SE449040B - Anordning for metning av lokalt alstrad effekt i en kernreaktors brenslepatron - Google Patents
Anordning for metning av lokalt alstrad effekt i en kernreaktors brenslepatronInfo
- Publication number
- SE449040B SE449040B SE7902418A SE7902418A SE449040B SE 449040 B SE449040 B SE 449040B SE 7902418 A SE7902418 A SE 7902418A SE 7902418 A SE7902418 A SE 7902418A SE 449040 B SE449040 B SE 449040B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- rod
- protective tube
- zones
- annular
- nuclear reactor
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/112—Measuring temperature
-
- 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)
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Measuring Temperature Or Quantity Of Heat (AREA)
Description
449 040 2 Hittills har emellertid gammastrålningstermometrar i praktiken använts nästan uteslutande i tungvattenreaktorer där de alstrar signaler som är proportionella mot den specifika värmeproduktionen utan att härvid någon kompensation med avseende på antingen uranets utarmning under reaktorns driftstid, eller mätapparatens minskade känslighet är nöd- vändig. Dessutom uppvisar dessa apparater hög stabilitet, eftersom gammastrålningens absorption endast beror på den absorberande kroppens densitet och inte pâverkas av variationer föranledda av förändringar i atom- eller isotopstrukturen, som fallet är hos detektorer av andra typer. Neutronflödets inverkan på materialet är i detta fall således försumtar med avseende på de egenskaper som är avgörande för gamma- strålningens absorption och för den resulterande temperaturökningen.
Hittills konstruerade gammastrå]ningstermometrar, i synnerhet sådana för tungvattenreaktorer, lämpar sig endast för punktmätningar av ener- gi i storleksordningen mW/g. Dessa apparater använder i allmänhet en absorberande metallmassa som är anordnad inuti ett skyddshölje vilket i sin tur är anordnat bland bränsleelementen i härden. En del av denna massa, som är i kontakt med höljet och den yttre omgivningen, har i huvudsak samma temperatur som denna omgivning och en annan del av mas- san år förbunden med den första delen men anordnad i en isolerad kam- M mare, varvid utrymmet mellan den andra delen och höljet antingen är I fyllt med en gas (eventuellt luft), eller är evakuerat. Anord- ningen bildar således ett “värmeschakt" i vilket temperatur- skillnaden mellan den absorberande massans båda delar kan mä- tas med hjälp av termoelement. Med kännedom om den absorberande massans geometriska egenskaper och efter föregående kalibrering kan den absorberande värmemänden, d.v.s. den värmeeffekt som avgives av intilliggande kärnbränsle, fastställas.
Föreliggande uppfinning har till uppgift att åstadkomma en för praktisk användning väl lämpad gammastrålningstermometer av det anförda slaget, vilken emellertid kan användas för avsevärt större gammaflöden än de som förekommer i tungvattenreaktorer.
Apparaten enligt uppfinningen kan användas t.ex. i lättvatten- reaktorer eller i snabbreaktorer, och den medger mätning av den av bränslet avgivna linjära effekt, som i allmänhet mäts i W/cm.
Uppfinningen syftar speciellt till en förbättrad termisk kontakt mellan nämnda absorberande metallmassa och skyddshöljet 449 040 Den absorberande metallmassan utgörs hos anordningen enligt före- liggande uppfinning av en làngsträckt, cylindrisk stav av ett vär- me- och elledande material, i vilken stav en central kanal är anordnad i vilken en uppsättning termoelement är upptagna, varvid termoelementens kalla och varma skarvställen, mellan vilka varje mätning âstadkommes, är anordnade i skilda zoner utmed stavens längd. Staven uppvisar i var och en av dessa zoner ett parti med reducerad tvärsektion vilket utsträcker sig utmed en av konstruktionen bestämd längd. Varje termoelements varma skarvställe är fäst i mitten av nämnda längd och dess kalla skarvställe är fäst utanför änden på detta parti och mellan två partier med reducerad tvärsektion hörande till två på varandra följande zoner. Anordningen uppvisar även ett yttre skyddsrör som omsluter staven och begränsar en ring- formig isoleringskammare i nivå med partiet med reducerad tvärsektion i varje zon. I varje parti med icke reducerad diameter uppvisar staven vid sin periferi åtminstone ett ringformigt spår och nämnda rör är försett med intryck (fördjupningar) som skjuter in i nämnda spår för att åstad- komma termisk kontakt mellan röret och staven. Genom att vid framställningen längden för stavens partier med reducerad tvärsektion, eller med andra ord, storleken på ringkamrarna nellan staven och det yttre skyddsröret, lämpligen väljes, kan för en given elektrisk effekt motsvarande temperatur- differens fastställas. När reaktorn är i drift kan då, på omvänt sätt, med kännedom om denna genom konstruktionen givna längd och den fastställda temperaturskillnaden, den alstrade värmeeffekten omedelbart härledas.
