DE1106435B - Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren - Google Patents

Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren

Info

Publication number
DE1106435B
DE1106435B DEG27023A DEG0027023A DE1106435B DE 1106435 B DE1106435 B DE 1106435B DE G27023 A DEG27023 A DE G27023A DE G0027023 A DEG0027023 A DE G0027023A DE 1106435 B DE1106435 B DE 1106435B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
coolant
sample
reactor
adsorbent
fuel
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
DEG27023A
Other languages
English (en)
Inventor
Edwin Leopold Zebroski
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
General Electric Co
Original Assignee
General Electric Co
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by General Electric Co filed Critical General Electric Co
Publication of DE1106435B publication Critical patent/DE1106435B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01TMEASUREMENT OF NUCLEAR OR X-RADIATION
    • G01T7/00Details of radiation-measuring instruments
    • G01T7/02Collecting means for receiving or storing samples to be investigated and possibly directly transporting the samples to the measuring arrangement; particularly for investigating radioactive fluids
    • FMECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F01MACHINES OR ENGINES IN GENERAL; ENGINE PLANTS IN GENERAL; STEAM ENGINES
    • F01DNON-POSITIVE DISPLACEMENT MACHINES OR ENGINES, e.g. STEAM TURBINES
    • F01D9/00Stators
    • F01D9/02Nozzles; Nozzle boxes; Stator blades; Guide conduits, e.g. individual nozzles
    • F01D9/04Nozzles; Nozzle boxes; Stator blades; Guide conduits, e.g. individual nozzles forming ring or sector
    • F01D9/042Nozzles; Nozzle boxes; Stator blades; Guide conduits, e.g. individual nozzles forming ring or sector fixing blades to stators
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04Detecting burst slugs
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04Detecting burst slugs
    • G21C17/044Detectors and metering devices for the detection of fission products
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02TCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO TRANSPORTATION
    • Y02T50/00Aeronautics or air transport
    • Y02T50/60Efficient propulsion technologies, e.g. for aircraft

