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PATENTANSPRUCH
Einrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstäbe aus innerhalb zu Brennelementen zusammengefassten Brennstab- bündeln wassergekühlter Kernreaktoren, nach dem Patentanspruch II des Hauptpatentes, dadurch gekennzeichnet, dass an den Seitenflächen der freien Fingerenden mit Dehnungsmessstreifen versehene Biegefedern (30) angeordnet sind, deren Abstand ( b ) mindestens so gross wie der Normalabstand zwischen den Brennstäben (24) ist und dass die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern (30) mit einer Auswertungsstelle verbunden sind, die den Grad der Durchbiegung mit den Normalwerten vergleicht.
UNTERANSPRÜCHE
1. Einrichtung nach Patentanspruch, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittelachsen (36,37) von Ultraschallprüfköpfen (22) und Biegefedern (30) im Abstand versetzt zueinander angeordnet sind.
2. Einrichtung nach Patentanspruch, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittelachsen (36,37) von Ultraschallprüfköpfen (22) und Biegefedern (30) auf einer gemeinsamen Achse liegen.
Der Patentanspruch I des Hauptpatentes betrifft ein Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe aus innerhalb zu Brennelementen zusammengefassten Brennstabbündeln wassergekühlter Kernreaktoren, wobei in die Räume zwischen den Brennstäben senkrecht zu den Brennstabachsen Ultraschallprüfköpfe eingeführt werden, welche die Brennstäbe kontakten und mit Ultraschall beaufschlagen, wobei die unterschiedlichen Resonanzen als Indiz für eingedrungenes Wasser dienen.
Beispielsweise besteht der Kern eines leichtwassergekühlten Druckwasser-Reaktors der 1200 MW Leistungsklasse aus etwa 40 bis 50 tausend Brennstäben, die jeweils in einzelne Gruppen von etwa 200 Stück zu sogenannten Brennelementen zusammengefasst sind. Ein Brennelement ist aufgebaut aus zwei Endstücken, den Führungsrohren für die Aufnahme von Steuer- bzw. Vergiftungsstäben, den Abstandhaltern für die Positionierung der Brennstäbe sowie den Brennstäben.
Die Brennstäbe, deren Hüllen aus Zircaloy bestehen, enthalten Kernbrennstoff in oxidischer Form und sind an beiden Enden durch angeschweisste Endstopfen verschlossen.
Während eines längeren Reaktorbetriebes können einzelne Stäbe undicht werden, so dass Kühlwasser eindringen und eventuell auch radioaktive Stoffe austreten können.
Weiterhin können Verformungen der Brennstabhüllen wie zum Beispiel Verbiegung oder Ausbeulung auftreten. In diese Brennstäbe muss nicht unbedingt Wasser eingedrungen sein.
Sie werden jedoch ebenfalls als defekte Stäbe bezeichnet, da sie nicht mehr oder nur noch bedingt einsatzfähig sind. Informationen über den Grad der Verformung würden die Entscheidung erleichtern, ob diese Brennstäbe aus dem Kern entfernt werden müssen oder in einer weniger stark beanspruchten Kernzone noch einen weiteren Zyklus eingesetzt werden können.
Gemäss dem Patentanspruch II des Hauptpatentes wird eingedrungenes Wasser mit Hilfe einer Einrichtung ermittelt, die ein mit kammartig angeordneten Fingern versehenes Traggestell umfasst, das in Führungen einer Tragplatte gleitend angeordnet ist, welche Finger mit Ultraschallprüfköpfen bestückt sind, die mittels Federn gegen die zu prüfenden Brennstäbe drückbar sind.
Die Erfindung stellt sich die Aufgabe, diese Einrichtung derart auszugestalten, dass in einem Arbeitsgang sowohl die Lokalisierung der eingedrungenes Wasser aufweisenden als auch die Lokalisierung der eine Verformung aufweisenden Brennstäbe möglich ist.
Gelöst wird diese Aufgabe wie im Patentanspruch angegeben.
Gemäss einer besonderen Ausbildung sind die Mittelachsen von Ultraschallprüfköpfen und Biegefedern im Abstand zueinander versetzt angeordnet oder sie weisen eine gemeinsame Achse auf.
Anhand eines Ausführungsbeispiels und der schematischen Zeichnungen wird die erfindungsgemässe Einrichtung näher erläutert.
Es zeigen:
Fig. 1 einen schematischen Querschnitt durch einen Teil einer Reaktoranlage
Fig. 2 einen Schnitt entlang der Linie A-A der Fig. 1
Fig. 3 einen Schnitt entlang der Linie B-B der Fig. 2
Fig. 3a einen Schnitt entlang der Linie C-C der Fig. 2
Fig. 4 eine vergrössert dargestellte Draufsicht auf einen Finger gemäss der Fig. 2
Fig. 5 eine besondere Ausgestaltung der Prüfeinrichtung
In Fig. ist mit 1 ein Brennelementlagerbecken bezeichnet.
Der Trennriegel 2 ist entfernt, so dass im Brennelementlagerbecken 1 und im Reaktorflutbecken 3 der gleiche Wasserstand vorliegt. Bei dem in bekannter Weise durchzuführenden Brennelementwechsel wird mit Hilfe der Teleskopiereinrichtung 4 der Brennelementwechselmaschine 5 ein Brennelement 6 aus dem Reaktordruckbehälter 7 gezogen.
Die an dem Mast 8 der Brennelementwechselmaschine befestigte Prüfeinrichtung 9 ermöglicht das Ermitteln von defekten Brennstäben während das Brennelement 6 noch über dem Reaktordruckbehälter hängt, während dem Transport in das Brennelementlagerbecken 1 oder an den bereits im Brennelementlagerbecken abgestellten Brennelementen 6a.
Die Prüfeinrichtung besteht aus einer Halterung 10, die an dem Mast 8 angeordnet ist. An der Halterung 10 ist ein Traggestänge 11 angelenkt, an dem wiederum eine Tragplatte 12 befestigt ist. In Führungen der Tragplatte 12 gleitet das mit kammartig angeordneten Fingern versehene Traggestell 13, an dessen freien Fingerenden die Ultraschallprüfköpfe und die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern befestigt sind.
Mittels einer Teleskopiereinrichtung ist das Traggestänge 11 höhenverstellbar. Die Halterung 10 kann um den Mast 8 drehbar ausgeführt sein, um die Zugänglichkeit an ein Brennelement von allen Seiten zu ermöglichen.
Das Traggestell 13 mit den Ultraschallprüfköpfen und den mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern wird im Bereich der unteren Brennstabenden in Pfeilrichtung 14 etwa senkrecht zu den Brennstabachsen bewegt. Drei über die Stablänge verteilte Messungen genügen in der Regel, um eine zuverlässige Aussage über die Anzahl defekter Brennstäbe machen zu können.
Die Fig. 2 zeigt die Prüfeinrichtung in Kontakt mit der ersten Brennstabreihe eines Brennelementes. Aus Gründen der Übersichtlichkeit ist ein Brennelement mit nur 5x5 Brennstäben dargestellt. Die Einrichtung wird beispielsweise vornehmlich bei einem Brennelement mit 17x17 Brennstäben eingesetzt. Das Traggestell 13 ist mit kammartig angeordneten Fin gern 26 versehen, an deren Enden 26a die Ultraschallprüfköpfe 22 und die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern 30 angeordnet sind.
Der Abstand zwischen den Brennstäben beträgt bei Druckwasserreaktoren etwa 2 bis 3 mm. Die Finger 26 sind daher als dünne Metallplatten ausgebildet, die einen Querschnitt von etwa 1 x20 mm aufweisen.
Der Ultraschallprüfkopf ist ein etwa 1 mm dicker Schwingkristall, der in dieser Grösse von der einschlägigen Industrie lieferbar ist Eine kleine, gewellte Blattfeder 25 ist dem Ultraschallprüfkopf gegenüberliegend in eine Aussparung 27 des Fingers 26 eingelassen und daran beispielsweise durch Nieten
oder Punkte befestigt. Beim Einschieben der Einrichtung zwischen die Brennstäbe 24 wird der Federhöcker 19 niedergedrückt und ein Brennstab zwischen den Federhöckern 19,20 arretiert, so dass der Prüfkopf 22 an den gegenüberliegenden Brennstab gedrückt wird. Bei dem äusseren Brennstab einer Reihe wird die notwendige Andrückkraft einer vorgespannten Feder 23 erzeugt.
Die Finger 26 weisen weiterhin mit Dehnungsmessstreifen versehene Biegefedern 30 auf, die an den Seitenflächen der Finger 26 soweit auskragen, dass der Abstand b mindestens so gross wie der Normalabstand zwischen den Brennstäben ist.
Wie aus Fig. 3 zu ersehen ist, befindet sich im Finger 26 ein Durchbruch 33. Die vorzugsweise einteilig ausgebildete, sinusförmig gebogene Biegefeder überbrückt diesen Durchbruch 33 und ist in Aussparungen 34 (Fig. 4) derart eingelassen, dass sie bei Belastung in Pfeilrichtung 35 ein bestimmtes Mass frei federn kann. Der Abstand c zwischen der Mittelachse 36 der Ultraschallprüfköpfe und der Mittelachse 37 der Biegefeder ist gleich dem Abstand d zwischen den Achsen 38 der Brennstab- reihen 31,32. Die Distanz a zwischen Fingeranfangskante 29 und Biegefeder 30 ist so gross bemessen, dass ein Durchfahren bis zur letzten Reihe 28 eines zu prüfenden Brennelements möglich ist.
In Fig. 3a ist die Führung des Traggestelles 13 in der Tragplatte 12 beispielsweise als Flachführung ausgebildet. Die Bewegung des Traggestelles 13 in Pfeilrichtung 14 erfolgt mittels nicht dargestellter, hydraulisch, pneumatisch oder elektromechanisch gesteuerter Antriebselemente.
Sobald die Brennstabreihe 31 mit dem im Hauptpatent näher beschriebenen Verfahren auf Wassereinbrüche untersucht ist, wird die Einrichtung soweit in das Brennelementbündel eingefahren bis die gewellte Blattfeder 25 in die Brennstäbe der Brennstabreihe 32 einrastet. Da die Abstände c und d gleich sind, erfährt die Biegefeder 30 in dieser Stellung ihre grösste Durchbiegung. Je nach Art der Stabverformung können die Biegefederhälften 30a, 30b unterschiedlich stark durchgebogen sein. Ein mit der Biegefeder 30 integrierter Dehnungsmessstreifen erfährt die gleiche Durchbiegung und gibt über nicht dargestellte Leitungsverbindungen ein Signal an eine Auswertungsstelle. Die Signale werden dort mit den Normalwerten verglichen und geben Aufschluss über den Grad der Brennstabverformung.
Die Überprüfung einer Brennstabreihe nimmt etwa 20 Sekunden in Anspruch, so dass ein nahezu kontinuierliches Durchschieben der Prüfeinrichtung durch das Brennstabbündel erfolgt.
Gemäss einer Ausbildung nach Fig. 5 sind Ultraschallprüfkopf und Dehnungsmessstreifen untereinander angeordnet, so dass eine Brennstabreihe gleichzeitig auf eingedrungenes Wasser und auf Verbiegungen geprüft wird.
Mit der erfindungsgemässen Ausbildung wird eine Einrich- tung geschaffen, die mit einfachen Mitteln ein gleichzeitiges Prüfen der Brennstäbe auf Wassereinschluss und auf Verformung der Brennstabhülle ermöglicht. Eine separate Einrichtung zur Prüfung auf Verformung der Brennstabhülle ist nicht erforderlich. Somit werden die Prüfzeiten an Brennelementen niedrig gehalten, was einer Reduzierung der möglichen Strahlenbelastung für die Bedienungsmannschaft gleichkommt.
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PATENT CLAIM
Device for locating defective fuel rods from fuel rod bundles of water-cooled nuclear reactors combined to form fuel assemblies, according to claim II of the main patent, characterized in that flexible springs (30) provided with strain gauges are arranged on the side surfaces of the free finger ends, the distance (b) of which is at least as follows as large as the normal distance between the fuel rods (24) and that the spiral springs (30) provided with strain gauges are connected to an evaluation point which compares the degree of deflection with the normal values.
SUBCLAIMS
1. Device according to patent claim, characterized in that the central axes (36, 37) of ultrasonic probes (22) and spiral springs (30) are arranged offset from one another at a distance.
2. Device according to patent claim, characterized in that the central axes (36, 37) of ultrasonic probes (22) and spiral springs (30) lie on a common axis.
Claim I of the main patent relates to a method for localizing defective fuel rods from fuel rod bundles of water-cooled nuclear reactors combined to form fuel assemblies, with ultrasonic probes being introduced into the spaces between the fuel rods perpendicular to the fuel rod axes, which contact the fuel rods and apply ultrasound, the different resonances as Serve as an indication of penetrated water.
For example, the core of a light water-cooled pressurized water reactor of the 1200 MW power class consists of around 40 to 50 thousand fuel rods, each of which is combined in individual groups of around 200 to form what are known as fuel elements. A fuel assembly is made up of two end pieces, the guide tubes for receiving control or poisoning rods, spacers for positioning the fuel rods and the fuel rods.
The fuel rods, whose shells are made of Zircaloy, contain nuclear fuel in oxidic form and are sealed at both ends by welded end plugs.
If the reactor is in operation for a long time, individual rods can become leaky, so that cooling water can penetrate and possibly radioactive substances can also escape.
Furthermore, deformations of the fuel rod cladding such as bending or bulging can occur. Water does not necessarily have to have penetrated these fuel rods.
However, they are also referred to as defective rods because they are no longer or only partially usable. Information about the degree of deformation would make it easier to decide whether these fuel rods need to be removed from the core or whether another cycle can be used in a less stressed core zone.
According to claim II of the main patent, penetrated water is determined with the help of a device which comprises a support frame provided with fingers arranged in a comb-like manner, which is slidably arranged in guides on a support plate, which fingers are equipped with ultrasonic probes which can be pressed against the fuel rods to be tested by means of springs are.
The object of the invention is to design this device in such a way that both the localization of the penetrated water and the localization of the fuel rods showing a deformation is possible in one operation.
This object is achieved as indicated in the claim.
According to a special embodiment, the central axes of the ultrasonic test heads and spiral springs are arranged offset from one another at a distance or they have a common axis.
The device according to the invention is explained in more detail using an exemplary embodiment and the schematic drawings.
Show it:
1 shows a schematic cross section through part of a reactor plant
FIG. 2 shows a section along the line A-A of FIG. 1
3 shows a section along the line B-B of FIG
FIG. 3a shows a section along the line C-C of FIG. 2
FIG. 4 shows an enlarged plan view of a finger according to FIG. 2
5 shows a particular embodiment of the test device
In Fig. 1, a fuel storage pool is designated.
The separating bar 2 has been removed so that the water level in the fuel element storage pool 1 and in the reactor flood tank 3 is the same. During the fuel element change to be carried out in a known manner, a fuel element 6 is pulled out of the reactor pressure vessel 7 with the aid of the telescoping device 4 of the fuel element changing machine 5.
The test device 9 attached to the mast 8 of the fuel element changing machine enables defective fuel rods to be identified while the fuel element 6 is still hanging over the reactor pressure vessel, during transport to the fuel element storage pool 1 or to the fuel elements 6a already placed in the fuel element storage pool.
The test device consists of a holder 10 which is arranged on the mast 8. A support rod 11 is articulated on the holder 10, to which a support plate 12 is in turn attached. The support frame 13, which is provided with fingers arranged like a comb, slides in guides on the support plate 12 and the ultrasonic probes and the flexible springs provided with strain gauges are attached to the free finger ends.
