DE2205677C2 - Transportbehälter zum Abtransport einer Kernbrennstoffelementanordnung - Google Patents
Transportbehälter zum Abtransport einer KernbrennstoffelementanordnungInfo
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Description
2. Transportbehälter nach Anspruch I, dadurch gekennzeichnet, daß als Kühlflüssigkeit flüssiges
Natrium dient.
45
Die Erfindung betrifft einen Transportbehälter zum Abtransport einer Kernbrennstoffelementanordnung
nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1.
Die für Kernreaktoren mit hoher Leistungsdichte und insbesondere mit schnellen Neutronen betriebene und
durch einen Kreislauf von flüssigem Natrium gekühlte Kernreaktoren bestimmten Kernbrennstoffelemenlanordnungen
geben während einer langen Zeit nach ihrer Entnahme aus dem Core eine hohe Restwärmeleistung ab.
Eine der Hauptschwierigkelten bei ihrer Handhabung besteht darin, diese Restwärmeleistung ohne übermäßige
Erwärmung der Anordnungen abzuführen. Dazu wird im M allgemeinen die Kernbrennstoffclemcnianordnung beim
Transport in einem Kühlmittelbad. Insbesondere in einem mit flüssigem Natrium gefüllten Topf, gehalten,
um hohe Wärmeübertragungen aufrechtzuerhalten, wobei aber erhebliche Schwierigkelten und Nachtelle In
Kauf 7v nehmen sind.
Der sicherste bekannte Transportbehälter weist einen Topf mil einer Höhe mindestens gleich der der Brennstoffelementanordnung
auf. Dieser Topf wird in einen mit Natrium gefüllten Behälter eingetaucht. Die Brennstoffelementanordnung
wird aus ihrem Lagerplatz, wo sie von Natrium umspült ist, herausgehoben und dann von
oben In den Topf eingesetzt. Der Topf mitsamt der darin enthaltenen Anordnung wird dann aus dem Behälter herausgehoben.
Nachteilig Ist, daß ein Behälter erforderlich ist, in dem die Flüssigkeitshöhe des Natriums mindestens
das Doppelte der Höhe der Kernbrennstofftamentanordnung
beträgt, da diese bei ihrer Überführung vom Lagerplatz in den Topf im Natrium gehalten werden
muß.
Ein gegenwärtig benutzter anderer Transportbehälter, der beschrieben ist in der Veröffentlichung des Comitato
Nazionale Energia Nucleare (Italien) mit dem Titel RVI-PEC
271, Seite 49 - Abschnitt 1.5.4./5. - Cestello sezioni sperimentaü - und der zugehörigen Fig. 46, weist einen
Topf auf, dessen Boden nicht voll ausgebildet, sondern mit einem Ventil versehen ist, das eine für den Durchtritt
der Kernbrennstoffelementanordnung genügend weite Öffnung freigeben kann. Dieser Topf wird mit
geöffnetem Ventil senkrecht auf- und über die Anordnung abgesenkt. Nachdem sich die Anordnung vollständig
im Topf befindet, wird das Ventil wieder geschlossen und der Topf anschließend aus dem Natrium herausgehoben.
Dieser Transportbehälter hat zwar den Vorteil, daß eine geringere Νκ.-riumhöhe als bei der Handhabung
des ersten Transportbehälters erforderlich ist, jedoch den Nachteil, daß die Sicherheit vom zuverlässigen Funktionieren
eines Ventils abhängt, das ferngesteuert werden muß.
Aus AT 2 61 760 ist eine Vorrichtung zum raschen Austausch von Brennstoffelementen bekannt, die einen
Transportbehälter zum Abtransport einer Kernbrennstoffelementanordnung
aus einer von einem Kühlmittel vollständig umgebenen Lagerposition unter Aufrechterhaltung
ihres Verbleibs in dem Kühlmittel aufweist, der aus einem Halter mit einem Sitz zur Aufnahme der Kernbrennstoffelementanordnung
und au- einer nach unten offenen Glocke besteht, die beim Abtransport über die Kernbrennstoffelementanordnung gestülpt, mit Kühlmittel
gefüllt und über eine lösbare Verriegelungsvorrichtung mit dem Halter verbunden ist.