Description

DEUTSCHES
Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung und ein Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren, bei welchen ein fester Stoff so angebracht ist, daß er die von dem schadhaften Brennelement herrührenden radioaktiven Stoffe aufnimmt, und bei denen dieser feste Stoff auf das Vorhandensein radioaktiver Stoffe überprüft wird.
Bei heterogenen Kernreaktoren, in denen die Brennelemente von einem Kühlmittel umspült werden, besteht die Gefahr, daß die Umhüllung der Brennelemente undicht wird und radioaktive Spaltprodukte in das Kühlmittel ausströmen. Zur Vermeidung einer untragbaren radioaktiven Verseuchung des Kühlmittels müssen daher schadhafte Brennelemente festgestellt und ausgewechselt werden, bevor sich die undichten Stellen der Umhüllung erweitern und erhebliche Mengen radioaktiver Spaltprodukte in das Kühlmittel gelangen können.
Normalerweise wird die Radioaktivität des gesamten Kühlmittels ständig überwacht. Es ist bekannt, diese Überwachung mit Hilfe eines im Reaktorkühlwasser befindlichen Anionenaustauschharzes durchzuführen, in dem das normalerweise aus undichten Brennelementen ausströmende radioaktive Spaltprodukt Jod durch ein nicht radioaktives Ion ausgetauscht wird. Durch Messung der Radioaktivität des Kationenaustauschharzes kann man auf die Radioaktivität des gesamten Kühlmittels schließen. Steigt nun die Radioaktivität des gesamten Kühlmittels an, so ist dies ein Zeichen dafür, daß ein oder mehrere Brennelemente des Reaktionskerns schadhaft sind. Die oben beschriebene Überwachungseinrichtung zeigt jedoch nicht an, welches einzelne oder welche einzelnen Brennelemente des aus vielen Brennelementen bestehenden Reaktorkerns schadhaft sind.
Einzelne schadhafte Brennelemente wurden bisher festgestellt, indem man aus jedem Brennelementkanal oder aus bestimmten Gruppen von Brennelementkanälen ständig oder in gewissen zeitlichen Abständen Kühlmittelproben entnahm und außerhalb des Reaktors die Radioaktivität dieser Proben feststellte. Bei diesem Verfahren muß jedoch eine große Anzahl von Probeleitungen durch den Reaktorbehälter hindurchgeführt werden, oder es muß innerhalb des Reaktorbehälters eine Anzahl von Ventilen angebracht werden, die von außen gesteuert werden können und mit deren Hilfe man nacheinander aus den verschiedenen Brennelementkanälen Kühlmittelproben entnehmen kann.
Bei dem vorliegenden Verfahren wird erfindungsgemäß von der an einem gegebenen Brennelement vorbeiströmenden Kühlflüssigkeit eine Probe entnommen und eine von dieser Probe abgetrennte Dampfphase, die Edelgasspaltprodukte enthält, mit einem festen Adsorptionsmittel zusammengebracht, das wenigstens ■·"-:
Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung
schadhafter Brennelemente
in heterogenen Kernreaktoren
Anmelder:
General Electric Company,
Schenectady, N. Y. (V. St. A.)
Vertreter: Dipl.-Ing. M. Licht, Patentanwalt,
München 2, Sendlinger Str. 55
Beanspruchte Priorität:
V. St. v. Amerika vom 13. Mai 1958
Edwin Leopold Zebroski, Los Altos, Calif. (V. St. Α.),
ist als Erfinder genannt worden
einen Teil der radioaktiven Zerfallsprodukte dieser Edelgasprodukte adsorbiert. Prüft man nun das Adsorptionsmittel auf das Vorhandensein von adsorbierten radioaktiven Stoffen, so kann man feststellen, ob sich im entsprechenden Brennelementkanal ein schadhaftes Brennelement befindet.
Normalerweise wird aus jedem Brennelementkanal des Reaktorkerns eine Kühlmittelprobe entnommen und in der eben beschriebenen Weise weiterbehandelt, so daß man sehr leicht die schadhaften Brennelemente im Reaktorkern feststellen kann. Besitzt das Kühlmittel keine Dampfphase, so wird sie durch eine entsprechende Einrichtung hergestellt und dem Adsorptionskörper zugeleitet.
Es kommt sehr selten vor, daß aus einem Brennelement plötzlich eine so große Menge radioaktiver Spaltprodukte ausströmt, daß der Reaktor sofort stillgelegt werden muß. Gewöhnlich entstehen in der Umhüllung eines Brennelementes zunächst nur sehr feine Risse, durch die nur ganz geringe Mengen radioaktiver Spaltprodukte hindurchdiffundieren können. Die Risse erweitern sich im Laufe der Zeit, so daß größere Mengen Spaltprodukte frei werden und die Radioaktivität des gesamten Kühlmittels ansteigt.
Mit Hilfe des vorliegenden Verfahrens ist es nun möglich, die Undichtigkeit eines Brennelementes bereits festzustellen, bevor durch das undichte Brennelement die Radioaktivität des gesamten Kühlmittels meßbar verändert wird. Dies geschieht dadurch, daß die Zerfallsprodukte der aus feinen Rissen der Um-
109580/355
hüllung entweichenden Edelgasspaltprodukte über einen längeren Zeitraum in entsprechenden Adsorptionskörpern angesammelt werden. Bei der turnusmäßigen Stillsetzung des Reaktors werden nun die Adsorptionskörper auf das Vorhandensein von radioaktiven Stoffen geprüft, so daß schadhafte Brennelemente bereits frühzeitig festgestellt und ausgewechselt werden können. Durch das vorliegende Verfahren kann daher die Zahl der durch Verseuchung des Kühlmittels infolge schadhafter Brennelemente erforderlichen Stillegungen des Reaktors beträchtlich verringert werden.
Eine Ausführungsform der Vorrichtung zur Auffindung schadhafter Brennelemente wird in Verbindung mit einem Reaktor beschrieben, der ein siedendes Kühlmittel verwendet. Aus jedem Brennelementkanal wird eine Kühlmittelprobe entnommen. Die Dampfphase, die den Hauptteil der Edelgasspaltungsprodukte enthält, wird von der flüssigen Phase getrennt, die wieder dem Kühlsystem zugeleitet wird. Die dampfförmige Probe wird dann mit Hilfe eines Druckdifferentials durch eine Kammer diffundiert oder geleitet, in der der Dampf etwa 5 Sekunden bis 5 Minuten verweilt, so daß eine Verzögerung erreicht wird. Wegen ihrer chemischen und physikalischen Beschaffenheit tritt keine Adsorption der Edelgasspaltungsprodukte an der Oberfläche der Reaktorteile oder der Trennvorrichtung ein. Der Dampf wird dann mit einem Adsorptionsmittel in der Sammelvorrichtung in Berührung gebracht. Das Adsorptionsmittel ist ein fester Stoff von großer Oberfläche im Verhältnis zum Volumen. Die Zerfallsprodukte der Edelgasspaltprodukte, die sich während der Verzögerung und während der Zeit, in der der Dampf durch das Adsorptionsmittel strömt, gebildet haben, werden auf der Oberfläche durch die Adsorptionskräfte gesammelt. Der Teil des Dampfes, der sich nicht adsorbieren läßt, einschließlich gewisser Teile des dampfförmigen Kühlmittels und der nicht zerfallenen Edelgasspaltungsprodukte, strömt durch das Adsorptionsmittel und wird abgeleitet oder dem Kühlsystem wieder zugeführt.
Eine derartige Sammlung der Edelgaszerfallsprodukte vermeidet die gewöhnlich auftretende Störung, die durch anwesende aktivierte Korrosionsprodukte, die mit dem Kühlmittel zirkulieren, bedingt ist. Die zur Sammlung und Prüfung entnommene Probe ist dampf- oder gasförmig und enthält lediglich vernachlässigbare Mengen von nichtflüchtigen Stoffen.
Ein Teil der Edelgasspaltprodukte zerfällt während der Zeit, die zwischen der Trennung der dampfförmigen von der flüssigen Phase und der Berührung mit dem festen Adsorptionsmittel vergeht. Isotope mit einer sehr kurzen Halbwertzeit im Verhältnis zur oben angegebenen Verzögerung werden den Weg von dem schadhaften Brennelement bis zur Abtrennung der dampfförmigen Phase nicht überdauern und noch viel weniger den Weg bis zum Sammler. Isotope mit sehr großen Halbwertzeiten werden im Gegensatz dazu auf dem Weg von dem schadhaften Brennelement zum Sammler und während der Berührungsdauer mit dem Adsorptionsmittel nur unbedeutend zerfallen. In jedem der beiden genannten extremen Fälle wird das für ein gegebenes System von dem Sammler ausgehende Signal, das die Zerfallsprodukte dieser Isotope einzeigt, sehr schwach sein.
