DE2825439A1 - Sicherheitsvorrichtung fuer kernreaktoren - Google Patents
Sicherheitsvorrichtung fuer kernreaktorenInfo
- Publication number
- DE2825439A1 DE2825439A1 DE19782825439 DE2825439A DE2825439A1 DE 2825439 A1 DE2825439 A1 DE 2825439A1 DE 19782825439 DE19782825439 DE 19782825439 DE 2825439 A DE2825439 A DE 2825439A DE 2825439 A1 DE2825439 A1 DE 2825439A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- column
- safety
- temperature
- bellows
- bundle
- 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.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
- G21C9/027—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
Combustion Engineering, Inc. D-so^Mündien80
Windsor, Conn., V.St.A. Te,.089/982085-87
Telex: 05 29 802 hnkl d
Telegramme: ellipsoid
£9. Juni 1978
!■Sicherheitsvorrichtung für Kernreaktoren
Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung zum schnellen Abwerfen von Neutronen absorbierendem, sog. Poison-Material in den
Kern eines Kernreaktors, insbesondere eine Vorrichtung dieser Art, die selbsttätig arbeitet, wenn die Reaktor-Kühlmitteltemperatur
einen kritischen ¥ert erreicht.
Typische Konstruktionen von Kernreaktoren in einem Flüssigmetall-gekühlten
System umfassen einen Mehrbereich-Kern, der aus zahlreich verschiedenen Baugruppentypen bestehen kann.
Die meisten Einheiten enthalten Brennstoff, Abschirm- (blanket) oder Reflektormaterial, wobei diese Stoffe zur Gewährleistung
einer wirksamen Leistungserzeugung und Erbrütung neuen Brennstoffs angeordnet sind. Zwei andere Anordnungen bzw. Einheiten
sind in der Reihe von Brennstoff- und Abdeck-Anordnungen verteilt, nämlich Regeleinheiten für die allmähliche Regelung
des Leistungspegels im Reaktor sowie Sicherheitseinheiten für das .Schnellabstellen (Schnellschluß) des Reaktors im Falle
einer größeren Störung oder eines anderen, potentiell gefährlichen Zustande.
809883/0660
Jede dieser Einheiten ist typischerweise sechseckig mit einem praktisch einheitlichen "bzw. ununterbrochenen Umfang.
Die Brennstoff-, Abschirm- und Reflektorabschnitte enthalten
ihre "betreffenden aktiven Materialien typischerweise jeweils in Form einer Anordnung zylindrischer Stäbe, die in
fester Beziehung zum Umfang der Einheit(en) und zum Reaktorkern allgemein festgelegt sind. Die Regel- und Sicherheitsvorrichtungen
enthalten Neutronen absorbierendes Material, das in der betreffenden Vorrichtung beweglich angeordnet ist
und typischerweise in einer zurückgezogenen Position über dem leistungs erzeugenden Abschnitt des Reaktorkerns gehalten
wird, bis eine Steuer- bzw. Regel- oder Schnellschlußwirkung
eingeleitet werden soll. Die Regel- und Sicherheitseinheiten erstrecken sich daher zur Ermöglichung der Axialbewegung
des darin enthaltenen Neutronenabsorptionsmaterials über den Kernbereich hinaus.
Der größte Teil der im Reaktorkern entstehenden Wärmeenergie wird in den Brennstoffanordnungen erzeugt und vom Kern mit
Hilfe eines Flüssigmetall-Kühlmittels abgenommen, das an der Unterseite in jede Einheit eintritt, durch die Einheiten
hochsteigt, in einen oberen Sammelbereich eintritt und vom Reaktorkern zu einem Wärmegewinnungssystem abgeleitet
wird, das für die elektrische Stromerzeugung ausgelegt ist. Das gebräuchlichste Flüssigmetall-Kühlmittel für Kernreaktoren
ist Natrium; dieses Metall tritt in den Reaktorkern mit einer Temperatur von etwa 34O°C ein und verläßt diesen mit
einer Temperatur von etwa 51O0C.
Beim Auftreten einer Störung oder eines potentiell gefährlichen Zustande wird der Leistungspegel durch schnelles Einführen
mehrerer Neutronen absorbierender Sicherheits- bzw. Schnellschlußstäbe gesenkt, was vorzugsweise unter dem Einfluß
einer passiven Kraft, etwa der Schwerkraft, erfolgt. Bei
den bisherigen Kernreaktorsystemen bleiben die Feststellung
809883/0660
der Störung und die Erzeugung eines elektrischen Signals zur Betätigung eines Auslösemechanismus zum Abwerfen der
Sicherheitsstäbe in den Reaktorkern den Instrumenten und Geräten des Anlagenschutzsystems (PPS) überlassen. Diese
Geräte und dieser Auslösemechanismus befinden sich typischerweise
außerhalb des Reaktorkerns und des diesen umgebenden Druckgefäßes.
Eine zusätzliche Sicherheitseinrichtung, speziell für Flussigmetall-Kernreaktoren
vom Typ "Schneller Brüter" vorteilhaft, sieht die Verwendung von selbsttätigen Auslösemechanismen
für die Schnellschlußstäbe vor. Diese Auslösemechanisaen werden durch eine kritische Größe eines Systemparaiaeters,
wie niedrige Kühlmittel-Strömungsmenge, hohe Leistung oder hohe Kerntemperatür, unmittelbar betätigt, und sie stützen
sich nicht auf indirekt arbeitende Meßfühler und Geräte. Vorzugsweise befinden sich, derartige Betätigungseinrichtungen
und Auslösemechanismen vollständig innerhalb des Reaktorgefäßes, so daß sie gegenüber möglicherweise schädigenden Einflüssen,
wie Explosionen und Geschossen, in dem das Reaktorgefäß umgebenden Raum isoliert sind. Selbsttätige Schnellschlußmechanismen
(SAS) enthalten daher Einrichtungen zur Betätigung des Sicherheitsstab-Auslösemechanismus, den Auslösemechanismus
selbst sowie den Sicherheitsstab. Das Sicherheits-Schnellschlußmaterial
besteht typischerweise aus B^C-Stäben,
doch sind auch bereits andere Absorber, atwa Tantalkugeln, vorgeschlagen worden.
Die Reaktor-Kühlmitteltemperatur stellt einen Systemparameter dar, der zur Gewährleistung eines Schutzes vor einem weiten
Bereich von schweren Störungen im System herangezogen wird. Eire übermäßige Kühlmitteltemperatur rührt von einer KHhlmittel-Strömungs-
oder -Durchsatzmenge, die für den angestrebten Leistungspegel zu niedrig ist, bzw. von einem Leistungspegel
her, der für die vorgesehene Durchsatzmenge zu hoch ist. Ver-
809833/0660
schiedene bisherige, selbsttätige Schnellschlußmechanismen
nutzen die temperaturabhängigen Phasenänderungen eines Materials aus, das sich in Strömungsverbindung (fluid communication)
mit dem Reaktorkühlmittel befindet und als "schwaches Glied" ausgelegt ist, welches den Sicherheitsstab im Normalbetrieb
aus dem Reaktorkern zurückgezogen hält. Wenn das Reaktorkühlmittel den Schmelzpunkt dieses "schwachen Glieds" erreicht,
wird die Kette der tragenden Elemente unterbrochen, so daß der Sicherheitsstab in den Reaktorkern herabfällt. Ein anderer
Mechanismus dieser Art stützt sich auf die differentielle Axialausdehnung zweier Metallzylinder, die in Strömungsverbindung
mit dem Reaktorkühlmittel stehen und unter Verschiebung einer Schubstange die Kühlmitteltemperatur abgreifen, wodurch
ein den Sicherheitsstab haltender mechanischer Greifer
ausgelöst wird.
