DE2528422A1 - Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementes - Google Patents
Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementesInfo
- Publication number
- DE2528422A1 DE2528422A1 DE19752528422 DE2528422A DE2528422A1 DE 2528422 A1 DE2528422 A1 DE 2528422A1 DE 19752528422 DE19752528422 DE 19752528422 DE 2528422 A DE2528422 A DE 2528422A DE 2528422 A1 DE2528422 A1 DE 2528422A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel
- fuel rods
- water
- sound emission
- 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.)
- Granted
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
- G21C17/07—Leak testing
-
- 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)
Description
Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstäbe eines Kernreaktor-Brennelementes
Die Erfindung betrifft ein Verfahren zum Auffinden defekter Brennstäbe innerhalb kompletter Brennelemente, die in wassergekühlten
Kernreaktoren zum Einsatz kommen.
Der Kern eines leichtwassergekühlten Reaktors besteht aus ca. 40 - 50 tausend Brennsläben, 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 Steuerbzw. Vergiftungsstäben, den Abstandshaltern für die Positionierung
der Brennstäbe sowie den Brennstäben. Die Brennstäbe, deren Hüllen aus Zircaloy-4 bestehen, enthalten Kernbrennstoff
in oxidischer Form und sind an beiden Enden durch angeschweißte Endstopfen verschlossen.
Durch den Betrieb können bei einzelnen Stäben lokale Undichtheiten
auftreten, durch die Kühlwasser eindringt und Spaltgase ausströmen. Durch das Austreten von gasförmigen Spaltprodukten
in den Kühlmittelstrom wird dessen Radioaktivität erhöht.
In gewissem Umfang können Spaltprodukte im Kühlsystem geduldet werden. Es ist jedoch wünschenswert, ihre Menge wegen der
- 2 609853/0181
APL 21/75
Strahlenbelastung in der Nähe des Reaktorkühlsystems niedrig zu halten.
Aus diesem Grunde ist es notwendig, bei Stillstandzeiten, wie sie beispielweise zum Brennelementwechsel notwendig sind, die
Brennelemente auf schadhafte Brennstäbe zu untersuchen.
Zur Durchführung dieser Untersuchungen wurde bereits vorgeschlagen
(OS 21 37 641), die Brennstäbe im Innern mit Zusatzeinrichtungen zu versehen, die beim Eintreten von Wasser
schwellen und das Hüllrohr der Brennstäbe aufweiten. Diese Aufweitung kann mit einer Lehrhülse erkannt werden.
Dieser Vorschlag hat den Nachteil, daß Einbauten in den Brennstäben
vorgesehen werden müssen, die zur Funktion des Reaktors nicht notwendig sind. Weiterhin ist aus der OS 23 14 650 ein
Verfahren bekannt, bei dem mittels Hochfrequenz-Energie das Hüllrohr unterhalb des Endstopfens erwärmt wird. Das sich in
dem Heizbereich befindliche Wasser verdampft, wobei die entstehende Kondensatbildung durch verschiedene Meßverfahren
erkannt wird. Da der Reaktor-Druckbehälterdeckel zum Entnehmen der Brennelemente nicht eher entfernt werden kann, bis in dem
Reaktor-Druckbehälter Normaldruck herrscht, ist es möglich, daß die in den Brennstoffpellets enthaltene Restwärme das
während dem Reaktorbetrieb bei hohem Druck in die defekten Brennstäbe eingedrungene Wasser aus den Lecks in das umgebende
Wasser drückt.
Die Erfindung macht sich daher zur Aufgabe, ein Verfahren zu schaffen, mit dessen Hilfe eine schnelle und sichere Erkennung
aller defekten Brennstäbe eines Brennelements möglich ist.
Die Lösung der Aufgabe ist in dem kennzeichnenden Teil des Anspruchs 1 angegeben. Vorteilhafte Weiterbildungen der Erfindung
sind aus den kennzeichnenden Teilen der weiteren
- 3 609853/0161
APL 21/75
Patentansprüche zu ersehen.