Zwischen diesen extremen Fällen liegen diejenigen Edelgasisotope, die bei einer gegebenen Größe des Systems und einer gegebenen durchschnittlichen Zeit zwischen dem Verlassen des schadhaften Brennelements und der Sammlung oder Adsorption Zerfallsprodukte bilden, die erstens in einer solchen Menge entstehen, daß der Sammler ein Warnsignal gibt, zweitens die genügend lange Halbwertzeiten besitzen, so daß sie die Zeit zwischen der Reaktorstillegung und der Prüfung überdauern, drittens deren Halbwertzeit nicht zu lang ist, so daß ein zu schwaches Signal gegeben wird, und viertens deren chemische und physikalische Beschaffenheit von der Art ist, daß sie von
ίο dem Sammler adsorbiert werden und der Entnahme aus dem Reaktor unter gewöhnlichen, beim Anlassen, Betreiben und Stillsetzen herrschenden Bedingungen widerstehen. Welcher der genannten Stoffe tatsächlich gesammelt und ermittelt wird, hängt von der zwischen Sammlung und Prüfung verflossenen Zeit ab.
Die leicht meßbaren Glieder der Zerfallsreihe, die sich durch eine Emission von hoher Intensität auszeichnen, haben im allgemeinen, ausgenommen Ba140, Halbwertzeiten von weniger als 12,8 Tagen. Die Si-
ao gnale der Glieder solcher Zerfallsreihen können daher nur eine verhältnismäßig kurze Zeit nach der Stilllegung des Reaktors oder einer anderweitigen Abstellung des Lecks wahrgenommen werden. Man nimmt an, daß, wenn erst Leck entstanden ist und ein erster Ausbruch der Aktivität erfolgt ist, der durch die in dem Brennelement angestaute Gasmenge verursacht wird, die Spaltungsgase fortdauernd und gleichmäßig entweichen. Die Menge der entweichenden Gase hängt von der im schadhaften Brennelement erzeugten Energie ab, und ihr Strom wird nur zeitweilig absinken, wenn die Energie ebenfalls absinkt. Die feststellbare Aktivität, die tatsächlich zur Auffindung des Lecks führt, ist von der Zeit abhängig, die zwischen der Abstellung des Lecks, z. B. durch Stillegung des Reaktors, und der Prüfung des Adsorptionsmittels auf eine gegebene Zerfallsreihe vergeht. Die kurzlebigeren Zerfallsreihen der Edelgasspaltprodukte sind zur Beobachtung und Auffindung des Lecks bei den nachstehend genannten drei Verfahren von Bedeutung.
Das erste Verfahren bezieht sich auf eine rasche Stillegung des Reaktors und Adsorptionsmittelprüfung. In diesem Fall wird die in den Zeichnungen dargestellte Anordnung verwendet. Ein rascher Zugang zu den Sammlereinheiten, z. B. durch eine besondere Pforte im Reaktor, ermöglicht die Feststellung einer Anzahl von kurzlebigeren Aktivitäten innerhalb weniger Stunden nach der Stillegung.
Das zweite Verfahren betrifft einen zeitweiligen Betrieb des Reaktors mit niederem Druck. Sieht man eine entsprechende Ummantelung und Ventilation vor, z. B. einen leichten, abnehmbaren Kopf, so kann ein Reaktor kurze Zeit mit geringerer Energie, etwa 1 bis 5% der vollen Leistung, bei niederem Druck betrieben werden. Die Zeit, die zur Abkühlung des Reaktorsystems und zur Öffnung der unter hohem Druck stehenden Verschlüsse erforderlich ist, wird eingespart, so daß in sehr kurzer Zeit nach der Stilllegung, ζ. Β. innerhalb von höchstens einer Stunde, die Sammlereinheiten zugänglich sind. In diesem Fall kann eine große Anzahl von verhältnismäßig kurzlebigen Zerfallsaktivitäten beobachtet werden, d. h. so kurzlebige Isotope wie Rb88, Rb89, Rb9" und Cs"8 sowie Cs139. Dieses Verfahren kann besonders dann angewendet werden, wenn das eine radioaktive Verseuchung des Kühlmittels anzeigende Signal durch einen Verfahrensfehler oder durch Versagen der Vorrichtung verlorenging. In diesem Fall werden neue Sammlereinheiten eingesetzt und der Reaktor so lange betrieben, daß die Sättigung mit kurzlebigen Aktivi-
täten annähernd erreicht wird, also ungefähr 0,5 bis 1 Stunde, und nachfolgend werden die Sammler nach Ablauf von höchstens einer Stunde geprüft.
Dieses gleiche Verfahren läßt sich auch dann anwenden, wenn gewöhnlich während des Reaktorbetriebes keine Kontrollvorrichtung zur Auffindung von Leckstellen betätigt wird. Man befestigt ein Gitter, das die Sammlereinheiten trägt, nach Stillegung des Reaktors an der Austrittsöffnung des Reaktorkerns. Der Reaktor wird hierzu stillgelegt, nachdem er normal betrieben wurde, und dann eine kurze Zeit lang, wie oben beschrieben, bei niederem Druck betrieben, so daß eventuelle Edelgasspaltprodukte gesammelt werden können, die die Auffindung des Lecks ermöglichen. Dann wird die Sammelvorrichtung aus dem Reaktor entnommen, ehe er wieder mit voller Energie betrieben wird.
Das dritte Verfahren bezieht sich auf eine ständige oder zeitweilige Prüfung der Radioaktivität des Adsorptionsmittels. Durch Anbringen einer Düse im Reaktorkessel kann die Anlage mit den Sammelvorrichtungen und Leitungen für die Proben von dem Druckkessel selbst in einem solchen Abstand entfernt sein, daß die Einwirkung der Strahlung aus dem Reaktorkern ausgeschlossen wird. Die Adsorptionsvorrichtung kann so angebracht werden, daß sie während des Betriebs durch Strahlungsmeßgeräte zugänglich ist. Es werden beispielsweise dünnwandige fingerhutartige Behälter an jeder Sammlervorrichtung angebracht, die eine geringfügige Abschwächung der Gammastrahlung mit Energien zwischen 0,5 und 2 MeV liefern. Ein abgeschirmtes Strahlungsmeßgerät wird dann zeitweilig oder ständig in jeden Behälter eingebracht. Eine derartige Vorrichtung gestattet die Prüfung der Aktivitäten jedes Adsorbers nach Wunsch, entweder während des Betriebs oder kurz nach der Stillegung, und ist unabhängig von Temperatur und Druck im Reaktor. Bei einer ständigen Überwachung muß für eine genügende Verzögerung der Strömung zwischen dem Ort der Probeentnahme und der Sammelkammer (3 bis 10 Halbwertzeiten von O19) gesorgt werden, so daß die kurzlebigen Aktivitäten des Kühlmittels (N10 und O19) keine falschen Signale liefern können.
Werden die Zerfallsprodukte zeitweilig gesammelt und geprüft, d. h. nicht ständig, wie oben beschrieben wurde, so sammeln sich die langlebigeren Zerfallsprodukte auf dem Adsorptionsmittel und werden dort lange genug zurückgehalten, so daß sie die Zeit für die Stillegung, das Öffnen des Reaktors und die Entnähme des Adsorptionsmittels zur Prüfung überdauern. Xe140 zerfällt durch Betastrahlenemission mit einer Halbwertzeit von 16 Sekunden zu Cs140, das wiederum durch Betastrahlenemission mit einer Halbwertzeit von 66 Sekunden zu Ba140 zerfällt. Ba140 zerfällt mit einer Halbwertzeit von 12,8 Tagen durch Betastrahlenemission und Gammastrahlung zu La140. La140 besitzt eine Halbwertzeit von 40 Stunden und zerfällt ebenfalls durch Beta- und Gammastrahlung.
Ein Teil des entstandenen Cs140 wird durch Adsorption auf der Oberfläche des Sammlers angesammelt und zerfällt dort in üblicher Weise. Da Cs140 eine verhältnismäßig kurze Halbwertzeit besitzt, sind die langlebigeren Zerfallsprodukte, Ba140 und La140, für das auf dem Adsorptionsmittel erzeugte Signal verantwortlich. La140 sendet Gammastrahlen aus, von denen etwa 97% eine Energie von 1,6 MeV und etwa 2,5% eine Energie von 2,5 MeV besitzen. Spuren einer unechten Aktivität stammen von Verunreinigungen oder aus einer Neutronenaktivierung des Adsorptionsmittels. Die davon herrührende Gammastrahlung ist erheblich schwächer als die Gammastrahlung des La140. Wird also das Meßgerät so eingestellt, daß es für eine Gammastrahlung von geringer Energie, d. h. für Energien unterhalb etwa 1,6 MeV, unempfänglich ist, so wird die Messung gegen Verunreinigungsspuren und Neutronenaktivierung des adsorbierenden Sammlers unempfindlich, und es wird im wesentlichen das Vorhandensein von La140 aufgezeigt.
Ähnlich der Xenonzerfallsreihe sind bei der Kriptonzerfallsreihe die langlebigeren Strontium- und Yttriumglieder und nicht die Rubidiumglieder mit ihren sehr kurzen Halbwertzeiten, die ursprünglich auf dem Adsorptionsmittel gesammelt wurden, für das gegebene Signal verantwortlich, es sei denn, es handelt sich um sehr kurze Kontrollzeiten.
