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DE1142423B - Sicherheitsvorrichtung bei Kernreaktoren - Google Patents

Sicherheitsvorrichtung bei Kernreaktoren

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Publication number
DE1142423B
DE1142423B DEN17192A DEN0017192A DE1142423B DE 1142423 B DE1142423 B DE 1142423B DE N17192 A DEN17192 A DE N17192A DE N0017192 A DEN0017192 A DE N0017192A DE 1142423 B DE1142423 B DE 1142423B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
rod
safety
surrounding
tube
pressure
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.)
Pending
Application number
DEN17192A
Other languages
English (en)
Inventor
Stephen Baldwin Dunwi Fletcher
Deric Birkenshaw
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.)
Nuclear Power Plant Co Ltd
Original Assignee
Nuclear Power Plant Co Ltd
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 Nuclear Power Plant Co Ltd filed Critical Nuclear Power Plant Co Ltd
Publication of DE1142423B publication Critical patent/DE1142423B/de
Pending legal-status Critical Current

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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
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    • 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
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Description

Die Erfindung befaßt sich mit einer Sicherheitsvorrichtung, die unter bestimmten Gefahrenbedingungen beim Betrieb von Kernreaktoranlagen einen Sicherheits-, Regel- oder Brennstoffstab von einem Tragkörper löst, um eine Beschädigung oder Zerstörung der Anlage zu verhindern.
In Kernreaktoren wird die Steuerung der Kernreaktion gewöhnlich durch Regelstäbe aus einem Neutronen absorbierenden Material bewirkt, die in den reaktiven Kern des Reaktors bis zu einer gewünschten Tiefe eingelassen oder aus diesem vollständig entfernt werden können. Falls bei Betriebsstörungen die Regelstäbe wirkungslos bleiben, könnte der Reaktor schwer beschädigt werden und es ist deshalb üblich, ein unabhängiges Abschalt- oder Stillsetzsystem vorzusehen, das zum Einsatz gelangt, falls die Regelstäbe nicht im gewünschten Ausmaß wirksam werden. Dieses System besteht aus Sicherheitsstäben, die von einem Haltemechanismus freigegeben werden und unter der Wirkung der Eigenschwere in den Reaktorkern fallen. Die Sicherheitsstäbe bestehen aus dem gleichen oder ähnlichen Material wie die Regelstäbe, und ihre Anwesenheit in dem Reaktorkern genügt, um den Reaktor stillzusetzen.
Bei bekannten derartigen Anordnungen wird der Sicherheitsstab mittels elektrischer Einrichtungen, z. B. Elektromagneten, ausgelöst. Dabei sind diese Einrichtungen so geschaltet, daß ein Ausfallen der Stromversorgung automatisch die Sicherheitsstäbe auslöst. Die Sicherheits- und Regelstäbe sind meist (insbesondere bei gasgekühlten Leistungsreaktoren) an Seilen oder Ketten aufgehängt, mittels derer die Regelstäbe nach Wunsch abgesenkt und angehoben werden können. Bei den bekannten Sicherheitsvorrichtungen sind nun die Sicherheitsstäbe dauernd fest mit den Seilen oder Ketten verbunden, so daß es möglich ist, sie nach der Not-Stillsetzung des Reaktors und nachdem sie von ihren Haltemechanismen freigegeben wurden, mittels der Seile oder Ketten wieder aus den Kanälen des Reaktorkernes herauszuziehen.
Bei derartigen Sicherheitseinrichtungen besteht einerseits die Gefahr, daß die Sicherheitsstäbe durch einen Fehler im elektrischen System ausgelöst werden und der Reaktor unnötigerweise stillgesetzt wird, was bekanntermaßen erhebliche Kosten zur Folge hat. Andererseits besteht auch die Möglichkeit, daß die meist empfindlichen Auslösemechanismen der Sicherheitsstäbe im Laufe der Zeit beschädigt werden und im Gefahrensfalle die Stäbe nicht mehr ausgelöst werden können. Auch ein Verhängen oder Verklemmen der Ketten oder Seile in ihren Führungen oder ein Blockieren der Seiltrommeln macht die be-Sicherheitsvorrichtung bei Kernreaktoren
Anmelder:
The Nuclear Power Plant Company Limited, Newcastle - upon -Tyne, Northumberland
(Großbritannien)
Vertreter: Dipl.-Ing. C-H. Huß, Patentanwalt,
Garmisch-Partenkirchen, Rathausstr. 14
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 8. September 1958 und 14. August 1959 (Nr. 28 768)
Stephen Baldwin Dunwich Fletcher
und Deric Birkenshaw, Newcastle-upon-Tyne,
Northumberland (Großbritannien),
sind als Erfinder genannt worden
kannten Sicherheitsstäbe wirkungslos und bedeutet somit eine Gefahr, die beim Betrieb von Leistungsreaktoren unter Umständen zu einer Katastrophe führen kann.
Die vorliegende Erfindung vermeidet die vorgenannten Nachteile der bekannten Sicherheitsvorrichtungen und betrifft eine einfache, robuste und unbedingt zuverlässige Vorrichtung zum Lösen eines von einem Tragkörper gehaltenen in einem Kernreaktor befindlichen Sicherheits-, Regel- oder Brennstoffstabes. Dabei wird erfindungsgemäß ein System von Druckstäben, das in an sich bekannter Weise einen Klinikenmechanismus, der den Stab am Tragkörper festhält, auslöst, durch eine Fühleinrichtung betätigt, die auf Druck- oder Temperaturänderungen in dem den Stab umgebenden Mittel, z. B. Kühlgas, anspricht.
Der Stab ist bei der erfindungsgemäßen Vorrichtung nur durch die Klinkeneinrichtung mit dem Tragkörper verbunden, er kann also beim Ansprechen der Fühleinrichtung durch sein Eigengewicht unabhängig von Ketten oder Seilen in den Kernreaktoren fallen und den Reaktor stillsetzen.
209 758/186
3 4
Durch die besondere Ausbildung eines Hebekopfes gas des Reaktors strömt in einem geschlossenen Kreis-
am Stab ist es möglich, den in einem Kanal des Reak- lauf, der die den Kernbrennstoff enthaltenden Kanäle
torkernes befindlichen Stab wieder herauszuziehen, in dem Reaktorkern einschließt. Die Kammer 5 steht
indem man den an einer Kette oder einem Seil auf- mit dem geschlossenen Kühlgaskreislauf über Öffnungehängten Tragkörper in den Kanal hinabsenkt, wo- 5 gen 25 im Glied 12 und Blech 21 in Verbindung, so
bei der Klinkenmechanismus selbsttätig den Hebe- daß der Druck in der Kammer 5 der gleiche ist wie
kopf des Stabes umfaßt und verriegelt, so daß Stab- der in dem geschlossenen Kühlgas-Kreislauf. Tritt in
und Tragkörper gleichzeitig aus dem Reaktorkern dem geschlossenen System eine größere Beschädigung
gezogen werden können. ein, verbunden mit einer wesentlichen Verminderung
Die Einrichtung nach der Erfindung ist unter Be- io des Kühlgasdurchtrittes, so fällt der dem Kreislauf-
zugnahme auf die Zeichnung in Anwendung auf druck entsprechende Druck in der Kammer 5 wegen
Regel- oder Sicherheitsstäbe für Reaktoren beschrie- der Drossel 9 schneller als in der Kammer 8. Dadurch
ben. Es stellen dar wird der Kolben 7 bewegt, der wiederum die Druck-
Fig. 1 einen Schnitt durch den oberen Teil eines stäbe 10 betätigt, die dann auf den Druckstab 14 ein-Steuer- oder Sicherheitsstabes für einen Kernreaktor 15 wirken. Der Druckstab 14 verrückt die Rolle 17 und
nach einer Ausführungsform der Erfindung, damit die Arme 22 vertikal aufwärts, wodurch der
Fig. 2 einen Schnitt längs der Linie A-A der Fig. 1, durch Klinken 24, Seitenarme 23 und Hebel 22 ge-
in Pfeilrichtung gesehen. bildete Klinkenmechanismus umgesteuert und der
Bei Ausführung der Erfindung gemäß dem in den Hebekopf 13 freigegeben wird, so daß der Regel- oder Fig. 1 und 2 veranschaulichten Beispiel besteht ein 20 Sicherheitsstab auf Grund seines Eigengewichtes in
Regel- oder Sicherheitsstab für einen gasgekühlten, den Reaktorkern fallen kann.
Graphit moderierten Reaktor aus einer Röhre 1 aus Wenn der Stab freigegeben ist, werden die Hebel rostfreiem Stahl, die ein Rohr 2 aus Bor oder einem 22 unter der Wirkung der Rückholfedern 19, die den Bor enthaltenden Material aufnimmt. Das Rohr aus Sitz 18 gegen die Rolle 17 drücken, in ihre ursprüng-Bor wird an seinem unteren Ende dicht zwischen der 25 liehe obere Totpunktlage zurückgeführt.
Röhre 1 und der ebenfalls aus rostfreiem Stahl be- Um den Stab aus dem Kanal im Reaktorkern wiestehenden Innenröhre 3 gehalten. der herauszuziehen, wird der mittels einer Kette oder
Mit der Röhre 1 ist eine weitere Röhre 4 zusam- eines Seiles gehaltene Tragkörper 20 abgesenkt, bis er
mengelötet oder geschweißt, die eine Kammer 5 bildet. das Ende des Stabes berührt, wobei die Klinken 24
Ein mit einem Kolben 7 verbundener Balg 6 ist 30 unter dem Gewicht des Tragkörpers 20 durch eine
dicht in das Rohr 4 eingesetzt und bildet so einen ge- Nockenwirkung der Klinken 24 auf die entsprechend
schlossenen Raum in Gestalt einer Kammer 8. Der abgeschrägten Flächen des Hebekopfes 13 wieder in
Kolben 7 weist in seinem Boden eine Drossel oder die Verriegelungsstellung gedreht werden. Wenn der
Bohrung 9 auf. Der Kolben 7 liegt an zwei Druck- Tragkörper 20 angehoben wird, verriegeln sich die
stäben 10 an, die durch die Endkappen 11 der Kam- 35 Klinken 24 mit dem Hebekopf 13.
mer 5 und durch einen weiteren Teil 12 gehen, der Die Sicherheitsvorrichtung kann auch so ausgestal-
gleitend über die Röhre 4 paßt. An dem Glied 12 tet werden, daß sie auf bestimmte Temperaturwechsel
ist ein Hebekopf 13 angebracht, den ein weiterer im Reaktor anspricht. Wenn z. B. der Gasumlauf auf-
Druckstab 14 durchdringt, an dessen unterem Ende hört oder vermindert wird, so wird ein sofortiger
eine Platte 15 sitzt, die unter der Wirkung einer Feder 40 Temperaturanstieg im Reaktor die Folge sein, wobei
16 an den Druckstäben 10 anliegt. man eine temperaturempfindliche Einrichtung zur Das obere Ende des Stabes 14 betätigt einen Klin- Betätigung der Druckstäbe und zur Auslösung des
kenmechanismus, der beliebig ausgebildet sein kann, Klinkenmechanismus vorsehen kann. Eine solche
beispielsweise wie der in der Zeichnung dargestellte Einrichtung kann getrennt oder in Verbindung mit
Standardtyp. 45 der beschriebenen druckempfindlichen Einrichtung
Das Ende des Stabes 14 stützt sich gegen eine Rolle verwendet werden. Bei geringfügigen Störungen im
17 ab, die in vertikaler Richtung beweglich ist. Gassystem erhöht sich die Temperatur nur wenig Mit der Rolle 17 ist ein Sitz 18 mittels Rückhol- und die Einrichtung kann so ausgelegt sein, daß sie
federn 19 in leichter Berührung gehalten, wobei die erst anspricht, wenn eine gewisse Höchsttemperatur
Federn in einem Tragkörper 20 ruhen, der den Klin- 5° erreicht wird.
kenmechanismus aufnimmt und den Hebekopf 13 Eine Möglichkeit, die erfindungsgemäße Einrich-
führt. Der zylindrische Tragkörper 20 weist einen tung temperaturempfindlich zu machen, ist in Fig. 1
Durchgangsschlitz auf, um die Bewegung der Hebel- gezeigt.
arme des Klinkenmechanismus zu erlauben. Das dünne Blech 21 besteht aus rostfreiem Stahl
In der in Fig. 1 dargestellten Ausführungsform und 55 oder einem anderen geeigneten Material. Ein schneller
Lage wird, wenn die Vorrichtung an einer am Trag- Anstieg in der Temperatur oder ein Ansteigen der
körper 20 befestigten Kette oder Seil hängt, das Ge- Temperatur oder eine vorgegebene Grenze bewirkt,
wicht des Regel- oder Sicherheitsstabes auf den falls das Blech 21 und die Röhre 1 aus Stoffen mit
Hebekopf 13 über ein dünnes Blech 21 übertragen, verschiedenen Ausdehnungskoeffizienten bestehen,
das unter Bildung eines Ringraumes 21 α die Röhre 4 6° eine verschiedene Ausdehnung zwischen dem Blech
umgibt, und das am oberen Ende mit dem Glied 12 21 und der Röhre 1 mit dem Ergebnis, daß die
und an seinem unteren Ende mit der Röhre 1 verlötet Röhre 4 sich im Verhältnis zum Glied 12 abwärts
ist. Der Hebekopf 13 wird unter der Wirkung eines bewegt. Die Abwärtsbewegung der Röhre 4 betätigt
Klinkenmechanismus verriegelt gehalten, welcher aus Umkehrglieder oder -hebel 26, die auf einem Stift 27
Armen 22, Seitenarmen 23 und Klinken 24 besteht. 65 drehbar gelagert sind und auf Bunde 28 der Druck-
Die Balg-Kolbenanordnung 6, 7 tritt bei einer über stäbe 10 wirken. Es tritt also in diesem Fall eine dem Kolben wirksamen und durch die Drossel 9 her- Aufwärtsbewegung der Stäbe 10 ein und diese wievorgerufenen Druckdifferenz in Tätigkeit. Das Kühl- derum wird über den Druckstab 14 auf den Klinken-
mechanismus übertragen, der den Regel- oder Sicherheitsstab freigibt.
Die Erfindung ist nicht auf die dargestellte Art eines Klinkenmechanismus beschränkt, da auch andere Ausbildungsformen für die Anwendung der Sicherheitsvorrichtung nach der Erfindung in Frage kommen.
Die Vorrichtung kann verwendet werden, um den Reaktor gegen größeren oder geringeren Verlust in dem geschlossenen Gaskreislauf und gegen Fehler in den Umwälzern zusammen oder allein zu schützen.
Eine Sicherheitsvorrichtung der beschriebenen Art ist von elektrischen Stromkreisen unabhängig und in dem Stab selbst aufgenommen, was sehr wesentlich die Gefahr der Beschädigung der Einrichtung verringert, und da der Stab nur mittels des Tragkörpers an einer Kette hängt, ist er von dieser unabhängig sowie die Auslöseeinrichtung in Tätigkeit getreten ist.
Die im Vorstehenden unter Bezugnahme auf Kernreaktoren beschriebene Vorrichtung läßt sich unter Verwendung des erfindungsgemäßen Prinzips natürlich auch auf anderen Anwendungsgebieten, z. B. Schaltgetrieben, einsetzen.