Weitere Einzelheiten der erfindungsgemäßen Verfahren sowie der dazu benötigten Einrichtungen sind im einzelnen nachfolgend
beschriebenen Ausführungsbeispielen zu entnehmen, die anhand der Fig. 1-4 erläutert werden.
Die Fig. 1 zeigt den Teilbereich eines Wasserbeckens 1, das vornehmlich zur Lagerung von abgebrannten Brennelementen dient
und innerhalb des Containments einer Reaktoranlage angeordnet ist.
Am Boden des Wasserbeckens 1 steht ein mit einem Deckel 2 verschließbarer Druckbehälter 3, der zur erfindungsgemäßen
Überprüfung der Brennelemente auf beschädigte Brennstäbe während einer Stillstandszeit des Reaktors benötigt wird.
Mittels nicht dargestellter Hebezeuge wird aus dem Reaktorkern ein Brennelement entnommen, eines der beiden Brennelementendstücke
entfernt und das Brennelement 4 mit dem verbleibenden Brennelementendstück 5 voraus in den Druckbehälter 3
eingesetzt. Es ruht dabei auf einem Auflager 6, das mit Aussparungen 7 zur Arretierung des BrennelementendstUckes 5 versehen
ist. Zur seitlichen Führung sind Abstandshalter 8 vorgesehen. Der Druckbehälter 3 wird mit einem Deckel 2 unter
Zuhilfenahme von Dichtungen 10 und Verschraubungen 11 druckdicht verschlossen. An dem Deckel 2 sind unter Zwischenschaltung
von Druckfedern 12 so viele Schallemissionsaufnehmer befestigt, wie das zu prüfende Brennelement Brennstäbe hat. Es
können also alle Stäbe eines Brennelementes gleichzeitig überprüft werden.
Durch eine Vorzentrierung 14 ist sichergestellt, daß die in einem spiegelbildlichen Maßbild zur Brennstabaufteilung angeordneten
Schallemissionsaufnehmer 13 sicher über die Brennstabenden gleiten und an diese mittels Federdruck angedrückt werden.
- 4 -609853/0181
APL 21/75
Mittels einer nicht dargestellten Pumpe wird über eine Druckleitung
15 ein Druck aufgebaut, der vorzugsweise das beim Reaktorbetrieb herrschende Druckniveau erreicht. Das letzte Stück 15a
der Druckleitung 15, die Abstandshalter 8 und das Auflager sind aus nichtmetallischem Werkstoff, um Nebengeräusche zu entkoppeln.
Nach Erreichen des Enddruckes ist sichergestellt, daß jene Stäbe, in die beim Reaktorbetrieb Wasser eingedrungen war,
auch im Prüfbehälter Wasser enthalten. Die Schallemissionsgeräte 13 nehmen jetzt aufgrund der verschiedenen Spannungszustände,
die in unbeschädigten Hüllrohren und in HUllrohren, in die Wasser eingedrungen ist, herrschen, auch verschieden starke
Schallwellen auf, die über Meßleitungen 16 an die Auswertungsstelle, die in der Schaltzentrale des Kraftwerks angeordnet
sein kann, weitergeleitet werden. Bei einer Druckbeanspruchung entstehen typische Signale für unbeschädigte, teilweise
mit Wasser gefüllte und vollkommen mit Wasser gefüllte Stäbe. Weiterhin werden aufgrund der während der Druckaufbauphase
auftretenden Strömungsgeräusche, die durch das in die Lecks der defekten Brennstäbe einströmende Wasser hervorgerufen
werden, Rückschlüsse auf die Größe der Lecks gemacht. Zur Aufnahme dieser Geräusche können ebenfalls die Schallemissionsaufnehmer
13 verwendet werden, da die Frequenz der Strömungsgeräusche gegenüber den durch den Druck in dem Material
der Brennstabhüllrohre entstehenden Signale so unterschiedlich ist, daß sie mit Hilfe bekannter elektronischer Auflöser leicht
unterschieden werden können.
