DE2800636A1

DE2800636A1 - Instrumentierungseinsatz fuer kernreaktor

Info

Publication number: DE2800636A1
Application number: DE19782800636
Authority: DE
Inventors: Harry Holman Hendon; John Paul Neissel; James Howard Terhune
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1977-01-10
Filing date: 1978-01-07
Publication date: 1978-07-13
Also published as: SE7800214L; SE425823B; IT1108814B; IT7819114A0; ES465869A1; US4097330A; JPS53105698A

Description

Instrumentierungseinsatz für Kernreaktor

Bei bekannten Bauformen von Leistungskernreaktoren, beispielsweise bei dem in der Kernreaktorstation ''Dresden'' in der Nähe von Chicago, Illinois verwendeten Kernreaktor, umfaßt der Reaktorkern eine Anzahl von beabstandeten Brennelementbündeln, die in einer Anordnung angebracht sind, welche zur selbstunterhaltenen Kernspaltungsreaktion geeignet ist. Der Kern ist in einem Druckgefäß enthalten und dort in eine Arbeitsflüssigkeit, beispielsweise in leichtes Wasser, eingetaucht, das als Kühlmittel und auch noch als

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Neutronenmoderator dient. Eine Anzahl von Steuerstäben enthalten Neutronen-absorbierendes Material und können selektiv in die Zwischenräume zwischen den Brennelementbündeln eingefahren werden zur Steuerung der Reaktivität des Kerns.

Jedes Brennstoff bunde I enthält einen rohrförmigen Strömungskanal, der typischerweise einen etwa quadratischen Querschnitt besitzt, und enthält eine Anordnung von länglichen verkleideten Brennelementen oder Brennstoff stäben, welche zwischen oberen und unteren Halteplatten gehaltert sind. Die Brennelementbündel werden in dem Druckgefäß zwischen einer oberen Kerngitterplatte und einer unteren Kerntragplatte gehalten. An der unteren Halteplatte jedes Brennelementbündels ist ein Nasenstück angeformt, welches durch eine öffnung in der Kerntragplatte in eine unter Druck stehende Vorratskammer für das Kühlmittel führt. Das Nasenstück ist mit Öffnungen ausgestattet, durch welche das unter Druck stehende Kühlmittel nach oben durch die Strömungskanäle des Brennelementbündels strömt, um von den Brennelementen die Wärme abzuführen. Ein typisches Brennelementbündel dieser Bauform wird beispielsweise in der U.S.-Patentschrift Nr. 3.350.275 gezeigt. Für weitere Informationen über Kernreaktoren wird beispielsweise auf das Buch ''Nuclear Power Engeneering'* von M.M. El-Wakil, McGraw-Hill Book Company, Inc., 1962, verwiesen.

In Kernreaktoren neuerer Bauart ist eine Kerninstrumentierung vorgesehen und in Instrumentierungseinsätzen enthalten, welche sich in den Zwischenräumen zwischen den Brennelementbündeln befinden. Ein Neutronendetektor in Form einer Spaltkammer oder einer Ionisationskammer und eine Anordnung aus solchen Detektoren zur Verwendung im Kern eines Reaktors werden gezeigt in der U.S.-Patentsehrift Nr. 3.043.954. Es können auch andere Arten von Detektoren benutzt werden, beispielsweise ein ''selbsttätiger'* Detektor (''SeIf-powered''), wie er in der

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U.S.-Patentschrift Nr. 3.375.370 gezeigt wird. Detektoren des ''selbsttätigen'' und des Ionenkammer-Typs können vorteilhafterweise gemäß der U.S.-Patentschrift Nr. 3.760.183 kombiniert werden.

In der U.S.-Patentschrift Nr. 3.565.760 wird ein System beschrieben, welches das Signal von solchen Neutronendetektoren zur überwachung der örtlichen Leistungspegel und des Gesamtleistungspegels in dem Kern eines Kernreaktors verwendet. Das dort gezeigte kerninnere Neutronendetektor-System (siehe insbesondere die Figuren 2a, 3 und 4) enthält eine Vielzahl von Instrumentierungsrohren mit Instrumenten, welche in einem Verteilungsmuster mit Abstand in den wassergefüllten Zwischenräumen zwischen den Brennelementbündeln angeordnet sind. Jedes Instrumentierungsrohr enthält eine Anzahl (beispielsweise 4) beabstandeter kerninnerer Detektoren,die in getrennten, festen unterschiedlichen Höhenlagen oder axialen Stellungen in dem Kern angeordnet sind. Das Instrumentierungsrohr enthält auch noch ein Rohr zur Aufnahme eines selektiv einfahrbaren und axial beweglichen Detektors, der auch oft als ''Kerndurchquerungssonde'· (''traversing in-core probe'') bezeichnet und dazu verwendet wird. Daten für das axiale Profil desNeutronenflusses und zur Eichung der Schaltung zu erhalten, welche die Signale von den festen kerninneren Detektoren erhält und weiter verarbeitet. Auf thermische Energie abgeschwächte Neutronen sind am wirksamsten zur Auslösung einer Kernspaltung, wenn sie von einem Atom des spaltbaren Kernbrennstoffes absorbiert werden. Daher werden in einem thermischen oder mit Wasser moderierten Reaktorkern die durch Kernspaltung des Brennstoffes erzeugten schnellen Spaltungsneutronen hauptsächlich durch Zusammenstösse mit den Wasserstoffatomen des Wassers abgebremst, in das der Kern eingetaucht ist. Das Verhältnis der thermischen Neutronen zu den schnellen Neutronen ist daher am grössten in der Mitte der

