SE458405B - DEVICE FOR Saturation of locally generated electricity in a nuclear reactor's cartridge - Google Patents
DEVICE FOR Saturation of locally generated electricity in a nuclear reactor's cartridgeInfo
- Publication number
- SE458405B SE458405B SE8401872A SE8401872A SE458405B SE 458405 B SE458405 B SE 458405B SE 8401872 A SE8401872 A SE 8401872A SE 8401872 A SE8401872 A SE 8401872A SE 458405 B SE458405 B SE 458405B
- Authority
- SE
- Sweden
- Prior art keywords
- rod
- chambers
- protective tube
- zones
- 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
458 405 Hittillfsäad Qxfiellertid 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 försumbar med avseende på de egenskaper som är avgörande för gamma- strâlningens absorption och för den resulterande temperaturökningen. 458 405 Hitherto seeded Qx fi However, gamma radiation thermometers have in practice been used almost exclusively in heavy water reactors where they generate signals proportional to the specific heat production without any compensation with regard to either the depletion of uranium during the reactor's operating time, or the measurability of the reactor. In addition, these devices exhibit high stability, since the absorption of gamma radiation depends only on the density of the absorbent body and is not affected by variations caused by changes in the atomic or isotope structure, as is the case with detectors of other types. The effect of the neutron flux on the material is in this case thus negligible with respect to the properties which are decisive for the absorption of the gamma radiation and for the resulting increase in temperature.
Hittills konstruerade gammastrålningstermometrar, i synnerhet sådana för tungvattenrcaktorer, 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 hränslcelementen 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- mare, varvid utrymmct mellan den andra delen och höljet antingen är fyllt med en gas (eventuellt luft), eller är evakuerat. Anord- ningen bildar således ett "värmeschakt" i vilket temperatur- skillnaden mellan den absorberande massahs 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._ Uppfinningen har till uppgift att medge exakt och säker mätning utan någon iakttagbar avvikelse under tidens gång, alltså en synnerligen tillförlitlig mätning, som kan genomföras i ett flertal skilda, på varandra följande zoner utmed bränsle- patronens hela längd.Hitherto designed gamma-ray thermometers, in particular those for heavy water reactors, are only suitable for point measurements of energy in the order of mw / g. These devices generally use an absorbent metal mass which is arranged inside a protective housing which in turn is arranged among the fuel elements in the hearth. A part of this mass, which is in contact with the casing and the external environment, has essentially the same temperature as this environment and another part of the mass is connected to the first part but arranged in an insulated chamber, wherein space between the other part and the housing is either filled with a gas (possibly air), or is evacuated. The device thus forms a "heating shaft" in which the temperature difference between the two parts of the absorbent mass can be measured by means of thermocouples. With knowledge of the geometric properties of the absorbent mass and after prior calibration, the absorbent heating end, i.e. The heat effect emitted by adjacent nuclear fuel is determined. the entire length of the cartridge.
Anordningen enligt uppfinningen kännetecknas av de särdarg som framgar av bifogade patentkrav. Uppfinningen kommer nu att beskrivas närmare med ledning av bifogade ritningar vilka avser utföringsexempel och vilka fig. 1 är en delvis och perspektivisk vy av en kärnreaktors bränslepatron med mätanordningen enligt upp- finningen, Qchfig. 2 är ett längdsnitt i större skala genom 458 405 en utföringsform av uppfinningen.The device according to the invention is characterized by the features which appear from the appended claims. The invention will now be described in more detail with reference to the accompanying drawings which refer to exemplary embodiments and in which Fig. 1 is a partial and perspective view of a nuclear reactor fuel cartridge with the measuring device according to the invention, Qchfig. 2 is a longitudinal section on a larger scale through 458 405 an embodiment of the invention.
I perspektivvyn enligt fig. l visas sçhematiskt en bränsle- patronkonstruktion l 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 upprätthålles av distansgaller 3 som med jämna mellanrum är anordnade i patronen.In the perspective view according to Fig. 1, a fuel assembly structure 1 for a nuclear reactor, in particular a light water reactor, is schematically shown. The construction comprises in a manner known per se a plurality of regularly distributed encapsulated fuel rods 2, the geometric disposition of which is maintained by spacer grids 3 which are arranged in the cartridge at regular intervals.
Enligt uppfinningen innefattar stavknippet i ett lämpligt utvalt ställe ett omhölje 4 i vars inre mätanordningen S kan införas, i synnerhet skjutas in med sin nedre del.According to the invention, the rod bundle comprises in a suitably selected place a casing 4 in whose inner measuring device S can be inserted, in particular pushed in with its lower part.
