DE1176767B - Vorrichtung zum Anzeigen einer Formaenderung der Huelle eines Kernreaktor-Brennstoffelementes - Google Patents

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND

DEUTSCHES

PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

Internat. Kl,: G 21

Deutsche Kl.: 21g-21/31

Nummer:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:

U 7431 VIII c/21g
2. September 1960
27. August 1964

Die Erfindung bezieht sich auf Formänderungs-Anzeigevorrichtungen für Kernreaktor-Brennstoffelemente derjenigen Gattung, bei welcher ein Kernbrennstoffkörper in einer Schutzhülle sitzt, wobei die Anzeigevorrichtung an der Hülle des Brennstoffelementes angeordnet ist.

Bei gasgekühlten Kernreaktoren mit Brennstoffelementen der vorgenannten Gattung ist es erwünscht, ein Eindringen des Kühlmittels — insbesondere eines solchen, welches oxydierend wirkt (z. B. Kohlendioxyd) — bis zu den Brennstoffkörpern hin über eine Bruchstelle in irgendeiner der Schutzhüllen zu verhindern. Die Ermittlung einer oder mehrer Bruchstellen wird üblicherweise durch Untersuchung des Kühlmittels von Brennelementkanälen auf Spaltproduktaktivität erreicht, die über Bruchstellen in der Schutzhülle freigesetzt wird.

Als Alternativlösung ist bekanntgeworden, in den Brennstoffelementen ein Strömungsmittel einzuordnen, welches im Falle einer Hüllenbeschädigung durch die Hülle hindurchleckt und dann im Kühlmittel zu ermitteln ist. Es kann jedoch vorkommen, daß Kühlmittel durch eine Bruchstelle in der Schutzhülle bis zum Brennstoffkörper mit nachfolgender Oxydation desselben eindringt, ohne daß genügend Spaltprodukte oder ermittelbares Strömungsmittel austritt. Dann wird der Bruch und die darauffolgende Oxydation unentdeckt bleiben, was ernste Folgen haben kann.

Zweck der Erfindung ist die Schaffung einer Vorrichtung, durch welche ein örtliches Anschwellen der Hülle eines Kernreaktor-Brennstoffelementes der genannten Gattung in einem Kernreaktor ermittelt werden kann, da das örtlich begrenzte Anschwellen eine Folge der Oxydation durch eindringendes Kühlmittel sein kann.

Es ist zwar bereits bekannt, daß eine Brennstoffelementverformung durch Messen von Änderungen des Drehmoments, dem eine Brennelementhülle ausgesetzt ist, gemessen werden kann, und es ist ferner bekannt, einen elektrischen Leiter in einer Brennelementhülle einzubetten, um seinen Widerstandswert und somit seine Temperatur zu bestimmen. Aber diese beiden Maßnahmen erfordern elektrische Leitungen vom Brennelement zur Ermittlungsvorrichtung.

Um nun die Formänderungen der Hülle sicher und einfach nachweisen zu können, ist erfindungsgemäß an der Brennelementhülle ein Behälter befestigt, der bei einer Formänderung der Hülle einen Stoff freigibt, der im Kühlmittelstrom nachzuweisen ist. Vorzugsweise ist in dem Behälter spaltbares Material enthalten.

Vorrichtung zum Anzeigen einer Formänderung
der Hülle eines Kernreaktor-Brennstoffelementes

Anmelder:
5

United Kingdom Atomic Energy Authority,
London

Vertreter:

ίο Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Oranienstr. 14

Als Erfinder benannt:
_t David William Williams,

William Paul White, London

Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 4. September 1959
(30263,30 264),

vom 14. Januar 1960 (1387) - -

Ausführungsformen der Erfindung sollen an Hand der sie beispielsweise wiedergebenden Zeichnungen näher erläutert werden, und zwar zeigt

F i g. 1 einen Längsschnitt durch einen Teil eines Kernreaktor-Brennstoffelementes, an welchem ein Behälter befestigt ist,

