DE1160560B - Vorrichtung zur UEberwachung von Kernreaktor-Brennstoffelementen - Google Patents
Vorrichtung zur UEberwachung von Kernreaktor-BrennstoffelementenInfo
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
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- 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
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
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Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Internat. Kl.: G 21
Deutsche KL: 21 g - 21/31
Nummer: 1160 560
Aktenzeichen: U 6596 VIII c / 21 g
Anmeldetag: 22. Oktober 1959
Auslegetag: 2. Januar 1964
Die Erfindung bezieht sich auf eine Vorrichtung zur Überwachung von länglichen Kernreaktor-Brennstoffelementen
mit einem in einer Schutzhülle eingeschlossenen Brennstoffkörper.
Es ist erwünscht, die physikalischen Betriebsbedingungen, denen ein Kernreaktor-Brennstoffelement
ausgesetzt war, abschätzen zu können, und ein Zweck der Erfindung ist die Schaffung eines
Brennstoffelementes, welches eine Vorrichtung aufweist, die das Durchführen derartiger Abschätzungen
ermöglicht.
Erfindungsgemäß ist innerhalb der Hülle an einem Ende des Elementes eine Vorrichtung vorgesehen,
deren Schmelzpunkt niedriger liegt als der des Brennstoffkörpers und die aus einem anderen Material als
die Schutzhülle besteht, und diese Vorrichtung ist so eingerichtet, daß sie beim Schmelzen eine merkliche
Verformung erfährt.
Die Vorrichtung kann z. B. bei Überschreiten ihres Schmelzpunktes in eine Aushöhlung im Brennstoffbauteil
oder in der Schutzhülle einfließen. Die Gestalt der Vorrichtung nach dem Ausbauen zeigt dann
an, ob der Schmelzpunkt in dem das Werkstück umgebenden Abschnitt des Brennstoffelementes erreicht
wurde oder nicht. Eine derartige Information ist von großem Nutzen, da von dem Hersteller der Brennelemente
unter bestimmten Temperatur- und Bestrahlungsbedingungen eine bestimmte Leistungsgabe eines
Brennstoffelementes in einem Reaktor gewährleistet wird. Die vorliegende Vorrichtung zur Temperaturüberwachung
ist einfacher als die bekannte Temperaturüberwachung mit Thermoelementen, da sie beim
Be- und Entladen des Reaktors nicht stört und ohne Schwierigkeiten in einem Brennelement eingebaut
werden kann. Außerdem kann sie zusätzlich als Strahlungswächter dienen. Zu diesem Zweck kann
beispielsweise eine Kobaltfolie zur Anwendung kommen, die unter Neutronenbestrahlung radioaktiv
wird und deren Aktivität nach dem Wiederausbauen geprüft wird. Dadurch wird eine Abschätzung der
vom Brennstoffelement während eines Betriebseinsatzes insgesamt absorbierte Neutronendosis ermöglicht.
Wenn die Schutzhülle rohrförmig und von zumindest einer Verschlußendkappe verschlossen ist, kann
die Vorrichtung derart in eine Endkappe eingebaut werden, daß sie durch Entfernen der Endkappe vom
übrigen Brennstoffelement wieder erhalten wird.
Die Erfindung soll numehr an Hand der sie beispielsweise
wiedergebenden Zeichnung näher erläutert werden, deren einzige Figur eine Teilseitenansicht
eines Brennelementes im Schnitt wiedergibt.
