DE1234871B

DE1234871B - Device for removing a fuel assembly chain from the core of a nuclear reactor having a pressure vessel with standpipes

Info

Publication number: DE1234871B
Application number: DEU6465A
Authority: DE
Inventors: Stanley Hackney
Original assignee: UK Atomic Energy Authority
Current assignee: UK Atomic Energy Authority
Priority date: 1958-09-01
Filing date: 1959-08-29
Publication date: 1967-02-23

Description

Vorrichtung zum Herausnehmen einer Brennelementenkette aus dem Core eines einen Druckbehälter mit Standrohren aufweisenden Kemreaktors Die Erfindung bezieht sich auf eine Vorrichtung zum Herausnehmen einer Brennelementenkette aus dem Core eines einen Druckbehälter mit Standrohren aufweisenden Kernreaktors, die aus einem auf ein Standrohr des Druckbehälters dicht aufsetzbaren Führungsrohr besteht, in dem Mittel zum Erfassen und Anheben eines mit der Brennelementenkette verbundenden Abschlußstopfens vorgesehen sind.Device for removing a chain of fuel assemblies from the core of a nuclear reactor having a pressure vessel with standpipes. The invention relates to a device for extracting a string of fuel assemblies from the core of a nuclear reactor having a pressure vessel with standpipes, the consists of a guide tube that can be placed tightly on a standpipe of the pressure vessel, in the means for gripping and lifting one connected to the fuel assembly chain End plug are provided.

Lade- und Entlademaschinen sind insbesondere dann, wenn das Laden und Entladen unter Druckumlauf eines Kühlmittels erfolgen muß, notwendigerweise außerordentlich umfangreich und nehmen daher einen großen Raum ein, der gut anderweitig benutzt werden könnte, besonders in der Zeit, in der die Maschine oder Maschinen gerade nicht im Betrieb sind. Es ist daher erwünscht, die Lade- und Entlademaschinen nur für die Zeitdauer in die Arbeitsstellung zu bringen, in der sie benötigt werden, und sie dann vollständig von dem Reaktor fortzubringen, bis sie wieder benötigt werden. Wenn jedoch ein Brennstoffelement während der Zeit schadhaft wird, in der die Entlademaschine sich nicht in der Arbeitsstellung befindet, so sollten Vorkehrungen zum Entfernen des beschädigten Brennstoffelementes, aus dem Reaktorcore sowohl wegen des damit vorhandenen Schadens als auch wegen der Beeinträchtigung oder Erschwerung einer etwaigen Entdeckung anderer danach beschädigter Brennstoffelemente, falls das beschädigte Brennstoffelement im Kern verbleibt, getroffen werden.Loading and unloading machines are especially useful when loading and pressurized discharge of a coolant must be carried out, necessarily extraordinarily extensive and therefore take up a large space that is good elsewhere could be used, especially at the time when the machine or machines are not currently in operation. It is therefore desirable to use the loading and unloading machines to be brought into the working position only for the period of time in which they are needed, and then move it completely away from the reactor until it is needed again will. However, if a fuel element fails during the time in which the unloading machine is not in the working position, so precautions should be taken to remove the damaged fuel element from the reactor core both because of the existing damage as well as the impairment or aggravation any discovery of other subsequently damaged fuel elements, if the damaged fuel element remains in the core.

Während bereits Kernreaktoren mit ständig daran angeordneten Lade- und Entlademaschinen für Brennstoffelemente bekannt sind, besteht die Aufgabe der Erfindung darin, für Kernreaktoren, die nach dem Prinzip der verlängerten Brennstoffabbrennperioden zwischen Beschicken und Entladen arbeiten und keine Lade- und Entlademaschinen haben, die sich ständig in Arbeitsstellung befinden, eine raumsparende Vorrichtung zu schaffen, die das Anheben einer Brennelementenkette bis zur Entfernung ihrer sämtlichen Brennelemente aus dem Reaktorcore gestattet und durch die die Brennelementenkette in dieser angehobenen Stellung so lange festgehalten werden kann, bis eine Lade- und Entlademaschine zum vollen Herausziehen der Brennelementenkette aus dem Reaktorbehälter und Ersetzen der Elementenkette verfügbar ist.While nuclear reactors with charging and unloading machines for fuel elements are known, the task of Invention therein, for nuclear reactors operating on the principle of extended fuel burn-off periods work between loading and unloading and have no loading and unloading machines, which are constantly in working position to create a space-saving device, lifting a chain of fuel assemblies until all of its fuel assemblies have been removed Permitted from the reactor core and raised by the chain of fuel elements in this Position can be held until a loading and unloading machine to full withdrawal of the chain of fuel assemblies from the reactor vessel and replacement the chain of elements is available.

