DE3048143A1 - Kernreaktor-kontrollsaeule - Google Patents

Kernreaktor-kontrollsaeule

Info

Publication number
DE3048143A1
DE3048143A1 DE19803048143 DE3048143A DE3048143A1 DE 3048143 A1 DE3048143 A1 DE 3048143A1 DE 19803048143 DE19803048143 DE 19803048143 DE 3048143 A DE3048143 A DE 3048143A DE 3048143 A1 DE3048143 A1 DE 3048143A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
flow
reactor
coolant
section
elements
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.)
Withdrawn
Application number
DE19803048143
Other languages
English (en)
Inventor
Dennis M. Pittsburgh Pa. Bachovchin
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of DE3048143A1 publication Critical patent/DE3048143A1/de
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means 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
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

- 4 - WS231 P-2204
Kernreaktor-Kontrollsäule
Die Erfindung betrifft im weitesten Sinne automatische Steuerungssysteme für Kernreaktoren und im engeren Sinne automatische Stillsetzsysteme für Kernreaktoren.
Sämtliche Kernreaktoren besitzen ein Notabschaltsystem, das eine Vorrichtung zur Reduzierung der Reaktivität des Kernspaltraums aufweist. Die Reduzierung der Reaktivität des Kernspaltraums wird im allgemeinen dadurch erzielt, daß Neutronen absorbierendes Material in den Kernspaltraum eingeführt wird. Derartige Systeme sollen einfach und verläßlich sein, um Neutronen absorbierendes Material in den Kernspaltraum eines Kernreaktors zur Herbeiführung eines Stillsetzens des Reaktors schnell einzuführen. Die im Stand der Technik für die Kontrolle für Kernreaktoren bekannte grundlegende Methode basiert auf einem System mit Regelstäben. In diesem System werden die Regelstäbe mittels mechanischer Vorrichtungen zur Kontrolle der Größe der Reaktivität in dem Spaltraum in diesen abgesenkt und aus diesem herausgezogen. Im Notfall werden die Regelstäbe derart freigegeben, daß sie in den Kernspaltbereich hineinfallen,un auf diese
Weise
130044/0567
3048H3
- 5 - WS231P-22O4
Weise die Reaktivität des Spaltraums reduzieren und den Kernreaktor stillsetzen. Während sich dieses System als äußerst zuverlässig erwiesen hat, sind weitere Zusatzsysteme als redundantes Reaktornotkontrollsystems vorgeschlagen worden.
Als alternative Art einer Reaktorkontrolle ist die Verwendung von Neutronen absorbierenden Kugeln vorgeschlagen worden. In einem derartigen Kontrollsystem weist die Vorrichtung einen Verzögerungsmechanismus auf, der eine Vielzahl von freigebbaren einzelnen Körpern mit magnetischen und Neutronen absorbierenden Eigenschaften zurückhält. Die Verzögerungseinrichtung weist wenigstens ein Paar magnetischer Polstücke entgegengesetzter Polarität auf, wobei die Vorrichtung durch die Magnetisierung der Polstücke zur Freigabe der einzelnen Körper betätigt wird, wodurch die Körper unter dem Einfluß der Schwerkraft in den Kernspaltraum des Reakto-3 fallen. Aus der US-PS 4 076 583 ist ein weiteres derartiges Kontrollsystem bekannt. In dieser Kontrollvorrichtung bilden zahlreiche Rohre eine Flüssigkeitsströmungsbahn und weisen einen innerhalb des Reaktorspaltraums angeordneten und sich durch diesen erstreckenden Abschnitt und einen außerhalb des Spaltraums und oberhalb des ersteren Abschnitts angeordneten weiteren Abschnitt auf. Jedes der Rohre enthält zahlreiche, im wesentlichen sphärische Körper in hinreichender Menge, um den ersten Abschnitt in jedem der Rohre im wesentlichen zu füllen. Die Rohre sind mit einem ersten Flüssigkeitsanschluß an einem unteren Teil des ersten Abschnittes und einem zweiten Flüssigkeitsanschluß an einem oberen Teil des zweiten Abschnittes für den Durchtritt von Druckflüssigkeit während des Betriebs des Reaktors versehen. Der Kernreaktor
130044/0567
- 6 - WS231.P-22O4
reaktor besitzt weiterhin eine Vorrichtung zur Einspeisung von Druckflüssigkeit in den ersten Flüssigkeitsanschluß, um sämtliche Körper zur Bildung einer hydraulischen Sperrschicht aus sphärischen Körpern aus dem ersten Abschnitt in den zweiten Abschnitt eines jeden gestreckten Rohres zu bewegen. Die Bypass-Anordnung ist vor dem zweiten Flüssigkeitsanschluß in dem zweiten Abschnitt jedes Rohrs angeordnet und enthält zahlreiche Flüssigkeitsdurchgänge, die über die Länge des zweiten Abschnittes verteilt sind, damit ein Teil der Druckflüssigkeit während des normalen Betriebes des Reaktors an einem Teil der hydraulischen Sperrschicht der Körper vorbeiströmen kann.
