DE1922592C3

DE1922592C3 - Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors

Info

Publication number: DE1922592C3
Application number: DE1922592A
Authority: DE
Inventors: Leonard Nathan Livermore Grossman; Charles Louis Sunnyvale Larson; Bernard Friedman Palo Alto Rubin
Original assignee: General Electric Co
Current assignee: General Electric Co
Priority date: 1968-05-15
Filing date: 1969-05-02
Publication date: 1980-09-11
Also published as: JPS5011556B1; US3632470A; FR2008572A1; DE1922592B2; GB1248489A; DE1922592A1

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors, dessen Reaktorkern aus einer Anzahl umhüllter Brennstoffelemente zusammengesetzt ist, bei welchem in die Umhüllungen vor Inbetriebnahme des Reaktors unterschiedliche Mischungen aus zwei inerten elementaren Indikatorgasen, von denen das eine mindestens ein und das andere mindestens zwei stabile Isotope aufweist, eingebracht werden und bei welchem das bei Betrieb des Reaktors aus einer Undichtigkeit entweichende Gas hinsichtlich seiner Isotopenzusammensetzung analysiert wird.

Ein Verfahren der vorgenannten Art ist in »Atomkernenergie«, 11 (1966), 357-366 beschrieben. Die dort besonders behandelte Methode ist die Radiotracermethode. Die Radiotracermethode besteht darin, daß die Brennstoffelemente eines Reaktors individuell mit geeigneten Substanzen (Tracern) markiert sind, die durch n, y-Reaktion im Reaktorkern aktiviert werden und die bei einem Hüllenschaden durch Kernstrahlungsdetektoren im Kühlmittel nachgewiesen werden können. Bei dieser aktivierenden n, y-Reaktion verändert sich die Masse der eingesetzten Tracer.

In der GB-PS 8 91179 ist ein Verfahren zum Feststellen des Auftretens von undichten Umhüllungen beschrieben, bei dem Helium in einer bestimmten Menge in der Brennstoffelementumhüllung vorhanden ist. Bei Auftreten eines Lecks wird das entweichende Helium massenspektroskopisch nachgewiesen. Eine Identifizierung des beschädigten Elementes ist jedoch nicht möglich.

Der Erfindung lag daher die Aufgabe zugrunde, das eingangs genannte Verfahren dahingehend zu verbessern, daß auch bei einer großen Anzahl zu überwachender Brennstoffelemente eine Lokalisierung defekter Umhüllungen möglich ist

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß die Indikatorgase einen so geringen Neutronenabsorptionsquerschnitt aufweisen, daß die Mischung durch den Reaktorbetrieb praktisch nicht verändert wird, und daß die Analyse der Isotopenzusammensetzung des entweichenden Gases massenspektroskopisch erfolgt. Gemäß einer vorteilhaften Ausführungsform wird als Gasmischung Helium mit Neon-20 und Neon-22 verwendet. -

Die Indikatorgasmischung, die in das Brennstoffelement gefüllt wird, soll inert sein, d. h. weder mit dem Kernbrennstoff noch mit der Umhüllung oder mit dem Kühlmittel reagieren.

Die aus dem Reaktorkern entweichenden Gase werden am besten laufend mit einem kontinuierlich arbeitenden Massenspektrometer überwacht Wenn daher eine Undichtigkeit nachgewiesen wird und wenn dann anschließend eine weitere Undichtigkeit auftritt, kann diese durch eine Veränderung des Isotopenverhältnisses lokalisiert werden. Da zwischen dem Auftreten von Undichtigkeiten im allgemeinen Monate vergehen, ist die Wahrscheinlichkeit vernachlässigbar gering, daß zwei verschiedene Brennstoffelemente gleichzeitig undicht werden.