Vorrichtung zur Überwachung von
Kernreaktor-Brennstoffelementen
Kernreaktor-Brennstoffelementen
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
London
Vertreter:
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Oranienstr. 14
Als Erfinder benannt:
Robert Flinders Jackson,
Robert Flinders Jackson,
Graham Thomas Shears, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 24. Oktober 1958
(Nr. 34 202)
Großbritannien vom 24. Oktober 1958
(Nr. 34 202)
Nach der Zeichnung besteht das Brennstoffelement 1 aus einem Kernbrennstoffbauteil 2, der von
einer Schutzhülle 3 mit Rippen 4 und von an der Schützhülle 3 festgeschweißten Endkappen 5 (von
denen nur eine gezeigt ist), umgeben ist. Innerhalb der Schutzhülle 3 und zwischen einem Ende des Bauteils
2 und der entsprechenden Endkappe 5 befindet sich eine wärmeisolierende Magnesiumoxydscheibe 6
mit einer Aushöhlung 7, die eine Kapsel 8 enthält. Die Kapsel 8 besteht aus einer Kobaltfolienscheibe 9,
die von einer rostfreien Stahlhülle 10 umgeben ist. Wenn ein Brennstoffelement wie das vorbeschriebene
beispielsweise einem Neutronenfluß in einem Kernreaktor ausgesetzt wird, wird die Kobaltscheibe 9
radioaktiv, wobei das Ausmaß ihrer Radioaktivität von der aufgenommenen Strahlung abhängt. Somit
kann nach Entfernen des Brennstoffelements aus dem Neutronenfluß die Endkappe 5 abgenommen und die
Kapsel 8 zurückerhalten werden, während die durch die Kapsel 8 aufgenommene Strahlung durch be-
kannte Zähl- bzw. Prüfverfahren zu ermitteln ist. Die von der Kapsel 8 aufgenommene Strahlung ist die
gleiche wie diejenige, welche das Brennstoffelement 1 aufgenommen hat, und somit kann die durch das
Brennstoffelement aufgenommene Strahlung abgeschätzt werden.
Die Kapsel 8 kann auch dazu verwendet werden, festzustellen, ob das Brennstoffelement eine bestimmte
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Temperatur überschritten hat, und zwar durch Auswahl eines Materials für die Kapsel, welches bei
dieser Temperatur schmilzt. So kann beispielsweise eine Dispersion von 5 bis 10°/» Bor oder Borkarbid
in Aluminium als Matrixmaterial verwendet werden. Dieses Material schmilzt bei etwa 660: C und kann
in Verbindung mit Brennstoffbauteilen verwendet werden, die beispielsweise aus einer Legierung von
Uran mit Eisen oder Molybdän bestehen. Die Kapsel befindet sich in der Aushöhlung 7 in der Magnesiumoxydscheibe
6, wie vorhin, und eine zusätzliche Aushöhlung 11 ist in der Endkappe 5 vorgesehen, wie sie
durch die strichpunktierten Linien in der Zeichnung angedeutet ist. Wenn der Schmelzpunkt des Materials
überschritten wird, fließt ein Teil des Materials in die Aushöhlung 11 und nimmt beim Abkühlen wieder
eine neue Form an, welche bei der nachfolgenden Prüfung anzeigt, daß das Material geschmolzen war
und daß somit das Brennstoffelement den Schmelzpunkt des Materials überschritten hat.
Die Kapsel8 muß nicht unbedingt innerhalb der
Schutzhülle sitzen, insbesondere dann nicht, wenn nur ein Abschätzen der Strahlung erforderlich ist. So
kann beispielsweise eine Kobaltscheibe, die aus Gründen der Verträglichkeit bzw. um eine Reaktion
mit dem Brennstoffelement hintanzuhalten, mit rostfreiem Stahl geschützt ist, zwischen die Endkappe
und einen das Brennstoffelement haltenden Bauteil eingefügt werden. Wie der Zeichnung zu entnehmen
ist, soll auf den mit Gewinde versehenen Hals 12 der Endkappe S ein konischer Bauteil aufgeschraubt werden,
der in einen konischen Buchsenbauteil zu sitzen kommt, welcher auf den entsprechenden Hals des benachbarten
Brennstoffelements im jeweiligen Brennstoffelementkanal des Reaktors aufgeschraubt ist.
