DE2213238B2 - Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren - Google Patents
Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-KernreaktorenInfo
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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.
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)
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.
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 | |
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JP1982001339U JPS5834097U (ja) | 1972-03-18 | 1982-01-11 | 原子炉燃料選別分離装置 |
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---|---|---|---|
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Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2213238A1 DE2213238A1 (de) | 1973-09-20 |
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Families Citing this family (4)
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)
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 |
-
1972
- 1972-03-18 DE DE2213238A patent/DE2213238C3/de not_active Expired
-
1973
- 1973-03-14 NL NL7303530A patent/NL7303530A/xx not_active Application Discontinuation
- 1973-03-16 BE BE128916A patent/BE796915A/xx unknown
- 1973-03-16 IT IT21788/73A patent/IT1045333B/it active
- 1973-03-19 US US00342126A patent/US3855058A/en not_active Expired - Lifetime
- 1973-03-19 FR FR7309778A patent/FR2176886B1/fr not_active Expired
- 1973-03-19 JP JP48031068A patent/JPS49108496A/ja active Pending
- 1973-03-19 GB GB1299873A patent/GB1375527A/en not_active Expired
-
1982
- 1982-01-11 JP JP1982001339U patent/JPS5834097U/ja active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
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DE2213238A1 (de) | 1973-09-20 |
JPS49108496A (de) | 1974-10-15 |
US3855058A (en) | 1974-12-17 |
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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 |
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