DE2314650A1 - Verfahren zur auffindung defekter brennstaebe - Google Patents

Verfahren zur auffindung defekter brennstaebe

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Description

Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe
Die vorliegende Erfindung betrifft ein Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe im Verband kompletter Brennelemente wassergekühlter Kernreaktoren.
Kernreaktorbrennstäbe bilden die kleinste Einheit beim Aufbau eines Reaktorkernes, sie enthalten den Kernbrennstoff zumeist in tablettenförmiger Gestalt und geben die in ihm entstehende Kernspaltungswärme an das umgebende Kühlwasser ab. Es ist dabei von größter Wichtigkeit, daß in das Kühlwasser möglichst keine radioaktiven Stoffe übertreten. Dies wird zunächst dadurch erreicht, daß die Brennstäbe so aufgebaut sind, daß ein beiderseits mit Endkappen gasdicht verschweißtes Hüllrohr den Kernbrennstoff umgibt und ihn sowie die in ihm entstehenden Spaltprodukte von einer direkten Berührung mit dem Kühlwasser abschirmt .
Während eines längeren Reaktorbetriebes kann es jedoch nicht völlig ausgeschlossen werden, daß vereinzelte Brennstäbe undicht werden, so daß Kühlwasser eindringen und evtl. auch radioaktive Stoffe austreten können. Die bei jeder Kernreaktoranlage vorhandenen Wasserreinigungsanlagen sind so ausgelegt, daß sie auch eine gewisse Menge von radioaktiven Stoffen aus dem Kühlwasserkreislauf herausnehmen können. Wird die Radioaktivität jedoch so hoch, daß diese Anlagen überfordert sind, so bleibt
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nichts anderes übrig, als den Kern bei Stillstandszeiten auf schadhafte Brennelemente bzw. Brennstäbe zu untersuchen.
Diese Untersuchung kann zunächst allein optisch dadurch erfolgen, daß die aus dem Reaktorkern üblicherweise unter Wasser entnommenen Brennelemente mit Hilfe einer Unterwasserfernsehkamera inspiziert werden. Mit dieser Methode lassen sich vornehmlich stark defekte Brennstäbe auffinden, vorzugsweise solche, die sich in den äußeren Reihen der Brennelemente befinden. Brennstäbe jedoch, die sich im Inneren eines Brennelementes befinden, lassen sich auf diesem Wege nur sehr schwer optisch kontrollieren. Hinzu kommt noch, daß es auch wichtig ist, solche Kernbrennstäbe als defekt zu identifizieren, die nur kleine Undichtigkeiten aufweisen, die äußerlich durch rein optische Betrachtung nicht feststellbar sind.
Es ist in diesem Zusammenhang bereits vorgeschlagen worden, die Brennstäbe im Inneren mit Zusatzeinrichtungen zu versehen, die beim Eintreten von Wasser eine solche Veränderung erfahren, daß diese von außen, z.B. auf magnetischem Wege, festgestellt werden kann. Derartige Einrichtungen verteuern jedoch die Gestehungskosten der Brennstäbe und können selbstverständlich auch für sich wiederum mit Störungsquellen behaftet sein.
Es stellte sich daher die Aufgabe, ein Verfahren zu finden, mit dessen Hilfe es möglich ist, den Wassereinbruch in defekten Brennstäben festzustellen, die keine besonderen diesbezüglichen Einbauten aufweisen. Besonders wichtig ist es in diesem Zusammenhang, daß eine derartige Untersuchung am kompletten Brennelement vorgenommen werden kann. Der für das Zerlegen und wieder Montieren bestrahlter Brennelemente nötige technische Aufwand wäre sehr groß. Bei der vollständigen Demontage und Neuzusammenstellung eines Brennelementes besteht zudem die große Gefahr der Beschädigung einzelner Brennatäbe und der Tragstruktur (Abstandshalter). Außerdem sollten derartige Untersuchungen während der für einen Brennelementwechsel zur Ver-
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fügung stehenden Zeit durchgeführt werden können. Aus Wirtschaft lichkeitsgründen wiederum muß diese Zeit so gering als möglich gehalten werden.
Die Lösung dieser Aufgabe besteht nun erfindungsgemäß darin, daß die Hüllrohre der Brennstäbe in der Hähe einer zugänglichen Endkappe erwärmt werden, wodurch das bei defekten Brennstäben in deren Inneren befindliche Wasser erhitzt und die Dampfblasen- oder Kondensatbildung mit Hilfe des Ultraschall-Impuls-Echo-Verfahrens an der Endkappe ermittelt wird. Die Durchführung dieses Verfahrens erfolgt vorzugsweise im Brennelementabsetzbecken, das neben der den Reaktorbehälter aufnehmenden Reaktorgrube angeordnet ist. Während des Brennelementwecheels sind beide Räume mit Wasser gefüllt und für den Brennelementtransport unter Wasser über eine Schleuse miteinander verbunden. Auch die Untersuchung dieser Brennelemente auf defekte Brennstäbe findet unter Wasser statt. Das Wasser dient dabei als Strahlungsabschirmung und zur Abführung der Nachzerfallswärme aus den Brennstäben. Für den Prüfvorgang müssen die Brennstabenden für die Prüfeinrichtung zugänglich sein. Dies bedeutet - je nach Brennelernentkonstruktion - daß der Brennelementkopf oder -fuß abgenommen werden muß. Die für die Durchführung des Prüfverfahrens zweckmäßigste Lage ergibt sich jeweils aus der gegebenen Konstruktion der Brennelemente.
Weitere Einzelheiten des erfindungsgemäßen Verfahrens sowie der dazu benötigten Einrichtung sind im einzelnen nachfolgend beschriebenen Ausführungsbeispielen zu entnehmen, die anhand der Figuren 1 bis 7 erläutert werden.
Die fig. 1 zeigt einen schematischen Längsschnitt durch ein kugelförmiges Reaktorgebäude, wie es für Druckwasserreaktoren üblich ist. Die Brennelemente befinden sich im Druckbehälter 1, Über der Reaktorgrube ist die Lademaschine 11 angeordnet, die auch, wie dargestellt, über das Brennelementbecken 12 verfahr-
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bar ist und dort die aus dem geöffneten Druckbehälter entnommenen Brennelemente absetzt. Zu diesem Zweck ist ein Lagergestell 13 vorgesehen, deseen Konstruktion so bemessen ist, daß die Gesamtheit der dort abgesetzten Brennelemente nicht kritisch werden kann. An der Seite des Lagerbeckens ist die Prüfstation 14 angebracht, in die die zu überprüfenden Brennelemente eingesetzt werden. Mit Hilfe der Lademaschine 11 bzw. einer fernsteuerbaren nicht dargestellten Zusatzeinrichtung können dann die Prüfeinrichtungen auf die zugänglich gemachten Enden der einzelnen Brennstäbe innerhalb des Brennelementverbandes aufgesetzt werden.
Die Fig. 2 zeigt als Ausschnitt aus einem Brennelement drei nebeneinander angeordnete Brennstäbe 2, von denen der eine im Längsschnitt dargestellt ist. Hieraus ist zu ersehen, daß der Brennstab aus dem Hüllrohr 21, der Endkappe 24 und den Kernbrennst off tabletten 22 besteht. Unterhalb der Endkappe 24 befindet sich in diesem Beispiel eine Stützhülse 23 , die die Aufgabe hat, die Festigkeit des Hüllrohres im freien Spaltgassammelraum oberhalb der Tabletten 22 gegenüber dem Kühlmitteldruck zu erhöhen. Für das Funktionieren des erfindungsgemäßen Verfahrens ist dieses Bauelement jedoch nicht von besonderer Bedeutung. Dieser im Schnitt gezeigte Brennstab sei defekt, so daß Wasser 25 innen eingedrungen ist. Zur Prüfung des Brennstabes wird nun ein Heizelement, z.B. eine Hochfrequenzinduktionsspule 4 über das Brennstabende geschoben und der Brennstab unter Wasser örtlich erwärmt. Dadurch bildet sich Wasserdampf 27 im Raum unterhalb der Endkappe 24 und kondensiert an dieser, da dort die Temperatur infolge Kühlung durch das umgebende Wasser niedriger ist. Der dort kondensierte. Wasserdampf wird in Tropfenform 26 wieder nach unten fallen und erneut durch die Hochfrequenzheizung verdampfen. Zur Feststellung dieses Zustandes wird ein an sich bekannter Ultraschallkopf 3 über ein Koppelmittel 31, z.B. Wasser, Kunststoff, Gummi oder Fett, auf
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die Endkappe 24 aufgesetzt und Ultraschallimpulse in axialer Richtung eingestrahlt. Dabei wird das Echo von der Rückseite der Endkappe, das ist die dem Brennstabinneren zugewandte Seite derselben, durch die Tropfenbildung gestört, so daß sich ein entsprechend gestörtes Echosignal ausbildet. Dieses wird auf einem Oszillographen geschrieben und ergibt ein Bild, wie es in Fig. 3 wiedergegeben ist. Eine weitere Verbesserung dieses Verfahrens kann durch zusätzliche Kühlung der Endkappe, z.B. mit Hilfe eines Peltierelementes erreicht werden. Diese Kühlung unterstützt die Kondensation des Wasserdampfes an der Endkappe und verstärkt somit die Tropfenbildung.