Bei den meisten der mit einem hydraulischen Stützsystem arbeitenden Absorberkugelsystemen hebt die Reaktorkühlmitte Is trömung das Absorbermaterial aus dem Spaltbere'ich hoch und verspannt es in dem oberen Bereich der Kontrollvorrichtung. Die sich dabei ergebende Wandreibung und der nur geringe Lückenanteil verzögern das Bestreben der Kugeln,herabzufallen, wenn die Durchflußgeschwindigkeit unter die Ilaltegeschwindigkeit einer einzelnen Kugel gesenkt wird. Bei einer bestimmten Höhe der verminderten Kühlmittelströmung vermag das Zusammenwirken des Strömungswiderstandes und der Wandreibung nicht mehr das Gewicht der Kugelschicht zu tragen und es findet ein Eintritt der Absorberkugeln statt. Um den Druckverlust in zulässigen Höhen zu halten, wird allgemein in die Schicht ein Bypassrohr für einen Teil der Kühlflüssigkeit eingesetzt. Die genannten Systeme sind funktionell begrenzt. Eine Beschränkung dieser Systeme liegt darin, daß aufgrund der Wandreibung und des geringen Ilohlraumanteils dor Eintritt der Absorberkugeln nicht eher auftritt als die Reaktorkühlmitte !strömung
130 044/0567 BAD
- 7 - WS231P-22O4
kühlmittelströmung weniger als 25 % der vollen Strömung beträgt. In vielen Fällen ist es wünschenswert, wenn die Absorberkugeln bei einem höheren Prozentanteil der vollen Reaktorkühlmittelströmung eintreten. Ein anderer Nachteil dieser Systeme besteht darin, daß die Fallgeschwindigkeit der Absorberkugelschicht sowohl von dem reibungsgehemmten Gleiten der Schicht als auch durch den zu erwartenden Verlauf der Abnahme der Strömungsgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels begrenzt ist. Außerdem neigen diese Systeme während des Anlaufs des Kernreaktors zu einer vorzeitigen Schichtbildung und sind infolge übermäßiger Bypass-Strömung nicht in der Lage, sämtliche Kugeln vollständig nach oben zu" bringen. Weiterhin besteht bei diesen Systemen die Möglichkeit, daß die Absorberkugeln in dem oberen Bereich der Säule verklemmen, was zu einer ständigen Verkeilung der Schicht und einem daraus resultierenden Ausfall der Reaktion auf.eine Strömungsverminderung führen kann.
Der vorliegenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, für einen Kernreaktor eine Kontrollsäule verfügbar zu machen, die den Kernreaktor automatisch stillsetzt, wenn die Strömungsgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels unterhalb eines vorbestimmten Wertes sinkt. Es ist dabei das wesentliche Ziel der Erfindung, eine automatische Stillsetzvorrichtung vorzusehen, die dann wirksam wird, wenn die im flüssigen Kühlmittel enthaltenen Absorberkugeln einen vorgegebenen Wert erreichen.
Erfindungsgemäß wird diese Aufgabe durch die in den Ansprüchen genannten Merkmale gelöst.
Die Erfindung beruht allgemein gesagt auf einer Vorrichtung zum Stillsetzen eines Kernreaktors mit einer
Aufnahmeeinrichtung
130044/0587
30A8U3
- 8 - WS231P-22O4
Aufnahmeeinrichtung für Neutronenabsorptionselemente, die oberhalb eines Kernspaltraums angeordnet und für einen Durchfluß von Reaktorkühlmittel vorgesehen ist, um die Elemente oberhalb des Kernspaltraums während des normalen Durchflusses von Reaktorkühlmittel zu halten und bei abnormalen geringerem Durchfluß des Reaktorkühlmittels ein Absinken der Elemente in den Kernspaltraum zum Stillsetzen des Kernreaktors zu ermöglichen, die dadurch gekennzeichnet ist, daß die Aufnahmeeinrichtung derart ausgebildet ist, daß der Durchfluß des Reaktorkühlmittels die Absorptionselemente in Form einer Wirbelschicht trägt, wenn der Kühlmitteldurchfluß oberhalb eines vorgegebenen Wertes liegt, und eine Abstiegsbewegung der Absorptionselemente in den Kernspaltraum zum Stillsetzen des Kernreaktors ermöglicht, wenn der Kühlmitteldurchfluß unter einen vorgegebenen Wert sinkt.
Die Kernreaktor-Kontrollsäule weist eine innerhalb des Kernspaltraums angeordnete Säule auf, die einen hohlen Kanal mit unterschiedlichem Querschnitt und sphärische Kugeln enthält, deren vertikale Anordnung durch die Strömung des Reaktorkühlmittels durch die Kontrollsäule bestimmt ist. Die Kontrollsäule ist in drei Hauptabschnitte unterteilt, wobei jeder Abschnitte eine andere Querschnittsfläche aufweist. Der oberste Abschnitt der Kontrollsäule besitzt die größte Querschnittsfläche, der mittlere Abschnitt der Kontrollsäule die kleinste Querschnittsfläche, und der unterste Abschnitt der Kontrollsäule eine zwischen diesen Flächen liegende Querschnittsfläche. Auf diese Weise kann der Bereich des obersten Abschnitts in der Weise gebildet sein, daß dann, wenn das Reaktorkühlmittel unter normalen Bedingungen hin-
