DE2037796C3 - Device for measuring radioactive fission and corrosion products in nuclear reactor circuits - Google Patents
Device for measuring radioactive fission and corrosion products in nuclear reactor circuitsInfo
- Publication number
- DE2037796C3 DE2037796C3 DE19702037796 DE2037796A DE2037796C3 DE 2037796 C3 DE2037796 C3 DE 2037796C3 DE 19702037796 DE19702037796 DE 19702037796 DE 2037796 A DE2037796 A DE 2037796A DE 2037796 C3 DE2037796 C3 DE 2037796C3
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- pipe
- corrosion products
- filter
- detector
- coolant
- 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.)
- Expired
Links
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 title claims description 9
- 230000004992 fission Effects 0.000 title claims description 8
- 230000002285 radioactive Effects 0.000 title claims description 7
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims description 17
- PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N iodine Chemical compound II PNDPGZBMCMUPRI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 claims description 7
- 239000011630 iodine Substances 0.000 claims description 7
- 238000007872 degassing Methods 0.000 claims description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 17
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 13
- 239000000047 product Substances 0.000 description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 7
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- 230000004301 light adaptation Effects 0.000 description 2
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000036499 Half live Effects 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 description 1
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 description 1
- 238000004590 computer program Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 239000000706 filtrate Substances 0.000 description 1
- 238000011010 flushing procedure Methods 0.000 description 1
- 239000007788 liquid Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
- 238000010079 rubber tapping Methods 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 239000010865 sewage Substances 0.000 description 1
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
Description
Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf eine Einrichtung zur Messung radioaktiver Spalt- und Korrosionsprodukte in Kühlmittelprimärkreisläufen von Kernreaktoren, bei der ein hochauflösender Gamma-Detektor zwischen verschiedenen Meßpositionen verfahrbar ist; vgl. die DT-OS 15 89 477. Solche Messungen sind zur Kontrolle des Reaktorbetriebes, insbesondere für die Überwachung auftretender Brennelementschäden sowie von Korrosionserscheinungen unbedingt notwendig. The present invention relates to a device for measuring radioactive fission and Corrosion products in the primary coolant circuits of nuclear reactors in which a high-resolution Gamma detector can be moved between different measurement positions; see DT-OS 15 89 477. Such measurements are to control the reactor operation, especially for the monitoring Fuel element damage and signs of corrosion are absolutely necessary.
Für den Fall, daß man radioaktive Spaltprodukte und radioaktive Korrosionsprodukte getrennt überwachen will, war es bisher üblich, an bestimmten Stellen des Reaktorkreislaufs Proben des Kühlmittels zu entnehmen und deren Aktivität nach entsprechender chemischer Aufbereitung im Labor mit einem Vielkanal-Gamma-Spektrometer zu messen. Bei dieser Arbeitstechnik ist es schwierig, aus den unter Druck stehenden Leitungen Proben ohne Gasverluste zu entnehmen, so daß die Gefahr von Gasausbrüchen in die umgebende Luft sowie die Gefahr der Kontaminierung der Umgebung der Entnahmestellen mit aktivem Kühlmittel besteht. Außerdem wird das die Probenentnahme durchführende Personal unter Umständen einer merklichen Strahlenbelastung ausgesetzt. Hinzu kommen der relativ hohe Arbeitsaufwand für eine derartige Analysendurchführung, sowie die mit den manuellen Operationen verbundenen Fehlermöglichkeiten. In the event that radioactive fission products and radioactive corrosion products are monitored separately until now, it has been customary to take samples of the coolant at certain points in the reactor circuit and their activity after appropriate chemical preparation in the laboratory with a multi-channel gamma spectrometer to eat. With this technique it is difficult to get samples from the pressurized lines without gas loss remove, so that the risk of gas escapes into the surrounding air and the risk of contamination the area around the tapping points with active coolant. Also, that will be the sampling personnel carrying out the work may be exposed to noticeable radiation exposure. In addition come the relatively high workload for such an analysis, as well as with the possible errors associated with manual operations.
Es stellte sich daher die Aufgabe, die Eingangs genannte Einrichtung so auszugestalten, daß der Kühlmittelkreislauf getrennt auf die darin enthaltenen radioaktiven Spaltprodukte und radioaktiven Korrosionsprodukte überwacht werden kann.It was therefore the task of designing the device mentioned at the beginning so that the The coolant circuit is separated into the radioactive fission products and radioactive corrosion products contained therein can be monitored.
