DE2603031A1 - Verfahren zur feststellung von defekten brennstabhuellen und/oder brennelementen von kernreaktoren - Google Patents
Verfahren zur feststellung von defekten brennstabhuellen und/oder brennelementen von kernreaktorenInfo
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Description
- Verfahren zur Feststellung von defekten Brennstabhüllen und/oder Brennelementen von Kernreaktoren Zur Feststellung von defekten Brennstabhüllen in Kernreaktoren wurden bisher das Aktivitätsniveau der im Gasplenum enthaltenen Spaltèdelgase verwendet. Zur Lokalisierung des defekten Brennstabes- bzw. elementes wurde die Aktivität der gasförmigen Spaltprodukte in unmittelbarer Nähe des zu untersuchenden Brennelementes gemessen. Dieses Verfahren besitzt den Nachteil, daß aus der Größe der Aktivität nicht direkt auf einen Hüllenschaden geschlossen werden kann. Der Grund dafür liegt in den von der Fertigung herrührenden Spaltstoffverunreinigungen der Hüllenoberfläche der Brennelementstäbe. Diese Verunreinigungen können ein solches Ausmaß erreichen, daß die von einem fehlerfreien Kern abgegebenen Spaltedelgase Aktivitäten besitzen, die in der gleichen Größenordnung liegen, wie die von einigen defekten Brennstäben abgegebenen Aktivitäten.
- Aufgabe der Erfindung ist es, die Nachteile dieses bekannten Srfahrens zu beseitigen und ein Verfahren anzugeben, welches auf einfache Weise eine sichere Feststellung von defekten Brennstabhüllen und/oder Brennelementen auch dann gestaltet, wenn ein durch Verunreinigungen von Brennelementhüllen und ReaktcrkomponentenFerrührendes hohes Aktivitätsniveau durch einen defekten Brennstab nicht mehr wesentlich erhöht wird.
- Dies wird erfindungsgemäß dadurch erreicht, daß das Verhältnis der Aktivitäten mindestens zweier Spaltedelgas-Nuklide unterschiedlicher Halbwertszeiten gemessen wird und eine ür einen vorgegebenen Wert liegende Änderung dieses gemessenden Verhältniswertes als Kriterium für das Vorliegen zumindestens einer defekten Brennstabhülle verwendet wird.
- Erfindungsgemäß wird somit nicht die absolute Höhe der Aktivität der freigesetzten Spaltedelgase, sondern die unterschiedlichen Verhältnisse der Aktivitäten der Spaltedelgas-Nuklide, die bei intakten und defekten Brennstabhüllen freigesetzt werden, gemessen.
- Da die mittlere Freisetzungszeit von Spaltedelgasen, die aus oberflächlichen Verunreinigungen der Brennstabhüllen und der Reaktorkomponenten innerhalb des Kerns stammen, kurz ist gegenüber der Freisetzungszeit jener Spaltedelgase, die aus dem Inneren der Brennstabhüllen kommen, ist der relative Anteil an langlebigen Nukliden bei defekten Brennstabhüllen wesentlich höher. Nach den durchgeführten Rechnungen und Messungen kann sich der relative Anteil an bestimmten langlebigen Spaltedelgasen bei defekten Brennstabhüllen bis um den Faktor 50 gegenüber intakten Brennstabhüllen erhöhen. Bildet man also das Aktivitätsverhältnis zweier ausgesuchter Spaltedelgas-Nuklide mit verschiedenen Halbwertszeiten, so besitzt man einen Meßwert, welcher den Vorteil hat, vom Ausmaß der Spaltstoffverunreinigungen an der Außenseite der Brennstabhülle im wesentlichen unabhängig zu sein. Eine Änderung im beobachteten Aktivitätsverhältnis deutet stets eine Änderung der gesamten mittleren Freisetzungszeit an, wenn man von der ganz geringfügigen, kaum meßbaren Änderung der Aktivitätsverhältnsse durch den Aufbau von Pu-Isotopen in der Spaltstoffverunreinigung der Außenhülle absieht.
- Soll erfindungsgemäß festgestellt werden, ob im Reaktorkern defekte Brennstabhüllen vorliegen, werden vorzugsweise die Aktivitätsverhältnisse ausgesuchter, im Gasplenum des Reaktors vorhandener Spaltedelgas-Nuklide gemessen. Zweckmäßigerweise wird das Verhältnis der Aktivitäten der beiden Spaltedelgas-Nuklide kontinuierlich gemessen. Dadurch ist es erfindungsgemäß leicht möglich, den Reaktor kontinuierlich auf das Eilstehen neuer Defekte zu überwachen. Mit dem erfindungsgemäßen Verfahren kann auf einfache Weise auch eine Lokalisierung des Defektes vorgenommen werden. Dies geschieht dadurch, daß dasfdie beiden Nuklide enthaltende Spaltgas aus dem Kühlmittel des Reaktors in unmittelbarer Nähe des zu untersuchenden Brennstabes, Brennstabbündels und/oder Brennelementes entnommen wird.
- Eine zweckmäßige Ausführungsweise des erfindungsgemäßen Verfahrens besteht darin, daß die Aktivitäten von mindestens zwei Spaltedelgas-Nukliden mit einem Halbleiterdetektor oder einem Szintillationszähler gemessen und in mindestens zwei Kanälen mit verschiedenen Energiefenstern verarbeitet werden und vorzugsweise in einem angeschlossenen Rechner das Verhältnis der Akt4vitäten gebildet wird.
