DE1202531B - Verfahren zur Pruefung von bestrahlten Kernbrennstoffelementstaeben - Google Patents

Verfahren zur Pruefung von bestrahlten Kernbrennstoffelementstaeben

Info

Publication number
DE1202531B
DE1202531B DEU10017A DEU0010017A DE1202531B DE 1202531 B DE1202531 B DE 1202531B DE U10017 A DEU10017 A DE U10017A DE U0010017 A DEU0010017 A DE U0010017A DE 1202531 B DE1202531 B DE 1202531B
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel
fuel element
procedure
nuclear fuel
rod
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
DEU10017A
Other languages
English (en)
Inventor
John Syme Nairn
Arthur William Shilling
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.)
UK Atomic Energy Authority
Original Assignee
UK Atomic Energy Authority
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 UK Atomic Energy Authority filed Critical UK Atomic Energy Authority
Publication of DE1202531B publication Critical patent/DE1202531B/de
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G01MEASURING; TESTING
    • G01MTESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G01M3/00Investigating fluid-tightness of structures
    • G01M3/02Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
    • G01M3/04Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point
    • G01M3/20Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material
    • G01M3/22Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators
    • G01M3/226Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for containers, e.g. radiators
    • G01M3/229Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for containers, e.g. radiators removably mounted in a test cell
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G21C17/07Leak testing
    • 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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. α.:
Nummer:
Aktenzeichen:
Anmeldetag:
Auslegetag:
GOIl
Deutsche KL: 42 k-30/04
U10017IXb/42k
1. August 1963
7. Oktober 1965
Die Erfindung betrifft die Untersuchung von Brennelementstäben für Kernreaktoren auf Dichtigkeit und befaßt sich mit Brennelementen des Typs, bei dem Urandioxyd-Brennstoff für die Bildung von Brennstäben in Schutzhüllen eingeschlossen ist.
Der Zweck der vorliegenden Erfindung ist die Schaffung eines Verfahrens zur Untersuchung solcher Brennstoffstäbe, die in einem Kernreaktor bestrahlt worden und aus der Reaktorbestrahlung herausgenommen waren, um zu bestimmen, ob ein Stab leck ist, d. h. ob er eine defekte Hülle hat, durch die Spaltprodukte entweichen können.
Es ist bekannt, die Umgebung von Brennelementhüllen innerhalb von Kernreaktoren auf die An-Wesenheit von Spaltprodukten, die aus einer schadhaften Hülle entweichen, zu überwachen, wie dies beispielsweise in der deutschen Auslegeschrift 1063 292 offenbart wird. Da jedoch oxidische Brennstoffe ihre Spaltprodukte zurückhalten, ist die Auf- ao findung von Fehlstellen in den Brennstabhüllen schwierig, insbesondere, wenn die Bestrahlung aufgehört hat.
Gemäß der Erfindung ist ein außerhalb eines Kernreaktors anzuwendendes Untersuchungsverfahren für as bestrahlte Brennstäbe, die aus in einer Schutzhülle eingeschlossenem Urandioxid - Brennstoff bestehen, durch Überwachung der die Brennstäbe umgebenden Atmosphäre auf die Anwesenheit von Spaltprodukten, um zu erkennen, ob ein Stab in dieser Atmosphäre leck ist, dadurch gekennzeichnet, daß der Brennstab in einer oxidierenden Atmosphäre auf 300 bis 400° C erhitzt wird.
