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

Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors

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DE1922592C3
DE1922592C3 DE1922592A DE1922592A DE1922592C3 DE 1922592 C3 DE1922592 C3 DE 1922592C3 DE 1922592 A DE1922592 A DE 1922592A DE 1922592 A DE1922592 A DE 1922592A DE 1922592 C3 DE1922592 C3 DE 1922592C3
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    • G21C17/04Detecting burst slugs
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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 (2)

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
DE1922592A 1968-05-15 1969-05-02 Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors Expired DE1922592C3 (de)

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