Bei vollständig mit Wasser gefülltem Spaltgasraum wird das Rückwandecho gleichermaßen von aufsteigenden Dampfblasen gestört.
Zur Durchführung des Verfahrens ist es dabei zweckmäßig, die UItraschalleinrichtung 3 und das Heizelement 4 zu einer festen Baueinheit zu verbinden, wie es in der später noch zu besprechenden Pig. 6 dargestellt ist.
Eine weitere Variante des erfindungsgemäßen Prüfverfahrens ist in Fig. 4 dargestellt.' Hier wird ebenfalls das Brennstabende mit einer vorgegebenen Heizleistung (z.B. 300 Watt) erwärmt. Infolge der relativ hohen Verdampfungswärme des Wassers ergibt sich beim Siedepunkt eine Verzögerung des restlichen Temperaturanstieges. Die Messung des zeitlichen Temperaturverlaufes an dieser Endkappe bildet somit ein Maß für das Vorhandensein von Wasser im Inneren des Brennstabes.
In der Fig. 5 sind die an einem Modellbrennstab gewonnenen Werte schematisch dargestellt. Auf der Ordinate sind die Temperaturen an der Endkappe 24 aufgetragen. Auf der Abszisse, die Zeit in Minuten. Bei einer konstanten Heizleistung ergeben sich die für
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die verschiedenen Wassergehalte dargestellten Kurven. Hieraus ist zu ersehen, daß bereits bei Spuren von Wasser etwas mehr Zeit für die Erreichung der iOO°-G-renze an der Endkappe benötigt wird, als bei völlig wasserfreiem Brennstab. Je mehr Wasser im Brennstab vorhanden ist, desto stärker wird der Temperaturanstieg verzögert, da eine mehr oder weniger große Energiemenge zum Aufheizen des Wassers bis auf Siedetemperatur und zu seiner Verdampfung verbraucht wird.
Das Heizelement 4 und die Temperaturmeßeinrichtung 5 sind in diesem Beispiel - Pig. 4 - über ein rohrförmiges Gebilde 42 zu einer starren Prüfeinheit zusammengebaut. Diese muß neben nicht dargestellten Handhabungseinrichtungen über die Leitungen 41 mit der Energiequelle und über die Leitungen 51 mit dem Temperaturregistriergerät verbunden werden. Das rohrförmige Gebilde 42 wird dabei zweckmäßigerweise als Wärmeisolator ausgebildet, damit das umgebende Wasser durch seine Kühlwirkung die Anzeigeergebnisse nicht nachteilig beeinflußt. Beim Einsetzen dieses Gebildes wird im Inneren desselben außerdem ein Luftvolumen verbleiben, das sich beim Aufsetzen auf das Brennstabende bis in die Gegend des Heizelementes 4 erstreckt. Selbstverständlich können grundsätzlich verschiedene Erwärmungsmethoden Verwendung finden. Einer Induktionserwärmung ist praktisch deswegen der Vorzug zu geben, da die Wärme im Werkstück, hier also im Hüllrohr des Brennstabes selbst, erzeugt wird. Da dieses Hüllrohr wiederum sehr dünnwandig ist, seine Wanddicke liegt in der Größenordnung zwischen 0,5 und 2 mm, sollte die Frequenz des verwandten Induktionsstromes im Hochfrequenzbereich - also etwa 100 kHz und höher - liegen. Bei derartigen Frequenzen kann auch die Zahl der Windungen, des Induktors 4 kleiner gehalten werden als bei niedrigeren Frequenzen, was hier unbedingt von Vorteil ist, da die gesamte Prüfeinrichtung jeweils über einen Brennstab geschoben werden muß und die Abstände zwischen den benachbarten Brennstäben lediglich wenige mm betragen.