The support rod 11 is adjustable in height by means of a telescopic device. The holder 10 can be designed to be rotatable about the mast 8 in order to enable access to a fuel assembly from all sides.
The support frame 13 with the ultrasonic probes and the spiral springs provided with strain gauges is moved in the area of the lower fuel rod ends in the direction of arrow 14 approximately perpendicular to the fuel rod axes. Three measurements distributed over the length of the rod are usually sufficient to be able to make a reliable statement about the number of defective fuel rods.
Fig. 2 shows the testing device in contact with the first row of fuel rods of a fuel assembly. For the sake of clarity, a fuel assembly with only 5x5 fuel rods is shown. The device is primarily used, for example, in a fuel assembly with 17 × 17 fuel rods. The support frame 13 is provided with comb-like arranged fin like 26, at the ends 26a of which the ultrasonic probes 22 and the spiral springs 30 provided with strain gauges are arranged.
The distance between the fuel rods in pressurized water reactors is about 2 to 3 mm. The fingers 26 are therefore designed as thin metal plates which have a cross section of approximately 1 × 20 mm.
The ultrasonic probe is an approximately 1 mm thick oscillating crystal, which is available in this size from the relevant industry. A small, corrugated leaf spring 25 is embedded in a recess 27 of the finger 26 opposite the ultrasonic probe and riveted to it, for example
or points attached. When the device is pushed in between the fuel rods 24, the spring stud 19 is depressed and a fuel rod is locked between the spring studs 19, 20, so that the test head 22 is pressed against the opposite fuel rod. In the case of the outer fuel rod in a row, the necessary pressing force of a pretensioned spring 23 is generated.
The fingers 26 also have spiral springs 30 provided with strain gauges, which protrude on the side surfaces of the fingers 26 to such an extent that the distance b is at least as large as the normal distance between the fuel rods.
As can be seen from FIG. 3, there is an opening 33 in the finger 26. The preferably one-piece, sinusoidally curved spiral spring bridges this opening 33 and is embedded in recesses 34 (FIG can spring freely to a certain extent. The distance c between the central axis 36 of the ultrasonic test heads and the central axis 37 of the spiral spring is equal to the distance d between the axes 38 of the fuel rod rows 31, 32. The distance a between the starting edge 29 of the finger and the spiral spring 30 is dimensioned so large that it is possible to drive through to the last row 28 of a fuel assembly to be tested.
In Fig. 3a, the guide of the support frame 13 in the support plate 12 is designed, for example, as a flat guide. The movement of the support frame 13 in the direction of the arrow 14 takes place by means of not shown, hydraulically, pneumatically or electromechanically controlled drive elements.
As soon as the row of fuel rods 31 is examined for water ingress using the method described in more detail in the main patent, the device is retracted into the fuel assembly until the corrugated leaf spring 25 engages in the fuel rods of the row of fuel rods 32. Since the distances c and d are the same, the spiral spring 30 experiences its greatest deflection in this position. Depending on the type of rod deformation, the spiral spring halves 30a, 30b can be bent to different degrees. A strain gauge integrated with the spiral spring 30 experiences the same deflection and sends a signal to an evaluation point via line connections (not shown). The signals are compared there with the normal values and provide information about the degree of fuel rod deformation.
Checking a row of fuel rods takes about 20 seconds, so that the testing device is pushed through the fuel rod bundle almost continuously.
According to an embodiment according to FIG. 5, the ultrasonic test head and strain gauges are arranged one below the other, so that a row of fuel rods is checked simultaneously for water that has penetrated and for warping.
With the design according to the invention, a device is created which, with simple means, enables the fuel rods to be checked simultaneously for water inclusion and for deformation of the fuel rod cladding. A separate device for checking for deformation of the fuel rod cladding is not required. The test times on fuel assemblies are thus kept low, which means a reduction in the possible radiation exposure for the operating team.