Die Vorrichtung nach der Erfindung zum Herausnehmen einer Brennelementenkette aus dem Core. eines einen Druckbehälter mit Standrohren aufweisenden Kernreaktors, die aus einem auf ein Standrohr des Druckbehälters dicht aufsetzbaren Führungsrohr besteht, in dem Mittel zum Erfassen und Anheben eines mit der Brennelementenkette verbundenen Abschlußstopfens vorgesehen sind, ist dadurch gekennzeichnet, daß das Mittel zum Anheben aus einem an sich bekannten störungsmittelbetätigten Kolben besteht, daß Mittel zum Verriegeln des Abschlußstopfens am Reaktorstandrohr und Mittel zum Verriegeln des Kolbens am oberen Ende des Führungsrohres vorgesehen sind, daß sich unterhalb des Kolbens eine öffnung im Führungsrohr zum Einlaß von Strömungsmittel zur Lösung der Verriegelung zwischen dem Reaktorstandrohr und dem Abschlußstopfen durch einen strömungsmittelbetätigten Kolben, der mit dem obenerwähnten Kolben mit Spiel verbunden ist, und zur Anhebung dieses Kolbens und der damit verbundenen Brennelementenkette befindet und daß oberhalb des Hauptkolbens das Führungsrohr eine weitere Einlaßöffnung für das Strömungsmittel aufweist, das die Verriegelung des Hauptkolbens und damit die der Brennelementenkette am oberen Ende des Führungsrohres bewirkt.The device according to the invention for removing a chain of fuel assemblies from the core. a nuclear reactor having a pressure vessel with standpipes, from a guide tube that can be placed tightly on a standpipe of the pressure vessel consists in the means for gripping and lifting one with the fuel bundle connected plug are provided, is characterized in that the Means for lifting consists of a piston actuated by a disturbance means known per se, that means for locking the plug on the reactor standpipe and means for Locking the piston at the upper end of the guide tube are provided that below the piston an opening in the guide tube for the inlet of fluid to release the lock between the reactor standpipe and the end plug by a fluid operated piston associated with the above-mentioned piston Game is connected, and to raise this piston and the associated fuel assembly is located and that above the main piston, the guide tube has a further inlet opening for the fluid, which the locking of the main piston and thus which causes the fuel assembly chain at the upper end of the guide tube.

Dabei ist es besonders vorteilhaft, daß das das Kolbensystem betätigende Strömungsmittel gleichzeitig das Reaktorkühlmittel ist.It is particularly advantageous that the piston system actuating Fluid is also the reactor coolant.

Weiterhin kann in vorteilhafter Weise die Länge des Führungsrohres derart bemessen sein, daß in der oberen Verriegelungsstellung des Hauptkolbens die Brennelementenkette sich außerhalb des Reaktorcores, aber innerhalb des Reaktordruckbehälters befindet.Furthermore, the length of the guide tube be dimensioned such that in the upper locking position of the main piston the Chain of fuel assemblies is outside the reactor core but inside the reactor pressure vessel.

Die Erfindung wird nunmehr an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnung beschrieben, und zwar zeigt F i g. 1 eine Seitenschnittansicht eines mit einer Vorrichtun o aemäß der Erfindung ausgerüsteten Kernreaktors, F i g. 2 die Schnittansicht einer Hälfte eines Teilabschnittes der Vorrichtung, die F i g. 3 bis 7 schematische Ansichten, ähnlich wie F i g. 2, von Teilabschnitten bei denen die einzelnen Teile in nacheinanderfolgenden Arbeitsstellungen zueinander sind, während F i g. 8 ein Gaskreislauf-Schaltbild wiedergibt.The invention will now be described with reference to the drawing showing it by way of example, namely FIG. 1 is a side sectional view of a nuclear reactor equipped with a device according to the invention, FIG . FIG. 2 is a sectional view of one half of a portion of the device shown in FIG. 3 to 7 are schematic views, similar to FIG. 2, of subsections in which the individual parts are in successive working positions to one another, while FIG. 8 shows a gas circuit diagram.