Obgleich die bisherigen, temperaturabhängigen, selbsttätigen Schnellschlußmechanismen bei Ubertemperatur einen Schnellschluß
des Reaktors herbeizuführen vermögen, zeigt jeder dieser Mechanismen
bei der Verwendung im Fall von großen "Schnellen Brütern" den einen oder anderen ernstlichen Mangel. Diese Mechanismen
sprechen entweder zu langsam auf Temperaturänderungen an, oder sie zeigen einen großen Unsicherheitsgrad bezüglich
der Betätigungstemperatur gegenüber der mittleren Reaktorkühlmittel-Auslaßtemperatur.
Wenn die Schnellschluß-Sicherheitseinrichtung nicht arbeitet, können diese Mängel dieser
bisherigen Mechanismen zu einem gewissen Schaden am Brennstoff führen. Die meisten bisherigen selbsttätigen Schnellschlußmechanismen
ermöglichen nicht die Beeinflussung des .Sicherheitsstab-Auslösemechanismus sowohl durch das Anlagenschutzsystem
als auch durch den selbsttätigen Schnellschlußmechanismus. Einige bisherige Schnellschlußmechanismen sind
nach einem Schnellschluß nicht rückstellbar, so daß für Sicherheitsschluß- und Schnellschlußzwecke verschiedene Sicherheitsanordnungen
erforderlich sind.
809833/0660
Aufgabe der Erfindung ist damit insbesondere die Schaffung einer Sicherheitsvorrichtung für Kernreaktoren, welche die
mittlere Temperatur des aus dem Reaktor austretenden Kühlmittels genau abzuleiten und beim Auftreten einer kritischen
Größe der Auslaßtemperatür den Sicherheitsstab-Auslösemechanismus
schnell und zuverlässig zu betätigen vermag. Diese Auslaßtemperatur wird dabei anhand der Wechselwirkung zwischen
der Strömungs- oder Durchsatzmenge durch eine Kühlmittelströmungsbahn
in der Sicherheitsanordnung und der erzeugten Wärme durch Meßbrennstoffstäbe in dieser Strömungsbahn
abgeleitet. Durchsatzmenge und Wärmeerzeugung sind dabei für die durclischnittliche Durchsatzmenge und den Leistungspegel
im Reaktorkern repräsentativ. Die abgeleitete Reaktorkern-Auslaßtemperatur wird durch ein eingeschlossenes
Strömungsmittel mit hohem Expansionskoeffizienten gemessen,
dessen Ausdelinung in eine lineare Kraft für die Betätigung
des Auslösemechanismus umgewandelt wird. Der Temperaturfühler, das Betätigungselement und der Sicherheitsstab befinden
sich sämtlich innerhalb der Sicherheitsanordnung, so daß sie die Arbeitsweise in der Schnellschlußbetriebsart des Anlagenschutzsystems
nicht behindern. Die erfindungsgemäße Vorrichtung soll dabei innerhalb einer Flüssigmetallumgebung zuverlässig
arbeiten, leicht zu prüfen und nach einem Schnellschluß rückstellbar sein. Die Zeitspanne zwischen einer Überhitzung
des Reaktorkühlmittels und dem Einführen des Sicherheitsstabs in den Reaktorkern soll dabei so kurz sein, daß
ein Brennstoffschaden vermieden wird.
Diese Aufgabe wird durch die in den beigefügten Patentansprüchen gekennzeichneten Merkmale gelöst.
Im folgenden sind bevorzugte Ausführungsformen der Erfindung
anhand der beigefügten Zeichnung näher erläutert. Es zeigen:
809883/0660
Fig. 1 eine schematische Seitenansicht einer Sicherheitsanordnung mit einer Vorrichtung gemäß einer Ausführungsform
der Erfindung,
Fig. 2 einen in vergrößertem Maßstab gehaltenen Schnitt längs der Linie 2-2 in Fig. 3a,
Fig. 3a, 3b und 3c Schnittansichten zur Darstellung der
Einzelheiton der Meß- und Betätigungseinheiten der Vorrichtung nach Fig. 1,
Fig. h eine Teilschnittansicht des oberen Teiles eines Neutronenabs
orberbündels in der RUckstellbetriebsart nach
einem S chnells chluß,
Fig. 5 eine schematische Seitenansicht einer Sicherheitsanordnung mi^iner abgewandelten Ausführungsform der
Erfindung,
Fig. 6 einen in vergrößertem Maßstab gehaltenen Schnitt längs der Linie 6-6 in Fig. 7b,
Fig. 7a und 7b Schnittansichten zur Darstellung der Einzelheiten der Meß- und Betätigungseinheiten der Vorrichtung
nach Fig. 5 und
Fig. 8a und 8b Teilschnittansichten zur Darstellung der Einzelheiten
der Betätigungseinheit nach Fig. 5 in Verbindung mit einem pneumatisch betätigten Auslösemechanismus
,
Fig. 1 veranschaulicht schematisch die Beziehung der Sicherheitsvorrichtung
10 gemäß einer Ausführungsform der Erfindung zu den Brennstoffeinheiten 11, die sich in ihren festgelegten
Stellungen in einem Flüssigmetall-gekühl ten Kern-
809883/0660
reaktor befinden. Die Einheiten 11 enthalten Brennstoffstäbe
oder -elemente 13, die ein spaltbares Material enthalten; die Einheiten 11 erzeugen daher nur zwischen den Niveaus a
und b Energie. Die in den Brennstoffstäben 13 erzeugte Wärme
wird auf das Reaktorkühlmittel übertragen, das in das untere Ende der in der nicht dargestellten unteren Sammelkammer
(plenum) angeordneten Brennstoffeinheit 14 einströmt, diese Einheit in Aufwärtsrichtung durchströmt und am oberen Ende
der Einheit 15 in den nicht gezeigten oberen Sammelkammerbereich austritt. Mindestens an verschiedenen Stellen über
den Reaktor hinweg ist die Sicherheitsvorrichtung 10 von den Drennstoffeinheiten 11 vollständig umschlossen. Der Außenabschnitt
der Sicherheitsvorrichtung 10 besteht aus einem Sicherheits-Schacht 17» der bei der dargestellten Ausführungsform
einen sechseckigen Querschnitt besitzt. Die Poison- bzw. Neutronenabsorptions-Sicherheitüij
Labe 12, die einen B^C-Absorber enthalten, sind in ihrer zurückgezogenen Stellung in der Nähe
des oberen Endes der Sicherheitsvorrichtung 10 dargestellt. Die Stäbe 12 sind mit einer perforierten oberen Anschlußplatte
19 verbunden, an der Stabbündel-Sperrarme 16 angebracht sind, deren Enden wiederum als Segment-Tragring 18 ausgebildet sind,
der von drei Tragrollen 20, von denen nur zwei dargestellt sind, getragen wird. In der zurückgezogenen Stellung erstreckt sich
der B^C-Teil der Sicherheitsstäbe 12 in der Sicherheitsvorrichtung
10 in Abwärtsrichtung bis zu einer Höhe an oder über
der Oberseite des Energie- bzw. Leistungserzeugungsbereichs
der Brennstoffstäbe 13 im Reaktorkern.
Die erfindungsgemäße Vorrichtung ist so ausgebildet, daß sie
anhand einer Temperaturabhängigkeit indirekt, aber genau die Beziehung zwischen der in den Brennstoffeinheiten erzeugten
Leistung oder Energie und der Reaktorkühlmittel-Durchsatzmenge durch diese Einheiten zu messen und selbsttätig einen Schnellschluß
mittels der Sicherheitsstäbe 12 einzuleiten vermag, wenn ein vorbestimAter kritischer Zustand eintritt. Dies wird da-
809833/0660
2825A39
durch erreicht, daß in der Sicherheitsvorrichtung 10 ein oder mehrere Meßbrennstoffstäbe 26 angeordnet werden,
die im wesentlichen dieselbe Form besitzen wie die Brennstoff stäbe 13 in den Brennstoffeinheiten 11, und der Kühlmittelstrom
über diese Stäbe 26 geleitet wird. Die Meßbrennstoffstäbe 26 und die diese umgebenden Teile innerhalb der
Sicherheitsvorrichtung 10 sind in Fig. 2 näher veranschaulicht.
