DD217066A1 - Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb - Google Patents
Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb Download PDFInfo
- Publication number
- DD217066A1 DD217066A1 DD83251498A DD25149883A DD217066A1 DD 217066 A1 DD217066 A1 DD 217066A1 DD 83251498 A DD83251498 A DD 83251498A DD 25149883 A DD25149883 A DD 25149883A DD 217066 A1 DD217066 A1 DD 217066A1
- Authority
- DD
- German Democratic Republic
- Prior art keywords
- fuel
- cassettes
- reactor
- defective
- concentration
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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 . ' ;.
• CCs- 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. "
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. '
Ux 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. -
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 (1)
- 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.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DD83251498A DD217066A1 (de) | 1983-05-31 | 1983-05-31 | Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DD83251498A DD217066A1 (de) | 1983-05-31 | 1983-05-31 | Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DD217066A1 true DD217066A1 (de) | 1985-01-02 |
Family
ID=5547774
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DD83251498A DD217066A1 (de) | 1983-05-31 | 1983-05-31 | Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
DD (1) | DD217066A1 (de) |
-
1983
- 1983-05-31 DD DD83251498A patent/DD217066A1/de not_active IP Right Cessation
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2903050A1 (de) | Verfahren und anordnung zur bestimmung der zufallskoinzidenzzaehlrate bei verwendung eines mit wenigstens zwei detektoren in koinzidenzzaehlbetrieb arbeitenden szintillationszaehlers | |
DE2236252A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur ermittlung von fehlern in der brennstoffversorgung eines kernreaktors | |
US4764335A (en) | Method and apparatus for diagnosing breached fuel elements | |
DE2805568A1 (de) | Geraet und verfahren zur ueberwachung des ausgangs eines neutronendetektors | |
DD217066A1 (de) | Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen bei reaktorbetrieb | |
DE1589444C3 (de) | Verfahren zur Messung des Dampf gehalts eines durch Brennelementkanale im Reaktorkern eines Kernreaktors ge leiteten Kuhlmittels | |
DE2454970A1 (de) | Verfahren zum lokalisieren eines leckenden brennstoffelements in einem leistungsreaktor der schnellbrueterbauart | |
DE2700952B1 (de) | Verfahren zur Identifikation undichter Komponenten aus einem Vielkomponentensystem | |
US4033813A (en) | Method of detecting leakage of reactor core components of liquid metal cooled fast reactors | |
DE2328283C3 (de) | Verfahren zum Bestimmen des Anteils von Brennstoffteilchen mit defekter Umhüllung in einem Brennstoffelement für Kernreaktoren | |
DE1489685C3 (de) | Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften | |
DD234102A1 (de) | Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen | |
DD256775A1 (de) | Verfahren zur lokalisation von groesseren brennelementdefekten bei reaktorbetrieb | |
Kania et al. | Irradiated-Microsphere Gamma Analyzer (IMGA): an integrated system for HTGR coated particle fuel performance assessment | |
DE2540708A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns | |
McCormick et al. | Gas Tag Identification of Failed Fuel–I. Synergistic Use of Inert Gases | |
DD254458A1 (de) | Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen | |
DE2931336C2 (de) | Verfahren zum Erkennen von Undichtigkeiten in Brennstoffumhüllungen abgebrannter Kernreaktor-Brennelemente und Inspektionsbehälter zur Durchführung des Verfahrens | |
DE3322358A1 (de) | Verfahren zur feststellung ausgefallener kernbrennstaebe | |
DE1489743B1 (de) | Messanordnung zum Feststellen und Lokalisieren von Schaeden an den Huelsen der Brennstoffelemente eines Kernreaktors mit Gas als Kuehlmittel und Verfahren zu ihrem Betrieb | |
DE1215268B (de) | Verfahren zum Nachweis von undichten Brennelementen in Kuehlkanaelen von Kernreaktoren | |
Greening | 244Cm contributions to the alpha source term of CANDU reactors | |
DD300878A5 (de) | Verfahren zur Bestimmung des Dichtheitszustandes von Brennelementhüllen bei Reaktorbetrieb | |
DE2037796C3 (de) | Einrichtung zur Messung radioaktiver Spalt- und Korrosionsprodukte in Kernreaktorkreislä ufen | |
EP4202500A1 (de) | Bewertung von radionuklidverhältnissen |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
ENJ | Ceased due to non-payment of renewal fee |