DE2202268A1 - Neutronenfluss-Messvorrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren - Google Patents
Neutronenfluss-Messvorrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte KernreaktorenInfo
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Description
Dr.-!,.j, κ ..,..;. . .-jr<
München 22, Gls.ncdor/str. 1Γ
München 22, Gls.ncdor/str. 1Γ
410-18.182P 18. 1. 1972
COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE. Paris, (Frankreich)
Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte
Kernreaktoren
Die Erfindung betrifft eine Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flUssigkeitsgekühlte Kernreaktoren, insbesondere
für Leistungsreaktoren mit schnellen Neutronen, die durch Umwälzen von geschmolzenem Natrium gekühlt werden·
Die Kernreaktoren müssen mit einer Neutronenfluß-Meßvorrichtung versehen sein, die die ständige Überwachung
des Neutronenfluseee sowohl während der Inbetriebnahme oder des Anfahrens als auch während des Leistungebetriebes
gestattet* Die Wahl des Ortes von derartigen Neutronenmeßkararaern
wirft zahlreiche Probleme in Reaktoren mit schnellen Neutronen auf, die durch Umwälzen von Flüssig-
3985.3)-Hd-r (7)
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metall gekühlt werden und einen Integrierten Wärmetauscher
haben. Die Neutronenkanunern, die den Fühler der Meßvorrichtung bilden, müssen wirksam einen Neutronenfluß empfangen,
der groß genug für eine genaue Messung 1st, nämlich etwa 10 n/(cm ·β) beträgt, was bedingt, daß sie sich nahe dem
Reaktorkern befinden und vor dem Gammafluß geschützt sind, ferner auf einer Temperatur beträchtlich unter der des
Kühlmittels gehalten werden und schließlich für eine Lageveränderung leicht zugänglich sind.
Es sind bereite verschiedene Versuche unternommen worden, um diesen Anforderungen bei Reaktoren mit schnellen
Neutronen gerecht zu werden. Zum Beispiel beim (französischen) Reaktor "Phenix" sind zwei Sätze von Neutronenkammern vorgesehen. Die zum einen Satz gehörenden Kammern, die
zur Überwachung des Reaktoranfahrens und zur Leistungsmessung verwendet werden, befinden sich in Luft außerhalb des
Hauptreaktorgefäßes, das das geschmolzene Natrium enthält, und unterhalb von diesem in der Nähe der Vertikalachse des
Reaktorkerns. Diese Kammern empfangen jedoch einen Neutronenfluß, der bei seinem Durchtritt durch verschiedene
Metallwände und durch eine Natriumschicht geschwächt ist und dessen Intensität daher ziemlich schwach für eine genaue Messung ist, besonders während des Reaktoranfahrens.
Die zum zweiten Satz gehörenden Neutronenkammern befinden sich in vertikalen Schächten oder Taschen, die im Neutronenschutzmantel um den Reaktorkern in dessen Höh· angeordnet sind, und sind gasgekühlt. Diese Kammern sind so
ortsveränderlich, daß si· auf die Höhe der horizontalen
Mitt«l«b«n· des Reaktorkerne gebraoht werden können, wo
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der Neutronenfluß maximal ist. Diese vertikalen Schächte
behindern jedoch die Handhabung des Brennstoffs, und die Strömung des Natriums kann dort Schwingungen hervorrufen.
Außerdem ist ein derartiges Vorgehen nicht anwendbar für Hochleistungsreaktoren, die mehr als ca. 500 MWe erzeugen.
Während nämlich für einen Kernreaktor mäßiger Leistung die Schächte mit der ortsfesten oberen Platte verbunden
werden können, und zwar außerhalb der beweglichen Organe zum oberen Schließen des Reaktorgefäßes, ist dies kaum
mehr möglich für einen Hochleistungsreaktor mit z. B.
