DD234102A1

DD234102A1 - Verfahren zur lokalisation von brennstoffkassetten mit defekten brennelementen

Info

Publication number: DD234102A1
Application number: DD85272549A
Authority: DD
Inventors: Harald Mueller; Harald Zaenker; Dieter Legler; Hartmut Venz; Reinhard Berndt
Original assignee: Ve Kom Kernkraftwerke B Leusch
Priority date: 1985-01-14
Filing date: 1985-01-14
Publication date: 1986-03-19

Abstract

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bei Reaktorbetrieb. Sie ist vorzugsweise fuer Leichtwasserreaktoren und darueber hinaus auch fuer Reaktoren mit anderen Kuehlmitteln anwendbar. Ziel und Aufgabe bestehen darin, ein Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bei Reaktorbetrieb zu schaffen, dass auf der radiometrischen Messtechnik beruht und mit dem es moeglich ist, die Anzahl der zu pruefenden Brennstoffkassetten bei offenem Reaktor zu verringern, so dass die Stillstandszeiten des Reaktors verkuerzt werden. Dies wird dadurch erreicht, dass man das mittlere Konzentrationsverhaeltnis 85 Kr/133 Xe aus Messungen der 85 Kr- und 133 Xe-Konzentrationen im Primaerkuehlmittel mit den zugehoerigen "Unsicherheitsbereich" bestimmt und die Brennstoffkassetten als schadensverdaechtig lokalisiert, bei denen die errechneten mittleren betriebsbedingten Konzentrationsverhaeltnisse 85 Kr/133 Xe im Brennstoff der Brennstoffkassetten oder auch der einzelnen Brennelemente im "Unsicherheitsbereich" des aus Messungen im Primaerkuehlmittel bestimmten mittleren Konzentrationsverhaeltnisse 85 Kr/133 Xe liegen.

Description

Anwendungsgebiet der Erfindung

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bei Reaktorbetrieb, vorzugsweise für Leichtwasserreaktoren. Darüber hinaus ist sie auch für Reaktoren mit anderen Kühlmitteln anwendbar.

Charakteristik der bekannten technischen Lösungen

Bekanntlich wird während des Betriebes eines Leichtwasserreaktors regelmäßig die Spaltproduktkonzentration im Primärwasser bestimmt, um Schlußfolgerungen über den Dichtheitszustand der Brennelementhüllrohre ziehen zu können. Weist diese indirekte Brennelementenkontrolle bei Leistungsbetrieb auf wesentliche Brennelementdefekte hin, so ist eine Suche der Brennstoffkassetten mit den defekten Brennelementen durch eine Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor während des nachfolgenden Umladestillstandes notwendig.

Aus Lusanova, L. M., et. al.; Kernenergie 26 (1983) 20 ist bekannt, diese Brennelementkontrolle mit Hilfe eines Pennals und eines thermisch abgeschlossenen kleinen Prüfkreislaufes durchzuführen. In diesem Prüfkreislauf befindet sich aktivitätsfreies Kreislaufwasser, in dem bei Vorhandensein defekter Brennelemente Spaltprodukte nachgewiesen werden. Derartige Prüfungen bei offenem Reaktor haben den entscheidenden Nachteil, daß sie eine Verlängerung des Umladestillstandes des Kraftwerksblockes bewirken und es somit zu hohen ökonomischen Verlusten aufgrund des Stillstandes des Kraftwerksblockes kommt.

Desweiteren ist es, insbesondere bei Leichtwasserreaktoren, bekannt, eine Vorlokalisation der Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bereits bei Reaktorbetrieb vorzunehmen, indem man γ-spektrometrisch das Konzentrationsverhältnis der Spaltproduktisotope 134 Cs und 137 Cs im Primärwasser bestimmt und aus diesem Verhältnis auf den Abbrand der Defektkassetten schließt (Beraha, R., et. al.; Nuclear Technol. 49 [1980] 426). Diese VorloKalisation wird so durchgeführt, daß für jede Brennstoffkassette eines Reaktors anhand des Leistungsdiagrammes sowie der Steuerstabfahrfolge dieses Reaktors über bekannte Näherungsgleichungen das mittlere Konzentrationsverhältnis 134 Cs/137 Cs im Brennstoff zum Zeitpunkt der Vorlokalisation errechnet und mit dem gemessenen Konzentrationsverhältnis 134 Cs/137 Cs im Primärwasser verglichen wird. Es muß aber berücksichtigt werden, daß sowohl die Rechenwerte, als auch die Meßwerte fehlerbehaftet sind. Dies ist darauf zurückzuführen, —daß die Meßwerte der 134 Cs- und 137 Cs-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 Rechenprogrammes).

- daß der Abbrand des defekten Brennelementes nicht genau dem mittleren errechneten Abbrand der Brennstoffkassetten entspricht (Ungleichmäßigkeit des Abbrandes).

Aus der Streuung der Meßwerte, dem Fehler des Rechenprogrammes und der Ungleichmäßigkeit des Abbrandes wird die sogeannnte „Unsicherheit" des Verhältnisses 134 Cs/137 Cs ermittelt. Diese Unsicherheit wird dem gemessenen Cäsiumverhältnis zugeordnet und der zugehörige „Unsicherheitsbereich" bestimmt.

Cl₃₇-U₃₇SG₃₇SQ₃₇-HU₃₇

mit

_n _C_Cs-134

°³⁷"C—137

Die Bre.inelementkontrolle bei offenem Reaktor kann sich dann auf die Brennstoffkassetten beschränken, deren abbrand- und leistungsabhängige Konzentrationsverhältnisse 134 Cs/137 Cs in der Nähe (im „Unsichsrheitsbereich") des gemessenen Konzentrationsverhältnisses liegt. Die Anzahl der zu kontrollierenden Brennstoffkassetten ist bei dieser Verfahrensweise relativ hoch (etwa 50% aller Brennstoffkassetten).

Um diese Anzahl zu reduzieren ist in dem WP G 21 C/251498 3 vorgeschlagen, γ-spektrometrisch das Konzentrationsverhältnis der Spaltproduktisotope 134 Cs und 136 Cs im Primärwasser eines Reaktors zu bestimmen und parallel dazu aus dem Leistungsdiagramm und der Steuerstabfahrweise dieses Reaktors über bekannte Näherungsgleichungen das abbrand- und leistungsabhängige Konzentrationsverhältnis 134 Cs/136 Cs im Brennstoff aller Brennstoffkassetten zu errechnen. Der Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor werden nur diejenigen Brennstoffkassetten unterzogen, bei denen die anhand der

Näherungsgleichungen errechneten mittleren Konzentrationsverhältnisse 134 Cs/137 Cs und 134 Cs/136 Cs der Brennstoffkassetten innerhalb beider „Unsicherheitsbereiche" der aus γ-spektrometrischen Messungen der 134 Cs-, 136 Cs- und 137 Cs-Aktivitäten im Primärwasser gemessenen Konzentrationsverhältnisse 134 Cs/137 Cs und 134 Cs/136 Cs liegen.

Zu einer solchen Verfahrensweise ist jedoch aus Cubicciotti, D., et. al.; American Nuclear Soc. Topical Meeting on Water Reactor Euel Performance, St. Charles 1977 bekannt, daß die aus der Brennstoff säule eines Brennelementes austretenden Cäsiumistope aus dem defekten Brennelement in das Primärwasser erfolgt bei stationärem Reaktorbetrieb nur aus der unmittelbaren Nähe des Defektortes. Damit entsprechen die Cäsiumverhältnisse im Primärwasser dem lokalen Abbrand des defekten Brennelementes. In ungünstigen Fällen, z. B. bei Endstopfenschäden, kann dieser stark vom mittleren Abbrand abweichen und die Anwendung der Vorlokalisation kann zur Einordnung des defekten Brennelementes in eine falsche Abbrandgruppe führen.