Die Fig. 2 zeigt den Teilbereich eines Brennstabes mit aufgesetztem
Schallemissionsaufnehmer in vergrößertem Maßstab. Der Brennstab 17 besteht aus einem Hüllrohr 18, in dem sich
die Brennstoffpellets 19 befinden. Unter Zwischenschaltung
von Abstandshalter-Federn 20 werden die Hüllrohre an beiden Enden mit Hilfe von eingeschweißten Endstopfen 21 gasdicht
verschlossen. Der Schallemissionsaufnehmer 13 ist dabei vorzugsweise so ausgeführt, daß der Neigungswinkel seines Kegels
- 5 609853/0181
APL 21/75
größer ist als der Kegel des Endstopfens 21. Durch diese Maßnahme wird sichergestellt, daß neben einem durch die Druckfeder
12 unterstützten, vibrationsfreien Kontakt zwischen Endstück und Schallemissionsaufnehmer ein problemloses Lösen der
Schallemissionsaufnehmer nach erfolgter Prüfung möglich ist.
In Fig. 3 und 4 ist ein weiteres Ausführungsbeispiel einer Einrichtung
zur Durchführung des erfindungsgemäßen Verfahrens dargestellt. Dabei zeigt Fig. 4 einen Schnitt entlang der Linie
A-A der Fig. 3 und Fig. 3 einen Schnitt der Fig. 4 entlang der Linie B-B.
Nach dieser Ausführung ist die Demontage eines Brennelementendstückes
nicht erforderlich. Der Schallemissionsaufnehmer 13 befindet sich außerhalb des Druckbehälters 3 und ist über einen
Schallemissionsleiter 22 und ein Kontaktstück 23 mit dem jeweils zu prüfenden Brennstab verbunden. Ein nichtmetallisches
Isolierstück 24 verhindert das Übertragen vom Fremdgeräuschen aus dem Nachbarbrennstab. Die Elemente 13, 22, 23
und 24 können mit Hilfe nicht dargestellter Antriebe in Richtung der Pfeile 25 und 26 bewegt werden. Mit der Bewegung in
Pfeilrichtung 25 wird nach Erreichen des erforderlichen Prüfdruckes ein Brennstab nach dem anderen überprüft, in dem Beispiel
nach Fig. 4 also die Brennstäbe der Reihe 27, wobei die Stäbe der Reihe 28 als Gegenlager für das vorzugsweise angefederte
Isolierstück 24 dienen. Ist die Reihe 27 durchgeprüft, wird das Kontaktstück 23 durch die Bewegung in Pfeilrichtung
25 außerhalb des Brennelementes gebracht. Durch eine Bewegung in Pfeilrichtung 26 werden Kontaktstück 23 und
Isolierstück 24 in die strichpunktiert dargestellte Stellung gefahren und die Prüfung der Reihe 28 wird vorgenommen, wobei
die Stäbe der Reihe 29 als Gegenlager für das Isolierstück 24 dienen. Über eine Meßleitung 16 werden die Signale
an eine Auswertungsstelle weiter geleitet. Dieses Verfahren wird fortgesetzt, bis alle Stäbe eines Brennelementes über-
- 6 609853/0181
APL 21/75
prüft sind. Mittels eines Faltenbalges 30 oder dgl. wird die
Dichtheit des Druckbehälters auch während der Bewegungen in Richtung der Pfeile 25 und 26 sichergestellt. Der größere Zeitaufwand
durch das einzelne Abfahren der Brennstäbe wird dadurch wieder ausgeglichen, daß kein Brennelement-Endstück entfernt
werden muß.
Das erfindungsgemäße Verfahren läßt sich selbstverständlich für alle flüssigkeitsgekUhlten Reaktortypen einsetzen.
- 7 -609853/0181
Claims (5)
1./Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe wassergekühlter Kernreaktoren innerhalb kompletter Brennelemente,
dadurch gekennzeichnet, daß das Brennelement (4) in einen wassergefüllten Druckbehälter (3) eingesetzt wird und nach
Erreichen eines bestimmten Druckniveaus im Druckbehälter die unterschiedlichen Schallemissionssignale der einzelnen
Brennstäbe als Indiz für eingedrungenes Wasser benützt werden.
