DE2609231A1 - Regeleinrichtung fuer einen kernreaktor - Google Patents

Regeleinrichtung fuer einen kernreaktor

Info

Publication number
DE2609231A1
DE2609231A1 DE19762609231 DE2609231A DE2609231A1 DE 2609231 A1 DE2609231 A1 DE 2609231A1 DE 19762609231 DE19762609231 DE 19762609231 DE 2609231 A DE2609231 A DE 2609231A DE 2609231 A1 DE2609231 A1 DE 2609231A1
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
guide
penetration
core
control
central column
Prior art date
Legal status (The legal status 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 status listed.)
Withdrawn
Application number
DE19762609231
Other languages
English (en)
Inventor
David Wayne Doll
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Atomics Corp
Original Assignee
General Atomics Corp
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
Application filed by General Atomics Corp filed Critical General Atomics Corp
Publication of DE2609231A1 publication Critical patent/DE2609231A1/de
Withdrawn legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • 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
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/11Deformable control elements, e.g. flexible, telescopic, articulated
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

Patentanwälte Dipl.-Ing. lf. Weickmann,
Dipl.-Ing. H. Wfickmann, Dipl.-Phys. Dr. K. Fincke SP/MY Dipl.-Ing. F. A.Weickmann, Dipl.-Chem. B. Huber
8 MÜNCHEN 86, DEN
Case G 1031 GEW postfach 860820
MÖHLSTRASSE 22, RUFNUMMER 98 39 21/22
GENERAL ATOMIC COMPANY, 10955 John Jay Hopkins Drive, San Diego, California, V.St.A.
Regeleinrichtung für einen Kernreaktor
Die Erfindung betrifft eine Steuer- bzw. Regeleinrichtung für einen Kernreaktor.
Typische Kernreaktoren sind, mit Regelstäben ausgerüstet, die Neutronen absorbierendes Material aufweisen, das in den reaktiven Kern des Kernreaktors eingeführt oder aus diesem Kern herausgezogen werden kann. In den Fällen, in denen der Reaktorkern von einem Druckbehälter umgeben ist, wie beispielsweise in einem gasgekühlten Hochtemperaturreaktor, werden die Regelstäbe typischerweise mittels eines Mechanismus betrieben, der sich durch eine Durchdringung in dem Druckbehälter erstreckt, und tatsächlich können die Regelstäbe ihrerseits sehr oft in eine derartige Durchdringung oder in derartige Durchdringungen zurückgezogen werden.
Beim Entwurf eines Kernreaktors der genannten Art ist es wünschenswert, die Anzahl von Durchdringungen im Druckbehälter, welcher den Kern einschließt, zu minimalisieren, damit die strukturelle Unversehrtheit des Druckbehälters maximalisiert wird. Andererseits kann eine ungleiche Verteilung der Regelstäbe über einen Bereich des Kerns oder über den gesamten Kern dazu führen, daß extreme Variationen des Neutronen-
609885/0264
flusses über einen Querschnitt des Kerns auftreten. Das kann unerwünschte Variationen der Kerntemperatur und der Rate, mit welcher der Brennstoffverbrauch bzw. -abbrand im Kern auftritt, zur Folge haben.
In vielen Kernreaktoren nach dem Stande der Technik wurde daher ein Kompromiß zwischen der Anzahl der Druckbehälterdurchdringungen für die Regelstäbe und der Gleichmäßigkeit der Verteilung der Regelstäbe im Reaktorkern geschlossen. Oftmals ist aber dieser Kompromiß nicht zufriedenstellend, da er notwendigerweise sowohl eine Herabsetzung der strukturellen Unversehrtheit des Druckbehälters als auch der Gleichmäßigkeit der Verteilung des Neutronenflusses im Kern beinhaltet.
Mit der Erfindung soll eine Regeleinrichtung für einen Kernreaktor zur Verfügung gestellt werden, die eine Minimalisierung der Anzahl der erforderlichen Durchdringungen des Reaktordruckbehälters ermöglicht, ohne daß Kompromisse in Bezug auf die Gleichförmigkeit des Neutronenflusses im Reaktorkern notwendig sind.
Demgemäß wird mit der Erfindung eine Regeleinrichtung in einem Kernreaktor oder für einen Kernreaktor vorgeschlagen, wobei der Kernreaktor einen Druckbehälter mit wenigstens einer darin vorgesehenen Durchdringung aufweist; sowie einen Kernbereich, der von dem Druckbehälter umschlossen ist und in dem eine Mehzahl von Regelstabführungslöchern über einen Bereich verteilt ist, der größer als der Querschnitt der Durchdringung ist; wobei die Regeleinrichtung eine Mehrzahl von flexiblen Regelstäben aufweist, und zwar jeweils einen Regelstab für jedes der Führungslöcher zum Zwecke der Einführung in das jeweilige Führungsloch, sowie eine Mehrzahl von Führungsrohren, die sich von der Durchdringung aus erstrecken und sich, insbesondere fächerförmig, zu den jeweiligen ein-
809885/0264
