DD234102A1 - METHOD FOR LOCALIZING FUEL CASSETTES WITH DEFECTIVE FUEL ELEMENTS - Google Patents
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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.The invention relates to a method for the localization of fuel cassettes with defective fuel assemblies during reactor operation. It is preferably applicable for light water reactors and also for reactors with other coolants. The aim and object is to provide a method for the localization of fuel cartridges with defective fuel assemblies in reactor operation, which is based on the radiometric measurement technology and with which it is possible to reduce the number of fuel cassettes to be tested with the reactor open, so that the downtime of the Be shortened reactor. This is achieved by determining the mean concentration ratio 85 Kr / 133 Xe from measurements of the 85 Kr and 133 Xe concentrations in the primary refrigerant with the associated "uncertainty range" and localizing the fuel cassettes as suspected of damage, where the calculated average operating concentration ratios 85 Kr / 133 Xe in the fuel of the fuel cassettes or of the individual fuel elements in the "uncertainty range" of the determined from measurements in Primaerkuehlmittel average concentration ratios 85 Kr / 133 Xe.
Description
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.The invention relates to a method for localizing fuel cassettes with defective fuel assemblies during reactor operation, preferably for light water reactors. In addition, it is also applicable to reactors with other coolants.
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.As is known, the fission product concentration in the primary water is regularly determined during the operation of a light water reactor in order to draw conclusions about the tightness state of the fuel element sheaths. If this indirect fuel control during power operation points to significant fuel element defects, a search of the fuel cassettes with the defective fuel elements by a fuel assembly control with an open reactor during the subsequent transhipment standstill is necessary.
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.From Lusanova, L.M., et. al .; Nuclear Energy 26 (1983) 20 is known to perform this fuel control using a Pennals and a thermally sealed small test circuit. In this test circuit there is activity-free circulating water, in which in the presence of defective fuel cleavage products are detected. Such tests in an open reactor have the distinct disadvantage that they cause an extension of the Umladestillstandes the power plant block and thus it comes to high economic losses due to the stoppage of the power plant block.
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).Furthermore, it is known, especially in light-water reactors, to carry out a pre-localization of the fuel cassettes with defective fuel elements already during reactor operation by determining the concentration ratio of the fission product isotopes 134 Cs and 137 Cs in the primary water and concluding from this ratio on the burn-up of the defect cassettes ( Beraha, R., et al., Nuclear Technol. 49 [1980] 426). This VorloKalisation is performed so that for each fuel cartridge of a reactor based on the performance diagram and the Steuerstabfahrfolge this reactor via known approximation equations the mean concentration ratio 134 Cs / 137 Cs calculated in the fuel at the time of pre-localization and with the measured concentration ratio 134 Cs / 137 Cs in the primary water is compared. However, it must be taken into account that both the calculated values and the measured values are faulty. This is due to the fact that the measured values of the 134 Cs and 137 Cs activity show a considerable scattering (scatter of the measured values).
— daß das Cäsiumverhältnis nicht exakt berechnet werden kann, da seiner Bestimmung Näherungsgleichungen zugrunde gelegt werden (Fehler des Rechenprogrammes).- That the cesium ratio can not be calculated exactly, since its determination is based on approximate equations (errors of the computer program).
- daß der Abbrand des defekten Brennelementes nicht genau dem mittleren errechneten Abbrand der Brennstoffkassetten entspricht (Ungleichmäßigkeit des Abbrandes).- That the burnup of the defective fuel assembly does not correspond exactly to the average calculated burnup of the fuel cassettes (unevenness of the burnup).
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.The so-called "uncertainty" of the ratio 134 Cs / 137 Cs is determined from the scattering of the measured values, the error of the computer program and the unevenness of the burnup.This uncertainty is assigned to the measured cesium ratio and the associated "uncertainty range" is determined.
Cl37-U37SG37SQ37-HU37 Cl 37 -U 37 SG 37 SQ 37 -HU 37
mitWith
n _CCs-134 n _ C Cs -134
°37"C—137° 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).The open reactor reactor element control may then be limited to the fuel cassettes whose burnup and power dependent concentration ratios are close to (134) "Cs / 137 Cs" (in the "uncertainty range") of the measured concentration ratio The number of fuel cassettes to be controlled is by this procedure relatively high (about 50% of all fuel cassettes).