Dabei sind sieben Meßbrennstoffstäbe 26 symmetrisch
in einem sechseckigen Brennstoffstab-Schacht bzw. -Rohr 27
angeordnet, welcher bzw. welches die Stäbe 26 über ihre Gesamtlänge hinweg umschließt und zwischen sich sowie den Meßfühlerstäben
26 einen Strömungsweg 32 festlegt, über den das Kühlmittel in Aufwärtsrichtung strömt. Der Strömungsweg 32
ist dabei so bemessen, daß das Kühlmittel über ihn mit einer bekannten Strömungs- oder Durchsatzmenge relativ zur mittleren
Strömungsmenge im Reaktorkern strömt, so daß der Temperaturanstieg des Kühlmittels bei seiner Strömung längs der
Stäbe 26 und in Aufwärtsrichtung über den Strömungsweg 32
dem Unterschied zwischen den durchschnittlichen Eintrittsund Austrittstemperatüren im Reaktorkern entspricht. Das
Rohr 27 ist von einer inneren Säule 28, einem Isolierraum 29 und einer äußeren Säule 30 umschlossen. Der Isolierraum
enthält entweder stagnierendes Kühlmittel oder ein Druckgas zur Verringerung des Wärmeverlusts vom Kühlmittel-Strömungsweg
32. Die Sicherheitsstäbe 12 sind vom Sicherheitsschacht 17 durch einen Außenmantel 22 getrennt, der ebenfalls einen
sechseckigen Querschnitt besitzt und einen Innenmantel von kreisförmigem Querschnitt umgibt. Die oberen Enden der beiden
Mantel 22 und 24 sind an der oberen Anschlußplatte 19 angebracht, während ihre unteren Enden mit einer unteren Anschlußplatte
21 (Fig. 1) verbunden sind.
Gemäß Fig. 1 ist das untere Ende der Sicherheitsvorrichtung 10 als Stütz- oder Tragfuß 40 mit Kühlmitteleinlässen 42 und
43 sowie einer Prüf-Einlaßdüse 44 ausgebildet. Das Kühlmittel
8Q9883/Q66Q
vom Einlaß 43 tritt in die innere Säule 28 ein und strömt
über die Meßbrennstoffstäbe 26, wobei seine Temperatur aufgruru
der in letzteren erzeugten Wärme ansteigt. Das erwärmte Kühlmittel strömt über einen Meßkolben 46 unter Erhöhung der
Temperatur eines darin eingeschlossenen Meßströmungsmittels.
aufgrund der Ausdehnung des Meßströmungsmittels dehnt sich ein Betätigungs-Balgen 52 aus, wodurch eine Schubstange 54
unter Bewegung eines Steuerschiebers 56 verschoben wird. Bei
einer kritischen oberen (oder unteren) Temperatur bewegt sich der Steuerschieber 56 (als Steuerkurvenelement) über eine
bestimmte Strecke unter Auslösung einer Haltesperre oder Arretierung 50, an welcher die Tragrollen 20 angebracht sind.
Durch die Verlagerung der Tragrollen 20 wird die Unterstützung der Tragarme 16 aufgehoben, und die Sieherheitsstäbe 12 fallen
in den Reaktorkern hinein, in welchem die uxcherheitsstäbe
12 Neutronen absorbieren und das Temperaturgefälle aufheben. Das über den Einlaß 42 in die Sicherheitsvorrichtung 10
einströmende Natrium-Kühlmittel strömt an der Außenseite der
äußeren Säule 30 und aufwärts über Dämpfer 36 (dashpot), über die Sicherheitsstäbe 12, durch die Anschlußplatte 19 und in
die nic'it dargestellte obere Sammelkammer, wo es sich mit
dem Kühlmittel von den anderen Einheiten vermischt. Der Hauptzweck dieser Strömung besteht in der Kühlung der Sicherheitsstäbe
12 und anderer Bauteile der Sicherheitsvorrichtung 10.
In den Fig. 3a bis 3c sind die Meß- und Betätigungseinheiten
der erfindungsgemäßen Sicherheitsvorrichtung näher veranschaulicht.
Bei der dargestellten Ausführungsform der Erfindung
strömt das Kühlmittel in die innere Säule 28 und in Aufwärtsrichtung
durch das Brennstoffstabrohr 27, um dann in den Meßbereich
45 einzutreten. Letzterer enthält die Meßröhre 46, die mit einem Meßströmungsmittel, wie NaK, gefüllt ist, das
im Vergleich zum Material der Meßröhre 46 einen hohen Expansionskoeffizienten besitzt. In bevorzugter Ausführungsform
809883/0660
ist die Meßröhre 46 eine Wendel, die eine maximale Fläche für den Wärmeübergang zwischen dem Kühlmittel im Meßbereich
45 xand dem in der Meßröhre 46 enthaltenen Meßströmungsmittel
bietet. Ein Meßrohr 48 verbindet die Meßröhre 46 mit einer Balgenkammer 50, in welcher ein Betätigungsbalgen 52 angeordnet
ist, der Natrium-Kühlmittel enthält. Aus dem Meßbereich 45 strömt das Kühlmittel über eine öffnung 47 zur Außenseite
der äußeren Säule 30.
Der Betätigungsbalgen 52 besteht aus einem Metall, wie Inconel 718, das gegenüber einem Schrumpfen und Schwellen aufgrund
der starken Strahlungseinwirkung beständig ist. Der Balgen 52 ist mit einer Schubstange 54 verbunden, die sich nach
oben erstreckt und an ihrem Ende mit einem Doppelstufen-Steuerschieber 56 verbunden ist. Die Balgenkammer 50, die
Schubstange 54 und der Steuerschieber 56 sind sämtlich in einer zylindrischen Säule eingeschlossen, die eine Fortsetzung
oder Verlängerung der äußeren Säule 30 sein kann und im folgenden als Tragsäule 57 bezeichnet wird. Im Bereich des
Neutronenabsorberbündel-Tragrings 18 ist die Tragsäule 57 geschlitzt, so daß sich die Sperrtragrollen 20 durch ihre
Oberflächen nach oben und in Berührung mit dem Tragring erstrecken können. Die drei Haltesperren bzw. Arretierungen
58 (von denen nur eine dargestellt ist), sind mit Hilfe von Zapfen 62 schwenkbar an der Tragsäule 57 angebracht, wobei
sie mit Betätigungsrollen 60 in Gleitberührung mit dem Steuerschieber
56 stehen.
Im Normalbetrieb strömt das Reaktorkühlmittel über den Einlaß 43 in die Sicherheitsvorrichtung ein, wobei es auf beschriebene
Weise die in der äußeren Säule 30 enthaltenen Meßbrennstoffstäbe 26 umströmt. Letztere erzeugen Wärme in
einer Menge proportional der Wärmemenge, die durcu den Brennstoff in den die Sicherheitsvorrichtung umschließenden Brennstoffe
inhei ten erzeugt wird, und die Strömungs- bzw. Durchsatz-
809883/0660
menge über den Strömungsweg 32 ist der mittleren Strömungsmenge
durch die Brennstoffeinheiten proportional. Der Kühlmittelstrom
über das Brennstoffstabrohr 27 sowie die Meßbrennstoff
stäbe 26 repräsentieren somit im Zusammenwirken miteinander die mittlere Strömungsmenge im Reaktorkern bzw.
die mittlere Wärmeerzeugung im Reaktorkern. Nach dem Austritt des erwärmten Kühlmittels aus dem Rohr 27 erwärmt es das
NaK-Meßströmungsmittel im Meßkolben 46. Temperaturänderungen
des Meßströmungsmittels im Meßkolben 46, im Meßrohr 48 und
in der Balgenkammer 50 bewirken Änderungen des auf den Betätigungsbalgen
52 wirkenden Drucks.