zelnen Führungslöchern aus der Mehrzahl von Führungslöchern ausbreiten, so daß sie die Regelstäbe von der Durchdringung zu den Führungslöchern führen; und eine Betätigungs- bzw. Betriebseinrichtung zum Bewegen der Regelstäbe durch die Führungsrohre in die Führungslöcher hinein und aus den Führungslöchern heraus.
Gemäß der Erfindung kann eine einzige Reaktordruckbehälterdurchdringung für Regelstäbe für einen Bereich des Kerns benutzt werden, in welchem Regelstabführungslöcher im Kern über einen Bereich bzw. eine Fläche verteilt sind, der bzw. die größer als der Querschnitt der Durchdringung ist.
Die Erfindung wird nachstehend anhand eines in den Fig. 1 bis 4 der Zeichnung im Prinzip dargestellten, besonders bevorzugten Ausführungsbeispiels näher erläutert; es zeigen:
Fig. 1 eine praktisch vollständig im Schnitt dargestellte Seitenansicht eines Teils eines Kernreaktors, der mit der erfindungsgemäßen Einrichtung ausgerüstet ist;
Fig. 2 eine Schnittansicht längs der Linie 2-2 der Fig. 1;
Fig. 3 eine gegenüber Fig. 1 vergrößerte Schnittansicht eines Regelstabs und Führungsrohrs des Reaktors nach Fig. 1, wobei Teile aus der Einrichtung herausgebrochen sind; und
Fig. 4 eine gegenüber Fig. 1 vergrößerte Schnittansicht eines Teils eines Führungsrohrs des Reaktors der Fig. 1.
Ganz allgemein weist der Kernreaktor, der mit der erfindungsgemäßen Einrichtung ausgerüstet ist, einen Druckbehälter 11 mit wenigstens einer darin vorgesehenen Durchdringung 12 und einem Kernbereich 13 auf, wobei in letzterem, der von dem Druckbehälter umschlossen ist, eine Mehrzahl von Regelstabführungslöchern 14 über einen Bereich bzw. eine Fläche verteilt
809885/0264
ist, der bzw. die größer als der Querschnitt der Durchdringung 12 ist. Es sind flexible Regelstäbe 16 vorgesehen, und zwar je einer für jedes der Führungslöcher 14, um jeweils in dieses Führungsloch eingeführt zu werden. Eine Mehrzahl von Führungsrohren 17 erstreckt sich von der Durchdringung 12 des Reaktorbehälters und breitet sich, insbesondere fächerförmig, aus, so daß sich jeweils eines der Führungsrohre zu jeweils einem der Führungslöcher 14 erstreckt, damit die Führungsrohre die Regelstäbe 16 von der Durchdringung zu den Führungslöchern führen können. Zum Bewegen der Regelstäbe 16 durch die Führungsrohre 17 sowie in die Führungslöcher 14 hinein und aus den Führungslöchern 14 heraus ist eine Betätigungseinrichtung 18 vorgesehen.
Eine spezielle Form eines Kernreaktors, anhand deren die Erfindung hier veranschaulicht und erläutert wird, weist einen reaktiven Kern auf, der aus einer Mehrzahl von Kernblöcken besteht bzw. eine solche Mehrzahl von Kernblöcken umfaßt. Die Kernblöcke sind in Säulen gestapelt und können aus spaltbarem oder fertilem bzw. brütbarem Material, Neutronen moderierendem bzw. Neutronen bremsendem Material, Neutronen reflektierendem Material oder Kombinationen von einigen oder allen dieser Materialien bestehen bzw. diese Materialien oder Kombinationen dieser Materialien enthalten. Ein Reaktorkern dieser allgemeinen Art ist in der US-PS 3 359 dargestellt und beschrieben. Obwohl die Erfindung hier in Verbindung mit einem Kernreaktor der beschriebenen Art erläutert ist, sei .darauf hingewiesen, daß die Erfindung auch auf andere Reaktortypen anwendbar ist, bei denen es möglich ist, eine Mehrzahl von Regelstabführungslöchern über einen Bereich des Kerns zu verteilen, der größer als der Querschnitt der Durchdringung ist, welche sie versorgt.
Es sei nun näher auf die Figuren der Zeichnung Bezug genommen, wonach einer der Kernbereiche 13, aus dem der Reaktorkern zusammengesetzt ist, in Verbindung mit einer erfindungsgemäßen
609885/0264
Einrichtung veranschaulicht ist. Der Reaktorkern kann eine Mehrzahl derartiger Kernbereiche aufweisen, wobei jeder dieser Kernbereiche beispielsweise eine Gruppe von sieben Brennelementsäulen mit hexagonalem Querschnitt umfaßt, und wobei jede Säule aus einer Mehrzahl von Kernblöcken zusammengesetzt ist. Die Kernblöcke sind mit 21 bezeichnet, und sie können, wie bereits erwähnt, spaltbares Material, fertiles bzw. brütbares Material, Reflektormaterial etc. sein. Die Blöcke können z.B. mittels Dübel- bzw. Keilstiften oder Verriegelungskonfigurationen, wie in näheren Einzelheiten in der vorerwähnten US-Patentschrift beschrieben ist, zusammengehalten werden. Jeder Kernbereich im dargestellten Reaktorsystem besteht aus sieben Säulen von Blöcken, d.h. einer mittigen Säule, die von sechs peripheren Säulen umgeben ist. Die Kernblöcke sind mit einer Mehrzahl von fluchtenden, längsverlaufenden Durchgängen 23 darin versehen, durch die das Reaktorkühlmittel hindurchgeht.
