DE2400423A1 - Verfahren zur fortlaufenden ueberwachung des tritiumgehaltes im flud eines brutreaktors sowie vorrichtung zur durchfuehrung eines solchen verfahrens - Google Patents

Description

DiPL-ING. KLAUS NEUBECKER

Patentanwalt
4 Düsseldorf 1 · Schadowplatz 9

• 4. Januar 1974 44 119
73170

Westinghouse Electric Corporation
Pittsburgh, Pa._r V. St. A.

Verfahren zur fortlaufenden Überwachung des Tritiumgehaltes im Flud eines Brutreaktors sowie Vorrichtung zur Durchführung eines solchen Verfahrens

Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf das Gebiet der Kernreaktoren, insbesondere Brutreaktoren, in denen Tritium erzeugt wird. Tritium ergibt sich typischerweise aus Reaktionen von iMeutronen und alpha-Teilchen, d. h. Heliumkernen in dem Bor 10 der Steuerstäbe und in den Lithium 6-Verunreinigungen in dem Brennstoff sowie durch ternäre Spaltung. Die Kollision eines Neutrons mit einem alpha-Teilchen führt zum Austritt eines Protons, so daß ein Tritium-Kern erzeugt wird, der durch Absorption eines Elektrons in Tritium umgewandelt wird. Tritium ist radioaktiv und emittiert beta-Teilchen und wird in Helium umgewandelt. .

Tritium wird sowohl in dem Kühlflud,.typischerweise Natrium, als auch in dem Reaktor-Einschlußgas, typischerweise Helium, erzeugt. In beiden Fällen verunreinigt oder verseucht Tritium

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Telefon (O211) 320858 Teiegramme Custopat

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das Kühlflud in der Primärschleife, und da es durch Metalle diffundiert, kann es das Sekundärflud und Anordnungen in der Nachbarschaft des Kernreaktors verunreinigen bzw. verseuchen. Im Hinblick auf Gesundheit und Sicherheit ist es daher wünschenswert, die Konzentration von Tritium in dem Kühlflud und dem Reaktor-Einschlußgas zu minimieren, möglichst auf den Wert Null.

Entsprechend den bisher bekannten Möglichkeiten nach dem Stand der Technik wird der Tritiumgehalt durch fortlaufenden Betrieb

von Kühlfallen in den Reaktorflud-Kanälen verringert, die Wasseraus
stoff und seine Isotope ^kristallisieren. Eine weitere Möglichkeit, um den Gehalt an Tritium herabzusetzen oder zu unterdrücken, ist in der gleichlaufenden früheren Patentanmeldung P 23 28 660.4 vom 6. 6. 1973, die auf die gleiche Anmelderin wie die vorliegende Anmeldung zurückgeht, beschrieben. Danach wird das Kühlflud fortlaufend durch einen Bypass geleitet, wo ihm Wasserstoff zugesetzt und der Wasserstoff, Deuterium sowie Tritium als Natriumhydride ausgefällt werden. Auf diesen Vorgang wird unter der Bezeichnung "Kalt-Verschlackung" Bezug genommen.

Das Arbeiten mit Kühlfallen bzw. das "Kalt-Verschlacken", wie es entsprechend den vorerwähnten Verfahren nach dem Stand der Technik erforderlich ist, bringt ernsthafte Schwierigkeiten mit sich. Die in Betrieb befindliche Kühlfalle fällt nicht nur die Wasserstoffisotopen und Sauerstoff, sondern auch weitere radioaktive Elemente aus, die sonst ohne weiteres ohne Schädigung in dem Flud verbleiben könnten. Die Kühlfalle wird somit

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infolge der fortlaufenden Kalt-Ausfällung bald radioaktiv heiß, so daß sie sich nicht bequem handhaben läßt. Ähnliche Überlegungen gelten für das "Kalt-Verschlacken", bei dem mit einer wesentlich höheren Geschwindigkeit als beim "KaIt-Ausfallen" gearbeitet wird.