Bei der in den Zeichnungen dargestellten Konstruktion, bei der als Anwendungsbeispiel ein gasgekühlter mit Graphit moderierter Kernreaktor gewählt ist, weist der in F i g. 1 abgebildete Reaktor einen zylindrischen Druckbehälter 1 mit einer Seitenwandung 2, einen Boden 3 und einen Deckel auf, der aus zwei mit Abstand voneinander liegenden Teilen 4 und 5 besteht. Der Druckbehälter 1 enthält ein Core 6 mit senkrechten Kanälen 7 für Ketten aus aneinandergekoppelten Brennstoffelementen 8 (die schematisch dargestellt sind). Das Core ist von einem Reflektor 9 umgeben und hat einen oberen und unteren Neutronenschild 10 und 11. Ein Wärmeschild 12 umgibt das Core 6, den Reflektor 9 und die Neutronenschilde 10 und 11. über dem Neutronenschild 10 ist ein Kopf.-stück 13 vorgesehen, das das von den Kanälen 7 für die Brennstoffelemente kommende heiße Kühlmittel auffängt. Die Innenleitung 14 einer Koaxialleitung 15 verbindet das heiße Kopfstück 13 mit einem oder mehreren Wärmeaustauschern (von denen einer schematisch in F i g. 8 dargestellt und mit der Ziffer 47 bezeichnet ist), wobei der Rückfluß des Kühlmittels von dem Wärmeaustauscher (bzw. den Wärmeaustauschern) durch eine Umwälzeinrichtung (die schematisch in F i g. 8 dargestellt und mit 46 bezeichnet ist), durch die Ringleitung 16 der Koaxialleitung 15 in den Druckbehälter 1 erfolgt. Das Kühlmittel strömt dann zuerst nach unten zwischen der Wandung 2 und dem Wärmeschild 12, anschießend nach oben durch die Kanäle 7 für die Brennstoffelemente des Kernes und dann durch die sich anschließenden Kanäle 17 in dem oberen Neutronenschild 10 in das Kopfstück 13. In the construction shown in the drawings, in which a gas-cooled, graphite-moderated nuclear reactor is selected as an application example, the structure shown in FIG. The reactor shown in FIG. 1 has a cylindrical pressure vessel 1 with a side wall 2, a base 3 and a cover, which consists of two parts 4 and 5 which are spaced apart from one another. The pressure vessel 1 contains a core 6 with vertical channels 7 for chains of fuel elements 8 coupled to one another (which are shown schematically). The core is surrounded by a reflector 9 and has an upper and lower neutron shield 10 and 11. A heat shield 12 surrounds the core 6, the reflector 9 and the neutron shields 10 and 11. A head piece 13 is provided above the neutron shield 10, which catches the hot coolant coming from the channels 7 for the fuel elements. The inner pipe 14 of a coaxial line 15 connects the hot header 13 (8 and is designated by the numeral 47 from which a schematically g in F i.) With one or more heat exchangers, wherein the backflow of the refrigerant from the heat exchanger (or the heat exchangers ) by a circulation device (which is shown schematically in FIG . 8 and denoted by 46), through which the ring line 16 of the coaxial line 15 into the pressure vessel 1 takes place. The coolant then flows first down between the wall 2 and the heat shield 12, then up through the channels 7 for the fuel elements of the core and then through the adjoining channels 17 in the upper neutron shield 10 into the head piece 13.

Jede Brennelementenkette hat am oberen Ende einen Abschlußstopfen 18, der dazu dient, den Neutronenschild 10 zu vervollständigen, wenn sich die Brennstoffelemente in ihrer Normalstellung im Kein befinden, in welche dem geraden Neutronenweg neutronenabsorbierende Hindernisse entgegengestellt werden, während gleichzeitig Kühlmittel durch die Kanäle 17 zwischen den Wandungen und dem entsprechenden Abschlußstopfen 18 in einer etwas gewundenen oder verdrillten Weise strömen kann.Each fuel element chain has an end plug 18 at the upper end, which is used to complete the neutron shield 10 when the fuel elements are in their normal position in the no, in which the straight neutron path are opposed to neutron-absorbing obstacles, while at the same time coolant through the channels 17 between the Walls and the corresponding end plug 18 can flow in a somewhat coiled or twisted manner.

