DE2228766A1

DE2228766A1 - Gerät zur Feststellung von Schaden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren

Info

Publication number: DE2228766A1
Application number: DE19722228766
Authority: DE
Inventors: Cecil Roy Orange Conn. Jones (V.St.A.)
Original assignee: Transfer System Inc
Current assignee: Transfer System Inc
Priority date: 1971-06-24
Filing date: 1972-06-13
Publication date: 1972-12-28
Also published as: IT959128B; CH551073A; US3762993A; FR2147948A1; FR2147948B1

Description

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Patentanwalt
Dr.-Ing. Dipl.-!ng. G. Riebling

TRANSFER SYSTEMS, INC., North Haven, Connecticut, VSA

"Gerät zur Peststellung von Schaden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren"

Die Erfindung bezieht sich generell auf Zusatzgeräte für Atomkraftwerke und insbesondere auf ein Gerät zur Peststellung von Schaden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren.

Nuklearbrennstoff wie Uranoxydkörnchen wird in einem Kernbrennstoffelement aufbewahrt. Eine Gruppe derartiger Brennstoffelemente wird zu einem Kernbrennstoffsatz zusammengefasst. In dem in den Brennstoffelementen enthaltenen Brennstoff wird Wärme erzeugt, die zu hohen Temperaturen an der Oberfläche der Brennstoffelemente führt, die unter bestimmten Umständen zum Versagen des Brennstoffs führen kann. Beim Versagen eines Brennstoffelements werden Atomspaltprodukte auf das Reaktorkühlmittel übertragen und dies führt zu einer starken Zunahme der gasförmigen, flüssigen und festen radioaktiven Abfallstoffe und zu einer Erhöhung der Wartungsarbeit infolge der hüheren Radioaktivität des Reaktorkühlmittels. Es wurde festgestellt,

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dass die auftretenden Kernbrennstoffschäden um so schwerer sind, je länger und intensiver eine Atomkraftlage betrieben wird. Daher ist es unbedingt erforderlich, die schadhaften Brennstoffelemente nicht nur bei jedem Brennstoffwechsel zu ermitteln und auszutauschen, sondern auch zu gewährleisten, dass dies so schnell und wirtschaftlich wie möglich ausgeführt werden kann.

Zu diesem Zweck ist erfindungsgemäss ein Gerät zur Peststellung von Schäden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren vorgesehen, bei dem das Reaktorkühlmittel über mehreren abgeschlossenen Brennstoffelementen verschoben wird, um die Temperatur des in den Brennstoffelementen enthaltenen Brennstoffs zu erhöhen und damit die Freigabe der Spaltproduktientopen im Reaktorkühlmittel um die Brennstoffelemente herum zu verstärken. Zu diesem Zwecke werden Proben des Reaktorkühlmittels aus den Brennstoffelementen oder aus deren Umgebung entnommen. Ein Fläschchen mit einem Stoff zur Erhöhung der Konzentration der zur Feststellung ausgewählten Spaltproduktisotope wird dem Reaktorkühlmittel ausgesetzt und die Konzentration der Spaltproduktisotope in dem Fläschchen wird untersucht, um das Versagen der geprüften Brennstoffelemente zu ermitteln.

Gemäss der Erfindung werden mehrere Kernbrennstoffelementensätze gleichzeitig untersucht. Dadurch lässt sich die für die Untersuchung eines Reaktorkerns erforderliche Zeit wesentlich verringern und grössere Genauigkeit erzielen. Es wurde festgestellt, dass wenn die Schaffung eines Zugangs zum Reaktor für die Entnahme von Proben, die Entnahme der Proben des Reaktorkühlmittels und die Untersuchmng der Proben längere Zeit in Anspruch nimmt,

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das Spaltproduktisotopenkonzentrat zerfällt und eine geringere SpaltproduktzBotopenkonzentration festgestellt wird, also die Genauigkeit der Untersuchung in Mitleidenschaft gezogen wird.

