DE2213238C3 - Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren - Google Patents
Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-KernreaktorenInfo
- Publication number
- DE2213238C3 DE2213238C3 DE2213238A DE2213238A DE2213238C3 DE 2213238 C3 DE2213238 C3 DE 2213238C3 DE 2213238 A DE2213238 A DE 2213238A DE 2213238 A DE2213238 A DE 2213238A DE 2213238 C3 DE2213238 C3 DE 2213238C3
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel
- temperature
- furnace
- reactor
- radioactivity
- 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
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/066—Control of spherical elements
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear 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 w>
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 zwar 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
900"C 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 gemessen. Hierzu wird die in der Meßkammer
enthaltene Atmosphäre in ein Gerät zur Messung gasförmiger Spaltprodukte gepumpt In Abhängigkeit
von dem M ermittelten Wert der Radioaktivität der entnommenen Atmosphäre werden die Brennelemente
entweder dem Reaktorkern wieder zugeführt oder aus dem Beschickungskreislauf 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 900° C 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 Hochtemperatur-Kernreaktoren
zu schaffen, das bei verhältnismäßig ,niedrigen Temperaturen durchführbar ist und das die
Bestimmung mit der gewünschten Genauigkeit innf·-
halh dcsjiT!(!cn Zeitraums, in dem die Brennelemente
nacheinander den Pveakiorkern verlassen, mit Sicherheit
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 Austrittste^iperatur aus
dem Hochtemperatur-Kernreaktor gehalten oder auf eine bis zu etwa 300° C 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 ausgeschieden
wird. Dieser Lösung der gestellten Aufgabe liegt die Erkenntnis zugrunde, daß die Spaltgasfreisetzung im
Gleichgewichtszustand bei weit unterhalb 9000C liegenden
Temperaturen sich nicht erheblich von der Freisetzung an Spaltgasen im Gleichgewicht unterscheidet,
das sich bei einer Temperatur von etwa 9000C 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. Zweckmäßig ist es dabei, daß die Verweilzeit für
jedes Brennelement in der Ofenkammer drei Minuten beträgt. Während dieser Verweilzeit wird das freigesetzte
Spaltgas ständig durch den zur Bestimmung der Radioaktivität vorgesehenen Detektor gespült und die
Radioaktivität gemessen.
Der große 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 kommt, 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 Verweilzeit im Ofen
6000C. Bei dieser Variante des Verfahrens gemäß der Erfindung ist also die Arbeitstemperatur gegenüber der
Temperatur von etwa 3000C, mit der die Brennelemente den Reaktor durch das Entladerohr verlassen, um etwa
3000C erhöht. Das hat zur Fo!"e, 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 Meßzeit
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 schematisch 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 der Zeichnung nicht
dargestellt ist, aus mehreren Kammern besteht und bis oberhalb 600° C aufheizbar ist In diesem Ofen werden
die mit einer Temperatur von etwa 300" C eintretenden Brennelemente während einer vorgegebenen Verweilzeit,
die zweckmäßigerweise etwa 3 Minuten beträgt, jeweils gesondert auf dieser Temperatur gehalten oder
auf eine Temperatur von etwa 6000C aufgeheizt. Der Ofen 3 ist mit einem Kreislauf 4 für ein inertes Gas, zum
Beispie! 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 Verweilzeit 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 nachgeschaheten
Analysator 8 abgegebene Signal wird über den Prozeßrechner auf eine Steuereinheit 9 gegeben. In
Abhängigkeit von einem vorgegebenen Schwellenwert wird sodann das mittels der dem Ofen nachgeschaheten
Schleuse 10 und einer Weiche 11 ausgeschleuste 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 3000C gehalten, um es den gleichen Bedingungen, wie sie zu
Beginn einer Unterscheidungsmessung im Reaktorbetrieb vorliegen, zu unterwerfen. Danach wurde das den
Ofen mit einem Durchsatz von 40 l/min durchströmende Helium während 3 Minuten über bei der Temperatur
Wi des flüssigen Stickstoffs gehaltene Aktivkohle geleitet,
wobei die vom Brennelement freigesetzten und vom Helium mitgeführten gasförmigen Spaltprodukte an der
Aktivkohle adsorbiert wirden. Die Menge des an der Aktivkohle adsorbierten Spaltgases X· 1 ~;J wurde
. , danach gammaspektrometrisch mit eirerr· NaJ-Detektor
und nachgeschaltetem Einkanal-Analysator bestimmt.
Wie sich zpictR, betmn der Meßwert bei nicht
schadhaften Brennelementen etwa 9 χ 108 Atome
Xe 133, während der Meßwert bei einem Brennelement mit i°/o beschädigten Brcnnstoffpartikeln etwa 9 χ 10'°
Aiome Xe U3 bcn.ig. Die anschließend mittels des
Prozeßrechners vorgenommene Erkennung und Aus-"innociung
defekte! ürennelementc war soinii ieicht
möglich.
Jedes bestrahlte Brennelement wurde in einem mit gereinigtem Helium durchspülten Ofen zunächst mehrere
Stunden auf einer Temperatur von etwa 3000C gehalten, um es den gleichen Bedingungen, wie sie zu
Beginn einer Unterscheidungsmessung im Reaktorbe-
trieb vorliegen, zu unterwerfen. Danach wurde dii
Femperatur des Brennelements im Ofen aut büü '
erhöht und so lange gehalten, wobei zugleich das der
Ofen mit einem Durchsatz von 40 l/Min durchströmen de Helium über bei der Temperatur des flüssiger
Stickstoffs gehaltene Aktivkohle geleitet wurde, bis da: Brennelement sich 3 Minuten auf der Temperatur vor
600L C befunden hatte. Die an der Aktivkohle adsorbier
te Menge an Spait-Xe 133 wurde im Anschluß daran —
;n :vio im Beispiel 1 angegeben — gemessen.