Bei Reaktoren, die kochendes Wasser als Kühlmittel verwenden, werden keine kurzlebigen Radioaktivitäten nachgewiesen, die durch Neutronenaktivierung des Kühlmittels herbeigeführt werden. Aktivierungsprodukte sind Ν, O19, F18 und Al41. Das Adsorptionsmittel gibt kein Signal, das durch diese Stoffe erzeugt wird, da sie nicht in großen Mengen adsorbiert werden. Die kleinen adsorbierten Mengen zerfallen in weniger als 24 Stunden und können unberücksichtigt bleiben. Keiner dieser Stoffe bildet radioaktive Zerfallsprodukte. Aktivierte Korrosionsprodukte, z. B. Fe, Ni, Co, Mn oder Na, ergeben kein Signal. Sie zirkulieren weiter mit dem Kühlmittel, da ihre Konzentration durch den ständigen Mineralienentzug aus dem Kühlmittel sehr niedrig gehalten wird und weil mehr als 99,99% solcher Stoffe und anderer nichtflüchtiger Bestandteile mit der flüssigen Phase der Kühlmittelprobe in der Trennungsvorrichtung abgetrennt werden, in der die zur Adsorption bestimmte Dampfprobe hergestellt wird.
In der Zeichnung sind Ausführungsbeispiele der Erfindung, insbesondere der Aufbau der verschiedenen Ausführungsformen der Vorrichtung und deren Betrieb dargestellt, und zwar zeigt
Fig. 1 eine schematische Darstellung der Verfahrensschritte nach der Erfindung,
Fig. 2 eine schematische Darstellung einer Ausführungsform der Erfindung für einen Kernreaktor mit einem Kühlmittelkreislauf,
Fig. 3 eine schematische Ansicht eines Brennelementkanals mit der Trenn- und Sammelvorrichtung,
Fig. 4 im Schnitt eine vereinfachte Ansicht der Dampf-Flüssigkeit-Trennvorrichtung, die mit dem adsorbierenden Sammler eine Einheit bildet und in den Kühlmittelkanal eingebracht wird,
Fig. 5 teilweise im Schnitt eine Ansicht eines üblichen Kernreaktorkessels,
Fig. 6 eine Teilansicht von Fig. 5 im Schnitt, entsprechend den der Schnittlinie 6,
Fig. 7 eine Ansicht von Fig. 6, entsprechend der Blickrichtung 7,
Fig. 8 eine vergrößerte Ansicht einer teilweise im Schnitt gezeigten Zentrifugier-Trennvorrichtung,
Fig. 9 einen Schnitt durch eine Adsorptions vorrichtung,
Fig. 10 einen Schnitt durch die Adsorptions vorrichtung von Fig. 9, entsprechend der Schnittlinie 10, und
Fig. 11 einen Schnitt durch eine einzelne Adsorptionsröhre.
In Fig. 1 werden die Wände des Reaktorkessels mit 10 angedeutet. Die Brennelemente 12 liegen innerhalb von 10. Das Kühlmittel strömt in den Reaktor
7 8
10 durch die Leitung 14 und verläßt ihn durch Lei- einheiten besteht, die mit den Ziffern 12α, 12b und 12c tung 16. Das erwärmte Kühlmittel wird dann durch bezeichnet werden. Das Kühlsystem und das Wärmedas Wärmeabflußbecken 18 geleitet, in dem ihm die abflußbecken 14 mit den Leitungen 46 und 48 sind wie Wärme entzogen wird. Das Wärmeabflußbecken kann in Fig. 1 angeordnet. Die Proben werden aus den ein Wärmeaustauscher, eine Turbine oder ein Kon- 5 oberen Austrittsöffnungen von 12 entnommen und in densator oder eine Vereinigung von beiden oder eine die entsprechenden Trennvorrichtungen 22, 22 und 22 andere bekannte, wärmeverbrauchende Vorrichtung geleitet. Die dampfförmigen Phasen der Proben sein. Eine Probe des Kühlmittels wird durch die Lei- werden dann in die ebenfalls entsprechenden Sammeltung 20 aus der Leitung 16 entnommen und in die vorrichtungen 30 α, 30 b und 30 c geleitet. Die nicht ad-Trennvorrichtung 22 zur Trennung der dampfförmigen io sorbierten Gase sammeln sich alle in der Kammer 52, von der flüssigen Phase geleitet. Bei Verwendung eines aus der sie durch die Leitung 32 in eine Kammer 54, gasförmigen Kühlmittels kann die Vorrichtung 22 ent- die einen Teil des Kühlsystems bildet und in der ein fallen. Die flüssige Phase wird abgesondert und kann geringerer Druck herrscht, abgeführt werden. Der durch die Leitung 24 jedem gewünschten Teil des Reaktorkessel 10 schließt den Kern 42, die Trenn-Kühlsystems wieder zugeführt werden. Die dampf- 15 vorrichtungen 22 und die Sammler 30 ein.
förmige Phase, die alle vorhandenen Edelgasspaltungs- Fig. 3 zeigt die vereinfachte Darstellung einer Form produkte enthält, z. B. die von Xenon und Krypton, der Trenn- und Sammelvorrichtung, die für jedes wird durch die Leitung 26 zur Verzögerung in die Brennelement oder jede Brennelementeinheit des Reak-Kammer 28 geleitet. Die Verzögerungszeit, das ist torkerns angebracht wird, so daß diese einzeln gedie Zeit zwischen der Entnahme der Probe und der 20 prüft werden können. Der Brennelementkanal 60 endet Adsorption, kann zwischen etwa 5 Sekunden und 5 Mi- etwas oberhalb der aktiven Zone 62. Das Kühlmittel nuten variiert werden. Schließlich wird die dampf- fließt aufwärts, wie durch 64 angezeigt. Ein Teil des förmige Probe durch ein festes Adsorptionsmittel in Kühlmittels, der an dem Deflektor 66 vorbeifließt, tritt der Sammelvorrichtung 30 hindurchgeleitet, von dem durch das untere Ende 68 in die Prüfleitung 70 ein alle Edelgaszerfallsprodukte durch chemische oder 25 und durchfließt diese mit einer Geschwindigkeit, die Adsorption zurückgehalten werden. Der Dampf ver- durch den Strömungswiderstand und den Druckabfall weilt in der Sammelvorrichtung 30 eine bestimmte gegeben ist, die wiederum durch die jeweilige Aus-Zeit, vorzugsweise zwischen 0,1 und 2 Halbwertzeiten bildung der Einlaß- und Austrittsöffnungen und den des ursprünglichen Edelgasisotops, dessen Zerfalls- Druck bestimmt werden. Die Probe gelangt in die produkt nachgewiesen werden soll. Die nicht adsor- 30 Trennvorrichtung 22 und trifft auf die drehbaren bierten Gase werden durch die Abzugsleitung 32 in Schaufeln 74. Die abgetrennte flüssige Phase wird ein Gebiet mit niedrigerem Druck abgeführt. Die Ab- durch die Abzugsleitung 24 abgeführt. Die abgezugsleitung 32 muß so angelegt sein, daß ein Zurück- trennte dampfförmige Phase gelangt durch die Leidiffundieren der nicht adsorbierten Gase aus der Probe tung 26 in die Sammelvorrichtung 30, in der feste verhindert wird, da diese sonst das Adsorptionsmittel 35 Stoffe von hinreichend großer Oberfläche zur Saramin unerwünschter Weise verunreinigen würden. Eine lung und zum Auffangen mindestens eines Teils der lange Abzugsleitung, die in ein Niederdruckgebiet Zerfallsprodukte der Edelgasspaltungsprodukte vormündet, das eine gründlich gemischte Ansammlung handen sind. Die nicht adsorbierten Gase werden durch des aus allen Kanälen ausströmenden Kühlmittels ent- die Leitung 82 in eine Niederdruckkammer abgeführt, hält, ist hierzu geeignet. Der Abstrom aus einem <μ> Fig. 4 zeigt eine vereinfachte Darstellung einer schadhaften Kanal, der das Adsorptionsmittel eines anderen Abwandlung der Trenn- und Sammelvoranderen Kanals verunreinigen würde, kann auf diese richtung im Schnitt. Beispielsweise wird in einem Weise nicht zurückdiffundieren. Reaktor, der mit siedendem Wasser als Moderator
Das feste Adsorptionsmittel wird aus der Satnmel- und Kühlmittel betrieben wird, der Kühlmittelstrom vorrichtung 30 entnommen und in die Vorrichtung 34 45 aus Dampf und Wasser, der den Brennelementkanal gebracht, die die Geräte zur Messung der Radio- 60 des Reaktorkerns, wie durch 64 angegeben, durchaktivität enthält, d. h. ein Zählrohr, Verstärker und strömt, durch einen festen Behälter 90 von der Form Anzeiger usw. umfaßt. Diese Vorrichtung dient dem eines Fingerhutes abgelenkt. Der Dampf, der einen Nachweis und der Messung der in den einzelnen Ad- gewissen Anteil Wasser enthält, strömt in den ringsorptionskörpern vorhandenen Radioaktivität, die in 50 förmigen Spalt 92 zwischen der Abschlußplatte 94 Gruppen oder der Reihe nach geprüft werden, so daß und der Behälterwand und der Trennwand 95 abwärts, solche mit einer ungewöhnlich hohen Radioaktivität Das dabei abgeschiedene Wasser setzt sich in der mit herausgefunden werden. So gelingt der Nachweis und 96 bezeichneten Stelle ab und wird durch die Leitung die Auffindung eines schadhaften Brennelements einer 98 abgeführt. Sodann diffundiert der Dampf, der die Brennelementeinheit. Es läßt sich erkennen, daß Fig. 1 55 Edelgasspaltprodukte enthält, durch die durchlässige lediglich das Verfahren in seiner Anwendung auf ein Wand 100, an der ebenfalls Wasser abgeschieden wird, einziges Brennelement oder eine einzige Brennelement- Die nicht adsorbierten Anteile fließen durch die OfF-einheit darstellt und daß in der Praxis viele Hunderte nung 106 in der Abschlußplatte 94. Um eine Vervon einzelnen Brennelementen oder Brennelement- seuchung des Adsorptionsmittels durch das Kühleinheiten in großen Kernreaktoren auf diesem Wege 60 wasser zu verhüten und das Zurückdiffundieren der geprüft werden müssen. Die Prüfung durch Messung radioaktiven Stoffe auf das Adsorptionsmittel 102 aus der Strahlung des Adsorbers kann entweder fort- den angrenzenden Spaltstoffanordnungen, die ebenlaufend oder zeitweilig vorgenommen werden. Eine falls schadhaft sein können, weitgehend herabzusetzen, gelegentliche Prüfung kann einige Zeit nach der Still- ist eine Abzugsleitung 107 aus der Öffnung 106 Vorlegung des Reaktors durchgeführt werden. 65 gesehen, die in ein Niederdruckgebiet führt. Dieses