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wassergefü I tten Zwischenräume, welche die Brennelemente umgeben, beispielsweise zwischen mit Abstand angeordneten Brennelementen und zwischen den beabstandeten Brennelementbündeln.

Da die größten wassergefüllten Zwischenräume zwischen den Brennelementbündeln vorhanden sind, ist dort der ausgeprägteste Spitzenwert für den thermischen Neutronenfluss vorhanden. Bei dem hier erörterten Typ eines Reaktorkerns werden die kerninneren oder in den Kern eingesetzten Neutronendetektoranordnungen in diesen Zwischenräumen angebracht. Diese Lage der kerninneren Neutronendetektoren ergibt mehrere Probleme.

Die Ausbildung eines beträchtlichen Spitzenwertes des Flusses thermischer Neutronen in dem wassergefüllten Zwischenraum zwischen den Brennstoffbunde In bewirkt, daß die Detektorsignale von der Lage des Detektors bezüglich der örtlichen Lage des Spitzenwertes für den Fluß thermischer Neutronen abhängig sind. Für die in den vorgenannten U.S.-Patentschriften 3.043.954 und 3.565.760 gezeigten Detektoranordnungen wird dieses Problem noch verschärft durch die Tatsache, daß weder die festen kerninneren Detektoren noch das Rohr für die Kerndurchquerungssonde in jedem Falle in der Mitte des Spitzenwertes für den Fluß thermischer Neutronen liegen und auch nicht unbedingt sehr gut relativ zu dieser Stelle festgelegt sind. Diese Lokalisierung der Detektoren an Stellen mit steilen Gradienten oder steilem Anstieg des Neutronenflusses führt zu einer unerwünschten Unsicherheit oder Unbestimmtheit bei der Auswertung der Signale von den Detektoren.

Durch die Anordnung der Detektoren in den wassergefüllten Zwischenräumen zwischen Brennelementbündeln werden die Detektoren einem Fluß thermischer Neutronen ausgesetzt, der stärker ist als der Neutronenfluß, dem die einzelnen Brennstäbe ausgesetzt sind. Dies ergibt eine unerwünschte Unsicherheit in

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der daraus abgeleiteten Leistungsdichte für die Brennstäbe. Weiterhin wird in den Fällen, in denen Spa Itkammern als kerninnere Detektoren verwendet werden (gemäß der Beschreibung in der vorgenannten U.S.-Patentschrift Nr. 3.043.954), das spaltbare Material in der Detektorkammer schneller als erwünscht abgereichert und dadurch wird ein frühzeitiger Austausch notwendig.

Die Aufgabe der Erfindung ist die Behebung der vorgenannten Probleme durch Schaffung einer kerninneren Detektoranordnung, durch welche eine genauere Lokalisierung der Detektoren erreicht wird und der thermische Neutronenfluß in der Umgebung der Detektoren abgeflacht und verringert wird.

Erfindungsgemäß werden diese Aufgaben dadurch gelöst, daß die kerninneren Detektoren (und der Kanal für die Kerndurchquerungssonde) mit einem Körper aus einem geeigneten Material umgeben werden,welcher eine feste Lokalisierung für die Detektoren ergibt und den Moderator in der Umgebung der Detektoren verdrängt und dadurch den thermischen Neutronenfluß abschwächt und in seinem Verlauf abflacht, dem die Detektoren ausgesetzt sind.

Die Figur 1 ist eine schematische Darstellung eines wassergekühlten und mit Wasser moderierten Kernreaktors zur Dampferzeugung.

Die Figur 2 zeigt eine Draufsicht eines Quadranten eines Kernreaktorkerns.

Die Figuren 3A und 3B zeigen eine Draufsicht beziehungsweise eine Ansicht einer Neutronendetektoranordnung als Ausführungsforr der Erfindung.

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Die Figur 4 zeigt eine Draufsicht eines begrenzten Teils eines Reaktorkerns und veranschaulicht die erfindungsgemäße Neutronendetektoranordnung in ihrer Lage zwischen 4 benachbarten Brennelementbündeln.

Die Figur 5 zeigt eine Kurve des relativen thermischen Neutronenflusses entlang der Linie 5-5 der Figur 4 und veranschaulicht die Wirksamkeit der erfindungsgemäßen Anordnung.

Die Figur 6 ist eine Zusammenstellung entsprechender Kenngrössen einiger geeigneter Materialien für das erfindungsgemässe Teil zur Verdrängung des Moderators.