Wenn der Temperaturanstieg des Reaktorkühlmittels so groß ist,
daß ein Schnellschluß erforderlich wird, zieht sich der Betätigungsbalgen 52 so weit zusammen, daß die Betätigungsrolle
60 in die Hochtemperatur-Auslösestufe 64 des Steuerschiebers 56 eintreten kann. Infolgedessen verlagert sich die Sperrtragrolle
20 vom Tragring 18 weg, so daß die Sicherheitsstäbe in den Reaktorkern eingeführt werden. Wenn die Kühlmitteltemperatur
andererseits unter einen vorbestimmten, zulässigen Wert absinkt, erfährt der Betätigungsbalgen 52 eine Ausdehnung
bzw. Entspannung, wobei eine Feder 72 den Steuerschieber 56 nach unten zieht, bis die Betätigungsrolle 60 in die Niedrigtemperatur-Auslösestufe
66 eintritt. Die Rückstellfeder 72 ist zwischen der Tragsäule 57 und dem Steuerschieber 56 angeordnet,
um letzteren nach unten zu verlagern, ohne auf den Betätigungsbalgen 52 eine Zugbelastung auszuüben. Beider dargestellten
Ausführungsform erfolgt eine Schnellschlußauslösung immer dann, wenn die. mittlere Reaktorkern-KUhlmittelauslaßtemperatur
um 37 ± 4°C über der höchstzulässigen Betriebstemperatur oder 37 ± 4°C unter der zulässigen Mindestbetriebstemperatur
liegt. Bei der Auslösung vergehen etwa 0,5 Sekunden, bevor sich das spezifische Volumen des NaK in
der Meßröhre 46 ausreichend ändert, um den Auslösemechanismus
809883/0660
(Sperre bzw. Arretierung 58 und Neutronenabsorberbündel-Tragring 18) zu betätigen. Der Balgen 52 erfährt eine Ausdehnung
oder Zusammenziehung von 0,65 cm bei einer Meßröhrentemperaturänderung
von jeweils 560C.
Gemäß Fig. 3c dient der Tragring 18 bei der dargestellten Ausführungsform auch zum Auslösen des Sicherheitsstabs 12
in der Anlagensicherheitssystem-Schnellschlußbetriebsart, in welcher ein im Oberteil der Sicherheitsvorrichtung 10
befindliches Führungsrohr 74 an die entsprechende Betätigungsschulter 82 andrückt, bis der in Segmente unterteilte
Tragring 18 automatisch aufgespreizt wird. Im Fall einer Störung drückt ein Spreizelement 75, das einen materialeinheitlichen
Teil des Anlagensicherheitssystem-Betätigers 76 bildet, die Tragringsegmente 18 zur Freigabe des Neutronenabs
orberbünde Is zwangsweise in die Auslösestellung. Das
Spreizelement 75 bildet also ein Ausfallsicherungselement
des Betätigers 76. Die Betätigungsschulter 82 hält den Tragring 18 im Normalbetrieb in seiner vorgesehenen Stellung,
wobei sich eine Schnellschluß-Hilfsfeder 67 normalerweise
zwischen der Schulter 82 und der Anschlußplatte 19 im zusammengedrückten Zustand befindet. Unabhängig davon, ob die
Sicherheitsstäbe 12 in der Selbstbetätigungsbetriebsart oder inder Anlagensicherheits-Betriebsart abgeworfen werden, gleiten
die Sicherheitsstäbe 12, ihre obere Anschlußplatte 19, die Bündel-Sperrarme 16, der Tragring 18, die Schnellschluß-Hilfsfeder
67, die Betätigungsschulter 82 und der Rückstellkopf (gemeinsam als Neutronenabsorberbündel bezeichnet) in
den Reaktorkernbereich hinein, während die äußere Säule 30, die Stützsäule 57 und die darin enthaltenen Bauteile in fester
Lage verbleiben.
Fig. 4 veranschaulicht die Rückstellung der Sicherheitsstäbe 12 nach einem selbsttätigen Schnellschluß. Dabei werden das
Führungsrohr 74 und ein RUckziehgreifer 68 in die Sicherheits-
809883/0660
vorrichtung 10 abgelassen, bis der Greifer 68 in die Rückstellkerben
bzw. -ausnehmungen 80 im Rückstellkopf 78 eingreift. Das Neutronenabsorberbündel wird sodann in die zurückgezogene
Ausgangsstellung hochgezogen, bis die Reaktor-Kühlmittel tempera tür den vorgesehenen Betriebswert erreicht
und sich der Steuerschieber 56 infolgedessen so nach oben verschiebt, daß die Sperrtragrolle 20 am Tragring 18 angreift.
Hierauf wird der Greifer 68 zur Ermöglichung des Normalbetriebs der Anlage vollständig entfernt.
Die Prüfung des selbsttätigen Schnellschlußmechanismus kann durch Einleiten von Natrium mit hoher Temperatur in die PrUfdüse
44 erfolgen, die zur inneren Säule 28 (Fig. 1) führt. Die Strömung erfolgt dabei auf vorher beschriebene Weise über
den Strömungsweg 32, nur mit dem Unterschied, daß unter den
typischen Prüfbedingungen von den Meßbrennstoffstäben 26 nur
wenig Wärme erzeugt wird . Die Temperatur des an der Prüfdüse 44 einströmenden Prüfkühlmittels entspricht infolgedessen der
zu erwartenden Schnellschlußtemperatur. Wenn der Hochtemperaturversuch zu einem Schnellschluß führt, jedoch bei einer
Temperatur über der gewünschten bzw. Soll-Schnellschlußtemperatur, ist dies ein Anzeichen dafür, daß ein Austritt von
Meßströmungsmittel der Meßröhre 46, des Meßrohrs 48 oder der
Balgenkammer 50 aufgetreten sein kann.
Bei der in Fig. 5 schematisch dargestellten abgewandelten
Ausführungsform der Erfindung ist die Anordnung aus Meßbrennstoffstäben, Meßkolben und Balgen mit den Sicherheitsstäben
verbunden, so daß sie in beiden Schnellschluß-Betriebsarten zusammen mit diesen Sicherheitsstäben herabfällt. Diese Ausführungsform
ist in Fig. 8 in Verbindung mit einem pneumatisch betätigten Auslösemechanismus dargestellt.
Fig. 5, in welcher den betreffenden Teilen der vorher beschriebenen
Ausführungsform entsprechende Teile mit denselben
809883/0660
Bezugsziffern, zuzüglich eines kleinen Buchstabens "a" bezeichnet
sind, zeigt eine Sicherheitsvorrichtung 10a mit einer Sicherheitsleitung bzw. einem Sicherheitsschacht 17a,
in welchem Sicherheitsstäbe 12a angeordnet sind, die an ihren oberen Enden mit einer an der zentralen Tragsäule 57a
angebrachten Anschlußplatte 19a verbunden sind. Die Tragsäule 57a und die in ihr enthaltenen, im folgenden zu beschreibenden
Bauteile verbleiben in fester Lagenbeziehung zu den Sicherheitsstäben 12a (gemeinsam als Neutronenabsorberbündel
bezeichnet), wenn diese Sicherheitsstäbe 12a bei einem Schnellschluß abgeworfen werden.
Wenn die Sicherheitsstäbe 12a voll zurückgezogen sind, erstreckt sich die Tragsäule 57a in Abwärtsrichtung bis zu
einer Stelle geringfügig unter der Unterseite des aktiven Reaktorkerns (Niveau a). Der untere Abschnitt der Tragsäule
57a befindet sich dabei im oberen Ende der festen Säule 28a und ist von dieser durch eine Gleitdichtung 90 getrennt, die
in der Nähe des unteren Endes der Tragsäule 57a an der Innenseite der festen Säule 28a befestigt ist und eine Bewegung
der Tragsäule 57a gegenüber der Säule 28a zuläßt, während praktisch das gesamte, die feste Säule 28a in Aufwärtsrichtung
durchströmende Kühlmittel in die Tragsäule 57a eingeführt wird, wenn sich diese in ihrer zurückgezogenen Stellung
befindet. Die im unteren Endbereich der Tragsäule 57a befindlichen Meßbrennstoffstäbe 26a erstrecken sich im Inneren
der Tragsäule 57a bis zu einer Höhe über der Oberseite des Reaktorkerns (b), wo diese Brennstoffstäbe 26a mit ihren
oberen Enden an der Tragsäule 57a angebracht sind. Die Meßbrennstoff stäbe 26a werden im Inneren der Tragsäule 57a durch
ein beliebiges, zweckmäßiges Abstandsgitter auf Abstand voneinander gehalten, das auch als Anschlußmittel zur Herstellung
der Verbindung zwischen den Brennstoffstäben 26a und der Tragsäule
57a dienen kann.
