DD217066A1

DD217066A1 - Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb

Info

Publication number: DD217066A1
Application number: DD83251498A
Authority: DD
Inventors: Harald Zaenker; Reinhard Berndt; Dieter Legler; Harald Mueller
Original assignee: Adw Ddr
Priority date: 1983-05-31
Filing date: 1983-05-31
Publication date: 1985-01-02

Abstract

DIE ERFINDUNG BETRIFFT EIN VERFAHREN ZUR VORLOKALISATION VON BRENNSTOFFKASSETTEN MIT DEFEKTEN BRENNELEMENTEN BEREITS BEI REAKTORBETRIEB, VORZUGSWEISE FUER LWR. ES IST AUCH FUER REAKTOREN MIT ANDEREN KUEHLMITTELN ALS WASSER GEEIGNET. DAS ZIEL DER ERFINDUNG BESTEHT DARIN, DIE ANZAHL DER BEI OFFENEM REAKTOR ZU PRUEFENDEN KASSETTEN UND DAMIT DIE STILLSTANDSZEITEN DES REAKTORS ZU VERRINGERN. DER ERFINDUNG LIEGT DIE AUFGABE ZUGRUNDE, DAS VERFAHREN ZUR VORLOKALISATION VON BRENNSTOFFKASSETTEN MIT DEFEKTEN BRENNELEMENTEN ANHAND DES KONZENTRATIONSVERHAELTNISSES DER BEI DER SPALTUNG NATUERLICH ENTSTEHENDEN CAESIUMISOTOPE SO ZU VERAENDERN, DASS DER "UNSICHERHEITSBEREICH" DES KONZENTRATIONSVERHAELTNISSES VERRINGERT WIRD. ERFINDUNGSGEMAESS WIRD DIE AUFGABE DADURCH GELOEST, DASS ZUSAETZLICH DAS MITTLERE KONZENTRATIONSVERHAELTNIS HOCH 134 CA/HOCH 136 CS AUS MESSUNGEN DER HOCH 134 CA- UND HOCH 136CS-KONZENTRATIONEN IM PRIMAERKUEHLMITTEL BESTIMMT UND ZUR EINENGUNG DES "UNSICHERHEITSBEREICHES" HERANGEZOGEN WIRD.

Description

Anwendungsgebiet der Erfindung .

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Vorlokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bereits bei Reaktorbetrieb, vorzugsweise für LWR. Es ist auch für Reaktoren mit anderen Kühlmitteln als Wasser geeignet.

Charakteristik der bekannten technischen Lösungen .

Bekanntlich wird während des Betriebes eines LWR regelmäßig die Spaltproduktkonzentration im Primärkühlwasser bestimmt, um Schlußfolgerungen über den Dichtheitszustand der Brennelementhüllrohre ziehen zu können.

Weist diese indirekte Brennelementkontrolle bei Leistungsbetrieb auf wesentliche Brennelementdefekte hin, so macht sich eine Suche der Kassetten mit den defekten 3renne!ementen durch eine Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor während des nachfolgenden Umladestillstandes notwendig. Es ist bekannt, diese beispielsweise mit Hilfe eines Pennals und eines hermetisch abgeschlossenen kleinen Prüfkreislaufes durchzuführen, in dessem ursprünglich aktivitätsfreiem Kreislaufwasser bei der Prüfung defekter Kassetten Spaltprodukte nachgewiesen werden können (Schwojev, A.F.; Schumejko, V.P.; , „Zehnjährige Betriebserfahrungen des KKW Novovoronesh", wissenschaftlich-technische Konferenz, Novovoronesh, September 1974).

Derartige Prüfungen bei offenem Reaktor haben den Nachteil, eine Verlängerung des Umladestillstandes des Kraftwerksblockes um einige Tage und somit Erlösausfälle für das Kraftwerk in Millionenhöhe zu verursachen. Weiterhin ist es bekannt, bei natriumgekühlten SBR den Brennelementen jeder Kassette kleinen Mengen einer kassettenspezifischen unikalen Isotopenmischung stabiler Edelgase zuzusetzen, so daß die defekte Kassette anhand'des Edelgasgehaltes im Schutzgas des SBR bereits bei Reaktorbetrieb identifiziert werden kann (z. B. Grossmann, L. N. et al., BRD-Offeniegungsschrift 1922 592). Dieses Verfahren verursacht erhebliche Kostenerhöhung bei der Brennelementherstellung. Weiterhin ist es bekannt, defekte Brennelemente bei Reaktorbetrieb vorzulokalisieren, indem man das Konzentrationsverhältnis der bei der Spaltung natürlich entstehenden Xenonisotope ¹²⁸XeZ¹³⁴Xe oder ^13OXe/¹³⁴Xe im Primärkühlmittel bestimmt (Französische Patentschrift 780231,10.3.1978).

