DE2424431C3 - Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements - Google Patents

Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements

Info

Publication number
DE2424431C3
DE2424431C3 DE19742424431 DE2424431A DE2424431C3 DE 2424431 C3 DE2424431 C3 DE 2424431C3 DE 19742424431 DE19742424431 DE 19742424431 DE 2424431 A DE2424431 A DE 2424431A DE 2424431 C3 DE2424431 C3 DE 2424431C3
Authority
DE
Germany
Prior art keywords
fuel
water
rods
defective
fuel rods
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
Application number
DE19742424431
Other languages
English (en)
Other versions
DE2424431B2 (de
DE2424431A1 (de
Inventor
Alfred Dipl Ing 6720 Speyer Honig Harry Lynchburg Va Jester (VStA)
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
ABB Reaktor GmbH
Original Assignee
Babcock Brown Boveri Reaktor GmbH
Filing date
Publication date
Application filed by Babcock Brown Boveri Reaktor GmbH filed Critical Babcock Brown Boveri Reaktor GmbH
Priority to DE19742424431 priority Critical patent/DE2424431C3/de
Priority to AT247975A priority patent/AT348073B/de
Priority to CH470675A priority patent/CH576688A5/xx
Priority to IT49397/75A priority patent/IT1035588B/it
Priority to US05/575,111 priority patent/US3983741A/en
Priority to FR7515034A priority patent/FR2272467B1/fr
Priority to GB2166275A priority patent/GB1471792A/en
Priority to JP5934475A priority patent/JPS5335238B2/ja
Priority to CA227,386A priority patent/CA1019473A/en
Publication of DE2424431A1 publication Critical patent/DE2424431A1/de
Publication of DE2424431B2 publication Critical patent/DE2424431B2/de
Application granted granted Critical
Publication of DE2424431C3 publication Critical patent/DE2424431C3/de
Expired legal-status Critical Current

