DE1926344C3 - Einrichtung zur Reaktivitätsregelung von leicht wassergekühlten Atomreaktoren - Google Patents
Einrichtung zur Reaktivitätsregelung von leicht wassergekühlten AtomreaktorenInfo
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Description
Aus der DT-AS 12 19 598 ist eine Einrichtung zur chemischen Regelung der Reaktivität leichtwassergekühlter
Atomkernreaktoren bekannt, bei der zur Regelung der Reaktivität Flüssigkeiten, insbesondere flüssige
Metalle, durch ein vom Reaktorkühlmittel getrenntes, und den Reaktorkern gesondert durchsetzendes
Rohrsystem geleitet werden. Dadurch soll der Vorteil fo erreicht werden, daß alle beweglichen Teile außerhalb
des Reaktorgefäßes zu liegen kommen und daher leicht zu einer Überprüfung und zu einer normalen Erneuerung
dieser Teile zugänglich sind (Spalte 4, Zeilen 17 bis 21).
Der gleiche Gedanke beherrscht auch die Vorschläge der DL-PS 37 088, nach denen zur Regelung der
Reaktivität nicht nur flüssige, in ihrer Neutronenabsorption offenbar unveränderliche Medien, sondern
auch gasförmige Absorber dienen, die zur zusätzhchen
Regelung eine veränderliche Dichte aufweisen können. nip Rohre für das Absorbermedium sind hier ebenso
wie bei der Anordnung nach der DT-AS 12 '9 598 von unten in den Reaktor geführi.
\us der GB-PS 9 27 438 isi es auch bekannt, die
Reaktivität eines Atomkernreaktors durch einen wasserlöslichen Neutronenabsorber, nämlich Borsäure, und
durch schweres Wasser zu regeln, wobei je nach der gewünschten Beeinflussung eine entsprechende Mischung
hergestellt wird. ...
Die zuletzt genannte Entgegenhaltung zeigt in einer stark schematischen Darstellung Leitungen, die von
oben in den Reaktorkern führen. Das Reaktorgefäß ist jedoch nicht dargestellt, so daß keine Einzelheiten der
konstruktiven Ausbildung zu entnehmen sind.
Die Erfindung bezieht sich auf eine Einrichtung zur chemischen Regelung der Reaktivität leichtwassergekühlter
Atomkernreaktoren mittels eines wasserlöslichen Neutronenabsorbers einstellbarer Konzentration,
der durch ein vom Reaktorkühlmittel getrenntes und den Reaktorkern gesondert durchsetzendes Rohrsystem
geleitet wird.
Ziel der Erfindung ist eine derartig konstruktive Ausbildung der eingangs genannten Einrichtung, daß bei
kleinem Aufwand für das Rohrsystem im Inneren des Reaktors gute Wartungsmöglichkeiten, und zwar sowohl
für das Rohrsystem als auch für die Brennelemente bestehen. Dieses Ziel wird erfindungsgemäß dadurch
erreicht, daß das Rohrsystem als Steuerelement ein den Reaktordeckel mit Hilfe einer lösbaren Deckeldichtung
durchdringendes Halterohr, mehrere an dieses angeschlossene radiale Halterungen und jeweils mindestens
ein Einzelrohr an jeder Halterung umfaßt, das während des Reaktorbetriebes von oben in ein Führungsrohr
eines Brennelementes eingefahren ist und daß das Steuereiement als Einheit in den Reaktorkern einfahrbar
und aus diesem herausziehbar ist.
Es ist zwar bereits bekannt, zur Regelung der Reaktivität leichtwassergekühlter Atomkernreaktoren sogenannte
Fingerregelstäbe zu benutzen, die mehrere als Finger bezeichnete Stäbe mit festem Absorbermaterial
aufweisen und beweglich durch den Reaktordeckel geführt sind (vergleiche z. B. »Atom und Strom«, 1965, S.
125). Diese Regelstäbe werden während des Betriebes ständig in ihrer Höhenlage verändert, da mit der unveränderlichen
Konzentration des festen Absorbers nur durch Veränderung der Lage des Absorbers zum Kern
eine Änderung der Reaktivitätsbeeinflussung möglich ist. Hierfür werden zuverlässige Antriebe benötigt, so
daß insgesamt ein recht hoher mechanischer Aufwand erforderlich ist. Gerade deswegen hat man sich in den
vorher erwähnten Literaturstellen mit Einrichtungen mit einem wasserlöslichen Neutronenabsorber beschäftigt,
die keine ständig beweglichen Teile haben.