Um ein kontinuierliches Ausfällen zu vermeiden, ist es wünschenswert,, daß Tritium in dem Flud zu überwachen und dieses, sobald es einen vorgegebenen Schwellwert erreicht hat, innerhalb eines verhältnismäßig kurzen Zeitintervalls in effektiver Weise kalt auszufällen oder zu "verschlacken". Ein solches bevorzugtes Verfahren erfordert eine saubere und zuverlässige überwachung der Flüde.

Entsprechend dem Stand der Technik ist versucht worden, die überwachung durch Analyse von Kühlmittel-Proben vorzunehmen. Typischerweise werden Natriumproben aus dem Testschleifensystem oder dem Reaktorbehälter entfernt, der Wasserstoff und seine Isotopen herausgetrennt und die Tritiummenge durch radiometrische Messung bestimmt. Dieser Vorgang ist mühsam und zeitraubend, und während der zwischen aufeinanderfolgenden Analysen verstreichenden Zeit kann sich ein Tritiumüberschuß ansammeln. Hinzu kommt, daß dieser Vorgang unzuverlässig ist, weil während der Bypass-Probenentnahme eine Absonderung auftritt. Ferner ist dieser tiberwachungsvorgang nicht kontinuierlich. Plötzliche starke Änderungen der Tritiumkonzentration, die einen Fehler im Reaktorbetrieb anzeigen, lassen sich nicht rasch erfassen.

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Aufgabe vorliegender Erfindung ist es, die vorerwähnten Nachteile und Mängel nach dem Stand der Technik zu vermeiden und für eine unverzügliche wirksame sowie zuverlässige fortlaufende überwachung des Tritiumgehalts oder der Konzentration des Reaktorfluds zu sorgen, ohne daß Fludproben entnommen und analysiert werden müssen, wobei der Gehalt oder die Konzentration jederzeit innerhalb eines kurzen Zeitintervalls bestimmbar sein sollen.

Zur Lösung dieser Aufgabe ist ein Verfahren zur fortlaufenden überwachung des Tritiumgehalts in dem Flud eines Brutreaktors unter Verwendung einer Anordnung mit druckdichter Abkleidung, die in einem Teilbereich ihrer Wandung für Tritium durchlässig ist, erfindungsgemäß dadurch gekennzeichnet, daß das Flud auf der Außenseite der Abkleidung über den durchlässigen Teilbereich der Wand und in Berührung damit geleitet wird, so daß eine von der Menge des in dem Flud enthaltenen Tritiums abhängige Tritiummenge von dem Flud in das Innere der Abkleidung eintritt; in der Abkleidung ein elektrischer Entladungsstrom von einer darin enthaltenen Einrichtung erzeugt wird, die in Abhängigkeit von der Tritiummenge in der Abkleidung ionisierbar ist; der so erzeugte Entladungsstrom gemessen und die Tritiummenge aus der Messung des Entladungsstroms hergeleitet wird.

Diese Erfindung folgt aus der Erkenntnis, daß die radioaktive Emission von Tritium in den Mengen, in denen es in dem Reaktorflud enthalten ist, einen bequem meßbaren elektrischen Strom

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in einem ionisierbaren Medium zu erzeugen vermag. Erfindungsgemäß wird das Reaktorflud über eine Wand einer Entladungsvorrichtung geleitet wfcvet, wobei die Wand für Wasserstoff und seine Isotopen einschließlich Tritium durchlässig ist. Die Entladungsvorrichtung enthält ein Gas, das durch die Emission von dem Tritium ionisierbar ist. Die von dem Tritium emittierten beta-Strahlen haben eine maximale Energie von 18,6 keV, vorwiegend eine durchschnittliche Energie von etwa 6 keV. Diese Energie übersteigt die Ionisierungsenergie von Argon, und Argon ist das bevorzugte ionisierbare Gas in der Entladungsvorrichtung, wenngleich sowohl inerte als auch reaktionsfähige weitere Gase Verwendung finden können. Es wurde beobachtet und läßt sich nachweisen, daß der durch die Emissionen von dem Tritium, das von einem typischen Brutreaktor gewonnen wird, erzeugte Entladungsstrom sich bequem messen läßt.

