DE1095962B - Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen - Google Patents
Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von BrennstoffelementenInfo
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
- G21C19/22—Arrangements for obtaining access to the interior of a pressure vessel whilst the reactor is operating
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Description
Die Erfindung- bezieht sich auf eine Schutzanlage für einen gasgekühlten oder allgemeiner ausgedrückt,
für einen Kernreaktor, bei dem für die Kühlung ein anderer Stoff als Wasser benutzt wird. Im allgemeinen
pflegt der Reaktor von dicken Wänden umgeben zu sein, die einen biologischen Schutz gegen Strahlung
ergeben. Über dem Reaktordeckel befindet sich eine dicke Platte, die ebenfalls als Strahlungsschutz dient.
Diese Platte muß entfernt werden oder mit austauschbaren Pfropfen zum Austausch der Brennstoffelemente
ausgeführt sein, wobei in der Regel der Austausch mit Hilfe einer Lademaschine durchgeführt wird. Da auch
die in der Lademaschine enthaltenen Brennstoffelemente strahlen, muß die Lademaschine selbst mit
einem wirksamen Strahlungsschutz versehen sein, der diesen Apparat verteuert und schwer zu handhaben
macht.
In einem Reaktor, der Wasser als Kühlmittel hat, bringt der Austausch der Brennstoffelemente keine
Schwierigkeiten mit sich. Man kann nämlich für den Austausch der Brennstoffelemente über dem Reaktordeckel
ein Wasserbecken anordnen, das an Stelle der genannten dicken Platte als Strahlungsschutz nach
oben wirkt. Nachdem der Reaktordeckel entfernt ist, bildet das Becken sozusagen eine Verlängerung des
Reaktortanks nach oben. Die verbrauchten Elemente können aus dem Reaktortank herausgenommen werden.
Bei einem gasgekühlten Reaktor dagegen, bei dem verhindert werden muß, daß das Wasser aus dem
genannten Becken mit den Brennstoffelementen sowohl im Reaktor selbst als auch während des Transportes in
Berührung kommt, kann das oben beschriebene Becken nicht ohne weiteres verwendet werden; wenn man
jedoch eine Anordnung gemäß der vorliegenden Erfindung verwendet, ist es möglich, leichtes Wasser
als Strahlungsschutz auf dem Deckel des Reaktors anzuwenden.
Das für die Erfindung Kennzeichnende ist eine Schutzanordnung, durch die sowohl die Strahlung
vom Reaktor als auch die von den Brennstoffelementen auf ihrem Weg vom Reaktor zu einem Verwahrungsraum unschädlich dadurch gemacht wird, daß über
dem Reaktor ein Wasserbecken angeordnet ist, das ein anderes Wasserbecken überdeckt, in dem die Brennstoffelemente
wenigstens vorübergehend verwahrt werden, und ferner, daß die für den Austausch von
Brennstoffelementen verwendete Lademaschine als Drucknasche ausgeführt ist, die druckdicht mit Durchführungsbuchsen
für die Brennstoffelemente im Reaktordeckel gekuppelt werden kann, und daß diese
Buchsen im Innern Dichtungspfropfen für die Brennstoffelemente aufnehmen, die durch die Lademaschine
entfernt werden können.
Strahlungsschutzanordnung
beim Austausch von Brennstoffelementen
beim Austausch von Brennstoffelementen
Anmelder:
Allmänna Svenska Elektriska
Aktiebolaget, Västeräs (Schweden)
Aktiebolaget, Västeräs (Schweden)
Vertreter: Dipl.-Ing. H. Missling, Patentanwalt,
Gießen, Bismarckstr. 43
Gießen, Bismarckstr. 43
Beanspruchte Priorität:
Schweden vom 4. März 1959
Schweden vom 4. März 1959
Kristian Dahl Madsen, Västeräs (Schweden),
ist als Erfinder genannt worden
ist als Erfinder genannt worden
Wenn die Lademaschine mit den Buchsen gekuppelt ist, wird der Gasdruck in ihr auf den Wert des im
Kühlsystem des Brennstoffelementes herrschenden Druckes gebracht. Hierauf wird der Dichtungspfropfen
mit Hilfe eines in der Lademaschine vorhandenen Gerätes entfernt. Die Drucknasche der Lademaschine
bildet also eine Verlängerung des Druckbehälters des Reaktors. Die Brennstoffelemente können somit in die
Lademaschine hineingehoben werden, ohne daß sie mit Wasser in Berührung kommen. Ein neues Brennstoffelement,
das sich schon im Magazin der Lademaschine befindet, wird in den Reaktor eingesetzt und
ein Dichtungspfropfen wird in die Buchse eingeschraubt. Ein Ventil am unteren Ende der Lademaschine
wird geschlossen, so daß kein Wasser in die
Lademaschine eindringen kann, wenn diese von der Buchse entfernt wird. Die Lademaschine wird min
seitlich zu einer gleichartigen Buchse in dem Becken transportiert, dessen Wasserstand zweckmäßigerweise
so hoch ist, daß das verbrauchte Brennstoffelement unterhalb der Wasserfläche transportiert wird, so daß
das Wasser als Strahlungsschutz dient.