Zwischen der Endkappe und dem Haltebauteil und auf letzteren aufgeschraubt kann sich eine Unterlagsscheibe
befinden, die aus einer Kobaltfolienschicht besteht, welche zwischen rostfreien Stahlschichten angeordnet
ist. Beim Ausbauen des Brennstoffelements nach der erfolgten Bestrahlung kann die Unterlagsscheibe
unschwer zurückerhalten und die Kobaltfolie aus dieser zum Zählen bzw. Prüfen entfernt werden.
Claims (4)
1. Vorrichtung zur Überwachung von länglichen Kernreaktor-Brennstoffelementen mit einem
in einer Schutzhülle eingeschlossenen Brennstoffkörper, dadurch gekennzeichnet, daß
innerhalb der Hülle an einem Ende des Elementes eine Vorrichtung vorgesehen ist, deren Schmelzpunkt
niedriger liegt als der des Brennstoffkörpers und die aus einem anderen Material als die
Schutzhülle besteht, und daß diese Vorrichtung so eingerichtet ist, daß sie beim Schmelzen eine
merkliche Verformung erfährt.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Vorrichtung durch den
Neutronenfluß im Kernreaktor aktivierbar ist.
3. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Brennstoffkörper
zylindrisch ist, daß wärmeisolierende Scheiben an den Enden des Brennstoffkörpers vorgesehen sind
und die Vorrichtung sich in einer Aushöhlung in einer der Wärmeisoh'erungsscheiben befindet.
4. Vorrichtung nach Anspruch 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Brennstoffkörper aus
einer Uranlegierung besteht und die Vorrichtung eine Scheibe aufweist, die aus einer Dispersion
von Bor oder Borkarbid in Aluminium als Matrixmaterial besteht.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Belgische Patentschriften Nr. 553 545, 559 519; USA.-Patentschriften Nr. 2716 229, 2 856 341;
»Journ. of Brit. Nuclear Energy Conference«, Vol. 2, 1957, S. 153;
»Nucleonics«, Vol. 12,1954, Nr. 2, S. 9;
»Nuclear Engineering«, Vol. 3, 1958, Nr. 27, S. 253;
M. A. Schultz, »Control of Nuclear Reactors and Power Plants«, 1955, New York, S. 206.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
309 777/282 12.63 © Bundesdruckerei Berlin
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB34202/58A GB869645A (en) | 1958-10-24 | 1958-10-24 | Improvements in or relating to fuel elements |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1160560B true DE1160560B (de) | 1964-01-02 |
Family
ID=10362660
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEU6596A Pending DE1160560B (de) | 1958-10-24 | 1959-10-22 | Vorrichtung zur UEberwachung von Kernreaktor-Brennstoffelementen |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1160560B (de) |
FR (1) | FR1239110A (de) |
GB (1) | GB869645A (de) |
Families Citing this family (1)
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GB1143878A (de) * | 1967-03-15 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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BE553545A (de) * | 1955-12-29 | |||
US2716229A (en) * | 1946-06-14 | 1955-08-23 | Ralph F Wehrmann | Leak detector |
BE559519A (fr) * | 1956-07-27 | 1957-08-14 | Atomic Energy Authority Uk | Réacteurs nucléaires |
US2856341A (en) * | 1945-08-13 | 1958-10-14 | Kanne William Rudolph | Nuclear reactor slug provided with thermocouple |
-
1958
- 1958-10-24 GB GB34202/58A patent/GB869645A/en not_active Expired
-
1959
- 1959-10-22 DE DEU6596A patent/DE1160560B/de active Pending
- 1959-10-23 FR FR808366A patent/FR1239110A/fr not_active Expired
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2856341A (en) * | 1945-08-13 | 1958-10-14 | Kanne William Rudolph | Nuclear reactor slug provided with thermocouple |
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BE559519A (fr) * | 1956-07-27 | 1957-08-14 | Atomic Energy Authority Uk | Réacteurs nucléaires |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB869645A (en) | 1961-06-07 |
FR1239110A (fr) | 1960-08-19 |
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