durchfließt,
130044/0567
3048H3
- 9 - WS231 P.22O4
durchfließt, die Absorberkugeln im oberen Abschnitt in einer Wirbelschicht getragen werden. Wenn jedoch die Reaktorkühlmittelströmung unter einen vorbestimmten Wert absinkt, sinken die Absorberkugeln durch den mittleren Abschnitt in den untersten Abschnitt, wodurch sie die Reaktivität des Kernspaltraums reduzieren und den Reaktor stillsetzen. Die Querschnittsflächen der drei Abschnitte können so gewählt werden, daß unter normalen Durchflußbedingungen die Absorberkugeln in dem oberen Abschnitt in Form einer Wirbelschicht gehalten werden, die Absorberkugeln jedoch dann, wenn die Strömung des Reaktorkühlmittels unter einen vorbestimmten Wert sinkt, in den unteren Abschnitt der Kontrollsäule fallen.
Weitere Einzelheiten, Merkmale und Vorteile der Erfindung sind auch in den anderen Ansprüchen und dem nachfolgenden Beschreibungsteil enthalten.
Bevorzugte Ausführungsbeispiele der Erfindung werden nachfolgend anhand der Zeichnungen erläutert.
Es zeigen:
Fig. 1 einen Längsschnitt durch einen Kernreaktor mit einer Kontrollsäule und mit Absorberkugeln in der Wirbelschicht des oberen Abschnittes;
Fig. 2 einen Längsschnitt durch einen Kernreaktor, bei dem die Kühlmittelströmung verringert worden ist und die Absorberkugeln in den unteren Abschnitt der Kontrollsäule gefallen sind; und
Fig. 3
1300U/0 567
- 10 - WS231 P-2204
Fig. 3 einen Längsschnitt durch einen Kernreaktor mit einer andersartigen Ausbildung der Kontrollsäule.
Während sich bekannte Regelstabsysteme bei der Kontrolle von Kernreaktoren als äußerst zuverlässig erwiesen haben, sind zusätzliche redundante Kontrollsysteme zur Verwendung mit diesen und anderen Kontrollsystemen für den Kernreaktor vorgeschlagen worden. Die im folgenden beschriebene Erfindung sieht eine Vorrichtung vor, bei der ein Kernreaktor automatisch und sicher,abhängig von Änderungen des Kühlmitteldurchflusses,kontrolliert werden kann.
Wie aus Fig. 1 zu entnehmen ist, trägt der Kernreaktor die Bezugsziffer 10 und weist ein Reaktorgefäß 12 mit jeweils daran angeordneter Einlaßöffnung 14 und Auslaßöffnung 16 auf. Ein Kernspaltraum 18 ist innerhalb des Reaktorgefäßes 12 angeordnet und mit -Reaktorkühlmittel 20Timgeben, das aus flüssigem Metall, wie beispielsweise flüssigem Natrium, bestehen kann. Der Kernspaltraum 18 besitzt einen zentralen Bereich 22, in dem die größte Reaktivität des Kernspaltraums auftritt. Der Reaktorspaltraum 18 weist zahlreiche Spaltstoff anordnungen 24 auf, die eine im Stande der Technik bekannte Ausbildung haben können. Die Spaltstoffanordnungen 24 werden durch ein unteres Spaltraumlager 26 gehalten, das an dem Boden des Reaktorgefäßes 12 mittels Stützen 28 befestigt sein kann. Das untere Spaltraumlager 26 ist mit einer Einlaßkammer 30 gebildet. Eine strömungsleitende Vorrichtung, wie beispielsweise das Leitungsrohr 32 kann an der Einlaßöffnung 14 und dem unteren Spaltraumlager 26 für die Zuführung des Reaktorkühlmittels über die Einlaß-
öffnung
130044/0567
Copy
30A8H3
- 11 - WS 231 P-2
öffnung 14 und in die Einlaßkammer 30 angebracht sein. Die Spaltstoffanordnungen 24 weisen Öffnungen 34 auf, die in ihrem unteren Abschnitt angeordnet sind und in Flüssigkeit leitender Verbindung mit der Einlaßkammer 30 derart stehen, daß der Strom des Reaktorkühlmittels 20 durch die Einlaßkammer 30 in die Spaltstoffanordnungen 24 eintreten kann. Wenn.das Reaktorkühlmittel in die Spaltstoffanordnung 24 eingetreten ist, strömt das Kühlmittel aufwärts durch die Spaltstoffanordnungen 24 und tritt an ihrer Spitze aus. Auf diese Weise wird Wärme von den Spaltstoffanordnungen 2 4 auf das Reaktorkühlmittel 20 in bekannter Weise übertragen.
