DE2157037A1 - Verfahren zum unterscheiden zwischen huellenschaeden im brennstoffbereich und huellenschaeden im bereich des plenums an einem kernreaktor-brennelement - Google Patents

Verfahren zum unterscheiden zwischen huellenschaeden im brennstoffbereich und huellenschaeden im bereich des plenums an einem kernreaktor-brennelement

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DE2157037A1
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plenum
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increased
reactor
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Werner Dipl Ing Golly
Siegfried Dipl Phys Jacobi
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Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
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Gesellschaft fuer Kernforschung mbH
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    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04Detecting burst slugs
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

  • Verfahren zum Unterscheien zwischen Hüllenschäden im BrennstoEfbereich cnu IIülleischäden im Bereich des Plenums an einem Kernreaktor-Brennelement Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Unterscheiden zwischen Hüllenschäden im Brennstoffbereich und tiüllenschäden im Bereich des Plenums an einen k'eLnreaktor-Brennclement, dessen Hülle den Kernbrennstoff und mindestens einen Sammelraum (Plenum) zum Speichern von Spaltgasen umschließt.
  • Das Brennelement und seine Betriebszuverlässigkeit ist insbesondere bei er Entwicklung neuer Reaktorkonzepte ein zentrales Problem in Bezug auf Konstruktion -und Betrieb von Kernreaktoren.
  • Zumindest solange nicht ausreichende Betriebserfahrungen vorliegen, ist eine nach Möglichkeit kontinuierliche Überwachung der Brennelemente während des Betriebes erforderlich. Da Schadensablauf und -folgen in etwa vorhersehbar sein sollen, müssen auftretende Hüllenschäden möglichst frühzeitig erkannt werden und hinsichtlich der Schadensart beurteilt werden können. Dabei können Art und Umfang des Schadens für den weiteren Betrieb des Reaktors entscheidend sein.
  • Handelt es sich z.B. um Brennelemente mit pulverförmigem Brennstoff, dann gewinnt die Schadensart ausschlaggebende Bedeutung, da die Spaltproduktfreisetzung gegenüber Brennstäben mit pellettiertem Brennstoff tim eine halbe bis eine Größenordnung intensiver ist. Während ein Hüllenschaden in Höhe des Spaltgasplenums eine vorbestimmte Zeit toleriert werden kann, sollte bei einem Hüllenschaden im Brennstoffhereich der Reaktor sofort abgeschaltet und das defekte Brennelement ausgetauscht werden.
  • Anderenfalls wurde eine erhebliche Kontamination des Primärkreislaufes und Folgeschäden an benachbarten Brennelementen eintreten.
  • Die Indikation von Hüllenschäden ist möglich durch kontinuierliche Überwachung der Spaltprodukt-IXontamination des Kühlmediums der Brennelemente. Es sind Einrichtungen bekannt, mit denen das Ansteigen der Spaltprodukt-Kontamination des Kühlmittels bei einem Hüllenschaden gemessen werden kann. Bei Wasserkühlung und in einer modifizierten Form auch bei Gas- oder Dampfkühlung werden gasfrmige Spaltprodukte aus dem Kühlmittel extrahiert und deren feste Folgeprodukte in einem Präzipitator elektrostatisch auf eine Elektrode niedergeschlagen und die Radioaktivität der Folgeprodukte gemessen.
  • Bei Flüssigmetallkühlung ist jedoch die Kühlmittelaktivität im Betrieb so hocll, daß durch Hüllrohrschäden verursachte Aktivitätserhöhungen nur mit Hilfe verzögert emittierter Neutronen einiger Spaltprodukte detektiert werden können, wie zB. Er. 87 und J 137.
  • Aufgabe der Erfindung ist es, ein Verfahren zu entwickeln, mit dessen Hilfe während des ReaktorhetrierDes die Lage eines Lecks im Hüllrohr eines Brennelementes in einem der zwei möglichen Bereiche, dem Brennstoffbereich bzw. dem Plenumbereich ermittelt werden kann.
  • Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß das bei einem Hüllenschaden sich einstellende stationäre Druckgefälle zwischen dem Plenum als Ort höheren Druckes und dem Kh1Bitte-l mindestens kurzzeitig erhöht und dadurch Sie Smiesion von Spaltprodukten durch das Leck des Hüllrche@ in das k@@lmittel vergrößert wird, so daß am zeitlichen Verlauf der mit an sich bekannten Mitteln gemessenen Spaltprodukt-Kontamination des Kühlmittels von der Lage des Lecks abhängige Änderungen erzwungen werden, deren charakteristischer Verlauf im wesentlichen unabhängig von R(aktorparametern ist.
  • Die vorgeschlagene Erhöhung des Druckgefälles ermöglicht sowohl bei Dampf- bzw. Gaskühlung als auch bei Flüssigkeitskühlung eine eindeutige Aussage über die Lage des Lecks. Dabei ist in den Begriff FlussigkeitsJuhlung auch-eine Kiihlung mit Flüssigmetall eingeschlossen, wobei die Detektion über die verzögert emittierten Neutronen erfolgt.
  • Die Einstellung des Druckgefälles wird zweckmäßirweise abhängig von dem verwendeten Ssühlr!littel auf zwei verschiedenen Wegen entweder dadurch erreicht, daß insbesondere bei Kernreaktoren mit DampE-oder Gaskühlung zum Erhöhen des Druckgefälles zwischen Plenum und Kühlmittel der ICühlmitteldruck mindestens kurzzeitig herabgesetzt wird, oder daß inskesondere bei Kernreaktoren mit Flüssigkeitskühlung zum Erhöhen des Druckgefälles zwischen Plenum und Kühlmittel die Reaktor leistung mindestens kurzzeitig erhöht wird.