Fig. 2 stellt ein anderes schematisches Schaubild kann entweder außerhalb des Reaktorkessels liegen
dar, das die allgemeinen physikalischen Beziehungen wie in den Fig. 1 und 2, oder diese Leitung kann
zwischen einigen der verschiedenen Zonen der Fig. 1 lediglich in ein Gebiet innerhalb des Reaktorkessels
zeigt. Der Reaktorkessel 10 enthält den Reaktorkern führen, in dem das Kühlmittel aus allen Kanälen
42, der in diesem Beispiel aus drei Brennelement- 70 gründlich gemischt wird. In diesem Fall kann der Ab-
stand und somit die Länge der Leitung etwa 1 m betragen.
Bei dieser Ausführungsform der Vorrichtungen hängt die Arbeitsweise von der Anwesenheit einer dampfförmigen Phase in dem ausströmenden Kühlmittel ab. Bei geringer Leistung wird keine vorhanden sein, und die Vorrichtung wird sich mit flüssigem Kühlmittel füllen. Nimmt die dampfförmige Phase einen merklichen Teil des Kühlmittelstromes ein, so wird die Vorrichtung durch die Abzugsleitung 24 trockengelegt. Wird die Trennvorrichtung und die Adsorptionsvorrichtung durch Gammastrahlen erhitzt, so verdampft die flüssige Phase des Kühlmittels an diesen innerhalb weniger Minuten. Der Kühlmitteldampf und die Edelgasspaltungsprodukte, die mit ihm gemischt sind, beginnen dann in das Adsorptionsmittel zu diffundieren. Ein wiederholter Wechsel von feuchtem und trockenem Zustand führt dazu, daß ein Teil der Zerfallsprodukte aus dem Adsorptionsmittel ausgelaugt wird. Diese Wirkung wird durch eine entsprechende Gestaltung des Trennfilters und des Adsorptionsmittelabschlusses verringert, so daß das Volumen an Wasser, das mit dem Adsorptionsmittel in Berührung gelangt, begrenzt wird. Diese Erscheinung ist indessen nicht sehr wichtig, da die meisten wasserlöslichen Zerfallsprodukte, nämlich Rubidium und Caesium, sehr kurze Halbwertzeiten besitzen. Die langlebigeren Zerfallsprodukte, wie Strontium und Barium, sind weit weniger löslich und werden trotz einer auslaugenden Wirkung zurückgehalten. Auch Lanthan und Yttrium werden nicht angegriffen. Das beruht auf der zunehmenden Adsorption der zwei- und dreifachpositiven Ionen.
Fig. 5 stellt eine teilweise im Schnitt gezeigte Ansicht eines üblichen Hochdruckkernreaktorkessels 10 mit dem abnehmbaren Kopf 122 und den Abschlußstücken 124 und 126 dar. Die Eintrittsöffnungen 128 für das Kühlmittel liegen im unteren Teil des Kessels, und die Austrittsöffnungen 130 liegen etwas oberhalb der Mitte des Kessels. Der Reaktorkern 132, der aus einer Vielzahl von senkrechten parallelen Brennelementkanälen 60 besteht, wird innerhalb des Kessels durch die Halterung 136 getragen. Die Kanäle sind am oberen und unteren Ende offen, so daß das Kühlmittel hindurchströmen kann. Jeder Kanal enthält, wie in Fig. 6 gezeigt, ein Bündel von Brennelementen (Brennelementeinheit). Ein einzelner Kontrollstab ist bei 138 angegeben.
An der Innenwand des Kessels 10 liegt die Halterung 140, die im Schnitt als Ring in L-Form erscheint und ein Haltebrett bildet. Ein herausnehmbares Aggregat, das aus einem unteren Ring 152, einem mittleren Ring 154 und einem oberen Ring 156 besteht, die übereinander in einem gewissen Abstand voneinander angebracht und durch Glieder 158 und 160 verbunden sind, wird von diesem Brett mit Hilfe einer Halterung 150 getragen. Eine konische, drehbare Kühlmittelschaufel 142 mit einer unteren öffnung 144, die dazu dient, das erhitzte Kühlmittel, das aus dem Kern 132 herausströmt, seitlich gegen, die verschiedenen Austrittsdüsen zu lenken, wird von dem unteren Ring 152 getragen. Wie die Figur zeigt, liegt der obere Rand der drehbaren Schaufel unmittelbar oberhalb der Austrittsdüsen. Die Förderleitung 151 erstreckt sich aufwärts vom oberen Ende des Kerns 132 in den oberen Teil des abnehmbaren Kopfes, wo sie in die Leitung 153 mündet, die durch den Kopf 122 reicht und an ihm befestigt ist. Die Trennvorrichtung für die entnommene Probe und das Haltegitter 164, die unmittelbar oberhalb des oberen Randes des Reaktorkerns 132 liegen, sind durch die Halterungen 162 am unteren Ring 152 befestigt. Das erhitzte Kühlmittel strömt aufwärts durch ein Trenngitter 164, und aus jedem Kanal werden fortlaufend Proben aus dem austretenden Kühlmittelstrom entnommen. Der Grundriß des Reaktorkerns 132 wieder des Gitters 164 werden in Zusammenhang mit Fig. 6 weiter unten beschrieben.
Leitungen 26 für die Proben erstrecken sich von den verschiedenen Entnahmestellen im Gitter 164 aufwärts in Bündeln 168, die von einer Schutzhülle 170 umgeben sind, und enden in der Sammelvorrichtung 30 mit dem Adsorptionsmittel. Die Gestalt dieser Vorrichtungen, ihr Inhalt, ihre Anzahl und ihre Anbringung im Kessel werden im Schnitt in den Fig. 6 bis 11 deutlich gezeigt und weiter unten beschrieben.
Eine Abzugsleitung 32 führt aus jedem Sammler 148 in eine Sammelleitung 174, die in ein Niederdruckgebiet des Kühlmittelsystems mündet. Obwohl dieses Niederdruckgebiet innerhalb des Reaktorkessels selbst liegen kann, wird es in Fig. 5 außerhalb des Kessels angegeben. In der Abzugsleitung sind ein Strömungsanzeiger 176, ein Druckmesser 178, ein Ventil 180 und eine Zuleitung 182 für die Reinigung angebracht. Durch den Druckmesser 178 wird der Strom der entnommenen Probe auf einem angemessenen Wert gehalten, der in bestimmter Beziehung zum Volumen der Sammel- und Adsorptionsanlage steht, und der Verbleib der Probe in der Sammelkammer wird innerhalb der oben angegebenen Grenzen geregelt. Es sind übrigens keine verwickelten Ventile erforderlich, und lediglich eine einzige Abzugsleitung 174 führt durch den Reaktorkessel an der durch Ziffer 184 bezeichneten Stelle.
Fig. 6 ist ein Schnitt durch den Reaktorkanal der Fig. 4, entsprechend der Schnittlinie 6. Die rechte Hälfte des Schnittes zeigt die quadratischen Brennelementkanäle 60, die je eine Brennelementeinheit 190 und den Kontrollstab 138 mit kreuzförmigem Querschnitt enthalten. Die linke Hälfte zeigt das Gitter 164 in allen Einzelheiten. Es wird von dem kreisförmigen Gitterring 192 zusammengehalten, der als Abschluß der Rippen 194 und der Rippen 196 dient, die sich im rechten Winkel schneiden und ein Gitter in Gestalt einer Eierschachtel bilden. Die Rippen sind in einem solchen Abstand voneinander entfernt, daß eine den Endpunkten der einzelnen Spaltstoffkanäle entsprechende Vielzahl von quadratischen öffnungen 198 für die Probenentnahme entsteht. Mitten durch jede dieser Zellen 198 geht eine Halterung 200 für die Trennvorrichtung, durch die die Trennvorrichtung 22 im Mittelpunkt oder in einem anderen gewünschten Punkt der Brennelementkanalaustrittsöffnung angebracht wird. Die Lage einer der Sammelvorrichtungen 30 samt der Zuleitung für die Probe mit der Schutzhülle 170 ist veranschaulicht.