809883/0660
Fig. 6 veranschaulicht im Querschnitt die Lagenbeziehung der Meßbrennstoffstäbe 26a gegenüber den anderen Bauteilen
der Sicherheitsvorrichtung 10a. Die Sicherheitsstäbe 12a sind dabei zwischen einem Außenmantel 22a und einem Innenmantel
24a in fester Lage gegenüber den Meßbrennstoffstäben 26a und der Tragsäule 57a angeordnet. Wie am besten aus
Fig. 5 hervorgeht, ist die Oberseite.der festen Säule 28a
und
zwischen den Sicherheitsstäben 12a/der Tragsäule 57a so angeordnet,
daß sie als Führung für die Gleitbewegung von Innenmantel 2Aa und Tragsäule 57a bei einem Schnellschluß dient.
Gemäß den Fig. 5, 7a und 7b strömt das Natrium-Kühlmittel in Aufwärtsrichtung durch die feste Säule 28a und in den
unteren Abschnitt der Tragsäule 57a, in welcher die sieben Meßbrennstoffstäbe 26a vorgesehen sind. Dabei erwärmt sich
das Kühlmittel bei seiner Aufwärtsströmung über den Strömungsweg
32a zwischen den Stäben 26a und der Innenseite der Tragsäule 57a, bis es in den Meßbereich 45a eintritt, in welchem
eine Meßröhre 46a vorgesehen ist. Ein Meßrohr 48a steht in
Strömungsverbindung mit der Meßröhre 46a und mit der Innenseite
des Balgens 52a, so daß dann, wenn das Kühlmittel das
in der Meßröhre 46a enthaltene NaK-Meßströmungsmittel erwärmt,
die Ausdehnung dieses Strömungsmittels auf den Balgen 52a übertragen wird. Das Kühlmittel tritt über Auslaßöffnungen
47a aus dem Meßbereich 45a in den Kühlmittelströmungsweg
an der Außenseite der Tragsäule 57a aus, wobei ein Eintritt des Kühlmittels in den Balgen 52a durch eine Dichtung
123 zwischen dem Meßbereich 45a und der Balgenkammer 50a verhindert wird. Die Balgenkammer 50a enthält außerdem eine
Balgenrückstellfeder 72a.
Die Tragsäule 57a ist an ihrem oberen Ende mit einem Knopf. 148 versehen, in welchem eine Schubstange 54a verschiebbar
geführt ist, deren eines Ende mit dem Balgen 52a verbunden ist und deren anderes Ende geringfügig über den Knopf 148
809883/0660
-,ar-ZA
hinausragt. Das Kühlmittel kann ohne weiteres durch die Bohrung, in welcher die Schubstange 54a geführt ist, in
die Balgenkammer 50a eintreten, während der Balgen 52a an beiden Enden abgedichtet ist, so daß in ihm nur das Meßströmungsmittel
enthalten sein kann. Die Größe der Ausdehnung des Balgens 52a und somit die von der Schubstange 54a zurückgelegte
Strecke hängt von der Temperatur des Kühlmittels im Meßbereich 45a ab. Bei der dargestellten Ausführungsform
wird bei einer Linearbewegung der Schubstange 54a, die eine vorbestimmte Strecke entsprechend der höchstzulässigen Reaktor-Kühlmittelauslaßtemperatur
überschreitet, ein pneumatisch gesteuerter Auslösemechanismus der in der US-PS 3 733
beschriebenen Art betätigt.
Gemäß den Fig. 8a und 8b enthält ein am oberen Ende des
Schachtrohrs 17a befestigtes Antriebsgehäuse 120 ein Verlängerungsrohr
142, welches in ersteresverschiebbar eingesetzt und durch eine nicht dargestellte, mit dem Gehäuse
verbundene Antriebseinrichtung lotrecht verschiebbar ist. Die Antriebseinrichtung ist in der vorgenannten US-PS näher
beschrieben. Die Tragsäule 57a ist mit dem Verlängerungsrohr 142 mittels eines auslösbaren Greifermechanismus 164 verbunden,
der im Verlängerungsrohr 142 unmittelbar in der Nähe des Knopfes 158 an der Tragsäule 57a angeordnet ist.
Der Greifermechanismus 164 umfaßt einen Satz von Greiferbacken 166, die in einem mit dem Verlängerungsrohr 142 materialeinheitlich
ausgebildeten Greiferbacken-Halteabschnitt 170 montiert sind. Die Greiferbacken 166 sind dabei radial
verschwenkbar gelagert. Jede Greiferbacke 166 umfaßt eine Greiffläche 172, die sich selektiv an den Knopf 148 der Tragsäule
57a anzulegen vermag. Weiterhin weist jede Greiferbacke 166 eine Entriegelungskurvenfläche 174 und eine Verriegelungskurvenfläche
176 auf, die mit einem Greiferauslösemechanismus 176 zusammenwirken, welcher die Greiferbacken
zum selektiven Erfassen oder Freigeben der Tragsäule 57a positioniert.
809833/0660
Der Greiferauslösemechanismus 178 umfaßt eine erste Kolbenfläche 180, an welcher eine erste Doppelbalgenanordnung 182
angebracht ist. Die Balgenanordnung 182 ist mit einer Stirnplatte 184 eines rohrförmigen Ansatzes 186 verbunden, der
materialeinheitlich mit dem Verlangerungsrohr 142 ausgebildet
ist und auf diese Weise eine flexible Abdichtung zwischen der ersten Kolbenfläche 180 und dem Verlängerungsrohr 142
herstellt. Oberhalb der ersten Kolbenfläche 180 ist ein einstückig mit dieser ausgebildeter rohrförmiger Ansatz 188 vorgesehen,
der an der Stirnplatte 184 anliegt, wenn sich der Greifermechaniüüius 164 in seiner zurückgezogenen, einen zwangsläufigen
Eingriff einleitenden Stellung befindet. Die Stirnplatte 184 wirkt dabei als Endanschlag für den Greiferauslösi,-mechanismus
178. Der Ansatz 188 dient auch als Sitz für eine Greiferauslösefeder 190, die mit ihrem anderen Ende in einem
im Verlängerungsrohr 142 ausgebildeten Sitz 192 ruht. An der
dem rohrförmigen Ansatz 188 gegenüberliegenden Seite der Kolbenfläche 180 erstreckt sich ein Schaft 194 nach unten,
der auf etwa halber Länge eine zweite Kolbenfläche 196 trägt. Ein zweiter Doppelbalgen 198 ist unter Herstellung einer Abdichtung
zwischen die zweite Kolbenfläche 196 und eineiquer
•verlaufenden Ansatz 200 des Verlängerungsrolua 142 eingefügt.
Die beiden Doppelbalgen 182 und 198 bilden auf diese Weise eine erste Druckkammer 102.
Das untere Ende des Schafts 194 ist mit einem Greiferbacken-Betätigungselement
104 verbunden, das einen hohlen Abschnitt 106 aufweist, in den sich die Tragsäule 57a erstreckt. Am
Betätigungselement 104 sind außerdem Entriegelungskurvenflächen
110 angeformt, während der untere Abschnitt des Betätigungselements 104 materialeinheitlich damit ausgebildete
Verriegelungskurvenflächen 112 aufweist.