Die Vorrichtung ist aber für gasgekühlte Kernreaktoren
bestimmt, und der Transportbehälter ist nicht geeignet zur Handhabung eines in einem flüssigen Kühlmittel
zu haltenden Kernbrennstoffelements, besonders wenn das Kühlmittel flüssiges Natrium ist, das besondere
Sicherheitsvorkehrungen erfordert.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ausgehend von dieser bekannten Vorrichtung einen Transportbehälter
zum Abtransport einer Kernbrennstoffelementanordnung aus einer von einem flüssigen Kühlmittel vollständig
umgebenen Lagerposition unter Aufrechterhaltung ihres Verbleibs in dem flüssigen Kühlmittel zu schaffen,
der die gleiche Sicherheit wie der bekannte sicherste Transportbehälter mit voll ausgebildetem Boden bietet,
jedoch einen erheblich geringeren senkrechten Raumbedarf hat und eine erheblich geringere Kühlmittelhöhe
erfordert, die von gleicher Größenordnung ist wie beim
bekannten Transportbehälter mit sich öffnendem Topf.
Diese Aufgabe wird gelöst durch einen Transportbehälter
mit den im Patentanspruch 1 angegebenen Merkmalen.
Ein solcher erflndungsgemälter Transportbehälter ist
besonders geeignet, wenn flüssiges Natrium als Kühlflüssigkeit dient.
Vorzugsweise liegt der tiefste Punkt der im Anspruch
1 unter e) erwähnten U-Uilung auf einer solchen Höhe,
daß er sich deutlich unterhalb der oberen Öffnung des Gefäßes befindet. Die Glocke kann dann an ihrem oberen
Teil mit einer Greifvorrichtung versehen sein, an der eine Zange angreift, welche die Glocke senkrecht verschieben
und drehen kann.
Das mit dem Gefäß verbundene Ablaufrohr leert das Qefaß bis zu einer vorbestimmten Höhe, sobald das
Gefäß aus dem flüssigen Kühfmittel herausgehoben wird, das in dem Behälter enthalten ist, der den Halter enthält,
wenn er von der Glocke getrennt ist. Auf diese Weise wird ein erhebliches Herausspritzen des Kühlmittels aus
dem Gefäß vermieden.
Zur Überführung einer Kernbrennstoffelementanordnung im flüssigen Kühlmittel von einem Behälter, wo sie
im Kühlmittel vollständig untergetaucht ist und auf dem Halter ruht, bis zu einem anderen Platz wird die mit
einer Gasatmosphäre gefüllte Glocke auf die auf dem Halter befindliche Brennstoffelementanordnung abgesenkt,
wobei das in die Glocke eindringende flüssige Kühlmittel die Gasatmosphäre durch die U-Leitung herausbefördert.
Dann wird die Gesamianordnung von Glocke und mit ihr verriegeltem Halter samt Kfnbrennstoffelementanordnung
hochgehoben, an einem Aufnehmeplatz abgesetzt und die Glocke wieder vom Halter getrennt.
Das Füllen und Leeren erfolgen so automatisch. Es können gleichzeitig mehrere Kernbrennstoffanordnungen
gehandhabt werden.
Die Erfindung wird erläutert durch die folgende Beschreibung einer nur als Beispiel angegebenen Ausführungsform.
Die Beschreibung bezieht sich auf die beigefügten Zeichnungen. Hierin zeigt
Fig. 1 einen schematischen Aufriß der Vorrichtung gemäß einer durch die Achse gehenden senkrechten
Ebene,
Fig. 2a. 2b, 2c, 2d, 2e und 2f in stark vereinfachter
Weise die Reihenfolge der Arbeitsgänge, die beim Überführen einer Kernbrennstoffelementanordnung von
einem zu einem anderen Lagerplatz ausgeführt werden.
Die in Fi g. ' gezeigte Vorrichtung ist zur Handhabung
von Kernbrennstoffelementanordnungen für mit schnellen
Neutronen arbeitende Kernreaktoren, die durch einen Kreislauf von flüssigem Natrium gekühlt sind, bestimmt.
Diese Vorrichtung weist im wesentlichen einen Halter 10 und eine Glocke 12 auf, die im folgenden beschrieben
wird.
Der Halter 50 ist als ein Gefäß 14 ausgebildet, das auf
dem Boden eines vom Natrium gefüllten Behälters ruht und in seinem Inneren einen Aufnahmesilz 18 aufweist.
Das Gefäß ist bezüglich des Bodens 16 des Behälters durch eine schematisch in Form einer Keil-Nut-Verbindung
angegebene Vorrichtung drehfest gehalten. Der zum Gefäß gleichachslge Sitz 18 endet unterhalb der
Oberkante des Gefäßes. Der Sitz ist zur Aufnahme des Fußes einer Kernbrennstoffelementanordnung 20 eingerichtet
und weist ferner Nasen 22 auf, die mit Elementen der Glocke 12 für eine vorübergehende Verriegelung
zusammenwirken, wie weiter unten erläutert wird.