F i g. 2 einen Querschnitt entlang der Linie H-II in F i g. 1,

F i g. 3 eine Seitenansicht eines Teiles eines Kernbrennstoffelementes, welches mit einer anderen Ausführungsform des Behälters versehen ist,

F i g. 4 einen Querschnitt entlang der Linie IV-IV in F i g. 3,

F i g. 5 eine perspektivische Ansicht einer weiteren Ausführungsform eines an dem Brennelement zu befestigenden Behälters und

F i g. 6 im Längsschnitt eine vergrößerte Ansicht des innerhalb der gestrichelten Linie VI befindlichen Teiles der Fig. 5.

In den F i g. 1 und 2 wird ein Teilstück eines Kernreaktor-Brennstoffelementes dargestellt, welches aus einem in einer Hülle 2 aus einer Magnesiumlegierung eingeschlossenen zylindrischen Stab 1 aus Uran besteht. Die Hülle 2 weist an der Oberfläche Wärmeübertragungsrippen 3 auf, welche durchbohrt sind, um drei undurchlässige Keramikrohre 4 aufzunehmen, welche rings um die Hülle 2 in gleichem azimutalem und radialem Abstand angeordnet sind

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und von nicht durchbohrten Rippen am Fußteil des Elementes getragen werden. Die Rohre 4 sind an beiden Enden verschlossen, und jedes Rohr enthält ein Stück Urandraht 5. Das Verschließen jedes der Rohre 4 erfolgt durch Metallisieren des offenen Endes oder der offenen Enden und durch Hartauflöten einer Metallkappe 4 a.

Wenn eine Bruchstelle in der Hülle 2 beim Betrieb des Brennstoffelementes in einem Reaktor entsteht, wird durch das Eindringen von Kühlmittel in die Hülle 2 eine örtliche Oxydation des Uranstabes 1 mit nachfolgender Bildung einer Oxydschicht zwischen dem Stab 1 und der Hülle 2 verursacht. Diese allmähliche Oxydbildung verursacht ein örtlich begrenztes Anschwellen der Hülle 2, welches ein Biegemoment auf das Rohr 4 im Bereich der Schwellung ausübt, bis das Rohr 4 bricht. Beim Bruch des Rohres 4 werden die in dem Urandraht 5 erzeugten Spaltprodukte in das über das Brennstoffelement strömende Kühlmittel hinein freigesetzt, und diese Spaltprodukte werden außerhalb des Reaktor-Kernaufbaues durch Einrichtungen zum Überwachen der Radioaktivität des Reaktor-Kühlmittels ermittelt. So wird das Vorhandensein eines fehlerhaften Brennstoffelementes angezeigt, und das Brennstoffelement kann aus dem Reaktor ausgebaut werden, bevor die Anschwellung ein solches Ausmaß erreicht, daß die Hülle 2 des Brennstoffelementes zerstört wird und eine nachfolgende ausgedehnte Verseuchung des Kühlmittels durch Spaltprodukte, Uranoxyde usw. erfolgt. Ist aber die Bruchstelle genügend groß, um die Freisetzung von Spaltprodukten vom Uranstab 1 in feststellbarer Menge zu ermöglichen, so werden diese Spaltprodukte eine sofortige Anzeige des Vorhandenseins der Bruchstelle bewirken, bevor eine bemerkenswerte Oxydation des Uranstabes 1 erfolgt. Die oben beschriebene Anzeigevorrichtung ist jedoch entwickelt worden, um dem Grenzfall zu begegnen, in welchem die Freisetzung von Spaltprodukten von dem Uranstab 1 her unterhalb des durch die Überwachungseinrichtung ermittelbaren Niveaus liegt und das Oxyd sich dennoch an dem Stab 1 bilden kann.