Erstaunlicherweise hat sich nun gezeigt, daß die Ausbildung des Rohrsystems als Steuerelement, das zwar
beweglich angeordnet ist, aber während des Betriebes unverändert im Kern bleibt, eine einwandfreie Regelung
durch Konzentrationsänderung ermöglicht und gleichzeitig ohne nennenswerten Mehraufwand für die
bewegliche Anordnung im Vergleich zu den bekannten Einrichtungen mit festem Rohrsystem die Wartung und
Montage ganz wesentlich erleichtert.
Das oder die Steuerelemente nach der Erfindung können als Ganzes aus dem Kern entfernt werden, so
daß die Brennelemente frei zugänglich sind. Da die Be-
festigung des Steuerelementes mit dem Halterohr am
Reaktordeckel erfolgt, ist nur dort eine entsprechende Bearbeitung notwendig. Hier können auch die Halterohre
außerhalb des Reaktors zusammengefaßt und an geeignete Systeme zur Verände-jng der Konzentration
angeschlossen werden.
Wie gefunden wurde, ergibt sich eine besonders günstige Anordnung, wenn ein Steuerelement jeweils zwei
bis neun Brennelemente überdeckt, wobei jedes Brennelement von mindestens einem Einzelrohr durchsetzt
wird. Auf diese Weise gelingt trotz weniger Durchführungen durch den Reaktordeckel eine örtlich fein verteilte
Regelung, wobei der besondere Vorteil vorliegt, daß die Regelung über die gesamte axiale Länge des
Reaktorkerns gleichmäßig wirkt. Hieraus ist eine Steigerung der mittleren Leistungsdichte um etwa 25%
möglich.
Mehrere Steuerelemente nach der Erfindung können vorteilhaft zu einer Ringgruppe zusammengefaßt sein,
die durch unterschiedliche Konzentration der Beeinflussung der radialen Leistungsdichteverteiiung ermöglicht.
Man kann dadurch auch die radiale Leistungsdichte gleichmäßig an der oberen zulässigen Grenze halten.
Die radialen Halterungen der Steuerelemente können zwischen den oberen Enden der Brennelemente
und der oberen Gitterplatte des Kerngerüstes liegen und so ausgebildet sein, daß zwischen ihnen mechanische
Fingerregelstäbe und Teillängenregelsiäbe einfahrbar sind, deren in Führungseinsätzen geführte Betätigungsspinnen
sich in voll eingefahrenem Zustand oberhalb der radialen Halterungen befinden. Bewegung
und Antriebe der dann nur noch für spezielle Einzelaufgaben benutzten Fingerregelstäbe mit festem Absorber
können dann unverändert, jedoch in viel kleinerer Zahl und mit entsprechend kleinerem Aufwand von bekannten
Anordnungen übernommen werden.
An Hand einer schematischen Zeichnung sind Aufbau und Wirkungsweise von Ausführungsbeispielen
nach der Erfindung näher erläutert. Dabei zeigt
F i g. 1 einen Schnitt durch ein Reaktordruckgefäß mit eingefahrenem Steuerelement nach der Erfindung,
F i g. 2 den schematischen Aufbau eines derartigen Steuerelements,
F i g. 3 die Aufsicht auf ein Steuerelement am Beispiel einer Neunergruppe mit je vier Einzelrohren,
Fig.4 die Überdeckung der Brennelemente mit
mehreren Steuerelementen,
F i g. 5 die Anordnung zusätzlicher herkömmlicher Regelstäbe und
F i g. 6 die Ausbildung eines Steue-elementes mit
einem zusätzlichen Fingerrohr für die Kerninstrumentierung.
Zur Übersicht der Gesamtanordnung ist in F i g. 1 ein Reaktordruckgefäß 1 gezeigt, in dem innerhalb des
Kernbehälters 2 die Brennelemente 3 angeordnet sind. Diese Brennelemente 3 werden vom oberen Kerngerüst
4 gehalten. In die Brennelemente 3 ist nun nach dem dargestellten Ausführungsbeispiel in der Achse
des Druckgefäßes 1 ein Steuerelement 5 mit den Einzelrohren 6 angeordnet. Diese Einzelrohre 6 werden
von einer Verteilerspinne 7 gehalten, von der ein axiales Halte- und Zuleitu.igsrohr 8 nach oben durch das
obere Kerngerüst 4 und die Deckeldichtung 9 des Dekkels 10 des Reaktordruckgefäßes herausgeführt ist.