Die Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor kann sich dann auf die Kassetten beschränken, deren Abbrand in der Nähe des von diesen als „Abbrandindikatoren" dienenden Verhältnissen angezeigten Abbrandes liegt.

Es ist auch bekannt, die Vorlokalisation anhand des Xenonverhältnisses ¹³⁴Xe/¹³³Xe im Primärkühlmittel durchzuführen (US-Patent 417652, 20.11.1973). In diesem Falle kann die Brenneiementkontrolle bei offenem Reaktor auf Kassetten mit bestimmten, zum Zeitpunkt der Analyse vorliegenden Abbrand-Leistungs-Kombinationen beschränkt werden. . '

Die letzten drei Verfahren haben den Nachteil, daß sie nur mit Hilfe eines Massenspektrometer zur Bestimmung der stabilen Edelgasisotope realisiert werden können. Ein solches ist in kommerziellen Kernkraftwerken aus Kostengründen meist nicht vorhanden. ..

Ferner ist es bekannt, die Vorlokalisation anhand des Konzentrationsverhältnisses der bei der Spaltung natürlich entstehender Isotope ¹³⁴Cs und ¹³⁷Cs durchzuführen (Beraha, R. et al.; Nucl. Technol. 49 (1980) 426). Der Vorteil besteht in der sehr leichten Nachweisbarkeit von ¹³⁴Cs und ¹³⁷Cs im Primärkühlmittel mit Hilfe eines in jedem Kernkraftwerk vorhandenen yspektrometrischen Meßplatzes. Bei offenem Reaktor werden nach diesem Verfahren alle Kassetten geprüft, deren¹ rechnerisch bestimmtes mittleres Konzentrationsverhältriis ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs mit dem im Primärwasser gemessenen übereinstimmt. Es muß aber berücksichtigt werden, daß sowohl die Rechenwerte als auch die Maßwerte fehlerbehaftet sind. Dies ist darauf zurückzuführen. . . ·

— daß die Maßwerte der ¹³⁴Cs- und ¹³⁷Cs-Aktivität eine erhebliche Streuung aufweisen (Streuung der Meßwerte),

— daß das Cäsiumverhältnis nicht exakt berechnet werden kann, da seiner Bestimmung Näherungsgleichungen zugrunde gelegt werden (Fehler des Rechenprogramms),

— daß der Abbrand des defekten Brennelementes nicht genau dem mittleren errechneten Abbrandder Kassette entsprechen muß (Ungleichmäßigkeit des Abbrandes). , , ' ' ,

Aus der Streuung der Meßwerte, dem Fehler des Rechenprogramms und der Ungleichmäßigkeit des Abbrandes innerhalb einer Kassette wird die sog. „Unsicherheit" des Verhältnisses ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs ermittelt.

Diese Unsicherheit wird in der Regel dem gemessenen Cäsiumverhältnis zugeordnet und der zugehörige „Unsicherheitsbereich" wie foigt bestimmt:

Q₃₇-U₃₇SQ₃₇SQ₃₇ + U₃₇ . ' ;.

• C_Cs- 134 . . ' . '.'.

TTiItQ₃₇ = ' "

₀S - 137 : ...

(Q₃₇ — Mittelwert von Q₃₇

U · — „Unsicherheit" des Verhältnisses ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs '

Ci — Konzentration der Cäsiumisotope im Primärkühlmittel)

Kassetten, deren rechnerisch bestimmtes mittleres Verhältnis ^l34Cs/¹³⁷Cs in diesem „Unsicherheitsbereich" des gemessenen Verhältnisses liegt, sind schadensverdächtig.

Der „Unsicherheitsbereich" bewirkt, daß die Anzahl der bei offenem Reaktor zu prüfenden Kassetten recht erheblich ist (in vielen Fällen über 50%). .

Ziel der Erfindung '

' Das Ziel der Erfindung besteht darin, die Anzahl der bei offenem Reaktor zu prüfenden Kassetten und damit die Stillstandszeiten des Reaktors zu verringern. "

Darlegung des Wesens der Erfindung

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, das Verfahren zur Vorlokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen anhand des Konzentrationsverhältnisses der bei der Spaltung natürlich entstehenden Cäsilimisotope so zu verändern, daß der „Unsicherheitsbereich" des Konzentrationsverhältnisses verringert wird. Erfindungsgemäß wird die Aufgabe dadurch gelöst, daß zusätzlich das mittlere Konzentrationsverhältnis ¹³⁴Cs/¹³⁶Cs aus

Da das erste Verhältnis stark durch den Abbrand und schwach durch die Leistung der Defektkassetten bestimmt wird, das zweite dagegen stark durch den Abbrand und stark durch die Leistung/werden durch die beiden Isotopenverhältnisse unterschiedliche Kassettengruppen als schadensverdächtig angezeigt.