Dieses kann dadurch verhindert werden, daß dem Vorlokalisationsverfahren nicht die Cäsiumkonzentration im Primärwasser bei stationärem Normalbetrieb des Reaktors sondern die Cäsiumkonzentration während oder kurz nach Leistungstransienten zugrunde gelegt wird.

Darüber hinaus ist es bekannt, defekte Brennelemente bei Reaktorbetrieb zu lokalisieren, indem man das Korizentrationsverhältnis der bei der Spaltung natürlich entstehenden Xenonisotope 128Xe/134Xe sowie 130Xe, 134Xe (FR-PS 780231) oder 134Xe/133Xe (US-PS 417652) im Primärkühlmittel bestimmt.

Die Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor kann sich dann auf die Kassetten beschränken, deren Abbrandwert in der Nähe der Konzentrationsverhältnisse der Xenonisotope liegt.

Alle bekannten Lokalisationsverfahren, basierend auf den Spaltedelgasverhältnissen, haben den Nachteil, daß ihre Bestimmung nur mit Hilfe eines kostenaufwendigen Massenspektrometers realisiert werden können.

Ziel der Erfindung

Das Ziel der Erfindung besteht darin, ein Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen zu schaffen, mit dem es möglich ist, die Anzahl der zu prüfenden Brennstoffkassetten bei offenem Reaktor zu verringern, so daß die Stillstandszeiten des Reaktors verkürzt werden.

Darlegung des Wesens der Erfindung

Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bei Reaktorbetrieb zu schaffen, das bei stationärem Normalbetrieb des Reaktors ohne Einschränkungen anwendbar ist und auf der radiometrischen Meßtechnik beruht.

Erfindungsgemäß wird die Aufgabe dadurch gelöst, daß bei Reaktorbetrieb in regelmäßigen Abständen vorzugsweise einmal pro Woche, Gasproben aus dem Primärwasser des Reaktors entnommen und γ-spektrometrisch auf 133 Xe ausgemessen werden.

Anschließend wird durch eine fraktionierte Destillation das Krypton von den übrigen Bestandteilen abgetrennt Diese Kryptonfraktion bleibt dann mehrere Tage stehen, um das 85 m Kr, 87 Kr und 88 Kr abklingen zu lassen. Danach wird dann das 85 Kr γ-spektrometrisch bestimmt.

Es besteht weiterhin die Möglichkeit, ohne fraktionierte Destillation zum 85 Kr zu gelangen. Bei dieser Möglichkeit läßt man die gesamte Gasprobe nach der 133Xe-Bestimmung 25 bis 30 Tage stehen, so daß alle kurzlebigen Gasaktivitäten abgeklungen sind.

Danach kann dann das 85 Kr, wie oben beschrieben, γ-spektrometrisch bestimmt werden.

Aus diesen γ-spektrometrischen Messungen wird dann das Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe gebildet. Parallel zu diesen Messungen wird in regelmäßigen Abständen, vorzugsweise einmal pro Woche, anhand des Leistungsdiagrammes sowie der Steuerabfolge über bekannte Näherungsgleichungen das mittlere Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe im Brennstoff errechnet.

Danach wird der Unsicherheitsbereich der gemessenen Konzentrationsverhältnisse 85 Kr/133 Xe bestimmt und mit dem errechneten Konzentrationsverhältnis verglichen. Dabei werden dann die Brennstoffkassetten als schadensverdächtig lokalisiert, deren errechnetes Konzentrationsverhältnis im Unsicherheitsbereich des gemessenen Konzentrationsverhältnisses liegt.

Der Unsicherheitsbereich der gemessenen Konzentrationsverhältnisse wird über bekannte Gleichungen ermittelt.

Ausführungsbeispiel

Die Erfindung soll anhand eines Ausführungsbeispiels, z. B. der Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen an einem Druckwasserreaktor, näher erläutert werden.

