DD204173A1 - Vorrichtung zur dichtheitspruefung von kernbrennstoffelementen - Google Patents

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DD204173A1
DD204173A1 DD81235089A DD23508981A DD204173A1 DD 204173 A1 DD204173 A1 DD 204173A1 DD 81235089 A DD81235089 A DD 81235089A DD 23508981 A DD23508981 A DD 23508981A DD 204173 A1 DD204173 A1 DD 204173A1
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DD81235089A
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Lothar Bartholome
Dieter Legler
Original Assignee
Lothar Bartholome
Dieter Legler
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    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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Abstract

Die Vorrichtung zur Dichtheitspruefung von Kernbrennstoffelementen dient der Unterscheidung von dichten und defekten insbesondere abgebrannten Brennelementen einer Kernreaktoranlage. Aufgabe der Pruefvorrichtung ist die Gewaehrleistung einer Dichtheitskontrolle von vorwiegend laengere Zeit gelagerten,abgebrannten Kernbrennstoffelementen vor deren Abtransport aus d.Reaktoranlage bzw.vor deren Einlagerung in das Zwischenlager.Die fertigungsbedingten Undichtigkeiten im oberen Bereich von Kernbrennstoffelementen, die eine vollstaendige Erfassung des Gasvolumens verhindern, werden durch Kopplung eines Zwischenstueckes zwischen Greiferkopf der Manipulatorstange und dem Kernbrennstoffelement und Umhuellung desselben durch einen Behaelter ausgeschlossen. Die Abdichtung des Zwischenstueckes und des oberen Bereiches des Kernbrennstoffelementes innerhalb des Behaelters erfolgt mit Hilfe von Blaehkoerpern,die durch Pressluft aufspreizbar sind. Der am Behaelter angebrachte Stutzen ermoeglicht sowohl eine Wasserverdraengung aus dem Kernbrennstoffelement wie auch dem Messgastransport zum Analysator. Ein weiterer verschliessbarer Stutzen dient der havariemaessigen Entlueftung.

Description

8 9 1
Titel der Erfindung
Vorrichtung zur Diehtheitsprüfung von Kernbrennstoffelementen
Anwendungsgebiet der Erfindung
Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung zur Dichtheitsprüfung von Kernbrennstoffelementen (Brennelementen), insbesondere τοπ abgebrannten Brennelementen-
Charakterisierung der bekannten technischen Lösungen
C v
Dem Stand der'Technik entsprechen Verfahren, bei denen der Austritt charakteristischer Spaltprodukte aus defekten Brennelementen durch Druckauflastung (DE-OS 2 249 721) oder Erwärmung (DE-OS 2818782) beschleunigt, oder daß das Verhältnis von-aktiven Edelgasisotopen bestimmt wird (DE-OS 2603031 )* Diese Methoden" sind nur-anwendbar," solange die Aktivität der charakteristischen Spaltprodukte noch nicht" abgeklungeη ...ist ·.
Weiterhin sind Verfahren bekannt,1 bei denen durch Temperaturmessung an den.Stabenden der Brennelemente mittels Infrarottemperaturmessung (DT-OS 2314650) oder Ultraschall-Impuls-Echo-Verfahren (DS-OS 2642156) GB-PS 1541 761, DE-OS 2817859) Defekte in den Brennelementen angezeigt werden- Diese Verfahren sind jedoch sehr auf-
wendig und erfordern ein Schwenken um 180 0C bzw. Demontieren der Brennelemente, was bei WWER-Brennelementen nicht möglich ist.
Schließlich ist ein Verfahren bekannt, bei dem durch Restwärme entwicklung nach Entfernung des Kühlmittels (DD-WP 106731) Brennelementlecks nachgewiesen werden können. Dieses Verfahren ist für die Dichtheitskontrolle abgebrannter Brennelemente eines 440-MW-Druckwasserreaktors prinzipiell anwendbar. Jedoch ist die beschriebene Vorrichtung aus technologischen Gründen nicht realisierbar, da, resultierend aus der Verriegelungstechnik üblicher Umlademaschinen, der beschriebene Behälter nicht direkt an die Greiferstange ankoppelbar ist und die zur Abdichtung des Behälters im Bereich der Kopplung Behälter-Kassettenkopf vorgesehene Manschette dessen dichte Ummantelung nicht gewährleistet.
Ziel der Erfindung
Das Ziel der Erfindung besteht darin, dai3 mittels einer einfach ausgeführten Vorrichtung eine Kontrolle der Dichtheit der abgebrannten Brennelemente, vorwiegend nach deren längeren Lagerzeit, gegebenenfalls zur Weiterbehandlung der Brennelemente für deren Abtransport aus der Reaktoranlage bzw. für deren Zwischenlagerung, zu gewährleisten.
Darlegung des Wesens der Erfindung
Das zu lösende technische Problem besteht darin, die fertigungsbedingten Undichtigkeiten von Kernbrennstoffelementen, insbesondere in deren oberen Bereich, die für den Einsatz im Kernreakto-r ohne nachteilige Wirkungen sind, in eine solche Vorrichtung derart einzubeziehen, da-ß die Verdrängung der Wassersäule zum Prüfen nach, dem trockenen Verfahren in der Kassette gewährleistet ist und die vollständige Erfassung des Gasvolumens nicht behindert wird.
-RAPR1982*OOO8.87
Dies wird erfindungsgemäß dadurch erreicht, daß' zwischen Greiferkopf der Manipulatorstange und Brennelement ein Zwischenstück gekoppelt wird· Das Zwischenstück und der obere Teil des Brennelementes werden von einem Behälter umhüllt, der den dichten Abschluß durch mittels Druckluft aufgespreizte Blähkörper gewährleistet. Am Behälter ist ein Stutzen angebracht, der sowohl zur Wasserverdrängung aus dem Brennelement als auch zum Transport des Meßgases sum Analysator genutzt wird. Des weiteren ist im Behälter ein verschließbarer Havariestutzen angeordnet,
Ausführungsbeispiel
Die Erfindung soll nachfolgend an einem Auaführungsbeispiel näher erläutert werden. Die Figur zeigt die Vorrichtung im Schnitt in Arbeitsstellung. Das über den Greiferkopf (1) einer Manipulatorstange (2) (z. 3· der Greiferstange der Umlademaschine oder separaten Greiferstange einer Laufkatze) und einem Zwischenstück (3) gekoppelte Brennelement (4) wird so weit in einen Behälter (5), der an einer Halterung (6) befestigt ist, gezogen, daß sich die obere Blähkörperdichtung (7) des Behälters (5) am oberen Ende des Zwischenstückes (3) und die untere Blähkörperdichtung (3) in Höhe der Brennstabenden (9) des Brennelements (4), unterhalb der undichten Brennelementmantelstellen (10) befindet. Danach wird über die Druckgasleitung (11) in die obere und untere Blähkörperdichtung (7; 3) bis zu deren vollständiger bzw. dichtender Spreizung Druckgas vorzugsweise Druckluft eingespeist.
Anschließend erfolgt über die Druckgasleitung (12) und die öffnung (13) im nach unten offenem Zwischenstück (3) die Verdrängung des Wassers aus dem Innenraum des Brennelements (4), dabei wird der Höhenstand des Wassers über eine nicht dargestellte Höhenstands- bzw, Druckanzeige kontrolliert. liach dem Abschalten der Druckluft wird bei
Anwesenheit defekter Brennstäbe (9) im Brennelement (4) durch, den steigenden Wasserstand die mit Spaltgas z. B. Kr-85 angereicherte Luft über ein nicht dargestelltes Ventilsystem, das über eine Verriegelung eine Trennung der Druckgasleitung (12) in Meßgas- bzw· Druckgasleitung garantiert, zum ebenfalls nicht dargestellten Uachweisgerät geführt und dort analysiert. Aus sicherheitstechnischen .·. Gründen wurde im Zwischenstück (3) zur Messung der Wärmestrahlung des trockengesetzten Brennelements (4) noch ein Infrarotsensor (14) eingefaßt, der über den stationären Kontakt (15) am Zwischenstück (3) und über die elektrisch isolierten Zuleitungen (16) mit einem abschwenkbaren Kontaktaufnehmer (17) gekoppelt ist. Des weiteren ist für besondere Betriebsfälle über die sogenannte Havarieluftleitung (18) eine schnelle Flutung des Behälters (5) möglich.
Π .. Γ> ίΛ ί\ Ο

Claims (2)

  1. - 5 SrfindungsansOruche
    1. Vorrichtung zur Dichtheitsprüfung von Kernbrennstoffelementen (Brenneleaienten), insbesondere von abgebrannten Brennelementen nach des trockenen Verfahren, bei dem das Brennelement von einem geeigneten Manipulator gegriffen wird, dadurch gekennzeichnet, daß zwischen Greiferkopf (1) der Manipulatörstange (2) und Brennelement
    (4) ein mit einer Durchführung (13) versehenes Zwischen-. stück (3) gekoppelt ist, und ein, Zwischenstück (3) und oberen Teil des Brennelements (4) umhüllender Behälter
    (5) für den dichten Abschluß angeordnet ist, indem Blähkörper (7;· 8), die mittels Druckluft auf gespreizt sind, und am Behälter (5) ein Stutzen (12) angebracht ist, der sowohl die Wasserverdrängung aus dem Brennelement (4) als auch den Transport des Meßgases zum Analysator sichert.
  2. 2. Vorrichtung nach Punkt 1, dadurch gekennzeichnet, daß im Behälter (5) ein verschließbarer Havariestutzen (13) angeordnet ist.
    Hierzu 1 Seite Zeichnung
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN106932504A (zh) * 2015-12-31 2017-07-07 中核建中核燃料元件有限公司 一种燃料棒内冷空间当量水含量测量装置

Cited By (2)

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CN106932504A (zh) * 2015-12-31 2017-07-07 中核建中核燃料元件有限公司 一种燃料棒内冷空间当量水含量测量装置
CN106932504B (zh) * 2015-12-31 2019-05-10 中核建中核燃料元件有限公司 一种燃料棒内冷空间当量水含量测量装置

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