Die Ansprechempfindlichkeit der Einrichtung ist von den Dimensionen des Rohres 4 und den physikalischen Eigenschaften des Rohmaterials abhängig. Beispielsweise bricht ein Tonrohr von 4 mm Außendurchmesser und etwa 152 mm Länge bei einer Durchbiegung von 0,381 mm in der Mitte. Daher wird ein Rohr mit diesen Abmessungen alle Anschwellungen der Hülle 2 ermitteln, welche größer sind als 0,381 mm. Andere zerbrechliche Stoffe können die Keramikmasse ersetzen. Beispielsweise kann Siliziumdioxyd, welches ebenfalls die mechanischen Eigenschaften bei erhöhten Temperaturen beibehält, verwendet werden. Für Anwendungen bei niedrigerer Temperatur können auch einige Metalle verwendet werden, insbesondere wenn die Rohre mittels eingefräster Umfangsnuten oder -rillen mechanisch geschwächt sind. Jedoch ist Glas ein besser geeignetes Material für die Anwendung bei niedriger Temperatur, d. h. bei einer Temperatur, die unter derjenigen liegt, bei welcher das Glas weich wird. Soweit es das spaltbare Material innerhalb des Rohres 4 anbetrifft, so kann dieses an Stelle des Urandrahtes 5 die Form eines dünnen Stranges aus Urandioxyd oder aus poröser Tonerde haben, die mit spaltbarem Material imprägniert ist. Wo bei den Ermittlungseinrichtungen die Freisetzung von Spaltprodukten nicht notwendig ist. kann das Rohr mit einem geeigneten Gas, beispielsweise Stickstoffoxyd oder Helium, unter Druck gefüllt sein, welches bei Freigabe durch den Bruch des Rohres durch geeignete abseits gelegene Einrichtungen, beispielsweise eine Infrarotdetektoreinheit, ein Massenspektrometer oder eine empfindliche Druckregistriervorrichtung, ermittelt werden kann. Ein wichtiges Merkmal der in den Fig. 1 und 2 dargestellten Ausführungsform ίο besteht darin, daß eine allseitig erfolgende radiale Ausdehnung des Brennstoffelementes, wie sie normalerweise in einem Kernreaktor infolge der Strahlungszunahme erfolgt, keinen Bruch der Rohre 4 verursacht, da diese unter diesen Bedingungen keiner Durchbiegung ausgesetzt sind.

In den F i g. 3 und 4 weist das teilweise dargestellte Kernreaktor-Brennstoffelement einen zylindrischen Stab 1 aus Uran auf, welcher in einer aus einer Magnesiumlegierung bestehenden Hülle 2 eingeschlossen ist. Die Hülle 2 hat an der Oberfläche Wärmeübertragungsrippen 3, welche stellenweise weggeschnitten sind, um eine U-förmige Schelle 9 aufzunehmen. Die Schelle 9 besteht aus einem halbkreisförmigen Teilstück 10 mit Endösen 11. Gerade Stücke 12 sind mit dem Teilstück 10 an den Ösen 11 durch Muttern und Schrauben 13 verbunden. Die geraden Stücke 12 der Schelle 9 sind durchbohrt, um ein kurzes fingerhutartiges Tonrohr 4 aufzunehmen, welches durch eine Kappe Aa abgeschlossen wird und ein Stück Urandraht 5 enthält. Eine örtliche Anschwellung der Hülle 2 im Bereich der Schelle 9 oder des tangentialen Berührungspunktes des Rohres 4 mit der Hülle 2 infolge einer Oxydbildung übt ein Biegemoment auf das Rohr 4 aus, bis das Rohr 4 bricht, mit nachfolgender Freisetzung von zu ermittelnden Spaltprodukten vom Urandraht 5 in das über das Brennstoffelement strömende Kühlmittel hinein. Diese Vorrichtung bedeckt jedoch nur ein kurzes Stück des Brennstoffelementes, so daß für eine vollständige Bedeckung verschiedene dieser Vorrichtungen entlang dem Brennstoffelement befestigt werden müssen, es sei denn, daß der Bereich der Schwellung auf eine örtliche Stelle einer bevorzugten anfänglichen Oxydation vorbestimmt oder künstlich begrenzt werden kann.