Mätanordningen S medger en lokal mätning av den av de om- givande bränslestavarna alstrade effekten i olika nivåer vilka i fig. 1 är märkta med pilarna 6. Som framgår av den i större skala ritade fig. 2, så innefattar mätanordningen 5 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.The measuring device S allows a local measurement of the power generated by the surrounding fuel rods at different levels which in Fig. 1 are marked with the arrows 6. As can be seen from the larger-scale Fig. 2, the measuring device 5 or the gamma radiation thermometer mainly comprises a cylindrical rod 7 of small diameter and large length, consisting of a material which is a good heat and electrical conductor, preferably a metal such as stainless steel or a suitable conductive alloy or conductive ceramic material.
Den långsträckta staven 7 kan på så sätt utsträcka sig utmed hela längden av det yttre skyddshöljet4 i bränslepatronen 1.The elongate rod 7 can thus extend along the entire length of the outer protective cover 4 in the fuel assembly 1.
När staven 7 befinner sig i häfiet 4, uppvisar den i de ni- våer 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 inre vägg. Sta- ven 7 uqmdsar i skyddsröret ett visst spel ll som medger att staven vid införandet och uttagningen kan glida i röret.When the rod 7 is in the housing 4, it has in the levels where power measurements are to be made (arrow markings 6 in Fig. 1) portions 9 with reduced cross-section, which are surrounded by annular chambers 10, which in the example shown are limited of these portions 9 and of the inner wall of the tube. The rod 7 accommodates in the protective tube a certain play ll which allows the rod to slide into the tube during insertion and removal.
Den cylindriska staven 7 uppvisar en längsgående axiell kanal_ 12 vilken utsträcker sig utmed stavens hela höjd och i vilken en uppsättning termoelement 13 av den ïYP $°m närmare beskrivs i sökandens patent 422 856 är anordnade-Varje termoelenænt 'hör till en av de genom pilarna 6 (fig. l) betecknande mät- zoner som är fördelade utmed röret 4, varvid varje termoelements 458 405 varnzonäeuvställe 14 befinner sig i huvudsak i mitten (sett i höjdled) av varje parti 9 med reducerat tvärsnitt, och kallzonskarvställetlâ befinner sig utanför änden av respektive kammare 10, d.v.s. i det parti 8 av staven 7 som har oredu- cerad diameter.The cylindrical rod 7 has a longitudinal axial channel 12 which extends along the entire height of the rod and in which a set of thermocouples 13 of the type described in more detail in the applicant's patent 422 856 is arranged. Each thermocouple member belongs to one of those through the arrows. 6 (Fig. 1) denoting measuring zones distributed along the tube 4, the warning zone surface 14 of each thermocouple 458 405 being located substantially in the middle (seen in height) of each portion 9 of reduced cross-section, and the cold zone joint location 1 being outside the end of respective chamber 10, i.e. in the portion 8 of the rod 7 which has an unreduced diameter.
Kamrarna 10 kan vara fyllda med en inert gas eller evakuerade.The chambers 10 may be filled with an inert gas or evacuated.
I idealfallet borde gastrycket i dessa kamrar vara högst i stor- leksordningen en miljondel atmosfär, eftersom_vid detta värde är den på gasen beroende värmeledningen obetydlig. Det har emel- lertid visat sig, att när ett sådant vakuum har åstadkommits i kamrarna och ett skyddsrör har används som var framställt av austenitiskt stål eller en krom-nickellegering såsom "Inco- nel",så har efter en tid signalförändringar uppstådd utan att den övervakade effekten har förändrats. Det har funnits att dessa icke normala förändringar av mätsignalerna berodde på det, att ovan nämnda material är i hög grad genomsläppliga för väte- molekyler och att de dessutom vid nämnda vakuum i en avgasnings- process utsänder vätemolekyler.Ideally, the gas pressure in these chambers should be at most one millionth of an atmosphere, since at this value the heat conduction dependent on the gas is insignificant. However, it has been found that when such a vacuum has been created in the chambers and a protective tube has been used which was made of austenitic steel or a chromium-nickel alloy such as "InConel", after some time signal changes have occurred without the monitored effect has changed. It has been found that these abnormal changes in the measurement signals were due to the fact that the above-mentioned materials are highly permeable to hydrogen molecules and that they also emit hydrogen molecules at said vacuum in a degassing process.