Geraäss einem weiteren Merkmal der Erfindung werden in der Untersuchungsstation mehrere Fläschchen mit Chemikalien vfle z.B. Getter zur Erhöhung der Konzentration des Spalt» Produkts bereitgehalten und verwendet, um eine grössere Konzentration der Proben und eine grössere Zuverlässigkeit der Radioaktivitätsmessung zu erreichen.

Ein bevorzugtes Ausführungsbeispiel der Erfindung wird nachstehend an Hand der Zeichnungen beschrieben. Es zeigen: Fig. 1 eine schematische Teilansicht des erfindungsgemässen Geräts in Verbindung mit einem Reaktorschacht und Reaktordruckgefäss;

Fig. 2 eine schematische Teil-Stirnansicht der Probenuntersuchungsstelle des in Fig.l dargestellten

Geräts;
Fig. 5 eine schematische Teil-Seitenansicht der in

Fig. 2 dargestellten Probenuntersuchungsstelle; Fig. 4 eine Teilansicht des in Fig.l dargestellten Geräts im horizontalen Schnitt nach der Linie 4-4 in

Fig. 1, und
Fig. 5 eine Teilansicht des in Fig. 1 dargestellten Geräts im vertikalen Schnitt nach der Linie 5-5 in Fig.4.

Fig.l zeigt das erfindungsgemässe Gerät 10 zur Feststellung von Schäden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren. Dieses Gerät ist mit einer Brennstoffwechsel_TPlattform 15 versehen, wie sie in der gleichzeitig laufenden US-Patentanmeldung des gleichen Anmelders Ne. IJ3 687 vom Γ5 »April 1971

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mit dem Titel "Elevator For A Reactor Well And Equipment Storage Area" beschrieben ist. Die Brennstoffwechsel-Plattform 15 ist mit einer starren Ausrüstungs-Greifstange 16 versehen, die ebenfalls in der vorgenannten Patentanmeldung beschrieben ist, Das Gerät kann jedoch auch bei jeder anderen Brennstoffwechsel-Plattform verwendet werden, die mit einer starren Greifstange versehen ist.

Die Brennstoffwechsel-Plattform 15 ist über einem Reaktorschacht W angeordnet, in dem sich ein Reaktordruckgefass · V befindet. Das Druckgefäss V enthält einen Kern, in dem mehrere im Abstand voneinander angeordnete Brennstoffsätze oder -bündel angeordnet sind. Jeder Brennstoffsatz besteht aus einer Hruppe von abgeschlossenen Reaktorbrennstoffelementen, die die Form von Röhren, Stäben oder Platten aufweisen können. Der Einfachheit halber werden die Brennstoffelemente nachstehend als solche bezeichnet, wobei es sich versteht, dass jedes dieser Brennstoffelemente Kernbrennstoff wie Urandioxydkörnchen enthält. Ein Reaktorkühlmittel, wie z.B. Wasser, ist in dem Reaktorschacht über den Brennstoffelementsätzen angeordnet und ein Reaktorkühlmittel der gleichen Art fliesst auch in dauernden Kreislauf zwischen den Sätzen oder Bündeln der Brennstoffelemente. Obwohl hierin von einem "Reaktorkühlmittel, wie z.B. Wasser, die Rede ist, versteht es sich, dass die von dem Reaktorbrennstoff erzeugte Wärme nicht nur auf das Kühlmittel übertragen wird und das Kühlmittel nicht nur zur Kühlung der Brennstoffelemente sondern auch als Mittel zur Uebertragung von Energie für den Betrieb von Turbinen in einem Atomkraftwerk zur Erzeugung von elektrischem Strom dient. Die Brennstoffelemente sind in Gruppen oder Bündeln mit einem bestimmten Abstand zwischen den Gruppen in einem Durchflusskanal für das Kühlmittel angeordnet und der

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Kern des Kernreaktors besteht aus mehreren derartigen Gruppen oder Bündeln von Brennstoffelementen.