In jedem der Kernblöcke ist ein mittiges Führungsloch 14 vorgesehen, das eine Schulter 25 aufweist. Ein nicht dargestelltes Greifklauenwerkzeug kann in die Löcher 14 eingeführt und expandiert werden, so daß es an der Schulter 25 anliegt, damit es während der Brennstofferneuerungsarbeiten die Blöcke aus dem Reaktorkern herausheben kann. Die Löcher 14 in den peripheren Säulen werden außerdem für die Aufnahme des Regelstabs benutzt, wie nachstehend näher erläutert ist.
Jeder der Kernbereiche ist an seinem oberen Ende mit einer Gaskammer 27 versehen. Die Gaskammer 27 wird von den äußeren Wänden 29 einer Reihe von teilweise hexagonalen Elementen gebildet, die an der oberen Oberfläche des Kernbereichs 13 angebracht sind. Die oberen Teile der Elemente 30 enthalten Material, das eine ringförmige Strahlungsabschirmung 31 oberhalb der Gaskammer 27 bildet. Die Gaskammer mündet einwärts im Bereich 33» der von der Gaskammer und der ringförmigen Abschirmung begrenzt ist. Die inneren Wände der ober-
609885/0264
sten Teile der Elemente 30 sind bogenförmig und bilden eine kreisförmige Wand 32, welche an den Bereich 33 angrenzt. Ein Rohr 35 ist am oberen Ende jedes der Löcher 14 in den peripheren Säulen vorgesehen, so daß es eine Verlängerung des Lochs durch die Gaskammer zu der oberen Platte 37 des Gehäuses ergibt.
In dem Reaktor steht der Raum oberhalb des Reaktorkerns und unterhalb der oberen Wand des Druckbehälters unter Druck, der von der Strömung des Kühlgases ausgeübt wird. Eine Regulierung der Strömung des unter Druck stehenden Gases aus diesem Bereich in die Gaskammer 27 wird durch ein geeignetes Ventil gesteuert, das im und oberhalb des Bereichs 33 angeordnet ist, welcher innerhalb der Gaskammer 27 und der Abschirmung 31 ausgebildet ist, sowie oberhalb der mittigen Säule von Kernblöcken in jedem Kernbereich. Obwohl das Ventil irgendeine geeignete Ausbildung haben kann, weist es bei dem dargestellten Ausführungsbeispiel ein Ventilelement 48 auf, das mit einer Platte 41 verbunden ist, die sich horizontal oberhalb des Bereichs 33 und im Abstand hiervon erstreckt. Die Platte 41 ist in einem Block 43 gehaltert, der an einem Rohr 45 befestigt ist. Das Rohr 45 ruht auf einem Lagerkissen 47, das seinerseits auf der oberen Oberfläche der mittigen Säule des Kernbereichs ruht, und zwar in Fluchtung mit dem darin befindlichen, mittigen Loch 14. Das Rohr 45 erstreckt sich nach aufwärts durch die Durchdringung 12. Eine Hülse 46 ist an einem segmentierten bzw. aus Segmenten bestehenden, kegeiförmigen Abschnitt 49 angebracht und erstreckt sich koaxial mit dem Rohr 45 nach aufwärts. Der kegelstumpfförmige Abschnitt 49 dient als Führung zum Zwecke der Erleichterung des Entfernens der Einrichtung durch die Durchdringung 12 im Reaktorbehälter 11.
Wenn sich das Ventilelement in seiner vollständigen Abwärtsstellung oder seiner offenen Position befindet, wie dargestellt, kann Kühlmittel durch Durchgänge 53, die in dem Ven-
809885/0264
tilelement 48 vorgesehen sind, in den Bereich 33 und die Gaskammer 27 strömen. Die unteren Ränder 55 der Durchgänge ■53 sind zur Strömungsfeineinstellung bogenförmig. Führungsplatten 57 erstrecken sich einwärts von dem Ventilelement zum Zwecke der Unterstützung des Gesamtaufbaus. Die vertikale Position des Ventilelements 48 in Bezug auf die Kernsäule wird dadurch eingestellt, daß man die Hülse 46 bewegt, um den Bereich der Durchgänge 53 oberhalb der oberen Oberfläche 37 der Elemente 30 zu verändern und auf diese Weise die Strömung von .Kühlmittel in den Bereich 33 und die Gaskammer 27 zu regulieren. Die Hülse 46 verbindet das Ventilelement 48 mit einem nicht dargestellten Mechanismus, · der sich außerhalb des mittigen Hohlraums des Druckbehälters befindet.
Die Druckbehälterdurchdringung 12 fluchtet mit der mittigen Säule im Kernbereich 13· Die Durchdringung ist mit einer Durchdringungseinlage 61 versehen, und der Regelstab-Antriebsmechanismus ist in einem zylindrischen Gehäuse 63 angebracht, das innerhalb der Durchdringung 12 gehaltert ist. Eine untere Platte 65 erstreckt sich über das Gehäuse 63. Der Gesamtaufbau des Ventilelements 48, der Regelstäbe 16, der Führungen 17, des Gehäuses 63 und der Verbindungsstruktur kann in seiner Gesamtheit durch die Durchdringung herausgezogen und von einem geeigneten Brennstoffelement-Handhabungssystem während der Brennstofferneuerungsarbeiten ersetzt werden. Die Regelstab-Antriebsführungsrohre 67 sind innerhalb des Gehäuses 63 gehaltert und erstrecken sich axial innerhalb des Gehäuses, wobei jedes der Rohre 67 einer der peripheren Säulen des Kernbereichs 13 entspricht bzw. zugeordnet ist. Die Regelstäbe, die sich durch die Löcher 14 in den peripheren Säulen bewegen, können in die Führungsrohre 67 zurückgezogen werden, wenn es erwünscht ist, den Neutronenfluß im Reaktorkern zu maximalisieren. Vorzugsweise sind wenigstens einige der Regelstäbe in jeder Säule einzeln Steuer- bzw. regelbar in ihren Positionen.