Wie sich zeigte, betrug der Meßwert bei nich schadhaften Brennelementen etwa 1 χ ΙΟ10 Atome
Xe 133 und bei Brennelementen mit 1% beschädigter BrennstofiDartikeln etwa 1 χ 10l2AtomeXe 133.
Hierzu 1 Blatt 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 to Detektors bestimmten Radioaktivität des das
aufgeheizte Brennelement umgebenden Gases, an das die vor. diesem Brennelement freigesetzten
Spaltprodukte abgegeben werden, entweder dem Reaktorkern wieder zugeführt oder ausgeschieden
werden, dadurch gekennzeichnet, daß die Brennelemente je in einer Ofenkiimmer während
einer vorgegebenen Verweilzeit entweder auf der Austrittstemperatur aus dem Hochtemperatur-Kernreaktor
gehalten oder auf eine bis zu etwa 300° C 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 ausgeschieden wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Temperatur der Brennelemente
während ihrer Verweilzeit im Ofen au' 3000C gehalten wird. *o
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 600° C 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 | |
BE128916A BE796915A (fr) | 1972-03-18 | 1973-03-16 | Procede et dispositif pour distinguer et trier des elements combustibles de reacteurs nucleaires |
IT21788/73A IT1045333B (it) | 1972-03-18 | 1973-03-16 | Procedimento e dispositivo per distinguere e separare elementi combustibili di reattori nucleari |
FR7309778A FR2176886B1 (de) | 1972-03-18 | 1973-03-19 | |
GB1299873A GB1375527A (de) | 1972-03-18 | 1973-03-19 | |
JP48031068A JPS49108496A (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 |
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 DE2213238B2 (de) | 1978-12-21 |
DE2213238C3 true 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)
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 |
NL250500A (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 JP JP48031068A patent/JPS49108496A/ja active Pending
- 1973-03-19 FR FR7309778A patent/FR2176886B1/fr not_active Expired
- 1973-03-19 US US00342126A patent/US3855058A/en not_active Expired - Lifetime
- 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 |
---|---|
JPS49108496A (de) | 1974-10-15 |
US3855058A (en) | 1974-12-17 |
DE2213238B2 (de) | 1978-12-21 |
NL7303530A (de) | 1973-09-20 |
BE796915A (fr) | 1973-07-16 |
GB1375527A (de) | 1974-11-27 |
JPS5834097U (ja) | 1983-03-05 |
DE2213238A1 (de) | 1973-09-20 |
IT1045333B (it) | 1980-05-10 |
FR2176886B1 (de) | 1977-08-26 |
FR2176886A1 (de) | 1973-11-02 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2839317C2 (de) | ||
DE3709054A1 (de) | Wiederverwendbarer tieftemperatur-wasserstoffgetter | |
DE2609299C2 (de) | Vorrichtung zur Verfestigung von wäßrigen, radioaktiven Abfall-Lösungen in einem glas- oder keramikartigen Block | |
DE2520444A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum kontinuierlichen messen der wasserstoffkonzentration in argongas | |
DE2213238C3 (de) | Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren | |
DE2847862C3 (de) | Kühleinrichtung zum Kühlen der Atmosphäre im Primärschutzbehälter eines Kernreaktors | |
DE2611750C3 (de) | Verfahren zur Herstellung von Kernbrennstofftabletten | |
DE1185736B (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Schutze von Gasreinigungsanlagen in Atomreaktoranlagen | |
DE3606317C2 (de) | ||
DE2727252B2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Messung des in einer Metallprobe enthaltenen Wasserstoffs | |
DE3616391A1 (de) | Verfahren zur feinreinigung von spaltmolybdaen | |
DE2846826C3 (de) | Verfahren und Einrichtung zur Bestimmung des Anteiles an nicht kondensierbaren Gasen in Dämpfen | |
DE2435424A1 (de) | Verfahren zur feststellung eines brennstoffelementausfalls | |
DE1900981B2 (de) | Vorrichtung zur gaschromatographischen bestimmung geringer mengen von organophosphonverbindungen | |
DE2219111C3 (de) | Vorrichtung zur Wärmebehandlung kleiner Teile | |
DE4413074C2 (de) | Verfahren zum Inertisieren von Reaktoren | |
DE2540708A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns | |
DE3114211C2 (de) | Verfahren zur Extraktion von Fluoridionen aus einer Lösung von Kernbrennstoff | |
DE2328283B2 (de) | Verfahren zum Bestimmen des Anteils von Brennstoffteilchen mit defekter Umhüllung in einem Brennstoffelement für Kernreaktoren | |
DE2265007C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Entfernen und Rückgewinnen eines gasförmigen Radioisotops | |
DE2437850A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum sammeln und analysieren fester folgeprodukte radioaktiver gase | |
DE4132728C2 (de) | Verfahren zum Konzentrieren einer niedrig konzentrierten Plutoniumnitratlösung | |
DE1227581B (de) | Verfahren und Vorrichtung zur selbsttaetigen UEberwachung des mittels Elektronenbeschuss ausgefuehrten Materialeinschmelzens | |
DE2242234C3 (de) | Verfahren zur Erzeugung von Neutronen-Impulsausbrüchen und Brennstoffelement zu seiner Durchführung | |
DE2137133C3 (de) | Verfahren zur Herstellung plutoniumhaltiger Kernbrennstoffstäbe |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |