SE458405B - Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron - Google Patents

Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron

Info

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
Application number
SE8401872A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8401872D0 (sv
SE8401872L (sv
Inventor
E Rolstad
T-H Korpas
R H Leyse
R D Smith
Original Assignee
Electricite De France
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
Priority claimed from US05/888,881 external-priority patent/US4298430A/en
Application filed by Electricite De France filed Critical Electricite De France
Publication of SE8401872D0 publication Critical patent/SE8401872D0/sv
Publication of SE8401872L publication Critical patent/SE8401872L/sv
Publication of SE458405B publication Critical patent/SE458405B/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G21C17/112Measuring temperature
    • 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)
  • 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.
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.
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.
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.
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.
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.
Den långsträckta staven 7 kan på så sätt utsträcka sig utmed hela längden av det yttre skyddshöljet4 i bränslepatronen 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.
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.
Kamrarna 10 kan vara fyllda med en inert gas eller evakuerade.
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.
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.
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 för

Claims (2)

5 e 458 405 "zircalloy" kan även andra metaller och legeringar användas som har liknande egenskaper vad beträffar väteabsorption och bildande av en barriär mot väte. Uppfinningen är inte begränsad till de närmare beskrivna exemplen, utan omfattar också alla andra utföringsformer. Inga närmare detaljer har angivits vad beträffar anslutningen av termoelementens trådar till en yttre mät- och övervak- ningsenhet för behandling av de erhållna signalerna. En sådan enhet kan i varje konkret fall anpassas till de aktuella behoven och driftsförhållandena. Patentkrav
1. Anordning för mätning av lokalt alstrad effekt hos en kârnreaktors brânslepatron,innefattande dels en av ett värme- och elledande material framställd, làngstrâckt, cylindrisk stav (7) i vilken år i lângdled en följd av zoner eller partier (8, 9) med normalt och med reducerat tvärsnitt, samt en utmed stavens längd- axellinje sig strâckande central kanal (12) anordnade, varvid i kanalen år termoelement inrymda vilkas varma skarvstâllen (14) befinner sig i mitten av de snävare zonerna, och de kalla skarv- stâllena i mitten av de bredare zonerna, och dels ett yttre skyddsrör (50) som omsluter staven och tillsammans med denna avgrånsar ett flertal ringformiga isoleringskamrar (10) som år evakuerade eller fyllda med en inert gas, kånnetecknad av, att för att motverka förändringar hos mâtsignalen som har funnits vara förorsakade av i nämnda ísolerinqskamrar genom skyddsrörets material genomslåppta vâtemolekyler, år detta yttre skyddsrör framställt av tvâ skikt (50a, 50b) av olika material, av vilka det ena skiktet på i och för sig känt sätt år avsett att ta emot mekaniska pàkânningar och t ex år framställt av rostfritt stål, medan det_andra skiktet har till uppgift att bilda en för vâtemo- lekyler ogenomtrånglig barriär och år t ex framställt av'en zirkoniumlegering av zirkaloy-typ.
2. Anordning enligt patentkrav 2, kânnetecknad av, att 'nämnda kamrar är evakuerade till ett högt vakuum av exempelvis l/l,O00.000 atm.
SE8401872A 1978-03-21 1984-04-04 Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron SE458405B (sv)

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 (sv) 1984-04-04
SE8401872L SE8401872L (sv) 1984-04-04
SE458405B true SE458405B (sv) 1989-03-20

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 Before (1)

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

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
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 (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
ES2016934B3 (es) * 1986-02-03 1990-12-16 Siemens Ag Termometro gamma
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
KR102263405B1 (ko) * 2014-07-14 2021-06-09 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 열-음향 원자력 분포 측정 조립체

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Also Published As

Publication number Publication date
NO148577B (no) 1983-07-25
IT1118443B (it) 1986-03-03
GB2018421B (en) 1982-12-01
NO781773L (no) 1979-09-24
JPS6161360B2 (sv) 1986-12-25
GB2018421A (en) 1979-10-17
SE8401872D0 (sv) 1984-04-04
SE8401872L (sv) 1984-04-04
FR2420827A1 (fr) 1979-10-19
BE874866A (fr) 1979-07-02
FR2420827B1 (sv) 1984-12-07
IT7967579A0 (it) 1979-03-20
ES478846A1 (es) 1979-12-16
NO148577C (no) 1983-11-09
DE2910927C2 (de) 1986-05-07
DE2910927A1 (de) 1979-10-11
SE7902418L (sv) 1979-09-22
JPS54158591A (en) 1979-12-14
SE449040B (sv) 1987-03-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE458405B (sv) Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron
KR100960228B1 (ko) 고정형 노내핵계측기
US4298430A (en) Apparatus for determining the local power generation rate in a nuclear reactor fuel assembly
KR101843603B1 (ko) 자기 보상식의 고정밀 고수명의 듀얼 로듐 바나듐 이미터 로내 핵 검출기
TWI573992B (zh) 溫度感測器陣列、核反應器及用於監測核反應器之方法
US5015434A (en) Fixed in-core calibration devices for BWR flux monitors
SE445688B (sv) Anordning for metning av den vermemengd som alstras av ett visst lengdavsnitt av en brenslestav i en kernreaktor
US2652497A (en) Temperature measurement
EP1842205B1 (en) Neutron detector assembly with variable length rhodium emitters
US5473644A (en) Apparatus for measuring power of nuclear reactor and method for manufacturing the same
US4567013A (en) Hydrogen measuring device
US2997587A (en) Neutronic reactor core instrument
US11621091B2 (en) Temperature measurement sensor using material with a temperature dependent neutron capture cross section
Vitanza et al. Assessment of fuel thermocouple decalibration during in-pile service
TW202129658A (zh) 利用蕭特基二極體偵測輻射以增強爐心內測量的裝置、系統及方法
US4652420A (en) Hydrogen measuring device
Böck Miniature detectors for reactor incore neutron flux monitoring
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
RU2198437C2 (ru) Способ определения температуры оболочки твэла при экспериментальной отработке в ядерном реакторе и устройство для его реализации
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
KR20240136600A (ko) 노내계측기를 이용한 열출력을 산출하는 방법
JPS60259919A (ja) 温度計測法
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