809885/0264
Da die Löcher 14 des Reaktorkerns etwa in einem Kreis angeordnet sind, der einen Durchmesser hat, der im wesentlichen größer als der Durchmesser der Reaktorbehälterdurchdringung ist, ist eine Einrichtung vorgesehen, welche es den Regelstäben 16 ermöglicht, von den Löchern 14 frei in die Führungsrohre 67 zu laufen. Zu diesem Zwecke ragen die unteren Enden der Führungsrohre 67 in den Raum oberhalb des Reaktorkerns, und sie sind mit flexiblen Bälgen 69 an ihren unteren, vorstehenden Enden versehen. Eine in nähere Einzelheiten gehende Ansicht der Bälge ist in Fig. 4 gezeigt. Bei einer alternativen Ausführungsform kann gewünsentenfalls eine Gelenkkupplung verwendet werden. Die Führungsrohre 17 erstrecken sich von je einem der Bälge 69 zu den oberen Enden der jeweiligen Rohre 35, die Verlängerungen der Löcher 14 bilden. Die Rohre 17 breiten sich, insbesondere fächerförmig, nach auswärts, so daß sie die in weiterem Abstand vorgesehenen Löcher 14 mit den enger gruppierten Führungsrohren 67 verbinden. Die unteren Enden der Führungsrohre 17 sind mit Buchsen 73 versehen, welche in Dichtungseingriff mit geeigneten Buchsen 75 stehen, die ihrerseits an den oberen Enden der Rohre 35 angebracht sind.
Um durch die Rohre 17 hindurchlaufen zu können, sind die Regelstäbe 16 flexibel ausgebildet. In dem veranschaulichten Ausführungsbeispiel wird das dadurch erreicht, daß die Regelstäbe aus einer Mehrzahl von Abschnitten 77 hergestellt sind. Alle diese Segmente sind miteinander verbunden, wie in Fig. 3 gezeigt ist, und zwar durch eine Stabverlängerung 79, an deren Ende eine semi-hemisphärische Kugel 80 angebracht ist. Ein Kugelgehäuse 83 erstreckt sich von dem benachbarten Abschnitt und hält in sich eingefangen die hemisphärische Kugel 80, so daß sich die gewünschte Flexibilität ergibt. Im Falle eines gasgekühlten Reaktors ist es typischerweise wünschenswert, alle reibenden und in Berührung befindlichen Dberflächen mit Chromcarbid oder einem äquivalenten Mittel zu beschichten, damit eine Reibungsabnutzung bzw. eine Be-
609885/0264
Schädigung und eine Selbstverschweißung aufgrund der Trockenheit des Kühlgases verhindert werden.
Wie bereits erwähnt, werden der Regeistab-Antriebsaufbau und die zugehörigen Elemente während der Arbeiten zur Brennstoff erneuerung aus der Durchdringung 12 entfernt. Damit die Durchdringung von der Einrichtung freigegeben werden kann, werden zunächst die Regelstäbe in die Rohre 67, 17 und 45 innerhalb des Gehäuses 63 zurückgezogen, sowie so, daß sie sich außerhalb des Bereichs der Buchsen 75 und des Lagerkissens 47 befinden. Die Rohre 17 werden dann nach aufwärts und nach einwärts zurückgezogen,so daß sie innerhalb der Durchdringung im Reaktorbehälter stehen bzw. in diese Durchdringung hineinpassen. Das wird mittels einer langgestreckten Hülse 81 erreicht, die koaxial mit einer Hülse 86 ist, welche ihrerseits um die Hülse 46 herum angeordnet ist, die das Ventil für das Reaktorkühlmittel steuert bzw. regelt. Die Hülse 81 erstreckt sich durch eine Lagerhülse 87, die auf einem tragkreuzartigen Halter 85 angebracht ist, der sich von den unteren Enden der Rohre 67 aus erstreckt. Ein Bund 88, der an dem Rohr 86 in der Nähe von dessen unterem Ende befestigt ist, ist mittels eines Verbindungsstücks 89 an jedem der Rohre 17 angebracht, wobei sich das Verbindungsstück 89 von einem Befestigungsarm 91 auf den Rohren erstreckt und an jedem Ende schwenk- bzw. drehbar angebracht ist.
Zum Entfernen der Führungsrohre 17 für die Brennstofferneuerung werden die Hülse 81 und das Rohr 86 zusammen nach aufwärts gezogen, bis die Buchsen 73 von der Platte 41 freikommen bzw. oberhalb dieser Platte positioniert sind. Das Rohr 86 wird dann relativ zu der Hülse 81 nach aufwärts bewegt, und es betätigt die Verbindung 88, 89 und 91· Die Verbindung arbeitet so, daß sie die Rohre 17 durch Schlitze in der Führung 49 in die in strichpunktierten Linien dargestellte Position bewegt, so daß es ermöglicht wird, die Rohre nach aufwärts durch die Reaktordruckbehälterdurchdringung heraus-
S0988S/02S4