Durch die erfindungsgemäße Behandlung des Brennstabs wird durch den Zutritt des Sauerstoffs zu dem Urandioxid bei Vorliegen einer schadhaften Hülle durch die Oxidation des Urandioxids zu einem höheren Oxid die Kristallstruktur geändert, so daß Spaltprodukte ungehindert entweichen können. Dagegen sind Urandioxid-Brennstäbe mit schadenfreien Hüllen gegen den Zutritt des Sauerstoffs geschützt. Wird jedoch die erfindungsgemäße Höchsttemperatur überschritten, beispielsweise auf 5000C, so besteht die Gefahr, daß bisher unbeschädigte Hüllen sich verkrümmen und dadurch Undichtigkeiten hervorgerufen werden.
Radioaktive Spaltprodukte, die in beachtlichen Mengen durch einen undichten Brennstab bei der erfindungsgemäßen Behandlung entweichen, können Krypton-85, Xenon-133 und Jod-131 sein.
Ein Beispiel einer Art der Ausführung der Erfindung soll nun unter Bezugnahme auf die Zeich-Verfahren zur Prüfung von bestrahlten
Kernbrennstoffelementstäben
Anmelder:
United Kingdom Atomic Energy Authority,
London
Vertreter:
Dipl.-Ing. E. Schubert, Patentanwalt,
Siegen, Eiserner Str. 227
Als Erfinder benannt:
John Syme Nairn,
Arthur William Shilling, London
Beanspruchte Priorität:
Großbritannien vom 3. August 1962 (30 077) - -
nung beschrieben werden, die schematisch einen Mittelschnitt wiedergibt.
In der Zeichnung wird ein Brennelementsatz 1 gezeigt, der zwei Bündel 2 von Brennstoffstäben 3 umfaßt, die um eine gemeinsame Achse angeordnet sind. Jeder Brennstoffstab 3 besteht aus Urandioxid-Brennstoff, der in einer Schutzhülle eingeschlossen ist. Der Brennelementsatz 1 ist in einem Ofen 20 gelagert, der einen Einlaß 4 und einen Auslaß 5 aufweist, die mit Rohrleitungen 6 bzw. 7 verbunden sind, die durch die Schutzwand 8 hindurchführen. Jodfilter 9 α und 9 b sind in den Rohrleitungen 6 und 7 vorgesehen. Die Leitung 6 steht mit einer (nicht dargestellten) Luftzufuhr in Verbindung. Die Leitung 7 ist über das Ventil 10 mit einer Beta-Strahlen-Zählzelle 11 und einer Aktivkohlefalle oder -sperre 12 verbunden. Die Falle 12 hat eine Auslaßleitung 13, die mit einem Ventil 14 verbunden ist. Eine Bleiumhüllung 15 umgibt die Zelle 11 und die Falle 12. Eine für Beta-Strahlen empfindliche Kristallanordnung 16 ist in der Nachbarschaft der Zelle 11 und ein für Gammastrahlen empfindlicher Kristall 17 in der Nähe der Falle 12 angebracht. Elektrische Verbindungen 18 führen von den Kristallanordnungen 16 und 17 durch die Bleiumhüllung 15 nach den herkömmlichen Zählinstrumenten 19.
509 690/214
Bei der Ausführung des erfindungsgemäßen Verfahrens in der oben unter Bezugnahme auf die Zeichnung beschriebenen Apparatur wird ein Brennelementsatz 1 in den Ofen 20 — wie gezeigt — eingesetzt und die Temperatur im Ofen auf 300 bis 4000C hochgebracht. Ein Luftstrom wird dann durch den Ofen 20 geschickt, wobei er durch den Einlaß 4 in den Ofen eintritt und ihn durch den Auslaß 5 wieder verläßt. Von dem Auslaß 5 strömt die Luft durch die Leitung 7, das Jodfilter 9 b und durch das offene Ventil 10 nach der Zelle 11 und der Falle 12. Die Falle 12 ist in flüssigen Sauerstoff bei —183° C eingetaucht, und die Gamma-Strahlen-Zählung erfolgt kontinuierlich während des Durchganges des Luftstromes, der die Falle 12 durch die Auslaßleitung 13 und das offene Ventil 14 verläßt. Die Beta-Emission aus den Spaltprodukten, die in der Falle 12 gesammelt werden, wird indessen erst am Ende der Prüfung gezählt. Das Ventil 10 und das Ventil 14 werden dann geschlossen und das flüssige Sauerstoffbad durch einen Aufheizer auf 100 bis 200° C erdhitzt, so daß die gesammelten Spaltprodukte ausgekocht werden und den Raum zwischen den Ventilen 10 und 14 einschließlich der Zelle erfüllen. Die Beta-Aktivität in der Zelle 11 wird dann bestimmt.
Es ist möglich, die Beta-Aktivität kontinuierlich in dem Maße zu zählen, wie der Luftstrom die Zelle passiert, dies aber ist weit weniger empfindlich.
Das erfindungsgemäße Verfahren ist besonders geeignet für die bündelweise Prüfung von Brennstoffstäben, ohne daß die Bündel geöffnet oder auseinandergenommen werden müssen.