Zur Betätigung des Greiferauslösemechanismus 178 ist ein Pneumatikdrucksystem vorgesehen. Eine schematisch dargestellte
809883/0880
und in der genannten US-PS näher beschriebene Sammler- bzw. Verteileranordnung 124 liefert über einen Durchgang 126 Pneumatikdruck
zur Kammer 102. Ein von der kammer 102 in Abwärtsrichtung
durch den Schaft 194 verlaufendes Auslaßrohr 128 endet in einer Ventilkammer 125 in der Nähe des unteren Endes
des Schafts 194. Ein pneumatisches Ablaßsteuerventil 130 trennt das Auslaßrohr 128 von einer Auslaß- oder Ablaßleitung
132, welche im Schaft 194 wieder nach oben und in Druckentlüftungs-Aufnahmebehälter
134 verläuft, welche praktisch das gesamte Volumen des pneumatischen Mediums zu speichern
vermögen, das sich unter Arbeitsdruck in der ersten Kammer 102 befindet.
Der Greiferauslösemechanismus 178 wird zur Steuerung des Greifermechanismus 164 wie folgt betätigt: Die Verteileranordnung
124 liefert pneumatisches Medium mit einem Druck von etwa 14,1 bar zur Kammer 102. Dieser Druck beaufschlagt dabei
die erste JColbenflache 180, so daß der rohrförmige Ansatz
188 gegen die Vorbelastungskraft der Greiferauslösefeder
gegen die Ansatz-Stirnplatte 184 verlagert wird. Die Kammer 148 über dem ersten Kolben 180 steht in Strömungsverbindung
mit der Kammer 150 im Inneren des Verlängerungsrohrs 142,
das praktisch unter Atmosphärendruck steht. Die zweite Kolbenfläche 196 in einer Kammer 192, die sich auf der von der
Kammer 102 abgewandten Seite des zweiten Balgens 198 befindet, wird von dem Druck des Natrium-Kühlmittels beaufschlagt.
Dieser Kühlmitteldruck beträgt etwa 1,4 bar. Wenn sichder Kolben 180 in der zurückgezogenen Stellung befindet, wird das
Greiferbacken-Betätigungselement 104 in der Weise nach oben verschoben, daß die Verriegelungskurveuflachen 112 an den
Verriegelungskurvenflächen 176 der Greiferbacken 166 angreifen und die Greiferbacken zum Erfassen des Knopfes 148
der Tragsäule 57a radial nach innen verdrängen.
Das untere Ende des Schafts 194 enthält eine Bohrung oder Ausnehmung,
in welcher eine Ventilschubstange 154 angeordnet ist,
809883/0660
deren eines Ende einen harten bzw. Aufprallanschlag 153 unmittelbar über der Schubstange 54a trägt und deren anderes
Ende mit dem Steuerventil 130 verbunden ist. Das in den unteren Abschnitt der Kammer 125 eingesetzte Steuerventil 130
befindet sich normalerweise aufgrund des in der Kammer 102 herrschenden, die Oberseite des Steuewentils 130 in der
Kammer 125 beaufschlagenden hohen Drucks in der Schließstellung. Die Innenseite des Ventilbalgens 160 steht in Verbindung
mit dem Niederdruckgas in den Austrittsleitungen 132
und den Speicherbehältern bzw. -dosen 134.
Sobald die Auslaßtemperatür des Reaktorkühlmittels einen vorbestimmten
oberen Grenzwert erreicht, heben die Schubstangen 54a und 154 das Steuerventil 130 von seinem Sitz ab, wobei
der in der ersten Kammer 102 herrschende Druck als Pneumatikmedium in der Kammer 102 abgelassen und zu den Druckentlüftungs-Speicherdosen
134 überführt wird. Sobald der in der Kammer 102 herrschende Druck abgelassen worden ist, wird der in
der Kammer 102 herrschende, die Unterseite des ersten Kolbens 180 beaufschlagende Restdruck sowie der in der Kammer 152
den Kolben 196 beaufschlagende Druck durch die Vorbelastungskraft
der Greiferauslösefeder 190 und die beiden Faltenbälge
182, 198 überwunden, so daß der Schaft 194 nach unten getrieben und dabei das Greiferbacken-Betätigungselement 104 gegen
die Schulter 156 des Verlängerungsrohrs 142 gedrängt wird.
Bei der Abwärtsbewegung des Betätigungselements 104 greifen
seine Entriegelungskurvenflächen 110 an den Entriegelungskurvenflachen174
der Greiferbacken 166 an, so daß die Greiferbacken radial auswärts bewegt werden und ihr Angriff am Knopf
148 der Tragsäule 57a zur zwangsläufigen Freigabe derselben aufgehoben wird. Das Neutronenabsorberbündel (bestehend aus
Tragsäule 57a, der Anordnung der Meßbrennstoff stäbe 26a, der Meßröhre 46a und dem darin enthaltenen Balgen 52a, dem Knopf
148, der Anschlußplatte 19a und den Sicherheitsstäben 12a) kann
809883/0660
daher unter Schwerkrafteinfluß frei herabfallen, wobei diesem Bündel durch die Schnellschluß-Hilfsfeder 67a ein zusätzlicher
Antrieb erteilt wird.
Vorstehend sind also zwei spezielle Ausführungsformen der
Erfindung beschrieben, nämlich eine, bei welcher die Meö- und Betätigungseinrichtungen während eines selbsttätigen und
eines Sicherheits-Schnellschlusses beim Abwerfen des Neutronenabs orberbünde Is in den Reaktorkern in fester Lage in der
Sicherheitsvorrichtung zurückbleiben, sowie eine andere, bei welcher diese Meß- und Auslöseeinheiten einen Teil des Neutronenabs
orberbündels bilden, und bei einem Schnellschluß zusammen mit diesem herabfallen. Ersichtlicherweise läßt sich
mit der erfindungsgemäßen Vorrichtung eine Vielfalt anderer
Auslösemechanismen als die beschriebenen, durch Steuerkurven oder pneumatisch betätigten Mechanismen betätigen. Weiterhin
können bei der erfindungsgemäßen Vorrichtung auch andere
Neutronenabsorbermaterialien als B^C-Steuerstäbe benutzt
werden. Beispielsweise kann die erfindungsgemäße. Vorrichtung
dafür eingesetzt werden, einen Auslösemechanismus zum Abwerfen von Tantalkugeln in den Reaktorkern zu betätigen. Die
vorstehend offenbarten AusfUhrungsformen der Erfindung sind
daher lediglich beispielhaft zu verstehen, da dem Fachmann selbstverständlich verschiedene Änderungen und Abwandlungen
möglich sind, ohne daß vom Rahmen der Erfindung abgewichen wird.
Zusammenfassend wird mit der Erfindung also eine selbstbetätigende
bzw. selbsttätige Vorrichtung für eine Sicherheitsvorrichtung in einem Flüssigmetall-Kernreaktor geschaffen, bestehend
aus Meßbrennstoffstäben in einem Reaktorkühlmittel-Strömungsweg,
einer NaK enthaltenden Meßröhre in der Nähe des oberen Endes der Meßbrennstoffstäbe und im genannten Strömungeweg
und einem die Meßröhre mit einem Metallbalgen und einer Schubstange verindenden Meßröhr. Die von einer temperaturab-
809833/0660
hängigen Änderung des NaK-Volumens herrührende Bewegung
der Schubstange führt zu einer Betätigung eines Sicherheitsstab-Auslösemechanismus,
sobald eine vorbestimmte Kühlmitteltemperatur erreicht ist.