In F i g. 2 ist der schematische Aufbau eines derartigen
Steuerelements 5 näher erläutert. Die Einzelrohre 6 sind an den Enden der als Arme 11 bezeichneten radialen
Halterungen der Verteilerspinne 7 befestigt. Die Einzelrohre 6 bestehen aus einem äußeren, unten geschlossenen
Hüllrohr sowie einer inneren koaxialen Zuleitung 12 kleineren Durchmessers für die Absorberflüssigkeit.
Von der Mitte der Verteilerspinne 7 geht das Halte- und Zuleitungsrohr 8 nach oben aus, das
nach dem dargestellten Ausführungsbeispiel mit zwei zueinander konzentrisch angeordneten Rohren 13 und
14 zur Zu- und Ableitung der Absorberflüssigkeit dient. In der Verteilerspinne 7 zweigt vom inneren Zuleitungsrohr
13 in jedem Arm 11 der Verteileispinne 7 eine Leitung 15 ab, die mit den konzentrischen Zuleitungsrohren
12 in Verbindung steht. Die Absorberflüssigkeit wird also über das Zuleitungsrohr 13 und das
Verbindungsrohr 15 über die einzelnen konzentrischen Zuleitungsrohre 12 in den Einzelrohren 6 bis zum Boden
geleitet und strömt von hier wieder nach oben und über radiale Verbindungsleitungen 16 in den einzelnen
Armen 11 zu dem Ableitungsrohr 14 in dem gemeinsamen
Zuleitungs- und Halterohr 8.
Über die oberen Anschlüsse 17 nach F i g. 1 arn Ende
des Rohres 8 werden die einzelnen Steuerelemente 5 mit der Absorberflüssigkeit gespeist. Dabei ist eine Regelung
der Durchsatzmenge und der Konzentration möglich, so daß die durch Neutronenabsorption, Neutronenbremsung
oder -absorption erzeugte Wärmemenge sicher abgeführt werden kann. Als Absorberlösung
dient vorteilhafterweise eine wäßrige Lösung aus Borsäure, wobei die Borsäure gegebenenfalls über ihren
natürlichen Gehalt an B10 angereichert werden kann.
Im Falle eines Schadens an den einzelnen Steuerelementen
ist es vorteilhaft, wenn die Absorberlösung unter einem höheren Betriebsdruck als das Reaktorkühlmittel
steht, so daß bei einem Leck innerhalb des Reaktorkerns der Neutronenabsorber in das Reaktorkühlmittel
übertritt. Dadurch wird die Freisetzung von Reaktivität bei diesem Störfall vermindert.
Die Steuerelemente sind im allgemeinen so ausgebildet, daß jeweils mehrere Brennelemente von einem
Steuerelement überdeckt werden. In F i g. 3 ist eine Anordnung gezeigt, bei der von einem Steuerelement
neun Brennelemente überdeckt werden. Dabei ist die Anordnung so getroffen, daß in jedes Brennelement 3
vier Finger 6 des Steuerelementes hineinreichen. Die Ausbildung der Verteilerspinne 7 für diesen Anwendungsfall
ist aus dieser Figur besonders gut zu sehen, wobei das Steuerelement insgesamt 36 Einzelrohre
aufweist. Es ist aber auch möglich, daß jeweils nur 1, oder 4 Brennelemente von einem Steuerelement erfaßt
werden.
Um gleichzeitig auch das Einfahren von herkömmlichen
Teülängenregelstäben oder Abschaltregelstäben mit festen Absorbern zu ermöglichen, sind die mit Absorberflüssigkeit
durchströmten Steuerelemente nach F i g. 4 so angeordnet, daß bei Überdeckung des Reaktorkerns
mit Vierer-Gruppen flüssigkeitsgefüllter Steuerelemente jeweils ein Brennelement dazwischen
nicht überdeckt wird, in das dann ein mechanisch bewegter Regelstab oder Regelstabfinger 18 eingefahren
werden kann.
