DE1809399A1 - Notabschaltsystem fuer Kernreaktoren - Google Patents

Notabschaltsystem fuer Kernreaktoren

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DE1809399A1
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tube
reactor
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DE19681809399
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Bennett John Charles
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Atomic Power Constructions Ltd
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Atomic Power Constructions Ltd
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    • G21C7/08Control 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
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
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    • G21C9/02Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • G21C9/027Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency by fast movement of a solid, e.g. pebbles
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Description

OIPL.-ING. H. MAHSCH 4 Düsseldorf, PATENTANWALT LINDBMANNSTHASSB Sl
TKLBVON 07 89 40
Beschreibung zum Patentgesuch
der Atomic Power Constructions Limited, Vigilant House, 6/14 Sutton Court Road, Sutton, Surrey / England
betreffend:
"Notabschaltsystem für Kernreaktoren"
Die Erfindung bezieht sich auf ein Notabschaltsystem für Kernreaktoren und insbesondere jedoch nicht ausschließlich, auf die Injektion von Neutronen absorbierendem Material In das Core eines Kernreaktors für diesen Zweck.
Kernreaktoren umfassen gewöhnlich ein Notabschaltsystem, bei dem Neutronen absorbierendes Material In irgendeiner Form in das Core injiziert wird. Bei einem solchen Notabschaltsystem besteht die Grundforderung, daß die Injektion des Neutronen absorbierenden Materials einfach sein soll und daß der Neutronenabsorber in jedem denkbaren Fall eines Fehlers Im Reaktorsystem in dem Core verbleibt.
Bisher ist ein solches Notabschaltsystem gewöhnlich mit den normalen Reaktorsteuerstäben verknüpft gewesen. Diese Kontrollstäbe, die in den meisten Fällen durch das Dach des Reaktors eingesetzt sind, werden mittels eines
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über eine Kupplung arbeitenden Motor*angehoben und abgesenkt. Im Notfall werden die Kupplungen ausgelöst, und man läßt die Steuerstäbe in den Reaktor fallen, um diesen stillzulegen.
Dieses System arbeitet befriedigend unter der Voraussetzung, daß die Steuerstäbe fallen können und nicht während des Herabfallens behindert sind. Wenn ein Fehler auftritt, der die Einführung von Steuerstäben in das Core verhindert, kann es unmöglich werden, den Reaktor stillzulegen, sofern nicht ein sekundäres Abschaltsystem vorgesehen ist.
Aufgabe der Erfindung 1st es, ein sekundäres Notabschaltsystem für Kernreaktoren zu schaffen, das unabhängig von den normalen Steuerstäben arbeitet und darüber hinaus der Bodenseite des Reaktors zugeordnet 1st und infolgedessen mit wesentlich geringerer Wahrscheinlichkeit gerade durch einen solchen Fehler beeinflußt wird, der geeignet ist, die Noteinführung der Steuerstäbe zu Stillegungszwecken zu verhindern.
Das Notabschaltsystem gemäß der Erfindung ist zur Lösung dieser Aufgabe gekennzeichnet durch eine Einführungseinrichtung für ein Stlllegungsmaterlal in das Reaktor-Core durch dessen Bodenseite, welches Material nach der Einführung lh dem Core in mindestens einer im wesentlichen vertikalen Säule orientiert ist und, einmal In das Core eingeführt* durch eine zweite Materialsäule abgestützt 1st durch Ausübung einer Haltekraft auf die erste Säule.
Die Haltekraft kann durch die Schwerkraft ausgeübt werden.
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Der Ausdruck "Stillegungsmaterial" umfaßt alle Materialien· die die Stillegung des Reaktors in irgendeinem Fall bewirken. Beispielsweise legt ein Neutronen absorbierendes Material wie Bor einen fortgeschrittenen gasgekühlten Reaktor still und kann außerdem benutzt werden, um einen schnellen Reaktor stillzulegen. Alternativ kann in einen wassermoderierten thermischen Neutronenreaktor die Stillegung beispielsweise bewirkt werden durch einfaches Verschieben von genügend Wasseraoderator. Die Stillegung kann jedoch auch bewirkt werden durch die Einführung von Neutronen absorbierendem Material.