Tritium in einem Brutreaktor wird durch (n,«<T) -Reaktionen in

10 6 '

dem B der Steuerstäbe und den Li-Verunreinigungen des Brennstoffs sowie durch ternäre Spaltung erzeugt· Die gesamte Tritiumerzeugung beträgt etwa 40 Ci je Volleistungstag, wobei die. Steuerstab-QueUa 83,5 % des Gesamtwerts ausmacht. Die Gleichgewichts-Tritiumkonzentration in dem flüssigen Natrium-Kühlmittel des Reaktors ist ein gewisser Paktor ^C der Anzahl Volleistungstage.y .die der Reaktor in Betrieb ist. Bei Eintritt des Gleichgewichtszustands gleicht das erzeugte Tritium dem Verlust an Tritium an das sekundäre flüssige Natriumsystem des Reaktors und andere Bereiche wie Wärmeaustauscher, Die end-

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gültig erhaltene Konzentration läßt sich durch 40 Ci repräsentieren. Für die folgenden Berechnungen wird davon ausgegangen, daß die Erzeugung eines Volleistungstages die Gleichgewichts- ' zustand-Konzentration ist. Dieser Wert kann als mit einem Sicherheitsfaktor von 5 bis 10 behaftet angesehen werden.

Eine Umwandlung von Curies in Atome bei.Gleichgewichtszustand, X40 Ci gibt:

XA = λΝ
wobei A * Aktivität in Atoms^¹

λ = Zerfallskonstante in s" H = Atomzahl

.X= 1 Volleistungstag;

für Tritium gilt -v In2 , wobei t 1/2 = 12,33 Jahre

^A~ ΓΤ72

_λ= J^

12,33 Jahre χ 3,16 χ 10 s Jahre

A = 1r78 χ 10~⁹ s~¹,

so daß N = A - ^ 1,78 χ 10"^s s

20
N =8,35x10 erzeugte Tritiumatome

Die Anzahl der Grammatome ist

^{8f35 X 1O}23 ^AtOme - -1 " ¹'^{38 X 10}"³ ^am 6,02 χ 10 Atome (Grammatom)""

Die Masse von Tritium ist

-3 -1 -3

1,38 χ 10 Grammatome χ 3 g (Grammatom) =4,14 χ 10 g

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Die Konzentration von Tritium in Natrium ist, unter Zugrunde-

—8 legung eines Systems mit einem Gehalt von 2 χ 10 g Natrium, wie das typisch ist,

-3
a =2,07 χ 1ο""¹¹ g T_ , (g Tritium pro g Natrium)

2 χ 10 g Na. ■

oder 2,07 χ 1θ" ppm T₂

T ist ein Tritiummolekül, wobei angenommen ist,daß kein Wasserstoff (H ) anwesend ist. Der der Konzentration von 2,07 χ 1o" ppm zugeordnete Gleichgewichtszustand-Tritiumdruck läßt sich aus dem Sievert-Koeffizienten errechnen, wenn angenommen wird., daß die Löslichkeit von Wasserstoff und Tritium gleich ist. Aus den Loslichkeitsdaten nach Meachams¹ et al ergibt sich

log P_K (cm) = 10,82 - 6400, wobei ( = absolute Temperatur 2 *£. in Kelvin

log ppm H₂ = 6,52 - 3180 ,

so daß bei 750° C

•ο- T

P„ = 3,72 χ 10⁴ cm
^h2

ppm H₂ = 2,57 χ 10 ppm ,
Der Sieverts-Koeffizient ist:

S = ^{Ppm H}2 = 2, 57 χ 10³ ppm ^PH₂ ^{f 0}^ 3,72 x 10⁴ cm

S = 13,4 ppm (P, cm) "¹^²?

somit gilt für Tritium S = 40,2 ppm (P, cm)"¹^^2-. Der entsprechende Gleichgewichts-Tritiumdruck wäre

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(2,07 χ 10 ppm) = V~X cnf;

40,2 ppm

quadriert man beide Seiten, so erhält man

2 -1O 2
1 cm (2,07) χ 10 ppm = X cm.

