SE458405B - Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatron - Google Patents
Anordning foer maetning av lokalt alstrad effekt i en kaernreaktors braenslepatronInfo
- 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.
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)
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.
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)
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)
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 GB GB7909545A patent/GB2018421B/en not_active Expired
- 1979-03-19 SE SE7902418A patent/SE449040B/sv not_active IP Right Cessation
- 1979-03-20 DE DE2910927A patent/DE2910927C2/de not_active Expired
- 1979-03-20 IT IT7967579A patent/IT1118443B/it active
- 1979-03-20 JP JP3313979A patent/JPS54158591A/ja active Granted
- 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 |
---|---|
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 |