Dieses Ziel wird erfindungsgemäß durch eine Einrichtung erreicht, die dadurch gekennzeichnet ist, daß im Nebenschluß zum Primärkreislauf eine von zwei Dreiwegventüen unterbrochene erste Rohrleitung vorgesehen ist, daß eine weitere Rohrleitung von dem einen Dreiwegventil über ein Druckminderungsventil, einen Entgasungsbehälter, ein mechanisches Filter, ein Jodfilter und eine Rückspeisepumpe zu dem anderen nreiweeeventil führt und daß die Meßpositionen zwischen den Dreiwegeventile an der ersten Rohrleitung, bei dem mechanischen Filter und zwischen dem Jodfilter und der Pumpe an der zweiten Rohrleitung Hegen.This aim is achieved according to the invention by a device which is characterized in that that a first pipe interrupted by two three-way valves is provided in the shunt to the primary circuit is that another pipeline from the one three-way valve via a pressure reducing valve, one Degassing tank, a mechanical filter, an iodine filter and a return pump to the other nreiweeeventil leads and that the measuring positions between the three-way valves on the first pipeline, at the mechanical filter and between the iodine filter and the pump on the second pipe Cherish.
Dies bedeutet, daß das Reaktorkühlmittel stets innerhalb von geschlossenen Rohrbahnen verbleibt und die Strahlung durch die Wandung dieser Rohre hindurch gemessen wird. Eine Voraussetzung sind gut zugängliche Meßpositionen, die zweckmäßigerweise in einem Labor oder in dessen unmittelbarer Nähe liegen sollen. Letzteres ist jedoch nicht unbedingt notwendig, da die Meßwertübertragung keine Schwierigkeit bedeutet und auch eine Fernbetätigung von Ventilen und Detektoren kein technisches Problem darstelltThis means that the reactor coolant always remains within closed pipe tracks and the radiation is measured through the wall of these pipes. Accessible ones are a prerequisite Measurement positions that should expediently be in a laboratory or in its immediate vicinity. The latter, however, is not absolutely necessary, since the transmission of the measured values does not mean any difficulty and remote actuation of valves and detectors is also not a technical problem
An Hand der Zeichnung wird nun ein Ausführungsbeispiel der Erfindung beschrieben. An exemplary embodiment of the invention will now be described with reference to the drawing.
Dabei wird in diesem Fall von Wasser als Kühlmittel ausgegangen; jedoch eignen sich auch andere flüssige und gasförmige Kühlmittel.In this case, water is used as the coolant; however, other liquids are also suitable and gaseous refrigerants.
Das Primärkreissystem ist durch die stark ausgezogene, strichpunktierte Linie PK angedeutet. Parallel zu diesem läuft der Nebenschluß N. In diesem sind zwei Dreiwegventile Vl und V 2 eingebaut. Weiterhin ist eine Rohrleitung Z vorgesehen, die ein Druckminderungsventil V 3, einen Entgasungsbehälter £, ein mechanisches Filter MF sowie ein Jodfilter JF, und eine Rückspeisepumpe P enthält. Die Meßpositionen des Detektors, der auf einer Bahn verfahrbar ist, sind mit D1, D 2 und D 3 angedeutet.The primary circle system is indicated by the strongly drawn-out, dash-dotted line PK . The shunt N runs parallel to this. Two three-way valves V1 and V2 are installed in this. Furthermore, a pipe Z is provided which contains a pressure reducing valve V 3, a degassing tank £, a mechanical filter MF and an iodine filter JF, and a return pump P. The measuring positions of the detector, which can be moved on a path, are indicated by D 1, D 2 and D 3.
Die Durchführung der Messung mit dieser Einrichtung läßt sich nun etwa kurz folgendermaßen beschreiben: Zur Messung der hauptsächlich vorliegenden Radionuklide befindet sich der Detektor in Stellung D1. Die Messungen können dabei in regelmäßigen oder der Meßaufgabe angepaßten Zeitabständen vorgenommen werden. Liegt die Strömungszeit des Kühlmittels vom Reaktorkern bis zur Meßstelle bei 5 bis 10 Minuten, so können noch Radionuklide mit einer Halbwertszeit von etwa 1 Minute erfaßt werden. Zu diesem Zweck ist der Gamma-Detektor an einen nicht dargestellten bekannten Vielkanalanalysator angeschlossen.The implementation of the measurement with this device can now be briefly described as follows: To measure the main radionuclides present, the detector is in position D 1. The measurements can be carried out at regular intervals or at intervals adapted to the measurement task. If the flow time of the coolant from the reactor core to the measuring point is 5 to 10 minutes, then radionuclides with a half-life of about 1 minute can still be detected. For this purpose, the gamma detector is connected to a known multichannel analyzer, not shown.
Zur Messung der Aktivitätskonzentration längerlebiger Radionuklide, wie z. B. 131J, '33J, 133Xe. 135Xe, werden die beiden Ventile Vl und V2 geschlossen, so daß die Durchströmung der Leitung unterbrochen wird. Das im Rohrleitungsstück zwischen den beiden Ventilen befindliche Kühlmittel wird dann nach dem Abklingen der kurzlebigen Radionuklide mit dem Detektor in der Stellung D1 auf die verbleibenden längerlebigen untersucht. Die Wandstärke der Rohrleitung N, aber auch jene der Rohrleitungen Z, kann einige Millimeter betragen (Stahl), so daß das Kühlmittel in der Leitung unter seinem normalen Arbeitsdruck stehen kann. Eventuell vorhandene Spaltgase bleiben damit gelöst, so daß eine für das ganze System repräsentative Messung gewährleistet ist. Der notwendige Durchmesser der Rohrleitung hängt von der Kühlmittelaktivität ab, er kann klein bei hoher Aktivität und groß bei nur sehr geringer Aktivität sein, damit die Empfindlichkeit des Detektors gut ausgenützt wird. Diese Anpassung der Rohrquerschnitte kann von Fall zu Fall geschehen, es ist jedoch auch konstruktiv möglich, ohne Auftrennung des Rohrsystems unterschiedliche Querschnitte einzuschalten. Eine Anpassung an die zeitlich veränderliche Kühlmittelaktivität kann auch durch Anbringung geeigneter Bleikollimatoren zwischen Rohrleitung und Detektor erfolgen. Diese haben die Aufgabe, einen mehr oder weniger großen Querschnitt aus derTo measure the activity concentration of longer-lived radionuclides, such as B. 131 J, '33 J, 133 Xe. 135 Xe, the two valves V1 and V2 are closed, so that the flow through the line is interrupted. After the short-lived radionuclides have decayed, the coolant located in the pipe section between the two valves is then examined for the remaining longer -lived radionuclides with the detector in position D 1. The wall thickness of the pipeline N, but also that of the pipelines Z, can be a few millimeters (steel), so that the coolant in the line can be under its normal working pressure. Any existing fission gases remain dissolved so that a measurement that is representative of the entire system is guaranteed. The necessary diameter of the pipeline depends on the coolant activity; it can be small with high activity and large with only very low activity, so that the sensitivity of the detector is fully utilized. This adaptation of the pipe cross-sections can be done on a case-by-case basis, but it is also structurally possible to use different cross-sections without separating the pipe system. An adaptation to the coolant activity, which changes over time, can also be carried out by attaching suitable lead collimators between the pipeline and the detector. These have the task of extracting a more or less large cross-section from the
Kühlmittelstrahlung auszublenden.Hide coolant radiation.
Im Falle von Brennelementdefekten dominieren im Primärkühlmittel die Spaltproduktaktivitäten so sehr, daß auch bei Verwendung eines Halbleiterdetektors eine Messung der Korrosionsproduktaktivitäten erst nach chemischer Auftrennung bzw. nach relativ langer Abklingzeit, die Tage bis Wochen betragen kann, möglich ist. Diese Schwierigkeiten lassen sich mit der Rohrleitung Z eliminieren. Das Primärkühlmittel wird nach Druckreduktion am Ventil V3 auf Atmosphärendruck im Entgaser E von den Spaltgasen befreit, die dann in das Abgassystem oder bei Bedarf in eine spezielle Gassammeiapparatur geleitet werden. Dazu wird ein Spülgas, beispielsweise Stickstoff, verwendet. Anschließend wird das Wasser zur Isolierung der !5 Schwebstoffe über ein mechanisches Filter MF filtriert. Nach Ausschleusen des Filters über eine Dreh- oder Schiebevorrichtung wird die Schwebs'offaktivität mit dem Gamma-Detektor in Stellung D2 ermittelt. Das Filter selbst kann dann für eventuell noch gewünschte weitere chemische oder radiochemische Untersuchungen entnommen werden. Das Filtrat wird dann weiter zur Entfernung der die weiteren Messungen störenden Jodaktivitäten über ein selektives Jodfilter geleitet. In Stellung DZ wird sodann die im Wasser verbliebene gelöste Korrosionsproduktaktivität gemessen. Um bei geringen