DE1243289B - Verfahren und Anordnung zur Lokalisierung eines beschaedigten Brennelementes in einem Kernreaktor - Google Patents

Description

BUNDESREPUBLIK DEUTSCHLAND

Int. Cl.:

G21d

DEUTSCHES

PATENTAMT

AUSLEGESCHRIFT

DeutscheKl.: 21g-21/31

Nummer: 1 243 289

Aktenzeichen: G 32189 VIII c/21:
Anmeldetag: 2. Mai 1961

Auslegetag:

29.Juni 1967

Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren und eine Anordnung zur Feststellung eines beschädigten Brennelementes in einem Kernreaktor.

In Kernreaktoren ist es verhältnismäßig einfach festzustellen, wenn ein Brennelement des Reaktors schadhaft wird, v/eil die Radioaktivität des austretenden Kühlmittels sich beim Eintreten eines solchen Fehlers wesentlich erhöht. Die Reaktorkerne bestehen aber aus einer großen Zahl von Brennelementen und werden im allgemeinen in Brenneinheiten unterteilt, die einzeln aus dem Kern entfernt und in ihn eingesetzt werden können. Obwohl daher die Tatsache, daß ein fehlerhaftes Brennelement vorhanden ist, wie erwähnt, verhältnismäßig einfach festgestellt werden kann, ist es bisher sehr teuer und zeitraubend gewesen, die fehlerhafte Stelle oder auch nur die Brenneinheit festzustellen, in der der Fehler eingetreten ist. Man mußte nämlich den Reaktor außer Betrieb nehmen und den ganzen Kern nach dem Fehler absuchen. Es ist bekannt, den Kühlmittelausfluß einzelner Teilbereiche des Kernes mit einer Vielzahl von Meßgeräten und durch geeignete Leitungen bei einer Leistungssteigerung des Reaktors auf seine Radioaktivität zu überprüfen (vgl. J. Brit. Nucl. Energy. Conf,. Januar 1960, S. 32). Jedoch ist dieses Verfahren wegen des erforderlichen Aufwands an Meßgeräten und Leitungen sehr teuer.

Es ist deshalb Aufgabe der vorliegenden Erfindung, die Feststellung eines beschädigten Brennelementes wesentlich zu vereinfachen. Die Erfindung geht also aus von einem Verfahren zur Lokalisierung eines beschädigten, aus einer Vielzahl von gekühlten Brennelementen im Kern eines Kernreaktors mit Hilfe der Messung der bei schneller Steigerung der Leistungsabgabe des beschädigten Brennelementes in das Kühlmittel austretenden radioaktiven Spaltprodukte. Die Erfindung besteht darin, daß während des Betriebs nacheinander die Leistungsabgabe von Teilbereichen, die zusammen den Kern bilden, kurzzeitig erhöht und wieder auf den ursprünglichen Wert gebracht wird und währenddessen die Radioaktivität an einer Stelle des Kühlmittelausflusses des Reaktors gemessen wird.

Bei einer Ausführungsform der Erfindung werden die einzelnen Teilbereiche so gewählt, daß sie mit den Brenneinheiten identisch sind, so daß es sehr leicht ist, diejenige Brenneinheit festzustellen, die das fehlerhafte Brennelement enthält.

Die Leistungsabgabe kann aufeinanderfolgend zuerst vermindert und dann erhöht oder zuerst erhöht und dann vermindert werden. Die Leistungsabgabe kann durch Entfernung von Neutronen absorbieren-

Verfahren und Anordnung zur Lokalisierung
eines beschädigten Brennelementes
in einem Kernreaktor

Anmelder:

General Nuclear Engineering Corporation,
Dunedin, Fla. (V. St. A.)

Vertreter:

Dipl.-Ing. H. Ciaessen, Patentanwalt,
Stuttgart 1, Rotebühlstr. 70

Als Erfinder benannt:

John Merle West, Dunedin, Fla. (V. St. A.)

Beanspruchte Priorität:

V. St. v. Amerika vom 2. Mai 1960 (55 816)

den Substanzen und/oder Hinzufügen von Brennstoff und/oder Änderung der Dichte des Moderators geändert werden.

Die Erfindung bezieht sich auch auf eine Anordnung zur Feststellung eines fehlerhaften Brennelementes im Kern eines Kernreaktors, bei dem der Kern aus mehreren, unabhängig voneinander montierten Brenneinheiten besteht, von denen jede eine Vielzahl von Brennelementen enthält und einen im wesentlichen zentral angeordneten, sich über die Länge erstreckenden Durchlaß besitzt. Bei einer solchen Anlage sind mit jedem Durchlaß individuelle Mittel zur Steuerung der Leistungabgabe der Brenneinheit verbunden, die ihrerseits wieder von Steuergliedern beeinflußt werden, um die individuellen Mittel entsprechend einem vorgegebenen Programm nacheinander zu steuern.