Der Reaktor soll nach dem Prinzip der verlängerten Brennstoffabbrennperioden zwischen Beschicken und Entladen arbeiten und hat infolgedessen keine Lade- und Entlademaschine, die sich ständig auf der Ladefläche 19 befindet. Die Reaktorstandrohre 20 erstrecken sich bis zu den Teilen 4 und haben Ab- schnitte 21, die sich von dem Teil 5 zu dem Neutronenschild 10 erstrecken und das Kopfstück 13 durchragen. Normalerweise sind die Standrohre 20 durch Endkappen 22 während der Zeit zwischen den Brennstoffnachfüllungen verschlossen. Wenn jedoch ein Brennstoffelement in dieser Zeit, in der keine Lade- und Entlademaschine zur Stelle ist, um es aus dem Reaktorkern herauszunehmen, schadhaft wird, so kann das Kühlmittel zu einem unerwünschten und gefährlichen Ausmaß radioaktiv werden, so daß das Personal gefährdet wird, falls in dem Kühlmittelkreislauf ein Leck oder Bruch entsteht. Außerdem beeinträchtigt das Vorhandensein eines beschädigten Brennstoffelementes im Kern leicht die Entdeckung später beschädigter Elemente. Es ist daher dafür Vorsorge getroffen, daß eine Brennelementenkette, die ein beschädigtes Element enthält, aus dem Core herausgezogen werden kann, wenn das beschädigte Element entdeckt und seine Lage erkannt worden ist. Die Brennelementenkette kann dann in die in F i g. 1 dargestellte Stellung gezogen werden, in der die Brennstoffelemente 8 teilweise sich im Neutronenschild 10 und teilweise im entsprechenden Reaktorstandrohr 20 befinden, sowie in dessen verlängertem Abschnitt 21. Außerdem ist dafür Vorsorge ge>.-troffen, daß ein Kühlmittelfluß durch die teilweise herausgezogenen Brennstoffelemente bestehen bleibt einerseits, um Spaltproduktwärme abzuleiten und andererseits, um über einen mit einem Filter versehenen Zweigkühlmittelkreislauf alle radioaktiven Teilchen zu entfernen, die von dem Kühlmittel von dem beschädigten Brennstoffelement her mitgeführt werden. Die das beschädigte Brennstoffelement enthaltende Kette kann in dieser Stellung sicher gehalten werden, bis eine Lade- und Entlademaschine zur Verfügung steht, um die Brennelementenkette aus dem Reaktorbehälter herauszuziehen und durch eine neue Kette aus Brennelementen zu ersetzen oder durch eine Kette, aus der das beschädigte Element entfernt oder bei der es durch ein neues Element ersetzt worden ist.The reactor is intended to work according to the principle of extended fuel burn-off periods between loading and unloading and, as a result, has no loading and unloading machine which is constantly located on the loading area 19 . The reactor standpipes 20 extend to the parts 4 and have exhaust sections 21, which extend from the portion 5 to the neutron shield 10 and penetrate through the head piece. 13 Typically, the standpipes 20 are closed by end caps 22 during the time between fuel refills. If, however, a fuel element becomes defective during this time when no loading and unloading machine is available to remove it from the reactor core, the coolant can become radioactive to an undesirable and dangerous level, so that the personnel are endangered if a leak or break occurs in the coolant circuit. In addition, the presence of a damaged fuel element in the core easily interferes with the detection of later damaged elements. Provision is therefore made to ensure that a fuel assembly chain containing a damaged element can be pulled out of the core when the damaged element has been discovered and its location has been identified. The fuel assembly chain can then be converted into the one shown in FIG. 1 , in which the fuel elements 8 are partially located in the neutron shield 10 and partially in the corresponding reactor standpipe 20, as well as in its extended section 21. In addition, provision is made to ensure that there is a coolant flow through the partially withdrawn fuel elements remains on the one hand to dissipate fission product heat and on the other hand to remove all radioactive particles carried by the coolant from the damaged fuel element via a branch coolant circuit provided with a filter. The chain containing the damaged fuel element can be held securely in this position until a loading and unloading machine is available to pull the chain of fuel elements out of the reactor vessel and replace it with a new chain of fuel elements or by a chain from which the damaged element removed or where it has been replaced by a new element.