1000 MWe; während nämlich der Reaktorkern und die beweglichen Organe zum oberen Schließen den Durchmesser erhöhen,
bleibt der Abstand vom Rand des Reaktorkerns, bei dem es interessant ist, die Schächte zur Aufnahme der
Neutronenkammern zu positionieren, im wesentlichen konstant. Man muß daher die vertikalen Schächte in die beweglichen
Organe münden lassen, was deren Zusammenlegen oder Einfahren bei jeder Handhabung erfordert und zu Einrichtungen
führt, die unannehmbar kompliziert sind. .
Es ist daher Aufgabe der Erfindung, eine Neutronenfluß-Meßvorrichtung
für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren anzugeben, insbesondere für Leistungsreaktoren mit schnellen
Neutronen, die durch Umwälzen von geschmolzenem Natrium gekühlt werden, die die oben genannten Schwierigkeiten
zum größten Teil oder vollständig überwindet.
Eine Neutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte
Kernreaktoren, mit einer ortsfesten Neutronende tektorkammer, die eich unterhalb des Reaktorgefäßes be-
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findet, das die Kühlflüssigkeit und den Reaktorkern enthält, der aus nebeneinander angeordneten, vertikal einsetzbaren
Brennstoffeinholten besteht, ist erfindungsgemäß
dadurch gekennzeichnet, daß auf der Vertikalen der Neutrönendetektorkammer ein Rohrbehälter vorgesehen ist,
der von einem inerten Gas gefüllt ist und sich nach unten aus dem Reaktorkern heraus bis in die Nähe der Innenwand
des Reaktorgefäßes erstreckt.
Der Rohrbehälter ist vorzugsweise mittels der Bedienungseinrichtung
zu handhaben, die für die Brennelementeinheiten oder für die Kontrollstabmechaniken vorgesehen
ist. Ihr im Reaktorkern angeordneter Abschnitt hat vorzugsweise die Form einer derartigen Einheit.
In einem durch geschmolzenes Natrium gekühlten Reaktor ist der Rohrbehälter in vorteilhafter Weise mit einem
inerten Gas gefüllt, das von derselben Art wie das ein Gaspolster oberhalb des Natriums bildende ist (im allgemeinen
Argon oder Helium), und die Neutronenkammer befindet sich unterhalb des Sicherheitsgefäßes, das das
Primärgefäß mit dem Natrium einschließt.
Im allgemeinen können offensichtlich mehrere Meßvorrichtungen vorgesehen werden, insbesondere an Leistungsreaktoren. Die eine Vorrichtung kann sich auf der Vertikalachse
des Reaktorkerns befinden, wo der Neutronenfluß am stärksten ist. Die anderen Meßvorrichtungen können am
Rand des Reaktorkerns (d. h. des den Spaltstoff enthaltenden Abschnitts) und der seitlichen Abdeckung angeordnet
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sein (die durch Einheiten gebildet wird, die nur Brutstoff enthalten).
Die Erfindung wird anhand der aus einer einzigen Figur bestehenden Zeichnung näher erläutert, in der ein Ausführungsbeispiel
der erfindungsgemäßen Meßvorrichtung abgebildet ist, und zwar im Vertikalschnitt, angeordnet in
einem Kernreaktor mit schnellen Neutronen, einschließlich zwei benachbarten Brennstoffeinheiten.