Die Figur 7 zeigt eine Draufsicht einer Ausführungsform der Neutronendetektoranordnung als Ausführungsform der Erfindung mit einem quadratischen Querschnitt.

Die Figur 8 zeigt eine Draufsicht einer Ausführungsform der Neutronendetektoranordnung mit einem kreisförmigen Querschnitt.

Die Figuren 9A und 9B zeigen eine Draufsicht beziehungsweise eine Ansicht einer Ausführungsform der Erfindung unter Vei— wendung von getrennten, axial beabstandeten Teilen zur Moderatorverdrängung.

Die Erfindung wird nachstehend in ihrer Verwendung bei einem wassergekühlten und mit Wasser moderierten Kernreaktor des Si edewassertyps beschrieben,von dem eine beispielhafte Form vereinfacht und schematisch in Figur 1 dargestellt ist. Sie ist jedoch nicht auf diesen Anwendungsfall beschränkt. Ein solches Reaktorsystem enthält ein Druckgefäß 10 mit einem Kernreaktorkern 11, der in ein Kühlmittel-Moderator eingetaucht ist, beispielsweise in leichtes Wasser. Der Kern 11 ist von einer ringförmigen Hülle oder Verkleidung 12 umgeben und

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enthält eine Anzahl von austauschbaren Brennelementbündeln 13, die mit Abstand zwischen einem oberen Kerngitter 14 und einer unteren Kerntragplatte oder Kernplatte 16 angeordnet sind.

Eine Anzahl von Rohren 17 dienen als Gehäuse für Steuerstabantriebe, durch welche eine Anzahl von Steuerstäben 18 zur Steuerung der Reaktivität des Kerns selektiv zwischen die Brennelementbündel 13 eingefahren werden können. Jedes dieser Gehäuserohre 17 ist mit einem Tragteil 19 für Brennelementbündel ausgestattet, das jeweils mit Sockeln zur Aufnahme der Nasenstücke 21 von 4 benachbarten Brennelementbündeln ausgestattet ist. Die Nasenstücke 21 und die Tragteile 19 enthalten Kühlkanäle oder Öffnungen, über die sie in Verbindung mit einer Kühlmittel-Vorratskammer 22 stehen. Eine Umwälzpumpe 23 für das Kühlmittel setzt das Kühlmittel in der Vorratskammer 22 unter Druck und das Kühlmittel wird daher aus der Kammer durch die öffnungen in den Tragteilen 19 und den Nasenstücken 21 der Brennelementbündel 13 nach oben durch die Brennelementbündel gedrückt. Ein Teil des Kühlmittels wird dadurch in Dampf umgewandelt, der durch eine Anordnung 24 mit Dampfabscheider und Dampftrockner zu einem Dampfverbraucher strömt, beispielsweise zu einer Turbine 26. Das in einem Kondensator 27 gebildete Kondensat wird durch eine Pumpe 28 als Speisewasser in das Druckgefäß 10 zurückgeführt.

Eine Anzahl von Instrumentierungsanordnungen oder Instrumentenbehältern 29 sind mit Abstand zwischen den Brennelementbündeln 13 angeordnet und enthalten Neutronendetektoren zur Überwachung des Neutronenflusses und damit des Leistungspegels des Kerns (die vorliegende Erfindung befaßt sich mit dem Teil des Instrumentenbehälters 29, der sich innerhalb des Kerns 11 befindet. Der unter dem Kern zum Boden des Druckgefässes 10 verlaufende Teil dieser Behälter 29 kann irgendeine geeignete Form besi tzen).

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Jedes der Brennelementbündel 13 ist aus einer Anzahl von länglichen Brennstoff stäben oder Brennelementen gebildet, welche durch obere und untere Gitterplatten oder Halteplatten (nicht gezeigt) beabstandet zueinander gehalten werden und von einem rohrförmigen Strömungskanal 31 (siehe Figur 4) umgeben sind, welcher das Kühlmittel zwischen den Brennstäben oder Brennelementen nach oben leitet. Jeder der Brennstäbe enthält einen länglichen verschlossenen Behälter, beispielsweise ein Rohr, welcher spaltbares Material in Form von Pillen, Teilchen, Pulver oder dergleichen enthält, beispielsweise UO2 oder Puu2- Eine vollständigere Beschreibung eines solchen Brennelementbündels ist beispielsweise in der U.S.-Patentschrift Nr. 3.431.170 enthalten.

Die Figur 2 zeigt in Draufsicht einen Quadranten eines beispielhaften Reaktorkerns zur Darstellung der relativen Lage und des Abstandes der Brennelementbündel 13, der in den wassergefüllten Zwischenräumen 32 angeordneten Steuerstäbe 18 und der nach einem vorbestimmten Verteilungsmuster in den wassergefüllten Zwischenräumen 33 angeordneten Instrumentenbehälter 29.