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Selbstverständlich wäre es umgekehrt auch möglich, anstelle des Temperaturverlaufes an der Endkappe die übertragene Wärmemenge selbst meßtechnisch zu erfassen. Dies kann einerseits dadurch geschehen, daß mit dem Temperaturfühler 5 ein Pe!tierelernent 7 mit seinen elektrischen Anschlüssen 71 kombiniert wird, dessen Leistung so steuerbar ist, daß sich an der Endkappe 24 eine konstante Temperatur einstellt. Aus der aufgenommenen Leistung des PeIt ie relernentes kann dann auf das Vorhandensein von Wasser bzw. auch auf dessen Menge im Brennstab geschlossen werden. Andererseits kann bei intermitterendem Betrieb des Heizelementes die Anzahl der bis zum Erreichen einer bestimmten Endkappentemperatur benötigten Heizimpulse automatisch gezählt werden.
Die Fig. 6 zeigt eine weitere Ausführungsform der Einrichtung zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens. Hier ist die Induktionsspule 4 innerhalb des rohrförmigen Gebildes 42 angeordnet, auch die Hochfrequenzzuführungsleitungen 41 sind innerhalb dieses Gebildes nach oben herausgeführt. In diesem Falle ist es zweckmäßig, Gleitschuhe 43 zur Zentrierung anzubringen, so daß damit eine gleichmäßige Erwärmung des Hüllrohres 21 innerhalb des Induktors 4 gewährleistet ist. Auch hier sind wiederum der ültraschaUrneßkopf 3 sowie die Kühleinrichtung 7 bzw. die Temperaturmeßeinrichtung 5 zu einer Baueinheit vereint. Zur Verbesserung der Wärmeisolation zwischen dem Gebilde 42 und dem Brennstabhüllrohr 21 kann in diesem Beispiel über den Anschlußstutzen 6 Luft eingeblasen werden, die das Wasser restlos aus dem Zwischenraum zwischen Induktor 4 und Brennstab verdrängt. Der dadurch gegebene Vorteil kommt jedem der angegebenen Meßverfahren zugute. Eine O-Ringdichtung 55 sorgt dafür, daß der Raum um den Ultraschallmeßkopf 3 mit Wasser als Koppelmedium gefüllt bleibt.
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Wie bereits erwähnt, ist der Abstand zwischen den einzelnen Brennstäben im Brennelementverband sehr gering. Es muß also eine Heizelementkonstruktion gefunden werden, die möglichst wenig Platz beansprucht. Eine derartige Möglichkeit ist für den Fall der Induktionsheizung in der Pig. 7 dargestellt. Hier ist die Induktorspule 81 durch schraubenförmige Schlitzung des unteren Endes des rohrförmigen Gebildes 8 herausgearbeitet. Wie in den übrigen Beispielen ist selbstverständlich auch hier eine elektrische Isolierung zwischen den einzelnen. Induktorteilen, z.B. mit Hilfe eines KunststoffÜberzuges zweckmäßig. Die Induktorzuleitung 83 ist bandförmig und nach oben herausgeführt. Bei den verhältnismäßig geringen Hochfrequenzleistungen kann unter Umständen auf eine besondere Kühlung des Induktors verzichtet werden, über die Isolation ist genügend· Wärmeabfuhr an das umgebende Beckenwasser möglich. Der Aufsatz 82 des rohrförmigen Gebildes ist in diesem Beispiel der Endkappenform des jeweiligen Brennstabsystems angepaßt. Wie in dem vorhergehenden Beispiel beschrieben, kann im Inneren zusätzlich die Temperaturmeßeinrichtung sowie die Kühleinrichtung untergebracht werden. Auch kann der Ultraschalimeßkopf baulich mit dieser Einrichtung verbunden sein.
Zur weiteren Verringerung der auch bei diesem Verfahren benötigten Prüfzeit ist es zweckmäßig, die in den Figuren beispielsweise geschilderten Einrichtungen parallel nebeneinander anzuordnen und somit einen großen Teil der Brennstäbe eines Brennelementes gleichzeitig auf Wassereinbrüche abzutasten. In diesem Falle genügt unter Umständen ein relativer Vergleich der nacheinander abzufragenden Meßwerte, um sofort einen defekten Brennstab zu erkennen. Die bei dem erfindungsgemäßen Verfahren durchgeführte Erwärmung der evtl. eingedrungenen Feuchtigkeit über die Aufheizung des Hüllrohres kann in speziell gelagerten Fällen über die Eachzerfallswärme der sich in der Nähe der Endkappe befindlichen Brennstofftabletten erzielt werden. Notwendig ist es in diesem Fall, wie bei den
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verschiedenen Ausführungsbeispielen bereits erwähnt, eine gute Wärmeisolierung des oberen Brennstabteiles durchzuführen .