Ein so großes Reaktorsystem, wie es hier dargestellt wird, umfaßt viele Brennelementkanäle. Die Anzahl der Proben, die in den einzelnen Adsorptionskörpern gesammelt werden müssen, bedingt, daß die Sammel vorrichtungen so, wie in den Fig. 5 und 6 angegeben, angebracht werden. Ein Viertel aller Adsorptionskörper wird jeweils in einer als Behälter ausgebildeten Sammelvorrichtung vereinigt, und die vier Behälter werden, wie gezeigt, verteilt, d. h. ein Behälter in jedem Quadranten des Reaktorkessels. Eine andere Verteilung der Sammelbehälter kann je nach der Anzahl der Bauelementkanäle eines Reaktors vorgenommen werden.
Fig. 7 ist eine Vorderansicht von Fig. 6, die das obere Ende der Brennelementkanäle 60 und das Trenngitter 164 zeigt. Rippen 194 und 196 des Gitters wer-
109580/355
den an ihren Enden von einem Gitterring 192 gehalten. Die unteren Enden der Leitungen 26 für die Proben reichen in die Trennvorrichtungen 22., in denen die Phasen der Proben zentrifugiert werden und deren Aufbau in Fig. 8 genauer gezeigt wird. Diese Trennvorrichtungen werden durch die Halterungen 200 in jeder einzelnen Zelle befestigt. Die genaue Ausrichtung des oberen Endes jedes Brennelementkanals in bezug auf die Zellen in dem Gitter ist gegeben.
Fig. 8 zeigt einen vergrößerten Schnitt durch eine Trennvorrichtung 22., die, wie oben angeführt, hier genauer dargestellt wird. Die Trennvorrichtung besteht aus einem Körper 220, dessen Außenwandungen 221 sich nach oben, d. h. in Richtung der Strömung, trichterförmig erweitern, so daß sie den Kühlmittelstrom ablenken. Diese Vorrichtung ist an den unteren Enden 224 und an den oberen Enden 222 offen. Ein Spalt 226 verläuft in Richtung des Durchmessers der unteren Öffnung zur Aufnahme der Halterung 200, wie in Fig. 7 gezeigt ist. Der Körper 220 besteht aus einem unteren zylindrischen Einlaßteil 228 und einem oben sich erweiternden Auslaßteil 230, der als Austrittsöffnung dient. Die Leitung 26 ist zum Körper 220 axial ausgerichtet. Eine gedrehte oder spiralförmige Schaufel 232 erstreckt sich aus dem unteren offenen Ende der Leitung 26 durch die Öffnung des Körpers 220. Der Hauptteil des Kühlstromes fließt aufwärts um den Körper 220, und nur ein geringer Teil tritt in die untere Öffnung 224 ein. Dieser Anteil strömt mit hoher Geschwindigkeit auf einer schraubenförmigen Bahn um die Schaufel 232 und drängt die flüssige Phase nach außen und seitwärts von der Einlaßöffnung 234 fort über die Trichterfläche 230. Auf diese Weise wird die Probe, die in die Leitung 166 einströmt, im wesentlichen aus Dampf bestehen und wird die Leitung mit der oben beschriebenen, gesteuerten Geschwindigkeit durchfließen, bis sie in die Sammelvorrichtung gelangt.
Die Fig. 9 zeigt einen Schnitt durch die Sammelvorrichtung 30 entlang der Schnittlinie 9 der Fig. 10, und die Fig. 10 zeigt einen Schnitt durch die Sammelvorrichtung 30 entlang der Schnittlinie 10 der Fig. 9. Die Sammelvorrichtung 30 besteht aus dem mittleren zylindrischen Teil 240, einem unteren konischen Anschlußstück 242, das mit dem oberen Ende der Schutzhülle 170 für die Prüfleitungen 26 verbunden ist und einen oberen, abnehmbaren Teil 244 und einen Henkel 246 hat. Eine Halteplatte 248 liegt waagerecht auf dem Boden des Behälters 240. Sie ist, wie in Fig. 10 gezeigt, durchbohrt, so daß sie die oberen Enden der Leitungen 26 aufnehmen kann. Der Behälter besteht vorzugsweise aus einem Neutronenabsorber, z. B. Borstahl, damit eine Neutronenaktivierung des Adsorptionsmittels nach Möglichkeit ausgeschaltet wird.
Die Adsorptionsröhren 258 sind innerhalb des Behälters 240 auf der Grundplatte 248 angebracht. Die Anordnung der Adsorptionsröhren besteht aus einer unteren Platte 250, einer oberen Platte 252, einer in der Mitte gelegenen Spindel 254 mit einem Henkel 256 und einer Anzahl von Adsorptionsröhren 258, die zwischen den Platten 250 und 252 befestigt sind. Diese Röhren sind an den oberen und unteren Enden offen und in dem in Fig. 10 gezeigten Muster um die in der Mitte gelegene Spindel 254 herum verteilt. Fig. 10 zeigt die obere Platte 252, die Spindel und die Röhren 258. Die Austrittsöffnung 260 liegt im oberen Teil des Behälters 240. Die nicht adsorbierten Teile der Probe verlassen den Behälter durch diese öffnung und werden durch die Leitung 32, die in Fig. 5 angegeben ist, in eine Niederdruckkammer geleitet, so daß die gewünschte Strömung der Dampfprobe beibehalten wird.
Fig. 11 zeigt einen senkrechten Längsschnitt durch eine Adsorptionsröhre 258. Der Haltering 270 ist in das untere Ende der Röhre 258 eingepaßt und umgibt das obere Ende der Leitung 26. Die Dichtung 268, z. B. ein Rundschnurring, kann am unteren Ende der Röhre 258 angebracht werden, damit eine Mischung der Proben verhindert wird. Mindestens ein engmaschiges Sieb 271 wird auf den Haltering 270 gelegt. Eine Anzahl von Blöcken 272 aus dem Adsorptionsmittel füllt abwechselnd mit den Trennringen 273 den übrigen Raum der Röhre, deren Inhalt durch den oberen Abschlußring 274 zusammengehalten wird. Das Adsorptionsmittel ist in diesem Beispiel ein zylindrischer, durchlässiger Block aus graphitischem Kohlenstoff. Man kann auch andere feste Stoffe verwenden, z. B. nichtrostenden Stahl, Aluminium, Zirkonium, Nickel oder andere Füllkörper, die durchlöchert sind und daher den Dampf durchlassen und die korrosionsbeständig sind. Die Verwendung von Graphit von hohem spektroskopischem Reinheitsgrad verringert die Strahlung, die sonst durch die Neutronenaktivierung der Sammelvorrichtung eintreten würde, wenn die Sammelvorrichtung wie in diesem Beispiel innerhalb des Reaktorkessels angebracht wird.
Das vorliegende Verfahren ist leicht übertragbar auf Reaktoranlagen, die ein nicht siedendes Kühlmittel verwenden. Man entnimmt eine Probe des heißen Kühlmittels und drückt sie zur Druckminderung z. B. durch eine Öffnung, die an der Eintrittsöffnung in die Trennvorrichtung von Fig. 8 angebracht sein kann. Dann wird die flüssige Phase von der Dampfphase getrennt und die Radioaktivität des Dampfes in der beschriebenen Weise nachgewiesen. Das Verfahren läßt sich auch auf Reaktoren mit gasförmigen Kühlmitteln anwenden, indem man lediglich eine Probe des Gases, das aus jedem Brennelementkanal ausströmt, entnimmt und diese durch das Adsorptionsmittel leitet.
Jede feste, metallische oder nichtmetallische Oberfläche kann als Adsorptionsmittel verwendet werden, vorausgesetzt, daß sie mit den chemischen Bedingungen des Reaktors, mit Druck und Temperatur verträglich ist. Die durchlässigen, festen Körper haben vorzugsweise eine große Oberfläche im Verhältnis zum Volumen. Das optimale Verhältnis von Oberfläche zu Volumen liegt zwischen 20 und 500 cm2/cm3. Die höheren Werte sind vorzuziehen, um die nachzuweisende Radioaktivität möglichst wenig zu schwächen. Solche metallische Körper können als dünne, parallele Platten oder konzentrische Röhren in der durch Fig. 3 dargestellten Weise angeordnet werden. Andere feinzerteilte Stoffe, z. B. Raschig-.ringe, Kugeln oder Körner, Schrauben, Metallstanzen, Blätter, Drähte, Metallwolle, können auch verwendet werden. Nichtmetallische Adsorptionsmittel, z. B. Aluminiumoxyd, Zirkoniumoxyd, sowie die verschiedenen adsorbierenden Metalloxyde, -carbide, -silicide sowie natürlicher oder künstlicher Graphit oder kohlenstoffhaltige Stoffe, z. B. die verschiedenen handelsüblichen Kohlenarten oder Holzkohle oder Zusammensetzungen aus diesen Stoffen, die eine genügend große Oberfläche im Verhältnis zum Volumen und eine ausreichende Adsorptionsfähigkeit besitzen, lassen sich ebenfalls verwenden. Das Adsorptionsmittel kann also fein zerteilt oder körnig oder von einer beliebigen anderen geometrischen Gestalt vorliegen. Es können auch die bei der Gas-
adsorption und der Fraktionierung von Gasgemischen erforderlichen Adsorptionsmittel verwendet werden, sie sind aber hierfür nicht erforderlich.

