DE2213238B2 - Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren - Google Patents

Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren

Info

Publication number
DE2213238B2
DE2213238B2 DE2213238A DE2213238A DE2213238B2 DE 2213238 B2 DE2213238 B2 DE 2213238B2 DE 2213238 A DE2213238 A DE 2213238A DE 2213238 A DE2213238 A DE 2213238A DE 2213238 B2 DE2213238 B2 DE 2213238B2
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel
temperature
furnace
reactor
fuel elements
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.)
Granted
Application number
DE2213238A
Other languages
English (en)
Other versions
DE2213238A1 (de
DE2213238C3 (de
Inventor
Ekkehard Dipl.-Chem. Dr. 5170 Juelich Groos
Hans Dipl.-Ing. Dr. 5171 Stetternich Ragoss
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Forschungszentrum Juelich GmbH
Original Assignee
Kernforschungsanlage Juelich GmbH
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Kernforschungsanlage Juelich GmbH filed Critical Kernforschungsanlage Juelich GmbH
Priority to DE2213238A priority Critical patent/DE2213238C3/de
Priority to NL7303530A priority patent/NL7303530A/xx
Priority to BE128916A priority patent/BE796915A/xx
Priority to IT21788/73A priority patent/IT1045333B/it
Priority to GB1299873A priority patent/GB1375527A/en
Priority to US00342126A priority patent/US3855058A/en
Priority to JP48031068A priority patent/JPS49108496A/ja
Priority to FR7309778A priority patent/FR2176886B1/fr
Publication of DE2213238A1 publication Critical patent/DE2213238A1/de
Publication of DE2213238B2 publication Critical patent/DE2213238B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2213238C3 publication Critical patent/DE2213238C3/de
Priority to JP1982001339U priority patent/JPS5834097U/ja
Expired legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G21C17/066Control of spherical elements
    • 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
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)