Die Vorrichtung, mit der die Brennstoffelemente aus dem Reaktorcore und nur teilweise aus dem Reaktorbehälter herausgezogen werden, ist in F i g. 2 bis 7 dargestellt (die F i g. 3 bis 7 sind schematische Zeichnungen). Sie weist ein Führungsrohr 23 auf, das die normale Endkappe 22 auf dem entsprechenden Reaktorstandrohr 20 ersetzt, wenn ein Herausnehmen der entsprechenden Brennelementenkette aus dem Reaktorcore notwendig wird. Das Führungsrohr 23 enthält einen Kolben 24, der einen Ansatz 25 am unteren Ende besitzt. Der Kolben hat ein sich nach oben erstreckendes Verriegelungsstück 26, das in eine Nut 27 am oberen Ende des Führungsrohres 23 eingreifen kann, wobei ein federbelasteter Tauchkolben 28 so beweglich ist, daß er das Verriegelungsstück 26 im Eingriff mit der Nut 27 verriegelt, um den Kolben 24 in der obersten Stellung in dem Führungsrohr 2.3 zu halten. Jeder Abschlußstopfen 18 weist außerdem einen Innenbund 29 am oberen Ende auf, der mit Spiel hinter einen Außenbund 30 am unteren Ende eines abgedichteten Kolbens 31 in jedem Reaktorstandrohr 20 greifen kann. Ein Innenflansch 32 am unteren Ende eines Verriegelungsteiles 33 kann mit Spiel hinter einen Außenflansch 34 am oberen Ende des Kolbens 31 greifen, wobei der Verriegelungsteil 33 ein federndes Verriegelungsstück 35 aufweist, das normalerweise in eine Nut 36 des Standrohres 20 eingreift und in dieser Stellung durch eine Stufe 37 an dem Kolben 31 gehalten wird. Der Verriegelungsteil 33 hat außerdem einen Ansatz 38, der an dem Ansatz 25 des Kolbens 24 mit Hilfe eines Bolzens 39 befestigt werden kann. Außerdem hat dieser Teil einen Gaskanal oder mehrere Gaskanäle 40, die ihn in senkrechter Richtung durchsetzen. Das Führungsrohr 23 hat eine seitliche Gaseinlaßöffnung 41 am unteren Ende und eine seitliche Gaseinlaßöffnung 42 am oberen Ende. Zur dichten Verbindung des Führungsrohrs 23 mit dem Reaktorstandrohr 20 dient eine überwurfmutter 43.The device with which the fuel elements are pulled out of the reactor core and only partially out of the reactor container is shown in FIG . 2 to 7 ( Figs. 3 to 7 are schematic drawings). It has a guide tube 23 which replaces the normal end cap 22 on the corresponding reactor standpipe 20 if it is necessary to remove the corresponding fuel assembly chain from the reactor core. The guide tube 23 contains a piston 24 which has a projection 25 at the lower end. The piston has an upwardly extending locking piece 26 which engages a groove 27 at the upper end of the guide tube 23 , a spring-loaded plunger 28 being movable to lock the locking piece 26 in engagement with the groove 27 around the piston 24 to hold in the uppermost position in the guide tube 2.3. Each end plug 18 also has an inner collar 29 at the upper end, which can grip with play behind an outer collar 30 at the lower end of a sealed piston 31 in each reactor standpipe 20. An inner flange 32 at the lower end of a locking part 33 can engage with play behind an outer flange 34 at the upper end of the piston 31 , the locking part 33 having a resilient locking piece 35 which normally engages in a groove 36 of the standpipe 20 and in this position by a Stage 37 is held on the piston 31 . The locking part 33 also has an extension 38 which can be fastened to the extension 25 of the piston 24 with the aid of a bolt 39. In addition, this part has a gas duct or several gas ducts 40 which pass through it in the vertical direction. The guide tube 23 has a lateral gas inlet opening 41 at the lower end and a lateral gas inlet opening 42 at the upper end. A union nut 43 is used for the tight connection of the guide tube 23 to the reactor standpipe 20.