Claims (7)

Patentansprüche:
1. Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren, bei welchem ein fester Stoff so angebracht ist, daß er die von dem schadhaften Brennelement herrührenden radioaktiven Stoffe aufnimmt, und bei dem dieser feste Stoff auf das Vorhandensein radioaktiver Stoffe überprüft wird, dadurch gekennzeichnet, daß von der an einem gegebenen Brennelement vorbeiströmenden Kühlflüssigkeit eine Probe entnommen und eine von dieser Probe abgetrennte Dampfphase, die Edelgasspaltprodukte enthält, mit einem festen Adsorptionsmittel zusammengebracht wird, das wenigstens einen Teil der radioaktiven Zerfallsprodukte dieser Edelgasspaltprodukte adsorbiert.
2. Verfahren nach Anspruch 1, gekennzeichnet durch eine solche Steuerung der Strömungsgeschwindigkeit der Dampfphase, daß eine Zeit von etwa 5 Sekunden bis 5 Minuten vom Moment der Probeentnahme bis zu der Berührung mit dem Adsorptionsmittel vergeht, um in dieser Zeit einen teilweisen Zerfall der Edelgasspaltprodukte in deren radioaktive Zerfallsprodukte herbeizuführen, und durch eine Verweilzeit der Dampfphase am Ort des Adsorptionsmittels von 0,1 bis 2 Halb-Wertzeichen des Edelgasisotops, dessen radioaktives Zerfallsprodukt nachgewiesen werden soll.
3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß das nachgewiesene radioaktive Zerfallsprodukt ein Strontium- oder Yttriumglied der Kryptonzerfallsreihe oder ein Barium- oder Lanthanglied der Xenonzerfallsreihe ist.
4. Vorrichtung in einem heterogenen Kernreaktor, dessen Kern innerhalb eines Kessels liegt und eine Anzahl von Brennelementkanälen hat, in denen die Brennelemente angeordnet sind, zur Durchführung des Verfahrens nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß an der Seite des Reaktorkerns, an der das Kühlmittel austritt, eine gitterförmige Haltevorrichtung angebracht ist, an der je eine Trennvorrichtung für jeden der Brennelementkanäle zwecks Abzweigung einer Probe des Kühlmittels und Trennung der flüssigen von der gasförmigen Phase befestigt ist, durch je eine Leitung für die Dampfphase von jeder der Trennvorrichtungen zu je einer Adsorptionsröhre mit einem festen Adsorptionskörper und durch mindestens einen Behälter für die Adsorptionsröhren mit einem gemeinsamen Dampfauslaß für alle Adsorptionsröhren, der mit einem Raum niedrigeren Druckes verbunden ist.
5. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der feste Adsorptionskörper aus einem festen flüssigkeitsdurchlässigen Stoff besteht, bei dem das Verhältnis seiner Oberfläche zu seinem Volumen einen Wert zwischen 20 und 500 hat.
6. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Leitung vom gemeinsamen Dampfauslaß bis zum Raum niedrigen Druckes die Wand des Druckbehälters durchsetzt.
7. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Dampf-Flüssigkeit-Trennvorrichtung aus einem Körper mit einer Einlaßöffnung für das Flüssigkeitsgemisch und je einer Austrittsöffnung für die Flüssigkeit und den Dampf besteht, dessen Außenwandungen sich in Strömungsrichtung trichterförmig erweitern und der eine zentrale Öffnung mit einem zylinderförmigen Einlaßteil und einem sich trichterförmig erweiternden Auslaßteil hat, und dadurch, daß sich in der zentralen Öffnung dieses Körpers im wesentlichen von der Eingangsseite dieser Öffnung bis zur Eingangsseite der Leitung für die Dampfphase ein spiralförmiges Leitblech erstreckt.
In Betracht gezogene Druckschriften:
»Atomics and Nuclear Energy«, Bd. 8, 1957, S. 181.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
© 109 580/355 5.61
DEG27023A 1958-05-13 1959-05-11 Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren Pending DE1106435B (de)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US735011A US3070532A (en) 1958-05-13 1958-05-13 Nuclear fuel element leak detector
US754861A US3069339A (en) 1958-05-13 1958-08-13 Nuclear fuel element leak detector
US143943A US3178355A (en) 1958-05-13 1961-10-09 Reactor leak detector using filters