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 derIn order to reduce this number, it has been proposed in WP G 21 C / 251498 3 to determine the concentration ratio of the fission product isotopes 134 Cs and 136 Cs in the primary water of a reactor by γ-spectrometry and, in parallel, from the performance diagram and the control-bed method of this reactor via known approximation equations burn-up and performance-dependent concentration ratio of 134 Cs / 136 Cs in the fuel of all fuel cassettes to calculate. The reactor control in the open reactor are only subjected to those fuel cassettes, in which the basis of
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.Approximate equations calculated the mean concentration ratios 134 Cs / 137 Cs and 134 Cs / 136 Cs of the fuel cassettes within both "uncertainty ranges" of the concentration ratios 134 Cs / 137 Cs measured from γ-spectrometric measurements of the 134 Cs, 136 Cs and 137 Cs activities in the primary water and 134 Cs / 136 Cs lie.
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.However, such a procedure is known from Cubicciotti, D., et. al .; American Nuclear Soc. 1977 known that the emerging from the fuel column of a fuel element cesium is from the defective fuel element into the primary water in stationary reactor operation only from the immediate vicinity of the site of the defect. Thus, the cesium ratios in the primary water correspond to the local burnup of the defective fuel element. In unfavorable cases, z. B. Endstop damage, this may differ greatly from the average burnup and the application of Vorlokalisation can lead to the classification of the defective fuel element in a wrong burning group.
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.This can be prevented that the pre-localization is not based on the cesium concentration in the primary water at steady state operation of the reactor but the cesium concentration during or shortly after power transients.
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.In addition, it is known to locate defective fuel assemblies in reactor operation by determining the Korizentrationsverhältnis of the naturally occurring in the cleavage xenon isotopes 128Xe / 134Xe and 130Xe, 134Xe (FR-PS 780231) or 134Xe / 133Xe (US-PS 417652) in the primary coolant ,
Die Brennelementkontrolle bei offenem Reaktor kann sich dann auf die Kassetten beschränken, deren Abbrandwert in der Nähe der Konzentrationsverhältnisse der Xenonisotope liegt.The open-reactor fuel control can then be limited to the cassettes whose burnup value is close to the concentration ratios of the xenon isotopes.
Alle bekannten Lokalisationsverfahren, basierend auf den Spaltedelgasverhältnissen, haben den Nachteil, daß ihre Bestimmung nur mit Hilfe eines kostenaufwendigen Massenspektrometers realisiert werden können.All known localization methods, based on the Spaltedelgasverhältnissen, have the disadvantage that their determination can be realized only with the aid of a costly mass spectrometer.
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.The object of the invention is to provide a method for the localization of fuel assemblies with defective fuel assemblies, with which it is possible to reduce the number of fuel cassettes to be tested with the reactor open, so that the downtime of the reactor can be shortened.
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.The invention has for its object to provide a method for the localization of fuel cartridges with defective fuel assemblies in reactor operation, which is applicable in stationary normal operation of the reactor without restrictions and based on the radiometric measurement technique.
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.According to the invention the object is achieved in that at reactor intervals at regular intervals, preferably once a week, gas samples are taken from the primary water of the reactor and γ-spectrometrically measured to 133 Xe.
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.Subsequently, the krypton is separated from the other constituents by a fractional distillation. This krypton fraction then stands for several days to allow the 85 m Kr, 87 Kr and 88 Kr to decay. Thereafter, the 85 Kr γ-spectrometry is determined.
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.It is still possible, without fractional distillation to reach 85 Kr. In this possibility, the entire gas sample is allowed to stand for 25 to 30 days after the 133Xe determination, so that all short-lived gas activities have subsided.
Danach kann dann das 85 Kr, wie oben beschrieben, γ-spektrometrisch bestimmt werden.Thereafter, the 85 Kr can then be determined γ-spectrometrically as described above.
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.The concentration ratio 85 Kr / 133 Xe is then formed from these γ-spectrometric measurements. Parallel to these measurements, the mean concentration ratio 85 Kr / 133 Xe in the fuel is calculated at regular intervals, preferably once a week, using the performance diagram and the control sequence using known approximation equations.
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.Thereafter, the uncertainty range of the measured concentration ratios 85 Kr / 133 Xe is determined and compared with the calculated concentration ratio. In this case, the fuel cassettes are then localized as suspected of damage, the calculated concentration ratio is in the uncertainty range of the measured concentration ratio.