Bei der Ausführung nach der Erfindung ergibt sich also der Vorteil, daß die ohnehin vorhandenen Steuerglieder des Reaktors zur Feststellung des beschädigten Brennelementes verwendet werden können, ohne daß zusätzliche Leitungen für die Kühlmittelüberwachung notwendig sind. Weiterhin ist die zur Feststellung des Brennelementes notwendige Radioaktivitätsmessung durch ein einziges Meßgerät möglich.

Zum besseren Verständnis wird die Erfindung an Hand der Zeichnungen beschrieben. Es stellt dar

F i g. 1 das Schema eines Kernreaktors, bei dem die vorliegende Erfindung angewendet wird;

709 608/334

F i g. 2 ist die schema tische Darstellung eines Querschnittes der Fig. 1;

F i g. 3 ist die Ansicht eines Querschnittes einer der Brenneinheiten und eines Teiles der benachbarten Brenneinheiten.

Das Ausführungsbeispiel zeigt einen Siedekernreaktor, dessen Kern 10 in einem Behälter 12 befestigt ist. Durch die Pumpe 14 wird Wasser durch den Reaktor gedrückt. Die Pumpe ist mit dem oberen Teil des Behälters 12 durch die Leitung 16 verbunden, und ihr Ausgang ist an den unteren Teil des Behälters durch die Leitung 18 angeschlossen. Während das Wasser durch den Kern aufwärts strömt, wird ein Teil verdampft, der Dampf vom Wasser im oberen Teil des Behälters 12 getrennt und durch die Leitung 20 der Turbine 22 zugeführt, deren Niederdruckdampf über die Leitung 24 den Kondensator 26 erreicht.

Das Kondensat gelangt über die Leitung 28 zum Einlaß der Pumpe 14. Die Kondensatpumpe 30 ist so bemessen, daß der Druck des Kondensates entsprechend erhöht wird.

Beim Ausführungsbeispiel besteht der Kern des Reaktors aus einer Vielzahl auswechselbarer länglicher Brenneinheiten 42, die im wesentlichen senkrecht zwischen oberen und unteren Gittern angeordnet sind und eine Mehrzahl von Kanälen 32 und 34 für die Brennelemente enthalten. Diese Kanäle sind ineinandergeschachtelt. Wie in F i g. 3 dargestellt, sind zwei Reihen von Brennelementen in Gestalt von Stäben oder Rohren 36 in jedem Kanal angeordnet, und die Kanäle sind voneinander durch einen Durchlaß 38 getrennt. Im Kanal 34 ist ein Durchlaß 40 vorgesehen, der einen beweglichen Giftstoff, ein bewegliches Brennelement enthält oder einen kalten Wasserstrom führt, und zwar um die Leistungsabgabe zu erhöhen und dadurch ein fehlerhaftes Brennelement zu ermitteln. Es gelingt zuverlässig, diejenige Brenneinheit festzustellen, die das fehlerhafte Brennelement enthält, weil der Stoff, der die Leistungsveränderung hervorbringt, in der Mitte der Brenneinheit angeordnet ist. Dies wird durch die dargestellte Konstruktion der Anordnung erzielt. Abweichend davon kann die Brenneinheit nur einen Kanal, z. B. den inneren Kanal 34, enthalten. Bei einer solchen Anordnung, bei der die Leistungsänderung zentral im Kern erfolgt, läßt sich die Einheit, die das fehlerhafte Brenneiement enthält, sehr zuverlässig und einfach ermitteln.

Jede der Brenneinheiten 42 ist von der benachbarten Brenneinheit durch einen Kanal 44 getrennt, und in diesem Kanal sind die Regelstäbe 45 angeordnet, die in üblicher Weise zur Steuerung des Reaktors verwendet werden.

Wie oben erwähnt, kann die Leistung in den Teilbereichen (beim Ausführungsbeispiel jede Brenneinheit) durch Bewegung eines Neutronen absorbierenden Stoffes, Bewegung von Brennmaterial oder durch Erhöhung der Dichte des Moderators geändert werden.