(40,2)² ppm²

-13 Der Gleichgewichtsdruck = 2,65 χ 10 cm

oder _{= 3f5 χ 1Q}-15 ^ _{von Tritium#} 76 cm atm"

Der entsprechende Gleichgewichtszustand-Wasserstoffdruck wäre, unter der Annahme eines proto-typischen Zustands von 1 ppm

( y~ 1 ent) ( 1 ppm) = ν X cm"
13, 4 ppm

2
(1 cm) (1 ppm ) = X cm,

(13,4) ² ppm²

so daß sich ein GIeichgewichtszustand-Druek = 5,56 χ 10 cm

oder _{= ?#32 χ 1()}-5 _{atm VQn Wasserstoff ergibt<} 76 cm atm

Wenn der Wasserstoff und das Tritium in dem Natrium einen Gleichgewichtszustand mit einem bekannten Volumen über eine permeable Kickelmembran annehmen können, so ist der Teildruck von beiden jeweils sein entsprechender Gleichgewichtszustand-Druck P^ für eine bestimmte Konzentration. 2E H₀ und 2T T₀

In diesem Fall ist

für 2H<3 1 ppm, P^ =7,32 χ 1θ"⁵ atm,

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für 2T# 2,07 χ 1Ο""⁵ ppm, P- 3,50 χ 1θ"¹⁵ atm. Jedoch findet ebenfalls ein Isotopen-Austausch statt

H₂ + T₂ ^; 2HT ,

und der Gleichgewichtszustand-Druck von HT ist das Verhältnis der Konzentrationen von H₂ und T₂ in dem Natrium oder

4,84 χ 10⁴ :1, so daß P_£ für HT=I,52 χ 10~⁹ atm.

Dieser Gleichgewichtszustand-Druck in einem Detektor mit einem Volumen von 100 cm würde bei Standard-Temperatur und -Druck (STP) einer speziellen Anzahl Tritiumatome entsprechen, wie das durch

PV —9

~ = η gegeben ist, wobei P = P-, 1,52 χ 10 atm

V = 100 cm³ ΐ - 298° K

R = 82,057 atm cm^{3 0}K*"¹ Mol"¹ η = Mol HT

_{= 6f2 χ 1O}-12 ^₁ (82,057) (298)

und 6,2 χ 10~¹² Mol χ 6,02 χ 1O²³ Molekül Mol "*¹ =

3,73 χ 10¹² Moleküle HT.

Die Anzahl Tritiumatome in diesen Molekülen von HT sind 3,73 χ 10¹² Atome. ·

Somit ist die bei Gleichgewichtszustand in dem Detektor enthaltene Aktivität

A=AN = 1,78 x 1O"⁹ s "¹ x 3,73 χ 10¹²-Atome

3 -1

A = 6,65 x 10 Atome s ,

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Die Menge in dem 100 cm -Detektor gebildeter Ionenpaare beträgt, unter der Annahme, daß die Geometrie so gehalten ist, daß 50 % der- ß-Teilchen eindringen und eine durchschnittliche Weglinie von 2 cm in dem effektiven Volumen zurücklegen, (6,65 χ 10 Atome s )(0_f5)(20 mm)(10 Ionenpaare

-1 5 -1

mm ) = 6,65 χ 10 Iönenpaare s . Der Strom I ist die entsprechende Ladung je Sekunde

I = 6,65 χ 10⁵ χ 1,6 χ 10~¹⁹ = 1,06 χ 1O~¹³ A,. und bei einem Widerstand R von 10 0hm würde die Spannung V

1,06 χ 10~¹³ A x 10¹¹ 0hm = 1,06 χ 1θ"² V sein.