Claims (1)

  1. Patentanspruch:
    Außerhalb eines Kernreaktors .anwendbares Verfahren zur Prüfung eines bestrahlten Kernbrennstoffelementstabes, der aus in einer Schutzhülle eingeschlossenem Urandioxid - Brennstoff besteht, durch Überwachung der umgebenden Atmosphäre auf das Vorhandersein von Spaltprodukten zwecks Bestimmung, ob der Stab undicht ist, dadurch gekennzeichnet, daß der Brennstab in einer oxidierenden Atmosphäre auf 300 bis 400° C erhitzt wird.
    In Betracht gezogene Druckschriften:
    Deutsche Auslegeschrift Nr. 1 063 292.
    Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
    509 690/214 9.65 © Bundesdruckerei Berlin
DEU10017A 1962-08-03 1963-08-01 Verfahren zur Pruefung von bestrahlten Kernbrennstoffelementstaeben Pending DE1202531B (de)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
GB30077/62A GB974314A (en) 1962-08-03 1962-08-03 Improvements in or relating to the testing of fuel elements for nuclear reactors

Publications (1)

Publication Number Publication Date
DE1202531B true DE1202531B (de) 1965-10-07

Family

ID=10301903

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DEU10017A Pending DE1202531B (de) 1962-08-03 1963-08-01 Verfahren zur Pruefung von bestrahlten Kernbrennstoffelementstaeben

Country Status (4)

Country Link
US (1) US3227878A (de)
BE (1) BE635793A (de)
DE (1) DE1202531B (de)
GB (1) GB974314A (de)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1403811A (fr) * 1964-05-13 1965-06-25 Commissariat Energie Atomique Dispositif de détection de rupture de gaine
US3869610A (en) * 1974-01-08 1975-03-04 Atomic Energy Commission Method of determining the amount of an isotopic mixture of noble gases present as a tag in a nuclear reactor fuel element
JPS52104691A (en) * 1976-02-27 1977-09-02 Toshiba Corp Detecting apparatsu for nuclear fuel injury inside reactor
US5303695A (en) * 1992-11-09 1994-04-19 Noah Shopsowitz Human free-flight launcher

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1063292B (de) * 1957-04-11 1959-08-13 Licentia Gmbh Verfahren zum Nachweis von Undichtigkeiten in den Umhuellungen der Brennstoffelemente von Kernreaktoren

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3005765A (en) * 1946-02-21 1961-10-24 Jr John Marshall Density control in a reactor
US3132076A (en) * 1960-03-14 1964-05-05 John M West Nuclear reactor
US3207668A (en) * 1960-05-02 1965-09-21 Combustion Eng System for fuel elements failure detection in nuclear reactor
NL272334A (de) * 1960-12-09

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1063292B (de) * 1957-04-11 1959-08-13 Licentia Gmbh Verfahren zum Nachweis von Undichtigkeiten in den Umhuellungen der Brennstoffelemente von Kernreaktoren

Also Published As

Publication number Publication date
GB974314A (en) 1964-11-04
BE635793A (de)
US3227878A (en) 1966-01-04

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP2102626B1 (de) Verfahren zur vorbehandlung eines brennstabhüllrohres für materialuntersuchungen
DE69011746T2 (de) Referenz-Elektrodensonde.
DE60018341T2 (de) Messung der ferromagnetischen Materialdicke und der Oxiddicke bei Kernbrennstäben
DE1922592B2 (de) Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors
DE3237846A1 (de) Verfahren zum bestimmen der relativen korrosionsbestaendigkeit einer zirkoniumlegierung
DE1202531B (de) Verfahren zur Pruefung von bestrahlten Kernbrennstoffelementstaeben
DE1521998A1 (de) Verfahren zur Voroxidation von Kernreaktorbauteilen aus Zirkonlegierungen
DE1049013B (de) Brennstoff fuer Neutronenreaktoren und Verfahren zu seiner Herstellung
DE9218835U1 (de) Vorrichtung zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren
DE2739485A1 (de) Vorrichtung und verfahren zur erfassung der leistungsverteilung in einem kernreaktor- brennelement
DE1589444A1 (de) Einrichtung zur Zustandsmessung eines verdampfbaren Kuehlmittels in einem Kernreaktor
DE2454970A1 (de) Verfahren zum lokalisieren eines leckenden brennstoffelements in einem leistungsreaktor der schnellbrueterbauart
DE68908800T2 (de) Verfahren und Vorrichtung zur Identifizierung von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors.
DE2528422A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementes
EP0049438A1 (de) Verfahren und Vorrichtung zum Lagern von Behältern für radioaktive Stoffe
DE1063292B (de) Verfahren zum Nachweis von Undichtigkeiten in den Umhuellungen der Brennstoffelemente von Kernreaktoren
DE2328283B2 (de) Verfahren zum Bestimmen des Anteils von Brennstoffteilchen mit defekter Umhüllung in einem Brennstoffelement für Kernreaktoren
DE2702003C2 (de) Vorrichtung zur Überprüfung eines Brennelementes eines flüssigmetallgekühlten Reaktors
DE2603031A1 (de) Verfahren zur feststellung von defekten brennstabhuellen und/oder brennelementen von kernreaktoren
DE1039145B (de) Verfahren und Vorrichtung zur Ermittlung von Defekten an Brennstoffelementen in Kernreaktoren
DE1259473B (de) Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren
DE1215268B (de) Verfahren zum Nachweis von undichten Brennelementen in Kuehlkanaelen von Kernreaktoren
DE1684594A1 (de) Spannbetonbehaelter
DE2534460C2 (de) Verfahren zur Entfernung der Oberflächenkontamination bei durch Kernumwandlung dotiertem Halbleitermaterial
EP0403955B1 (de) Verfahren zum Abbau des Plutoniumgehaltes im Kernbrennstoff und Kernbrennstoffelement für einen Kernreaktor