Links

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe innerhalb kompletter Brennelemente von wassergekühlten Kernreaktoren unter Erhitzung des in die defekten Brennstäbe eingedrungenen Wassers, wobei das Brennelement in einem wassergefüllten Prüfbehälter steht und wobei das obere Ende der Brennstäbe mit Hilfe einer gasdurchströmten Glocke, in die die oberen Brennstabenden hineinragen, wasserfrei gehalten und seine Temperatur gemessen wird.
Der Kern eines leichtwassergekühlten Reaktors besteht aus ca. 40 —50tausend Brennstäben, die jeweils in einzelne Gruppen von ca. 200 Stück zu sog. Brennelementen zusammengefaßt sind. Ein Brennelement ist aufgebaut aus zwei Endstücken, den Führungsrohren für die Aufnahme von Steuer- bzw. Vergiftungsstäben, den Abstandshaltern für die Positionierung der Brennstäbe sowie den Brennstäben. Die Brennstäbe bestehen aus Hüllen, die Kernbrennstoff in oxidischer Form enthalten, und sind an beiden Enden durch angeschweißte Endstopfen verschlossen.
Durch den Betrieb können bei einzelnen Stäben lokale Undichtheiten auftreten. Dadurch wird das Austreten von gasförmigen Spaltprodukten in den Kühlmittelstrom ermöglicht, wodurch seine Radioaktivität erhöht wird.
In gewissem Umfang können Spaltprodukte im Kühlsystem geduldet werden. Es ist jedoch wünschenswert, ihre Menge wegen der Strahlenbelastung in der Nähe des Reaktorkühlsystems niedrig zu halten.
Aus dem obengenannten Grunde werden die Brennelemente üblicherweise bei jedem Brennelementwechsel einem sog. »Sipping«-Test unterworfen. Bei diesem Test wird das Brennelement im Brennelementlagerbecken unter Wasser in einen Behälter gebracht.
Brennstäbe und Wasser in diesem Behälter heizen sich durch die Nachzerfallswärme auf. Enthält dieses Brennelement defekte Stäbe, so treten bein· Erwärmen radioaktive Spaltprodukte uus den defekten Stäben aus und gelangen in das Wasser. Durch Entnehmen von Wasserproben und Messung der Radioaktivität kann dann festgestellt werden, ob das Element defekte Stäbe enthält. Ein derartiges Verfahren ist z. Ti. aus der DT-AS 12 48 822 bekannt und liefert lediglich die Aussage, ob ein Brennelement defekte Stäbe enthält; es liefert jedoch keine Aussage über deren Position.
Auch die DT-OS 22 49 72) offenbart nur eine Vorrichtung zur Erkennung von Brennelementen, die an unbestimmten Positionen defekte Brennstäbe enthalten. Nach der F i g. 1 der DT-OS 22 49 721 wird ein Rohr an ein Brennelement wasserdicht angekoppelt und der Wasserspiegel innerhalb des Rohres mittels Preßluft so weit abgesenkt, daß die Brennstäbe des Brennelements auf jeden Fall noch mit Wasser bedeckt sind. Mit dem Absenken des Wasserspiegels wird erreicht, daß die Temperatur der Stäbe durch die Nachzerfallswärme erhöht und die Abgabe radioaktiver Isotope durch beschädigte Brennstäbe in das umgebende Kühlwasser beschleunigt wird. Mit einem Probeentnahmerohr wird Kühlwasser abgesaugt und untersucht. Bei Auftreten bestimmter Isotope in den Proben kann auf beschädigte Stäbe geschlossen werden.
Bei einem bisher aufgezeigten Stand der Technik ist es erforderlich, alle Stäbe eines Brennelementes nacheinander ganz oder teilweise zu ziehen und mit Hilfe von Wirbelstrom- oder Ultraschallprüfungen auf Fehler zu untersuchen. Die fehlerfreien Stäbe werden wieder in das Brennelement eingesetzt und die defekten durch neue Stäbe ersetzt.
Dieses Verfahren ist sehr zeitraubend und aufwendig. Außerdem verursachen beim Ziehen und Wiedereinsetzen der Stäbe die Abstandshalter an der Hülle Riefen oder Kratzer, die Ausgangspunkt für spätere Brennstabschäden sein können.
Weiterhin werden in der älteren Anmeldung P 23 14 650.1 -33 vier Verfahren zur Auffindung defekter Brennstäbe im Verband kompletter Brennelemente wassergekühlter Kernreaktoren beschrieben. Hierzu werden die Hüllrohre in der Nähe einer zugänglichen Endkappe erwärmt, um bei defekten Brennstäben das in diesen befindliche Wasser zu erhitzen. Zum Nachweis des eingedrungenen Wassers wird vorgeschlagen, eine Dampfblasen- oder Kondensatbildung mit Hilfe des Ultraschall-Impuls-Echo-Verfahrens an der Endkappe zu ermitteln oder eine Messung des zeitlichen Temperaturverlaufs vorzunehmen oder die Kühlleistung, die zur Konstanthaltung der Endkappentemperatur notwendig ist, als Indiz für eingedrungenes Wasser zu benutzen oder die notwendige Wärmemenge zu messen die erforderlich ist, um den Brennstab auf eine bestimmte Temperatur zu erwärmen.
Diese Verfahren haben den Nachteil, daß, wie aus Seite 8, Abs. 2 hervorgeht, bestenfalls ein Teil der Brennstäbe eines Brennelements gleichzeitig geprüft werden kann.
Auch erscheint es unwahrscheinlich, daß mit den Verfahren dieser älteren Anmeldung auch die Fälle von Wassereinschlüssen entdeckt werden, bei denen sich das eingedrungene Wasser im Brennstabbereich unterhalb der Heizeinrichtung befindet.