Ein dynamischer Gleichgewichtszustand wird durch das strömende Natrium erzielt, das die Nickelmembran bei einem Detektorvolumen von 100 cm mit Geschwindigkeiten von 65 cm s passiert. Da das Volumen des gesamten Natriumsystems im Vergleich zu dem Diffusionsgebiet groß ist, wiUfc das Tritium für die Membran als Konstantquelle, und die Diffusionsgeschwindigkeit/ von H₂, T und HT werden bestimmt durch

₁ ,

χ ^Ί * ■

0 = Fluß (Diffusion)

K = Wasserstoff-Durchtrittskonstante für die Membran X = Membranstärke

a = Natrium ausgesetzte Membranfläche P₁= Druck des Wasserstoffs in der Natriumphase auf

die Membran
P = Gegendruck von Wasserstoff in der Gasphase in

der Entladungseinrichtung auf die Membran

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Q = Aktivierungsenergie von Wasserstoff " R = Rydberg-Konstante

*£" = absolute Temperatur von Natrium und diffundiertem Gas

e = exponentiell .

Für ein System wie das eben beschriebene ergibt eine Eichung gegenüber bekannten EL:T -Verhältnissen eine Strombeziehung gegenüber der Tritiumkonzentration in Natrium bei gegebener-Temperatur t" und gegebenem Volumen V.

Durch Berechnung läßt sich zeigen, daß für den Fall, daß nur Tritium vorhanden wäre, der Gleichgewichtszustand-Druck von

-15 -2 -1

10 at 4,6x10 Atome s oder alle 21 s eine Disintegration ergeben würde, was den Detektor unempfindlich ließe. Unter den meisten gemäßigten Reaktorbedingungen könnte der Wasserstoffwert jedoch durch fortlaufendes Ausscheiden mit Hilfe von Kühlfallen auf 0,1 ppm reduziert werden. Es wäre noch ausreichend Wasserstoff für einen günstigen isotopischen · Austausch vorhanden, wobei H„ + T. .. 2HT einen ausreichenden

2 2

Gleichgewichts-Druck für HT ergibt. Der Wasserstoff-Gleichgewichtsdruck muß bekannt sein, um den erzeugten Strom in eine Tritiumkonzentration umzuwandeln. Dieser Druck läßt sich mit Hilfe eines Viasserstoff-Meßgeräts bestimmen, mit dem der Reaktor ausgestattet ist.

Die vorstehende Betrachtung erstreckt sich auf das Reaktor-Kühlflud, jedoch gelten gleichartige Überlegungen ebenso für

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das Einschluß- oder Hüllgas.

Die Erfindung wird nachstehend anhand von Äusführungsbeispielen in Verbindung mit der zugehörigen Zeichnung erläutert. In der Zeichnung zeigen:

Fig. 1 schematisch den Aufbau einer Anordnung zur überwachung des Kühlmittelfluds eines Brutreaktors auf Tritium;

Fig. 2 schematisch den Aufbau einer Anordnung zur überwachung des Reaktor-Einschlußgases auf Tritium;

Fig. 3 in vergrößertem Maßstab einen Längsschnitt durch die in Verbindung mit der erfindungggemäßen Anordnung nach Fig. 1 verwendete Entladungseinrichtung; und

Fig. 4 einen Querschnitt durch Fig. 3 längs der Linie IV - IV.

Die in Fig. 3 bzw. 4 eingetragenen Maßangaben sollen für den einschlägigen Fachmann eine Hilfe bei der praktischen Auswertung sein, jedoch in keiner Weise eine Einschränkung der Erfindung darstellen.