Claims (4)

PATENTANSPRÜCHE:
1. Sicherheitsvorrichtung zum Lösen eines von einem Tragkörper gehaltenen in einem Kernreaktor befindlichen Sicherheits-, Regel- oder Brenn-Stoffstabes, dadurch gekennzeichnet, daß eine Fühleinrichtung, die mit dem Stab fest verbunden ist und die auf Druck- oder Temperaturänderung in dem den Stab umgebenden Mittel anspricht, ein System von Druckstäben betätigt, das in an sich bekannter Weise einen Klinkenmechanismus löst, der den Stab am Tragkörper festhält.
2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Fühleinrichtung eine aus einem Kolben (7) und einem Faltenbalg (6) gebildete Kammer (8) ist, die nur über eine Drossel (9) mit dem den Stab umgebenden Mittel in Verbindung steht und bei einem Unterschied zwischen dem Druck in der Kammer und in dem den Stab umgebenden Mittel durch Bewegung des Kolbens den Klinkenmechanismus mittels des Druckstabsystems auslöst.
3. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Fühleinrichtung ein dünnwandiges Blech (21) in Form einer Röhre ist, das an entfernt voneinander liegenden Stellen mit zwei gegeneinander verschiebbaren Teilen (1 und 12) des Stabes fest verbunden ist und dessen Länge stark von der Temperatur des den Stab umgebenden Mittels abhängt.
4. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen den beiden gegeneinander verschiebbaren Teilen (1 und 12) ein aus einem Rohr (4), einer Endkappe (11) sowie Umkehrhebeln (26) bestehender Mechanismus angebracht ist, der den Klinkenmechanismus mittels des Drucktastensystems auslöst, wenn die Länge des dünnwandigen Bleches infolge Temperaturerhöhung in dem den Stab umgebenden Mittel ein bestimmtes Maß überschreiten.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Patentschrift Nr. 855 785;
britische Patentschriften Nr. 795 565, 786 486;
USA.-Patentschrift Nr. 2 794 670.
Bei der Bekanntmachung der Anmeldung ist ein Prioritätsbeleg ausgelegt worden.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
© 209 758/186 1.63
DEN17192A 1958-09-08 1959-09-05 Sicherheitsvorrichtung bei Kernreaktoren Pending DE1142423B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB28768/58A GB872092A (en) 1958-09-08 1958-09-08 Improvements in and relating to safety release mechanisms