zuziehen. Ein nicht dargestellter, geeigneter Mechanismus, welcher die vorerwähnten Bewegungen bewirkt, ist außerhalb des Reaktorbehälters vorgesehen. Wenn die Regelstabanordnung nach der Brennstofferneuerung wieder an Ort und Stelle gebracht werden soll, wird der umgekehrte Vorgang durchgeführt.
Zusätzlich zu den strukturellen Vorteilen, die sich aufgrund der Erfindung ergeben, beinhaltet die Erfindung auch eine Anzahl von Vorteilen, welche die Reaktorphysik betreffen. Die Verwendung einer großen Anzahl von kleinen bzw. schmalen Stäben von geringem Gehalt im Reaktorkern ermöglicht eine größere Flexibilität in den Stabprogrammierungsplänen.bzw.' -schemata gegenüber der Verwendung von weniger Stäben mit großem Durchmesser. Durch Auswahl der Regelstabeinführungsmuster bzw. -verlaufe können Form und Verteilung der Leistung in radialer Richtung in gewünschter Weise ausgewählt werden. Darüberhinaus minimalisiert ein gleichmäßiger verteiltes Stabmuster die Störung der Leistungsverteilung, welche durch die Bewegung der Stäbe induziert wird. Veränderungen der Leistungsdichte als Ergebnis des Alterns von verschiedenen Brennelementen mit verschiedenen Geschwindigkeiten sind leichter kontrollier- bzw. steuerbar. Weiterhin kann die axiale Leistungsverteilung dadurch beeinflußt werden, daß man das individuelle Stabeinführungsmuster in wohl überlegter Weise wählt. Höhere Leistung kann für die gleiche Brennstofftemperatür toleriert werden, oder es kann eine niedrigere Brennstofftemperatur verwendet werden, um eine niedrigere Brennstoffausfallrate sicherzustellen, und zwar mit einer nachfolgenden, herabgesetzten, zirkulierenden Spaltproduktaktivität als Ergebnis einer gleichmäßigeren radialen und,axialen Verteilung von Neutronenfluß und Leistungserzeugungsrate.
Eine gleichförmigere Temperaturverteilung reduziert ebenfalls strahlungsinduzierte Belastung und Deformation. Wenn Graphit einem Bombardement schneller Neutronen ausgesetzt wird,
609885/0264
dann erfährt er eine Verdichtung, die sich in dimensioneilen Änderungen zeigt. Der Vorgang ist eine Funktion der Dosis an schnellen Neutronen und der Temperatur des Graphits während der Einwirkung der schnellen Neutronen. Wenn ein Temperaturgradient im Graphit vorhanden ist, erzeugt differentielle Spannung innere Belastung und Deformation. Bei herabgesetzten Temperatur- und Flußgradienten treten weniger differentielle Spannung und dadurch weniger Belastung und Gesamtdeformation auf.
Ein Regelstab kann auch in der mittigen Säule benutzt werden. Der Stab der mittigen Säule kann als "Ausgleichs"-Stab für minimale Reaktivität verwendet werden, so daß er Änderungen im Leistungsniveau des Reaktors gleichmäßiger macht. Die Vorteile bezüglich der axialen Leistungsverteilung bzw. des Gleichmäßigermachens der axialen Leistungsverteilung bzw. der Einstellmöglichkeit einer gewünschten Leistungsverteilung sind die gleichen wie für die anderen sechs Regelstäbe in den peripheren Säulen. Zusätzlich kann ein Loch in der mittigen Säule vorgesehen werden, das eine Reserve-Abschaltbzw. -Stillegungskapazität liefert, oder es können statt eines einzigen Lochs zwei symmetrisch in der mittigen Säule angeordnete Reserve-Abschalt- bzw. -Stillegungslöcher verwendet werden. Die Rohre 92 zum Fördern eines Notabschaltmaterials bzw. -gifts sind in Fig. 2 gezeigt.
Wegen der großen Anzahl von Regelstäben gemäß der Erfindung kann ausreichende'Abschaltkapazität verfügbar sein, so daß keine Notwendigkeit mehr für die Rohre 92 besteht. Unter diesen Umständen sind noch mehr Vorteile vorhanden. Die Brennstoffblöcke können alle den gleichen Aufbau bzw. die gleiche Bauart haben, so daß Lagerbestandsschwierigkeiten herabgesetzt werden. Auch ergibt das NichtVorhandensein der Löcher für die Rohre 92 mehr Volumen im Kern für Brennstoff und für Leistungserzeugungskapazität.
609885/0264
Andere Vorteile ergeben sich aus der Erfindung durch eine größere Flexibilität des Betriebs aufgrund der großen Anzahl von Regelstäben und der Möglichkeit, die Flußverteilung und die Abbrandraten bezüglich der verschiedenen Säulen enger bzw. mehr aufeinander abgestimmt zu regulieren.
Infolgedessen wird mit der Erfindung ein verbesserter Kernreaktor sowie eine Regeleinrichtung hierfür zur Verfügung gestellt. Regelstäbe können in Löcher im Reaktorkern eingeführt werden, die im Abstand voneinander über einen Bereich angeordnet sind, der größer als der Querschnitt der Reaktordruckbehälter-Durchdringung ist, durch die die Regelstäbe betrieben werden. Als Ergebnis dieser Verhältnisse wird die Unversehrtheit des Durckbehälter maximalisiert, während gleichzeitig eine große bzw. umfangreiche Verteilung der Regelung über den gesamten Reaktorkern sichergestellt wird.
609885/0264

