DE2825439A1

DE2825439A1 - Sicherheitsvorrichtung fuer kernreaktoren

Info

Publication number: DE2825439A1
Application number: DE19782825439
Authority: DE
Inventors: Nicholas Giuggio; Richard Croissant Noyes; Shakir Uz Zaman
Original assignee: Combustion Engineering Inc
Current assignee: Combustion Engineering Inc
Priority date: 1977-06-10
Filing date: 1978-06-09
Publication date: 1979-01-18
Also published as: IT1096708B; JPS545193A; GB1580322A; US4204909A; FR2394150A1; BE867973A; CA1119319A; IT7824412A0; NL7806297A

Description

Henkel, Kern, Feiler & Hänzel Patentanwälte

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.

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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

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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-

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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.

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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:

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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-

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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-

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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

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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

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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-

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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

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(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-

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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

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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.

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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

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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.

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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

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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,

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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

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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-

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hängigen Änderung des NaK-Volumens herrührende Bewegung der Schubstange führt zu einer Betätigung eines Sicherheitsstab-Auslösemechanismus, sobald eine vorbestimmte Kühlmitteltemperatur erreicht ist.

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Leerseite

Claims

Henkel, Kern, Feiler & Hänzel Patentanwälte

Möhlstraße 37 Combustion Engineering, Inc. D-800OMünchen80

Winds or, Conn., V. S t. A. jel.: 089/982085-87

Telex: 0529 802 hnkl d

Telegramme: ellipsoid

Patentansprüche

Vorrichtung 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.

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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.

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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.

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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, daß

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die 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.

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