Eine Form einer kerninneren Neutronendetektoranordnung 29 gemäß der Erfindung ist in den Figuren 3A und 3B abgebildet. Diese Ausführungsform der Detektoranordnung 29 umfaßt ein längliches Behälterteil 36, das auch zur Verdrängung des Moderators dient und aus einem geeigneten Material hergestellt ist, beispielsweise aus Zirkon (dies wird noch nachstehend erläutert) und in der hier gezeigten Ausführungsform einen kreuzförmigen Querschnitt besitzt mit gekrümmten Teilen 37, die eine solche Form besitzen, daß sie sich an die gekrümmten Bereiche der Ecken der benachbarten Brennelementbündel-Kanäle31 gemäß der Abbildung in Figur 4 anpassen, wodurch das Teil 36 gut in einer Lage zwischen den Brennelementbündeln lokalisiert ist.

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Das Behälterteil 36 zur Verdrängung des Moderators besteht aus einem kompakten Metallkörper und besitzt eine ausreichende Steifigkeit oder mechanische Festigkeit, so daß es selbsttragend ist, wenn es beispielsweise an der unteren Kerntragstruktur angebracht wird (nicht gezeigt). Das Teil 36 erstreckt sich nach oben zwischen den Brennelementbündeln bis zu einer Höhe, welche mindestens gleich der aktiven Höhe des Kerns ist, d.h. dem Teil der Höhe des Kerns, in dem Kernbrennstoff enthalten ist.

Wie in Figur 4 gezeigt, sind die Abmessungen im Querschnitt des Teils 36 gleich dem diagonalen Abstand zwischen den 4 benachbarten Brennelementbündeln (abzüglich eines Spielraums, welcher für das Einsetzen, das Herausnehmen und die Wärmeausdehnung der Brennelementbündel erforderlich ist), wodurch der Moderator in dem Zwischenraum zwischen den 4 Brennelementbündeln praktisch vollständig verdrängt wird.

Das Behälterteil 36 ist mit einer Anzahl von in Längsrichtung verlaufenden Durchlässen oder Bohrungen zur Aufnahme der Neutronendetektoren ausgestattet, einschließlich eines mittleren Kanals oder Durchlasses 38 und äußerer Kanäle 39 (1) -39 (4). Der mittlere Kanal 38 nimmt einen Neutronendetektor auf, welcher an dem flexiblen Kabel 42 befestigt ist (dieses enthält geeignete Leiter für die Detektorsignale), wobei der Detektor 41 mit Hilfe des Kabels 42 in den Kanal 38 eingefahren oder aus ihm herausgezogen werden kann (durch nicht gezeigte Antriebseinrichtungen), wodurch der Detektor 41 als eine Kerndurchquerungssonde dient, mit deren Hilfe ein vollständiges axiales Profil des Verlaufs des Neutronenflusses aufgenommen werden kann.

Jeder der Kanäle 39 (1) - 39 (4) ist eingerichtet zur Aufnahme eines jeweiligen festgelegten Kerndetektors. Wie in Figur 3B

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dargestellt, enthält jeder der Kanäle 39 (1) - 39 (4) einen der festen Detektoren 43 (1) - 43 (4), die jeder in einer anderen Höhenlage oder axialen Lage angeordnet sind. Geeignete Leitungskabel für die Detektoren (nicht gezeigt) verbinden diese Detektoren 43 (1) - 43 (4) mit geeigneten Signal-Verarbeitungsanlagen, wie sie beispielsweise in der vorgenannten U.S.-Patentschrift Nr. 3.565.670 beschrieben sind. Die Kanäle 38 und 39 (1) - 39 (4) können oben an dem Teil 36 durch Verschlußstopfen 44 verschlossen werden und am Boden des Teils 36 können die Signalkabel in den Kanälen abgedichtet werden, wie dies bei 45 gezeigt ist, um das Eintreten von Kühlmittel in die Kanäle zu verhindern. Die Figuren 4 und 5 die Wirksamkeit der erfindungsgemäßen Anordnung zur Verringerung der Größe und des Gradienten (der Größe der Änderung pro Längeneinheit oder der Steilheit) der Neutronenf lußkurve in der Umgebung der kerninneren Detektoren in dem wassergefüllten Zwischenraum 33. Die Figur 4 ist eine vergrößerte Draufsicht eines lokalen Teils des Brennstoffkerns und zeigt die Detektoranordnung 29, wie sie zwischen den Ecken von 4 benachbarten Brennelementbündeln 13 eingesetzt ist. In der Figur 5 (diese ist eine Kurve des Neutronenflusses entlang der Linie 5-5 der Figur 4 unter der Annahme, daß benachbarte Steuerstäbe voll herausgezogen sind) verlaufen die Kurven 50 durch die äußeren Kanten benachbarter Brennelementbündeln, die Linien sind Mittellinien benachbarter Brennelementbündel, die Linien 47 entsprechen den Kanten der Brennelementbündel, welche den Zwischenraum 33 begrenzen, und die Linie 48 ist die Mittellinie des Zwischenraums 33. Zur Darstellung der relativen Auswirkung der erfindungsgemäßen Anordnung auf den thermischen Neutronenfluß in dem Zwischenraum 33 in der Nachbarschaft der Neutronendetektoren wird die Größe des thermischen Neutronenflusses an den Linien oder Kurven 46 (d.h. in der Mitte der Brennelementbündel) als relatives Einheitsmaß betrachtet.