Claims (6)

  1. Patentansprüche
    Regeleinrichtung in einem oder für einen Kernreaktor, der einen Druckbehälter mit wenigstens einer darin vorgesehenen Durchdringung sowie einen von dem Druckbehälter umschlossenen Kernbereich aufweist, dadurch gekennzeichnet, daß eine Mehrzahl von Regelstabführungslochern (14) über einen Bereich verteilt ist, der grüßer als der Querschnitt der Durchdringung (12) ist; wobei die Regeleinrichtung eine Mehrzahl von flexiblen Regelstäben (16) besitzt, und zwar je einen Regelstab für jedes Führungsloch zum Zwecke der Einführung in dieses; sowie eine Mehrzahl von Führungsrohren (17), die sich von der Durchdringung aus erstrecken und sich, insbesondere fächerförmig, zu den jeweiligen Führungslöchern für die Führung der Regelstäbe von der Durchdringung zu den Führungslöchern ausbreiten; und eine Betriebs- bzw. Betätigungseinrichtung zum Bewegen der Regelstäbe durch die Führungsrohre und in die Führungslöcher hinein sowie aus den Führungslöchern heraus.
  2. 2. Einrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß jeder der Regelstäbe eine Mehrzahl von starren Abschnitten (77) aufweist, die durch flexible Verbindungen (79,80,83) miteinander verbunden sind.
  3. 3. Einrichtung nach Anspruch 1 oder 2, gekennzeichnet durch eine Einrichtung zum Außereingriffbringen der Enden der Führungsrohre'(17) mit den Führungslöchern (14) und zum Verschieben bzw. Verschwenken dieser Enden so, daß die Führungsrohre in eine Parallelanordnung zum Zwecke des Herausziehens durch die Durchdringung gebracht werden.
  4. 4. Einrichtung nach Anspruch 1, 2 oder 3, dadurch gekennzeichnet, daß der Kernbereich eine zentrale Säule von Kernblöcken (21) aufweist, die von einer Mehrzahl von benach-
    609885/0264
    barten, peripheren Säulen von Kernblöcken umgeben ist, wobei für jede der peripheren Säulen ein Regelstab (16) vorgesehen ist, der in das jeweilige Führungsloch, das sich in Längsrichtung in jeder der peripheren Säulen erstreckt, eingeführt werden kann.
  5. 5. Einrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet. daß die Anzahl der peripheren Säulen sechs ist.
  6. 6. Einrichtung nach Anspruch 4 oder 5, dadurch gekennzeichnet, daß ein Regelstab-Führungsloch (14) in der mittigen Säule vorgesehen ist, das sich in Längsrichtung derselben erstreckt, und daß ein Regelstab für die mittige Säule vorhanden ist, wobei die Betriebs- bzw. Betätigungseinrichtung eine Führungseinrichtung zum Führen des Regelstabs der mittigen Säule in das Loch der mittigen Säule und aus dem Loch der mittigen Säule heraus aufweist.
    609885/0264
    Leerseite
DE19762609231 1975-03-07 1976-03-05 Regeleinrichtung fuer einen kernreaktor Withdrawn DE2609231A1 (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US05/556,318 US4001078A (en) 1975-03-07 1975-03-07 Control apparatus