Zur Lokalisation defekter Brennelemente werden in regelmäßigen Abständen, z. B. einmal pro Woche, Gasproben aus dem Primärwasser entnommen. Diese Proben werden γ-spektrometrisch auf 133 Xe ausgemessen und anschließend wird durch fraktionierte Destillation auf chemischen Wege das Krypton (Kr) von den übrigen Bestandteilen abgetrennt, danach bleibt die Kryptonfraktion ein bis zwei Tage stehen, um das 85 m Kr, 87 Kr und 88 Kr abklingen zu lassen. Darauffolgend wird dann das 85 Kr anhand seiner 514-KeV-Photolinie γ-spektrometrisch bestimmt, so daß man das mittlere Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe im Primärwasser erhält.

Parallel dazu wird für jede Brennstoffkassette des Reaktors in regelmäßigen Abständen, z. B. einmal pro Woche, anhand des Leistungsdiagrammes sowie der Steuerabfahrfolge dieses Reaktors über bekannte Näherungsgleichungen das mittlere Konzentiationsverhältnis 85 Kr/133 Xe im Brennstoff errechnet. Danach wird dann über bekannte Gleichungen der Unsicherheitsbereich

Ü_SG - U_SG < Ü_SG < Ü_SG + U_SG ,, mit

des gemessenen Konzentrationsverhältnisses 85 Kr/133 Xe im Primärwasser für bestimmte Kampagneabschnitte ermittelt.

Es bedeuten dabei:

Q_SG = Quotient der Konzentration der Spaltisotope

Ce4Kr = Konzentration des Kryptonisotops

Ci33Xe ⁼ Konzentration des Xenonisotops

Q"_SG = Mittelwert von Ü_SG

U_SG = Unsicherheit des Konzentrationsverhältnisses 85 Kr/133 Xe

Diese Unsicherheit des Konzentrationsverhältnisses wird aus der Streuung der Meßwerte, dem Fehler des Rechenprogrammes und

— O — Ii

Alle Brennstoffkassetten mit einem errechneten Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe innerhalb dieses Unsicherheitsbereiches sind schadensverdächtig.

Am Ende der Reaktorkampagne werden in der bekannten Weise während und kurz nach der durch das Reaktorabfahren verursachten Leistungstransiente die Konzentrationsverhältnisse 134 Cs/137 Cs und 134 Cs/136 Cs bestimmt.

Die Festlegung der bei offenem Reaktor zu prüfenden Brennstoffkassetten erfolgt anhand des Konzentrationsverhältnisses 85 Kr/133 Xe vor der Reaktorabschaltung sowie der Konzentrationsverhältnisse 134 Cs/137 Cs und 134 Cs/136 Cs während und kurz nach der Leistungstransiente.

Claims

Erfindungsanspruch:

1. Verfahren zur Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen bei Reaktorbetrieb, gekennzeichnet dadurch, daß man in regelmäßigen Abständen, vorzugsweise einmal pro Woche, Gasproben aus dem Primärwasser des Reaktors entnimmt und diese γ-spektrometrisch auf 133 Xe ausmißt, anschließend durch eine fraktionierte Destillation des Krypton von den übrigen Bestandteilen abtrennt, diese Kryptonfraktion bleibt dann mehrere Tage stehen, um das 85 m Kr, 87 Kr und 88 Kr abklingen zu lassen, darauffolgend wird dann das 85 Kr γ-spektrometrisch bestimmt und das mittlere Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe gebildet, parallel dazu wird für jede Brennstoffkassette des Reaktors in regelmäßigen Abständen, vorzugsweise einmal pro Woche, anhand des Leistungsdiagrammes sowie der Steuerabfolge über bekannte Näherungsgleichungen das mittlere Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe im Brennstoff errechnet, danach wird der Unsicherheitsbereich der gemessenen Konzentrationsverhältnisse bestimmt und mit den errechneten Konzentrationsverhältnissen verglichen, wobei die Brennstoffkassetten als schadensverdächtig lokalisiert werden, deren errechnetes Konzentrationsverhältnis im Unsicherheitsbereich des gemessenen Konzentrationsverhältnisses liegt.
2. Verfahren zur Lokalisierung von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen nach Pkt. 1, gekennzeichnet dadurch, daß der Unsicherheitsbereich der gemessenen Konzentrationsverhältnisse über bekannte Gleichungen bestimmt wird.