Die Zuordnung von mechanisch bewegten Regelstäben 18 zu flüssigkeitsgefüllten Steuerelementen 5 ist in
F i g. 5 näher erläutert. In die Brennelemente 3 ist zunächst ein flüssigkeitsgefülltes Steuerelement 5 mit den
Einzelrohren 6 so weit eingefahren, daß die Verteilerspinne 7 mit den radialen Halterungen 11 zwischen den
oberen Enden der Brennelemente 3, also oberhalb der Brennelemen'.köpfe 19. und unterhalb der oberen Git-
terplatte 20 des Kerngerüstes liegt. In die Zwischenräume
zwischen den einzelnen flüssigkeitsgefüllten Absorberstäben 6 kann in freie Brennelemente 3 ein mechanisch
bewegter Regelstab 18 mit den Einzelfingern 21, die von einer Spinne 22 zusammengehalten werden,
eingefahren werden. Die Betätigungsspinnen 22 dieser mechanisch bewegten Regelstäbe 18 mit festen Absorbern
befinden sich im eingefahrenen Zustand oberhalb der Verteilerspinnen 7 der flüssigkeitsgefüllten Steuerelemente
5 und die einzelnen Absorberfinger 21 zwischen den Armen 11 der Verteilerspinne 7 der Steuerelemente,
so daß die Regelstäbe 18 jederzeit ungehindert in die darunter befindlichen Brennelemente ein-
und ausfahrbar sind.
Es ist dabei vorteilhaft, daß die Verteilerspinnen der flüssigkeitsgefüllten Steuerelemente so ausgebildet
sind, daß sie gleichzeitig die Funktion der radialen Justierung und axialen Niederhaltung der Brennelemente
gegenüber den Strukturen des oberen Kerngerüstes erfüllen.
Zur Beeinflussung der radialen Leistungsdichteverteilung im Reaktorkern ist es zweckmäßig, wenn die
flüssigkeitsgefüllten Steuerelemente über den Querschnitt des Reaktorkerns in Ringzonen zusammengefaßt
werden, wodurch eine gesonderte Einstellung der Konzentration für jede Zone möglich ist.
Die flüssigkeitsgefüllten Steuerelemente sollen im wesentlichen einen Ausgleich für alle schnellen Reaktivitätsänderungen
des Reaktorkerns wie Leistungsänderungen und Änderung der Spaltproduktvergiftung bewerkstelligen.
Die axiale Leistungsdichteverteilung wird in herkömmlicher Weise durch die Teillängenregelstäbe
18 beeinflußt, während die Schnellabschaltung durch die herkömmlichen Fingerregelstäbe in einem festen
Absorber bewirkt wird. Die durch Abbrand hervorgerufene Reaktivitätsänderung wird dabei in bekannter
Weise durch Anpassung der Konzentration eines wasserlöslichen Neutronenabsorbers im gesamten
Reaktorkühlmittel kompensiert.
Die neuen Steuerelemente bieten eine gute Möglichkeit für die Anordnung einer zusätzlichen Sonde für die
Kerninstrumentierung, wie das aus F i g. 6 hervorgeht.
Dabei ist in der Achse des Steuerelements ein zusätzliches Fingerrohr 23 angeordnet, das die Kerninstrumentierung
aufnimmt. In diesem Fingerrohr 23 ist die Kerninstrumentierung so eingebaut, daß deren Zuleitungen
24 durch das Halte- und Zuleitungsrohr 8 an dessen oberen Anschluß geführt und dort mit den entsprechenden
Kabeln oder Rohrleitungen lösbar verbunden sind. Diese Sonden 23 können dann gegebenenfalls
auch durch das zentrale Zuleitungsrohr 8 herausgezogen werden.
Zum Ausfahren der flüssigkeitsgefüllten Steuerelemente werden bei dem beschriebenen Aufbau zunächst
alle Anschlüsse 17 und 24 am oberen Ende des Halte- und Zuleitungsrohres 8 gelöst, der Deckel des Reaktor-
•5 druckbehälters und das obere Kerngerüst über den
flüssigkeitsgefüllten Steuerelementen entfernt, so daß diese dann mit einem Führungswerkzeug aus den
Brennelementen gezogen, während des Brennelementwechsels geführt und frei hängend abgestellt und nach
dem Wechsel wieder in ihre zugehörigen Brennelemente eingesetzt werden können.