Auf der Brennstoffwechsel-rPlattform 15 befindet sich eine weitere Plattform 20 zur Bedienung eines Aufzugs. Ein Teil der Plattform 20 bildet die Probenuntersuchungsstelle SS (Pig. 2 und 3). In der nachstehend zu beschriebenden Probenuntersuchungsstelle SS ist eine Probenkonsole 21 angeordnet. Die Ausrüstungs-Greifstange l6 erstreckt sich von der Brennstoffwechsel-Plattform 15 nach unten bis in das Reaktordruckgefäss V und reicht mit ihrem unteren Ende bis über die Brennstoffelementensätze Al-A4 (Fig. 4 und 5). Bei dem zu beschreibenden bevorzugten Ausführungsbeispiel des Geräts beträgt die Zahl der Brennstoffelementensätze mehr als vier, und zwar vorzugsweise eine Anzahl von Gruppen zu je vier. Diese Brennstoffelementensätze können gleichzeitig auf das Vorhandensein von schadhaften Brennstoffelementen untersucht werden. Am unteren Ende der Ausrüstungs-Greifstange l6 ist ein sich in horizontaler Richtung erstreckender Arm 21' parallel zur Oberfläche der abgeschlossenen Brennstoffelementensätze Al-A4 angeordnet. Wie aus Fig.l und 5 ersichtlich ist, sind an dem Arm 21' sich von diesem nach unten erstreckende Säulen 30-33 befestigt. Das freie Ende der Säulen 30-33 trägt eine Prüfkammer-4o (Fig. 5) für mehrere auf schadhafte Brennstoffelemente zu untersuchende abgeschlossene Brennstoffelementensätze A1-A4.

Die Prüfkammer .40 besteht aus einem Gehäuse 45 mit einer an den Säulen 30-33 befestigten horizontalen oberen Wandung 46 und sich von dieser nach unten erstreckenden senkrechten Wandungen 47* deren unteres Ende am oberen Ende der Brennstoffelementensätze A1-A4 endet. Das untere

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Ende der Wandungen 47 ist mit Hilfe von komprimierteren Dichtungen 48 mit dem Kerngitter CG des Reaktordruckgefässes V abdichtend und lösbar so verbunden, dass die Brennstoffelementensätze Al-A4 gegen Wasser oder flüssigkeit abgedichtet umschlossen sind.

Herkömmliche Brennstoff-Aufhängehaken 51-54 (Big.4 und 5) sind mit der oberen Wandung 46 und den senkrechten Wandungen 47 des Gehäuses 45 verankert und erstrecken sich von der oberen Wandung 46 nach unten. Diese Brennstoff-Aufhängehaken 51-54 dienen zur Verriegelung des Gehäuses 45 mit den Brennstoffelementensätzen Al-A4, nachdem das Gehäuse 45 mit dem Kerngehäuse CG dichtend verbunden wurde. Die Brennstoff-Aufhängehaken 51-54 werden hydraulisch oder pneumatisch betätigt, beispielsweise durch nicht dargestellte Druckluftzylinder, um sie mit? den Brennstoffbügeln 50 in oder ausser Eingriff zu bringen, die einen Teil der Brennstoffelementensätze A1-A4 bilden und zum Herausheben der letzteren aus dem Reaktorkern dienen, wenn sie ausgewechselt werden sollen. Ferner sind Führungselemente 60, 61 vorgesehen, die ebenfalls einen Teil des Gehäuses 45 bilden und mit Schrägflächen versehen sind, die zu Schlitzen führen, in denen die Brennstoffbügel 50 aufgenommen sind. Die Führungselemente 60, 6l führen das Gehäuse 45 in die richtige Lage über den Brennstoffelementensätzen A1-A4, so dass später noch zu beschreibende Saugrohre 72 über Kühlmitteldurchflussöffnungen in den oberen Verbindunngsplatten Al"-A4" zu liegen kommen, die üblicherweise die Brennstoffelemente in den einzelnen Sätzen in der gewünschten Stellung zueinander halten und festlegen. Die Brennstoff-Aufhängehaken 51-54 sind

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herkömmlicher Art und in der Kerntechnik bekannt; beispielsweise können die von General Electric Company hergestellten Brennstoff-Aufhängevorrichtungen verwendet werden.