Die Einrichtung für die Abstützung des Stillegungsmaterials kann ein U-Rohr umfassen alt einem ersten Schenkel im Core und eines zweiten Schenkel außerhalb des Cores, wobei das Stillegungsaaterial von dem zweiten Schenkel in den ersten Schenkel verschiebbar 1st und in de« ersten Schenkel durch weiteres in de« zweiten Schenkel befindliches Material abgestützt werden kann.
Das Neutronen-Stillegungsmaterial kann dl v. Form von Hohlkörpern besitzen und das Abstfitzaaterial die Form von Vollkörpern, wobei die Hohlkörper die Eigenschaft einer hohen Neutronenabsorption für eine gegebene Masse besitzen* g
Im ersten Schenkel des U-Rohrs kann eine Verzögerungseinrichtung vorgesehen sein zur Abbreasung des Stillegungsmaterials, wenn es das obere Ende des ersten Schenkels des U-Rohres erreicht.
Die Verzögerungseinrichtung kann eine Fluidströmungsdrossel umfassen, die am oberen Ende des ersten Schenkels des U-Rohres angeordnet ist.
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Eine auslösbare Halteeinrichtung kann vorgesehen sein für die Halterung des Stillegungsmaterials außerhalb des Reaktor-Cores»
Ein weiteres Rohr kann vorgesehen sein, dessen erstes Ende nahe dem oberen Ende des ersten Schenkels angeordnet ist und dessen zweites Ende mit dem zweiten Schenkel nahe einer Einlaßeinrichtung verbunden ist. Dieses Rohr kann mit einem Einwegeventil ausgestattet sein, das eine Fluidströmung nur von dem Ende bei der Oberseite des ersten Schenkels zu dem zweiten Schenkel zuläßt.
Die Erfindung soll nachstehend unter Bezugnahme auf die beigefügten Zeichnungen näher beschrieben werden.
Fig. 1 ist ein Schnitt durch einen Teil des Reaktors und das Injektionssystem gemäß der Erfindung,
Fig. 2 zeigt schematisch einen Schnitt durch das U-Rohr,
Fig. 3 ist ein Längsschnitt durch einen Schenkel des U-Rohres zur Erläterung von Einzelheiten,
Fig. 1 ist ein Schnitt gemäß Linie IV-IV der Fig. 3, Fig. 5 ist ein Schnitt gemäß Linie V-V der Fig. 4,
Flg. 6 ist ein Schnitt gemäß Linie VI-VI der Flg. 3 und
Fig. 7 ist ein Schnitt gemäß Linie VII-VII der Fig.
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Pig. 1 zeigt einen Kernreaktor vom gasgekühlten Typ mit einem Core 1, versehen mit einer Anzahl von Rohren 2 aus beispielsweise einer Zirkonlegierung oder einem anderen, langsame/i Neutronen absorbierenden Material, das mit der Core-Atmosphäre kompatibel ist. Die Rohre 2 dienen der Injektion von Neutronen absorbierenden Körpern 3 zur Notstillegung. Die Körper 3 sind Hohlkugeln aus z.B. korrosionsfestem Stahl, innen mit Cadmium oder Borkarbid beschichtet, oder aus einem Borstahl. Die schweren Körper 4 bestehen aus massivem Stahl. Das Ende des Rohres 2 ist teilweise durch ein Drosselorgan verschlossen, welches dazu dient, den Austritt von Hohl- *
körpern 3 in das Core-Innere zu verhindern. Das Ende 6 des Rohres ist mit einer Injektions-Druckgasquelle 8 über ein Ventil 9 verbunden. Das Injektionsgas, vorzugsweise dasselbe wie das Kühlgas, ist in einem Hochdruckzylinder 10 gespeichert und kann mittels eines Kompressors 11 unter Druck gesetzt werden, welcher von einem Motor 12 angetrieben wbd, wobei das Gas aus einem Vorratsbehälter 13 stammt, oder das Gas kann in dem Zylinder 10 unter sehr hohem Druck gespeichert sein und der Quelle 8 über ein (nicht dargestelltes) Reduzierventil zugeführt werden. Die Gasleitung I1I, die mit dem Rohr verbunden ist, und zwar über ein Ventil 15, ist ein Druckentlastungs- oder Abblasventil. Die Kugeln 3 und λ werden normalerweise innerhalb des Rohres 2 durch eine entfernbare f Bremse 16 gehalten, können jedoch aus dem Rohr entfernt werden durch Abbauen der Breee 16 und Entnahme durch das Kugelentnahmerohr 17 zu Zwecken des Austausche oder der überprüfung etc. Die Druckerzeugungsanordnung befindet sich in einem Raum nahe dem Beton-Druckkessel 19.