Abschließend seien die wesentlichsten Merkmale des erfindungsgemäßen Verfahrens nochmals zusammengestellt:
Die Verdampfung, Kondensation und die Dampfblasenbildung beim Sieden des in den beschädigten Brennstab evtl. eingedrungenen Wassers und die Erkennung dieses Zustandes mit Hilfe von Ultraschallmessungen, wobei im ersten lall eine Beschleunigung des Meßverfahrens mittels zusätzlicher Kühlung der Brennstabendkappe durch Verbesserung der Kondensation erreicht werden kann.
Die Messung des zeitlichen Temperaturverlaufes an der Brennstabendkappe beim Aufheizen des Brennstabes, wobei die Größe der Verzögerung des Temperaturanstieges auf die Menge des im Spaltgasraum vorhandenen Wassers schließen läßt, da ein Teil der Wärmeenergie zum Erwärmen des Wassers bis auf Siedetemperatur verbraucht wird.
Die Messung des Energiebedarfes zur Kühlung der Endkappe auf eine konstante Temperatur beim Aufheizen des Brennstabes, wobei bei einem wasserfreien Brennstab eine größere Kühlenergie benötigt wird, um die Endkappe auf einer konstanten Temperatur zu halten.
Die Messung des Energiebedarfes beim Aufheizen des Brennstabes bis zum Erreichen einer bestimmten Endkappentemperatur.
10 Patentansprüche
7 Figuren
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Claims (10)

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    Patentansprüche
    ί1J Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe im Verband ^-^ kompletter Brennelemente wassergekühlter Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß die Hüllrohre der Brennstäbe in der Nähe einer zugänglichen Endkappe erwärmt werden, wodurch das bei defekten Brennstäben in deren Inneren befindliche Wasser erhitzt und die Dampfblasen- oder Kondensatbildung mit Hilfe des Ultraschall-Impuls-Echo-Verfahrens an der Endkappe ermittelt wird.
  2. 2. Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe im Verband kompletter Brennelemente wassergekühlter Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß die Hüllrohre der Brennstäbe in der Nähe einer zugänglichen Endkappe erwärmt werden, wodurch das bei defekten Brennstäben in deren Inneren befindliche Wasser bis zum Siedepunkt erhitzt und durch Messung des zeitlichen Temperaturverlaufes an der Endkappe ermittelt wird.
  3. 3. Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe im Verband kompletter Brennelemente wassergekühlter Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß die Hüllrohre der Brennstäbe in der Nähe einer zugänglichen Endkappe erwärmt werden, wodurch das bei defekten Brennstäben in deren Inneren befindliche Wasser erhitzt und die Kühlleistung zur Konstanthaltung der Endkappentemperatur als Indiz für eingedrungenes Wasser benützt wird.
  4. 4. Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe im Verband kompletter Brennelemente wassergekühlter Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß die Hüllrohre der Brennstäbe in der Nähe einer zugänglichen Endkappe erwärmt werden, daß das bei defekten Brennstäben in deren Inneren befindliche Wasser bis zu einer bestimmten Temperatur erhitzt und durch Messung der notwendigen Wärmemenge in den Brennstab eingedrungenes Wasser festgestellt wird.
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  5. 5. Einrichtung zur Durchführung der Verfahren nach den
    Ansprüchen 1, 2, 3 und 4, dadurch gekennzeichnet, daß
    das Heizelement ein Hochfrequenz-Induktor ist.
  6. 6. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach den
    Ansprüchen 1, 2,3 und 4, dadurch gekennzeichnet, daß
    der Induktor intermittierend "betrieben wird, und die Erfassung der Meßwerte zur Vermeidung von Fehlmessungen in den Heizpausen erfolgt.
  7. 7. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach den
    Ansprüchen 1, 2, 3 und 4, dadurch gekennzeichnet, daß
    das Heizelement einerseits und die Kühl- und/oder Temperaturmeß- und/oder Ultraschalleinrichtungen an sich "bekannter Art andererseits zu einem rohrförmigen Gebilde zusammengebaut sind, das "bis zur Anlage an einem Brennstabendstopfen über den im Verband eines Brennelementes befindlichen Brennstab aufschiebbar ist.