809883/0860
Leerseite
Claims (23)
- Henkel, Kern, Feiler & Hänzel PatentanwälteMöhlstraße 37 Combustion Engineering, Inc. D-800OMünchen80Winds or, Conn., V. S t. A. jel.: 089/982085-87Telex: 0529 802 hnkl dTelegramme: ellipsoidPatentansprücheVorrichtung zur Ableitung der mittleren Reaktorkern-Auslaßtemperatur bei einem Flussigmetall-gekühlten Kernreaktor und zum schnellen Abwerfen eines Neutronenabsorbermaterials in den Reaktorkern beim Auftreten einer kritischen Größe der Temperatur, gekennzeichnet durch einen Flüssigmetall-Kühlmittelstrom durch den Reaktorkern (a, b), durch einen im Reaktorkern angeordneten, sich lotrecht über diesen hinaus erstreckenden Sieherheitsschacht (17; 17a), durch einen lotrecht durch letzteren verlaufenden Reaktorkühlmittel-Strömungsweg (43, 32, 45; 43, 32, 45a), durch einen oder mehrere in diesem Strömungsweg (32) angeordnete Brennstoffstäbe (26; 26a), durch eine in diesem Strömungsweg in der Nähe der oberen Enden der Brennstoffstäbe angeordnete temperaturabhängige Betätigungseinrichtung (48, 46, 52, 54; 46a, 48a, 52a, 54a), durch ein im Schacht bewegbar angeordnetes Neutronenabsorberbündel , (12, 16, 19, 21; 57a, 19a, 12a) mit einem Neutronen absorbierenden Material (12, 12a) und durch eine wirkungsmäßig zwischen das Neutronenabsorberbündel und die Betätigungseinrichtung eingeschaltete H lteeinrichtung (56, 58; 164) zur Aufhängung dieses Bündels über dem Reaktorkern und zur Freigabe des Bündels bei einer vorbestimmten Bewegung der Betätigungs e inrichtung.Ke/Bl/ro 809883/0660
- 2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß eine den Strömungsweg enthaltende erste innere Säule (28, 57; 57a) vorgesehen ist.
- 3. Vorrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die erste Säule (28; 57a) in bezug auf die Brennstoffstäbe so bemessen ist, daß das Verhältnis zwischen der Kühlmittel-Strömungs- oder -Durchsatzmenge durch die erste Säule und der durch die Brennstoffstäbe erzeugten Wärme-(menge) ungefähr dem Verhältnis zwischen der Kühlmittel-Strömungs menge durch den Reaktorkern und der in letzterem erzeugten Wärme(menge) gleich ist.
- 4. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen den Niveaus der Brennstoffstäbe (26) eine zweite, die erste Säule umschließende Säule (30) vorgesehen ist.
- 5. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß in der zurückgezogenen Stellung des Neutronenabsorberbündels eine Isoliereinrichtung (29) zwischen erster und zweiter innerer Säule (28 bzw. 30) vorgesehen ist.
- 6. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die temperaturabhängige Betätigungseinrichtung (46, 48, 52, 54) in der ersten Säule (57) enthalten ist.
- 7. Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß die temperaturabhängige Betätigungseinrichtung zum einen eine Meßröhre (46), ein Meßrohr (48) und eine Kammer (50), die sämtlich in Strömungsverbindung miteinander stehen und ein Meßströmungsmittel enthalten, und zum anderen eine Einrichtung (52, 54) aufweist, deren eines Ende sicü in der Kammer (50) befindet und welche die Ausdehnung des Meßströmungsmittels in eine Linearbewegung umsetzt.809883/0660
- 8. Vorrichtung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Umsetzeinrichtung einen Metallbalgen (52) und eine mit diesem verbundene Schubstange (54) trafaßt.
- 9. Vorrichtung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronenabsorberbündel (12, 16, 19» 21) verschiebbar um die erste Säule (57, 28) herum angeordnet ist.
- 10. Vorrichtung nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronenabsorberbündel mehrere Sicherheitsstäbe (12), ein Anschlußmittel (19) für die oberen Enden der Sicherheitsstäbe, einen ersten Satz von am Anschlußmittel angebrachten Arretier- oder Sperrarmen (16) und einen um die oberen Enden der Sperrarme herum angeordneten Tragring (18) aufweist.
- 11. Vorrichtung nach Anspruch 1 und 10, dadurch gekennzeichnet, daß die Halteeinrichtung ein an der Schubstange (54) angebrachtes Stufenkurvenelement (Steuerschieber 56) und eine oder mehrere, drehbar an der ersten Säule (57) gelagerte Sperren (58) aufweist, die jeweils eine erste, mit dem Kurvenelement (56) in Berührung stehende Rolle (60) und eine zweite, mit dem Tragring (18) in Berührung stehende Rolle (20) aufweisen.
- 12. Vorrichtung nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß das Kurvenelement (56) an beiden Enden abgestuft ist.
- 13. Vorrichtung nach Anspruch 12, dadurch gekennzeichnet, daß eine auf der Schubstange angeordnete und zwischen die erste Säule (57) und den Balgen (52) eingefügte Balgen-Hilfsfeder (72) vorgesehen ist.
- 14. Vorrichtung nach Anspruch 13, dadurch gekennzeichnet, daß das Meßströmungsmittel NaK ist.809383/0660
- 15. Vorrichtung nach Anspruch 14, dadurch gekennzeichnet, daß an den Unterteil der ersten »Säule ein Prüfeinlaß (44)
angeschlossen ist. - 16. Vorrichtung nach Anspruch 15, dadurch gekennzeichnet, daß am Verbindungsmittel (19) in einer höheren Ebene als derjenigen des Tragrings (18) ein zweiter Satz von Arretieroder Sperrarmen (78) mit Ausnehmungen (80) angebracht ist und daß im Inneren des oberen Endes des SicherheitsSchachts ein Rückstellmechanismus verschiebbar angeordnet ist, der an seinem unteren Ende in Ausnehmungen einrastbare Greife rarrae (14) aufweist.
- 17. Vorrichtung nach Anspruch 3» dadurch gekennzeichnet, daß die temperaturabhängige Betätigungseinrichtung (46a, 48a, 52a, 54a) in der ersten Säule (57a) angeordnet ist.
- 18. Vorrichtung nach Anspruch 17, dadurch gekennzeichnet, daß die Betätigungseinrichtung zum einen eine Meßröhre (46a)> ein Meßrohr (48a) und einen Metallbalgen (52a), die sämtlich in Strömungsverbindung miteinander stehen und ein
Meßströmungsmittel enthalten, und zum anderen eine mit
dem Balgen (52a) verbundene Schubstange (54a) umfaßt. - 19. Vorrichtung nach Anspruch 18, dadurch gekennzeichnet, daß die erste Säule (57a) mit dem Neutronenabsorbermaterial (12) verbunden ist.
- 20. Vorrichtung nach Anspruch 19, dadurch gekennzeichnet, daß das Neutronenabsorberbündel eine Anzahl von Sicherheitsstäben (12) und ein an der ersten inneren Säule (57a) befestigtes Anschlußmittel (19) zur Verbindung der Sicherheitsstäbe an ihren oberen Enden aufweist.
- 21. Vorrichtung nach Anspruch 20, dadurch gekennzeichnet, daß809833/0660die Halteeinrichtung (164) pneumatisch betätigbar ist.
- 22. Vorrichtung nach Anspruch 21, dadurch gekennzeichnet, daß die Halteeinrichtung einen über der ersten Säule (57a) angeordneten und oberhalb des Sicherheitsschachts gehalterten Schaft (194), eine pneumatisch betätigbare Greifereinrichtung (166) zwischen Schaft und erster innerer Säule (57a) und eine im unteren Ende des Schafts angeordnete Ventileinrichtung (125, 174) zur Betätigung der pneumatischen Greifereinrichtung (166) aufweist, wobei die Ventileinrichtung über der Schubstange (54a) angeordnet ist und auf deren Bewegung anspricht.