Die Anordnungen nach Fig.1 und 2 weisen jeweils einen Reaktor-Behälter 11 auf, typischerweise vom Brutreaktor-Typ, dessen Primär -Kühlmittel flüsiges Natrium ist. Diese Anordnung enthält ferner eine Kühlmittelleitung 13 für die Entnahme von Reaktor-Kühlmittelproben. Das flüssige Natrium strömt von dem

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Behälter 11 durch einen Zweig 15. der Kühlmittelleitung 13 zu dem Katriumprobenentnahme-Systera 17 einer heißen Zelle und kehrt zu dem Reaktor-Behälter 11 über einen weiteren Zweig 19 der Kühlmittelleitung 13 zurück. Das System 17 enthält einen Vanadiumdraht-Modul 21. Das Natrium hat beim Verlassen des Behälters 11 eine Temperatur von etwa 500 C. Das System 17 v/eist ferner einen Wärmeaustauscher 23 auf, in dem das Natrium auf 750 C erwärmt wird.

Das aus dem Modul 21 ausströmende Natrium befindet sich auf etwa 750° C und eignet sich in besonderer Weise für die Gewinnung von Wasserstoff und seinen Isotopen durch Diffusion. Das Natrium strömt von dem Modul 21 durch einen Mantel 25, der dicht an ein Rohr 27 (Fig. 3) angeschlossen ist, welches in Verbindung mit dem Mantel 25 Bestandteil einer allgemein mit 29 bezeichneten Entladungsanordnung ist» Das Rohr 27 ist gegenüber Wasserstoff und seinen Isotopen durchlässig lfpermeabel), Das Natrinnkehrt über die Zweigleitung 31 der Kühlmittelleitung 13, den Wärmeaustauscher 23 und den Zweig 19 fcurück. Eine Kühlfalle (nicht gezeigt) kann in der Kühlmittelleitung vorgesehen sein, um wie erwähnt durch den Monitor so aktiviert zu werden, daß Tritium vom Behälter 11 entfernt wird. Die Kühlmittelleitung 13 und der Mantel 25 sind, aus korrosionsbeständigem Material aufgebaut, wie es in den U.S.A. beispielsweise als 316-Rostfreier Stahl bekannt ist. Der Mantel 25 hat eine Stärke, die ausreicht, um einen möglichen Verlust des Wasserstoffs infolge Diffusion durch den Mantel auf einem

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Minimum zu halte». Das Rohr 27 besteht aus Wickel, das eine wesentlich höhere Durchlässigkeit (Permeabilität) gegenüber Wasserstoff und seinen Isotopen als rostfreier Stahl (Edelstahl) aufweist. Wie mit Fig. 3 gezeigt, hat das Rohr 27 eine Stärke von etwa 0,25 bis 0,50 mm (0,01 bis 0,02 inch), wobei es mit Verstärkungsrippen 33 versehen ist.

Die Entladungsanordnung 29 hat eine etwa T-förmige Gestalt mit einem Querstück 35 aus einem Isoliermaterial wie Quarz, an das das Rohr 27 mittels einer Dichtung 37 bestimmter Qualität vakuumdicht angeschlossen ist. Die Dichtung 37 kann dabei typischerweise aus einer Legierung bestehen, wie sie in den U.S.A. unter der Handelsbezeichnung "KOVAR" (R) bekannt ist. Durch das Querstück 35 sind dicht Elektroden 39 und 41 geführt. Statt der Elektrode 39 kann ersatzweise eine leitende Ablagerung auf der Innenwand des QuerStücks 35 vorgesehen sein. Der letzterwähnte Elektrodenaufbau hat den Vorteil, daß die Abmessungen des QuerStücks 35 klein gehalten werden können, so daß die Empfindlichkeit sich vergrößert. Das Querstück ist mit einer Rohrverbindung 43 einschließlich einem Ventil 45 gekoppelt, wobei über die Rohrverbindung 43 und das Ventil 45 Gas in die Entladungsanordnung 29 eingeleitet bzw. von dieser abgezogen werden kann. Es versteht sich, daß der Druck in der Entladungsanordnung 29 bei deren Ingebrauchnahme infolge des Auftretens von H₂ und 3H₂ (Tritiummolekül), die eindiffundieren, sowie des 3_fi , welches erzeugt wird, ansteigt. Der Quarzteil der Entladungsanordnung 29 ist vollständig durch eine Bleiab-