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1106435B true DE1106435B (de) 1961-05-10

Family

ID=27386006

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEG27023A Pending DE1106435B (de) 1958-05-13 1959-05-11 Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren

Country Status (4)

Country Link
US (3) US3070532A (de)
BE (2) BE578348A (de)
DE (1) DE1106435B (de)
FR (2) FR1228525A (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1514290B1 (de) * 1964-12-14 1969-09-11 Nihon Genshiryoku Kenkyu Sho Verfahren und Vorrichtung zum Auffinden fehlerhafter Kernbrennstoffelemente

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1200452B (de) * 1960-11-26 1965-09-09 Atomkraftwerk Rheinsberg Mit B Vorrichtung zum Nachweis von schadhaften Brennelementen in Kernreaktoren
US3356576A (en) * 1965-03-08 1967-12-05 Atomic Energy Authority Uk Fuel sheathing failure detection in liquid cooled nuclear reactors
US3300388A (en) * 1965-09-08 1967-01-24 Ralph B Jerman In-core sampling and spray device for nuclear reactors
US3523868A (en) * 1968-01-26 1970-08-11 Charles E Dady Apparatus and method for monitoring fission products
US3632470A (en) * 1968-05-15 1972-01-04 Gen Electric Reactor fuel leak detection
USRE28332E (en) * 1970-06-15 1975-02-11 Method and apparatus for preventing ice damage to marine structures
JPS5134559B1 (de) * 1971-05-20 1976-09-27
US3849655A (en) * 1972-12-15 1974-11-19 Combustion Eng Light water reactor primary coolant leakage monitor
DE2352376A1 (de) * 1973-10-18 1975-04-30 Kraftwerk Union Ag Verfahren zur ueberwachung von aktivitaetskonzentrationen in fluessigkeiten
US3989945A (en) * 1974-06-14 1976-11-02 Westinghouse Electric Corporation Method for determining the concentration of fission products in a reactor coolant
US4110620A (en) * 1975-03-10 1978-08-29 The Babcock & Wilcox Co. Fuel rod leak detector
FR2445588A1 (fr) * 1978-12-27 1980-07-25 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de detection et de localisation des ruptures de gaine dans un reacteur nucleaire, notamment refroidi par metal liquide
US4560529A (en) * 1983-02-01 1985-12-24 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel washout detection system
US4537740A (en) * 1983-03-31 1985-08-27 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fission gas detection system
US5602886A (en) * 1995-10-10 1997-02-11 The University Of Chicago Neural net controlled tag gas sampling system for nuclear reactors
SE529267C2 (sv) * 2004-09-09 2007-06-12 Westinghouse Electric Sweden Styrstav för en nukleär anläggning
JP4530071B2 (ja) * 2008-04-23 2010-08-25 船井電機株式会社 表示画面旋回装置およびテレビジョン装置
AU2010228936B2 (en) * 2009-03-24 2015-07-09 Perkinelmer U.S. Llc Sorbent devices with longitudinal diffusion paths and methods of using them
US9269462B2 (en) 2009-08-28 2016-02-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8488734B2 (en) * 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8929505B2 (en) 2009-08-28 2015-01-06 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
KR101939847B1 (ko) * 2009-08-28 2019-04-05 테라파워, 엘엘씨 핵분열 원자로, 통기형 핵분열 연료 모듈, 그 방법 및 통기형 핵분열 연료 모듈 시스템
US20110150167A1 (en) * 2009-08-28 2011-06-23 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) * 2009-08-28 2014-04-29 Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
CN104023827B (zh) * 2011-10-28 2016-05-25 日挥株式会社 流体分离装置及混合流体的选择分离方法
FR3068821B1 (fr) 2017-07-06 2020-08-28 Electricite De France Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs
US11170903B2 (en) * 2019-06-12 2021-11-09 Westinghouse Electric Company Llc Method and system to detect and locate the in-core position of fuel bundles with cladding perforations in candu-style nuclear reactors
CA3154098A1 (en) * 2019-10-11 2021-04-15 Thomas G. Onderwater Defective fuel bundle location system

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB409023A (en) * 1931-09-03 1934-04-26 Meyer Wilderman Filtercandles for the artificial silk industry
US2823179A (en) * 1945-10-16 1958-02-11 Arthur H Snell Detection of coating failures in a neutronic reactor
US2807580A (en) * 1952-03-14 1957-09-24 Fenning Frederick William Thermal nuclear reactor
NL113857C (de) * 1955-06-09
CA564824A (en) * 1955-08-05 1958-10-21 Atomic Energy Of Canada Limited - Energie Atomique Du Canada, Limitee Method and apparatus for detecting gaseous fission products
US2873242A (en) * 1956-06-29 1959-02-10 Treshow Michael Neutronic reactor system

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
None *

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1514290B1 (de) * 1964-12-14 1969-09-11 Nihon Genshiryoku Kenkyu Sho Verfahren und Vorrichtung zum Auffinden fehlerhafter Kernbrennstoffelemente

Also Published As

Publication number Publication date
US3069339A (en) 1962-12-18
BE578348A (fr) 1959-08-31
FR1228525A (fr) 1960-08-31
BE581521A (fr) 1959-12-01
FR1232247A (fr) 1960-10-06
US3178355A (en) 1965-04-13
US3070532A (en) 1962-12-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE1106435B (de) Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren
DE2258727A1 (de) Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen
DE3404905C2 (de)
DE1922592A1 (de) Verfahren zum Nachweis von Lecks in den Huelsen der Brennstoffelemente von Kernreaktoren
DE2236252A1 (de) Verfahren und vorrichtung zur ermittlung von fehlern in der brennstoffversorgung eines kernreaktors
DE2715367C2 (de)
DE2312303C2 (de) Verfahren zur Aktivitätsbestimmung eines radioaktive Halogene und radioaktive Edelgase enthaltenden Probengasstromes
DE2445952A1 (de) Gaskonditionierungs- und -analysesystem
DE1047328B (de) Geraet zur Messung eines Neutronenflusses unter Verwendung eines spaltbaren Stoffes
DE1764104A1 (de) Kernreaktor mit einem mittels fluessigem Metall gekuehltem Nuklearkern
DE1514975B2 (de) Verfahren zur Reinigung des Kiihlgasstromes von Reaktoren und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
DE2803440C2 (de) Gerät zum Messen der Radioaktivitätskonzentration in einem Gas mit einer Meßkammer und mit einem dieser vorgeschalteten Kompressor
DE2942055A1 (de) Vorrichtung zum erfassen eines schadhaften kernbrennstabs
DE69510591T3 (de) System zur erkennung von schadhaften kernbrennstäben
EP3649654B1 (de) Analysevorrichtung zum nachweis von spaltprodukten durch messung einer radioaktivität
DE1162008B (de) Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflussverteilung im Kern eines Kernreaktors
DE2328283C3 (de) Verfahren zum Bestimmen des Anteils von Brennstoffteilchen mit defekter Umhüllung in einem Brennstoffelement für Kernreaktoren
DE2440130A1 (de) Gasgekuehlter nuklearreaktor mit zugehoerigem filter
DE102008016310A1 (de) Messanordnung zur Bestimmung der Konzentration von in Flüssigkeit gelösten, Neutronen absorbierenden Stoffen
DE1112314B (de) Vorrichtung zur Messung des Gehaltes an Spaltprodukten kurzer Lebensdauer in Gasstroemen
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
AT224228B (de) Verfahren und Vorrichtung zum Testen vorhandener beschädigter Brennstoffpatronen in einem gasgekühlten Kernreaktor
CH460188A (de) Verfahren und Einrichtung zur Messung und Überwachung des Tritiumgehaltes von Wasser
AT202659B (de) Gerät zur Feststellung von Neutronen
DD263361A1 (de) Anordnung und verfahren zur probeentnahme und sammlung radioaktiver stoffe aus der containmentatmosphaere eines kernreaktors