DE1764924C3 - Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger Brennelemente aufweisenden Reaktorkern - Google Patents
Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger Brennelemente aufweisenden ReaktorkernInfo
- Publication number
- DE1764924C3 DE1764924C3 DE19681764924 DE1764924A DE1764924C3 DE 1764924 C3 DE1764924 C3 DE 1764924C3 DE 19681764924 DE19681764924 DE 19681764924 DE 1764924 A DE1764924 A DE 1764924A DE 1764924 C3 DE1764924 C3 DE 1764924C3
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel elements
- fuel
- reactor
- core
- furnace
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Expired
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 35
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 12
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 10
- 230000000694 effects Effects 0.000 claims description 3
- 235000013601 eggs Nutrition 0.000 claims 1
- 239000000112 cooling gas Substances 0.000 description 4
- 239000002245 particle Substances 0.000 description 4
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 2
- 230000037250 Clearance Effects 0.000 description 1
- 230000002745 absorbent Effects 0.000 description 1
- 239000002250 absorbent Substances 0.000 description 1
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 230000003749 cleanliness Effects 0.000 description 1
- 230000035512 clearance Effects 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 1
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010439 graphite Substances 0.000 description 1
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 1
- 150000002500 ions Chemical class 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 230000001681 protective Effects 0.000 description 1
- 230000002285 radioactive Effects 0.000 description 1
- 238000003303 reheating Methods 0.000 description 1
Description
Die Erfindung betrifft eine Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger
Brennelemente aufweisenden Reaktorkern, wobei die Beschickungsanlage ein Entladerohr zur
Entnahme der Brennelemente aus dem Kern, ein Beschickungsrohr zur Zugabe der Brennelemente zu
dem Kern sowie einen Bruchabscheider und eine Abbrandmeßaniage zwischen dem Entlade- und dem
Beschickungsrohr enthält. Die Brennelemente, die in einem fortwährenden Zyklus zugegeben und abgezogen
werden, bewegen sich kontinuierlich in Richtung auf das im Boden des Kernreaktors befindliche Entladerohr zu.
Der Durchgang der Brennelemente durch das Entladerohr nimmt mehrere Tage in Anspruch, und in
dieser Zeit kühlen die Brennelemente von der Betriebstemperatur, die etwa bei 900° C liegt, auf eine
Temperatur von ungefähr 300° C ab.
Es ist eine Beschickungsanlage bekannt, bei der sich an das Entladerohr ein Vereinzelner anschließt, der mit
einer Sortiervorrichtung, die gleichzeitig als Bruchabscheider fungiert, zu einem Gerät kombiniert ist; die
Abbrandmessung wird mittels eines kritischen Reaktors vorgenommen, dessen kritische Masse so klein ist, daß
sich seine Leistung beim Einbringen von spaltbarem, absorbierendem oder streuendem Material ändert
(»The Journal of the British Nuclear Energy Society«, Bd. 5 (1966), S. 388 und 389).
Es besteht also die Möglichkeit, einmal Brennelemente mit mechanischen Beschädigungen, d. h. mit Unrundheiten
oder verkleinertem Durchmesser, aus dem Beschickungskreislauf auszusortieren, und zum anderen
alle die Brennelemente auszuscheiden, die nur noch einen ungünstigen Beitrag zur Neutronenausbeute
liefern. Die übrigen Brennelemente werden daraufhin wieder von oben dem Reaktorkern zugeführt.
Es ist bisher jedoch noch keine Methode bekanntgeworden, mit deren Hilfe es möglich ist, aus der in dem
Reaktorkern befindlichen Kugelschüttung diejenigen Brennelemente zu ermitteln, die einen ungewöhnlich
hohen Freigabewert an Spaltprodukten besitzen. Bei derartigen Brennelementen weisen die Brennstoffpartikeln
Beschädigungen auf, und sie setzen daher bei den im Reaktorkern herrschenden Temperaturen eine
bedeutende Menge an radioaktivem Gas freu Brennelemente
mit unbeschädigten Brennstoffpartikeln hingegen geben bei den in Frage kommenden Temperaturen
nur wenig Spaltprodukte ab.