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schirmung 51 umschlossen, die das Eindringen von gamma-Strahlen in das Querstück 35 verhindert. Vorteilhafterweise ist das Gas in der Entladungsanordnung 29 vorwiegend Argon (andere Gase können Verwendung finden) bei einem Druck von etwa 0,5 at bei der Temperatur der Entladungsanordnung 29, Der Druck kann verändert werden, um die Gasvervielfachung der Ladung zu verbessern. Zwischen den Mantel 25 und die. Bleiabschirmung 51 sind Kühlrippen 52 geschaltet. Entsprechend ,den jeweiligen speziellen Anforderungen kann die Entladungsanordnung 29 auch eine andere Gestalt als eine T-Form haben. Typischerweise hat das Querstück

3
35 ein Volumen von etwa 100 cm .

in Reihe
Die Elektroden 39 und 41 sind/mit einer Energiequelle 53, die

beispielweise.von einer Batterie gebildet sein kann, sowie einem Meßgerät 55 geschaltet. Vorzugsweise ist das Meßgerät 55

-15 ein Vibrations-Zungenelektrometer, welches Ströme bis zu 10 .A herab mit ausreichender Genauigkeit messen kann. Dem Meßgerät ist ein hoher Wider!
parallelgeschaltet.

11

ist ein hoher Widerstand 57 in der Größenordnung von 10 Ohm

Im praktischen Betrieb der Anordnung der Fig,-1 strömt das Natrium fortlaufend durch die Kühlmittelleitung 13, den Wärmeaustauscher 23, den Modul 21 und den Mantel 25. Der Wasserstoff und seine Isotopen diffundieren in das Rohr 27,und die durch die radioaktive Emission des Tritiums erzeugte Ionisierung läßt Strom durch das Meßgerät 55 fließen. Wenn die Größe dieses Stroms einen Tritiumüberschuß anzeigt, setzt das Ausfällen mit

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Hilfe von Kühlfallen (oder "Kalt-Verschlacken") ein, um den Tritiumgehalt im Natrium zu verringern.

Bei der Anordnung nach Fig. 2 wird das Einschluß- oder Hüllgas, Helium oder Argon, des Reaktor-Behälters 11 bzw. das Gas-Kühlmittel in einem gasgekühlten Brutreaktor durch einen Zweig 61 einer Kühlmittelleitung 63 über ein Filter 65 geleitet, das Natrium dann vom Gas entfernt. Das Gas befindet sich auf einer Temperatur von etwa 300° C, wenn es das Filter 65 verläßt. Das Gas wird durch einen Wärmeaustauscher 67 geleitet, der seine Temperatur auf etwa 600 C anhebt, und gelangt dann durch einen Mantel 69, der mit dem Rohr 27 der Entladungsanordnung 29 dicht verbunden ist. Das Gas wird zu dem Behälter 11 über die Zweigleitung 71 der Kühlmittelleitung 63, den Wärmeaustauscher 67 und die Zweigleitung 73 zurückgeleitet. Wasserstoff und seine Isotopen werden in das Rohr 27 diffundiert ,und das Tritium erzeugt eine Ionisierung, die in dem Meßgerät 55 gemessen wird.