Die Wirkungsweise der Vorrichtung läßt sich am besten an Hand der F i g. 3 bis 7 beschreiben. F i 3 zeigt das Reaktorstandrohr 20 mit der normalen Endkappe 22 in der Stellung für normalen Reaktorbetrieb, Der Abschlußstopfen 18 und die Teile 31 und 33 befinden sich in der Stellung, in der das Verriegelungsstück 35 im Eingriff mit der Nut 36 durch die Stufe 37 des Kolbens 31 gehalten wird, wobei der Kolben 31 in seiner Schließstellung durch die Wirkung einer Druckfeder 44 zwischen dem Abschlußstopfen 18 und dem Kolben 31 gehalten wird, und auch durch den Druck des Kühlmittels, das nach oben auf ihn wirkt. Wenn eine Brennelementenkette herausgezogen werden muß, so wird die Kappe 22 (s. F i g. 4) durch das verlängerte Führungsrohr 23 ersetzt (der Kolben 31 dichtet gegen das Reaktorstandrohr 20 ab und verhindert den Kühlmittelaustritt während dieses Wechsels). Die Ansätze 25 und 38 werden durch Einsetzen des Bolzens 39 (durch Fernbedienung) miteinander verbunden, und der Anschluß des unter Reaktordruck stehenden Reaktorkühlmittels an die öffnungen 41 und 42 erfolgt. Die einzige Wirkung des Kühlmittelanschlusses besteht in dem Anheben des Verriegelungskolbens 28 gegen dessen Federdruck. Der Kolben 31 bewegt sich nicht, da er gleichem Kühlmitteldruck oben und unten ausgesetzt ist sowie dem Druck der Druckfeder 44, der ihn in die obere Stellung drückt, wie aus F i g. 4 hervorgeht. Der Kolben 24 bewegt sich ebenfalls nicht, da er an beiden Seiten gleichem Druck unterworfen ist. Der nächste Arbeitsgang in der Betriebsfolge ist die Druckerhöhung des Kühlmittels, das der öffnung 41 zugeführt: wird, auf einen Druck über denjenigen des Reaktorkühlmittels, beispielsweise 1 kg/cm2 über dem Reaktordruck. Die Wirkung hiervon ist in F i g. 5 dargestellt. Anfangs kann sich der Kolben 24 nicht bewegen, obgleich er von unten einem größeren Druck ausgesetzt ist als von oben, da er durch den Verriegelungsteil 33 gehalten wird, dessen Verriegelungsstück 35 in der Nut 36 gehalten wird. Der Druck von der öffnung 41 erreicht aber dann den Kolben 31 über den Gaskanal 40, und es reicht aus, um den aufwärts gerichteten Druck der Druckfeder 44 zu überwinden, wodurch der Kolben 31 nach unten in seine untere Stellung gebracht wird (sein Weg wird durch seinen Innenflansch 34 und durch die Oberseite des Abschlußstopfens 18 begrenzt), wodurch die Stufe 37 von dem Verriegelungsstück 35 abgehoben wird, so daß das letztere infolge der aufwärts gerichteten Zugkraft aus der Nut 36 heraustritt, die auf das Stück ausgeübt wird, da es mit dem Kolben 24 verbunden ist, der unten einem größeren Druck als oben ausgesetzt ist. Hierdurch kann sich der Kolben 24 nach oben bewegen. F i g. 6 zeigt die begonnene Aufwärtsbewegung des Kolbens 24, wobei der Verriegelungsteil 33 und der Kolben 31, und wenn das Spiel zwischen dem Kolben 31 auf dem Abschlußstopfen 18 überwunden worden ist, auch der Abschlußstopfen 18 selbst mitgenommen wird. Wenn das Verriegelungsstück 35 die Nut 36 verlassen hat, so kann der Druck an der öffnung 41 auf den Reaktordruck und der Druck an der Einlaßöffnung 42 progressiv unter den Reaktordruck gesenkt werden. Wenn der Kolben 31 nicht mehr gegen das Reaktorstandrohr 20 abdichtet, wird die öffnung 41 mit der Kühlmittelumwälzeinrichtung über ein Filter 45 (s. F i g. 8) verbunden, denn der Druck des Reaktorkühlmittels in dem Standrohr 20 nach oben genügt dann, um allein den Kolben 24 weiter aufwärts zu drücken. Das Filter 45 dient dazu, alle Teilchen von dem beschädigten Brennstoffelement zu entfernen, die von dem Kühlmittel mitgenommen worden sind. Wenn der Kolben 24 seine oberste Stellung erreicht hat, so wird der Druck an der Einlaßöffnung 42 auf den atmosphärischen Druck gesenkt, und der Verriegelungskolben 28 wird nach unten durch seine Feder bewegt, um das Verriegelungsstück 26 im Eingriff mit der Nut 27 zu halten und den Kolben 24 zu verriegeln und damit den Abschlußstopfen 18 mit den damit verbundenen Brennstoffelementen 8 der Kette in der Stellung, in der die Brennstoffelemente aus dem Reaktorcore herausgezogen sind, zu halten.The mode of operation of the device can best be seen with reference to FIGS. 3 to 7 describe. F i 3 shows the reactor standpipe 20 with the normal end cap 22 in the position for normal reactor operation, the end plug 18 and the parts 31 and 33 are in the position in which the locking piece 35 is in engagement with the groove 36 by the step 37 of the Piston 31 is held, the piston 31 being held in its closed position by the action of a compression spring 44 between the end plug 18 and the piston 31 , and also by the pressure of the coolant acting upwards on it. If a fuel assembly chain has to be pulled out, the cap 22 (see FIG. 4) is replaced by the extended guide tube 23 (the piston 31 seals against the reactor standpipe 20 and prevents the coolant from escaping during this change). The lugs 25 and 38 are connected to one another by inserting the bolt 39 (by remote control), and the reactor coolant under reactor pressure is connected to the openings 41 and 42. The only effect of the coolant connection is the lifting of the locking piston 28 against its spring pressure. The piston 31 does not move because it is exposed to the same coolant pressure at the top and bottom as well as the pressure of the compression spring 44, which pushes it into the upper position, as shown in FIG. 4 emerges. The piston 24 does not move either because it is subjected to the same pressure on both sides. The next step in the operating sequence is to increase the pressure of the coolant, which is fed to the opening 41, to a pressure above that of the reactor coolant, for example 1 kg / cm2 above the reactor pressure. The effect of this is shown in FIG. 5 shown. Initially, the piston 24 cannot move, although it is subjected to a greater pressure from below than from above, since it is held by the locking part 33 , the locking piece 35 of which is held in the groove 36. However, the pressure from the opening 41 then reaches the piston 31 via the gas channel 40, and it is sufficient to overcome the upward pressure of the compression spring 44, whereby the piston 31 is brought down into its lower position (its path is through its inner flange 34 and limited by the top of the plug 18 ), whereby the step 37 is lifted from the locking piece 35 so that the latter emerges from the groove 36 as a result of the upward tensile force exerted on the piece as it is with the Piston 24 is connected, which is subjected to a greater pressure below than above. This allows the piston 24 to move upwards. F i g. 6 shows the upward movement of the piston 24 which has begun, the locking part 33 and the piston 31, and when the play between the piston 31 on the end plug 18 has been overcome, the end plug 18 itself is also carried along. When the locking piece 35 has left the groove 36 , the pressure at the opening 41 can be reduced to the reactor pressure and the pressure at the inlet opening 42 can be reduced progressively below the reactor pressure. When the piston 31 is no longer seals against the reactor standpipe 20, the opening (F i s. G. 8) is 41 with the Kühlmittelumwälzeinrichtung via a filter 45 is connected, because the pressure of the reactor coolant in the standpipe 20 to the top then is enough to alone continue to push piston 24 upward. The filter 45 serves to remove any particles from the damaged fuel element that have been entrained by the coolant. When the piston 24 has reached its uppermost position, the pressure at the inlet port 42 is reduced to atmospheric pressure and the locking piston 28 is moved downward by its spring to keep the locking piece 26 in engagement with the groove 27 and the To lock the piston 24 and thus to hold the stopper 18 with the fuel elements 8 of the chain connected to it in the position in which the fuel elements are pulled out of the reactor core.

