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 BrennelementwechselsInfo
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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
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)
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.
Deutsche Auslegeschrift Nr. 1046 209;
britische Patentschrift Nr. 904438.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
509 508/262 2.65
> Bundesdmckerei Berlin
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DES82827A DE1186957B (de) | 1962-12-12 | 1962-12-12 | Verfahren zur oertlichen Herabsetzung der Neutronenflussdichte in einem Atomreaktor waehrend eines Brennelementwechsels |
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
BE500592 | 1962-12-12 | ||
DES82827A DE1186957B (de) | 1962-12-12 | 1962-12-12 | Verfahren zur oertlichen Herabsetzung der Neutronenflussdichte in einem Atomreaktor waehrend eines Brennelementwechsels |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1186957B true DE1186957B (de) | 1965-02-11 |
Family
ID=25655382
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DES82827A Pending DE1186957B (de) | 1962-12-12 | 1962-12-12 | Verfahren zur oertlichen Herabsetzung der Neutronenflussdichte in einem Atomreaktor waehrend eines Brennelementwechsels |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1186957B (de) |
Cited By (1)
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)
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 |
-
1962
- 1962-12-12 DE DES82827A patent/DE1186957B/de active Pending
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1046209B (de) * | 1957-01-24 | 1958-12-11 | Metallgesellschaft Ag | Kombiniertes Brennstoffelement - Regelelement fuer Kernreaktoren |
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Cited By (1)
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US4756869A (en) * | 1983-12-09 | 1988-07-12 | Kernforschungsanlage Julich Gmbh | Method of storing spent nuclear fuel elements |
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