Eine künstliche Begrenzung der Oxydation kann durch geeignete Oberflächenbehandlung des Uranstabes 1 bewirkt werden, beispielsweise dadurch, daß der Stab 1 mit Ausnahme eines schmalen Bandes an jedem Ende nitriert wird, oder dadurch, daß ein oder mehrere Blindlöcher in den Uranstab 1 eingebohrt und mit einer Substanz gefüllt werden, die bevorzugt an dem Stab 1 oxydiert und sich bei Oxydation in ihrem Volumen merklich vergrößert. Eine geeignete Substanz ist eine Uran-Kohlenstoff-Verbindung, welche eine Kohlenstoffkonzentration von mindestens 5 · 10~⁴ enthält.

Diese Anordnung spielt an auf allseitige radiale Ausdehnung des Brennstoffelementes; doch kann ein Zubruchgehen des Rohres 4 infolge eines solchen Wachstums dadurch vermieden werden, daß eine gewisse Eigenelastizität in der Schelle 9 vorgesehen ist, welche bei allseitiger Ausdehnung des Brennstoffelementes ausgenutzt wird, um einen Bruch des Behälters 4 zu vermeiden.

In den F i g. 5 und 6 wird eine andere Behältervorrichtung zum Umschließen eines Brennstoffelementes dargestellt. Die Behältervorrichtung be-

steht aus einem flexiblen Kapillarrohr 16 aus rostfreiem Stahl, von welchem ein Endteilstück 17 in der Bohrung erweitert ist, so daß das andere, nicht erweiterte Endteilstück 18 des Rohres mit Stecksitz in dem erweiterten Endteilstück aufgenommen wird, wenn dem Rohr 16 eine ringförmige Gestalt gegeben wird. Das nicht erweiterte Teilstück 18 des Rohres 16 enthält einen Urandraht 19, welcher durch Zusammendrücken der Wände des Rohres 16 über dem Draht 19 in seiner Lage gehalten wird, derart, daß das Rohr 16 abgeschlossen wird und eine Kammer 20 bildet. Eine Aussparung 21 von etwa 1 qmm Querschnittsfläche erstreckt sich durch die Wand der Kammer 20 und liegt normalerweise innerhalb des erweiterten Endteilstücks 17, so daß sie durch dieses verschlossen bzw. abgedichtet wird. Das Rohr wird um ein mit Rippen versehenes Brennstoffelement gewickelt, welches weggeschnittene Rippen gemäß F i g. 3 oder Aussparungen in den Rippen aufweist, um das Rohr 16 aufzunehmen, wobei das Rohr anfänglich locker sitzt, um eine allseitige Ausdehnung des Brennstoffelementes infolge der Bestrahlungszunahme in einem Kernreaktor zu ermöglichen. Sollte jedoch eine abnormale Ausdehnung der Brennstoffelementhülle, beispielsweise infolge von Oxydation des darin enthaltenen Brennstoffkörpers, erfolgen, während sich das Element im Reaktor befindet, bewegen sich die Enden des Rohres 16 relativ voneinander weg, und die Aussparung 21 bewegt sich unter Umständen aus dem erweiterten Endteilstück 17 des Rohres 16 heraus, wobei der Urandraht 19 der Bestrahlung ausgesetzt wird. Von dem Urandraht während der Bestrahlung des Brennstoffelementes im Kernreaktor erzeugte Spaltprodukte werden daraufhin von der Kammer 20 aus freigesetzt und von dem über das Brennstoffelement strömenden Kühlmittel aufgenommen, worauf ihr Vorhandensein durch vorhererwähnte herkömmliche Kühlmittel-Radioaktivitäts-Überwachungseinrichtungen ermittelt wird.