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Die gestrichelte Kurve 49 stellt die Verhältnisse im Stand der Technik dar, wo bei Abwesenheit der erfindungsgemäßen Anordnung der Moderator nicht aus der Nachbarschaft der Neutronendetektoren verdrängt wird. In diesem Falle beträgt die errechnete Amplitude des ungestörten thermischen Neutronenflusses in der Mitte des Zwischenraums 33 mehr als das Dreifache des Neutronenflusses in der Mitte des Brennelementbündels. Von gleicher Wichtigkeit ist die Tatsache, daß der Gradient oder die Steigung des ungestörten Flusses in dem Zwischenraum 33 sehr groß ist und daher beim Einsetzen der Detektoren in den moderatorgefüllten Zwischenraum eine große Empfindlichkeit bezüglich der radialen Lage oder einer radialen Verschiebung besteht.

Die ausgezogene Kurve 51 stellt den errechneten ungestörten thermischen Neutronenfluß entlang der Linie 5-5 und durch den mittleren Kanal 38 dar, wie man ihn durch die Verwendung der erfindungsgemäßen Anordnung erreichen kann. Der ungestörte Spitzenwert des Elektronenflusses ist auf etwa die Hälfte abgeschwächt und der Gradient oder die Steilheit des Flusses in dem Zwischenraum 33 ist stark verringert (das heißt die Flußkurve ist abgeflacht). Diese Abschwächung und Abflachung der Flußkurve an den Kanälen 39 (1) - 39 C4) ist qualitativ ähnlich beschaffen und dadurch ist der thermische NeutronenfLuß, wie er von den Detektoren ''gesehen*' wird, besser an den Durchschnittswert des thermischen Neutronenflusses in den Brennelementbündeln angenähert und die Empfindlichkeit der Anordnung bezüglich der radialen Lage der Detektoren wird stark verringert.

Obwohl der kreuzförmige Querschnitt des Teils 36 zur Verdrängung des Moderators gemäß den Figuren 3A_f 3B und 4 vorteilhaft ist, da er an benachbarte Brenne lementbünde'L angepaßte Außenflächen ergibt, können auch andere Querschnittsformen

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verwendet werden. So zeigt beispielsweise die Figur 7 ein Teil 36' zur Moderatorverdrängung mit einem quadratischen Querschnitt und die Figur 8 zeigt ein Teil 36*' zur Moderatorverdrängung mit einem kreisförmigen Querschnitt. Die Auswahl des Materials zur Herstellung des Behälterteils 36 zur Verdrängung des Moderators bildet einen wichtigen Gesichtspunkt. Da dieses Material, den Moderator verdrängt zur Verringerung der Neutronenmoderation in der Nachbarschaft der Detektoren, sollte das Material eine geringe Fähigkeit zur Moderation von Neutronen besitzen. Das heißt es sollte für schnelle Neutronen praktisch durchlässig sein. Weiterhin muß das Material geeignet sein zur Verwendung in dem Wasser mit hoher Temperatur und in einer Umgebung mit hohem Neutronenfluß und Gamma-StrahlenfLuß, wie sie im Kern des Kernreaktors vorhanden ist.

Es ist besonders erwünscht, daß die Moderatorwirkung oder die Fähigkeit des Materials zur Abbremsung der Elektronen gering ist; diese kann definiert werden alsfüT« , wobei £ das durchschnittliche logarithmische Energiedekrement pro Neutronenzusammenstoß und *£.s der makroskopische Streuquerschnitt des Materials für schnelle Neutronen ist. Weiterhin sollte der makroskopische Absorptionsquerschnitt Σ.^ für thermische Neutronen klein sein.

Beispiele für Materialien und ihre Werte für £" -Σ.5 und ΣΓ* sind in der Tabelle der Figur 6 aufgeführt. Es wird jedoch hierzu bemerkt, daß die Auswahl eines geeigneten Materials für das Teil 36 nicht auf die aufgeführten Materialien und auch nicht auf die Verwendung eines reinen Elementes beschränkt ist; das Material kann vielmehr auch ein Gemisch, eine Legierung oder eine Verbindung sein, für welche die Werte für SS-s und ^Lq klein genug sind. Einige dieser Materialien, beispielsweise Zink, sind allgemein nur in Legierungsform geeignet. Weiterhin werden einige Materialien auch vorzugsweise durch

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eine geeignete Verkleidung bei der Verwendung unter den Umgebungsbedingungen des Reaktorkerns geschützt oder das Teil 36 kann aus einem Verbundmaterial aus zwei under mehr Materialien bestehen. Beispielsweise kann Kupfer verchromt werden und Magnesium kann mit einer Hülle aus rostfreiem Stahl abgedeckt werden.