Description

50
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen, den Brennstoff in Gestalt beschichteter Brennstoffpartikel enthaltenden Brennelementen, die durch den Kern eines Hochtemperatur-Kernreaktors geschleust werden und dann nach ihrem Austritt aus dem Reaktor in einem Ofen auf eine vorgegebene Temperatur gebracht werden und nach Maßgabe der mittels eines Detektors bestimmten Radioaktivität des das aufgeheizte Brennelement umgebenden Gases, an das die von diesem wi Brennelement freigesetzten Spaltprodukte abgegeben werden, entweder dem Reaktorkern wieder zugeführt oder ausgeschieden werden.
Durch Verfahren dieser Art sollen Brennelemente, die für ihre Wiederverwendung im Reaktor nicht mehr <■ ■ geeignet sind, weil die darin enthaltenen Brennstoffpartikel Beschädigungen aufweisen, von noch verwendungsfähigen Brennelementen abgesondert werden, denn die Beschädigung von Brennstoffpartikeln führt dazu, daß bei den im Reaktorkern herrschenden Temperaturen eine nicht in Kauf zu nehmende Menge an radioaktivem Gas freigesetzt wird. Zweck dieses Verfahrens ist es daher zu verhindern, daß aus Brennelementen austretende radioaktive Spaltgase in den Kühlgaskreislauf gelangen.
Es ist i;war bereits ein Verfahren der eingangs genannten Art zum Ermitteln und Ausscheiden von Brennstoffkugeln für Kugelhaufen-Kernrekatoren bekannt, bei dem die Brennstoffkugeln nach dem Verlassen des Entladerohres des Kernreaktors in einem Ofen auf Temperaturen dicht unterhalb der bei etwa 9000C liegenden Betriebstemperatur des Kernreaktors aufgeheizt werden. Nach einer Heizdauer, die dort so gewählt ist, um sicherzustellen, daß die dem Gleichgewichtszustand entsprechenden Freisetzung der Spaltgase einsetzt, wird nach diesem bekannten Verfahren die Freisetzungsrate der einzelner Brennelemente bei dieser Temperatur in einer Meßkammer mittels eines Detektors "emessen. Hierzu wird die in der Meßksmmer enthaltene Atmosphäre in ein Gerät zur Messung gasförmiger Spaltprodukte gepumpt. In Abhängigkeit von dem so ermittelten Wert der Radioaktivität der entnommenen Atmosphäre werden die Brennelemente entweder dem Reaktorkern wieder zugeführt oder aus dem Beschickungsk'-eislauf ausgeschieden (DE-OS 17 64 924).
Dieses Verfahren erfordert jedoch zu seiner Durchführung, daß die dazu vorgesehene Anlage und ihre Bauelemente gegeneinander gasdicht abschließbar und gegenüber dem Außenraum gasdicht abgeschlossen sein müssen. Das führt bei den zur Durchführung dieses Verfahrens vorgeschriebenen Arbeitstemperaturen zu einem erheblichen technischen Aufwand. Ein für einen ungestörten Reaktorbetrieb zu fordernder Durchsatz von etwa 8 Brennstoffkugeln je Minute durch den Ofen, der wegen der starken radioaktiven Strahlung der Brennelemente über einen Zeitraum von einigen Jahren automatisch ferngesteuert werden muß, ist daher mittels der derzeit verfügbaren Apparaturen praktisch nicht möglich. Hinzu kommt, daß bei der sich aus dem zu fordernden Durchsatz von etwa 8 Brennstoffkugeln je Minute ergebenden Taktzeit von etwa 7,5 Sekunden das bekannte Verfahren es nicht ermöglicht, Brennelemente auszuscheiden, bei denen nur etwa 1% der darin enthaltenden Brennstoffpartikeln beschädigt sind, weil bei einer Arbeitstemperatur von 9000C die Freisetzung an Spaltgas erfahrungsgemäß nur etwa 109 Atome je Sekunde beträgt. Daher gestattet das bekannte Verfahren keine Messung mit einer der Durchlaufgeschwindigkeit der kugelförmigen Brennelemente durch den Reaktorkern entsprechenden Geschwindigkeit, wenn dabei — wie dies notwendig ist — die Aussonderung der Brennelemente mit der notwendigen Genauigkeit vorgenommen werden soll.
Aufgabe der Erfindung ist es daher, ein Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen, den Brennstoff in Gestalt beschichteter Brennstoffpartikel enthaltenden Brennelementen von Hochtempcratur-Kernreaktoren zu schaffen, das bei verhältnismäßig niedrigen Temperaturen durchführbar ist und das die Bestimmung mit der gewünschten Genauigkeit innerhalb desjenigen Zeitraums, in dem die Brennelemente nacheinander den Reaktorkern verlassen, mit Sicherheil erlaubt, gleichwohl aber infolge der Vereinfachung des erforderlichen technischen Aufwandes auf wirtschaftlichere Weise durchführbar ist als das bisher bekannte