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE2609231A1 true DE2609231A1 (de) 1977-02-03

Family

ID=24220826

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE19762609231 Withdrawn DE2609231A1 (de) 1975-03-07 1976-03-05 Regeleinrichtung fuer einen kernreaktor

Country Status (5)

Country Link
US (1) US4001078A (de)
JP (1) JPS5856118B2 (de)
DE (1) DE2609231A1 (de)
FR (1) FR2303354A1 (de)
GB (1) GB1542954A (de)

Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4326921A (en) * 1980-05-16 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Control rod guide thimble for nuclear reactor fuel assemblies
US4550941A (en) * 1980-12-16 1985-11-05 Westinghouse Electric Corp. Hydraulic drive mechanism
US4439054A (en) * 1980-12-16 1984-03-27 Westinghouse Electric Corp. Latching mechanism
DE3125574A1 (de) * 1981-06-30 1983-01-13 Hochtemperatur-Reaktorbau GmbH, 5000 Köln Aufnahmevorrichtung fuer reflektor-regelstaebe in einem kernreaktor
US4452754A (en) * 1982-01-20 1984-06-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Shutdown system for a nuclear reactor
SE450061B (sv) * 1982-02-08 1987-06-01 Asea Atom Ab Flexibel styrstav for en kernreaktor
US5075072A (en) * 1989-10-11 1991-12-24 General Atomic High temperature control rod assembly
SE514802C2 (sv) * 1998-07-02 2001-04-23 Westinghouse Atom Ab Absorbatorkropp och styrstav
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
JP5370763B2 (ja) * 2009-09-14 2013-12-18 東洋炭素株式会社 高温ガス炉用制御棒
US10643756B2 (en) * 2013-04-25 2020-05-05 Triad National Security, Llc Mobile heat pipe cooled fast reactor system