Das erfindungsgemäße Verfahren zum Nachweis von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen kann bei Reaktoren der verschiedensten Bauarten angewendet werden. Bei einem Siedewasserreaktor kann man

JS beispielsweise Abgasproben im Hauptkondensator abnehmen, die in der Hauptsache aus radiolytisch gebildetem Wasserstoff und Sauerstoff bestehen, und die Abgasproben massenspektrometrisch untersuchen, um die Indikatorgase nachzuweisen, die aus einem Brennstoffelement entwichen sind. In einem mit flüssigem Metall gekühlten schnellen Brüter ruht der Reaktorkern normalerweise unter einer Schutzschicht aus einem inerten Gas, wie beispielsweise Argon. Dann kann man dieses Schutzgas auf die Anwesenheit der

Indikatorgasmischung aus einem Brennstoffelement hin

untersuchen. Bei gasgekühlten Reaktoren wie bei

Dampf- oder CO2-gekühlten Reaktoren kann man das

gasförmige Kühlmittel selbst untersuchen.

Im folgenden soll die Erfindung unter Bezugnahme

auf die Zeichnung im einzelnen beschrieben werden. Im einzelnen zeigt

F i g. 1 schematisch eine Kernkraftanlage mit einem Kernreaktor, der durch flüssiges Metall gekühlt ist und bei dem das erfindungsgemäße Verfahren zum Lokali sieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffele menten angewendet wird und

F i g. 2 schematisch die Verteilung der Indikatorgasmischungen zu einem typischen Reaktorkern. In der F i g. 1 ist ein Behälter 10 dargestellt, in dem ein

to Kernreaktor 11 und ein Wärmeaustauscher 12 untergebracht sind. Mit einer Pumpe 13 wird flüssiges Natrium in den Reaktor 11 hineingepumpt das in dem Ringraum zwischen dem Mantel 14 und di;r Innenwand des Reaktors 11 hinunter fließt. Das Natrium strömt dann

b5 durch den Reaktorkern 15 hindurch nach oben, der aus einer Anzahl von Brennstoffelementen aufgebaut ist, die in einem gewissen Abstand voneinander angeordhet sind. In den Zwischenräumen zwischen den Brennstoff-

elementen wird das Natrium durch die Wärme aufgeheizt, die bei der Kernspaltung im Kernbrennstoff frei wird. Die Reaktivität des Kernes 15 wird mit einer Anzahl von Steuerstäben 16 geregelt, von denen einer schematisch dargestellt ist. Der Füllstand des Natriums innerhalb des Reaktors 11 ist durch die gestrichelte Linie 17 angedeutet Oberhalb des flüssigen Natriums befindet sich ein Schutzgasraum 18, der üblicherweise mit Argon gefüllt ist

Das aufgeheizte Natrium gelangt durch eine Leitung 19 hindurch zum Wärmeaustauscher 12. Das Natrium aus dem Reaktor 11 gibt seine Wärme an einen zweiten Natriumkreislauf ab, der von einer Pumpe 21 in der Wärmeaustauscherschlange 20 des Wärmeaustauschers 12 aufrechterhalten wird. Das abgekühlte Natrium aus dem Reaktor wird mittels der Pumpe 13 wieder dem Reaktor 11 zugeführt

Das inzwischen aufgeheizte Natrium des zweiten Kreislaufes strömt durch einen Dampferzeuger 22 hindurch, in dem eine Wärmeaustauscl.erschlange 23 vorgesehen ist, die in direktem Wärmeaustausch mit Wasser steht, in dem dadurch Dampf erzeugt wird. Das abgekühlte Natrium wird dann mittels der Pumpe 21 wieder dem Wärmeaustauscher 12 zugeführt

Der Dampf, der sich in dem Dampferzeuger 22 gebildet hat, steigt in den Dampfraum 24 oberhalb des Wasserspiegels 25 und gelangt durch eine Leitung 26 zu einer Turbine 27, die einen Generator 28 antreibt Der Abdampf aus der Turbine 27 wird in einem Hauptkondensor 29 kondensiert und mittels einer Pumpe 30 durch eine Leitung 31 hindurch zum Dampferzeuger zurückgepumpt

