DE1186957B - Verfahren zur oertlichen Herabsetzung der Neutronenflussdichte in einem Atomreaktor waehrend eines Brennelementwechsels - Google Patents

Verfahren zur oertlichen Herabsetzung der Neutronenflussdichte in einem Atomreaktor waehrend eines Brennelementwechsels

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DE1186957B
DE1186957B DES82827A DES0082827A DE1186957B DE 1186957 B DE1186957 B DE 1186957B DE S82827 A DES82827 A DE S82827A DE S0082827 A DES0082827 A DE S0082827A DE 1186957 B DE1186957 B DE 1186957B
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Dr Rer Nat Constantin Syros
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Siemens AG
Original Assignee
Siemens AG
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Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. Cl.:
G 21
Deutsche KL: 21g-21/20
Nummer: 1186 957
Aktenzeichen: S 82827 VIII c/21 g
Anmeldetag: 12. Dezember 1962
Auslegetag: 11. Februar 1965
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur örtlichen Herabsetzung der Neutronenflußdichte in einem Atomreaktor an der Stoßstelle zweier Brennelemente einer aus mehreren Elementen zusammengesetzten Brennelementsäule während eines Brennelementwechsels.
Die in den Kühlkanälen eines heterogenen Atomreaktors eingesetzten Brennelementsäulen bestehen häufig aus mehreren axial lose aneinandergereihten Brennelementen. Zum Auswechseln einer Brennelementsäule, zum zyklischen Austausch der Brennelemente innerhalb eines Kühlkanals oder zum Umsetzen einer Säule von einem Kühlkanal in einen anderen müssen in diesem Falle die einzelnen Elemente nacheinander aus dem Kühlkanal herausgezogen werden. Während des Herausziehens eines Brennelementes entsteht jedoch an den Enden des angehobenen und des im Reaktor verbleibenden Teiles der Brennelementsäule eine erhöhte Neutronenflußdichte, die eine Erhöhung der Temperatur an diesen Enden nach sich zieht. Die Temperaturerhöhung kann so hoch werden, daß die Brennelemente zerstört werden.
Zur Herabsetzung der Neutronenflußdichte in einem Atomreaktor ist es bereits bekannt, an der Stoßstelle zweier Brennelemente einer aus mehreren Elementen zusammengesetzten Brennelementsäule, und zwar am Ende eines jeden Brennstoffelementes zwischen der Hülle und dem Brennstoffkörper eine Scheibe aus Neutronen absorbierendem Material einzubauen. Ferner ist ein kombiniertes Brennstoff-Regelelement für Kernreaktoren bekannt, das mit einer den Brennstoffkörper umschließenden Manschette aus Neutronen absorbierendem Material ausgestattet ist, die relativ zum Brennstoffkörper in den Reaktor ein- oder aus ihm herausgefahren werden kann.
Demgegenüber liegt der Erfindung die Aufgabe zugrunde, eine Erhöhung der Neutronenflußdichte an der zu lösenden Stoßstelle zweier Brennelemente während eines Brennelementwechsels mindestens auf ein zulässiges Ausmaß zu beschränken. Erfindungsgemäß wird zur Lösung dieser Aufgabe vorgeschlagen, jeweils mindestens das der Stoßstelle zugewandte Ende des zunächst im Reaktor verbleibenden Teiles der Brennelementsäule mit einer Manschette aus Neutronen absorbierendem Material zu umgeben. Die Manschette kann beispielsweise von einer Lademaschine aus an die jeweils zu lösende Stoßstelle der Brennelementsäule abgesenkt werden und umgibt die Stoßstelle so lange, bis das jeweils herauszuziehende Element aus dem Kühlkanal entfernt ist.
Verfahren zur örtlichen Herabsetzung der
Neutronenflußdichte in einem Atomreaktor
während eines Brennelementwechsels
Anmelder:
Siemens-Schuckertwerke Aktiengesellschaft,
Berlin und Erlangen,
Erlangen, Werner-von-Siemens-Str. 50
Als Erfinder benannt:
Dr. rer. nat. Constantin Syros, Ispra (Italien) - -
Je nach der Geschwindigkeit, mit der ein Brennelement herausgezogen wird, kann es zweckmäßig sein, eine zweite Manschette so weit abzusenken, daß sie das der Stoßstelle zugewandte Ende des auszuwechselnden Brennelementes umgibt, und anschließend die Manschette mit diesem Brennelement zusammen aus dem Kühlkanal herauszuziehen. Diese zweite Manschette kann beispielsweise zunächst auf der ersten Manschette aufsitzen, bis das Brennelement um eine Manschettenbreite angehoben ist. Durch die Manschette bzw. die Manschetten wird die Neutronenflußdichte innerhalb eines kleinen Volumens stark herabgesetzt, während die Reaktivität des Reaktors nur geringfügig erniedrigt wird. Insbesondere bei hochangereichertem Spaltstoff kann in bekannter Weise an den Enden jedes Brennelementes, beispielsweise in den Endplatten, eine geringe Menge eines Neutronen absorbierenden Stoffes zusätzlich fest angeordnet werden.
An Hand eines in der Zeichnung dargestellten Ausführungsbeispieles wird die Erfindung näher erläutert.
In der F i g. 1 ist eine Brennelementsäule dargestellt, die beispielsweise aus vier Brennelementen 10 zusammengesetzt ist. An den Enden jedes Brennelementes sind beispielsweise Endplatten 11 aus einem Strukturmaterial, z. B. Zirkon, angeordnet, in denen beispielsweise die je ein Brennelement bildenden Brennstäbe befestigt sind. Wie in der F i g. 2 schematisch durch eine Öse 13 und einen Haken 14 angedeutet ist, können die Brennelemente einzeln von einer Lademaschine aus mit Hilfe einer Greifvorrichtung angehoben und aus dem Kühlkanal herausgezogen werden. Unmittelbar vor dem Herausziehen eines Brennelementes wird, wie die Fig. 1
509 508/262
zeigt, eine Manschette 12 aus Neutronen absorbierendem Material, z. B. Cadmium, Bor, beispielsweise von der Lademaschine in den Kühlkanal so weit abgesenkt, bis sie die Stoßstelle 15 der voneinander zu trennenden Brennelemente umgibt. Der Innendurchmesser der Manschette ist so gewählt, daß sie mit geringem Spiel über den Außenmantel der Brennelementsäule geschoben werden kann. Die Breite der Manschette ist mindestens so groß wie die doppelte Dicke einer Endscheibe 11. Am Außenmantel oder an der oberen Stirnfläche der Manschette sind beispielsweise eine oder mehrere Stangen 16 befestigt, die an die Transportvorrichtung der Lademaschine gekuppelt werden können. Die Manschette 12 wird so lange in Höhe der Stoßstelle der zu trennenden Brennelemente gehalten, bis das erste Element vollständig aus dem Kühlkanal herausgezogen ist und die Lademaschine zum nächsten Eingriff in den Kühlkanal bereit ist. Dann wird die Manschette um die Länge eines Brennelementes bis an die nächste Stoßstelle weiterbewegt. Dieser Vorgang wiederholt sich so lange, bis die gesamte Brennelementsäule aus dem Kühlkanal herausgezogen ist. Beim Einsetzen neuer oder der zyklisch vertauschten Brennelemente läuft der Vorgang in umgekehrter Reihenfolge ab. Wenn der Transport eines Brennelementes durch die Lademaschine längere Zeit in Anspruch nimmt, kann es zweckmäßig sein, eine weitere Manschette 17 vorzusehen, die — wie in den F i g. 1 und 2 gestrichelt eingezeichnet ist — zunächst auf der ersten Manschette 12 aufliegt, bis das Brennelement ungefähr
um die Hälfte der Manschettenbreite angehoben ist, und dann zusammen mit dem Brennelement herausgezogen wird.