In Fig. 1 sind zahlreiche weitere Kontrollsäulen 36 innerhalb des Reaktorgefäßes 12 und in dem Spaltraum 18 angeordnet. Die Kontrollsäule 36 weist ein in etwa .zylindrisches Gehäuse 38 auf, das ein an seinem ,unteren Ende befestigtes Einströmmundstück 40 be-.--sitzt. In—dem Einströmmundstück 40 sind zahlreiche .Löcher 4 2 vorgesehen und derart angeordnet, daß das Einströmmundstück 40 sich innerhalb der Einlaßkammer 30 befindet. Das Gehäuse 38 weist außerdem zahlreiche weitere Löcher 44 auf, die am oberen Ende des Gehäuses 38 angeordnet sind. Eine Platte 46 ist innerhalb des Gehäuses 38 vorgesehen und besitzt zahlreiche darin angeordnete Öffnungen 48, die den Durchtritt des Reaktorkühlmittels ermöglichen, aber andererseits klein genug sind, um das Neutronenabsorptionsmittel an einem Austritt zu hindern. Eine weitere Platte mit einem durch sie verlaufenden Kanal 52 befindet sich ebenfalls in dem Gehäuse 38 und oberhalb der Platte 46. Ein Abschnitt 54 ist zwischen der Platte 46 und der weiteren Platte 50 gebildet. Die Quer-
: '..'.". schnittsfläche
f
1 "
f COPY
- 12 - WS231P-22O4
Schnittsfläche des Abschnitts 54 ist mit A bezeichnet. Ein Abschnitt 56 der Kontrollsäule 36 ist zwischen dem oberen Abschnitt des Gehäuses 38 und der Platte 50 gebildet. Die Querschnittsfläche des Kanals 52 ist mit A„ und die Querschnittsfläche des Abschnitts 56 mit A bezeichnet. In dem Gehäuse 38 befinden sich zahlreiche neutronenabsorbierende Kugeln 58, die Tantalkugeln sein können.
Das Reaktorkühlmittel tritt in das Reaktorgefäß 12 durch die Eingangsöffnung 14 ein und strömt durch das Rohr 32 in die Einlaßkammer 30. Aus der Einlaßkammer 30 gelangt das Reaktorkühlmittel zunächst durch die Öffnungen 34 in die Spaltstoffanordnungen 24 und strömt durch die Spaltstoffanordnungen 24. Das Reaktorkühlmittel tritt ebenfalls durch die öffnungen 42 in dem Einströmmundstück 40 der Kontrollsäule 36 und strömt in das Gehäuse 38. In dem Gehäuse 38 strömt das Reaktorkühlmittel durch die öffnungen 4 8 in der Platte 46 und gelangt in den Abschnitt 54 der Kontrollsäule. Das Reaktorkühlmittel strömt aus dem Abschnitt 54 durch den Kanal 52 in der Platte 50 in den Abschnitt 56 der Kontrollsäule 36. Aus dem Abschnitt 56 der Kontrollsäule 36 verläßt das Reaktorkühlmittel das Gehäuse 38 durch die öffnungen 44. Das Reaktorkühlmittel verläßt dann das Reaktorgefäß 12 über die Auslaßöffnung 16. Wenn die Strömungsgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels durch das Gehäuse 38 hinreichend groß ist, werden die Kugeln 58 in den Abschnitt 56 befördert und verbleiben dort in einer Wirbelschichtanordnung. Wenn jedoch die Durchflußgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels unter eine vorbestimmte Größe sinkt, fallen die Kugeln 58 aus dem Abschnitt 56 durch den Kanal 52 in den Abschnitt
54'
130044/0567
3048U3
- 13 - WS231P-22O4
54, wie in Fig. 2 dargestellt ist. Bei dem in Fig. 2 dargestellten Zustand ruhen die Kugeln 58 auf der Platte 46 und füllen den Abschnitt 54,um die Reaktivität des Spaltraums 18 im großen Maße zu verringern. Auf diese Weise fallen die Kugeln 58 dann, wenn die Strömungsgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels durch das Reaktorgefäß 12 unter eine vorbestimmte Höhe sinkt, in eine Lage innerhalb des Kernspaltraums 18, in der die Reaktivität des Spaltraums im hohen Maße reduziert und auf diese Weise der Kernreaktor automatisch stillgesetzt wird.
In der insoweit beschriebenen Erfindung ist die Auswahl geeigneter relativer Werte für die Querschnittsflächen A , A und A von großer Bedeutung. Nach der vorliegenden Erfindung ist es wichtig, daß die Querschnittsfläche A3 größer ist als die Querschnittsfläche A , die ihrerseits wiederum größer als die Querschnittsfläche A_ sein soll. Basierend auf der ausgewählten Größe der normalen Fließgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels muß die Querschnittsfläche A_ so gewählt werden, daß die Fließgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels nicht die End- oder Klemmgeschwindigkeit der Kugeln 58 in dem Abschnitt 56 überschreitet, so daß die Kugeln 58 in dem Abschnitt 56 in einem ausgedehnten Wirbelschichtverhältnis verbleiben. Durch Herstellen einer ausgedehnten Wirbelschicht aus Kugeln 58 in dem Abschnitt 56 durch die Auswahl einer Querschnittsfläche A-. hinreichender Größe verhindert dieses System das Verkeilen von Kugeln 58 in den Abschnitt 56 und beseitigt die Probleme, die mit dem Verkeilen von Kugeln 5 8 im oberen Bereich einer Kontrollsäule verbunden sind. Die Querschnittsfläche A des Kanals 52 sollte so
ausgewählt
1 30044/0587
- 14 - WS231P-22O4