Die Erfindung macht sich daher zur Aufgabe ein Verfahren zu finden, mit dessen Hilfe einfach und zuverlässig alie mit Wassereinschlüssen versehenen
Urennstiibe gleichzeitig erkannt werden.
Gelöst wird die Aufgabe dadurch, daü das in dem Prüfbehälter enthaltene Wasser auf ca. 100"C erhitzt wird, daß das obere Ende der Brennstäbe mittels eines Gasstromes gekühlt wird und daß die Temperatur der s Brennstabenden mit Hilfe eines Infrarotmeßgeräles bestimmt wird.
In einer vorteilhaften Ausgestaltung des Verfahrens erfolgt die Erhitzung des Prüfbehälterwassers unter Ausnutzung der Nachzerfallswärme des Brennelements.
Damit die von den Brennstaben ausgehende mehr oder weniger starke j'-Strahliing die Temperatur-Messung nicht stört, wird eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens derart ausgebildet, daß die Infrarotstrahlen durch Spiegel von der Richtung der *.<, ;'-Strahlen abgelenkt werden. Dabei ist es weiterhin zweckmäßig, das Infrarotmeßgerät mit einer y-Strahlen-Abschirmung zu umgeben.
Das erfindungsgemäße Verfahren bring! den Vorteil einer erheblichen Zeiteinsparimg beim Feststellen jo defekter Brennstäbe, da alle defekten Stäbe eines Brennelements mit Hilfe des Infrarot-Verfahrens gleichzeitig erkannt werden können.
Ein weilerer Vorteil besteht darin, daß aufgrund der gleichmäßigen Erwärmung des in das Prüfbehälterwas- i.s scr eingetauchten Brennstabbereiches mit Sicherheit alle Wasseranschlüsse zum Verdampfen gebracht werden.
Anhand von Zeichnungen wird die Erfindung nachfolgend erläutert. ;,o
Fig. 1 zeigt ein in einem Prüfbchälter angeordnetes Brennelement;
Fig. 2 zeigt im Detail einen defekten und einen unbeschädigten Brennstab;
F i g. 3 und 4 zeigen zwei weitere Ausführungsformen der Vorrichtung zur Lokalisierung defekter Brennstäbe.
In Fig. 1 ist mit 1 der Teilbereich eines Wasserbekkens bezeichnet, das bis zur Höhe 2 gefüllt ist. In diesem Becken, das unter anderem auch zur Lagerung gebrauchter Brennelemente dient, ist ein oben offener Prüfbehälter 3 gelagert, in dem ein auf Beschädigung der Brennstäbe 4 zu untersuchendes Brennelement 5 steht, bei dem am oberen Ende das am unteren Ende noch sichtbare Endstück 6 bereits entfernt ist. Eine Glocke 7 ist mit Hilfe eines nicht dargestellten Hebezeuges so weit über den Prüfbehälter 3 herabgesenkt, daß ein zur Ausdrückung des innerhalb der Glocke 7 befindlichen Wassers miüels Gas erforderlicher Ringspalt 8 frei bleibt. An dem Umfang der Glocke sind mehrere Stutzen 9 angebracht, die mit Schläuchen IO gekuppelt sind, um einen von einer mehl dargestell ILMi Ouelle kommenden Gassiroin in die Glocke 7 einzuleiten.
Der untei einem bestimmten Druck stehende Ciassirom drückt das innerhalb der Glocke 7 anwesende Wasser bis zum Niveau »Λ/« heraus und hält es i'anii auf diesem Niveau, wobei Gasblasen 21 durch den Kingspalt 8 nach oben aufsteigei,.
Das im Prüfbehälter 3 befindliche Wasser wird durch die Nachzerfallswärme erwäimt und durch geeignete Heiz- oder Kühleinrichtungen Il auf einer Temperatur von ca. 100"C gehalten.
Wie aus dem in F i g. 2 gezeigten Detail eines defekten Brennstabes 4;) und eines nichtbeschädigteii Brennstabes 4b zu ersehen ist, verdampft das in die defekten Brennstäbe eingedrungene Wasser.
Mit 12 werden die Brennstoiftabletten bezeichnet, die eine Brennstofftablettensäulc bilden, die durch nicht dargestellte Abstandshalter in der in Fi g. 2 gezeigten Lage fixiert werden.
Das Niveau N soll nicht unter die Oberkante der Brennstofftablettensäulc absinken, urn eine unerwünschte Temperaturerhöhung der Brennstabhülle im dann nicht wassergekühlten Bereich der Tablettensäule zu vermeiden.
Der im oberen Stabende vorhandene Wasserdampf 13 kondensiert durch die Einwirkung des kühlenden Gasstromes und gibt die Kondensationswärme unter anderem auch an die Stirnseiten 14 der defekten Stäbe ab. Das im oberen Bereich der Glocke 7 gasdicht befestigte Meßgerät 15, ein auf der Basis von Infrarot-Wellen arbeitendes Gerät, übermittelt die Temperaturwcrte der Stabenden über eine Kabelverbindung 16 zu einem Monitor 17.
Die Lage aller defekten Stäbe kann damit erkannt und diese Stäbe können gegen unbeschädigte Brennstäbe ausgetauscht werden.
Mit 7.7 und Th sind die in F i g. 3 und 4 dargestellten besonderen Ausführungsformen der Glocke 7 bezeichnet. Mit Hilfe eines Gasstromes, der durch die Schläuche 10 und Stutzen 9 strömt, wird auch in diesen Glocken das Wasser bis zum Niveau »M< zurückgedrängt. Um die Temperaturmessung mittels der Infrarotstrahlen 18 nicht zu stören, werden diese in besonders geformten Glocken Ta oder Tb mit Hilfe von Spiegeln 19 von der Richtung der im Wasserbecken 1 enthaltenen y-Strahlen der Spaltprodukte abgelenkt. Die unter Wasser angeordneten Temperatur-Meßgeräte 15 können durch Abschirmelemente 20 gegen die y-Strahlung geschützt werden.
Hierzu 3 Blatt Zeichnungen