I det ovan anförda fallet (vakuum 1/11000-000 at' för av austenitiskt stål) har exempelvis efter några timmars drift i en tryckvattenreaktor en minskning av mätsignalen från 4o°c :in 19°c observerats, var-via trycket :in följd av rörets genomsläppbarhet och av avgasningsfenomenet har för- ändrats till l/l0.000 eller t.o.m. en 1/1.000 at.In the above case (vacuum 1 / 11000-000 at 'for austenitic steel), for example, after a few hours of operation in a pressurized water reactor, a reduction of the measurement signal from 40 ° C to 19 ° C has been observed, whereby via the pressure: in succession of the permeability of the pipe and of the degassing phenomenon has changed to l / l0.000 or even and 1 / 1,000 at.
I den i fig 2 närmare visade utföringsformen enligt uppfinningen tätar ett shflkßrör59 anordningen på så sätt, att i kamrarna 10 ett vakuum i storleksordningen l/l,000.000 at. kan upp- rätthållas. För att undvika de tvâ ovan nämnda olägenheterna, uppvisar röret 50 en dubbel vägg, nämligen en yttre vägg 50a som svarar för den nækaniska motståndsförmågan, och en inre vägg 50b som är av “Zircalloy“."Zircalloy“ användes allmänt i kärnreaktorer, och dess oxid är mycket ogenom- tränglig för väte. Materialet självt absorberar vätemolekyler vid hög temperatur och bildar zirkoniumhydrid. I stället förIn the embodiment according to the invention shown in more detail in Fig. 2, a shock tube 59 seals the device in such a way that in the chambers 10 a vacuum of the order of 1 / 1,000,000 at. can be maintained. To avoid the two disadvantages mentioned above, the tube 50 has a double wall, namely an outer wall 50a which is responsible for the necanic resistance, and an inner wall 50b which is of "Zircalloy". "Zircalloy" is widely used in nuclear reactors, and its oxide is very impermeable to hydrogen, the material itself absorbs hydrogen molecules at high temperatures and forms zirconium hydride.
Claims (2)
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 (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
SE8401872D0 SE8401872D0 (en) | 1984-04-04 |
SE8401872L SE8401872L (en) | 1984-04-04 |
SE458405B true SE458405B (en) | 1989-03-20 |
Family
ID=25394096
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7902418A SE449040B (en) | 1978-03-21 | 1979-03-19 | DEVICE FOR Saturation of Localized Electric Power in a Nuclear Reactor's Fuel Cartridge |
SE8401872A SE458405B (en) | 1978-03-21 | 1984-04-04 | DEVICE FOR Saturation of locally generated electricity in a nuclear reactor's cartridge |
Family Applications Before (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
SE7902418A SE449040B (en) | 1978-03-21 | 1979-03-19 | DEVICE FOR Saturation of Localized Electric Power in a Nuclear Reactor's Fuel Cartridge |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS54158591A (en) |
BE (1) | BE874866A (en) |
DE (1) | DE2910927C2 (en) |
ES (1) | ES478846A1 (en) |
FR (1) | FR2420827A1 (en) |
GB (1) | GB2018421B (en) |
IT (1) | IT1118443B (en) |
NO (1) | NO148577C (en) |
SE (2) | SE449040B (en) |
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 (en) * | 1979-11-23 | 1981-05-29 | Electricite De France | Determining local state of fluid in pressure vessel - using thermoelectric heat detector to measure heat exchange coefft. |
US4459045A (en) * | 1981-01-29 | 1984-07-10 | Scandpower, Inc. | Gamma thermometer with zircaloy barrier |
US4411858A (en) * | 1981-01-30 | 1983-10-25 | Scandpower, Inc. | Power performance monitoring system for nuclear reactor fuel core |
US4440716A (en) * | 1981-01-30 | 1984-04-03 | Scandpower, Inc. | In-situ calibration of local power measuring devices for nuclear reactors |
JPS57146195A (en) * | 1981-03-06 | 1982-09-09 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor power detecting device |
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 |
US4439396A (en) * | 1981-04-24 | 1984-03-27 | Scandpower, Inc. | Multijunction difference thermocouples for gamma sensors |
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 (en) * | 1981-10-05 | 1983-04-07 | 株式会社東芝 | Furnace monitoring device |
US4708844A (en) * | 1984-03-20 | 1987-11-24 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor monitoring assembly |
DE3764525D1 (en) * | 1986-02-03 | 1990-10-04 | Siemens Ag | Gammathermometer. |
JP3462885B2 (en) * | 1993-03-11 | 2003-11-05 | 株式会社東芝 | Reactor power measurement apparatus and method of manufacturing the same |