Es ist zwar bereits eine Vorrichtung zur Feststellung von Schutzhüllenbrüchen in Kernreaktoren bekannt, bei
der in das Kühlgas eingetretene gasförmige Spaltprodukte mittels eines Strahlendetektors nachgewiesen
werden (Deutsche Auslegeschrift 11 88 222). Das Kühlgas wird dabei durch eine Zerfallskammer geleitet, in
der sich die sehr kurzlebigen Spaltprodukte infolge der Beta-Radioaktivität in positive Ionen umwandeln, die
von der Wand einer Metalltrommel absorbiert werden. Die Trommelwand wird dann abschnittsweise vor den
Strahlendetektor gebracht Mit dieser Vorrichtung kann zwar festgestellt werden, ob innerhalb des Kernreaktors
ein Hüllenbruch stattgefunden hat; es ist aber nicht möglich, das Brennelement, dessen Hülle schadhaft
geworden ist, zu lokalisieren. Das fehlerhafte Brennelement kann somit nicht aus dem Reaktorkern entfernt
werden.
Der vorliegenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, eine Beschickungsanlage der eingangs beschriebenen
Bauart dahingehend zu verbessern, daB Brennelemente mit fehlerhaften Brennstoffpartikeln
ermittelt und aus dem Beschickungskreislauf eines Kugelhaufen-Kernreaktors aussortiert werden können.
Die Lösung der Erfindung ist dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Entlade- und Beschickungsrohr
zusätzlich ein Ofen angeordnet ist, der die entladenen Brennelemente auf eine Temperatur nahe der Betriebstemperatur
im Reaktorkern bringt, daß weiterhin eine Meßkammer in Flußrichtung der Brennelemente auf
den Ofen folgt und daß die in der Meßkammer aus dem jeweils in ihr befindlichen Brennelement austretenden
gasförmigen Spaltprodukte zu einem Aktivitätsmeßgerät gelangen.
Als Meßgerät kann z. B. ein Gammaspektrometer oder ein Strahlungsdetektor verwendet werden, mit
dem die gasförmigen Spaltprodukte, insbesondere Xe 133 und Kr 85, quantitativ nachgewiesen werden.
Die Temperatur des Ofens soll etwas unterhalb der im Reaktorkern herrschenden Betriebstemperatur liegen,
also niedriger als 900° C sein. Bei der Festlegung der Meßtemperatur muß von folgenden Gesichtspunkten
ausgegangen werden: einmal soll die Temperatur so niedrig wie möglich gehalten werden, um das Problem
der Kompatibilität zwischen dem Material des Ofens und dem Graphit der Brennelemente bewältigen zu
können, und zum anderen muß die Temperatur hinreichend hoch sein, um die Freigabe der gasförmigen
Spaltprodukte zu beschleunigen und dadurch den Meßvorgang zu verkürzen.
Die Brennelemente sind genügend vorgeheizt, ehe sie nacheinander in die eigentliche Meßkammer eintreten.
Dadurch wird vermieden, daß infolge der bei Beginn der Wiederaufheizung auftretenden Spitzenwerte an freigesetzten
Spaltprodukten die Meßergebnisse verfälscht werden.
Vorteilhaft ist die Kapazität des Ofens so bemessen, daß er eine größere Anzahl von Brennelementen
aufzunehmen vermag, damit die Wartezeit für das Vorheizen reduziert werden kann.
Durch Ausscheiden der Brennelemente mit fehlerhaften Brennstoffpartikeln ist die Sauberkeit des Kühlgas-Primärkreislaufes
verbessert, da ein fehlerhaftes Brenn-
element zwar die vor der ersten Beschickung vorgenommene Eingangskontrolle passieren kann, aber nach
Verlassen des Reaktorkernes aus dem Beschickungskreislauf genommen wird, bevor es eine für die
Kontamination des Kühlgas-Primärkreislaufes hinreichende Menge an Spaltprodukten aufbauen konnte. Die
Anwendung der Erfindung bietet den weiteren Vorteil, daß ein höherer Abbrand der Brennelemente — bis
nahe an die theoretische Grenze — zugelassen werden kann. Dieser Umstand kann zu einer bedeutenden
Verringerung der Stromerzeugungskosten führen.
Claims (2)
1. Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger Brennelemente
aufweisenden Reaktorkern, wobei die Beschickungsanlage ein Entladerohr zur Entnahme der Brennelemente
aus dem Kern, ein Beschickungsrohr zur Zugabe der Brennelemente zu dem Kern sowie
einen Bruchabscheider und eine Abbrandmeßaniage zwischen dem Entlade- und Beschickungsrohr
enthält, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen dem Entlade- und Beschickungsrohr
zusätzlich ein Ofen angeordnet ist, der die entladenen Brennelemente auf eine Temperatur
nahe der Betriebstemperatur im Reaktorkern bringt, daß weiterhin eine Meßkammer in Flußrichtung der
Brennelemente auf den Ofen folgt und daß die in der Meßkzmmer aus eiern jeweils in ihr befindlichen
Brennelement austretenden gasförmigen Spaltprodukte zu einem Aktivitätsmeßgerät gelangen.