Die Abmessungen des Querschnittes des Teils zur Moderatorverdrängung sollten beträchtlich kleiner sein als der Kehrwert ihrer Bremskraft für schnelle Neutronen und beträchtlich kleiner als ihre mittlere freie Weglänge für thermische Neutronen, so daß der Fluß in der Umgebung der Detektoren beträchtlich abgeflacht wird.

Der verfügbare Raum zwischen-den Brennelementbündeln, in dem ein Teil zur Moderatorverdrängung angeordnet werden soll, bestimmt ebenfalls die Brauchbarkeit eines Metalls für die praktische Anwendung in einem solchen Teil zur Moderatorverdrängung. Um eine maximale F lußabf lachung und Abschwächung zu erhalten, soll ein solches Teil zur Moderatorverdrängung den Moderator in dem Zwischenraum zwischen den Brennelementbündeln in der Umgebung der Neutronendetektoren weitmöglichst verdrängen. Andererseits ergeben solche Teile mit Querschnittabmessungen, welche in der Größenordnung des Kehrwertes der Bremskraft des bestimmten Materials liegen, eine unerwünschte SpitzenwertbiIdung im Neutronenfluß. Zur Erzielung der erwünschten F lußabf lachung wurde gefunden, daß die Querschnittsabmessungen des Teils zur Moderatorverdrängung einen Bruchteil des Kehrwertes der Bremskraft des bestimmten Materials betragen müssen. Wie bereits zuvor erwähnt, werden die Querschnittsabmessungen des Teils zur Moderatorverdrängung gleich dem Abstand gemacht, welcher zwischen den Brennelementbündeln verfügbar ist, abzüglich einer für die Einführung, das Herausfahren und die Wärmeausdehnung der Brennelementbündel

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erforderlichen Toleranz.

Wenn daher die maximale Abmessung des Querschnitts in Quei— richtung für das Teil zur Moderatorverdrängung gegeben ist, dann beruht die Auswahl eines bestimmten Metalls auf den folgenden Kriterien, welche zur Schaffung praktischer Ausführungen solcher Teile zur Moderatorverdrängung ermittelt wurden: Das bestimmte Metall wird so ausgewählt, daß die maximale Abmessung des Querschnitts in Querrichtung für das Teil zur Moderatorverdrängung geringer ist als ein Viertel des Kehrwertes der Bremskraft des Metalls für schnelle Neutronen und kleiner ist als die Hälfte des Kehrwertes des makroskopischen Absorptionsquerschnittes des Metalls für thermische Neutronen.

In der 4. Spalte der Tabelle nach Figur 6 ist die größte geeignete Abmessung des Querschnittes in Querrichtung für die aufgeführten Metalle angegeben. Die angegebenen Werte entsprechen einem Viertel des Kehrwertes der Bremskraft oder der Hälfte des Kehrwertes des makroskopischen Absorptionsquerschnittes für langsame Neutronen, wobei jeweils der kleinste und daher begrenzende Wert angegeben ist. Wenn beispielsweise das Teil zur Moderatorverdrängung eine Abmessung von 2,54 cm für den Querschnitt in Querrichtung besitzt, dann ist aus der Figur 6 ersichtlich, daß als geeignetes Metall zu seiner Herstellung eines der Metalle Niob, Aluminium, Zink, Zirkon, Molybdän und Magnesium ausgewählt werden kann.

In einem bekannten Reaktorkern besitzt der Zwischenraum 33 eine Breite von etwa 1,33 cm (0,522 Zoll) und der Diagnonalabstand oder der Abstand von Ecke zu Ecke D (siehe Figur 8) zwischen den Brennelementbündeln beträgt etwa 2,89 cm (1,136 Zoll) oder etwa das 3,25-fache des Kehrwertes der Bremskraft von Wasser bei etwa 288O c (550° F). Ein Teil 36" zur Moderatorverdrängung (siehe Figur 8) zur Verwendung in einem

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solchen Kern besitzt einen Durchmesser von etwa 2,54 cm (1,0 Zoll) oder beispielsweise das 0,019-fache des Kehrwertes der Bremskraft von Zirkon. Die Wahl des Durchmessers von 2,54 cm für das Teil 33'* ergibt eine Toleranz oder ein Spiel von etwa 0,172 cm zwischen dem Teil und den Brennelementbündeln als notwendigen Spielraum für das Einsetzen, das Herausnehmen und die Wärmeausdehnung der Brennelementbündel.

Die Kanäle oder Bohrungen 38 und 39 (1) - 39 (4) besitzen einen Durchmesser vor etwa 0,635 cm (0,25 Zoll) mit einem Mittenabstand von etwa 1,123 cm (etwa 0,442 Zoll).

Für den kreuzförmigen Querschnitt (siehe Figur 3A) kann die Länge der Arme so gewählt werden, daß sich die Arme über die Mittenlinien der Kanäle 39 (9) - 39 (4) zur Aufnahme der Detektoren über eine Entfernung hinaus erstrecken, welche zwischen der Hälfte und dem einfachen Wert der Dicke des Arms liegt. Es wurde gefunden, daß eine stärkere Verlängerung der Arme . nig zur Flußverringerung und Flußabf lachung beiträgt.