2. Verfahren nach Anspruch 1 dadurch gekennzeichnet, daß die Geräusche, die das während der Druckanstiegsphase durch die
Leckstellen in das Innere von defekten Brennstäben einsirömende
Wasser hervorruft, Aufschluß über die Größe dieser Leckstellen gibt.
3. Verfahren nach Anspruch 1 und 2 dadurch gekennzeichnet, daß die Schallemissionssignale und die Einströmgeräusche von
Schallemissionsaufnehmern (13) aufgenommen, an Meßstellen weitergegeben und von elektronischen Auflösern analysiert
werden.
4. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1-3, dadurch gekennzeichnet, daß die Schallemissionsaufnehmer
(13) auf die Endstopfen (21) der Brennstäbe (17) aufgesetzt sind und mittels Druckfedern (12) angedrückt
werden.
5. Einrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach Anspruch 1-3, dadurch gekennzeichnet, daß die Schallemissionsaufnehmer
(13) außerhalb des Druckbehälters (3) angeordnet sind und über Schallemissionsleiter (22) und Kontaktstücke
(23) mit den zu prüfenden Brennstäben verbunden sind.
609853/0181
Priority Applications (6)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2528422A DE2528422C3 (de) | 1975-06-26 | 1975-06-26 | Verfahren zum Lokalisieren undichter Hullrohre von Brennstäben eines Kernreaktor-Brennelementes und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
CH550676A CH602996A5 (de) | 1975-06-26 | 1976-05-03 | |
AT434476A AT359608B (de) | 1975-06-26 | 1976-06-14 | Verfahren und einrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brenn- elementes |
GB25164/76A GB1513703A (en) | 1975-06-26 | 1976-06-17 | Method and apparatus for locating defective fuel rods in a nuclear reactor fuel element |
IT50121/76A IT1061999B (it) | 1975-06-26 | 1976-06-24 | Procedimento e dispositivo per localizzare le barre difettose di un elemento di combustibile di un reattore nucleare |
FR7619483A FR2315749A1 (fr) | 1975-06-26 | 1976-06-25 | Procede et dispositif de localisation des barres combustibles defectueuses d'une cartouche de reacteur nucleaire |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE2528422A DE2528422C3 (de) | 1975-06-26 | 1975-06-26 | Verfahren zum Lokalisieren undichter Hullrohre von Brennstäben eines Kernreaktor-Brennelementes und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
Publications (3)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2528422A1 true DE2528422A1 (de) | 1976-12-30 |
DE2528422B2 DE2528422B2 (de) | 1978-10-19 |
DE2528422C3 DE2528422C3 (de) | 1979-06-13 |
Family
ID=5949955
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE2528422A Expired DE2528422C3 (de) | 1975-06-26 | 1975-06-26 | Verfahren zum Lokalisieren undichter Hullrohre von Brennstäben eines Kernreaktor-Brennelementes und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
AT (1) | AT359608B (de) |
CH (1) | CH602996A5 (de) |
DE (1) | DE2528422C3 (de) |
FR (1) | FR2315749A1 (de) |
GB (1) | GB1513703A (de) |
IT (1) | IT1061999B (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4174255A (en) * | 1977-05-06 | 1979-11-13 | The Babcock & Wilcox Company | Apparatus for locating defective nuclear fuel elements |
US4193843A (en) * | 1976-02-14 | 1980-03-18 | Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh | Apparatus and method for detecting defective fuel rods |
EP0051016A1 (de) * | 1980-10-24 | 1982-05-05 | Framatome | Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstäbe eines Kernreaktor-Brennbündels |
US4517152A (en) * | 1981-12-12 | 1985-05-14 | Krautkramer Gmbh | Method of testing fuel element tubes for defects |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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 |
-
1975
- 1975-06-26 DE DE2528422A patent/DE2528422C3/de not_active Expired
-
1976
- 1976-05-03 CH CH550676A patent/CH602996A5/xx not_active IP Right Cessation
- 1976-06-14 AT AT434476A patent/AT359608B/de not_active IP Right Cessation
- 1976-06-17 GB GB25164/76A patent/GB1513703A/en not_active Expired
