DE1259473B - Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren - Google Patents
Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in KernreaktorenInfo
- Publication number
- DE1259473B DE1259473B DEA50964A DEA0050964A DE1259473B DE 1259473 B DE1259473 B DE 1259473B DE A50964 A DEA50964 A DE A50964A DE A0050964 A DEA0050964 A DE A0050964A DE 1259473 B DE1259473 B DE 1259473B
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- guide tube
- coolant
- plug
- radiation protection
- reactor
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
DEUTSCHES
PATENTAMT
AUSLEGESCHRIFT
Int. Cl.:
G21d
Deutsche Kl.: 21g-21/31
Nummer: 1259473
Aktenzeichen: A 50964 VIII c/21 g
Anmeldetag: 3. Dezember 1965
Auslegetag: 25. Januar 1968
Die Erfindung betrifft eine Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Hüllenbrüchen in Kernreaktoren
durch Nachweis der aus den Hüllen in das Kühlmittel austretenden Spaltprodukte mit einer
Kernreaktor-Lademaschine mit einem deren Greifer umgebenden vertikalen Leitrohr, welches mit seiner
unteren Öffnung dichtend auf die die Brennelemente enthaltenden Kühlmittelrohre im Reaktorkern aufgesetzt
wird. Eine derartige Vorrichtung ist aus der britischen Patentschrift 953 694 bekannt.
Bei Fehlern in den Hüllen der Elemente steigt die Radioaktivität des längs des Brennelementes strömenden
Kühlmittels, und die gesteigerte Radioaktivität beeinflußt ein Hauptüberwachungssystem, das die
Radioaktivität des vom Reaktor herausströmenden Arbeitsmittels mißt. Wenn das Hauptüberwachungssystem
auf Grund zu hoher Radioaktivität ein Alarmsignal gibt, weiß man jedoch nicht, in welchem Teil
des Reaktorkerns der Fehler entstanden ist. Es ist deshalb notwendig, ein Probeentnahmesystem vorzusehen,
mit dem Kühlmittelproben bei jedem Brennelement oder wenigstens bei bestimmten, einige Elemente
umfassenden Gruppen entnommen werden können. Herkömmliche Anzeigesysteme umfassen
eine große Anzahl Probenentnahmeleitungen, gewöhnlich eine für jedes Brennelement. Diese Leitungen
sind so angeordnet, daß sie durch die Wand des Reaktortanks laufen und weiter durch eine umgebende
druckdichte Schale und durch den Strahlenschutz des Reaktors bis zu einem außerhalb des
Reaktors liegenden Überwachungssystem zum Messen der Radioaktivität in den einzelnen Probenentnahmeleitungen.
Das System erfordert eine große Anzahl von Rohrdurchführungen mit dazugehörigen Ventilen und Dichtungen an den obengenannten
Durchführungsstellen. Rohrdurchführungen schwächen den Reaktortank in hohem Grad, und die hohen
Forderungen nach Sicherheit und absoluter Dichtigkeit bewirken, daß die Kosten für die Hunderte von
Rohrdurchführungen eines herkömmlichen Anzeigesystems besonders hoch werden.
Zweck der Erfindung ist, eine Vorrichtung zur Fehleranzeige zu schaffen, die nur eine Rohrleitung
zwischen dem Inneren des Reaktors und seiner Außenseite erfordert. Die Vorrichtung der eingangs
bezeichneten Art ist daher erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet, daß zur Entnahme von Kühlmittelproben
das Leitrohr mit wenigstens einer Öffnung versehen ist, die zu einer Probenentnahmeleitung
führt, die die Kühlmittelprobe aus dem Reaktor herausführt. Durch Verwendung der bereits vorhandenen
Transportmaschine des Reaktors· für den Vorrichtung zum Feststellen von
Brennelement-Hüllenbrüchen in
Kernreaktoren
Brennelement-Hüllenbrüchen in
Kernreaktoren
Anmelder;
Allmänna Svenska Elektriska Aktiebolaget,
Västeras (Schweden)
Vertreter:
Dipl.-Ing. H. Missling, Patentanwalt,
6300 Gießen, Bismarckstr. 43
6300 Gießen, Bismarckstr. 43
Als Erfinder benannt:
Hendrik Gelius, Västeras (Schweden)
Beanspruchte Priorität:
Schweden vom 16. Dezember 1964 (15 195)
Transport der Brennelemente für das Anzeigesystem , werden die Kosten der Vorrichtung erheblich gesenkt.