ausgewählt werden, daß die geradlinige Fließgeschwindigkeit in diesem Abschnitt wesentlich größer als die Absinkgeschwindigkeit der Kugeln 58 während des normalen Reaktorbetriebs ist, so daß die Kugeln unter diesen Bedingungen nicht in den Abschnitt 54 zurückkehren können. Die Querschnittsfläche A des Kanals 52 sollte so ausgewählt werden, daß der gewünschte Absenk- oder Fallpunkt bei einem Bruchteil der gesamten Durchflußgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels festgelegt wird. Mit dieser Erfindung ist es möglich, die Eingabe von Absorbermaterial bereits bei einer Strömungsgeschwindigkeit von etwa 50 % der vollen Strömungsgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels durch eine geeignete Auswahl der Querschnittsfläche A„ zu beginnen. Hierdurch wird der große Vorteil erzielt, daß der Reaktor bereits dann automatisch stillgesetzt wird, wenn die Fließgeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels auf etwa 50 % der vollen Fließgeschwindigkeit abgesunken ist und nicht erst zu einer Zeit, zu der die Reaktorkühlmittelgeschwindigkeit weitaus geringer ist. Verglichen mit dem ähnlichen Absenk- oder Fallpunkt, der im Stand der Technik bekannt ist, weist das oben beschriebene Wirbelsystem eine ausgezeichnete Fallzeit im Vergleich zu dem Kugelklemmsystem bei einem vorgegebenen Verlauf der Abnahme des kühlmittels auf.Das vorliegende System weist zudem den Vorteil auf, daß es kein Bypassrohr erfordert, das ein vorzeitiges oder unvollständiges Stapelverhalten ausschließt. Ferner verringert die leichte Bewegung des Wirbelschichtsystems die Wahrscheinlichkeit eines dauerhaften Klemmens einer Kugel 58 mehr als bei einem Klemmschichtsystem nach dem Stand der Technik. Überdies ist der Druckabfall, der erfahrungsgemäß in
dem
130044/0567
3048U3
- 15 - WS231.P-22O4
dem vorliegenden System auftritt, durch das Gewicht der Absorberkugeln begrenzt, weil die Absorberkugeln nicht an einem oberen Gitter befestigt sind.
Das vorliegende System weist zusätzliche Vorteile dadurch auf, daß die Form der Querschnittsflächen A , A und A_ ohne Bedeutung für die Wirkungsweise des Systems sind. Auch die Mitten der drei Querschnittsflächen brauchen nicht zu fluchten. Grundsätzlich ist für das System nur erforderlich, daß die drei Querschnittsflächen A , A und A in der Reihenfolge A über A„ und A2 über A angeordnet sind. Außerdem sollen alle Querschnittsflächen A , A und A einen gemeinsamen Strömungskanal bilden. Vorzugswelse sollte A- etwa das Doppelte der Querschnittsfläche von A, haben und die Querschnittsfläche A„ sollte etwa das 0,9-fache der Querschnittsfläche A betragen, um bei 50 % der vollen Reaktorkühlmittels trömung ein Einsetzen zu erreichen. Vorzugsweise sollte A3 nach der folgenden Formel gewählt werden:
2,5
in der H die Höhe des Abschnitts 54 und H die Höhe des Abschnitts 56 ist. Bei der vorliegenden Konstruk tion sollte die Oberflächengeschwindigkeit des Reaktorkühlmittels durch den Abschnitt 54 (bei voller Kühlmittelströmung) größer als die End- oder Klemmgeschwindigkeit der Absorberkugeln 58 sein. Es ist auch wichtig, daß die Querschnittsfläche A hinreichend groß genug gewählt wird, so daß bei einer vollen Kühlmittelströmung :
1. Die
13 00.4"4/0 56 7
30481 A3
- 16 - WS231P-22O4
1. Die End- oder Klemmgeschwindigkcit der einzelnen Absorberkugel nicht von der Oberflächengeschwindigkeit der Flüssigkeit in dem Abschnitt überschritten wird; und
2. die Wirbelschicht sich nicht so weit ausdehnt, daß ihre obere Grenzfläche in Berührung mit dem oberen Abschnitt der Kontrollsäule 36 gelangt.
Die Querschnittsfläche A des Kanals 52 sollte so gewählt werden, daß die Oberflächenströmungsgeschwindigkeit im-Kanal 52 bei der geringst zulässigen Kühlmitte !strömung gerade die freie Sinkgeschwindigkeit der Kugeln 58 ausgleicht. Die Fließgeschwindigkeit, bei der dieser Ausgleich auftritt, stellt die Zuführoder Einführgeschwindigkeit des Systems dar. Wenn die Kühlmittelfließgeschwindigkeit geringfügig unter diesen Wert absinkt, fallen die Kugeln 58 in den Abschnitt 5 4 und setzen automatisch den Kernreaktor still.
Wie in Fig. 3 dargestellt ist, kann der Kanal 52 mit einer beliebigen Höhe dimensioniert werden, sofern nur .seine Querschnittsfläche in qoeignotcr Weise cjew.'ih 1 *■ w i rd .
Die Erfindung macht somit ersichtlich eine Kontrollsäule für das automatische Stillsetzen eines Kernrekators verfügbar, die auf eine verringerte Kühlmittelströmung anspricht.
130044/0567
COPY