Der in Fig. I gezeigte Halter weist außerdem ein Ablaufrohr 24 in Form eines umgekehrten U-Rohrs auf.
das dazu dient, das Herausspritzen von Natrium zu verhindern, wenn die Gesamtanordnung Halter-Glocke aus
dem Natrium im Behälter herausgehoben wird. Sobald das Ende dieses Ablaufrohrs außerhalb des Halters aus
dem Natrium austritt, entleert das Ablaufrohr das Gefäß
bis auf die Höhe seines im Inneren des Gefäßes Hegenden
Endes, wie In Flg. 1 gezeigt. Die Glocke 12 weist
einen unteren Teil mit gleichbleibendem Querschnitt auf,
der In Nasen endet, die mit den Nasen 22 zusammenwirken,
beispielsweise um eine Bajonettverbindung zu bilden, und einen oberen erweiterten Abschnitt, dessen
Boden 26 mit einem Ring 28 versehen ist, der die Haltevorrichtung bildet, an der die Glocke gehalten werden
kann, um sie senkrecht zu verschieben und zu drehen. Die Glocke 12 ist mit einer U-Leltung 30 versehen, deren
einer Schenkel in einer für diesen Zweck im Boden 26
to des erweiterten Teils ausgebildeten Ausnehmung mündet, wahrend ihr zweiter Schenkel auf einer Höhe etwas
oberhalb der der Mündung des ersten Schenkels in die
Umgebungsatmosphäre mündet. Aus Gründen der Klarheit ist der zweite Schenkel in Fig. 1 bezüglich der
Glocke versetzt dargestellt, jedoch ist er tatsächlich vorteilhafterweise
an dieser anliegend ausgebildet oder in ihrem Inneren angeordnet. Der tiefste Punkte der U-Leitung
30 befindet sich auf einer solchen Höhe, daß er in das Gefäß 14 eintaucht, wenn die Glocke an diesem verriegelt
ist.
Die Benutzung der beschriebenen Vorrichtung ist in
den Fig. 2 schematisch gezeigt. FVg. 2a zeigt eine Brennstoffelementanordnung 20, die auf Jen Halter 10
gesetzt ist, der auf den Boden 16 des Lagerbehälter 17 gesetzt ist. Der Lagerbehälter ist mit einer Natriummasse
32 gefüllt, die gerade ausreicht, um die Gesamtanordnung zu bedecken. Die Glocke 12 Ist mit der gleichen
Gasatmosphäre gefüllt, wie sie über dem Behälter 17 herrscht, beispielsweise Argon oder Helium, und wird
senkrecht von oben über die Brenn.stoffelementanordnung abgesenkt (Pfeil fa in Fig. 2a). Wenn die Glocke 12
in die Masse 32 des flüssigen Natriums eintaucht, dringt dieses in die Glocke ein und verdrängt das darin befindliche
Gas. Dieses Gas entweicht durch die U-Leitung 30.
sobald der Innendruck unter der Glocke ausreicht, um eine im U-Rohr befindliche Flüssigkeitssäule bis in die in
Fi g. 2b gezeigte Stellung zu heben. Die bis auf den Halter 10 abgesenkte Glocke 12 wird dort durch Drehung
verriegelt. Die Abmessungen der Glocke und der Ort, wo der eine Schenkel der U-Leitung 30 in diese mündei, sind
selbstverständlich so gewählt, daß in dieser Stellung die Anordnung 20 vollständig im Natrium eingebettet ist.
Die Glocke 12 wird dann wieder hochgehoben (Pfeil Ic
und./i-/ in den Fig. 2c und 2d) und nimmt den Halter 10
und die Anordnung 20 mit. Wenn der Halte"· aus dem Natrium herausgehoben wird, tritt das Ahlaufrohr 24 in
Tätigkeit und entleert teilweise das Gefäß 14. Die Höhe des Natriums im anderen Schenkel der U-Leitung 30
sinkt ebenfalls, bis es mit der Natriumsäule in der Glocke
so im Gleichgewicht ist.
Die Vorrichtung wird dann in einem Aufnahmebehälter 34 abgesetzt, der in Fig. 2e leer gezeigt ist, Im allgemeinen
jedoch teilweise mit Natrium bis zu der gestrichelt gezeigten Höhe 36 gefüllt Ist, damit die Brennstoffelemeiitatiordnung
nach dem Abnehmen der Glocke 12 in Natrium eingebettet Ist. Die Glocke 12 wird di'.rch
Drehung entriegelt und dann abgehoben (Fig. 2Γ). Sie
entleert sich dabei in den Aufnahmebehälter 34 und bringt den Natriumspiegel darin auf die Höhe 38, wenn
der Aufnahmebehäl'ir zuvor leer war, oder auf die Höhe
40, wenn er bereits teilweise gefüllt war.
Im Verlauf dieser Entleerung nimmt das Natrium in der U-Leitung 30 eine neue Gleichgewlcht.nstcllung ein.
in der es nur den unteren Teil der Leitung 1"DlIt.