Verfahren.
Nach der Erfindung wird ausgehend von einem Verfahren der eingangs genannten Art die gestellte Aufgabe dadurch gelöst, daß die Brennelemente je in einer Ofenkammer während einer vorgegebenen Verweilzeit entweder auf der Austrittstemperatur aus dem Hochtemperatur-Kernreaktor gehalten oder auf eine bis zu etwa 3000C dagegen erhöhte, weit unterhalb der Betriebstemperatur des Hochtemperatur- Kernreaktors liegende Temperatur aufgeheizt werden und daß während dieser Verweilzeit jedes Brennelement von einer vorgegebenen Durchflußmenge eines in einem geschlossenen Kreislauf geführten inerten Gases, wie Helium, umströmt wird und die Messung der Radioaktivität des Gases durchgeführt wird, worauf der mittels des der Ofenkammer zugeordneten Detektors bestimmte Wert der Radioaktivität einem dem Detektor nachgeschalteten Prozeßrechner zugeführt wird, durch den in Abhängigkeit von einem vorgegebenen Schwellenwert der Radioaktivität das Brennelement mittels Zuleitungen und einer Steuereinrichtung entweder dem Kern des Reaktors wieder zugeführt oder a-'sgeschieden wird. Dieser Lösung der gestellten Aufgabe liegt die Erkenntnis zugrunde, daß die Spaltgasfreisetzung im Gleichgewichtszustand bei weit unterhalb 900'C liegenden Temperaturen sich nicht erheblich von der Freisetzung an Spaltgasen im Gleichgewicht unterscheidet, das sich bei einer Temperatur von etwa 900°C einstellt.
Dabei hat es sich als völlig ausreichend erwiesen, daß die Temperatur der Brennelemente während ihrer Verweilzeit im Ofen auf 300°C gehalten wird.
Bei dieser Alternative des erfindungsgemäßen Verfahrens gelangen die Brennelemente somit nach dem Verlassen des Entladerohres des Kernreaktors je in eine Kammer des Ofens, wobei sie auf der Temperatur von etwa 3000C, die sie beim Verlassen des Entladerohres des Kernreaktors aufweisen, gehalten werden. Diese Temperatur wird somit im Ofen lediglich aufrechterhalten. Zweckrr ißig ist es dabei, daß die Verweilzeit für jedes Brennelement in der Ofenkammer drei Minuten beträgt. Während dieser Verweüzeit wird das freigesetzte Spaltgas ständig durch den zur Bestimmung der Radioaktivität vorgesehenen Detektor gespült und die Radioaktivität gemessen.
Der grr ße Vorzug des Verfahrens gemäß der Erfindung besteht darin, daß der erforderliche gasdichte Abschluß der für die Durchführung dieses Verfahrens erforderlichen notwendigen Einrichtung sich ohne Schwierigkeit verwirklichen läßt. Das gilt in gleicher Weise für die notwendige automatische Fernbedienung. Hinzu korrnit, daß die Lebensdauer der Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens infolge der geringeren thermischen Beanspruchung erheblich höher ist als dies bei den bisher bekannten Verfahren der Fall war.
Der Durchführung der zweiten Variante des Verfahrens gemäß der Erfindung liegt eine weitere Erkenntnis zugrunde. Sie besteht darin, daß der beim Aufheizen vor dem Erreichen des Gleichgewichtszustandes auftretende, zeitlich begrenzte starke Spaltgausausbruch aus dem Brennelement zur Messung benutzbar ist. Von dieser Erkenntnis ausgehend beträgt die Temperatur der Brennelemente während ihrer Verweüzeit im Ofen 600"C. Bei dieser Variante des Verfahrens gemäß der Erfindung ist also d;e Arbeitstemperatur gegenüber der Temperatur von etwa 300" C, mit der die Brennelemente den Reaktor durch das E tladerohr verlassen, um etwa 3000C erhöht. Das hat zur Folge, daß beim Eintritt eines Brennelements in die Ofenkammer die stark erhöhte Menge an radioaktiven Spaltgasen infolge des durch die Temperaturerhöhung verursachten Ausbruchs in den Detektor gespült wird. Dadurch wird die Meßzeil verkürzt und/oder die Meßgenauigkeit weiterhin erhöht.
Eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens gemäß der Erfindung ist, abgesehen von dem nicht dargestellten Prozeßrechner, in der Zeichnung scheinatisch wiedergegegeben und wird im folgenden näher erläutert.