F i g. 8 zeigt in schematischer Form einen geeigneten Gaskreislauf zum Durchführen der einzelnen Vorgänge in der soeben beschriebenen Reihenfolge. Die Umwälzeinrichtung 46, die mit dem Wärineaustauscher 47 verbunden ist, drückt normalerweise das Kühlmittel durch die Leitung 16 zu dem Druckbehälter 1, damit es, wie erwähnt, zirkuliert. Heißes Kühlmittel verläßt den Druckbehälter 1 durch die Leitung 14, um zu dem Wärmeaustauscher 47 zurückzukehren. Die Leitung 14 hat eine Abzweigung 48, die zu einem Kompressor 49 führt, dessen absperrbare Auslaßleitung 50 über ein Ventil 51 mit der öffnung 41 in Verbindung steht. Eine Kurzschlußleitung 52 mit einem Ventil 53 ist außerdem vorgesehen, damit die Leitun- 14 direkt an die öffnung 41 angeschlossen werden kann. Eine -weitere Kurzschlußleitung 54 mit einem Ventil 55 dient dazu, die Leitung 14 mit der Einlaßöffnun- 42 zu verbinden, und eine Zweigleitung 56 mit einem Ablaßventil 57 führt von der Einlaßöffnung, 42 fort. Ein Tank 58 ist an die Kornpressorausströmleitung zur Druckspeicherung angeschlossen, und eine Zweigleitung 59 mit einem Ventil 60 führt von der Kompressorauslaßleitung zu einem Filter 45 und dann zu der Umwälzeinrichtung 46. Durch geeignete Handhabung der Ventile können alle Druckänderungen und Druckanwendun,-en, die zuvor beschrieben wurden, durchgeführt werden.F i g. 8 shows in schematic form a suitable gas circuit for carrying out the individual processes in the order just described. The circulation device 46, which is connected to the heat exchanger 47, normally pushes the coolant through the line 16 to the pressure vessel 1 so that it circulates, as mentioned. Hot coolant leaves the pressure vessel 1 through line 14 to return to the heat exchanger 47. The line 14 has a branch 48 which leads to a compressor 49, the shut-off outlet line 50 of which is connected to the opening 41 via a valve 51. A short-circuit line 52 with a valve 53 is also provided so that the line 14 can be connected directly to the opening 41. Another short-circuit line 54 with a valve 55 serves to connect the line 14 to the inlet opening 42, and a branch line 56 with an outlet valve 57 leads from the inlet opening 42. A tank 58 is connected to the compressor outlet line for pressure storage, and a branch line 59 with a valve 60 leads from the compressor outlet line to a filter 45 and then to the circulating device 46. By appropriate handling of the valves, all pressure changes and pressure applications that previously occurred have been described.