Die gezeigte Meßvorrichtung ist vorgesehen für einen Kernreaktor mit einem Hauptgefäß 10, das eine Masse 12 geschmolzenen
Natriums enthält, auf der ein Polster aus inertem Gas (Natrium oder Helium) ruht, das nicht abgebildet
ist. Das Hauptgefäß 10, im allgemeinen aus rostfreiem Stahl, ist in einem Sicherheitsgefäß 14 enthalten,
das ebenfalls aus rostfreiem Stahl besteht und durch eine Wärmedämmung i6 verdoppelt ist. Ein zwischen den beiden
Gefäßen vorhandener Zwischenraum 18 ist mit einem inerten Grs, Argon oder Stickstoff im allgemeinen unter einem
Druck gefüllt, der etwas oberhalb des Umgebungsatmosphärendrucks liegt. Im Reaktorkern ist angeordnet ein horizontales
Traggestell zur Aufnahme von Brennstoffeinheiten 20
und zur Verteilung des geschmolzenen Natriums, das diese Einheiten kühlt. Das Traggestell setzt sich aus zwei rohrförmigen
Platten 22 und Zk zusammen, die durch Hülsen oder Buchsen 26 zur Aufnahme von Füßen 28 der Einheiten verbunden
sind. Das geschmolzene Natrium strömt vom Traggestell in die Einheitsfüße über Öffnungen 30 In den Buchsen
und öffnungen 32 in den Füßen, wonach es in den Einheiten
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nach oben steigt unter Abkühlung von Nadeln aus umhUlltem
Brennstoff, deren Achsen ganz schematisch durch Strichpunktlinien in einer der Brennstoffeinheiten 20 angedeutet sind, und über das obere Ende der Einheit nach außen
tritt. Der obere Abschnitt dieser abgebildeten Brennstoffeinheit 20 hat oberhalb der Brennstoffnadeln einen Block
31 aus einem Neutronenabsorber, so daß die Nebeneinanderanordnung dieser Blöcke einen oberen Neutronenschutz bildet. Eine Einstechnut 33 im oberen Abschnitt jeder Einheit 20 erlaubt deren Festhalten mit Hilfe des Greifers
einer Bedienungseinrichtung (nicht gezeigt). Die Einheiten werden einzeln positioniert, indem sie herabgelassen
werden, um ihre Füße in die zugehörige Buchse 26 des Traggestells zu bringen. Der Fuß hat einen kreisförmigen Querschnitt, und der oberhalb des Traggestells liegende Teil
hat im allgemeinen einen Sechseckquerschnitt, so daß jede Einheit »ich in einer Zelle befindet, die durch sechs benachbarte Einheiten begrenzt ist.
Die bisher beschriebenen Merkmale sind für sich bereits entwickelt worden. Die Neutronenfluß-Meßvorrichtung
gemäß der Erfindung hat eine Neutronendetektorkanuner 34,
die sich unterhalb dem Hauptgefäß 10 und dem Sicherheitsgefäß i6 befindet, d. h. in normaler Atmosphäre. Die abgebildete Kammer Jk liegt auf der Achse des Reaktorkerns.
Sie kann auch an einen anderen Ort verschoben werden, insbesondere auf die Vertikale des Rands des Reaktorkerne
(gebildet durch Einheiten mit Spaltstoff) und der radialen Abdeckung (gebildet durch Einheiten mit ausschließlich
Brutstoff).
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Die Buchse oder Hülse 26 auf der Reaktorkernachse in der Nähe der Kammer 3k nimmt anstelle einer Brennstoffeinheit
20 einen- geschlossenen Rohrbehälter 36 auf. Der Rohrbehälter
36 besteht aus einem oberen Abschnitt, dessen vertikale Ausdehnung und dessen Querschnitt gleich denen
einer Einheit 20 sind, und aus einer unteren Verlängerung 38. Die Verlängerung 38» deren Durchmesser gleich dem eines
Fußes 28 ist, erstreckt sich nach unterhalb des Traggestells und endet in der Nähe der Innenwand des Hauptgefäßes
10. Der obere Abschnitt ist mit einer Einstechnut 33 versehen, die die Handhabung des Rohrbehälters 36
wie eine Brennstoffeinheit erlaubt· Der Rohrbehälter 36
besteht vorzugsweise aus rostfreiem Stahl und ist durch eine Kammer begrenzt, die mit einem inerten Gas von geringem
Neutroneneinfangquerschnitt gefüllt ist, im allgemeinen Argon oder Helium. Die Gasmasse, die sich im Rohrbehälter
befindet, wird vorzugsweise so gewählt, daß ihr Druck im Kalten etwas höher als der Atmosphärendruck ist,
wobei der Druck bei der Betriebstemperatur des Reaktors einige Bar beträgt. Beim abgebildeten Aueführungsbeispiel
ist der obere Abschnitt des Rohrbehälters 36 von einem
Block 40 aus einem Neutronenabsorber ausgefüllt, der sich
in Höhe der Blöcke 31 befindet und den oberen biologischen Schutzmantel vervollständigt. Man kann offensichtlich im
Inneren des Rohrbehälters verschiedene Einrichtungen vorsehen, sofern sie keine größere Neutronenabsorption bewirkt.