Patentansprüche ι

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Claims (9)

1. - η - 2400Α23

   Patentansprüche :

   J Verfahren zur fortlaufenden überwachung des Tritiumgehalts in dem Flud eines Brutreaktors unter Verwendung einer Anordnung mit druckdichter Abkleidung, die in einem Teilbereich ihrer Wandung für Tritium durchlässig ist, dadurch gekennzeichnet, daß das Flud auf der Außenseite der Abkleidung über den durchlässigen Teilbereich der Wand und in Berührung damit geleitet wird, so daß eine von der Menge des in dem Flud enthaltenen Tritiums abhängige Tritiummenge von dem Flud in das Innere der Abkleidung eintritt, daß in der Abkleidung ein elektrischer Entladungsstrom \6n einer darin enthaltenen Einrichtung erzeugt wird, die in Abhängigkeit von der Tritiummenge in der Abkleidung ionisierbar ist, und daß der so erzeugte Entladungsstrom gemessen und die Tritiummenge aus der Messung des EntladungsStroms hergeleitet wird.
2. 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der durchlässige Teilbereich der Wand gegenüber den Isotopen von Wasserstoff einschließlich Tritium durchlässig ist und das Flud über diesen Bereich und in Berührung damit geleitet wird, bis in der Wasserstoffkonzentration zwischen der Natriumphase und der Gasphase des Wasserstoffs innerhalb der Abkleidung ein Gleichgewichtszustand erreicht ist, und daß der Sntladungsstrom in der.Abkleidung nach dem Erreichen des Gleichgewichtszustands gemessen wird.

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3. 3· Verfahren nach Anspruch 2 zur Überwachung des Reaktor-Einschlußgases eines Brutreaktors oder des Gas-Kühlmittels eines gasgekühlten Reaktors, dadurch gekennzeichnet, daß der Teilbereich der Abkleidung Nickel aufweist und eine Stärke von etwa 0,25 iran bis 0,50 nun hat und daß der Teilbereich auf einer Temperatur von mindestens etwa 6OO° C gehalten wird, wenn er in Berührung mit dem Gas steht.
4. 4. Verfahren nach Anspruch 1 zur Überwachung des Kühlmittel-Fluds eines Brutreaktors, dessen Kühl-Flud in einem Probenentnahme-System einer heißen Zelle mit einem Vanadiumdraht-Modul überprüft wird, dadurch gekennzeichnet, daß das über den Teilbereich der Abkleidung geleitete Flud das Flud von dem Vanadiumdraht-Modul C21) ist.
5. 5. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die ionisierbare Einrichtung ein ionisierbares Gas enthält, das durch radioaktive Emission des Tritiums ionis.iert wird, und daß der gemessene Entladungsstrom der Strom ist, der sich aus der in dem Gas erzeugten Ionisierung ergibt.
6. 6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß das ionisierbare Gas Argon ist, dessen Ionisierungsenergie im wesentlichen gleich der vorherrschenden Energie der radioaktiven Emission von dem Tritium ist.

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7. 7. Vorrichtung 2ur Durchführung eines Verfahrens nach einem der Ansprüche 1 - 6, gekennzeichnet durch eine Kammer, die eine gasdichte Abkleidungs-Wand auf v/eist, von der mindestens ein Teilbereich aus einem gegenüber Wasserstoffisotopen einschließlich Tritium durchlässigen Material besteht, wobei dieser Teilbereich eine Oberfläche hat, die zum Kontakt mit einem Flud ausreicht, um eine nennenswerte Wasserstoff-Diffusion dadurch zu erzielen, ein in der Abkleidung befindliches ionisierbares Gas sowie eine Einrichtung zur Beaufschlagung des Gases mit einem elektrischen Feld so daß in diesem in der Anwesenheit der durch das Tritium erzeugten Radioaktivität eine Ionsierung hervorgerufen wird.
8. 8. Vorrichtung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß der durchlässige Teilbereich der gasdichten Abkleidung aus Wickel besteht und etwa 0,25 mm bis 0,50 mm dick ist.
9. 9. Vorrichtung nach Anspruch 7, gekennzeichnet durch eine die Kammer umgebende Abschirmung zur Verhinderung des Eindringens von gamma-Strahlen in die Kammer.

   KK/nb 5

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