Während des normalen Reaktorbetriebes müssen die Neutronen absorbierenden Körper 3 außerhalb des Cores I bleiben. Dies kann auf verschiedene Weise bewirkt werden.
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In der Anordnung nach Flg. 1 ist die unwirksame Wartestellung des ersten Hohlkörpers durch den Pfeil 27 markiert und die Wartestellung des ersten massiven Körpers durch den Pfeil 28. In dieser Stellung 1st der U-Bogen des Injektionsrohres vollständig mit Hohlkörpern gefüllt, und da die Höhe Jedes Schenkels gleich 1st und die massiven Körper sich in einem horizontalen Abschnitt des Injektionsrohres befinden, ist die Wartestellung stabil.
Wenn das System in Betrieb gesetzt wird durch öffnen des Ventils 9 und Einlassen von Gas unter hohem Druck aus dem Zylinder 10, um die Körper längs des Rohres 2 zu blasen, füllen die Hohlkörper das Rohr innerhalb des Reaktor-Cores, und ihr Gewicht wird ausgeglichen durch die massiven Körper im Schenkel des U-Rohres außerhalb des Reaktors.Falls Jedoch der Boden des Reaktor-Cores 1 unter dem horizontalen Abschnitt des Injektionsrohres liegt, können die Hohlkörper außerhalb des Reaktor-Cores gehalten werdrie, indem eine kleine Anzahl massiver Körper oberhalb der in Fig. 1 links befindlichen Säule der Hohlkörper angeordnet wird. Die massiven Körper drücken die Säule herunter und halten sie In der Wartestellung außerhalb des Reaktor-Cores. Das System arbeitet dennoch genauso, wie oben für die linke Seite beschrieben, welche nur Hohlkörper enthält.
In der Ausführungsform nach Flg. 2 Jedoch, bei der das Injektionsrohr eine einfache U-Form besitzt, 1st ein Verriegelungsmechanismus erforderlich um zu verhindern, daß die massiven Körper in der Wartestellung die Hohlkörper nach oben in das Reaktor-Core schieben. Dieser Verriegelungsmechanismus muß bei der Notstillegung entfernt werden.
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Der SpeicherrohrabBchnitt für die Körper außerhalb des Beton-Druckkessels kann als Speicher für die Folge von Körpern 3 und k als kompakte echraubenllnienförmige Spule ausgebildet sein. Alternativ kann aber auch eine mehr offene Form der Speicherung vorgesehen sein; die einsige Beschränkung hinsichtlich der Speicheranordnung besteht darin, daß die Einführung der Körper in das Rohr 2 ohne die geringst· Möglichkeit des Verklemnens der Körper erfolgt, und daß die erforderliche Anzahl von Körpern 3 eingeführt wird, bevor die Körper 4 eingeführt «erden.
In bestimmten Fällen kann es notwendig sein, eine " gewisse Verzögerung der Folge von Körpern vorzusehen, wenn diese sich ihrer ganz eingeführten Stellung nähern.. Die Verzögerung muft gesteuert werden, um einer möglichen Beschädigung der Körper vorzubeugen. Eine gesteuerte Verzögerung kann erreicht werden aittels einer Federanordnung im oberen Teil des Rohres 2 oder mittels Modifizierung der Injektionsgaeströmung während der letzten Perlode des Einführens. Diese Strömungsmodifislerung läßt sich ermöglichen, indem der Behälterrohrdurchmesser gegen das obere Ende hin zunimmt oder indem seitliche Oasdurchlässe im oberen Ende des Fohres eingebracht werden.
Wenn die Folge von Körpern vollständig injiziert worden ist, erfolgt ein Druckausgleich an den Enden 5 und des Rohres durch Lecken des Gases vom Hochdruckzylinder 10 längs des Rohres 2, und die Säule A der schweren Körper 4 stützt die Säule B der Meutronen absorbierenden Körper 3 von gleichem Gewicht ab. Es 1st bevorzugt, daß die Säule A schwerer ist als die Säule B; ein typischer Sicherheitsfaktor der Größenordnung 2 würde vorgesehen werden.
