DE1160560B - Vorrichtung zur UEberwachung von Kernreaktor-Brennstoffelementen - Google Patents

Vorrichtung zur UEberwachung von Kernreaktor-Brennstoffelementen

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Publication number
DE1160560B
DE1160560B DEU6596A DEU0006596A DE1160560B DE 1160560 B DE1160560 B DE 1160560B DE U6596 A DEU6596 A DE U6596A DE U0006596 A DEU0006596 A DE U0006596A DE 1160560 B DE1160560 B DE 1160560B
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DE
Germany
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fuel
nuclear
nuclear reactor
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Pending
Application number
DEU6596A
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English (en)
Inventor
Robert Flinders Jackson
Graham Thomas Shears
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UK Atomic Energy Authority
Original Assignee
UK Atomic Energy Authority
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
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    • G21C3/02Fuel elements
    • G21C3/04Constructional details
    • G21C3/16Details of the construction within the casing
    • G21C3/18Internal 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

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
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
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
Vertreter:
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Oranienstr. 14
Als Erfinder benannt:
Robert Flinders Jackson,
Graham Thomas Shears, London
Beanspruchte Priorität:
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)

Patentansprüche:
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
DEU6596A 1958-10-24 1959-10-22 Vorrichtung zur UEberwachung von Kernreaktor-Brennstoffelementen Pending DE1160560B (de)

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GB34202/58A GB869645A (en) 1958-10-24 1958-10-24 Improvements in or relating to fuel elements

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GB1143878A (de) * 1967-03-15

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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

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GB869645A (en) 1961-06-07
FR1239110A (fr) 1960-08-19

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