Radioaktive Stoffe, die aus den Brennstoffelementen entwichen sind, können nun das als Kühlmittel verwendete Natrium, Reaktorausrüstungen sowie den Wärmeaustauscher 12 nebst zugeordneten Pumpen und Leitungen verseuchen. Der Reaktor und der Wärmeaustauscher sind der Übersichtlichkeit wegen in der F i g. 1 stark vereinfacht dargestellt In der Praxis sind sie jedoch mechanisch sehr kompliziert aufgebaut. Von Zeit zu Zeit ist es notwendig, den Reaktor zu öffnen, um Brennstoff auszutauschen und/oder um Wartungsarbeiten vorzunehmen. Bei einer intensiven radioaktiven Verseuchung ist dieses jedoch sehr schwierig. Bei Reaktoren, die mit flüssigem Metall gekühlt sind, ist die Entnahme .von Kühlmittelproben direkt am ausgangsseitigen Ende der einzelnen Brennstoffbündel besonders schwierig, da das Natrium oberhalb seiner Schmelztemperatur gehalten werden muß, und da der Umgang mit Natrium gefährlich ist.

Zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens wird aus dem Gasraum 18 Schutzgas abgenommen und mittels einer Pumpe 36 durch eine Leitung 35 hindurch einem Detektor 37 zugeführt Ein Teil dieses Schutzgases wird nun mittels eines Massenspektrometers kontinuierlich oder intermittierend auf die Anwesenheit von Indikatorgasen aus den Brennstoffstäben des Reaktorkernes 15 hin untersucht Man kann das Massenspektrometer so auslegen, daß kontinuierlich eine Gasanalyse graphisch ausgegeben wird. Auf Wunsch kann man auch ein 'Varnsystem anschließen, das ausgelöst wird, wenn im Schutzgas Indikatorgase auftreten. Da bei der Analyse des Schutzgases im Detektor 37 nur ein geringer Teil des angelieferten Schutzgases verbraucht wird, wird das restliche Schutzgas durch die Leitung 38 dem Schutzgasraum 18 wieder zugeführt.

Das erfindungsgemäße Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors ist außerordentlich empfindlich, einfach und genau. Die Detektorausrüstungen sind fast vollständig außerhalb des Behälters 10 angeordnet, so daß sie, falls notwendig, ohne Abschalten des Reaktors gewartet oder modifiziert werden können. Sieht man zwei Detektorstationen 37 vor, so kann man mit der einen Station die Überwachung fortsetzen, während die andere Station außer Betrieb ist

Die F i g. 2 zeigt schematisch einen Querschnitt durch einen Reaktorkern, wie er in einer Kernkraftanlage nach F i g. 1 verwendet werden kann. Im besonderen ist dargestellt, wie die die Brennstoffelemente enthaltenden Brennstoffbündel in dem Reaktorkern angeordnet sind. Wie man sieht, ist der Querschnitt der einzelnen Brennstoffbündel als regelmäßiges Sechseck ausgeführt Man kann aber auch Bündel mit anderen Querschnitten verwenden, also beispielsweise mit quadratischen oder rechteckigen Querschnitten. Alle Brennstoffbündel sind so angeordnet, daß sie an ihre Nachbarbündel anstoßen. Dadurch entsteht ein etwa zylindrischer Reaktorkern 150.

Der Reaktorkern 150 ist in sechs Segmente A bis F unterteilt worden, die der Übersichtlichkeit wegen durch fett ausgezogene Linien voneinander getrennt sind. Die Segmente weisen Axialsymmetrie auf, d. h. daß jedes Segment in das Segment A Obergeht, wenn man es um die Mitte des Reaktorkerns so weit dreht daß es sich mit dem Segment A deckt. Die Brennstoffbündel innerhalb des Segmentes A sind von 101 bis 138 durchnumeriert Die Brennstoffbündel in den Segmenten B bis F sind auf die gleiche Weise numeriert, nur ist die Numerierung der Übersichtlichkeit wegen in F i g. 2 weggelassen worden. An verschiedenen Stellen innerhalb des Kerns 150 sind Steuerstäbe 100 vorgesehen. Dieses sind übliche, auf und ab bewegbare Stäbe mit einem hohen Neutronenabsorptionsquerschnitt