Im Falle einer kerninneren Detektoranordnung, welche keinen Kanal für eine Kerndurchquerungssonde enthält, ist es bei der praktischen Durchführung der Erfindung nicht erforderlich, daß sich das Material zur Moderatorverdrängung kontinuierlich vom Boden zum Oberteil des Kerns erstreckt. Es ist vielmehr ausreichend, wenn jeder festgelegte kerninnere Detektor von dem Material zur Moderatorverdrängung umschlossen ist. Eine solche Ausführungsform der Erfindung ist in den Figuren 9A und 9B abgebildet. Wie dort gezeigt, ist jeder der kerninneren Detektoren 93 (1) - 93 (4) von einem jeweiligen Teil 96 (1) 96 (4) zur Moderatorverdrängung gehaltert und umschlossen, wobei diese Teile mit Abstand untereinander angeordnet sind. Obwohl dies nicht unbedingt erforderlich ist, kann jedes der Teile 96 (1) - 96 (4) zur Erleichterung der Herstellung mit

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Bohrungen 99 (1) - 99 (4) zur Aufnahme eines Detektors hergestellt werden. Die ''zusätzlichen*' Bohrungen in den Teilen 96 (1) - 96 (4) ergeben ein bequemes Mittel zur Durchführung der notwendigen Signa I Leitungen von den Detektoren, beispielsweise der Leitung 95 vom Detektor 93 (4), welcher durch die Bohrungen 99 (4) der Teile 96 (2) und 96 (3) hindurchgeführt werden kann.

Die Teile 96 (1) - 96 (4) zur Moderatorverdrängung können durch geeignete Mittel, beispielsweise ein dünnwandiges Tragteil 97, befestigt und axial zueinander beabstandet gehaltert werden. Das Tragteil 97 kann mit einer Anzahl von Öffnungen oder Löchern 98 ausgestattet werden, um eine Zirkulation von Kühlmittel und Moderator zwischen den Teilen 96 (1) - 96 (4) zur Moderatorverdrängung zu gestatten. Obwohl das Tragteil 97 und die Teile 96 (1) - 96 (4) zur Moderatorverdrängung in den Figuren 9A und 9B mit einem kreisförmigen Querschnitt dargestellt sind, können sie auch in einer anderen geeigneten Querschnittsform hergestellt werden, beispielsweise mit einem kreuzförmigen oder quadratischen Querschnitt.

Vorstehend wurde daher eine Neutronendetektoranordnung zur Verwendung im Kern eines Kernreaktors mit Moderator beschrieben, welche eine örtliche Lokalisierung des Detektors und eine Verdrängung des Moderators zwecks Verringerung und Abflachung des thermischen Neutronenflusses in der Nachbarschaft der Detektoren ergibt.

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Claims

Instrumentierungseinsatz für Kernreaktor

( 1 .yNeutronendetektoranordnung zur Verwendung in einem Reaktorkern mit thermischen Neutronen und einem flüssigen Moderator, wobei der Kern eine Anzahl von Brennelementbündeln mit praktisch quadratischem Querschnitt enthält und diese Brennelementbündel beabstandet zueinander angeordnet sind zur Erzielung von Zwischenräumen gefüllt mit dem flüssigen Moderator zwischen den Brennelementbündeln, gekennzeichnet durch ein längliches Teil (36) zur Moderatorverdrängung, welches zur

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>"M * I y.

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Anordnung in dem Kern (11) zwischen den Ecken von 4 benachbarten beabstandeten Brennelementbünde Ln (13) eingerichtet ist, wobei sich dieses Teil (36) durch den Kern (11) über eine Länge erstreckt, die mindestens gleich der aktiven Höhe des Kerns ist, und das Teil (36) Abmessungen des Querschnitts in Querrichtung gleich dem diagonalen Abstand zwischen den Ecken der genannten vier Brennelementbünde L (13) besitzt abzüglich eines Spielraums zur Einführung, zum Herausziehen und zur Wärmeausdehnung der Brennelementbündel, zur praktisch vollständigen Verdrängung des Moderators in dem Zwischenraum zwischen den Ecken der benachbarten 4 Brennelementbündel (13) und zur Verringerung und Abflachung des Neutronenflusses zwischen denselben, wobei das genannte Teil (36) zur Moderatorverdrängung mindestens einen Längskanal zur Aufnahme eines Neutronendetektors zur überwachung des Neutronenflusses in dem Zwischenraum (33) im Betriebsleistungsbereich des Kerns besitzt und das Teil (36) zur Moderatorverdrängung weiterhin aus einem solchen Metall besteht, das die Querschnittsabmessungen in Querrichtung für das Teil kleiner sind als ein Viertel des Kehrwertes der Bremskraft des Metalls für schnelle Neutronen und kleiner sind als die Hälfte des Kehrwertes des makroskopischen Absorptionsquerschnittes des Metalls für thermische Neutronen.
2. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung einen kreuzförmigen Querschnitt besitzt.
3. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 2 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung mit gekrümmten Oberflächen zwischen den benachbarten Armen des kreuzförmigen Querschnittes ausgestattet ist.
4. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekenn-