Statt das Rohr 16 anfänglich mit lockerem Sitz rund um das Brennstoffelement anzuordnen, um eine Bestrahlungszunahme des Elementes zu ermöglichen, kann die Aussparung 21 auch weit genug innerhalb des erweiterten Endteilstückes 17 sitzen, um eine Bestrahlung der Aussparung unter Normalbedingungen zu verhindern. Diese Anzeigevorrichtung kann auch beispielsweise für das Untersuchen des Anwachsens eines Brennstoffelementes vom Beginn der Bestrahlung an verwendet werden, und die anfängliche Lage der Aussparung 21 relativ zum erweiterten Endteilstück 17 kann entsprechend justiert werden. Das Ausmaß, mit welchem die Aussparung 21 der Bestrahlung ausgesetzt wird, hat einen unmittelbaren Einfluß auf die Freisetzung von Spaltprodukten aus der Kammer 20, und dieser Umstand kann dazu ausgenutzt werden, um die Stärke der Spannung bzw. Belastung, welcher die Anzeigevorrichtung ausgesetzt ist, zu bestimmen.

Die Lage des Rohres 16 an einem Brennstoffelement kann in der Weise gewählt werden, wie es für die Vorrichtung gemäß den Fig. 3 und 4 beschrieben wurde.

Claims (9)

Patentansprüche:

1. Vorrichtung zum Anzeigen einer Formänderung der Hülle eines Kernreaktor-Brennelementes, die an der Hülle des Brennelementes angeordnet ist, dadurch gekennzeichnet, daß an der Hülle ein Behälter befestigt ist, der bei einer Formänderung der Hülle einen Stoff freigibt, der im Kühlmittelstrom nachzuweisen ist.

2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß in dem Behälter spaltbares Material enthalten ist.

3. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Behälter ein an beiden Enden verschlossenes zerbrechliches Rohr ist.

4. Vorrichtung nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß der Behälter ein Kapillarrohr aus flexiblem Material ist, von welchem ein Endteilstück in der Bohrung erweitert ist, so daß das andere Endteilstück des Rohres einen Stecksitz innerhalb des erweiterten Endteilstücks bildet, wenn dem Rohr eine ringförmige Gestalt gegeben wird, daß eine Kammer, welche spaltbares Material enthält, innerhalb dieses anderen Endteilstücks vorgesehen ist, und daß diese Kammer eine Auslaßöffnung aufweist, welche durch Aufstecken des erweiterten Endteilstücks des Rohres über das andere Ende des Rohres abzudichten ist.

5. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Wände des Rohres zusammengedrückt sind, um die Kammer innerhalb dieses Endteilstücks des Rohres zu bilden, und daß das spaltbare Material in Form eines Drahtes innerhalb dieser zusammengedrückten Wände gehalten wird.

6. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das zerbrechliche Rohr in Längsrichtung entlang einem Teil oder der gesamten Länge der Schutzhülle angebracht ist.

7. Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß eine große Anzahl von Rohren in Längsrichtung entlang einem Teil oder der gesamten Länge der Hülle und in Abstand voneinander um die Peripherie der Hülle angeordnet sind.

8. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das zerbrechliche Rohr tangential und senkrecht zur Längsausdehnung der Hülle angeordnet ist.

9. Vorrichtung nach den Ansprüchen 1 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß bei Verwendung von Brennelementen, bei denen der Brennstoffkörper einen vorgegebenen Bereich bevorzugter anfänglicher Oxydation an seiner Oberfläche hat, der Behälter im Bereich bevorzugter Oxydation angeordnet ist.

In Betracht gezogene Druckschriften:
Deutsche Auslegeschriften Nr. 1 059 583,
052586;

deutsches Gebrauchsmuster Nr. 1 756 799;
»J. Brit. Nucl. Energy Conf.«, Vol. 2, 1957, S. 197.

Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

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