Wie aus der Zeichnung hervorgeht, gelangen die durch den Kern des Hochtemperatur-Kernreaktors geschleusten Brennelemente entsprechend der in der Zeichnung wiedergegebenen Pfeilrichtung über den thermisch isolierten Kanal 1 und die darin angeordnete Schleuse 2 in den Ofen 3, der, wie in e'er Zeichnung nicht dargestellt ist, aus mehreren Kammern besteht und bis oberhalb 6000C aufheizbar ist. In diesem Ofen werden die mit einer Temperatur von etwa '''.'.O'C eintretenden Brennelemente W3"r?nrl einer νηη'ρ.- r-henr-r·. V.t-jl·."!!
zeit, die zweckmäßigerweise etwa 3 Minuten beträgt, jeweils gesondert auf dieser Temperatur gehalten oder auf eine Temperatur von etwa 600" C aufgeheizi. Der Ofen 3 ist mit einem Kreislauf 4 für ein inertes Gas. zum Beispiel Helium, so verbunden, daß das Gas unter der Wirkung eines Kompressors 5 den Ofen 3 durchströmt In dem Kreislauf 4 ist für das inerte Gas ein Detektor 6 so angeordnet, daß er von dem Gas durchströmt wird.
Während der Verweüzeit werden an das strömende Gas von den im Ofen befindlichen Brennelementen freigesetzte Spaltgase abgegeben und die Radioaktivität der Spaltgase in dem Detektor 6 gemessen. Als Detektor wird dabei beispielsweise ein Druchflußproportionalzähler, eine Ionisationskammer oder ein Szintillationszähler verwendet. In dem Gaskreislauf 4 ist ferner eine an sich bekannte Gasreinigung 7 vorgesehen. Das aufgrund der gemessenen Radioaktivität der Spaltgase vom Detektor 6 an einen ihm nachgeschalteten Analysator 8 abgegebene Signal wird über den Pro eßrechner auf eine Steuereinheit 9 gegeben. In Abhängigkeit von einem vorgegebenen Schwellenwert wird sodann das mittels der dem Ofen nachgeschalteten Schleuse 10 und einer Weiche 11 ausgeschleuste
J-> Brennelement entweder bei 12 dem Reaktorkern wieder zugeführt oder bei 13 als Ausschuß ausgesondert.
Zur weiteren Erläuterung werden nachfolgende Beispiele angeführt.
Beispiel 1
Jedes bestrahlte Brennelement wurde in einem mit gereinigtem Helium durchspülten Ofen zunächst mehrere Stunden auf einer Temperatur von etwa 300'C gehalten, um es den gleichen Bedingunger, wie sie /u Beginn einer Unterscheidungsmessung :m Reaktorbetrieb vorliegen, zu unterwerfen. Danach wurde das den Ofen mit einem Durchsat? von 40 I min durchströmende Helium während Γ Minuten über bei der Temperatur
>·■■ des flüssigen Stickstoffs gehaltene Aktivkohle geleitet, wobei die vom Brennelement freigesetzten und vom Helium mitgeführten gasförmigen Spaltpr,>dukte an der Aktivkohle adsorbiert wurden. Die Menge des an der Aktivkohle adsorbierten Spaltgases Xe 133 wurde danach gammaspektrDmetrlsch mit einem Na|-Detektor und nachgeschaltetem Einkanal-Analysator bestimmt.
Wie sich zeigte, betrug der Meßwert bei nicht
schadhaften Brennelementen etwa 9 χ 10" Atome Xc 1JJ, wahrend der Meßwert bei einem Brennelement mit 1% beschädigten lirennstoffpartikeln etwa 9 χ 10'" Atome XelJ3 betrug. Die anschließend mittels ties Prozeßrechners vorgenommene Erkennung und Aussonderung defekter Brennelemente war somit leicht möglich.
15 e ι s ρ i ι; I 2
Jedes bestrahlte Brennelement wurde in einem mit gereinigtem Helium durchspülten Ofen /iiniichst mehre re Stunden auf einer Temperatur von etwa 300 ( gehalten, um es den gleichen Bedingungen, wie sie /u Beginn einer Unterscheidungsmessuiig im Kcaktorbe trieb vorliegen, /ti unterwerfen. Danach wurde die Temperatur des Brennelements im Ofen auf 600' C erhöht und so lange gehalten, wobei zugleich das den Ofen mit einem Durchsatz von 40 l/Min durchströmen-
', de Helium über bei der Temperatur des flüssigen Stickstoffs gehaltene Aktivkohle geleitet wurde, bis das Brennelement sich J Minuten auf der Temperatur von 600'C befunden hatte. Die an der Aktivkohle adsorbierte Menge an Spalt-Xe 1 3J wurde im Anschluß daran —
κι wie im Beispiel 1 angegeben — gemessen.
Wie sich zeigte, betrug eier Meßwert ei nicht schadhaften Brennelementen etwa I χ 10' Atome Xe 13 3 und bei Brennelemeriten mit I"/" beschädigten Brennstoffpartikelnetwal χ If)1-' Atome Xe 1 33.
llicr/ii I Watt Zeichnungen