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1142423B true DE1142423B (de) 1963-01-17

Family

ID=10280839

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
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Country Status (4)

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DE (1) DE1142423B (de)
ES (1) ES251757A1 (de)
FR (1) FR1234552A (de)
GB (1) GB872092A (de)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE624947A (de) * 1961-11-16
US4167443A (en) * 1977-08-30 1979-09-11 Combustion Engineering, Inc. Self-actuated rate of change of pressure scram device for nuclear reactors
US4476088A (en) * 1979-10-30 1984-10-09 Nuclear Power Company Limited Latching devices and nuclear reactors incorporating such latching devices
FR2590715B1 (fr) * 1985-11-28 1988-01-15 Commissariat Energie Atomique Dispositif de declenchement automatique de la chute d'un element absorbant dans le coeur d'un reacteur nucleaire
IT1231553B (it) * 1989-04-13 1991-12-17 Enea Meccanismo di sgancio automatico per barre di controllo in un reattore nucleare
US7891607B2 (en) 2006-10-18 2011-02-22 The Boeing Company Pressure sensor device
GB2508815A (en) * 2012-12-11 2014-06-18 Rolls Royce Plc A pressure sensitive actuator for use in nuclear reactor systems

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE855785C (de) * 1950-06-17 1952-11-17 Herbert Schoen Elektromechanisches Hubgetriebe
US2794670A (en) * 1954-06-30 1957-06-04 Robert L Menegus Releasable holder for rod
GB786486A (en) * 1954-05-11 1957-11-20 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nut and screw mechanisms
GB795565A (en) * 1956-02-02 1958-05-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to control mechanisms for nuclear reactors

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE855785C (de) * 1950-06-17 1952-11-17 Herbert Schoen Elektromechanisches Hubgetriebe
GB786486A (en) * 1954-05-11 1957-11-20 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nut and screw mechanisms
US2794670A (en) * 1954-06-30 1957-06-04 Robert L Menegus Releasable holder for rod
GB795565A (en) * 1956-02-02 1958-05-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to control mechanisms for nuclear reactors

Also Published As

Publication number Publication date
FR1234552A (fr) 1960-10-18
GB872092A (en) 1961-07-05
ES251757A1 (es) 1960-01-01

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