  8. 8. Einrichtung nach Anspruch 7> dadurch gekennzeichnet, daß das rohrförmige Gebilde gleichzeitig als Wärmeisolierung des umfaßten Brennstabteiles ausgebildet ist.
  9. 9. Einrichtung nach Anspruch 7» dadurch gekennzeichnet, daß der Raum zwischen Brennstab und rohrförmigem Gebilde durch eine an diesem angebrachte Luftzuführung wasserfrei gehalten ist.
  10. 10. Einrichtung nach Anspruch 7> dadurch gekennzeichnet, daß bei induktiver Heizung die Induktionsspule durch
    schraubenförmige Schlitzung des offenen Endes des rohrförmigen Gebildes und wasserbeständige elektrische Isolierung desselben gebildet wird.
    '840/0572
    Lee rs e i t e
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DE2314650A DE2314650C3 (de) 1973-03-23 1973-03-23 Verfahren und Einrichtung zur Auffindung defekter Brennstäbe
US05/452,254 US3945245A (en) 1973-03-23 1974-03-18 Method and equipment for detecting deflective nuclear fuel rods
JP49031040A JPS49127100A (de) 1973-03-23 1974-03-20
CH391274A CH570675A5 (de) 1973-03-23 1974-03-21
GB1299874A GB1468702A (en) 1973-03-23 1974-03-22 Testing nuclear fuel rods
FR7409808A FR2222732B1 (de) 1973-03-23 1974-03-22
FR7728225A FR2365185A2 (fr) 1973-03-23 1977-09-19 Procede pour le reperage des barreaux combustibles defectueux dans les reacteurs nucleaires

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DE2314650A DE2314650C3 (de) 1973-03-23 1973-03-23 Verfahren und Einrichtung zur Auffindung defekter Brennstäbe

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DE2314650B2 DE2314650B2 (de) 1975-02-20
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FR (1) FR2222732B1 (de)
GB (1) GB1468702A (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2505645A1 (de) * 1975-02-11 1976-08-19 Babcock Brown Boveri Reaktor Verfahren zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktorbrennelements
DE2605962A1 (de) * 1976-02-14 1977-08-18 Babcock Brown Boveri Reaktor Verfahren und einrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktor- brennelements

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5426680B2 (de) * 1974-10-10 1979-09-05
JPS5298893A (en) * 1976-02-11 1977-08-19 Westinghouse Electric Corp Method of sensing and searching defective fuel element in reactor
DE2635501C2 (de) * 1976-08-06 1986-01-09 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Brennstabwechselwerkzeug
US4313791A (en) * 1977-05-06 1982-02-02 The Babcock & Wilcox Company Method for locating defective nuclear fuel elements
US4174255A (en) * 1977-05-06 1979-11-13 The Babcock & Wilcox Company Apparatus for locating defective nuclear fuel elements
FR2454675A1 (fr) * 1979-04-20 1980-11-14 Framatome Sa Procede de controle de crayons combustibles destines a des assemblages pour reacteur nucleaire et dispositif correspondant
JPS5640796A (en) * 1979-09-10 1981-04-17 Doryokuro Kakunenryo Method of confirming operation of safety valve
FR2466082A1 (fr) * 1979-09-26 1981-03-27 Framatome Sa Procede de detection acoustique et ultrasonique d'assemblages combustibles d'un reacteur nucleaire devenus defectueux en service et dispositif de detection correspondant
ES495959A0 (es) * 1979-10-16 1985-03-01 Westinghouse Electric Corp Procedimiento no destructivo para determinar el estado fisi-co de materiales contenidos en un recipiente hermeticamente cerrado
FR2493025B1 (fr) * 1980-10-24 1986-04-18 Framatome Sa Procede et dispositif de detection d'elements combustibles defectueux dans un assemblage combustible pour reacteur nucleaire
FR2494484B1 (fr) * 1980-11-20 1985-08-23 Framatome Sa Dispositif de detection de phase gazeuse dans un reacteur nucleaire
US4402904A (en) * 1980-12-18 1983-09-06 Combustion Engineering, Inc. Method for determining clad integrity of a nuclear fuel rod
NO149793C (no) * 1981-11-03 1984-07-04 Elkem As Fremgangsmaate ved syning av valseemner