-r-
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BAO ORIGINAL
Bei einer anderen Ausführungsform des erfindungsgemäßen Systems verläuft ein Druckentlastungsrohr (nicht gezeigt) vom Rohrende 5 zu einem Punkt zwischen der Markierung 28 und dem Zylinder 10. Das Druckentlastungsrohr enthält ein Einwegventil, das nur eine Gasströmung vom Ende 5 zum Zylinder 10 gestattet und demgemäß verhindert, daß das Hochdruck-Injektionsgas durch das Druckentlastungsrohr abgelüftet wird. Die Aufgabe dieses Rohres besteht darin zu verhindern, daß die Körper wieder zurück und hinunter in das U-Rohr geblasen werden, falls der Druck am Ende 5 einmal nach dem Druckausgleich durch Lecken vom Zylinder 10 wieder ansteigen sollte. Ein solcher Druckanstieg könnte beispielsweise durch einen Brand im Reaktor verursacht werden, durch den das Gas innerhalb des Reaktors erhitzt und expandiert würde. Ein Druckanstieg dieser Art würde zur Folge haben, daß das Gas nach unten durch das Druckentlastungsrohr über das Einwegventil strömt und den Druck an beiden Enden der Folge von Körpern ausgliche.
Die Form des Ü-Rohres hängt sehr stark von der Auslegung des jeweiligen Reaktors ab. Bestimmte Bedingungen stnC jedoch in jedem Falle zu beachten.
Der Radius r am Boden der Ü-Krümmung sollte vorzugsweise mindestens zehnmal so groß sein wie der Durchmesser der Kugeln 3,1*. Diese Kugeln sollten mit Spiel an den inneren Durchmesser des Rohres 2 angepaßt sein, wobei sich ein um etwa 3· 1/2Ji geringerer Durchmesser der Kugeln gegenüber dem Innendurchmesser des Rohres als zweckmäßig erwiesen hat.
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Die Hohlkörper sollten je eine kleine Bohrung aufweisen, um ein Zusammendrücken oder Platzen infolge Änderung des Außendruckes zu verhindern.
Die Höhe der Säule A bezüglich der Höhe der Säule B ist für statische Bedingungen leicht errechenbar. Falls der Durchmesser des Rohres über seine gesamte Länge gleichbleibend ist und der Durchmesser der Kugeln 3 und h gleich ist, dann muß das Produkt aus A und der Dichte der Kugeln 4 gleich sein dem Produkt B mal der Dichte der Kugeln 3 (unter der Annahme, daß der Grenzpunkt zwischen den Kugeln 3 und 4 genau am untersten Punkt des U-Bogens liegt). Wenn z.B. der Durchmesser ä des Rohres 2 innen 39»2 mm beträgt, der Durchmesser der Kugeln 3 und ή 38,i mm und die Hohlkugeln 3 eine Wandstärke von 0,8 mm besitzen, dann beträgt das Gewichtsverhältnis der Kugeln 3 und 4 etwa 1:8. Demgemäß ergibt sich mit einer Höhe von 5,7 ρ für'B und einem Sicherheitsfaktor von 2, wie oben
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erwähnt, eine Höhe A von mindestens ■ -— = 1,^3 m.
Der Schenkel, der die Kugeln 4 enthält, könnte vertikal en, doch vorzugsweise wi
Horizontale geneigt angeordnet.
verlaufen, doch vorzugsweise wird der Arm um etwa 30 gegen die
Das in Pig. 3 dargestellte Rohr ist derjenige Abschnitt des U-Rohres, der sich innerhalb des Reaktor-Cores befindet, und der unterste Abschnitt des Rohres tritt in das Reaktor-Core durch die Core-Niveauplatte 20 ein. Das Rohr sitzt in einem sich durch den Reaktor &L erstreckenden Zwischenkanal^ bei dem es sich um einen Kühlmitteldurchflußpfad handelt. Typischerweise kann ein Core 21 solcher Rohre aufweisen. Das Rohr ist in neun Längen 22 aufgeteilt, von denen nur zwei
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vollständige Längen dargestellt sind. Die Verbindung zwischen den Längen erfolgt durch Schweißen eines kurzen Rohrstücks 23 über die aneinanderstoßenden Enden benachbarter Längen. Auf das Rohrstück 23 ist ein Abstandshalter 2k geschweißt zur Positionierung des Rohres 2 in dem Kanal 21.