Am oberen Ende der Prüfkammer 4o sind Luftleitungen 60' vorgesehen, die über Luftschläuche 6l' (Fig. 1 und 5) an die Konsole 21 angeschlossen sind, von der aus die Druckluftzufuhr von einer nicht dargestellten Druckluftquelle über die Schläuche 6l·' und die Leitungen 60' in die Prüfkammer 4o gesteuert wird. Die Leitungen 60' und Schläuche 6l' sind in ausreichender Zahl vorgesehen, um das in dem Gehäuse 45 enthaltene Reaktorkühlmittel bis auf den Stand W (Fig. 5) oberhalb der Brennstoffelementensätze A1-A4, unterhalb des oberen Endes der Gehäuse Al'-A4¹ der Brennstoffelementensätze und oberhalb der durch die Abdichtung 48 bezeichneten Dichtungsfläche der Prüfkammer 4o zu bringen. Bei den herkömmlichen Gehäusen der Brennstoffelementensätze sind im unteren Teil der Gehäuse Oeffnungen vorgesehen, durch die das Kühlmittel auf den vorbestimmten üblichen Wegen fresst. Wenn Luft in das Gehäuse 45 geleitet wird, so fliesst das Kühlmittel durch die im unteren Teil der Gehäuse der Brennstoffelementensätze vorgesehenen Oeffnungen in den Bereich des Reaktorkerns.

Durch Verschiebung des Reaktorkühlmittels über den Brennstoffelementensätzen Al-A4 und durch Regelung des Kühlmittelflusses zwischen den Brennstoffelementensätzen Al-A4 wird die Temperatur des Brennstoffs erhöht und dadurch wird die Zahl der Spaltproduktisotopen erhöht. Im Falle eines schadhaften Brennstoffelements gibt der erhitzte Brennstoff Spaltproduktisotopen ab und dadurch wird die Konzentration der Spaltproduktisotopen ein-

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schliesslich z.B. des Isotops I-ljJl in dem zwischen den Brennstoffelementensätzen Al-A4 abgesonderten Reaktorkühlmittel erhöht. Wenn kein schadhaftes Brennstoffelement vorliegt, so ist dies nicht der Fall. Somit erhöht sich die Konzentration der Spaltproduktisotopen in dem zwischen den Brennstoffelementensätzen abgesonderten Reaktorkühlmittel, wenn din Brennstoffelement in einem der Brennstoffelementensätze schadhaft ist.

An die Konsole 21 ist eine Anzahl von flexiblen Prüfröhrchen 70 angeschlossen, die mit einer durch die Konsole 21 gesteuerten Vakuumkammer Jl (Fig. 2) in Verbindung stehen. Die Prüfröhrchen 70 können aus Kunststoff bestehen. Am unteren Ende der Prüfröhrchen 70 ist je ein starres Röhrchen 72 vorgesehen (Fig-5). Di^e starren Röhrchen 72 sind in oeffnungen 75 iⁿ der oberen Wandung 46 des Gehäuses 45 aufgenommen. Zur Abdichtung sind zwischen den Röhrchen 72 und der oberen Wandung 46 Dichrungsringe 74 eingelegt. Die Starren Röhrchen 72 sind an einer horizontalen Platte 75 befestigt und zusammen mir dieser in vertikaler Richtung bewegbar. Die vertikale Bewegung der Platte 75 wird durch eine Hydraulik-Anlage 8o gesteuert. Die Kolbenstangen 8l der Hydraulik-Anlage sind in je einer Oeffnung 82 in_ der Platte 75 aufgenommen und an der oberen Wandung 46 des Gehäuses 45 befestigt und führen die Platte 75 bei ihrer vertikalen Bewegung. In der angehobenen Stellung der Platte 75 wird die Prüfkammer 4o in die richtige Stellung über den Brennstoffelementensätzen Al-A4 gebracht.Dann wird die Platte 75 durch die Hydraulik-Anlage 80 abgesenkt, wodurch das untere Ende der starren Röhrchen 72 durch die normalerweise in der oberen Abschlussplatte Al"-A4" der Brennstoff-