FR2538155B1 (fr) * 1982-12-17 1988-08-12 Fragema Framatome & Cogema Procede et dispositif de detection d'elements combustibles defectueux utilisant l'absorption ultrasonore
US4643866A (en) * 1983-08-24 1987-02-17 The Babcock & Wilcox Company Nuclear fuel pellet-cladding interaction test device and method modeling in-core reactor thermal conditions
FR2573906B1 (fr) * 1984-11-29 1987-02-13 Fragema Framatome & Cogema Procede et dispositif de detection d'elements combustibles non etanches dans un assemblage
US4709579A (en) * 1985-08-16 1987-12-01 Westinghouse Electric Corp. Measurement of moisture content
JP2800930B2 (ja) * 1993-03-19 1998-09-21 原子燃料工業株式会社 原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素
US6680994B2 (en) * 1997-09-19 2004-01-20 British Nuclear Fuels Plc Monitoring the contents of a container by ultrasonic means
FR2785387A1 (fr) * 1998-10-29 2000-05-05 Commissariat Energie Atomique Procede et dispositif de mesure non destructive de la pression interne d'un crayon combustible
FR2790115B1 (fr) 1999-02-23 2001-05-04 Micro Controle Procede et dispositif pour deplacer un mobile sur une base montee elastiquement par rapport au sol
WO2002071032A1 (en) * 2001-03-02 2002-09-12 Smithkline Beecham Corporation Method and apparatus to stress test medicament inhalation aerosol device by inductive heating
US7563022B2 (en) * 2003-11-28 2009-07-21 Ontario Power Generation Inc. Methods and apparatus for inspecting reactor pressure tubes
DE102006059874A1 (de) * 2006-10-17 2008-05-29 Areva Np Gmbh Verfahren und Einrichtung zum Nachweis von Wasser im Inneren eines mit einem Brennstab bestückten Brennstabbehälters
DE102014118623B3 (de) * 2014-12-15 2016-04-28 Areva Gmbh Vorrichtung und Verfahren zur Durchführung einer Dichtheitsprüfung an Brennstabkapseln

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2718141A (en) * 1952-01-25 1955-09-20 Lorenzo A Richards Electro-thermal element for measuring moisture in porous media
US2979950A (en) * 1959-06-15 1961-04-18 Otto J Leone Dew point indicator
GB914380A (en) * 1961-01-23 1963-01-02 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to nuclear reactors
US3292426A (en) * 1963-07-26 1966-12-20 Joseph A Mccann Vibration detection device
US3459925A (en) * 1965-10-21 1969-08-05 Atomic Energy Commission High speed temperature monitor
CH479071A (de) * 1966-12-13 1969-09-30 Concast Ag Vorrichtung zur Lokalisierung von Inhomogenitäten nach dem Ultraschall-Echo-Prinzip, insbesondere zur Bestimmung der Phasengrenze fest/flüssig beim Stranggiessen
US3597316A (en) * 1968-03-18 1971-08-03 Panametrics Nuclear reactor thermometry
US3592967A (en) * 1968-05-20 1971-07-13 George A Harris Ultrasonic detector
US3666625A (en) * 1969-12-16 1972-05-30 Westinghouse Electric Corp Device for detection and location of failed nuclear fuel elements
BE791725A (fr) * 1971-11-22 1973-05-22 Jersey Nuclear Avco Isotopes Chapeau d'extremite pour un element de combustible de reacteur nucleaire
US3813286A (en) * 1972-05-08 1974-05-28 Transfer Systems Fuel element with failure indicator
JPS49100496A (de) * 1972-12-29 1974-09-24

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2505645A1 (de) * 1975-02-11 1976-08-19 Babcock Brown Boveri Reaktor Verfahren zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktorbrennelements
FR2301073A1 (fr) * 1975-02-11 1976-09-10 Babcock Brown Boveri Reaktor Procede et
DE2605962A1 (de) * 1976-02-14 1977-08-18 Babcock Brown Boveri Reaktor Verfahren und einrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktor- brennelements

Also Published As

Publication number Publication date
GB1468702A (en) 1977-03-30
DE2314650B2 (de) 1975-02-20
CH570675A5 (de) 1975-12-15
US3945245A (en) 1976-03-23
FR2222732B1 (de) 1979-01-26
JPS49127100A (de) 1974-12-05
FR2222732A1 (de) 1974-10-18
DE2314650C3 (de) 1978-10-12

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