Den långsträckta staven framställs med fördel av rostfritt stål, i synnerhet av sorten 304L. Alternativt kan kroppen bestå av aluminium,volfram eller varje annan metall eller metallegering som tål de ifrågavarande arbetsförhållandena.
Kroppen kan vidare framställas av ett ledande keramiskt material. 449 040 Anordningen enligt uppfinningen kännetecknas av de särdarg sonl framgår av'bifogade patentkrav. Uppfinningen kommer nu att beskrivas närmare med ledning av bifogade ritningar vilka avser ett utföringsexempel,vænud fig. l är en delvis och perspektivisk vy av en kärnreaktors bränslepatron med mätanordningen enligt uppfinningen och fig 2 är en tvärsektion i större skala genom en anordning enligt uppfinningen.
I perspektivvyn enligt fig 1 visas schematiskt en bränslepat- ronskonstruktiøn 1 för en kärnreaktor, i synnerhet en lättvattenreaktor. Konstruktionen innefattar på i och för sig känt sätt ett flertal regelbundet fördelade inkapslade bränslestavar 2 vilkas geometriska disposition upprätthâlles av distansgaller 3 som med jämna mellanrum är anordnade i patronen.
Ur fig 1 framgår att stavknippet innefattar på ett lämpligt utvalt ställe ett skyddsrör 4 i vars inre mätanordningen 5 kan införas, i synnerhet skjutas in med sin nedre del.
Mätanordningen 5 medger en lokal mätning av den av de om- givande bränslestavarna alstrade effekten i olika nivåer vilka i fig. 6 är märkta med pilarna 6. Som framgår av den i större skala ritade fig. 2, så innefattar mätanordningen eller gammastrålningstermometern i huvudsak en cylindrisk stav 7 med liten diameter och stor längd, bestående av ett material som är en god värme- och elledare, företrädesvis en metall såsom rostfritt stål eller en lämplig ledande legering eller ledande keramiskt material, och ett handsk- fingerformigt rör 7a, som skyddar den däri inskjutna staven 7.
Den långsträckta staven 7 kan på så sätt utsträcka sig utmed hela längden av det yttre skyddsröret 4 i bränslepatronen l.
När staven 7 befinner sig i röret 4, uppvisar den i de ni- vâer där effektmätningar skall åstadkommas (pilmarkeringarna 6 i fig. l) partier 9 med minskat tvärsnitt, som är omgivna av ringformiga kamrar 10, vilka i det visade exemplet be- gränsas av dessa partier 9 och av rörets 7a inre vägg.
Staven 7 har inuti röret 7a ett visst spel ll som medger att staven vid införandet och uttagningen kan glida i röret. ._41 .nl 449 040 Av fig. 2 framgår att staven 7 är i sina partier 8 med större diameter försedd med ringformiga spår 8a. I nivån med dessa spår Ba deformeras röret 7, när det har satts på sin plats, så att ringformiga intryck eller fördjupningar 7b åstad- kommes som svarar mot spåren 8a. Deformeringen görs till- räckligt stor sä att därigenom kontakt mellan skyddsröret 7a och staven 7 uppnås. Antalet spår och kontaktytan kan väljas så att den resulterande värmekontakten, och såle- des värmekontakten mellan en utanför skyddsröret 7a be- fintlig yttre fluid och stavens 7 partier 8, som bildar värmebryggorna, lämpligen regleras. Partierna 9 med reducerad diameter som omslutes av de ringformiga kamrarna 10 bildar värmeschakten eller de kalla källorna.
Den cylindriska staven 7 uppvisar en längsgående axiell kanal 12 vilken utsträcker sig utmed stavens hela höjd och i vilken en uppsättning termoelement 13, vilkas utförande kommer att förklaras närmare senare, är anordnadß-Varje termoelement hör till en av de genom pilarna 6 (fig. 1) betecknande mät- zoner som är fördelade utmed röret 4, varvid varje termoelements varma skarvställe l4 befinner sig i huvudsak i mitten (sett i höjdled) av varje parti 9 med reducerat tvärsnitt, och det kalla skarvstället 15 befinner sig utanför änden av respektive kammare 10, d.v.s. i det parti 8 av staven 7 som har oredu- cerad diameter.
Under driften absorberas den gammastrâlning, som alstras av kärnbränslet i de bränslestavar vilka omger mätstaven 7 av mätstavens massa och åstadkommer där en temperaturökning.
Den sålunda absorberade värmen sprider sig normalt i radiell riktning i stavens 7 alla delar med undantag av områdena 9 med minskat tvärsnitt, där till följd av att de ringformiga isoleringskamrarna 10 förefinnes, värmeflödet äger rum i axiell riktning. Under dessa omständigheter kan mellan det varma skarvstället 14 och det kalla skarvstället 15 hos varje termoelement en viss temperaturdifferens At fast- ställas. När partiets 9dimensioner och värmeledningsförmâgan av det material,av vilket staven 7 består,är kända,kan på grundval av denna temperaturdifferens och med hjälp av den “dan anförda fOrm8ln (1) den värmemängd g bestämmas som
Claims (2)
1. Anordning för mätning av lokalt alstrad effekt hos en kärnreaktors bränslepatron (1) innefattande dels en av ett värme- och elledande material fnmßtälhi långsträckt, cylind- risk stav (7) i vilken är i längdled en följd av zoner eller partier (8, 9) med normalt och med reducerat tvärsnitt, samt en utmed stavens längdaxellinje sig sträckande central kanal (12) anordnade, varvid i kanalen är termoelement inrymda vil- kas varma skarvställen (14) befinner sig i mitten av de snäva- re zonerna och de kalla skarvställena (15) i mitten av de bre- dare zonerna, och dels ett yttre skyddsrör (7b) som omsluter staven och tillsammans med denna avgränsar ett flertal ring- formiga isoleringskamrar (10) som är fyllda med en inert gas, k ä n n e t e c k n a d a v att staven är i varje zon med normal diameter på sin periferi försedd med minst ett ringformigt spår (8a) och att skyddsröret är försett med ringformiga för- djupningar (7a) som tränger in i dessa spår så att termisk kon- takt mellan staven och skyddsröret åstadkommes.
2. Anordning enligt patentkrav 1, k ä n n e t e c k n a d a v att tvâ nämnda spår och fördjupningar är anordnade på vardera sida om en isoleringskammare.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/888,881 US4298430A (en) | 1977-03-23 | 1978-03-21 | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7902418L SE7902418L (sv) | 1979-09-22 |
SE449040B true SE449040B (sv) | 1987-03-30 |
Family
ID=25394096
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7902418A SE449040B (sv) | 1978-03-21 | 1979-03-19 | Anordning for metning av lokalt alstrad effekt i en kernreaktors brenslepatron |
SE8401872A SE458405B (sv) | 1978-03-21 | 1984-04-04 | Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron |
Family Applications After (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE8401872A SE458405B (sv) | 1978-03-21 | 1984-04-04 | Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS54158591A (sv) |
BE (1) | BE874866A (sv) |
DE (1) | DE2910927C2 (sv) |
ES (1) | ES478846A1 (sv) |
FR (1) | FR2420827A1 (sv) |
GB (1) | GB2018421B (sv) |
IT (1) | IT1118443B (sv) |
NO (1) | NO148577C (sv) |
SE (2) | SE449040B (sv) |
Families Citing this family (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4411859A (en) * | 1979-06-13 | 1983-10-25 | Scandpower, Inc. | Gamma sensor having combined thermal bridge and centering means |
FR2470381A1 (fr) * | 1979-11-23 | 1981-05-29 | Electricite De France | Procede et dispositif de determination de l'etat local d'un milieu fluide dans une enceinte |
US4459045A (en) * | 1981-01-29 | 1984-07-10 | Scandpower, Inc. | Gamma thermometer with zircaloy barrier |
US4440716A (en) * | 1981-01-30 | 1984-04-03 | Scandpower, Inc. | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors |
US4411858A (en) * | 1981-01-30 | 1983-10-25 | Scandpower, Inc. | Power performance monitoring system for nuclear reactor fuel core |
JPS57146195A (en) * | 1981-03-06 | 1982-09-09 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor power detecting device |
US4439396A (en) * | 1981-04-24 | 1984-03-27 | Scandpower, Inc. | Multijunction difference thermocouples for gamma sensors |
DE3271335D1 (en) * | 1981-04-24 | 1986-07-03 | Electricite De France | Device for measuring the local power production in a nuclear reactor, and method to calibrate the device |
US4418035A (en) * | 1981-05-27 | 1983-11-29 | Scandpower, Inc. | Coolant condition monitor for nuclear power reactor |
JPS57203996A (en) * | 1981-06-10 | 1982-12-14 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for monitoring inside of reactor |
JPS5851299U (ja) * | 1981-10-05 | 1983-04-07 | 株式会社東芝 | 炉内監視装置 |
US4708844A (en) * | 1984-03-20 | 1987-11-24 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor monitoring assembly |