In Reaktoren, die keine innere Transportmaschine haben, muß zwar zusätzlich eine Transportmaschine
vorgesehen werden, damit die Vorrichtung für die Probeentnahme des Anzeigesystems an
die verschiedenen Brennstoffstäbe angeschlossen werden kann, aber diese kann sehr einfach sein. Auch
in solchen Fällen werden die Kosten des Systems bedeutend geringer als für herkömmliche Systeme
mit einer sehr großen Anzahl von Rohrdurchführun-
. gen.
Noch ein wesentlicher Vorteil wird mit einer Vorrichtung nach der Erfindung erreicht. Bei normalem
Transport der Brennelemente im Reaktorherd werden auf Grund von mechanischen Beanspruchungen und
schnellen Temperaturveränderungen die Brennelemente größeren Beanspruchungen ausgesetzt. Die
Gefahr von Hüllenschäden ist somit besonders groß während des eigentlichen Transportvorganges. Die
Erfindung bringt mit sich, daß Fehler, die beim Transport entstehen, unmittelbar vom Überwachungssystem
registriert werden, wenn die beschädigte Brennstoffpatrone bei dem zum Transportvorgang
gehörenden Heben oder Senken, die Probeentnahme-
709 720/397
öffnung in der Transportmaschine passiert. Eventuell kann eine weitere Anzahl von Probeentnahmeöffnungen
weiter oben in der Transportmaschine angeordnet werden.
Vorzugsweise wird die Probeentnahmeöffnung in der Nähe des Anschlußendes des Kühlmittelrohres
angeordnet. Da die Kühlmittelrohre der Brennelemente gewöhnlich oben mit einem. Strahlenschutzpfropfen
verschlossen sind, muß das Kühlmittel die Möglichkeit haben, den Pfropfen zu passieren. Dies
wird dadurch erreicht, daß Durchströmkanäle im Pfropfen angeordnet werden, die wenigstens zum
Teil schräg im Verhältnis zur Längsachse des Leitrohres verlaufen. Man kann auch bei Probeentnahme
mit der Transportmaschine den genannten Pfropfen abheben, der dann nicht mit Durchströmkanälen versehen
zu sein braucht. In diesem Fall kann der abgehobene Pfropfen das Leitrohr der Transportmaschine
nach oben abdichten.
Die Probeentnahme bei den verschiedenen Brennelementen nimmt eine längere Zeit in Anspruch,
wenn die Strahlenschutzpfropfen über den Brennelementen bei jeder Probeentnahme abgehoben werden
müssen. Eine wesentliche Zeitersparnis wird mit dem zuvor beschriebenen System erhalten, bei dem
ein besonderes Organ, das von der Greifanordnung der Transportmaschine getragen wird, das Leitrohr
der Maschine nach oben abdichtet. Die Probeentnahme kann dann erfolgen, sobald das Leitrohr
der Transportmaschine am Leitrohr eines Brennelementes angeschlossen ist.
Die Probeentnahme kann auch mit Hilfe einer Probenentnahmesonde geschehen, die von der Transportmaschine
ergriffen und in die Leitrohre der Brennelemente eingeführt wird. Die Sonde wird mit
Hilfe einer biegsamen Rohrleitung an das Überwachungssystem außerhalb des Reaktors angeschlossen.
Die Erfindung ist im folgenden an Hand der Zeichnung beschrieben, die schematisch den Anschluß
der Probenentnahmeausrüstung an die Kühlmittelrohre der Brennelemente in zwei verschiedenen
Ausführungsformen zeigt, und zwar
F i g. 1 in einem axialen Schnitt erne Ausführungsform, die ohne Abheben des Strahlenschutz-Pfropfens
des Brennelementes arbeitet, und
F i g. 2 eine Ausführungsform, bei der der genannte Strahlenschutzpfropfen bei der Probenentnahme abgehoben
werden muß.
In der Zeichnung bezeichnet 1 ein Kühlmittelrohr, das ein nicht gezeigtes Brennelement umgibt, das
weiter unten im Kühlmittelrohr liegt. Das Kühlmittelrohr 1 ist oben mit einem Strahlenschutzpfropfen versehen.
Eine Transportmaschine, vorzugsweise die normale Transportmaschine für die Brennelemente
des Reaktors, hat ein Leitrohr 3, das an das Kühlmittelrohr
1 der Brennstoffpatrone angeschlossen werden kann. In der Nähe des Anschlußpunktes sind
Öffnungen 4, durch die ein Teil des längs des Brennelementes
strömenden Kühlmittels für die Probenentnahme herausgeleitet werden kann. Die Öffnungen
4 führen zu einem Sammelring 5, der seinerseits über eine biegsame und von der Transportmaschine
getragene Rohrleitung 6 an einem Überwachungssystem außerhalb des Reaktors angeschlossen ist.