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zeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung einen praktisch quadratischen Querschnitt besitzt.
5. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung einen praktisch kreisförmigen Querschnitt besitzt.
6. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung eine Anzahl von in Längsrichtung verlaufenden Kanälen (38, 39 (1) 39 (4)) zur Aufnahme einer entsprechenden Anzahl von Neutronendetektoren (41, 43 (1) - 43 (4)) besitzt, welche sich an vorbestimmten beabstandeten Längsstellungen in den Kanälen bef i nden.
7. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 6 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung zusätzlich einen mittleren in Längsrichtung verlaufenden Kanal (38) besitzt zur Aufnahme eines selektiv einsetzbaren Neutronendetektors (41), welcher für eine Bewegung entlang der Länge dieses mittleren Kanals (38) eingerichtet ist.
8. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung aus dem Material Zirkon oder Legierungen des Zirkon besteht.
9. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung aus einem der Materialien Niob, Aluminium, Zink, Zirkon, Molybdän, Magnesium, und Legierungen derselben bestehen.
10. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß sie Einrichtungen zur Verhinderung des Eindringens des Moderators in den Kanal enthält.

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11. Neutronendetektoranordnung zur Verwendung in einem Reaktorkern mit thermischen Neutronen und einem flüssigen Moderator, wobei der Kern eine Anzahl von Brennelementbündeln enthält und diese beabstandet zueinander zur Herstellung von Zwischenräumen für den flüssigen Moderator zwischen den Bündeln angeordnet sind, gekennzeichnet durch ein längliches kompaktes Teil (36) zur Moderatorverdrängung, welches zur Einführung in einen durch diese Zwischenräume gebildeten Raum zwischen benachbartenBrennelementbündeln (13) gestaltet ist und sich in den aktiven Teil des Kerns (11) hinein erstreckt, wobei dieses Teil (36) zur Moderatorverdrängung mit mindestens einem in Längsrichtung verlaufenden Kanal zur Aufnahme eines Neutronendetektors eingerichtet ist zur überwachung des Neutronenflusses in dem Raum (33) über dem Betriebsleistungsbereich des Kerns, wobei das Teil (36) Querschnittsabmessungen in Querrichtung besitzt, welche gleich den Querschnittsabmessungen in Querrichtung für den genannten Raum sind abzüglich eines Spielraumes für die Einführung, das Herausnehmen und die Wärmeausdehnung der Brennelementbündel (13), zur nahezu vollständigen Verdrängung des Moderators in diesem Raum (33), wobei das Teil (36) aus einem solchen Metall besteht, daß die größte Abmessung des Querschnitts in Querrichtung für das Teil kleiner ist als ein Viertel des Kehrwertes der Bremskraft des Metalls für schnelle Neutronen und kleiner ist als die Hälfte des Kehrwertes des makroskopischen Absorptionsquerschnittes des Metalls für thermische Neutronen zur Verringerung und Abflachung des Neutronenflusses in dem genannten Zwischenraum (33) in der Umgebung des Detektors.
12. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung einen kreuzförmigen Querschnitt besitzt.
13. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 12 dadurch

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gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung rn.it gekrümmten Oberflächen zwischen den benachbarten Armen des kreuzförmigen Querschnittes ausgestattet ist.
14. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß der Teil (3 6) zur Moderatorverdrängung einen praktisch quadratischen Querschnitt besitzt.
15. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung einen praktisch kreisförmigen Querschnitt besitzt.
16. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung mit einer Anzahl von in Längsrichtung verlaufenden Kanälen zur Aufnahme einer entsprechenden Anzahl von Neutronendetektoren ausgestattet ist, welche in vorbestimmten Längsabständen in den Kanälen angeordnet sind.
17. Neutronendetektoranordnung nach Anspruch 15 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung weiterhin noch einen mittleren in Längsrichtung verlaufenden Kanal (38) zur Aufnahme eines selektiv einsetzbaren Neutronendetektors (41) enthält,der für die Bewegung entlang der Länge dieses mittleren Kanals (38) eingerichtet ist.
18. N'cutrönendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß das Teil (36) zur Moderatorverdrängung aus einem der Materialien Zirkon und Legierungen des Zirkon besteht.
19. Neutrorendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß das TeiL (36) zur Moderatorverdrängung aus einem der Materialien Niob, Aluminium, Zink, Zirkon, Molybdän, Magnesium und Legierungen derselben besteht.
20. Neutrorendetektoranordnung nach Anspruch 11 dadurch gekennzeichnet, daß sie Einrichtungen zur Verhinderung des Eindringens des Moderators in den Kanal enthält.

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