Die beschriebene neue Einrichtung zur chemischen Regelung der Reaktivität in leichtwassergekühlten
Kernreaktoren ist besonders betriebssicher, da sie kei-
2S ne im Betrieb beweglichen Teile und keine Mechanismen
innerhalb des Reaktorkerns aufweist. Darüber hinaus sind wesentlich geringfügigere und stabilere axiale
Strukturen im oberen Kerngerüst möglich. Durch die leichte Regelung der Durchsatzmenge und der Konzentration
der Absorberflüssigkeit ist eine kontinuierliche Reaktivitätsänderung möglich, die keine axiale Störung
der Leistungsdichteverteilung bewirkt. Außerdem wird durch die beschriebene Anordnung Bauhöhe am
oberen Kerngerüst und am Reaktordruckbehälter eingespart. Der besondere Vorteil liegt insbesondere darin,
daß die mit Tageslastzyklusbetrieb verbundenen Reaktivitätsänderungen unter Vermeidung unzulässig
großer Störung der Leistungsdichteverteilung beherrschbar sind, wobei außerdem eine Entlastung des
Borsäureregelsysiems von schnellen Konzentrationsänderungen möglich ist.
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen
Claims (5)
1. Einrichtung zur chemischen Regelung der Reaktivität leichtwassergekühlter Atomkernreaktoren
mittels eines wasserlöslichen Neutronenabsorbers einstellbarer Konzentration, der durch ein vom
Reaktorkühlmittel getrenntes und den Reaktorkern gesondert durchsetzendes Rohrsystem geleitet
wird, dadurch gekennzeichnet, daß das jo Rohrsystem als Steuerelement (5) ein den Reaktordeckel
(10) durchdringendes Halterohr (8), mehrere an dieses angeschlossene radiale Halterungen (11)
und jeweils mindestens ein Einzelrohr (6) au jeder Halterung (U) umfaßt, das während des Reaktorbetriebes
von oben in ein Führungsrohr eines Brennelementes (3) eingefahren ist, und daß das Steuerelement
(5) als Einheit in den Reaktorkern (2) einfahrbar und aus diesem herausziehbar ist.
2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß ein Steuerelement (5) jeweils zwei bis
neun Brennelemente (3) überdeckt, wobei jedes Brennelement (3) von mindestens einem Einzelrohr
(6) durchsetzt wird.
3. Einrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch *5
gekennzeichnet, daß mehrere Steuerelemente (5) zu einer Ringgruppe zusammengefaßt sind, die durch
unterschiedliche Einstellung der Konzentration eine Beeinflussung der radialen Leistungsdichteverteilung
ermöglicht.
4. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die radialen Halterungen (11) der
Steuerelemente (5) zwischen den oberen Enden (19) der Brennelemente (3) und der oberen Gitterplatte
(20) des Kerngerüstes (4) liegen und so ausgebildet sind, daß zwischen ihnen mechanische Fingerregelstäbe
(31) und Teillängenregelstäbe einfahrbar sind, deren in Führungseinsätzen geführte Betätigungsspinnen (22) sich in voll eingefahrenem Zustand
oberhalb der radialen Halterungen (11) befinden.
5. Einrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß ein zusätzliches, zur
Aufnahme von Sonden für die Kerninstrumentierung ausgebildetes Fingerrohr (23) in der Verlängerung
des zentralen Halterohres (8) derart angeordnet ist, daß die Zuleitungen für die Instrumentierung
durch das Halterohr (8) an den oberen Anschluß (24) geführt und die Sonden durch das zentrale Halterohr
(8) nach oben herausziehbar sind.
50
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Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4657726A (en) * | 1984-06-22 | 1987-04-14 | Westinghouse Electric Corp. | Moderator control apparatus for a nuclear reactor fuel assembly |
US4717527A (en) * | 1984-07-02 | 1988-01-05 | Westinghouse Electric Corp. | Fuel assembly |
US4640813A (en) * | 1984-09-26 | 1987-02-03 | Westinghouse Electric Corp. | Soluble burnable absorber rod for a nuclear reactor |
US4716016A (en) * | 1985-03-04 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor |
US4699750A (en) * | 1986-02-26 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for storage, retrieval and deployment of drag gages used in fuel assembly inspection |
DE3925617A1 (de) * | 1989-08-02 | 1991-02-07 | Siemens Ag | Einrichtung zur steuerung des leistungsausstosses eines reaktors mit steuerstaeben |
US9875818B2 (en) | 2012-10-11 | 2018-01-23 | Bwx Technologies, Inc. | Fail-safe reactivity compensation method for a nuclear reactor |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1081214A (en) * | 1965-03-09 | 1967-08-31 | Hitachi Ltd | Control system for fast reactors |
BE678235A (de) * | 1966-03-22 | 1966-09-22 | ||
US3519535A (en) * | 1968-01-24 | 1970-07-07 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear fuel assembly with plural independent control elements and system therefor |
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