  • Die der Erfindung zugrunde liegende Aufgabe kann auch dadurch gelöst werden, daß die Temperatur des Brennstoffes in der Weise verändert wird, daß die dabei im Brennstoff auftretenden Wärmespannungen durch die Bildung von flaarrissen ausgeglichen werden und dabei die Emission von Spalt stoffen durch das Leck des Hüllrohres in das Kühlmittel kurzzeitig erhöht wird, so daß am zeitlichen Verlauf der mit an sich bekannten Mitteln gemessenen Spaltprodukt-Kontamination des Kühlmittels von der Lage des Lecks abhängige Änderungen erzwungen werden, deren charakteristischer Verlauf im wesentlichen unabhängig von Reaktorparametern ist. Dabei hat es sich insbesondere als vorteilhaft erwiesen, zum Auslösen von Temperaturänderungen die Reaktorleistung mindestens kurzzeitig zu erhöhen. Diese Maßnahme bringt unabhängig von dem verwendeten Kühlmittel einen erhöhten Aktivitätsausstoß durch das Leck in das Kühlmedium.
  • Die Vorteile des Verfahrens nach der Erfindung liegen insbesondere darin, daß nicht nur das Auftreten eines Hüllen schadens festgestellt werden kann, sondern auch eine eindeutige Aussage darüber möglich ist, ob das Leck im Bereich des Brennstoffes oder im Bereich des Plenums liegt. Dieses Meßergebnis ermöglicht eine Entscheidung, ob das defekte Brennelement sofort, bei der nächsten geplanten Abschaltun-3 oder gar nicht entfernt werden muß. Es werden somit unerwünschte Folgeschäden und Umweltbelastungen vermieden und die Betriebssicherheit ebenso wie die Verftigbarkeit des Reaktors und damit dessen Wirtschaftlichkeit erhöht.
  • Das Verfahren wird anhand der Zeichnung näher erläutert: Es zeigen Figur 1 Zeitlicher Verlauf der Spaltprodukt-Aktivität bei Druckreduzierung Figur 2 Zeitlicher Verlauf der Spaltprodukt-Aktivität bei Leisungserhöhung Durch Herabsetzen des Kühlmitteldruckes wird ein Ausgleichsvorgang erzwungen, der kurzzeitig eine quantitative Erhöhung der aus dem Leck des Hüllrohres in das Kühlmittel austretenden Spaltstoffe bewirkt. Dabei steigt die Zahlrate A an und fällt nach beendetem Druckausgleich wieder auf den Wert des vorangegangenen stationären Betriebes ab (Fig. 1). Tritt dabei das Leck im Bereich des Plenums auf (Kurve P), und wird als Kühlmittel z.B. Dampf verwendet, so ist das Plenum mit einem Gemisch aus Dampf und aus dem Kernbrennstoff austretenden Spaltprodukten gefüllt. Das Spaltgasplenum wirkt dabei als Druckspeicher, der sich über das Leck im Hüllrohr auf das mit reduziertem Druck gefahrene Kühlmittelsystem entlädt. Die während des Ausgleichsvorganges hestehende Druckdifferenz beschleunigt das Austreten von Spaltgasen, so daß deren Verweilzeit im Plenum verkürzt wird und am Präzipitator höhere Zählraten gemessen werden.
  • Tritt das Hüllrohrleck im Bereich des Brennstoffes auf (Kurve B), so kann sich der Druck im Spaltgasplenum nur mittelbar durch den Brennstoff in das Kühlsystem ausgleichen. Dadurch werden Spaltprodukte aus Brennstoffbereichen mitgeführt, die in stationärem Betrieb keinen Beitrag zu der am Präzipitator gemessenen Zählrate liefern, so daß die Zählt zunächst steil ansteigt und dann wieder abfällt. Die Anstiegsgeschwindigkeit der Zähirate ist bei einem Hüllenschaden im Brennstoffbereich (Brennstoffschaden) etwa zehnmal so groß wie bei einem Hüllenschaden im Bereich des Plenums (Plenumschaden), so daß aus dem Kurvenverlauf mit großer Sicherheit die Art des Schadens entnommen werden kann. Der Unterschied zwischen Brennstoff- und Plenumschaden kann noch dadurch verdeutlicht werden, daß die Druckreduzierung ungleichförmig oder in Stufen erfolgt, weil beim Brennstoffschaden jeder Druckreduzierschritt ein deutliches Maximum in der Zahlrate zur Folge hat.
  • Wird dagegen die Reaktorleistung erhöht (Fig. 2), so tritt eine Erhöhung der Brennelementtemperatur ein. Die Leistungserhöhung ist die Ursache einer gesteigerten Spaltprodukt-Produktion im Kernbrennstoff. In der Umgebung des Lecks findet ein der erhöhten Spaltprodukt-Produktion proportionaler Austritt von Spaltprodukten in das Kühlmittel statt. Gleichzeitig werden durch den Temperaturanstieg im Brennstoff Spaltprodukte aus dem Brennstoffinneren über sich bildende Haarrisse ausgetrieben. Daraus resultiert der mit jeder Leistungserhöhung verbundene Anstieg der Zählrate, die sich einem der Leistung entsprechende Wert annähert. Bei einem Brennelementschaden (Kurve B) führt jede der in Fig. 2 dargestellten drei Leistungserhöhungen zu einem Maximum der Zählrate, weil jeweils eine Spaltproduktwolke unmittelbar in das Kühlmittei austreten kann und sich anschließend ein neuer Gleichgewichtszustand auf höherem Temperaturniveau einstellt. Beim Plenumschaden (Kurve P) wirkt dagegen das Plenum als Puffervolumen, weil Spaltprodukte nur durch das Plenum in das Kühlmittel gelangen können und durch Verdünnungs- und Laufzeiteffekte das Auftreten von Maxima verhindert wird.

