend Wärme erzeugt, daß der Lotpfropfen 56 in das Innere der Blase ge- 6g trieben werden und das unter Druck stehende Gas aus der Kammer 54 durch die öffnungen 63 in die Blase 53 eintreten und diese ausdehnen kann. Diese Betätigungseinrichtung kann z. B. so ausgelegt werden, daß sie bei einer Nennwerterhöhung des Neutronenflusses von 25 bis 50% über den normalen Betriebsbereich von 10¹² bis 10¹³ n/cm²sec oder mehr anspricht.

Fig. 8 zeigt im Querschnitt die aufgewickelte Blase 53 wie auch das Druckrohr 57. Fig. 9 zeigt die Lage der ausgedehnten Blase 53, wobei die neutronenabsorbierende Oberfläche über die gesamte Hülse 17 ausgedehnt ist. Fig. 10 zeigt in einem Teilschnitt das Rohr 57, das Heizelement 55 und den Lotpfropfen 56.

Fig. 11 zeigt eine weitere Ausführungsform einer stabilisierten Auslösevorrichtung für die Sicherheitssteuerung. Am einen Ende der Sicherheitssteuerung ist gegenüber Öffnungen 60, durch welche der neutronenabsorbierende Stoff in den Reaktorkern ausgespritzt werden kann, eine zerstörbare Kappe 70 vorgesehen. Die Auslösevorrichtung besteht aus einer Nadel 71, die gegen die Wirkung einer zusammengepreßten Schraubenfeder 72 von einem Lotknopf 74 gehalten wird, der seinerseits gegen einen ²³⁵U enthaltenden Ring 73 angedrückt wird. Sobald die von dem ²³⁵U gelieferte Spaltungswärme das Lot bis zur Fließgrenze erweicht, treibt die Feder die Nadel durch das Diaphragma, so daß ein in der Kammer 75 vorgesehener neutronenabsorbierender Stoff durch den Druck eines in der Kammer 46 befindlichen Gases ausgepreßt wird oder sich durch den Eigendruck ausdehnt. Die Sicherheitssteuerung ist wie bei den obigen Ausführungsformen von einer Außenhülse 80 umgeben, die mit einer Füllöffnung 51 versehen ist.

Fig. 12 zeigt eine Auslösevorrichtung, bei der die unterschiedliche Ausdehnung von Metallen in der Wärme ausgenutzt wird. Die Sicherheitssteuerung weist eine ähnliche Hülse 80 mit Füllöffnung 51 wie auch eine zerstörbare Kappe 70 und eine Nadel 71 auf. Die Nadel 71 ist an einer Auslösefeder 76 befestigt, die, wie in der Zeichnung gezeigt, in dreifach gebogener Form gespannt und in dieser Lage von einer durch das Bimetallelement 77 ausgeübten Kraft gehalten wird. Das Bimetallelement 77 besteht aus drei parallelen Federstahlstreifen. Auf die beiden äußeren Streifen 78 (Fig. 13) ist galvanisch eine Schicht von ²³⁵U aufgebracht, so daß die Streifen proportional zum Neutronenfluß erhitzt werden. Der Mittelstreifen 79 ist länglich geformt und gekrümmt, wobei seine konvexe Seite in entspanntem Zustand der Kappe 70 zugewandt ist; er wird gespannt, indem man ihn in der entgegengesetzten Richtung biegt. Auf Grund seiner etwas größeren Länge bleibt er in dieser Lage, bis die relative thermische Ausdehnung der Außenstreifen die ihn haltenden Druckkräfte verringert. Die Mittelfeder springt dann in ihre ursprüngliche Biegung und löst die Feder 76 aus, wodurch die Diaphragmakappe 70 zerstört wird und der neutronenabsorbierende Stoff aus der Kammer 75 austritt.

Claims

Patentansprüche:

1. Sicherheitssteuerung für Kernreaktoren, gekennzeichnet durch einen Vorrat eines neutronenabsorbierenden Stoffes, der völlig innerhalb des Reaktorkerns angeordnet ist, und eine Einrichtung, welche die Einwirkung des neutronenabsorbierenden Stoffes auf den Neutronenfluß des Reaktors zu vergrößern vermag und von einer Einrichtung ausgelöst wird, die bei einem vor-^ bestimmten Wert des Neutronenflusses thermisch anspricht.

2. Steuerung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die thermisch ansprechende Einrichtung von entsprechend dem Neutronenfluß Wärme

erzeugendem Spaltstoff gebildet wird, der auf ein wärmeempfindliches Element einwirkt, das seinerseits die Einrichtung auslöst, welche die Einwirkung des neutronenabsorbierenden Stoffes auf den Neutronenfluß vergrößert.

3. Steuerung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das wärmeempfindliche Element eine Schmelzsicherung ist.

4. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Einrichtung, welche die Einwirkung des neutronenabsorbierenden Stoffes auf den Neutronenfluß vergrößert, eine Vergrößerung der Oberfläche des neutronenabsorbierenden Stoffes bewirkt.

5. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der den neutronenabsorbierenden Stoff im unausgelösten Zustand enthaltende Raum gegen den Neutronenfluß des Reaktors abgeschirmt ist.

6. Steuerung nach Anspruch 5, gekennzeichnet durch eine Einrichtung, welche den neutronenabsorbierenden Stoff beim Ansprechen der Steuerung aus dem ihn enthaltenden abgeschirmten Raum in eine nicht abgeschirmte Zone überführt.

7. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß als neutronenabsorbiereader Stoff ein Gas in verdichtetem Zustand in einer Hochdruckkammer (3) vorgesehen ist, die beim Ansprechen der Steuerung mit einer Niederdruckkammer (7) in Verbindung gebracht wird.

8. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der neutronenabsorbierende Stoff in spontan verbrennbarer Form und zu seiner Entwicklung ein unter Druck stehendes Oxydationsmittel (29) vorgesehen ist, das beim Ansprechen der Steuerung mit dem neutronenabsorbierenden Stoff zusammengebracht wird (Fig. 3).

9. Steuerung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß der neutronenabsorbierende Stoff in einer Brennkammer (33) angeordnet ist.

10. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der neutronenabsorbierende Stoff in einer Kammer (45 und 75) angeordnet und ein Druckmittel (46) vorgesehen ist, das ihn beim Ansprechen der Steuerung in das Reaktorinnere auspreßt (Fig. 2, 11, 12).

11. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß der neutronenabsorbierende Stoff auf der Oberfläche eines ausdehnbaren Organs angeordnet ist, das beim Ansprechen der Steuerung ausgedehnt wird.

12. Steuerung nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß das ausdehnbare Organ als Blase (53) ausgebildet ist (Fig. 7 bis 10).

13. Steuerung nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß das ausdehnbare Organ aus teleskopartig ineinandergeschobenen Rohrteilen (39) zusammengesetzt ist (Fig. 5 und 6).

14. Steuerung nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß das ausdehnbare Organ als Balg (16) ausgebildet ist (Fig. 4).

15. Steuerung nach einem der Ansprüche 11 bis 14, dadurch gekennzeichnet, daß zur Ausdehnung des ausdehnbaren Organs eine Druckeinrichtung vorgesehen ist.

16. Steuerung nach einem der Ansprüche 1 bis 15, dadurch gekennzeichnet, daß sie in einem rohrartigen Behälter angeordnet ist.

In Betracht gezogene Druckschriften:
»Nucleonics«, Bd. 13, 1955, H. 8, S. 30 bis 33.

Hierzu 2 Blatt Zeichnungen