- 1976-06-24 IT IT50121/76A patent/IT1061999B/it active
- 1976-06-25 FR FR7619483A patent/FR2315749A1/fr active Granted
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4193843A (en) * | 1976-02-14 | 1980-03-18 | Babcock-Brown Boveri Reaktor Gmbh | Apparatus and method for detecting defective fuel rods |
US4174255A (en) * | 1977-05-06 | 1979-11-13 | The Babcock & Wilcox Company | Apparatus for locating defective nuclear fuel elements |
EP0051016A1 (de) * | 1980-10-24 | 1982-05-05 | Framatome | Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstäbe eines Kernreaktor-Brennbündels |
US4517152A (en) * | 1981-12-12 | 1985-05-14 | Krautkramer Gmbh | Method of testing fuel element tubes for defects |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ATA434476A (de) | 1980-04-15 |
FR2315749B1 (de) | 1981-02-13 |
GB1513703A (en) | 1978-06-07 |
IT1061999B (it) | 1983-04-30 |
AT359608B (de) | 1980-11-25 |
DE2528422B2 (de) | 1978-10-19 |
FR2315749A1 (fr) | 1977-01-21 |
CH602996A5 (de) | 1978-08-15 |
DE2528422C3 (de) | 1979-06-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE2314650C3 (de) | Verfahren und Einrichtung zur Auffindung defekter Brennstäbe | |
DE2605962C2 (de) | Einrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabhüllrohre eines kompletten Brennelements | |
DE68903247T2 (de) | Vorrichtung zum messen von parametern in der spaltzone eines im betrieb befindlichen kernreaktors. | |
DE2254285A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung von undichtheiten der brennelemente von kernreaktoren | |
CH634658A5 (de) | Vorrichtung zum pruefen von rohren eines dampferzeugers. | |
DE2639533C3 (de) | Druckprobe-Stopfen für eine Rohrleitung | |
DE2129438A1 (de) | Messeinrichtung fuer die Kuehlmittelaustrittstemperatur bei Kernreaktor-Brennelementen | |
DE2528422A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementes | |
DE4445453A1 (de) | System und Verfahren zum gleichzeitigen Prüfen einer Mehrzahl von Steuerstäben | |
EP0298387A2 (de) | Einrichtung und Verfahren zur Inspektion von Kernreaktor-Brennelementen | |
DE4302330C1 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Abschirmung der von den Sonden der Innenkerninstrumentierung eines wassergekühlten Kernreaktors ausgehenden Strahlung | |
EP3649654B1 (de) | Analysevorrichtung zum nachweis von spaltprodukten durch messung einer radioaktivität | |
DE2942055A1 (de) | Vorrichtung zum erfassen eines schadhaften kernbrennstabs | |
EP0063681A1 (de) | Einrichtung und Verfahren zum Auffinden defekter Brennstabhüllrohre | |
DE2812124A1 (de) | Kernenergieanlage in loop-anordnung | |
DE2659555A1 (de) | Einrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines reaktor-brennelements | |
DE68908800T2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Identifizierung von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors. | |
DE68904573T2 (de) | Verfahren und einrichtung zum auffinden undichter staebe in einer kernbrennelementanordnung. | |
DE2540708A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns | |
DE2424431C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements | |
DE2702003C2 (de) | Vorrichtung zur Überprüfung eines Brennelementes eines flüssigmetallgekühlten Reaktors | |
DE2537393A1 (de) | Vorrichtung zur ueberpruefung einer gruppe von kernreaktorbrennelementen auf huellrohrschaeden | |
DE2603692A1 (de) | Verfahren zum abdichten von undichten rohren und geraeten zur durchfuehrung dieses verfahrens | |
DE3210302A1 (de) | Verfahren zum messen des inneren druckes von in massenfertigung hergestellten, sich in behaeltern befindenden produkten, in denen unter druck stehendes gas gehalten werden muss | |
DE1259473B (de) | Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
8327 | Change in the person/name/address of the patent owner |
Owner name: BROWN BOVERI REAKTOR GMBH, 6800 MANNHEIM, DE |
|
8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |