SE450741B - Reglerstav for en kernreaktor - Google Patents
Reglerstav for en kernreaktorInfo
- Publication number
- SE450741B SE450741B SE7900514A SE7900514A SE450741B SE 450741 B SE450741 B SE 450741B SE 7900514 A SE7900514 A SE 7900514A SE 7900514 A SE7900514 A SE 7900514A SE 450741 B SE450741 B SE 450741B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- pellets
- control rod
- sleeve
- per
- rod according
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
- G21C7/10—Construction of control elements
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
450 741* möjligheten för att reglerstaven fastnar i sitt styrrör. Ett stort problem vid konstruktionen av reglerstavar för begagnan- de i kärnreaktorer har varit det ekonomiskt ogynnsamma faktum, att reglerstavens toppexponeringsgräns uppträder i-regler- stavens ände närmast härdväggen, innan stavens genomsnittliga exponeringsgräns nås. Detta är en följd av den kraftiga bestrål- ning, som den främre spetsen_ utsättes för, även då hela staven är ute ur härden och befinner sig i det tillbakadragna läget.
Det skulle vara alltför dyrbart att göra reaktorkärlet längre, så att stavens spets kan befinna sig längre bort från härden i det tillbakadragna läget.
Tidigare har man försökt fylla reglerstavens nedre ände med en propp av silver-indium-kadmium (Ag-In-Cd), som icke sväller lika kraftigt som B4C. Ag-In-Cd är emellertid mycket dyrbarare än B4C och har något mindre neutronabsorptionsstyrka.
Föreliggande uppfinning syftar till att erbjuda en reg- lerstav enligt ingressen till patentkravet 1, som uppvisar förlängd livslängd och innehåller en pelare av neutronabsor- berande giftpelletter, som underkastas strålningsinducerad expansion, utan att tillverkningskostnaden avservärt ökas, eller minskar de neutronabsorberande egenskaperna i förhållan- de till stavar, vilka är fyllda med en likformig pelare av sådana pelletter. Detta syfte nås enligt patentkravets 1 I kännetecknande del. Enligt uppfinningen är det möjligt att utnyttja B4C-pelletter i upptill monterade reglerstavars nedre ände på ett sätt, som mildrar den dyrbara effekten av att toppstrålningsexponeringen i den nedre änden är den be- gränsande faktorn för reglerstavens livslängd, varvid dock tillräcklig neutronabsorberande styrka vidmakthålles i den~ nedre änden. Vidare hindras pellettflisor från att fastna mel- lan pelletterna i den nedre änden och intillvarande beklädnad.
Vid den föredragna utföringsformen har hylsan en mins- ta termisk ledningsförmåga, som är tillräcklig för att hålla pellettcentrumlinjens temperatur under smältpunkten för B4C, när reglerstavspetsen hålles i det högsta tillåtna fulleffekt- toppneutronflödet i reaktorhärden. Ett tillfredsställande hyls- material är rostfritt stål av typ 347 i form av porös metall m.. 450 741 av den teoretiska densiteten 22,5%.
Uppfinningen förklaras närmare i det följande med hän- visning till bifogad ritning.
Figur l visar i tvärsnitt den nedre änden av en regler- stav enligt uppfinningen, _ Figur 2 visar den odelade periferiella hylsan, innan den slagits kring reglerstavens enligt figur l ändpelletter.
Figur l visar en reglerstav 10, som innefattar en cylindrisk beklädnad 12, som innehåller på varandra staplade B4C“abS0rPti0HSPel1etter 14:16-Vid en typisk kärnreaktor sträck- er sig stapeln av pelletter 14 uppåt en sträcka av ungefär 3,7 m eller mer, men endast stavens l0 nedre del är av intresse med avseende på den beskrivna utföringsformen. Approximativt cm av stavens 10 nedre del innehåller B4C-pelletter 16 av mindre radie än de övriga pelletterna l4. Beroende på reaktor- konstruktionen i fråga sträcker sig pelletterna av mindre radie över en sträcka av upp till ungefär 46 cm. Pelletterna l4 och 16 är inneslutna i beklädnaden 12, varvid den nedre' förslutningen 20 är svetsad vid beklädnaden 12 och skild från ändpelletterna 16 av ett distanselement 18, vars radie är i huvudsak densamma som beklädnadens innerradie. Ändpelletterna l6 är periferiellt inslagna i en odelad hylsa 22 av metall, som vid den föredragna utföringsformen väsentligen fyller utrymmet mellan ändpelletterna 16 och beklädnaden l2.
Figur 2 visar hylsan 22 före införandet i reglerstaven . Pelletterna 16 slås in i hylsan 22 och kombinationen infö- res i beklädnaden 12, innan ändhuven 20 och distanselementet 18 svetsas på plats. Såsom visas i figur l stöter hylsans 22 övre del 24 mot de nedersta reguljära pelletternas l4 nedre yta 26 och hindras därigenom från att glida ut ur det korrekta läget.
När reglerstaven 10 befinner sig i det tillbakadragna läget i förhållande till reaktorhärden (icke visat)_ befinner sig ändhuven 20 endast några cm från bränslet, och stavens 10 nedre ände bestrålas av ett avsevärt neutronflöde. Flödet mins- kar tvärt med avståndet från reaktorhärden, så att vid en punkt i reglerstaven 10 omkring 3 dm från ändhuven 20 blir det 45o 741 problem föreliggande uppfinning avser av mycket liten betydel- se. Då B4C-pelletterna exponeras för ett neutronflöde, expan- derar de med en hastighet, som är approximativt proportionell mot antalet neutronabsorptioner, som sker i B4C-pelletterna.
Sålunda fortsätter, även då reglerstaven är tillbakadragen till ett läge ovanför reaktorhärden, neutroner att absorberas med avsevärd hastighet i de nedre pelletterna 16. Hylsan 22 upp- tager denna expansion genom kompression, då ändpelletterna 16 expanderar, så att föga¿nrpe11etternas expansionskraft över- föres till beklädnaden 12. Såsom beskrivits ovan tillåtes be- klädnaden 12 icke att expandera i avsevärd mån på grund av möjligheten för att den fastnar i reglerstavstyrröret (icke visat). Den maximalt tillâtliga beklädnadsbelastningen be- stämmes för varje reaktor under tillståndsgivningen.
Föreliggande uppfinning tillåter sålunda ändpelletter- na 16 i reglerstavens 10 nedre del att underkastas en avse- värt högre integrerad exponering än de övriga reglerstav- pelletterna 14 utan att stavens 10 livslängd alltför mycket begränsas. Reglerstavens 10 övre del exponeras i avsevärd mån endast när staven 10 är införd i reaktorhärden, men den nedre delen mottager strålning icke endast, då den befinner sig i reaktorhärden utan, såsom ovan angivits, även då staven 10 är utdragen ur härden.
Vissa reglerstavar i kärnreaktorer begagnas icke endast för snabb avstängning av reaktorn medelst snabb och fullstän- dig införing utan även för reglering av formen av neutronflö- det och uteffekten i härden. Dessa reglerstavar manipuleras ofta in i och ut ur reaktorhärden vid normal drift. Denna manipulering leder till att små flisor och partiklar av B4C från stapeln av pelletter 14 arbetar sig nedåt och in i sta- vens 10 nedre del och fyller i frånvaro av en effektiv barriär delar av gapet mellan de nedre pelletterna 16 och intillvaran- de beklädnad 12. Sådana infångade flisor deformerar eller genomtränger snabbt beklädnaden 12 vid pellettens expansion efter relativt liten neutronexponering. Såsom framgår av figur l kan hylsan 22 dimensioneras så, att den tjänar som en effek- g tiv barriär för förhindrande av avsevärd förflyttning av mate- 450 741, rial från de reguljära pelletterna 14 och ändpelletterna 16.
Reglerstavar, som begagnas för reglering av effekten,- måste kunna motstå det värme, som alstras i B40-pelletterna, då de exponeras för de maximalt tillåtna fulleffektneutron- flödena. Det är sannolikt, att reglerstavens ändområden i vissa fall kommer att befinna sig i reaktorhärdens toppneutron- flöde; och hylsan 22 måste sålunda ha sådana värmelednings- egenskaper, som tillåter att det värme som alstras i ändpell- etterna 16, avledes genom beklädnaden 12 utan att ändpellett- ernas temperatur överskrider konstruktionsgränsvärden, i typ- fallet smält-temperaturen för B4C. Ett problem uppkommer i detta sammanhang, eftersom material av önskvärd komprimerbar- het för hylsan 22 vanligen saknar den önskade värmelednings- förmågan.
- Vid den föredragna utföringsformen av uppfinningen har hylsmaterial av rostfritt stål av typen 347 och den teoretiska densiteten_22,5% befunnits ge den acceptabla minimi-värmeled- ningsförmågan och även tillfredsställande komprimerbarhet.
Vid en typisk reglerstavskonstruktion, där beklädnadens av rostfritt stål innerdiameter är 18,9 mm och beklädnadstjock- leken 0,91 mm, har en hylstjocklek av 0,1 mm och en änd- pellettdiameter av 17,12 mm befunnits ge tillfredsställande resultat. Med en konstruktionsgräns på beklädnadsbelastningen av 4.570 kp per cmz (het obestrålad sträckgräns) kan 65% av B-10-atomerna förbrukas genom neutronabsorption med en erhåll- len pellettdiameterökningav6,5%, innan denna belastningsgräns nås. Förstöring av alla B-10-atomerna skulle medföra en ökning av pellettradien av ungefär 10%. B40-pellettcentrumlinjetempe- raturen är med antagande av att en ny reglerstav införes i reaktorhärden, så att ändområdet exponeras för ett stabilt to- tan; termisk: reaktorflöae av 3,0 x 1014 per cmz, l.200°C, vilket ligger under smälttemperaturen för B 4 rostfritt stål av typ 347 och den teoretiska densiteten 22,5% neutroner per sekund C, vilken är 1.370°C. Komprimerbarheten för hylsan 22 av kännetecknas av en ungefärligen 50%-ig kontinuerlig belast- ningsavböjning för en anbragd belastning av 352 till 422 kp per cmz. Detta material har en termisk minimi-ledningsförmåga 45-0 741 * av ca 220 J per timme per dmz per grad C. För den i figur l visade utföringsformen kan en förbättring i stavens livslängd förväntas med varje hylsmaterial av en termisk ledningsförmå- ga av åtminstone ca 190 J per timme per dmz per grad C och en linjär minimikompression av l,0% per 70 kp per cmz konti- nuerlig belastningsavböjning. Rostfritt stål av typen 347 av en teoretisk densitet av mellan 15 och 30% har befunnite ut- göra ett tillfredsställande material för de flesta tryckvatten- reaktortillämpningarna. Tillfredsställande hylsor kan även framställas av väsentligen rent fibernickel. Poröst rostfritt stål av typen 347 är kommersiellt tillgängligt, exempelvis från Technetics Division of the Brunswick Corporation. Den komprimerbarhet och termiska ledningsförmåga, som erfordras för olika reaktorer, beror på neutronflödet i härden och vid härdgränsen, reglerstavens önskade livslängd, det reakti- vitetsvärde, som erfordras i staven och stavens dimensioner.
Fackmannen kan balansera dessa faktorer för val av den optimala hylsan.
Claims (6)
1. l. Reglerstav för en kärnreaktor med en sluten cylindrisk beklädnad (l2) med en inre radie Rl i vilken ett flertal gift- absorbatorpelletter (14) med en yttre radie R2 är staplade, vilken radie är väsentligen lika med Rl, k ä n n e t e c k - n a d a v fatt åtminstone en av pelletterna (16) vid štavens (10) främre ände har en radie R3, som är mindre än R2, samt att en hylsa (22) är periferiellt omslagen kring nämnda ändpellett eller -pelletter (16), vilken hylsa har en tjock- lek, som väsentligen är lika med R2 minus R3 samt en linjär komprimerbarhet som uppgår till 1% per 70 kp per cm2 av kontinuerlig belastning. ' I
2. Reglerstav enligt krav l, k ä n n e t e c k n a d a v att hylsan (12) är utförd i ett stycke.
3. Reglerstav enligt krav l eller 2, k ä n nle t e c k - n a d a v att ändpelletterna (16) är framställda av'B4C.
4. Reglerstav enligt krav 3, k ä n n e t e c k n a d a v att hylsan (22) har en värmeledningsförmåga, som uppgår till minst 17,0 W/(m2 . K), för att hålla ändpelletternas (16) centrumlinjetemperatur under smältpunkten för B4C, när ändpelletterna (16) befinner sig i stabilt. totalt termiskt reaktorspektralt neutronflöde på 3,0 x 1014 sekund per cmz.
5. Reglerstav enligt krav 3 eller 4, k ä n n e - neutroner per t e c k n a d a v att hylsans (22) material utgöres av rost- fritt stål av typen 347 av en densitet av mellan 15 och 30% av den teoretiska.
6. Reglerstav enligt krav 5, k ä n n e t e c k n a d a v att stålets densitet är ungefär 22,5% av den teoretiska.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US05/871,061 US4172762A (en) | 1978-01-20 | 1978-01-20 | High exposure control rod finger |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE7900514L SE7900514L (sv) | 1979-07-21 |
SE450741B true SE450741B (sv) | 1987-07-20 |
Family
ID=25356639
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7900514A SE450741B (sv) | 1978-01-20 | 1979-01-19 | Reglerstav for en kernreaktor |
Country Status (5)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4172762A (sv) |
JP (1) | JPS5858037B2 (sv) |
CA (1) | CA1105623A (sv) |
DE (1) | DE2900801C2 (sv) |
SE (1) | SE450741B (sv) |
Families Citing this family (25)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4522744A (en) * | 1982-09-10 | 1985-06-11 | Westinghouse Electric Corp. | Burnable neutron absorbers |
JPS60121831U (ja) * | 1984-01-25 | 1985-08-16 | 庄源 清治 | 寝台用のテレビ台 |
US4642216A (en) * | 1984-03-12 | 1987-02-10 | Westinghouse Electric Corp. | Control rod cluster arrangement |
US4624827A (en) * | 1984-07-23 | 1986-11-25 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor control rod having a reduced worth tip |
US4798699A (en) * | 1984-07-26 | 1989-01-17 | Westinghouse Electric Corp. | Wear sleeve for a control rod end plug |
US4631165A (en) * | 1984-08-03 | 1986-12-23 | Westinghouse Electric Corp. | Boiling water reactor control rod |
FR2570213A1 (fr) * | 1984-09-13 | 1986-03-14 | Commissariat Energie Atomique | Aiguilles absorbantes pour assemblage absorbant de reacteur nucleaire a neutrons rapides |
FR2570214B1 (fr) * | 1984-09-13 | 1986-11-14 | Commissariat Energie Atomique | Aiguille absorbante pour assemblage absorbant de reacteur nucleaire a neutrons rapides |
US4699756A (en) * | 1985-08-08 | 1987-10-13 | Westinghouse Electric Corp. | Full length control rod employing axially inhomogeneous absorber materials for zero reactivity redistribution factor |
US4678628A (en) * | 1986-03-03 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor control rod cluster for enthalpy rise compensation |
DE3835711A1 (de) * | 1988-10-20 | 1990-04-26 | Bbc Reaktor Gmbh | Steuerstab zur beeinflussung der reaktivitaet eines kernreaktors und anordnung mehrerer dieser steuerstaebe zu einem steuerelement |
US5064607A (en) * | 1989-07-10 | 1991-11-12 | Westinghouse Electric Corp. | Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth |
FR2710778B1 (fr) * | 1993-09-29 | 1995-12-01 | Framatome Sa | Grappe de commande pour réacteur nucléaire et réacteur en faisant application. |
FR2726393B1 (fr) * | 1994-11-02 | 1997-01-17 | Framatome Sa | Alliage a base d'argent renfermant de l'indium et du cadmium pour la realisation d'elements absorbant les neutrons et utilisation |
JPH11281784A (ja) * | 1998-03-26 | 1999-10-15 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 制御棒 |
US7460632B2 (en) * | 2004-09-22 | 2008-12-02 | Areva Np Inc. | Control rod absorber stack support |
US20060176995A1 (en) * | 2005-02-10 | 2006-08-10 | Arizona Public Service Company | Control arrangement for use with nuclear fuel |
DE102005037966A1 (de) | 2005-07-29 | 2007-02-01 | Areva Np Gmbh | Steuerstab für einen Druckwasserkernreaktor |
US20090034674A1 (en) * | 2007-07-30 | 2009-02-05 | Burger Joseph M | Nuclear reactor control rod |
US8532246B2 (en) * | 2007-08-17 | 2013-09-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor robust gray control rod |
FR2961624B1 (fr) * | 2010-06-16 | 2014-11-28 | Commissariat Energie Atomique | Joint d'interface solide a porosite ouverte pour crayon de combustible nucleaire et pour barre de commande nucleaire |
US9153349B2 (en) * | 2012-03-12 | 2015-10-06 | Areva Inc. | Method for recycling nuclear control rods and recycled control rod section |
US9424832B1 (en) | 2014-07-02 | 2016-08-23 | Ronald Isaac | Method and apparatus for safely and reliably sending and receiving messages while operating a motor vehicle |
US11478977B2 (en) | 2018-04-24 | 2022-10-25 | Irwin Research And Development, Inc. | Thermoforming apparatus having deformation sensor and method |
CN114913997B (zh) * | 2022-03-31 | 2024-09-24 | 中广核研究院有限公司 | 控制棒及控制棒组件 |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB835257A (en) * | 1956-05-18 | 1960-05-18 | Parsons C A & Co Ltd | Improvements in and relating to nuclear reactors |
GB926133A (en) * | 1958-10-28 | 1963-05-15 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
NL113500C (sv) * | 1959-08-14 | |||
US3255092A (en) * | 1961-03-24 | 1966-06-07 | Gen Dynamics Corp | Control rods |
US3365368A (en) * | 1964-07-10 | 1968-01-23 | Atomic Energy Authority Uk | Telescopically arranged nuclear reactor control elements |
GB1112946A (en) * | 1965-08-10 | 1968-05-08 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements relating to nuclear reactors |
US3407117A (en) * | 1967-02-15 | 1968-10-22 | Combustion Eng | Nuclear reactor control rod with guide members |
US3507748A (en) * | 1967-06-07 | 1970-04-21 | Henri Fenech | Control and safety device for nuclear reactors |
US3510398A (en) * | 1967-06-23 | 1970-05-05 | Phillip M Wood | Burnable poison rods |
JPS5055794A (sv) * | 1973-09-13 | 1975-05-16 |
-
1978
- 1978-01-20 US US05/871,061 patent/US4172762A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-10-11 CA CA313,067A patent/CA1105623A/en not_active Expired
-
1979
- 1979-01-11 DE DE2900801A patent/DE2900801C2/de not_active Expired
- 1979-01-17 JP JP54003104A patent/JPS5858037B2/ja not_active Expired
- 1979-01-19 SE SE7900514A patent/SE450741B/sv not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
US4172762A (en) | 1979-10-30 |
DE2900801A1 (de) | 1979-07-26 |
SE7900514L (sv) | 1979-07-21 |
CA1105623A (en) | 1981-07-21 |
DE2900801C2 (de) | 1983-07-07 |
JPS54109593A (en) | 1979-08-28 |
JPS5858037B2 (ja) | 1983-12-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE450741B (sv) | Reglerstav for en kernreaktor | |
US7773716B2 (en) | Fast reactor having reflector control system and neutron reflector thereof | |
JP2020508437A (ja) | 焼結した核燃料ペレット、燃料棒、核燃料集合体、および焼結した核燃料ペレットの製造方法 | |
US11456083B2 (en) | Nuclear fuel pellet, a fuel rod, and a fuel assembly | |
EP2589049B1 (en) | Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors | |
DE3783428T2 (de) | Gegen wechselwirkungen zwischen tabletten und huellrohre resistentes kernbrennelement. | |
US6347130B1 (en) | Fuel assembly with short fuel units | |
RU2691628C1 (ru) | Твэл ядерного реактора | |
DE1204345B (de) | Kernreaktor-Brennstoffelement | |
US8293151B2 (en) | Triuranium disilicide nuclear fuel composition for use in light water reactors | |
JP2002533736A (ja) | 制御棒 | |
GB1446086A (en) | Method for the passive protection of a nuclear reactor | |
Hastuti et al. | Analysis on the performance of the Bandung conversion fuel-plate TRIGA reactor in steady state with constant coolant flow rate | |
EP3101657B1 (en) | Active zone of a lead-cooled fast reactor | |
US10020078B2 (en) | Composite fuel rod cladding | |
USH722H (en) | Nuclear reactor fuel with radially varying enrichment | |
IL31530A (en) | A fuel core embodying means for reactivity and power distribution control of nuclear reactor | |
RU2558152C2 (ru) | Ядерный реактор | |
JP7412432B2 (ja) | 原子炉用燃料棒のためのクラッド管 | |
EP0343582B1 (en) | Components for constituting a nuclear reactor core, and method of operating a nuclear reactor | |
US3247077A (en) | Nuclear fuel element | |
Anthony et al. | High exposure control rod finger | |
RU2143143C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
RU2143144C1 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
JPH01123195A (ja) | 原子炉用制御棒 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 7900514-6 Effective date: 19880627 Format of ref document f/p: F |