In der Zeichnung ist als Beispiel und schematisch eine Ausführung der erfindungsgemäßen Anordnung
dargestellt.
009 680/421
Fig. 1 ist ein Vertikalschnitt durch eine Anlage nach der Linie B-B in Fig. 2, die aus einem Reaktor und
Anordnungen für den Transport und die Verwahrung von Brennstoffelementen besteht;
Fig. 2 zeigt einen Vertikalschnitt durch die gleiche
Anlage nach der Linie A-A in Fig. 1;
Fig. 3 zeigt eine Einzelheit der Lademaschine und einen Rohrstutzen auf" dem Reaktor;
Fig. 4 zeigt eine weitere Einzelheit.
Der Boden des Reaktors 1 und die Seitenwände sind von einer Metallhaut2 und Betonwänden 3 umgeben,
die als Wärmeschutz bzw. biologischer Schutz dienen. Oberhalb des Deckels 4 des Reaktors ist ein
Becken 5 angeordnet, das zweckmäßigerweise im Flur 6 der Reaktorhalle eingelassen ist. Das Becken
erstreckt sich nicht nur über den Reaktordeckel, sondern ist nach der einen Seite verlängert, so daß es auch
zwei Räume 7 und 8 überdeckt, von denen der erste teilweise mit Wasser gefüllt ist.
Die Räume sind von Betonwänden 3, einer Betonwand 9 und einer Zwischenwand 10 umschlossen. Die
Pforten 11 verbinden den Raum 7 bzw. 8 je mit einem weiteren Raum 12 für die Verwahrung verbrauchter
Brennstoffelemente bzw. mit einem Vorratsraum 13 für neue Elemente. Es wird unterstellt, daß die
Räume 7 und 12 für den Transport von verbrauchten Brennstoffelementen vom Reaktor und die Räume 8
und 13 für den Transport von neuen Elementen zum Reaktor dienen. Die Räume 7 und 12 sind daher mit
Wasser so weit gefüllt, daß der Wasserspiegel über der Oberkante der Pfortell steht. Eine Transportvorrichtung
im Raum 7 ist schematisch als ein nach oben offener Behälter 14 angedeutet, er kann unter
einem Rohrstutzen 15 auf und ab bewegt werden, der durch den Boden des Beckens 5 durchgeführt ist und
ein Ventil 16 sowie einen Antrieb 16' hat. (Siehe Fig. 4.) Wenn ein Brennstoffelement im Behälter eingesetzt
ist, wird er abgesenkt und durch die Pforte 11 in den Raum 12 gebracht, wo das Element unter Wasser herausgenommen werden kann. Oberhalb des Re-
aktors ist die Lademaschine 17 für die Brennstoffelemente von einer Laufkatze 18 getragen. Eine Ausführungsform
des unteren Teiles der Lademaschine, die eine Druckflasche bildet, samt einer zugehörigen
Durchführungsbuchse 19 im Deckel 4 des Reaktors ist in der Fig. 3 gezeigt. Für jedes Brennstoffelement
oder jede Gruppe von Brennstoffelementen ist ein solcher Rohrstutzen oder eine solche Durchführungsbuchse 19 vorhanden. Diese ist an ihrem oberen Ende
mit inneren und äußeren Gewinden versehen und nimmt hier einen mit äußeren Gewinden versehenen
Dichtungspfropfen 20 und darunter den Kopf 21 des Brennstoffelementes auf. Der Pfropfen 20 ist mit dem
Kopf 21 durch einen Schraubenbolzen 22 verbunden und hat eine sechskantige Bohrung 23 und eine Ringnut
24.
Das untere Ende der Lademaschine bildet ein Rohr 25 mit Innengewinde, das auf den Rohrstutzen 19 geschraubt
werden kann, wobei beide Teile durch eine Packung 26 abgedichtet werden. Auch zwischen dem
Brennstoffelementkopf 21 und der inneren Wand des Rohrstutzens ist eine Packung angeordnet. 27 ist ein
Kanal mit einem Ventil zum Ausblasen von etwa im Rohrstutzen 19 verbliebenem Wasser.