Die Vorteile der erfindungsgemäßen Vorrichtung ergeben
sich tf'.is der ob'aen Beschreibung. Die Höhe der
freien Oberfläche des Natriums Im Behälter, wo die Brennstoffclementanordnung gelagert wird, braucht nur
v-vringfügig über der Höhe zu liegen, in der die Brennstoffelementanordnung
Wärme abgibt. Die Vorrichtung weist keinerlei Ventil oder ähnliche Einrichtung auf.
Schließlich erfolgen die Füllung und Entleerung automatisch mit praktisch absoluter Sicherheit
Die Erfindung kann in vielfacher Weise abgewandelt werden. Beispielsweise kann es in bestimmten Fallen
vorteilhaft sein, die U-Leltung 30 mit einer Anlage zum
Ansaugen oder Rückführen des Natriums >u verbinden und die Glocke durch diese Anlage zu leeren oder /u füllen.
Eine solche Abwandlung behält die beiden ersten oben erwähnten Vorteile hei.
Hierzu 2 Blatt Zeichnungen
Claims (1)
- Patentansprüche:1, Transportbehälter zum Abtransport einer Kernbrennstoffelementanordnung aus einer von einem Kohlmittel vollständig umgebenen Lagerposition unter Aufrechterhaltung ihres Verbleibs in dem Kühlmittel, bestehend aus einem Halter mit einem Sitz zur Aufnahme der Kernbrennstoffelementanordnung und aus einer nach unten offenen Glocke, die beim Abtransport über die KernbrennstofTelementanordnung gestülpt, mit Kühlmittel gefüllt und über eine lösbare Verriegelungsvorrichtung mit dem Halter verbunden ist, dadurch gekennzeichnet,a) daß das Kühlmittel eine Flüssigkeit Ist,b) daß der Halter (10) als ein mit einer oberen Öffnung versehenes Gefäß (14) ausgebildet ist, in dessen Inneren der Aufnahmesitz(18) angeordnet ist,c) daß das Gefäß mit einem Ablaufrohr (24) in Form eines umgekehrten U-Rohrs versehen ist, dessen eine Öffnung innerhalb des Gefäßes auf einer unterhalb der oberen Öffnung des Gefäßes liegenden Höhe (Transportspiegel) und dessen 2J andere Öffnung außerhalb des Gefäßes auf einer unterhalb des Transportspiesels liegenden Höhe mündet,d) daß in der Verriegelungsstellung die untere Öffnung der Glocke (12) unterhalb des Transportspiegeis liegt und dabei eine Flüssigkeitsverbindung der u, der Glocke enthaltenen Kühlflüssigkeit mit der in dem Gefäß nthaltenen Kühlflüssigkeit besteht unde) daß die Glocke (12) mit einer ',!-Leitung (30) versehen ist, deren eine Öffnung oberhalb der Kernbrennstoffelementanordnung innerhalb der Glocke mündet, deren tiefster Punkt unter dem Transportspiegel liegt und deren andere Öffnung über dem Transportspiegel außerhalb der Glocke mündet.
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Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4341732A (en) * | 1979-05-29 | 1982-07-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor dip seal |
FR2502380B1 (fr) * | 1981-03-17 | 1987-10-02 | Tech Nles Ste Gle | Procede et dispositif pour le transfert d'elements combustibles irradies d'un bassin a un autre bassin |
JPS5848301U (ja) * | 1981-09-25 | 1983-04-01 | 動力炉・核燃料開発事業団 | コ−ルドトラツプ |
DE3226986C2 (de) * | 1982-07-19 | 1984-08-30 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren zum Einkapseln von radioaktiven Bauteilen und Einrichtung zur Durchführung dieses Verfahrens |
US5706319A (en) * | 1996-08-12 | 1998-01-06 | Joseph Oat Corporation | Reactor vessel seal and method for temporarily sealing a reactor pressure vessel from the refueling canal |
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Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2999060A (en) * | 1958-06-02 | 1961-09-05 | Robert J Teitel | Control means for a nuclear reactor |
US3165447A (en) * | 1961-05-05 | 1965-01-12 | Richard M Stephenson | Nuclear chain reactors |
AT261760B (de) * | 1964-03-12 | 1968-05-10 | Oesterr Studien Atomenergie | Vorrichtung zum raschen Austausch von Brennstoffelementen |
-
1971
- 1971-02-09 FR FR717104263A patent/FR2124139B1/fr not_active Expired
-
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- 1972-01-28 GB GB417572A patent/GB1310479A/en not_active Expired
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GB1310479A (en) | 1973-03-21 |
US3848423A (en) | 1974-11-19 |
BE778781A (fr) | 1972-05-30 |
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