2. Beschickungsanlage nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Ofen eine größere Anzahl
von Brennelementen aufzunehmen vermag.
25
Priority Applications (7)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19681764924 DE1764924C3 (de) | 1968-09-05 | Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger Brennelemente aufweisenden Reaktorkern | |
CH1155469A CH488248A (de) | 1968-09-05 | 1969-07-29 | Verfahren zur Untersuchung von in einem Kugelhaufen-Kernreaktor umgewälzten kugelförmigen Brennstoffelementen |
LU59243D LU59243A1 (de) | 1968-09-05 | 1969-08-05 | |
FR6927563A FR2017411B1 (de) | 1968-09-05 | 1969-08-11 | |
BE737469D BE737469A (de) | 1968-09-05 | 1969-08-13 | |
NL6913133A NL6913133A (de) | 1968-09-05 | 1969-08-27 | |
GB43009/69A GB1286545A (en) | 1968-09-05 | 1969-08-28 | A method of examining fuel elements circulating in a pebble bed nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19681764924 DE1764924C3 (de) | 1968-09-05 | Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger Brennelemente aufweisenden Reaktorkern |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1764924A1 DE1764924A1 (de) | 1971-12-02 |
DE1764924B2 DE1764924B2 (de) | 1976-11-11 |
DE1764924C3 true DE1764924C3 (de) | 1977-06-16 |
Family
ID=
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE1106435B (de) | Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren | |
DE4344825C2 (de) | Anordnung für einen Fusionsreaktor mit einem inneren Bestandteil | |
US2910416A (en) | Neutronic reactor | |
DE1764924C3 (de) | Beschickungsanlage für einen Kernreaktor mit einem eine Schüttung kugelförmiger Brennelemente aufweisenden Reaktorkern | |
CN1230280A (zh) | 核燃料组合件 | |
DE1764924B2 (de) | Beschickungsanlage fuer einen kernreaktor mit einem eine schuettung kugelfoermiger brennelemente aufweisenden reaktorkern | |
DE1208016B (de) | Vorrichtung zum Entfernen von Spaltproduktmetalldaempfen aus dem Kuehlgasstrom eines Kernreaktors | |
DE2516123B2 (de) | Verfahren zum Abführen der Zerfallswärme radioaktiver Spaltprodukte | |
DE1032432B (de) | Verfahren zur Durchfuehrung von Kernreaktionen in einem Brutreaktor | |
DE2505645A1 (de) | Verfahren zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktorbrennelements | |
US2870075A (en) | Nuclear reactor unloading apparatus | |
US3336201A (en) | Dual fuel cycle for nuclear reactors | |
US3842283A (en) | Method for determining the proportion of broken particles in the fuel compacts employed in high temperature reactors | |
DE2304324A1 (de) | Vorrichtung zur ueberpruefung von brennelementen fluessigkeitsgekuehlter kernreaktoren auf huellrohrschaeden | |
Robertson | Improved performance for UO 2 fuel | |
DE2352691C2 (de) | Gasgekühlter Kernreaktor mit einer Schüttung von kugelförmigen Brennelementen | |
Turner et al. | Annular core for the modular high-temperature gas-cooled reactor (MHTGR) | |
Valette | Refuelling system for a nuclear reactor with a reactor core exhibiting a pebble bed of spherical fuel elements | |
DE2938618C2 (de) | Verfahren zur Lagerung bestrahlter Brennelemente | |
Valette | Refuelling system for a nuclear reactor with a reactor core showing (presenting) a pebble bed of spherical fuel elements | |
US3959070A (en) | Method of operating a neutronic reactor | |
Ivens et al. | Operational experience with HTR-fuel in the AVR experimental power station | |
DE2217816C3 (de) | Verfahren zum vorübergehenden Abschalten eines Hochtemperatur-Kernreaktors | |
DE2651313C3 (de) | Verfahren zur Verringerung des 131-Jodgehalts im Kühlwasser eines Druckwasserreaktors | |
Mayorshin et al. | Experience on Development and Production of Vibropac MOX Fuel for Fast Reactors |