Da im Segment A 38 Brennstoffbündel vorgesehen sind, gibt es in dem ganzen Reaktorkern 228 Brennstoffbündel. Um nun durch eine Analyse der Reaktorabgase das Brennstoffbündel mit dem undichten Brennstoffelement positiv identifizieren zu können, benötigt man daher 228 verschiedene Kombinationen aus Isotopenverhältnissen für das eine Indikatorgas und/oder dem Verhältnis der beiden Indikatorgase.

In den Brennstoffbündeln können viele verschiedene Gas- und Isotopenkombinationen verwendet werden. Die nachstehenden Tabellen I und II geben nur zwei solcher Möglichkeiten wieder.

In der nachstehenden Tabelle I besteht die Gasmischung aus Helium als dem einen und einer Mischung aus Ne-20 und Ne-22 als dem anderen Indikatorgas. In der ersten Spalte der Tabelle I sind die Brennstoffbündel innerhalb eines jeden Segmentes A bis Fvon 101 bis 138 durchnumeriert In den weiteren, zu den Segmenten A bis F gehörenden Spalten ist zuerst der prozentuale Gewichtsanteil des Heliums in der Gasmischung angegeben — der Rest ist die Neonisotopenmischung — und dann folgt die Zusammensetzung der Isotopenmischung von Neon, wozu es genügt, den prozentualen Anteil nur eines Isotops anzugeben, in Tabelle I den Anteil des Ne-20, da das andere Isotop den Rest der Isotopenmischung bildet. Betrachtet man also das ßrennstoffbündel 112 im Segment C, so geht aus Tabelle I hervor, daß die Gasmischung in den Brennstoffelementen dieses Brennstoffbündels aus 90% Helium und 10% Neon besteht, und daß sich das Neon aus 87% Ne-20 und 13% Ne-22 zusammensetzt.

Tabelle I

Bündel- Segment nummer A

Helium Ne-20 Helium Ne-20 Helium Ne-20 Helium Ne-20 Helium Ne-20 Helium Ne-20

101	90	0	90	38	90	76	85	14	85	52	85	90
102	90	1	90	39	90	77	85	15	85	53	85	91
103	90	2	90	40	90	78	85	16	85	54	85	92
104	90	3	90	41	90	79	85	17	85	55	85	93
105	90	4	90	42	90	80	85	18	85	56	85	94
106	90	5	90	43	90	81	85	19	85	57	85	95
107	90	6	90	44	90	82	85	20	85	58	85	96
108	90	7	90	45	90	83	85	21	85	59	85	97
109	90	8	90	46	90	84	85	22	85	60	85	98
110	90	9	90	47	90	85	85	23	85	61	85	99
111	90	10	90	48	90	86	85	24	85	62	85	100
112	90	11	90	49	90	87	85	25	85	63	80	1
113	90	12	90	50	90	88	85	26	85	64	80	2
114	90	13	90	51	90	89	85	27	85	65	80	3
115	90	14	90	52	90	90	85	28	85	66	80	4
116	90	15	90	53	90	91	85	29	85	67	80	5
117	90	16	90	54	90	92	85	30	85	68	80	6
118	90	17	90	55	90	93	85	31	85	69	80	7
119	90	18	90	56	90	94	85	32	85	70	80	8
120	90	19	90	57	90	95	85	33	85	71	80	9
121	90	20	90	58	90	96	85	34	85	72	80	10
122	90	21	90	59	90	97	85	35	85	73	80	11
123	90	22	90	60	90	98	85	36	85	74	80	12
124	90	23	90	61	90	99	85	37	85	75	80	13
125	90	24	90	62	90	100	85	38	85	76	80	14
126	90	25	90	63	85	1	85	39	85	77	80	15
127	90	26	90	64	85	2	85	40	85	78	80	16
128	90	27	90	65	85	3	85	41	85	79	80	17
129	90	28	90	66	85	4	85	42	85	80	80	18
130	90	29	90	67	85	5	85	43	85	81	80	19
131	90	30	90	68	85	6	85	44	85	82	80	20
132	90	31	90	69	85	7	85	45	85	83	80	21
133	90	32	90	70	85	8	85	46	85	84	80	22
134	90	33	90	71	85	9	85	47	85	85	80	23
135	90	34	90	72	85	10	85	48	85	86	80	24
136	90	35	90	73	85	11	85	49	85	87	80	25
137	90	36	90	74	85	12	85	50	85	86	80	26
138	90	37	90	75	85	13	85	51	85	89	80	27
Wenn	man al:	so. wie man dieser Tabelle	entnehmen so	Tabelle II