Man kann auch eine Kombination dieser Verfahren verwenden. In den Fig. 1 und 2 ist eine Anordnung zur Bev/egung eines Neutronen absorbierenden Stoffes oder eines Brenmaterials im Durchlaß 40 gezeigt. Diese Anordnung wird mit einer Flüssigkeit für die Steuerung von Neutronen absorbierenden Stoffen oder Brennstoffmaterial in jedem der Kanäle 40 betrieben. Der Kanal 40 wird durch ein

rohrförmiges Glied 46 gebildet, an dessen oberem Ende eine Speicherrohr 48 angebracht ist (F i g. 1). In jedem der Rohre 48 ist eine Vielzahl von Kugeln 47 angeordnet, die Neutronen absorbierende oder Brennstoffe enthalten. Sie können aus dem Rohr 46 in das Speicherrohr 48 mit Hilfe eines aufwärts gerichteten Flüssigkeitsstromes bewegt werden, bei dessen Abschwächung oder Aufhören sie unter dem Einfluß der Schwerkraft in das Rohr 46 herabfallen.

ίο Die Kugeln sind den Rohren 46 und 48 zugeordnet, und der Anschlag 50 begrenzt ihre Abwärtsbewegung und das obere Ende des Speicherrohres ihrer Aufwärtsbewegung.

Die Kugeln können selektiv von dem Rohr 46 in das Speicherrohr mit Hälfe eines aufwärts gerichteten Flüssigkeitsstromes bewegt werden, der durch ein Flüssigkeitsverteilungssystem zugeführt wird. Es besteht aus einem ringförmigen Kopf 52, der seinerseits mit dem Ausgang der Pumpe 14 (Fig. 1) verbunden ist und der die Unterverteiler 54 speist Von jedem dieser Unterverteiler zweigen Rohr 56 ab, deren jedes mit einem zugeordneten Rohr 46 in Verbindung steht und ein fernbetätigtes Ventil 58 enthält. Dementsprechend kann durch Betätigung des Ventils 58 der Flüssigkeitsstrom zum Rohr 46 und damit die Lage der Kugeln gesteuert werden. Wenn die Kugeln in jeder Einheit einen Neutronen absorbierenden Stoff enthalten und aus dem Kern in das Speicherrohr 48 eingeführt werden, ergibt sich eine Erhöhung der abgegebenen Leistung der Elemente in der Brennstoffeinheit. In ähnlicher Weise ändert sich die Leistungsabgabe der Brennelemente in der Brenneinheit, wenn die Kugeln einen Brennstoff enthalten. Die Richtung der Leistungsänderung hängt von den Einzelheiten der Konstruktion ab. Es sei bemerkt, daß zu diesem Zweck die Kugeln nicht vollständig aus dem Kern heraus- oder in den Kern hineingeführt werden müssen. Im Fall der Verwendung von Brennstoffkugeln braucht nur, je nach der Konstruktion, eine Vermehrung oder Verminderung des Brennstoffes im Kern stattzufinden. Werden Kugeln mit Neutronen absorbierenden Stoffen verwendet, so braucht nur eine Verminderung des Stoffes innerhalb des Kernes einzutreten.

Das Gas, das vom Kondensator 26 abgeführt wird, wird durch die Überwachungsmittel 60 auf seine Radioaktivität überwacht. Diese Überwachungseinrichtung kann als Szintillationszähler ausgebildet sein. Die Überwachung dieses Gases geschieht laufend.

Der Schaden an einem Brennelement des Reaktorkernes wird durch eine Vergrößerung der Radioaktivität bei der Überwachungseinrichtung 60 festgestellt. In diesem Fall werden nacheinander die Ventile 58 betätigt. Wenn Kugeln 47 benutzt werden, befinden sie sich irn Normalbetrieb in dem Speicherrohr 48, und die Ventile 58 sind offen. Wenn dagegen Brennstoffkugeln verwendet werden, befinden sie sich im Kern, und die Ventile 58 sind geschlossen. Beim Auftreten eines Fehlers an einem Brennelement werden, wie erwähnt, die Ventile 58 nach einem Programm nacheinander betätigt. Wenn Neutronen absorbierende Kugeln benutzt werden, werden die Ventile nacheinander geschlossen und geöffnet, um zunächst die Kugeln in den Kern hineinzubewegen und dann aus ihm zu entfernen. Werden dagegen Brennstoffkugeln verwendet, werden die Ventile nacheinander geöffnet und geschlossen,

Claims (6)

1. so daß die Brennstoffkugeln zunächst aus dem Kern entfernt und dann wieder in ihn hineingeführt werden. Dies hat zur Folge, daß zunächst die Leistungsabgabe der Einheiten nacheinander herabgesetzt und dann wieder erhöht wird. Diese Erhöhung der Leistungsabgabe ist es, die die Gaserzeugung eines schadhaften Brennelementes zur Folge hat.

   Das Überwachungsgerät 60 wird beobachtet oder stellt eine Aufzeichnung während der programmierten Betätigung der Ventile 58 her. So ergibt sich die Brenneinheit, die die bei Erhöhung der Leistungsabgabe größte Zunahme der Radioaktivität des aus dem Reaktor austretenden Kühlmittels erzeugt, also das schadhafte Brennelement enthält.