Claims (5)

  1. Patentansprüche:
    S Verfahren zum Unterscheiden zwischen Hüllenschäden im Brennstoffbereich und Hüllenschäden im Bereich des Plenums an einem Kernreaktor-Brennelement, dessen Hülle den Kernbrennstoff und mindestens einen Sammelraum (Plenum) zum Speichern von Spaltgasen umschließt, dadurch gekennzeichnet, daß das bei einem Hüllenschaden sich einstellende stationäre Druckgefälle zwischen dem Plenum als Ort höheren Druckes und de.n Kühlmittel mindestens kurzzeitig erhöht und dadurch die Emission von Spaltprodukten durch das Leck des Hüllrohres in das Kühlmittel vergrößert wird, so daß am zeitlichen Verlauf der mit an sich bekannten Mitteln gemessenen Spaltprodukt-Kontamination des Kühlmittels von der Lage des Lecks abhängige Änderungen erzwungen werden, deren charakteristischer Verlauf im wesentlichen unabhängig von Reaktorparametern ist.
  2. 2. Verfahren zum Unterscheiden von Hüllenschäden im Brennstoffbereich und im Bereich des Plenums an einem Kernreaktor-Brennelement, dessen Hülle den Kernbrennstoff und mindestens einen Sammelraum (Plenum) zum Speichern von Spaltgasen umschließt, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur des Brennstoffes in der Weise verändert wird, daß die dabei im Brennstoff auftretenden Wärmespannungen durch die Bildung von Haarrissen ausgeglichen werden und dabei die Emission von Spaltprodukten durch das Leck des Hüllrohres in das Kühlmittel kurzzeitig erhöht wird, so daß am zeitlichen Verlauf der mit an sich bekannten Mitteln gemessenen Spaltprodukt-Kontamination des Kühlmittels von der Lage des Lecks abhängige Änderungen erzwungen werden, deren charakteristischer Verlauf im wesentlichen unabhängig von Reaktorparametern ist.
  3. 3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß insbesondere bei Kernreaktoren mit Dampf- oder Gaskühlung zum Erhöhen des Druckgefll.s zwischen Plenum und Ktihlmittel Oer X1mitteldruck mindestens kurzzeitig herabgesetzt wird.
  4. 4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß insbesondere bei Kernreaktoren mit Flüssigkeitskühlung zum Erhöhen des Druckgefälles zwischen Plenum und Kühlmittel die Reaktor leistung mindestens kurzzeitig erhöht wird.
  5. 5. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß zum Auslösen von Temperaturänderungen die Reaktor leistung min destens kurzzeitig erhöht wird.
    L e e r s e i t e
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2419567A1 (fr) * 1978-03-10 1979-10-05 Commissariat Energie Atomique Procede de localisation de ruptures de gaine dans un reacteur nucleaire
WO2008123832A1 (en) * 2007-04-10 2008-10-16 Westinghouse Electric Sweden Ab A method for operating a reactor of a nuclear plant

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FR2419567A1 (fr) * 1978-03-10 1979-10-05 Commissariat Energie Atomique Procede de localisation de ruptures de gaine dans un reacteur nucleaire
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US8477899B2 (en) 2007-04-10 2013-07-02 Westinghouse Electric Sweden Ab Method for operating a reactor of a nuclear plant

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