Claims (8)

  1. Patentansprüche
    /l. 1/ Vorrichtung zum Stillsetzen eines Kernreaktors mit einer Aufnahmeeinrichtung für Neutronenabsorptionselemente, die oberhalb eines Kernspaltraums angeordnet und für einen Durchfluß von Reaktorkühlmittel vorgesehen ist, um die Elemente oberhalb des Kernspaltraums während des normalen Durchflusses von Reaktorkühlmittel zu halten und bei abnormalen geringerem Durchfluß des Reaktorkühlmittels ein Absinken der Elemente in den Kernspaltraum zum Stillsetzen des Kernreaktors zu ermöglichen, dadurch gekennzeichnet, daß die Aufnahmeeinrichtung (54, 56, 52) derart ausgebildet ist, daß der Durchfluß des Reaktorkühlmittels die Absorptionselemente (58) in Form einer Wirbelschicht trägt, wenn der Kühlmitteldurchfluß oberhalb eines vorgegebenen Wertes liegt, und eine Abstiegsbewegung der Absorptionselemente in den Kernspaltraum zum Stillsetzen des Kernreaktors ermöglicht, wenn der Kühlmitteldurchfluß unter einen vorgegebenen Wert sinkt.
    130044/0567
    3Q48H3
    - 2 - WS23IP-22O4
  2. 2.) Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet , daß als Neutronenabsorptionselemente (58) Neutronenabsorptionskugeln vorgesehen sind.
  3. 3.) Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet , daß die Aufnahmeeinrichtung einen unteren Abschnitt (54) und einen oberen Abschnitt (56) für die Aufnahme der Elemente in Form einer Wirbelschicht und einen Kanal (52) zwischen dem unteren und oberen Abschnitt aufweist.
  4. 4.) Vorrichtung nach Anspruch 1, 2 oder 3,dadurch gekennzeichnet , daß das Volumen des oberen Abschnitts (56) etwa das 2,5-fache des Volumens des unteren Abschnitts (54) beträgt.
  5. 5.) Vorrichtung nach einem der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Querschnittsfläche des Kanals (52) etwa 90 % der Querschnittsfläche des unteren Abschnitts (54) beträgt.
  6. 6.) Vorrichtung nach einem der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß der vorbestinunte Durchflußgrenzwert oberhalb von 25 % des vollen Kühlmitteldurchflusses liegt.
    130044/0567
    30A8H3
    - 3 - WS231P-22O4
  7. 7.) Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet , daß der vorbestimmte Durchflußgrenzwert etwa bei 50 % des vollen Kühlmitteldurchflusses liegt.
  8. 8.) Vorrichtung nach einem oder mehreren der Ansprüche 2 bis 7, dadurch gekennzeichnet, daß die Neutronenabsorptionskugeln Tantalkugeln sind.
    130044/0567
DE19803048143 1980-04-28 1980-12-19 Kernreaktor-kontrollsaeule Withdrawn DE3048143A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US06/144,748 US4343764A (en) 1980-04-28 1980-04-28 Nuclear reactor control column