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2898281A (en) * 1954-09-29 1959-08-04 Untermyer Samuel Neutronic reactor control
US2936277A (en) * 1955-03-03 1960-05-10 John H Macneill Reactor control system
US3018240A (en) * 1958-01-21 1962-01-23 Bevilacqua Frank Spring driven actuating mechanism for nuclear reactor control
BE575632A (de) * 1958-02-12
NL300341A (de) * 1962-11-12 1900-01-01
US3232842A (en) * 1963-06-25 1966-02-01 Commissariat Energie Atomique Deformable metal chain device for regulating the power of a reactor
FR1417521A (fr) * 1964-01-16 1965-11-12 Nuclear Power Plant Co Ltd Dispositif d'enfournement pour les réacteurs nucléaires
GB1089343A (en) * 1964-05-09 1967-11-01 English Electric Co Ltd Nuclear reactor reactivity control arrangements
FR1440906A (fr) * 1964-05-09 1966-06-03 English Electric Co Ltd Réacteur nucléaire et dispositif pour la commande de sa réactivité
FR1544171A (fr) * 1967-09-20 1968-10-31 Creusot Forges Ateliers Réacteur nucléaire fonctionnant à haute température
US3438856A (en) * 1967-12-29 1969-04-15 Atomic Energy Commission Nuclear reactor hydraulic control drive system
US3576717A (en) * 1968-01-24 1971-04-27 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor structure
DE1764176B1 (de) * 1968-04-18 1971-05-13 Siemens Ag Ladegeraet fuer Brennelemente und Regelstaebe in einem Kernreaktor
GB1273977A (en) * 1968-07-04 1972-05-10 British Nuclear Design Constr Nuclear reactor charge/discharge arrangement

Also Published As

Publication number Publication date
JPS51113093A (en) 1976-10-05
GB1542954A (en) 1979-03-28
US4001078A (en) 1977-01-04
FR2303354B1 (de) 1981-08-21
JPS5856118B2 (ja) 1983-12-13
FR2303354A1 (fr) 1976-10-01

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE69103917T2 (de) Kernreaktorspaltzone mit Anordnung des Kernbrennstoffs und zusammengesetzten abbrennbaren Gifts zur Kontrolle der Leistungsspitze und des Moderatortemperaturkoeffizients.
DE2515709C2 (de)
DE2442038A1 (de) Anordnung mit feder und anschlag fuer kernbrennstoffbuendel
CH658535A5 (de) Kernbrennstoffkassette mit einem kuehlmittel fuehrenden rohr.
DE1439841A1 (de) Kernreaktor
DE3019175C2 (de) Brennstoffkassette
DE2609231A1 (de) Regeleinrichtung fuer einen kernreaktor
DE2929506A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum befestigen und entfernen von abbrennbaren absorberstaeben in brennelementen von kernreaktoren
DE1878879U (de) Folgekoerper fuer regelstaebe heterogener atomreaktoren.
DE1956063A1 (de) Einrichtung zum Niederhalten und Verspannen der Brennstoffelemente eines Kernreaktors
DE69104567T2 (de) Führungsrohreinsatz für Kernreaktor.
DE1514964B2 (de) Schneller leistungsbrutreaktor
DE1902712A1 (de) Einrichtung zur Feinregelung der Flussverteilung in einem Kernreaktor
DE2626487A1 (de) Brennstoffelement-baueinheit
DE2815200C3 (de) Aus Brennstoffbaugruppen bestehender Kern eines Kernreaktors zur Leistungserzeugung und Verfahren zu seinem Betrieb
DE1083443B (de) Kernreaktor-Beschickungsvorrichtung
DE1926344C3 (de) Einrichtung zur Reaktivitätsregelung von leicht wassergekühlten Atomreaktoren
CH672205A5 (de)
DE1173595B (de) Abschaltvorrichtung fuer Kernreaktoren
DE2618837A1 (de) Verbesserte halterung fuer kernbrennstoffstaebe
DE2752028A1 (de) Gasgekuehlter graphitmoderierter kernreaktor
DE4441751C1 (de) Schnellabschaltsystem und Verfahren zur Schnellabschaltung eines Kernreaktors
DE2154831C3 (de) Vorrichtung zum Abstützen des Moderatoraufbaus eines Kernreaktors
WO1996010828A1 (de) Brennelement mit einem modularen aufbau für einen kernreaktor
DE3202009A1 (de) "verfahren zum ent- und beladen eines kernreaktors und brennelement insbesondere fuer ein solches verfahren"

Legal Events

Date Code Title Description
8141 Disposal/no request for examination