   Zur Leistungserhöhung kann auch die Dichte des Moderators in der Brenneinheit erhöht werden. Beim Dampfkesselreaktor kann beispielsweise kaltes Wasser nacheinander den Rohren 46 oder vorzugsweise dem ganzen Bereich der Brenneinheit über das dargestellte Verteilungssystem zugeführt werden. Die Kopfleitungen 52,54, die Leitungen 56 und die Ventile 58 dienen dann also der Zuführung des kalten Wassers. Auch kann das kalte Wasser dazu benutzt werden, die Neutronen absorbierenden Kugeln herauszuführen, so daß eine Leistungserhöhung sowohl durch die Entfernung der Kugeln als auch durch die Erhöhung der Dichte des Moderators erzielt wird.

   Der größte Vorteil der Erfindung ergibt sich bei Feststellung einer bestimmten Brenneinheit, die ein beschädigtes Brennelement enthält. Sie ist aber auch sehr nützlich und von wesentlichem Vorteil, wenn das Ergebnis, d. h. der Bereich der Leistungssteigerung nicht mehr eindeutig auf eine einzige Brenneinheit hinweist, sondern größer ist. Die Beispiele zeigen Brenneinheiten mit zentralen Kanälen zur Steuerung ihrer Leistungsabgabe. Die Erfindung ist aber auch nützlich bei Reaktoren mit Brenneinheiten ohne zentrale Kanäle, z. B. solchen, bei denen die Brennelemente gleichmäßig über den Bereich der Brenneinheit verteilt sind. Es ist auch dann nur nötig, nacheinander die Leistung in bestimmten Teilbereichen über den gesamten Bereich des Kernes in der erwähnten Weise zu steuern. Auch so ist es möglich, das beschädigte Element in einem begrenzten Bereich festzustellen, auch wenn nicht nur eine einzige Brenneinheit lokalisiert wird. Gegenüber der früheren Methode, den Reaktor ganz stillzulegen, wird so das Auffinden des schadhaften Brennelementes noch wesentlich erleichtert.

   elementen im Kern eines Kernreaktors mit Hilfe der Messung der bei schneller Steigerung der Leistungsabgabe des beschädigten Brennelementes in das Kühlmittel austretenden radioaktiven Spaltprodukte, dadurch gekennzeichnet, daß während des Betriebs nacheinander die Leistungsabgabe von Teilbereichen, die zusammen den Kern bilden, kurzzeitig erhöht und wieder auf den ursprünglichen Wert gebracht wird und daß währenddessen die Radioaktivität an einer Stelle des Kühlmittelausflusses des Reaktors gemessen wird.
2. 2. Verfahren nach Anspruch 1 für Kerne, die aus mehreren getrennten Brennelementeinheiten bestehen, dadurch gekennzeichnet, daß diese Brennelementeinheiten die Teilbereiche bilden.
3. 3. Verfahren nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Leistungsabgabe durch Entfernung von Neutronen absorbierenden Substanzen aus den Teilbereichen und/oder durch Hinzufügen von Brennstoff zu den Teilbereichen und/oder durch Erhöhung der Moderatorwirkung in den Teilbereichen erhöht wird.
4. 4. Verfahren nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß bei Anwendung auf einen Siedekernreaktor in einem Kraftwerk, in dem der Dampf einer Dampfkraftmaschine und einem Kondensator zugeführt wird, die Gase, die in dem den Reaktor verlassenden Dampf enthalten sind, im Hinblick auf ihre Radioaktivität überwacht werden.
5. 5. Anordnung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß jede Brennelementeinheit einen zentral angeordneten und in der Längsrichtung sich erstreckenden Durchlaß (40) besitzt, der mit Steuermitteln (47, 48) zur Änderung der Leistungsabgabe versehen ist, und daß weiterhin Steuerglieder (56, 58) vorgesehen sind, die die Steuermittel (47, 48) jedes Durchlasses unabhängig voneinander und nacheinander nach einem Programm zu betätigen.
6. 6. Anordnung nach Anspuch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Steuermittel aus einem auf den Durchlaß aufgesteckten Vorratsrohr (48) für Neutronen absorbierende Kugeln (47) bestehen, die in den Durchlaß (40) eingebracht und aus ihm wieder ausgefahren werden.

   Patentansprüche: In Betracht gezogene Druckschriften:

   1. Verfahren zur Lokalisierung eines beschä- Journal of the British Nuclear Energy Conference,

   digten aus einer Vielzahl von gekühlten Brenn- 1960, Januarheft, S. 32.

   Bei der Bekanntmachung der Anmeldung ist 1 Prioritätsbeleg ausgelegt worden.

   Hierzu 1 Blatt Zeichnungen

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