Claims (4)

Patentansprüche:
1. Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen, den Brennstoff in Gestalt beschichteter Brennstoffpartikel enthaltenden Brennelementen, die durch den Kern eines Hochtemperatur-Kernreaktors geschleust werden und dann nach ihrem Austritt aus dem Reaktor in einem Ofen auf eine vorgegebene Temperatur gebracht werden und nach Maßgabe der mittels eines Detektors bestimmten Radioaktivität des das aufgeheizte Brennelement umgebenden Gases, an das die von diesem Brennelement freigesetzten Spaltprodukte abgegeben werden, entweder dem Reaktorkern wieder zugeführt oder ausgeschieden werden, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennelemente je in einer Ofenkammer während einer vorgegebenen Verweilzeit entweder auf der Austrittstemperatur aus dem Hochtemperatur-Kernreaktor gehalten oder auf eine bis zu etwa 3000C dagegen erhöhte, weit unterhalb der Betriebstemperatur des Hochtemperatur-Kernreaktors liegende Temperatur aufgeheizt werden und daß während dieser Verweilzeit jedes Brennelement von einer vorgegebenen DurchP.ußmenge eines in einem geschlossenen Kreislauf geführten inerten Gases, wie Helium, umströmt wird und die Messung der Radioaktivität des Gases durchgeführt wird, worauf der mittels des der Ofenk&mmer zugeordneten Detektors bestimmte Wert der Radioaktivität einem dem Detektor nachgeschalteten Prozeßrechner zugeführt wird, durch den in Abhängigkeit von einem vorgegebenen Schwellenwert der Radioaktivität das Brennelement mittels Zuleitungen und einer Steuereinrichtung entweu.r dem Kern des Reaktors wieder zugeführt oder ausgeschieden wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur der Brennelemente während ihrer Verweilzeit im Ofen auf 3000C gehalten wird. «
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Verweilzeit für jedes Brennelement in der Ofenkammer drei Minuten beträgt.
4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur der Brennelemente während ihrer Verweilzeit im Ofen 6000C beträgt.
DE2213238A 1972-03-18 1972-03-18 Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren Expired DE2213238C3 (de)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2213238A DE2213238C3 (de) 1972-03-18 1972-03-18 Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren
NL7303530A NL7303530A (de) 1972-03-18 1973-03-14
IT21788/73A IT1045333B (it) 1972-03-18 1973-03-16 Procedimento e dispositivo per distinguere e separare elementi combustibili di reattori nucleari
BE128916A BE796915A (fr) 1972-03-18 1973-03-16 Procede et dispositif pour distinguer et trier des elements combustibles de reacteurs nucleaires
GB1299873A GB1375527A (de) 1972-03-18 1973-03-19
US00342126A US3855058A (en) 1972-03-18 1973-03-19 Method and device for discriminating between and sorting fuel elements of nuclear reactors
JP48031068A JPS49108496A (de) 1972-03-18 1973-03-19
FR7309778A FR2176886B1 (de) 1972-03-18 1973-03-19
JP1982001339U JPS5834097U (ja) 1972-03-18 1982-01-11 原子炉燃料選別分離装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE2213238A DE2213238C3 (de) 1972-03-18 1972-03-18 Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2213238A1 DE2213238A1 (de) 1973-09-20
DE2213238B2 true DE2213238B2 (de) 1978-12-21
DE2213238C3 DE2213238C3 (de) 1979-08-23

Family

ID=5839352

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
DE2213238A Expired DE2213238C3 (de) 1972-03-18 1972-03-18 Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren

Country Status (8)

Country Link
US (1) US3855058A (de)
JP (2) JPS49108496A (de)
BE (1) BE796915A (de)
DE (1) DE2213238C3 (de)
FR (1) FR2176886B1 (de)
GB (1) GB1375527A (de)
IT (1) IT1045333B (de)
NL (1) NL7303530A (de)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2258727A1 (de) * 1972-11-30 1974-06-06 Siemens Ag Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen
US4082607A (en) * 1976-09-30 1978-04-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel subassembly leak test chamber for a nuclear reactor
US4312704A (en) * 1979-04-30 1982-01-26 Kernforschungsanlage Julich Gesellschaft Mit Beschrankter Haftung Shut-off device blocking spontaneous passage of spherical bulk material especially in quick emptying pipes of pebble bed reactors
DE10306648B3 (de) * 2003-02-18 2004-07-01 Forschungszentrum Jülich GmbH Verfahren zur Messung einer relativen Größe des Abbrandes von Brennelementen eines Kugelhaufen-Hochtemperaturreaktors (HTR), sowie dazu geeignete Vorrichtung