Claims (3)

Patentansprüche:
1. Verfahren zur örtlichen Herabsetzung der Neutronenflußdichte in einem Atomreaktor an der Stoßstelle zweier Brennelemente einer aus mehreren Elementen zusammengesetzten Brennelementsäule während eines Brennelementwechsels, dadurch gekennzeichnet, daß jeweils mindestens das der Stoßstelle zugewandte Ende des zunächst im Reaktor verbleibenden Teils der Brennelementsäule mit einer Manschette aus Neutronen absorbierendem Material umgeben wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Manschette von einer Lademaschine aus an die jeweils zu lösende Stoßstelle der Brennelementsäule abgesenkt wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß eine zweite Manschette so weit abgesenkt wird, daß sie das der Stoßstelle zugewandte Ende des auszuwechselnden Brennelementes umgibt, und anschließend die Manschette mit dem Brennelement zusammen herausgezogen wird.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1046 209;
britische Patentschrift Nr. 904438.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
509 508/262 2.65
> Bundesdmckerei Berlin
DES82827A 1962-12-12 1962-12-12 Verfahren zur oertlichen Herabsetzung der Neutronenflussdichte in einem Atomreaktor waehrend eines Brennelementwechsels Pending DE1186957B (de)

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Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4756869A (en) * 1983-12-09 1988-07-12 Kernforschungsanlage Julich Gmbh Method of storing spent nuclear fuel elements

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1046209B (de) * 1957-01-24 1958-12-11 Metallgesellschaft Ag Kombiniertes Brennstoffelement - Regelelement fuer Kernreaktoren
GB904438A (en) * 1958-07-22 1962-08-29 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements

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