Beim abgebildeten Ausführungsbeispiel kleidet ein Ringfutter 42 die Innenwand des Rohrbehälters 36 zwischen
dem unteren Ende des Reaktorkerns (Höhe hh) und dem Fuß aus.
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Beispielsweise hat für einen Reaktor, dessen Kern eine Höhe von 85O mm aufweist und dessen innere Frontseite
1185 mm oberhalt des Traggestells liegt, die Rohrbehälterverlängerung
38, ausgehend von der oberen Platte 22 des Traggestells eine Länge von 36OO mm, wobei die
Rohrbehälterverlängerung 20 mm vor dem Boden des Hauptgefäßes 10 endet.
Es ist also ersichtlich, daß in der eben beschriebenen Meßvorrichtung die vom Reaktorkern kommenden Neutronen
die Kammer 3^ unter Durchdringung nur einer kleinen Anzahl
von Metallwänden erreichen, von denen die eine (Boden des Rohrbehälters 36) eine geringe Dicke hat, sowie einer dünnen
Natriumschicht anstatt der Schicht, die das Traggestell vom Boden des Gefäßes trennt. Infolgedessen macht
der Neutronenfluß, der die Kammer erreicht, einen beträchtlichen Teil des Neutronenflusses im Reaktorkern aus.
In vorteilhafter Weiterbildung der Erfindung ist der
(nicht gezeigte) Stopfen des oberen Abschlusses des Gefäßes mit einem Kanal versehen, der gegenüber dem Rohrbehälter
36 vorgesehen sein kann: Man kann so leicht diesen
Rohrbehälter entfernen und ihn im Fall eines Unfalls neu anordnen, z. B. bei Eintritt von geschmolzenem Natrium,
indem die Einrichtung zur Bedienung der Mechanik des Steuerstabe benutzt wird.
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Claims (1)
- PatentansprücheNeutronenfluß-Meßvorrichtung für flüssigkeitsgekühlte Kernreaktoren, mit einer ortsfesten Neutronendetektorkammer, die sich unterhalb des Reaktorgefäßes befindet, das die Kühlflüssigkeit und den Reaktorkern enthält, der aus nebeneinander angeordneten, vertikal einsetzbaren Brennetoffeinheiten besteht, dadurch gekennzeich net, daß auf der Vertikalen der Neutronendetektorkammer (3*0 ©in Rohrbehälter (36) vorgesehen ist, der von einem inerten Gas gefüllt ist und eich nach unten aus dem Reaktorkern heraus bis in die Nähe der Innenwand des Reaktorgefäßes (10) erstreckt.2. Meßvorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Rohrbehälter (36) verfahrbar ist, im Reaktorkern eine äußere Form entsprechend den Brennstoffelnheiten (20) hat und eine Zelle einnimmt, die durch die benachbarten Brennstoffeinheiten begrenzt ist.3. Meßvorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, wobei die Kühlflüssigkeit geschmolzenes Natrium ist, dadurch gekennzeichnet , daß der Rohrbehälter (36) mit einem inerten Gas von derselben Art wie das Gas gefüllt ist, das eine Gasabdeckung oberhalb der Natriummasse (12) bildet.k, Meßvorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß sich die Neutronendetektorkammer (3*0 unter209831/0735einem Sicherheitsgefäß (i4) befindet, das das Gefäß (lO) einschließt, das das Natrium enthält.5. Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Rohrbehälter (36) einen oberen, im Reaktorkern angeordneten Abschnitt und eine zylindrische Verlängerung (38) hat, die ein Traggestell für die Brennstoffeinheiten (20) durchsetzt, das sich im ersten Gefäß (1O) befindet, und die in der Nähe der Innenwand dieses Gefäßes (1O) endet.6. Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der Rohrbehälter (36) nach oberhalb des Reaktorkerns durch einen Abschnitt verlängert ist, der einen Block (kO) aus einem Neutronenabsorber enthält, der mit Blöcken (31) zusammenwirkt, die durch die benachbarten Brennstoffeinheiten (20) getragen sind, um einen oberen Neutronenschutz zu bilden.7· Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronendetektor kammer (3U) und der Rohrbehälter (36) auf der Vertikalachse des Reaktorkerns angeordnet sind.8. Meßvorrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 6, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronendetektorkammer (3*0 und der Rohrbehälter (36) am Rande de· Reaktorkerne und einer seitlichen Brutstoff-Abdeckung angeordnet sind.209831/07359. Meßvorrichtung nach einem der vorhergehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß das Gefäß ein oberes Schließorgan aufweist, das mit einer verschließbaren Zugangsöffnung versehen ist, die auf die Vertikale des oder jedes Rohrbehälters bringbar ist.209831/0735ftLeerseite
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Publications (2)
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DE2202268A1 true DE2202268A1 (de) | 1972-07-27 |
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---|---|---|---|
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GB (1) | GB1320476A (de) |
IT (1) | IT948894B (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2742528A1 (de) * | 1976-09-21 | 1978-03-23 | Commissariat Energie Atomique | Neutronenfluss-messvorrichtung |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4560529A (en) * | 1983-02-01 | 1985-12-24 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel washout detection system |
JP5497426B2 (ja) * | 2009-12-28 | 2014-05-21 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 軽水炉の炉心及び燃料集合体 |
CN115394458B (zh) * | 2022-08-26 | 2024-08-20 | 中国核动力研究设计院 | 一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2872400A (en) * | 1946-03-28 | 1959-02-03 | Stnart J Bugbee | Reactor monitoring |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE1128057B (de) * | 1959-02-13 | 1962-04-19 | Gen Electric | Verfahren und Einrichtung zur Bestimmung der Leistungsverteilung im Reaktorkern eines Kernreaktors |
-
1971
- 1971-01-20 FR FR7101747A patent/FR2126921B1/fr not_active Expired
-
1972
- 1972-01-07 GB GB82572A patent/GB1320476A/en not_active Expired
- 1972-01-14 BE BE778036A patent/BE778036A/xx not_active IP Right Cessation
- 1972-01-18 DE DE2202268A patent/DE2202268C2/de not_active Expired
- 1972-01-19 IT IT67164/72A patent/IT948894B/it active
- 1972-01-19 US US00219094A patent/US3802962A/en not_active Expired - Lifetime
- 1972-01-20 ES ES399065A patent/ES399065A1/es not_active Expired
- 1972-01-20 JP JP801072A patent/JPS5528040B1/ja active Pending
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2872400A (en) * | 1946-03-28 | 1959-02-03 | Stnart J Bugbee | Reactor monitoring |
Non-Patent Citations (2)
Title |
---|
"IEEE Transactions on Nuclear Science", NS-17(1970) S.572-580 * |
"Nucl. Instr. and Methods" 27(1964) 292-293 * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2742528A1 (de) * | 1976-09-21 | 1978-03-23 | Commissariat Energie Atomique | Neutronenfluss-messvorrichtung |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS5528040B1 (de) | 1980-07-24 |
IT948894B (it) | 1973-06-11 |
GB1320476A (en) | 1973-06-13 |
DE2202268C2 (de) | 1985-05-30 |
BE778036A (fr) | 1972-05-02 |
ES399065A1 (es) | 1977-06-16 |
FR2126921B1 (de) | 1974-05-31 |
US3802962A (en) | 1974-04-09 |
FR2126921A1 (de) | 1972-10-13 |
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