Korrosionsproduktaktivitäten lange Meßzeiten zu vermeiden, kann in diesem Fall auch eine selektive Anreicherung, z. B. über speziell präparierte Filter, eingesetzt werden. Nach der Messung kann das Wasser über die Pumpe P wieder in das Rohrleitungssystem N zurückgeführt werden. Bei der geringen zu erwartenden Restaktivität ist jedoch oftmals eine Abgabe über die Leitung A in das Abwassersystem möglich. Sollen Radionuklide mil sehr geringen Aktivitätskonzentrationen, wie z. B. 239Np, erfaßt werden, so ist eine Direktmessung in der beschriebenen Weise nur schwer möglich. Für diesen Zweck wird über das Ventil PE eine entgaste Wasserprobe entnommen, so daß auch bei dieser Operation die Gefahr eines Gasausbruchs mit Sicherheit vermieden wird.In the case of fuel element defects, the fission product activities dominate the primary coolant so much that, even when using a semiconductor detector, the corrosion product activities can only be measured after chemical separation or after a relatively long decay time, which can be days to weeks. These difficulties can be eliminated with the Z pipeline. After pressure reduction at valve V3 to atmospheric pressure in degasser E , the primary coolant is freed from the fission gases, which are then passed into the exhaust system or, if necessary, into a special gas collecting apparatus. A flushing gas, for example nitrogen, is used for this purpose. The water is then filtered to isolate the! 5 suspended on a mechanical filter MF. After the filter has been discharged using a rotating or sliding device, the suspended matter activity is determined with the gamma detector in position D2 . The filter itself can then be removed for any further chemical or radiochemical investigations that may be required. The filtrate is then passed through a selective iodine filter to remove the iodine activities that interfere with further measurements. The dissolved corrosion product activity remaining in the water is then measured in position DZ. In order to avoid long measurement times in the case of low corrosion product activities, selective enrichment, e.g. B. can be used via specially prepared filters. After the measurement, the water can be fed back into the pipeline system N via the pump P. However, given the low level of residual activity to be expected, it can often be released via line A into the sewage system. If radionuclides with very low activity concentrations, e.g. B. 239 Np are detected, a direct measurement in the manner described is difficult. For this purpose, a degassed water sample is taken via the valve PE , so that the risk of a gas outbreak is also reliably avoided during this operation.
In der dargestellten Position D 4 des Detektors ist die Möglichkeit für Eichmessungen über ein Strahlungsnormal S gegeben. In dieser Position ist der Detektor auch verfügbar für andere mit der Kühlmittelaktivität nicht in direktem Zusammenhang stehende y-spektrometrische Aktivitätsmessungen.In the illustrated position D 4 of the detector, calibration measurements using a radiation standard S are possible. In this position the detector is also available for other y-spectrometric activity measurements that are not directly related to the coolant activity.
Mit Hilfe der dargestellten Einrichtung ist es möglich, einen weitgehend automatisierbaren Meßbetrieb zu fahren. Zur besseren Ausnutzung der verwendeten Detektoren ist es dabei auch möglich und zweckmäßig, mehrere derartige Nebenschlußkreisläufe N und Z anzuordnen, die alle mit dem gleichen Detektor ausgemessen werden können, jedoch hinsichtlich Strömungsfluß und Verweilzeit sowie Filterzusammensetzung zur Ermittlung verschiedenartiger Aktivitätsdaten dienen. With the aid of the device shown, it is possible to run a largely automatable measuring mode. For better utilization of the detectors used, it is also possible and expedient to arrange several such bypass circuits N and Z, all of which can be measured with the same detector, but serve to determine different types of activity data with regard to flow rate and residence time as well as filter composition.