Das Leitrohr 3 der Transportmaschine wird von einem Pfropfen 7 abgedichtet, der vom Greif organ 8
der Transportmaschine getragen wird. Der Anschluß zwischen den beiden Leitrohren 1 und 3 braucht
nicht absolut dicht zu sein, und der Pfropfen 7 braucht auch nicht vollständig das Leitrohr 3 der
Transportmaschine abzudichten, weil eine Mischung eines anderen Kühlmittels als des längs der untersuchten
Brennstoffpatrone strömenden normalerweise auf Grund des im Leitrohr 1 herrschenden Überdrucks
nur in geringem Maße stattfindet.
In der rechten Hälfte der F i g. 1 ist gezeigt, daß man auch, wenn erwünscht, leicht Dichtungen 9 und
10 an dem Leitrohranschluß bzw. dem oberen Dichtungspfropfen anordnen kann. Die Verwendung von
Dichtungen ergibt völlig zuverlässige Meßresultate auch dann, wenn der Reaktor mit sehr niedriger
Leistung arbeitet, da auch der innere Überdruck im Leitrohr 1 gering ist. Damit das längs des Brennelementes
strömende Kühlmittel den Strahlenschutzpfropfen 2 des Elementes passieren kann, ist dieser
mit Durchströmungskanälen 11 und 12 versehen. Die Kanälell bestehen aus schrägen, durchgehenden
Bohrungen und die Kanäle 12 aus Ausnehmungen an der Periphierie des Pfropfens.
In F i g. 2 ist eine Probeentnahme mit einer Ausrüstung gezeigt, die sich von der in F i g. 1 gezeigten
dadurch unterscheidet, daß der Strahlenschutz-, pfropfen 2 der Brennstoffpatrone bei jeder Probenentnahme
vom Greiforgan 8 der Transportmaschine so abgehoben wird, daß er wenigstens zu einem gewissen
Grad das Leitrohr 3 der Transportmaschine nach oben zu abdichtet. Der Strahlenschutzpfropfen 2
braucht nicht mit Durchströmkanälen versehen zu sein, weil er bei der Probenentnahme abgehoben
wird. Im übrigen stimmt die in Fig. 2 gezeigte Ausführungsform mit der in F i g. 1 gezeigten überein.
Claims (6)
1. Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Hüllenbrüchen in Kernreaktoren durch
Nachweis der aus den Hüllen in das Kühlmittel austretenden Spaltprodukte mit einer Kernreaktor-Lademaschine
mit einem deren Greifer umgebenden vertikalen Leitrohr, welches mit seiner unteren Öffnung dichtend auf die die
Brennelemente enthaltenden Kühhnittelrohre im Reaktorkern aufgesetzt wird, dadurch gekennzeichnet,
daß zur Entnahme von Kühlmittelproben das Leitrohr (3) mit wenigstens einer Öffnung (4) versehen ist, die zu einer Probenentnahmeleitung
(6) führt, die die Kühlmittelprobe aus dem Reaktor herausführt.
2. Vorrichtung nach Ansprach 1, dadurch gekennzeichnet, daß das Leitrohr (3) durch einen
Pfropfen (7) verschlossen ist, der vom Greiforgan (8) der Lademaschine in das Leitrohr (3) abgesenkt
wird.
3. Vorrichtung nach Anspruch 1 oder 2, für einen Kernreaktor, bei dem die Brennelemente
enthaltenden Kanäle oben durch einen Strahlenschutzpfropfen verschlossen sind, dadurch gekennzeichnet,
daß der Kanalpfropfen (2) mit bezüglich der Leitrohrachse Durchströmkanälen (11) für das Kühlmittel versehen ist.
4. Vorrichtung nach Anspruch 1, für einen Kernreaktor, bei dem die Brennelemente enthaltenden
Kanäle oben durch einen Strahlenschutzpfropfen verschlossen sind, dadurch gekennzeich-
net, daß die Lademaschine den Strahlenschutzpfropfen
(2) bei der Probenentnahme abhebt.
5. Vorrichtung nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß der Strahlenschutzpfropfen (2)
in abgehobener Lage das Leitrohr (3) verschließt.
6. Vorrichtung nach einem oder mehreren der Ansprüche 1 bis 5, dadurch gekennzeichnet, daß
in Abänderung zum Anspruch 1 die Probenentnahmeöffnungen in einer separaten Probenentnahmesonde
angeordnet sind, die bei der Probenentnahme von einer separaten Transportmaschine
an Stelle der Lademaschine getragen wird.