- 23. Vorrichtung nach Anspruch 22, dadurch gekennzeichnet, daß unterhalb der ersten inneren Säule (57a) eine zweite Säule (28a) mit einer größeren Querschnittsfläche als derjenigen der ersten Säule (57a) angeordnet ist, wobei sich das untere Ende der ersten Säule (57a) teilweise abwärts in die zweite innere Säule (28a) erstreckt, wenn sich das Neutronenabsorberbündel in der zurückgezogenen Stellung befindet, und daß zwischen erster und zweiter innerer Säule (57a bzw. 28a) ein Dichtmifctel (90) vorgesehen ist, das eine Verschiebung der ersten Säule (57a) in der zweiten Säule (28a) zuläßt.809883/0660
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/805,251 US4204909A (en) | 1977-06-10 | 1977-06-10 | Temperature sensitive self-actuated scram mechanism |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2825439A1 true DE2825439A1 (de) | 1979-01-18 |
Family
ID=25191052
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19782825439 Pending DE2825439A1 (de) | 1977-06-10 | 1978-06-09 | Sicherheitsvorrichtung fuer kernreaktoren |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4204909A (de) |
JP (1) | JPS545193A (de) |
BE (1) | BE867973A (de) |
CA (1) | CA1119319A (de) |
DE (1) | DE2825439A1 (de) |
FR (1) | FR2394150A1 (de) |
GB (1) | GB1580322A (de) |
IT (1) | IT1096708B (de) |
NL (1) | NL7806297A (de) |
Families Citing this family (15)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4405558A (en) * | 1980-10-15 | 1983-09-20 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor shutdown system |
US5051229A (en) * | 1982-01-28 | 1991-09-24 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Thermally responsive trigger devices and their use in shut-down devices for nuclear reactors |
EP0085526B1 (de) * | 1982-01-28 | 1986-04-02 | United Kingdom Atomic Energy Authority | Thermisch ansprechende Triggervorrichtungen und deren Verwendung bei Abschaltvorrichtungen für Kernreaktoren |
DE3222045C2 (de) * | 1982-06-11 | 1986-02-06 | Kernforschungsanlage Jülich GmbH, 5170 Jülich | Kernreaktor mit einer in Abhängigkeit vom Neutronenfluß reagierenden Abschalteinrichtung |
US4666654A (en) * | 1985-02-19 | 1987-05-19 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Boiling water neutronic reactor incorporating a process inherent safety design |
US4725399A (en) * | 1985-10-18 | 1988-02-16 | Delta M Corporation | Probe with integrated heater and thermocouple pack |
US4734252A (en) * | 1986-08-07 | 1988-03-29 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Nuclear reactor shutdown control rod assembly |
JPH06105313B2 (ja) * | 1987-09-22 | 1994-12-21 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 高速増殖炉用炉心内核計装 |
IT1231553B (it) * | 1989-04-13 | 1991-12-17 | Enea | Meccanismo di sgancio automatico per barre di controllo in un reattore nucleare |
EP1374006B1 (de) * | 2001-03-29 | 2006-03-01 | Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited | Verfahren und vorrichtung zur regelung der temperatur des auslasses eines kernreaktors |
JP4218504B2 (ja) * | 2003-11-13 | 2009-02-04 | 富士電機ホールディングス株式会社 | メタン発酵処理方法 |
FR2983624B1 (fr) * | 2011-12-02 | 2014-02-07 | Commissariat Energie Atomique | Assemblage pour reacteur nucleaire, comportant du combustible nucleaire et un systeme de declenchement et d'insertion d'au moins un element absorbant neutronique et/ou mitigateur |
FR2983625B1 (fr) * | 2011-12-02 | 2014-02-07 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de declenchement et d'insertion d'elements absorbants et/ou mitigateurs dans une zone fissile d'un reacteur nucleaire et assemblage de combustible nucleaire comportant un tel dispositif |
CN107195346B (zh) * | 2017-05-22 | 2019-06-07 | 四川大学 | 一种推棒力测量装置 |
GB2625280A (en) | 2022-12-12 | 2024-06-19 | Moltex Energy Ltd | Temperature activated passive shutdown device for a nuclear reactor |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE629663A (de) * | 1900-01-01 | |||
GB991004A (en) * | 1960-11-29 | 1965-05-05 | Agip Nucleare Spa | Self-adjusting neutron absorber for the control of nuclear reactors |
DE1816287A1 (de) * | 1968-12-21 | 1970-07-02 | Siemens Ag | Steuerstabantrieb fuer natriumgekuehlte Kernreaktoren |
US3733251A (en) * | 1971-06-22 | 1973-05-15 | Combustion Eng | Control rod release mechanism |
US3959072A (en) * | 1973-09-27 | 1976-05-25 | Combustion Engineering, Inc. | Compactable control element assembly for a nuclear reactor |
US3941413A (en) * | 1974-06-04 | 1976-03-02 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Quick release latch for reactor scram |
US3992257A (en) * | 1975-08-13 | 1976-11-16 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Neutron-absorber release device |
US3994775A (en) * | 1976-02-25 | 1976-11-30 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Control rod system useable for fuel handling in a gas-cooled nuclear reactor |
-
1977
- 1977-06-10 US US05/805,251 patent/US4204909A/en not_active Expired - Lifetime
-
1978
- 1978-05-03 CA CA000302481A patent/CA1119319A/en not_active Expired
- 1978-05-30 GB GB24584/78A patent/GB1580322A/en not_active Expired
- 1978-06-08 JP JP6840278A patent/JPS545193A/ja active Pending
- 1978-06-09 BE BE188448A patent/BE867973A/xx unknown
- 1978-06-09 FR FR787817318A patent/FR2394150A1/fr active Pending
- 1978-06-09 DE DE19782825439 patent/DE2825439A1/de active Pending
- 1978-06-09 NL NL7806297A patent/NL7806297A/xx not_active Application Discontinuation
- 1978-06-09 IT IT24412/78A patent/IT1096708B/it active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
IT1096708B (it) | 1985-08-26 |
JPS545193A (en) | 1979-01-16 |
GB1580322A (en) | 1980-12-03 |
US4204909A (en) | 1980-05-27 |
FR2394150A1 (fr) | 1979-01-05 |
BE867973A (fr) | 1978-10-02 |
CA1119319A (en) | 1982-03-02 |
IT7824412A0 (it) | 1978-06-09 |
NL7806297A (nl) | 1978-12-12 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2825439A1 (de) | Sicherheitsvorrichtung fuer kernreaktoren | |
DE3210745C2 (de) | ||
DE102006010826A1 (de) | Kerntechnische Anlage sowie Verschlussvorrichtung für deren Sicherheitsbehälter | |
DE2524800A1 (de) | Freigabevorrichtung fuer ein steuerelement | |
DE2825438A1 (de) | Neutronenabsorber-abwerfvorrichtung fuer kernreaktoren | |
DE1958152C3 (de) | Klemmsystem für einen Reaktorkern | |
EP1053550B1 (de) | Druckspeicher und verfahren zum bereitstellen eines unter druck stehenden fluids | |
DE1957701A1 (de) | Steuersystem fuer Kernreaktoren | |
DE2129438C3 (de) | Einrichtung zur Messung der Kühlmittelaustrittstemperatur bei Brennelementen schneller Kernreaktoren | |
DE3617524C2 (de) | ||
DE4206661A1 (de) | Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters | |
DE2801005C2 (de) | Vorrichtung zur Reaktivitätssteuerung | |
EP0056830B2 (de) | Verfahren zum Vermeiden oder Verringern einer Gefährdung einer Anlage und deren Umgebung durch reagierende Gemische | |
DE1951418C3 (de) | Antriebseinrichtung für Regelstäbe | |
DE1089488B (de) | Kernreaktor mit einsetzbarer Sicherheitsvorrichtung | |
DE1464624A1 (de) | Kernreaktor | |
DE2510062B2 (de) | Teleskopeinrichtung für Kernenergieanlagen | |
DE2831028C3 (de) | Vorrichtung zum Betätigen der Notabschaltung eines Kernreaktors | |
DE3214628A1 (de) | In-core-bestrahlungsvorrichtung fuer einen kernreaktor | |
DE68902242T2 (de) | Regelmechanik mit stossdaempfer fuer einen kernreaktorregelstab. | |
DE1539650B1 (de) | Schutzbehaeltersystem fuer atomkernreaktoren | |
DE1105531B (de) | Durch Graphit moderierter Kernreaktor mit positivem Temperaturkoeffizienten des Moderatoreinflusses auf die Reaktivitaet | |
DE4212284A1 (de) | Vorrichtung zum Abschalten von Kernreaktoren | |
EP0036576A1 (de) | Kugelhaufenreaktor mit Zugabevorrichtung für Absorbermaterial und Verfahren zu seinem Betrieb | |
DE1489950B1 (de) | Notkondensationsanlage fuer dampfgekuehlte Kernreaktoren |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
OD | Request for examination | ||
OHW | Rejection |