Die Vorrichtung gemäß der Erfindung kann insbesondere bei einem Reaktor angewandt werden, der für Schiffe bestimmt ist und bei dem das Laden und Entladen von Brennstoff nur ausgeführt werden soll, während sich das Schiff mit dem Reaktor im Hafen befindet, wobei eine Lade- und Entlademaschine im Hafen zur Bedienung einer Anzahl von Schiffreaktoren zur Verfügung steht und sich keine Lade- und Entlademaschine auf einem Schiff befindet.The device according to the invention can be used in particular in a reactor which is intended for ships and which involves loading and unloading of fuel should only be run while the ship is at the reactor is located in the port, with a loading and unloading machine in the port to operate a Number of ship reactors is available and there is no loading and unloading machine is on a ship.

Claims

Claims: 1. Device for removing a fuel element chain from the core of a nuclear reactor having a pressure vessel with standpipes, which consists of a guide tube which can be placed tightly on a standpipe of the pressure vessel, in which means are provided for grasping and lifting a stopper connected to the fuel element chain, d a d urch in that, the means is to lift from a known fluid-operated piston (24) that means (29 to 38.44) for locking the closure plug (18) at the reactor standpipe (20) and means (26,27, 28) for locking the piston (24) at the upper end of the guide tube (23) are provided that below the piston (24) there is an opening (41) in the guide tube (23) for the inlet of fluid to release the lock between the reactor standpipe and the end plug by a fluid operated piston (31) connected to the piston (24) with clearance, and for lifting of the piston (24) and the fuel assembly chain connected to it and that above the main piston (24) the guide tube has a further inlet opening (42) for the fluid, which locks the piston (24) and thus that of the fuel assembly chain at the upper end of the guide tube (23) causes.

2. Apparatus according to claim 1, characterized in that the fluid actuating the piston system is the reactor coolant. 3. Device according to claims 1 and 2, characterized in that the length of the guide tube (23) is dimensioned such that in the upper locking position of the piston (24) the fuel assembly chain is outside the reactor core, but is located inside the reactor pressure vessel. Contemplated publications: USA. Patent No. 2 725 993. Contemplated older patents: German patent no. 1,054,185..