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE3048143A1 true DE3048143A1 (de) 1981-10-29

Family

ID=22509951

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19803048143 Withdrawn DE3048143A1 (de) 1980-04-28 1980-12-19 Kernreaktor-kontrollsaeule

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4343764A (de)
JP (1) JPS56162087A (de)
DE (1) DE3048143A1 (de)
FR (1) FR2481505A1 (de)
GB (1) GB2075245B (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106409350A (zh) * 2016-11-02 2017-02-15 中广核研究院有限公司 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4446235A (en) * 1982-03-22 1984-05-01 Genentech, Inc. Method for cloning human growth hormone varient genes
EP1395995B1 (de) * 2001-05-23 2006-03-22 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Verfahren und vorrichtung zum abbremsen von kugelförmigen betriebselementen in einem kugelhaufenreaktor
US20060176995A1 (en) * 2005-02-10 2006-08-10 Arizona Public Service Company Control arrangement for use with nuclear fuel
CN101159172B (zh) * 2007-11-16 2010-07-14 清华大学 应用于高温气冷堆吸收球停堆系统的非能动安全驱动装置
CN103345948B (zh) * 2013-07-18 2016-02-03 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐冷却球床反应堆系统
US9911513B2 (en) * 2014-01-14 2018-03-06 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Passive shutdown system and method of operating a liquid metal cooled reactor using the same