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 |
US20130272469A1 (en) * | 2012-04-11 | 2013-10-17 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Device and method for reactor and containment monitoring |
KR102263405B1 (en) * | 2014-07-14 | 2021-06-09 | 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 | Thermo-acoustic nuclear power distribution measurement assembly |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1437184A (en) * | 1964-06-16 | 1966-04-29 | Licentia Gmbh | Apparatus intended for the measurement of a neutron flux |
FR2385187A1 (en) * | 1977-03-23 | 1978-10-20 | Electricite De France | LOCAL POWER MEASUREMENT DEVICE IN A NUCLEAR REACTOR FUEL ASSEMBLY |
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/en unknown
-
1979
- 1979-03-06 FR FR7905739A patent/FR2420827A1/en active Granted
- 1979-03-15 BE BE0/194039A patent/BE874866A/en not_active IP Right Cessation
- 1979-03-19 SE SE7902418A patent/SE449040B/en not_active IP Right Cessation
- 1979-03-19 GB GB7909545A patent/GB2018421B/en not_active Expired
- 1979-03-20 IT IT7967579A patent/IT1118443B/en active
- 1979-03-20 JP JP3313979A patent/JPS54158591A/en active Granted
- 1979-03-20 DE DE2910927A patent/DE2910927C2/en not_active Expired
- 1979-03-21 ES ES478846A patent/ES478846A1/en not_active Expired
-
1984
- 1984-04-04 SE SE8401872A patent/SE458405B/en not_active IP Right Cessation
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS54158591A (en) | 1979-12-14 |
SE449040B (en) | 1987-03-30 |
SE8401872D0 (en) | 1984-04-04 |
BE874866A (en) | 1979-07-02 |
GB2018421A (en) | 1979-10-17 |
ES478846A1 (en) | 1979-12-16 |
IT1118443B (en) | 1986-03-03 |
NO781773L (en) | 1979-09-24 |
IT7967579A0 (en) | 1979-03-20 |
JPS6161360B2 (en) | 1986-12-25 |
NO148577B (en) | 1983-07-25 |
DE2910927C2 (en) | 1986-05-07 |
SE7902418L (en) | 1979-09-22 |
GB2018421B (en) | 1982-12-01 |
SE8401872L (en) | 1984-04-04 |
FR2420827A1 (en) | 1979-10-19 |
NO148577C (en) | 1983-11-09 |
FR2420827B1 (en) | 1984-12-07 |
DE2910927A1 (en) | 1979-10-11 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
SE458405B (en) | DEVICE FOR Saturation of locally generated electricity in a nuclear reactor's cartridge | |
KR100960228B1 (en) | Advanced fixed type in-core instrumentation | |
US4298430A (en) | Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly | |
KR101843603B1 (en) | Self-calibrating, highly accurate, long-lived, dual rhodium vanadium emitter nuclear in-core detector | |
TWI573992B (en) | Temperature sensor array, nuclear reactor and method of monitoring nuclear reactor | |
US5015434A (en) | Fixed in-core calibration devices for BWR flux monitors | |
SE445688B (en) | DEVICE FOR Saturation of the amount of heat generated by a certain length section of a fuel rod in a nuclear reactor | |
US2652497A (en) | Temperature measurement | |
EP1842205B1 (en) | Neutron detector assembly with variable length rhodium emitters | |
US4567013A (en) | Hydrogen measuring device | |
US2997587A (en) | Neutronic reactor core instrument | |
US4765943A (en) | Thermal neutron detectors and system using the same | |
Vitanza et al. | Assessment of fuel thermocouple decalibration during in-pile service | |
US4652420A (en) | Hydrogen measuring device | |
KR20210102464A (en) | Temperature sensor using a material with a temperature-dependent neutron capture cross-section | |
Böck | Miniature detectors for reactor incore neutron flux monitoring | |
JP2015219163A (en) | Nuclear instrumentation sensor system and nuclear reactor output monitoring system | |
RU2198437C2 (en) | Method and device for calculating temperature of fuel element can during its experimental run in nuclear reactor | |
Rolstad et al. | A device for measuring local power in a nuclear reactor fuel assembly | |
Kato et al. | Self-Limiting Power Excursion Characteristics of Light Water Reactor,(III) Instrumentation for HTR-Pulse Operation | |
Rohne | High temperature thermocouple applications in the R2-reactor at Studsvik, Sweden | |
JPS60259919A (en) | Measurement of temperature | |
Faught | Nuclear power plant instrumentation | |
Kizhakkekara et al. | Development and test of a miniature gamma thermometer to determine the gamma dose rate inside a reactor core | |
Mishra et al. | Instrumentation for Sodium-Cooled Fast Breeder Reactors |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
NUG | Patent has lapsed |
Ref document number: 8401872-0 Effective date: 19931008 Format of ref document f/p: F |