In Betracht gezogene Druckschriften:
Britische Patentschrift Nr. 953 694.
Britische Patentschrift Nr. 953 694.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE1519564 | 1964-12-16 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1259473B true DE1259473B (de) | 1968-01-25 |
Family
ID=20300293
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DEA50964A Pending DE1259473B (de) | 1964-12-16 | 1965-12-03 | Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren |
Country Status (4)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3575802A (de) |
DE (1) | DE1259473B (de) |
FR (1) | FR1465743A (de) |
GB (1) | GB1122850A (de) |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3964964A (en) * | 1974-10-15 | 1976-06-22 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Identification of failed fuel element |
DE2635501C2 (de) * | 1976-08-06 | 1986-01-09 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Brennstabwechselwerkzeug |
DE4238563C2 (de) * | 1991-05-17 | 2002-01-03 | Asea Atom Ab | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB953694A (en) * | 1959-06-24 | 1964-03-25 | Plessey Co Ltd | Detection of faulty fuel elements in refuelling machines on nuclear reactors |
-
1965
- 1965-12-03 DE DEA50964A patent/DE1259473B/de active Pending
- 1965-12-13 FR FR41990A patent/FR1465743A/fr not_active Expired
- 1965-12-15 GB GB53171/65A patent/GB1122850A/en not_active Expired
-
1968
- 1968-03-13 US US712692A patent/US3575802A/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB953694A (en) * | 1959-06-24 | 1964-03-25 | Plessey Co Ltd | Detection of faulty fuel elements in refuelling machines on nuclear reactors |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FR1465743A (fr) | 1967-01-13 |
US3575802A (en) | 1971-04-20 |
GB1122850A (en) | 1968-08-07 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE1922592C3 (de) | Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors | |
DE2843834C2 (de) | Vorrichtung für die in-situ-Überprüfung von Rohren in einem Dampferzeuger eines Kernreaktors | |
DE1097048B (de) | Kernreaktoranlage mit Druckbehaelter | |
DE1209675B (de) | Vorrichtung zum Nachweis von Brennelementhuellenbruechen in Kernreaktoren | |
DE2129438C3 (de) | Einrichtung zur Messung der Kühlmittelaustrittstemperatur bei Brennelementen schneller Kernreaktoren | |
DE1259473B (de) | Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren | |
DE3006555A1 (de) | System zur ermittlung und ortung eines defekten bauelementes in einem kernreaktor | |
DE4238563A1 (de) | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren | |
DE2633192B1 (de) | Dichtverbindung zwischen spaltgasabfuehrungskanaelen | |
DE2818900C2 (de) | Prüfvorrichtung zur Ermittlung der Aktivitätsabgabe eines Kernreaktorbrennelements an ein Fluid | |
DE2846826C3 (de) | Verfahren und Einrichtung zur Bestimmung des Anteiles an nicht kondensierbaren Gasen in Dämpfen | |
DE2510844A1 (de) | Vorrichtung zum einspritzen einer fluessigkeit in das core eines kernreaktors | |
DE1184026B (de) | Vorrichtung zur Strahlungsabschirmung von Rohrleitungsdurchfuehrungen durch Abschirmwaende | |
DE2543502C2 (de) | Anordnung zur Leckfeststellung an Brennstoffumhüllungen von Brennstoffkassetten in einem wassergekühlten Kernreaktor | |
DE2304324A1 (de) | Vorrichtung zur ueberpruefung von brennelementen fluessigkeitsgekuehlter kernreaktoren auf huellrohrschaeden | |
DE2702003C2 (de) | Vorrichtung zur Überprüfung eines Brennelementes eines flüssigmetallgekühlten Reaktors | |
DE2738351A1 (de) | Verbesserungen bei oder bezueglich kernreaktoren | |
DE1489895C (de) | Vorrichtung zum Nachweis eines Hüllenschadens an Kernreaktorbrennelementen | |
DE2540708A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns | |
DE2424431C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements | |
DE1202403B (de) | Vorrichtung zum Austauschen eines Geblaeserades in einem Atomkernreaktor | |
DE1215268B (de) | Verfahren zum Nachweis von undichten Brennelementen in Kuehlkanaelen von Kernreaktoren | |
DE1807801C3 (de) | Einrichtung zum Feststellen von Gasen, insbesondere von Spaltgasen, im Kühlkanal eines mit einer Flüssigkeit gekühlten Kernreaktor-Brennelements | |
DE2037796C3 (de) | Einrichtung zur Messung radioaktiver Spalt- und Korrosionsprodukte in Kernreaktorkreislä ufen | |
DE2846399C2 (de) |