EP0243579B1 (de) * | 1986-02-03 | 1990-08-29 | Siemens Aktiengesellschaft | Gammathermometer |
JP3462885B2 (ja) * | 1993-03-11 | 2003-11-05 | 株式会社東芝 | 原子炉の出力測定装置およびその製造方法 |
US20130272469A1 (en) * | 2012-04-11 | 2013-10-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Device and method for reactor and containment monitoring |
US9251920B2 (en) | 2012-04-11 | 2016-02-02 | Ge-Hitachi Nuclear Energy America Llc | In-situ and external nuclear reactor severe accident temperature and water level probes |
ES2726671T3 (es) * | 2014-07-14 | 2019-10-08 | Westinghouse Electric Co Llc | Conjunto de medición termoacústica de la distribución de potencia nuclear |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1437184A (fr) * | 1964-06-16 | 1966-04-29 | Licentia Gmbh | Appareil destiné à la mesure d'un flux de neutrons |
FR2385187A1 (fr) * | 1977-03-23 | 1978-10-20 | Electricite De France | Dispositif de mesure de la puissance locale dans un assemblage combustible de reacteur nucleaire |
US4149932A (en) * | 1977-03-25 | 1979-04-17 | Westinghouse Electric Corp. | Emergency disconnect means for the manipulator arm of a nuclear reactor vessel inspection apparatus |
-
1978
- 1978-05-22 NO NO781773A patent/NO148577C/no unknown
-
1979
- 1979-03-06 FR FR7905739A patent/FR2420827A1/fr active Granted
- 1979-03-15 BE BE0/194039A patent/BE874866A/xx not_active IP Right Cessation
- 1979-03-19 SE SE7902418A patent/SE449040B/sv not_active IP Right Cessation
- 1979-03-19 GB GB7909545A patent/GB2018421B/en not_active Expired
- 1979-03-20 IT IT7967579A patent/IT1118443B/it active
- 1979-03-20 JP JP3313979A patent/JPS54158591A/ja active Granted
- 1979-03-20 DE DE2910927A patent/DE2910927C2/de not_active Expired
- 1979-03-21 ES ES478846A patent/ES478846A1/es not_active Expired
-
1984
- 1984-04-04 SE SE8401872A patent/SE458405B/sv not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR2420827B1 (sv) | 1984-12-07 |
JPS54158591A (en) | 1979-12-14 |
JPS6161360B2 (sv) | 1986-12-25 |
NO781773L (no) | 1979-09-24 |
IT1118443B (it) | 1986-03-03 |
GB2018421A (en) | 1979-10-17 |
SE8401872L (sv) | 1984-04-04 |
DE2910927A1 (de) | 1979-10-11 |
SE8401872D0 (sv) | 1984-04-04 |
GB2018421B (en) | 1982-12-01 |
NO148577C (no) | 1983-11-09 |
FR2420827A1 (fr) | 1979-10-19 |
DE2910927C2 (de) | 1986-05-07 |
BE874866A (fr) | 1979-07-02 |
IT7967579A0 (it) | 1979-03-20 |
SE7902418L (sv) | 1979-09-22 |
NO148577B (no) | 1983-07-25 |
ES478846A1 (es) | 1979-12-16 |
SE458405B (sv) | 1989-03-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE449040B (sv) | Anordning for metning av lokalt alstrad effekt i en kernreaktors brenslepatron | |
US4298430A (en) | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly | |
KR100960228B1 (ko) | 고정형 노내핵계측기 | |
US4075036A (en) | Profiled multielectrode thermocouple | |
US4313792A (en) | Miniature gamma thermometer slideable through bore for measuring linear heat generation rate | |
US5211904A (en) | In-vessel water level monitor for boiling water reactors | |
EP0403223B1 (en) | Measuring thermal neutron flux | |
JPS58795A (ja) | 半径方向熱流路を有するガンマ線センサ | |
US4440716A (en) | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors | |
US4725399A (en) | Probe with integrated heater and thermocouple pack | |
US5473644A (en) | Apparatus for measuring power of nuclear reactor and method for manufacturing the same | |
US2997587A (en) | Neutronic reactor core instrument | |
US4915508A (en) | Probe with integrated heater and thermocouple pack | |
US4765943A (en) | Thermal neutron detectors and system using the same | |
US4567013A (en) | Hydrogen measuring device | |
Rolstad et al. | A device for measuring local power in a nuclear reactor fuel assembly | |
RU2198437C2 (ru) | Способ определения температуры оболочки твэла при экспериментальной отработке в ядерном реакторе и устройство для его реализации | |
JP2597917Y2 (ja) | 炉内中性子検出器 | |
JP2015219163A (ja) | 核計装センサシステム及び原子炉出力監視システム | |
Loving | Neutron, temperature and gamma sensors for pressurized water reactors | |
Kizhakkekara et al. | Development and test of a miniature gamma thermometer to determine the gamma dose rate inside a reactor core | |
Smith | Measuring the linear heat generation rate of a nuclear reactor fuel pin | |
Smith | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors | |
JPH0712950Y2 (ja) | 放射線温度計 | |
SU1663454A1 (ru) | Дифференциальный микрокалориметр |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7902418-8 Effective date: 19931008 Format of ref document f/p: F |