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA612009A (en) * 1961-01-03 Siemens-Schuckertwerke Aktiengesellschaft Nuclear reactor scram apparatus
DE1079235B (de) * 1957-12-13 1960-04-07 Siemens Ag Abschalteinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren
FR1310151A (de) * 1960-12-15 1963-03-06
NL295855A (de) * 1962-07-27 1900-01-01
US3228847A (en) * 1963-01-29 1966-01-11 Parkinson Thomas Franklin Reactor control system
US3287910A (en) * 1963-09-04 1966-11-29 Cornell Aeronautical Labor Inc Nuclear reactor
US3660231A (en) * 1968-11-26 1972-05-02 Gen Electric Steam cooled nuclear reactor
US4120753A (en) * 1972-11-21 1978-10-17 Groupement Atomique Alsacienne Atlantique Solid absorbant safety device for a nuclear reactor
US4076583A (en) * 1976-10-04 1978-02-28 Rockwell International Corporation Control for nuclear reactor
US4139414A (en) * 1977-06-10 1979-02-13 Combustion Engineering, Inc. Scram device having a multiplicity of neutron absorbing masses
US4108721A (en) * 1977-06-14 1978-08-22 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Army Axisymmetric fluidic throttling flow controller
US4138320A (en) * 1978-06-29 1979-02-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fluidic self-actuating control assembly

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106409350A (zh) * 2016-11-02 2017-02-15 中广核研究院有限公司 一种重金属冷却反应堆的紧急停堆保护系统

Also Published As

Publication number Publication date
GB2075245B (en) 1983-10-19
FR2481505A1 (fr) 1981-10-30
GB2075245A (en) 1981-11-11
JPS56162087A (en) 1981-12-12
US4343764A (en) 1982-08-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE952919C (de) Atomkernreaktor
DE1168577B (de) Verfahren zum Steuern der Reaktivitaet eines Kernreaktors
DE2217057C2 (de) Naturumlauf - Notkühlung für Kernreaktoren
DE1243287B (de) Siedewasserkernreaktor
DE3048143A1 (de) Kernreaktor-kontrollsaeule
DE3842775C2 (de)
DE2325828C3 (de) Verfahren zur Beeinflussung der Reaktivität eines gasgekühlten Kernreaktors
DE1119422B (de) Siedewasserreaktor
DE2744613A1 (de) Steuerung fuer einen kernreaktor
DE2801005C2 (de) Vorrichtung zur Reaktivitätssteuerung
DE1031439B (de) Heterogener Reaktor
DE4307543A1 (de) Wärmeabfuhrsystem für einen Kernreaktor, insbesondere für einen Druckwasserreaktor
DE1052000B (de) Abschalteinrichtung fuer fluessigkeitsgekuehlte Kernreaktoren
DE2749394A1 (de) Fluessigkeitsdiode
DE3005574C2 (de)
DE1239412B (de) Verfahren zur Steuerung der Leistungsabgabe eines Siedewasser-Kernreaktor-Systems und Einrichtung zur Durchfuehrung des Verfahrens
DE1175805B (de) Kernreaktor mit einem aufrecht in einem senk-recht stehenden Kessel angeordneten Kern
DE3028153A1 (de) Latentwaermespeicher
DE2908779A1 (de) Kernreaktor in form eines schnellen brueters mit fluessigmetallkuehlung
DE2941608C2 (de) Extraktionskolonne für Spalt- und/oder Brutstoffe
EP3120362B1 (de) Kühlelement zum kühlen der kühlflüssigkeit in einem brennelementbecken, zugehöriges system, brennelementbecken und kerntechnische anlage
WO2000057427A1 (de) Reaktorsteuerungssystem und -verfahren
DE1111306B (de) Vorrichtung zum Regeln der Reaktivitaet eines Kernreaktors
DE2945964C2 (de)
DE1551042B1 (de) Dampferzeuger

Legal Events

Date Code Title Description
8139 Disposal/non-payment of the annual fee