In der Lademaschine ist ein Schlüssel 28 vertikal verschiebbar angeordnet, der einen sechskantigen
Kopf 29 mit Klinken 30 hat. Wenn die Lademaschine auf den Rohrstutzen geschraubt und unter vollen Gasdruck
gesetzt ist und der Schlüssel 28 in die Aushöhlung 23 des Pfropfens eingeführt ist, werden die KHnken
nach außen geschwenkt und greifen in die Nut 24 ein. Durch Drehen des Schlüssels wird der Dichtungspfropfen herausgeschraubt, und das am Kopf 21 befestigte
Brennstoffelement kann in die Lademaschine eingeführt werden. Das gasförmige Kühlmittel, das
sich zwischen den Brennstoffstäben im Reaktor befindet, füllt auch den druckflaschenartigen Teil der
Lademaschine. Ein neues Brennstoffelement, das sich im Magazin der Lademaschine befindet, wird auf die
gleiche Weise eingesetzt und verschraubt. Jetzt wird das Ende der Lademaschine mit Hilfe eines Schieberventils
31 verschlossen, das durch ein Gerät 32 an der Lademaschine betätigt wird. Diese wird an die in
Fig. 1 gezeigte Stelle gefahren und auf den Rohrstutzen 15 geschraubt (Fig. 3), dessen unteres Ende
mit einem Wasserventil 16 versehen ist. Dieses Ventil wird erst geöffnet, wenn die Lademaschine auf den
Stutzen geschraubt ist. Das Brennstoffelement wird in den Behälter 14 eingeführt, kann darauf unter Wasser
in den Raum 12 gebracht werden, wo seine Reaktivität abklingen kann. Das Einsetzen eines neuen
Brennstoffelementes erfolgt auf die gleiche Weise. Die Räume 8 und 13 brauchen nicht mit Wasser gefüllt
zu sein.
Claims (5)
1. Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen in gasgekühlten Kernreaktoren,
dadurch gekennzeichnet, daß über dem Reaktor ein Wasserbecken angeordnet ist, das ein
anderes Wasserbecken überdeckt, in dem die Brennstoffelemente wenigstens zeitweise verwahrt werden,
daß die für den Austausch von Brennstoffelementen verwendete Lademaschine als Druckflasche
ausgeführt ist, die druckdicht mit Durchführungsbuchsen im Reaktordeckel für die Brennstoffelemente
gekuppelt werden kann, und daß die Buchsen im Innern Dichtungspfropfen für die
Brennstoffelemente aufnehmen, die durch die Lademaschine
entfernt werden können.
2. Strahlungsschutzanordnung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Strahlung vom Reaktor
und von den Brennstoffelementen auf ihrem Weg vom Reaktor zu einem Verwahrungsraum
dadurch unschädlich gemacht wird, daß oberhalb des Reaktors ein Wasserbecken (15) angeordnet
ist, das sich über einen Raum (7) erstreckt, der eine Transportvorrichtung (14) für verbrauchte
Brennstoffelemente enthält, und über einen Raum (8) für die Zuführung von neuen Elementen, daß
am Boden des Wasserbehälters (15) oberhalb des Reaktors eine der Anzahl von Brennstoffelementen
oder Gruppen entsprechende Anzahl von Durchführungsbuchsen (19) angeordnet sind, die dazu
bestimmt sind, an eine Lademaschine (17) angeschlossen zu werden, und daß am Boden des
Wasserbehälters oberhalb des Raumes (7) für die Transportanordnung und oberhalb des Zuführungsraumes (8) Rohrstutzen (15) angeordnet sind, die
nach unten mit Schließventilen (16) versehen sind.
3. Schutzanordnung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Raum (7) für die
Transportvorrichtung teilweise mit Wasser gefüllt ist.
4. Schutzanordnung nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Raum (7) für die
Transportvorrichtung in Verbindung mit einem
Raum (12) für die Verwahrung von verbrauchten Brennstoffelementen besteht, der vorzugsweise
auch teilweise mit Wasser gefüllt ist.
5. Schutzanordnung nach Anspruch 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Raum (7) für die
Transportvorrichtung und der Verwahrungsraum (12) sowie der Zufüh rungs raum (8) und ein Vorratsraum
(13) für neue Brennstoffelemente durch je eine Pforte (11) miteinander in Verbindung
stehen.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE204859 | 1959-03-04 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1095962B true DE1095962B (de) | 1960-12-29 |
Family
ID=20259296
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEA34055A Pending DE1095962B (de) | 1959-03-04 | 1960-02-24 | Strahlungsschutzanordnung beim Austausch von Brennstoffelementen |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
DE (1) | DE1095962B (de) |
FR (1) | FR1249186A (de) |
GB (1) | GB894418A (de) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8303877B2 (en) | 2004-12-24 | 2012-11-06 | Norma Germany Gmbh | Method for manufacturing a socket |
-
1960
- 1960-02-24 DE DEA34055A patent/DE1095962B/de active Pending
- 1960-02-26 FR FR819673A patent/FR1249186A/fr not_active Expired
- 1960-03-01 GB GB7175/60A patent/GB894418A/en not_active Expired
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8303877B2 (en) | 2004-12-24 | 2012-11-06 | Norma Germany Gmbh | Method for manufacturing a socket |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1249186A (fr) | 1960-12-23 |
GB894418A (en) | 1962-04-18 |
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