Family Cites Families (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3142625A (en) * 1956-06-15 1964-07-28 Firth Sterling Inc Nuclear reactor plant with inspection and reprocessing stations
BE589679A (de) * 1959-04-14
FR1368393A (fr) * 1962-08-03 1964-07-31 Atomic Energy Authority Uk Procédé d'examen d'une barre de combustible nucléaire irradiée
DE1489685C3 (de) * 1965-06-10 1976-01-02 Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 5000 Koeln Verfahren zur Unterscheidung von kugelförmigen Betriebselementen von Kernreaktoren nach ihren Neutronenwechselwirkungseigenschaften

Also Published As

Publication number Publication date
DE2213238A1 (de) 1973-09-20
JPS49108496A (de) 1974-10-15
US3855058A (en) 1974-12-17
IT1045333B (it) 1980-05-10
FR2176886B1 (de) 1977-08-26
BE796915A (fr) 1973-07-16
DE2213238C3 (de) 1979-08-23
GB1375527A (de) 1974-11-27
FR2176886A1 (de) 1973-11-02
NL7303530A (de) 1973-09-20
JPS5834097U (ja) 1983-03-05

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE3709054C2 (de)
DE2323865A1 (de) Verfahren zur herstellung eines strahlungsquellenmaterials
DE2626805A1 (de) Verfahren zum lokalisieren fehlerhafter kernbrennstoff-elemente in wasser- moderierten reaktoren und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
DE2609299C2 (de) Vorrichtung zur Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfall-Lösungen in einem glas- oder keramikartigen Block
DE2806502A1 (de) Verfahren zum abtrennen des spaltproduktes molybdaen aus einem bestrahlten targetmaterial
DE1922592B2 (de) Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors
DE2847862C3 (de) Kühleinrichtung zum Kühlen der Atmosphäre im Primärschutzbehälter eines Kernreaktors
DE2312303C2 (de) Verfahren zur Aktivitätsbestimmung eines radioaktive Halogene und radioaktive Edelgase enthaltenden Probengasstromes
DE2213238B2 (de) Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren
DE3337227A1 (de) Verfahren zum bestimmen des durchmessers von mikroloechern
DE3616391A1 (de) Verfahren zur feinreinigung von spaltmolybdaen
DE2700952C2 (de) Verfahren zur Identifikation undichter Komponenten aus einem Vielkomponentensystem
DE2846826C3 (de) Verfahren und Einrichtung zur Bestimmung des Anteiles an nicht kondensierbaren Gasen in Dämpfen
DE3881233T2 (de) Verfahren zur Messung des Sauerstoffsgehaltes in Silizium.
DE2624990C2 (de) Verfahren zur Herstellung von PuO&amp;darr;2&amp;darr;
DE2304324A1 (de) Vorrichtung zur ueberpruefung von brennelementen fluessigkeitsgekuehlter kernreaktoren auf huellrohrschaeden
WO2002004718A1 (de) Vorrichtung und verfahren zum sicheren fördern und handhaben von spinnfähigen celluloselösungen
DE2540708A1 (de) Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns
DE1162008B (de) Verfahren zur Bestimmung der Neutronenflussverteilung im Kern eines Kernreaktors
DE2435424A1 (de) Verfahren zur feststellung eines brennstoffelementausfalls
DE4413074C2 (de) Verfahren zum Inertisieren von Reaktoren
DE1215268B (de) Verfahren zum Nachweis von undichten Brennelementen in Kuehlkanaelen von Kernreaktoren
DE69902571T2 (de) Filtersystem für reaktor zur umsetzung von uf6 in uranoxid
DD263361A1 (de) Anordnung und verfahren zur probeentnahme und sammlung radioaktiver stoffe aus der containmentatmosphaere eines kernreaktors
DE2219111B2 (de) Vorrichtung zur Wärmebehandlung kleiner Teile

Legal Events

Date Code Title Description
C3 Grant after two publication steps (3rd publication)
8339 Ceased/non-payment of the annual fee