Claims (4)

24 Patentansprüche:
1. Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstä-
be innerhalb kompletter Brennelemente von wasser- S gekühlten Kernreaktoren unter Erhitzung des in die defekten Brennst übe eingedrungenen Wassers, wobei das Brennelement in einem wassergefüilten Prüfbehälter steht und wobei das obere Ende der Brennstäbe mit Hilfe einer gasdurchstiömien m Glocke, in die die oberen Brennstabenden hineinragen, wasserfrei gehalten und seine Temperatur gemessen wird, dadurch gekennzeichnet, daß das in dem Prüfbehälter enthaltene Wasser auf ca. 1000C erhitzt wird, daü das obere Ende der Brennstäbe mittels eines Gasstromes gekühlt wird und daß die Temperatur der Brennstabenden mit Hilfe eines Infrarotmeßgerätes bestimmt wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß die Erhitzung des Prüfbehälterwassers unter Ausnutzung der Nachzerfallswärme des Brennelements erfolgt.
3. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, daß die Infrarotstrahlen durch Spiegel (19) von der Richtung der ^-Strahlen abgelenkt werden.
4. Vorrichtung nach Anspruch 3, dadurch gekennzeichnet, daß das Infrarotmeßgerät (15) von einer ^-Strahlenabschirmung (20) umgeben ist.
DE19742424431 1974-05-20 1974-05-20 Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements Expired DE2424431C3 (de)

Priority Applications (9)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19742424431 DE2424431C3 (de) 1974-05-20 Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements
AT247975A AT348073B (de) 1974-05-20 1975-04-02 Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe wassergekuehlter kern- reaktoren
CH470675A CH576688A5 (de) 1974-05-20 1975-04-14
IT49397/75A IT1035588B (it) 1974-05-20 1975-04-30 Procedimento e dispositivo per la locaizzazione di barre di combustibile difettiose in reattori nuclear
US05/575,111 US3983741A (en) 1974-05-20 1975-05-06 Method and apparatus for locating defective fuel rods in a reactor fuel assembly
FR7515034A FR2272467B1 (de) 1974-05-20 1975-05-14
GB2166275A GB1471792A (en) 1974-05-20 1975-05-20 Identification and location of defective fuel rods of a watercooled nuclear reactor
JP5934475A JPS5335238B2 (de) 1974-05-20 1975-05-20
CA227,386A CA1019473A (en) 1974-05-20 1975-05-20 Method and apparatus for locating defective fuel rods in a reactor fuel assembly

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE19742424431 DE2424431C3 (de) 1974-05-20 Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements

Publications (3)

Publication Number Publication Date
DE2424431A1 DE2424431A1 (de) 1975-12-04
DE2424431B2 DE2424431B2 (de) 1977-02-17
DE2424431C3 true DE2424431C3 (de) 1977-10-06

Family

ID=

Similar Documents

Publication Publication Date Title
DE2605962A1 (de) Verfahren und einrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktor- brennelements
DE2314650C3 (de) Verfahren und Einrichtung zur Auffindung defekter Brennstäbe
DE2626805A1 (de) Verfahren zum lokalisieren fehlerhafter kernbrennstoff-elemente in wasser- moderierten reaktoren und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
DE2258727A1 (de) Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen
CH634658A5 (de) Vorrichtung zum pruefen von rohren eines dampferzeugers.
DE2254285A1 (de) Vorrichtung zur feststellung von undichtheiten der brennelemente von kernreaktoren
DE1922592A1 (de) Verfahren zum Nachweis von Lecks in den Huelsen der Brennstoffelemente von Kernreaktoren
DE2322768A1 (de) Brennstoffelement mit fehleranzeiger fuer kernreaktoren
DE2424431C3 (de) Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements
EP3649654B1 (de) Analysevorrichtung zum nachweis von spaltprodukten durch messung einer radioaktivität
DE2942055A1 (de) Vorrichtung zum erfassen eines schadhaften kernbrennstabs
DE2505645C2 (de) Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe eines Reaktorbrennelements
DE2424431B2 (de) Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktor-brennelements
DE69510591T3 (de) System zur erkennung von schadhaften kernbrennstäben
DE2304324A1 (de) Vorrichtung zur ueberpruefung von brennelementen fluessigkeitsgekuehlter kernreaktoren auf huellrohrschaeden
DE2528422A1 (de) Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementes
DE68904573T2 (de) Verfahren und einrichtung zum auffinden undichter staebe in einer kernbrennelementanordnung.
DE2540708B2 (de) Vorrichtung zur Untersuchung der von Brennstäben ausgesandten Gammastrahlung zum Zwecke der Dichtigkeitsprüfung der Brennstabhüllen
US4832901A (en) Nuclear reactor fuel assembly mixing vane repair method
DE2702003C2 (de) Vorrichtung zur Überprüfung eines Brennelementes eines flüssigmetallgekühlten Reaktors
DD208495A3 (de) Waermeschutz fuer den gammastrahlendetektor einer rohrwanddickenmesseinrichtung
DE1489895C (de) Vorrichtung zum Nachweis eines Hüllenschadens an Kernreaktorbrennelementen
DE1807801C3 (de) Einrichtung zum Feststellen von Gasen, insbesondere von Spaltgasen, im Kühlkanal eines mit einer Flüssigkeit gekühlten Kernreaktor-Brennelements
DE1259473B (de) Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren
DE2909421A1 (de) Verfahren zur lokalisierung von huellenbruechen an den brennelementen eines reaktorkerns