Der Unsicherheitsbereich der gemessenen Konzentrationsverhältnisse wird über bekannte Gleichungen ermittelt.The uncertainty range of the measured concentration ratios is determined by known equations.
Ausführungsbeispielembodiment
Die Erfindung soll anhand eines Ausführungsbeispiels, z. B. der Lokalisation von Brennstoffkassetten mit defekten Brennelementen an einem Druckwasserreaktor, näher erläutert werden.The invention is based on an embodiment, for. As the location of fuel cassettes with defective fuel to a pressurized water reactor will be explained in more detail.
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.For the localization of defective fuel at regular intervals, z. B. once a week, gas samples taken from the primary water. These samples are γ-spectrometrically measured to 133 Xe and then the krypton (Kr) is separated from the other constituents by fractional distillation by chemical means, then the krypton fraction remains for one to two days to the 85 m Kr, 87 Kr and 88 Let Kr fade away. Subsequently, the 85 Kr is determined by γ-spectrometry on the basis of its 514 KeV photoline, so that the average concentration ratio 85 Kr / 133 Xe in the primary water is obtained.
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 UnsicherheitsbereichIn parallel, for each fuel assembly of the reactor at regular intervals, for. B. once a week, based on the performance diagram and the control sequence of this reactor via known approximation equations the average concentration ratio 85 Kr / 133 Xe calculated in the fuel. Thereafter, the uncertainty range then becomes known via known equations
ÜSG - USG < ÜSG < ÜSG + USG ,, mitÜ SG - U SG <Ü SG <Ü SG + U SG ,, with
des gemessenen Konzentrationsverhältnisses 85 Kr/133 Xe im Primärwasser für bestimmte Kampagneabschnitte ermittelt.of the measured concentration ratio 85 Kr / 133 Xe in primary water for certain campaign sections.
Es bedeuten dabei:It means:
QSG = Quotient der Konzentration der SpaltisotopeQ SG = quotient of the concentration of the gap isotopes
Ce4Kr = Konzentration des KryptonisotopsCe4Kr = concentration of krypton isotope
Ci33Xe = Konzentration des XenonisotopsCi33Xe = concentration of the xenon isotope
Q"SG = Mittelwert von ÜSG Q " SG = mean value of Ü SG
USG = Unsicherheit des Konzentrationsverhältnisses 85 Kr/133 XeU SG = uncertainty of the concentration ratio 85 Kr / 133 Xe
Diese Unsicherheit des Konzentrationsverhältnisses wird aus der Streuung der Meßwerte, dem Fehler des Rechenprogrammes undThis uncertainty of the concentration ratio is determined by the scatter of the measured values, the error of the computer program and
— O — Ii - O - II
Alle Brennstoffkassetten mit einem errechneten Konzentrationsverhältnis 85 Kr/133 Xe innerhalb dieses Unsicherheitsbereiches sind schadensverdächtig.All fuel cassettes with a calculated concentration ratio of 85 Kr / 133 Xe within this uncertainty range are susceptible to damage.
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.At the end of the reactor campaign, the concentration ratios 134 Cs / 137 Cs and 134 Cs / 136 Cs are determined in the known manner during and shortly after the power transient caused by the reactor shutdown.
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.Determination of open-reactor fuel cartridges is based on the 85 Kr / 133 Xe concentration ratio prior to reactor shutdown and the 134 Cs / 137 Cs and 134 Cs / 136 Cs concentration ratios during and shortly after the power transient.
Claims (2)
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| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DD85272549A DD234102A1 (en) | 1985-01-14 | 1985-01-14 | METHOD FOR LOCALIZING FUEL CASSETTES WITH DEFECTIVE FUEL ELEMENTS |
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| DD234102A1 true DD234102A1 (en) | 1986-03-19 |
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| DD (1) | DD234102A1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0677853A1 (en) * | 1994-04-15 | 1995-10-18 | General Electric Company | System for detection of defective nuclear fuel rod |
| EP0677852A1 (en) * | 1994-04-15 | 1995-10-18 | General Electric Company | System for krypton-xenon concentration, separation and measurement |
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1985
- 1985-01-14 DD DD85272549A patent/DD234102A1/en unknown
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP0677853A1 (en) * | 1994-04-15 | 1995-10-18 | General Electric Company | System for detection of defective nuclear fuel rod |
| EP0677852A1 (en) * | 1994-04-15 | 1995-10-18 | General Electric Company | System for krypton-xenon concentration, separation and measurement |
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