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elementensätze Al-A4 vorhanden., miteinander ausgerichteten Kühlmittelöffnungen unter die obere Abschlussplatte Al"-A4" geführt wird. Jedem Brennstoffelementensatz ist ein starres Röhrchen 72 zugeordnet.

Nachdem das untere Ende der starren Röhrchen unter die obere Abschlussplatte Al"-A4" der Brennstoffelementensätze Al-A4 eingeführt wurde, köianen Proben des Reaktorkühlmittels unter den oberen Abschlussplatten Al"-A4" der einzelnen Brennstoffelementensätze entnommen werden.

Nachdem die Brennstoffelemente der Sätze Al-A4 nach Absenken des Wasserstands genügend Zeit hatten, sich zu erwärmen, wird die Konsole 21 betätigt, so dass durch die Röhrchen 72 Reaktorwasser aus den Brennstoffelementensätzen Al-A4 in die flexiblen Leitungen 70 gesaugt und die Konsole 21 gefördert wird.

In der Konsole 21 sind Fläsehchen 90-93 mit einem Stoff zur Konzentrierung der Spaltproduktisotopen, wie z.B. einem Jodgetterstoff, angeordnet. Für jeden zu prüfenden Brennstoffelementsatz ist ein Fläsehchen vorgesehen. Jedes der Fläsehchen 90-93 ist mit einem Stoff zur Konzentrierung der gewünschten Spaltproduktisotopen gefüllt. Die Fläsehchen 90-93 sind abnehmbar und so ausgebildet, dass sie in einem herkömmlichen, nicht dargestellten Gamma-Prüfgerät mit Mehrwege-Analysator der Art, wie er von Nuclear Chicago Company hergestellt wird, angebracht werden können. Das Gamma-Prüfgerät ist in der Probenuntersuchungsstelle SS angeordnet. Jede Probe des Reaktorkühlmittels wird über die flexiblen Leitungen 70 mehrere Minuten lang durch das zugeordnete Fläsehehen 90-93 geleitet und Spaltproduktieofeopen ausgesetzt. Die Fläsehchen werden von Hand von der Konsole 21 entfernt und von Hand in das Gamma-Prttfgerät eingesetzt. Natürlich werden dabei angemessene Softütζvorrichtungen

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benutzt. Das Gamma-Prüfgerät der vorgenannten Art ist mit einem Zähler versehen,, der eine automatische numerische Anzeige der gemessenen Werte liefert. Das Gamma-Prüfgerät zeigt die Konzentration der Spaltproduktisotopen des geprüften Kühlmittels an und ermöglicht damit die Peststellung von Schaden bzw. des ordnungsgemässen Zustande der Brennstoffelemente in den einzelnen Brennstoffelementensätzen.

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Claims

Patentansprüche:

IJ Gerät zur Peststellung von Schaden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren, bei denen ein Satz von abgeschlossenen Brennstoffelementen in einem Reaktorkühlmittel angeordnet ist und das obere Ende des Brennstoffelementensatzes mit Oeffnungen für den Durchfluss des Kühlmittels versehen ist und über dem oberen Ende des Brennstoffelementensatzes eine Prüfkammer gegenüber dem Brennstoffelementensatz gegen Flüssigkeit abgedichtet angeordnet ist und die Prüfkammer mit Mitteln zur Bewegung des Kühlmittels in der Prüfkammer über dem Brennstoffelementensatz versehen ist, wodurch die Brennstoffelemente erhitzbar sind, um die Freigabe von Spaltprodukten aus schadhaften Brennstoffelementen in das Kühlmittel zu erhöhen, und Mittel zur Entnahme von Proben aus dem Kühlmittel vorgesehen sind, dadurch gekennzeichnet, dass Mittel (70, 72) vorgesehen sind, die dieEntnahme der Kühlmittelproben anjeiner stelle unterhalb des oberen Endes (ΑΓ."-Α4") der Brennstoffelementensätze (Al-A4) ermöglichen.
2. Gerät nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass die Kühlmittelproben an einer Stelle innerhalb der Brennstoffelementensätze (A1-A4) entnommen werden und Mittel (70) vorgesehen sind, um die Kühlmittelproben zu einer ausserhalb der Prüfkammer (4o) gelegenen Probenuntersuchungstelle (SS) zu leiten, in der die Kühlmittelproben auf die Anwesenheit von Spaltprodukten untersucht werden.

5. Gerät nach Patentanspruch 2, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittel zur Entnahme der Kühlmittelproben eine starre Leitung (72) umfassen, die sich durch die Prüfkammer (4o) erstreckt und deren Länge so bemessen ist, dass das freie Ende der Leitung (72) durch eine im oberen Ende (A1"-A4") der Brennstoffelementensätze (Al-A4) für den Durchfluss des Kühlmittels vorgesehene Oeffnung reicht.

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4. Gerät nach Patentanspruch J>, dadurch gekennzeichnet, dass oberhalb der Prüfkammer (4o) eine Plattform (15) angebracht ist, von der sich eine starre Greifstange (ΐβ) nach unten erstreckt, die die Prüfkammer (4o) an ihrem unteren Ende trägt und deren Bewegung in abdichtende Verbindung mit den Brennstoffelementensätzen (Al-A4) ermöglicht.

•5· Gerät nach Patentanspruch 3> dadurch gekennzeichnet, dass Mittel (75, 8o) zur Bewegung der starren Leitung (72) in vertikaler Richtung gegenüber der Prüfkammer (4o) und den Brennstoffelementensätzen (Al-A4) vorgesehen sind.

6. Gerät nach Patentanspruch 5, dadurch gekennzeichnet, dass Mittel (50, 6o) vorgesehen sind, mit deren Hilfe die Prüfkammer (4o) gegenüber den Brennstoffelementensätzen (A1-A4) in eine Stellung gebracht werden kann, in der die starre Leitung (72) mit der in dem oberen Ende (al"-A4") der Brennstoffelementensätze für den Durchfluss des Kühlmittels vorgesehenen Oeffnung ausgerichtet ist.

7· Gerät nach den Patentansprüchen 2 bis 4, dadurch gekennzeichnet, dass die Probenuntersuchungsstelle (SS) auf der Plattform (15) angeordnet ist und die Kühlmittelproben über eine flexible Leitung (70) von der starren Leitung (72) auf die Plattform (15) gefördert werden.

8. Gerät nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass zur Peststellung von Schäden in mehreren Brennstoffelementensätzen (A1-A4) jedem der Brennstoffelementensätze Mittel (70, 72) zugeordnet sind, die die im wesentlichen gleichzeitige Entnahme von Kühlmittelproben aus den Brennstoffelementensätzen (A1-A4) an einer Stelle unterhalb des oberen Endes (Al"-A4") derselben ermöglichen.

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9· Gerät nach Patentanspruch 8,, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittel zur Entnahme von Kühlmittelproben eine Reihe von starren Leitungen (72) umfassen, die an einer gemeinsamen Platte (75) befestigt sind und sich von dieser nach unten erstrecken, und Mittel (8o) zur Bewegung der gemeinsamen Platte (75) in vertikaler Richtung gegenüber der Prüfkammer (4o) vorgesehen sind. . .

10. Gerät nach Patentanspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass innerhalb der Prüfkammer (4o) wenigstens ein Aufhängehaken (51-54) zur Verbindung mit den Brennstoffelementensätzen (A1-A4) vorgesehen ist.

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