Der Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor werden nur diejenigen Kassetten unterzogen, bei denen die anhand von Näherungsgleichungen errechneten mittleren betriebsbedingten¹ Konzentrationsverhältnisse ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs uncf¹³⁴Cs/^l36Cs der js Brennstoffkässetten oder der Brennelemente innerhalb beider „Unsicherheitsbereiche" der aus γ-spektrometrisphen Messungen der ¹³⁴Cs-, '³⁶Cs- und ¹³⁷Cs-Aktivitäten im Primärkühlmittel ermittelten Verhältnisse ¹³⁴Cs/^l37Cs und ¹³⁴Cs/¹³⁶.Cs liegen. Dadurch gelingt es, die Anzahl der zu kontrollierenden Brennstoffkassetten gegenüber dem bekannten Verfahren zu reduzieren. . ·

In der Regel erfolgt die Lokalisation der defekten Kassetten auf der Grundlage der für die Brennstoffkassetten errechneten mittleren betriebsbedingten Konzentrationsverhältnisse. Die „Unsicherheitsbereiche" der beiden Verhältnisse ¹³⁴CS/¹³⁷Cs und ¹³⁴CS/¹³⁶Cs werden, wie bereits bekannt, aus der Streuung der Meßwerte, dem Fehler des Rechenprogrammes und der Ungleichmäßigkeit des Abbrandes innerhalb einer Kassette bestimmt.

Eine andere Variante des Verfahrens ergibt sich daraus, daß für jedes einzelne Brennelement die mittleren betriebsbedingten Konzentrationsverhältnisse ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs und ¹³⁴Cs/¹³⁶Cs berechnet und mit den Meßwerten verglichen werden. Hierbei werden die schadensverdächtigeri Brennelemente selbst ermittelt. Schadensverdächtig sind diejenigen, deren rechnerisch bestimmte mittlere betriebsbedingte Verhältnisse ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs und ¹³⁴Cs/^l36Cs innerhalb der Intervalle ¹Q₃₇-Ul₇ ^ Q₃₇ ^Qj₇+ Uj₇' ;

sowie Q₃₆ - U^₆ < Q₃₆ < Q₃₆ + Ul₆ ' , ; . ,

liegen. '

U^x ist dabei kleiner als U, denn es setzt sich nur aus der Streuung der Meßwerte^und dem Fehler des Rechnerprogramms zusammen. . . ®

Da die Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor nicht brennelementweise, sondern kassettenweise erfolgt, müssen nach dieser Variante noch mit Hilfe eines speziellen „Sortierprogramms" die Kassetten ermittelt werden, in denen sich die schadensverdächtigen Brennelemente befinden.

Bei LWR ist es vorteilhaft, dem Verfahren nicht die ¹³⁴Cs-, ¹³⁶Cs- und ¹³⁷Cs-Aktivitätsniveaus im Primärwasser bei Normalbetrieb des Reaktors zugrunde zu legen, sondern diejenigen, die währerfd und kurz nach Reaktorabschaltungen oder Leistungseinsenkungen gemessen werden. Während derartiger Betriebsphasen werden durch eindringendes Wasser große Mengen der sehr leicht wasserlöslichen Cäsiumverbindungen aus dem Kompensationsspalt defekter Brennelemente herausgespült. \ . '' .

Normalerweise wird man den anläßlich des Abfahrens zum Umladestillstand,des Reaktors erfolgenden Cäsiumauswurf in das Primärwasser für die Lokalisierung der Defektkassetten nutzen.

Will man aus bestimmten Gründen auch die Cäsiumauswürfe bei/früheren Abfahrvorgängen oder Leistungseinsenkungen mit heranziehen, so ist eine Voraussetzung, daß sich der Schadenszustand der Brennelemente in der Zeit zwischen Vorlokaiisation und Umladestillstand nicht mehr verändert hat. Dies kann anhand der Ergebnisse der Brennelementkontrolle bei Leistungsbetrieb auf der Grundlage der Jodisotope im Primärkühlwasser kontrolliert werden. -

Ausführungsbeispiel,

Die Erfindung wird nachfolgend an einem Ausführungsbeispiel näher erläutert.

Durch die Brennelementkontrolle bei Leistungsbetrieb,'insbesondere anhand der Isotope ¹³¹J, ¹³²J, ¹³³J, ¹³⁴J und ¹³⁵J, wird bei einem DWR festgestellt, daß in stärkerem Maße Brennelementdefekte vorliegen und die Durchführung einer Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor während des bevorstehenden Umladestillstandes zwecks Aussonderung der Defektkassetten als ratsam erscheint. Während des planmäßigen Abfahrens zum Umladestillstand und in den ersten drei Tagen danach werden dem Primärkühlmittel in folgendem Rhythmus Proben entnommen:

— 1. bis 2.Stunde nach Beginn Leistungseinsenkung: alle 15min

— 3. bis 10.Stunde nach Beginn Leistungseinsenkung: alle 30min

— 11. bis24.Stundenach Beginn Leistungseinsenkung: alle2h

— 2. bis 3.Tag nach Beginn Leistungseinsenkung: alle 8h .

Die Proben werden durch Filtrieren über Membranfilter von ungelösten Bestandteilen (Crud) befreit und mit Salpetersäure angesäuert. * , ₍

Anschließend saugt man sie über eine dünne Schicht Ammoniummolybdatophosphat, das sich in einer Filterpatrone befindet. Das Spaltcäsium scheidet sich quantitativ ab. Die beladenen Filterpatronen werder^mittels hochauflösenden γ-Spektrometers mit Ge(Li)-Detektor auf i,hren Gehalt an ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs und ¹³⁷Cs untersucht. Nach den üblichen Verfahren werden der Mittelwert und die Streuung der spezifischen Primärwasserkonzentrationen dieser drei Nuklide sowie der Quotienten Q₃₇ und Q₃₆ ermittelt. . : . ' , , ^l

Parallel dazu wird für jede Brennstoffkassettedes Reaktors anhand des Leistungsdiagrammes sowie der Steuerabfahrfolge dieses Reaktors über bekannte Näherungsgleichungen das mittlere Konzentrationsverhältnis ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs im Brennstoff zum Zeitpunkt der Reaktcyabschaltung errechnet.

Aus der Streuung der Meßwerte, dem Fehler der NäheVungsgleichungen und der maximalen Ungleichmäßigkeit des Abbrandes innerhalb einer Kassette wird über bekannte Gleichungen der „Unsicherheitsbereich"

Q₃₇ - U₃₇ < Q₃₇ < Q₃₇ -ι- U₃₇ des Verhältnisses /¹³⁴CsZ¹³⁷Cs ermittelt.

Alle Kassetten mit einem errechneten Konzentrationsverhältnis ¹³⁴CS/¹³⁷Cs in diesem Bereich sind schadensverdächtig. Für diese Kassetten wird nun auf der Grundlage des Leistungsdiagrammes und der Steuerstabfahrfolge des Reaktors rechnerisch da.s mittlere Konzentrationsverhältnis ¹³⁴Cs/¹³⁶Cs im Brennstoff bestimmt. - , '

Analog zum ersten Verhältnis wird der „Unsicherheitsbereich" Q₃₆ - U₃₆ S Q₃₃ < Q₃₆ + U₃₆ für ¹³⁴Cs/¹³⁶Cs berechnet. Als schadensverdächtig werden einschränkend nur die Brennstoffkassetten lokalisiert, dereaerrechnete Konzentrationsverhältnisse ¹³⁴Cs/¹³⁶Cs auch im „Unsicherheitsbereich" des Konzentrationsverhältnisses ¹³⁴Cs/¹³⁶Cs liegen.

Claims

Erfindungsanspruch: .

Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bei Reaktorbetrieb, bei dem das mittlere Konzentrationsverhältnis ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs aus Messungen der ¹³⁴Cs- und ¹³⁷Cs-Konzentrationen im Primärkühlmittel mit dem zugehörigen „Unsicherheitsbereich" bestimmt wird und die Brennstoffkassetten als schadensverdächtig lokalisiert werden, bei denen die anhand von Näherungsgleichungen errechneten mittleren betriebsbedingten Konzentrationsverhältnisse ¹³⁴Cs/ ¹³⁷Cs der Brennstoffkassetten oder der Brennelemente im Unsicherheitsbereich des aus Messungen bestimmten Konzentratiqpsverhältnisses ¹³⁴Cs/¹³⁷Cs liegen, dadurch gekennzeichnet, daß zusätzlich das mittlere Konzentrationsverhältnis ¹³⁴Cs/'³⁶Cs aus Messungen der ¹³⁴Cs- und ¹³⁶Cs-Konzentratiönen im Prjmärkühlmittel bestimmt und zur Einengung des Unsicherheitsbereiches herangezogen wird.