kann, die gesamten 101 möglichen Kombinationen von Νε-20 und Ne-22 verwendet, die sich ergeben, wenn sich die Isotopenverhältnisse jeweils um 1% unterschieden; zusätzlich braucht man nur drei verschiedene Helium/ Neon-Verhältnisse, die dann jeweils um 5% auseinander 55 liegen können. Dieses ist vorteilhaft, da Helium die Wärme besser leitet als Neon, und daher wird diese Möglichkeit der Wärmeübertragungseigenschaften wegen bevorzugt

Eine andere Möglichkeit ist in der nachstehenden 60 Tabelle II angegeben. Hier weisen die einzelnen Brennstoffbündel, die in den verschiedenen Segmenten gleich numeriert sind, das gleiche Neonisotopenverhältnis auf. Innerhalb eines Segmentes stimmen die Brennstoffbündel dagegen in ihrem Helhim/Neon-Ver- 65 hältnis fiberein. Dieses Helhim/Neon-Verhiltnis ist jedoch bei Bundein aus verschiedenen Segmenten -unterschiedlich.

Ne-22

101 102 103 104 105 106 107 108 109 110 111 112 113 114

Ne-20

100 99 98 97 96 95 94 93 92 91 90 89 88 87

Fortsetzung Bündelnummer

115 116 117 118 119 120 121 122 123 124 125 125 127 128 129 130 131 132

% Ne-22

14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 27 28 29 30 31

Ne-20

86 85 84 83 82 81 80 79 78 77 76 75 74 73 72 71 70 69

10

20

BQndelnummer

Ne-22

133 134 135 136 137 138

32 33 34 35 36 37

TabeUe II (Fortsetzung)

IS Segment

% Neonmischung

A
B C D

5 10 15 20 25 30

Ne-20

Helium

95 90 85 80 75 70

Hierzu 2 Blatt Zeichnungen

Claims

Patentansprüche:

1. Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors, dessen Reaktorkern aus einer Anzahl umhQllter Brennstoffelemente zusammengesetzt ist, bei welchem in die Umhüllungen vor Inbetriebnahme des Reaktors unterschiedliche Mischungen aus zwei inerten elementaren Indikatorgasen, von denen das eine mindestens ein und das andere mindestens zwei stabile Isotope aufweist, eingebracht werden und bei welchem das bei Beirieb des Reaktors aus einer Undichtigkeit entweichende Gas hinsichtlich

seiner Isotopenzusammeasetzurig analysiert wird, dadurch gekennzeichnet, daß die Indikatorgase einen so geringen Neutronenabsorptionsquerschnitt aufweisen, daß die Mischung durch den Reaktorbetrieb praktisch nicht verändert wird, und daß die Analyse der Isotopenzusammensetzung des entweichenden Gases massenspektroskopisch erfolgt

2. Verfahren nach Anspruch 11, dadurch gekennzeichnet, daß als Gasmischung Helium mit Neon-20 und Neon-22 verwendet wird