Wie bereits erwähnt, ist der Detektor an einen Vielkanalanalysator angeschlossen. Die von diesem gelieferten Gammaspektren können mit Hilfe eines geeigneten Rechnerprogramms raschestens ausgewertet werden, so daß damit eine zuverlässige Überwachung von Brennelementen und Primärkühlmittelkreisläufen praktisch ohne Strahlungsbelastung des Bedienungspersonals möglich ist. Dies ist möglich, weil selbstverständlich sämtliche Leitungen mit Ausnahme der Meßpositionen mit einem nicht dargestellten Strahlungsschutzmantel versehen sind.As already mentioned, the detector is connected to a multi-channel analyzer. The one from this one Gamma spectra supplied can be evaluated as quickly as possible with the aid of a suitable computer program so that a reliable monitoring of fuel assemblies and primary coolant circuits is possible practically without radiation exposure of the operating personnel. This is possible because of course, all lines with the exception of the measuring positions with one not shown Radiation protection jacket are provided.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen1 sheet of drawings
Claims (1)
Priority Applications (8)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19702037796 DE2037796C3 (en) | 1970-07-30 | Device for measuring radioactive fission and corrosion products in nuclear reactor circuits | |
CH705571A CH532821A (en) | 1970-07-30 | 1971-05-13 | Device for measuring the activity concentration of radioactive fission and corrosion products |
US00162437A US3783268A (en) | 1970-07-30 | 1971-07-14 | Device for measuring activity concentration in primary circulation systems of nuclear reactors |
CA118288A CA933293A (en) | 1970-07-30 | 1971-07-15 | Device for measuring activity concentration in primary circulation systems of nuclear reactors |
GB35827/71A GB1300017A (en) | 1970-07-30 | 1971-07-29 | Nuclear reactor installations |
FR7127769A FR2099682B1 (en) | 1970-07-30 | 1971-07-29 | |
SE09732/71A SE362977B (en) | 1970-07-30 | 1971-07-29 | |
JP46057456A JPS5127832B1 (en) | 1970-07-30 | 1971-07-30 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE19702037796 DE2037796C3 (en) | 1970-07-30 | Device for measuring radioactive fission and corrosion products in nuclear reactor circuits |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2037796A1 DE2037796A1 (en) | 1972-02-10 |
DE2037796B2 DE2037796B2 (en) | 1976-03-11 |
DE2037796C3 true DE2037796C3 (en) | 1976-10-28 |
Family
ID=
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69221756T2 (en) | Leak detection system | |
DE69633767T2 (en) | Method for X-ray fluorescence analysis of a solution | |
DE2832296A1 (en) | SAMPLING AND CALIBRATION DEVICE FOR FLUID ANALYZES | |
DE69206829T2 (en) | Nuclear power plant diagnostic apparatus and method | |
EP0236791A1 (en) | Apparatus to measure gases dissolved in water | |
DE1106435B (en) | Device and method for the detection of defective fuel elements in heterogeneous nuclear reactors | |
EP0179296A1 (en) | Device for determining the quantitative composition of gases | |
DE1052586B (en) | Device for detecting and monitoring leaks in gas-cooled nuclear reactors | |
DE3026399A1 (en) | SODIUM LEAK DETECTOR ARRANGEMENT | |
DE2236252A1 (en) | METHOD AND DEVICE FOR DETERMINING FAULTS IN THE FUEL SUPPLY OF A NUCLEAR REACTOR | |
DE2536897B1 (en) | PROCEDURE FOR THE NUCLIDE-SPECIFIC DETERMINATION OF THE ACTIVITY CONCENTRATION OF THE RADIONUCLIDES CONTAINED IN GAS TROEMES WITH THE HELP OF GAMASPECTROSCOPY | |
DE2714939B2 (en) | Method and device for investigating the effectiveness of solid catalysts | |
DE2037796C3 (en) | Device for measuring radioactive fission and corrosion products in nuclear reactor circuits | |
DE2947145C2 (en) | Plant for neutron activation analysis | |
US3783268A (en) | Device for measuring activity concentration in primary circulation systems of nuclear reactors | |
DE2306211B2 (en) | SAMPLING DEVICE FOR RADIOACTIVE OR AGGRESSIVE LIQUID AND STEAM MEDIA FLOWING IN LINES | |
DE3228608A1 (en) | DEVICE, IN PARTICULAR FOR DETERMINING INDIVIDUAL CONCENTRATIONS OF RADON AND THORON SUBSIDIARIES IN AIR | |
DE2731361C3 (en) | Extraction device for compressed gases for gas analysis | |
EP0419994B1 (en) | Method for monitoring the activity of a gaseous or liquid means in a control-volume in nuclear plants and device for carrying it out | |
DE3012512C2 (en) | ||
DE4114400A1 (en) | Monitoring radioactive gaseous iodine cpd. release during and after nuclear reactor accident - by passing sample into heated iodine filter cartridge contg. heated iodine filter cartridge | |
DE3324523A1 (en) | DEVICE FOR DETECTING IODISOTOPES | |
DE2251189C2 (en) | Method for the selective measurement of the iodine nuclide present in elemental or chemically bound form → 1 → → 3 → → 1 → J | |
CH682524A5 (en) | Device for monitoring the atmosphere inside the containment vessel of a reactor plant. | |
DE2247745A1 (en) | METHOD OF DETERMINING RAPID DENSITY FLATS OF NUCLEAR REACTOR COOLANT |