Das Ende des Rohres 2 ist mit einem in Pig. 7 dargestellten und über das Rohr 2 geschweißten Anschlag 7 versehen. Das Ende des Rohres trägt außerdem einen Abstandshalter 2k zur Positionierung des Rohrendes innerhalb des Kanals 21. Die Blöcke 25a sind die Ausfüllblöcke, und die Blöcke 25 sind Zwischen-Keile zum Verkeilen der Hauptmoderatorblöcke des Reaktor-Cores* wie in der britischen Patentanmeldung 11000/67 beschrieben. Der unterste dieser Blöcke ist mit der Niveauplatte 20 über einen kegelstumpfförmigen Bock 26 verbunden. Das Rohr 2 kann alternativ jedoch auch in einem Kanal des Hauptgitters angeordnet sein.
Um die Körper aus der Stillegungsstellung in die Wartestellung zurückzuführen, wird das Ventil 15 geöffnet und der Druck in der In j ektionsleitttng abgelüftet, so daß der überdruck innerhalb des Reaktors die Körper nach unten im U-Rohr zurücktreibt bis in die Wartestellung. Falls kein überdruck im Reaktor herrscht, kann die InJektionsleitung über die Leitung Ik evakuiert werden,oder dem Ende 5 des Rohres 2 wird ein überdruck zugeführt, falls dieses Ende bei einem bestimmten Reaktortyp zugänglich 1st.
Es versteht sich, daß die Körper 3,% nicht notwendigerweisen kugelförmig sein müssen. Andere Formen sind anwendbar, z.B. zylfadrische oder ellipsoide. Im Falle nichtkugelförmiger Körper muß der Radius r vergrößert werden,und das Spiel zwischen Rohr 2 und Körperdurchmesser muß mehr als 5» 1/2$ betragen.
-M-
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Claims (8)

Patentansprüche
1) Notabschaltsystem für Kernreaktoren, gekennzeichnet durch eine Einführungseinrichtung für ein Stillegungsmaterial in das Reaktor-Core durch dessen Bodenseite, welches Material nach der Einführung in dem Core in mindestens einer im wesentlichen vertikalen Säule orientiert 1st und, einmal in das Core eingeführt, durch eine zweite Materialsäule abgestützt ist durch Ausübung einer Haltekraft auf die erste Säule.
2) System nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Stillegungsmaterial aus einer Mehrzahl von Einzelkörpern besteht.
3) System nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Stillegungsmaterial die Form von Hohlkörpern hat.
Ό System nach Anspruch 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Material der zweiten Säule eine Mehrzahl on Einzelkörpern umfaßt.
5) System nach Anspruch Ί, dadurch gekennzeichnet,
die Einzelkörper der Materialsäule massive Vollkörper ε 1 :^ "
6) System nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß Jede Säule definiert ist durch ein Rohr mit einem vertikalen Schenkel innerhalb des Cores und einem horizontalen Abschnitt außerhalb des Cores, und daß die Vollkörper in dem horizontalen Abschnitt untergebracht sind, bis die Ausübung der Haltekraft erforderlich ist.
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-H-
7) System nach Anspruch 6, bei dem die Bodenseite des Reaktors auf einem Niveau unterhalb des horizontalen Rohrabschnitts liegt, dadurch gekennzeichnet, daß weitere massive Vollkörper vorgesehen sind und so angeordnet sind, daß sie auf die Hohlkörper eine Kraft ausüben, welche die letzteren am Eindringen in das Core hindert.
8) System nach einem der vorangehenden Ansprüche, dadurch gekennzeichnet, daß die Einführungseinrichtung eine Gasdruckquelle umfaßt sowie eine Betätigungseinrichtung zum Einwirkenlassen des Gasdrucks auf das Stillegungsmaterial zwecks dessen EinfüAiung in das Core zur Abschaltung des Reaktors.
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FR2983624B1 (fr) * 2011-12-02 2014-02-07 Commissariat Energie Atomique Assemblage pour reacteur nucleaire, comportant du combustible nucleaire et un systeme de declenchement et d'insertion d'au moins un element absorbant neutronique et/ou mitigateur
CN102768866A (zh) * 2012-07-16 2012-11-07 清华大学 包容体负压排风***

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FR1596678A (de) 1970-06-22
GB1255927A (en) 1971-12-01
CH488245A (de) 1970-03-31
NL6816352A (de) 1969-06-03
US3682771A (en) 1972-08-08
BE723958A (de) 1969-04-16

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