- Allerdings ist es auch möglich, die Tatsache auszunützen, daß die Folgeprodukte langlebiger Edelgasisotope im allgemeinen stabil sind, wogegen die kurzlebigen Edelgasisotope ebenfalls wieder aktive Folgeprodukte bilden und daher an einem Präzipitator gemessen werden können. Eine einfache Verhältnismessung zwischen einem Gasaktivitätsmeßgerät und einem Präzipitator kann daher bereits einen integralen Parameter für die Verschiebung der Aktivität zu längeren Halbwertszeiten geben, aus dem auf die Undichtheit von Brennstabhüllen geschlossen werden kann.
- Eine bevorzugte Ausführungsweise des erfindungsgemäßen Verfahrens besteht somit darin, daß anstelle des Verhqltnisses der Aktivitäten mindestens zweier Spaltedelgas-Nuklide das Verhältnis der Meßwerte eines Präzipitators und eines Gasaktivitätsmessers gemessen wird.
- Eine weitere Ausführungsweise der Erfindung besteht darin, daß anstelle des Verhältnisses der Aktivitäten mindestens zweier Spaltedelgas-Nuklide das Verhältnis der Meßwerte eines im wesentlichen ß-empfindlichen und eines #-empfindlichen Detektors verwendet wird.
- Die Erfindung wird nun unter Bezugnahme auf die Zeichnung und die Tabellen I und II beschrieben.
- In der Zeichnung wird das Aktivitätsverhältnis Xe-135 zu X-133 für defekte und fehlerfreie Brennstabhüllen bei abgeschlatetem und laufendem Reaktor wiedergegeben. Beim verwendeten Reaktortyp (TRIGA Mark II) lagen die Aktivitätsverhältnisse dieser Nuklide zwischen 0,8 und 1,3 je nach Größe des Lecks der Brennstabhülle. Hingegen bei fehlerfreien Elementen lag das Aktivitätsverhältnis bei 13, wenn der Reaktor abgeschaltet war und bei 53 bei laufendem Reaktor. Es ist somit ersichtlich, daß sich das Aktivitätsverhältnis bei Vorliegen eines Defektes stark ändert und aus der Größe des Verhältnisses auch auf dir größe des Defektes geschlossen werden kann. Das Aktivitätsverhältnis beim Vorliegen intakter Brennstabhüllen ist im wesentlichen vom Betriebszustand des Reaktors unabhängig.
- Die Tabelle I gibt die wichtigsten in einem Reaktor auftretenden Spaltedelgas-Nuklide nach Halbwertszeiten geordnet an. Zweckmäßigerweise wählt man bei laufendem Reaktor kürzerlebige Nuklide (etwa X Kr 89/Kr 88) bei abgeschaltetem Reaktor langlebige Nuklide (etwa Xe 135/X 133) zur Bildung des Verhältnisses aus.
Tabelle I Diffusionsgemisch der radioaktiven Edelgasisotope' Isotop HWZ Anteil an der Ges@@ aktivität in S Xe 143 1,0 s 0,69 Kr 94 1,0 s 1,32 Xe 142 1,2 s 4,21 Xe 1 106 s 13,90 Er 93 . 2,0 s Kr 92 3,0 s 14,26 Kr 91 10 s 14,40 Xc 140 13,7 s 13,55 Kr 90 33 s 11,49 Xe 139 41 s 11,13 Kr 89 3,2 min 4,37 Xe 137 3,8 min 5,23 Xe 138 14,0 min 2,70 Xe 135 m 15,6 min 0,78 Kr 87 76 min 0,49 Kr 83 m 1,86 h 0,08 Er 88 2,8 h 0,47 Kr 85 m 4,4 h 0,14 Xe 135 9,2 h 0,46 Xe 133 m 2,3 d 0,005 Xe 133 5,27 d 0,13 Xe 131 m 11,9 d 0,0002 Kr 85 - 10,76 a 0,0002 Summe 100 - T a b e 1 1 e II Isotop HWZ Folgeprodukt HWZ Kr-89 3,2 min Rb-89 15 min Xe-137 3,8 min Cs-137 30 a Xe-138 14,0 min Cs-138 14,1 min Xe-135 m 15,6 min Cs-135(135 m) 2.106 a (53 min) Kr-87 76 min Rb-87 4,3#1010 a Kr-83 m 1,86 h stabil Kr-88 2,8 h. Rb-88 13,8 min Kr-85 m 4,4 h stabil Xe-135 9,2 h Cs-135(135 m) 2.106 a (53 min) Xe-133 m 2,3 d stabil Xe-133 5,27 d stabil Xe-131 m 11,9 d stabil Kr-85 10,76 a stabil
Claims (7)
- Patentansprüche: Verfahren zur Feststellung von defekten Brennstabhüllen und/oder Brennelementen von Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet, daß das Verhältnis der Aktivitäten mindestens zweier Spaltedelgas-Nuklide unterschiedlicher Halbwertszeiten gemessen wird und eine über einen vorgegebenen Wrt liegende Änderung dieses gemessenen Verhältniswertes als Kriterium für das Vorliegen zumindestens einer defekten Brennstabhülle verwerdet wird.
- 2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das die beiden Nuklide enthaltende Spaltedelgas dem Gasplenum des Reaktordruckbehälters entnommen wird.
- 3. Verfahren nach Anspruch 1 und 2, dadurch gekennzeichnet, daß das Verhältnis der Aktivitäten'der beiden Spaltedelgas-Nuklide kontinuierlich gemessen wird.
- 4. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß das die beiden Nuklide enthaltende Spaltgas aus dem Kühlmittel des Reaktors in unmittelbarer Nähe des zu untersuchenden Brennstabes, Brennstabbündels und/oder Brennelementes entnommen wird.
- 5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß die Aktivitäten von mindestens zwei Spaltedelgas-Nukliden mit einem Halbleiterdetektor oder einem Szintillationszähler gemessen und in mindestens zwei Kanälen mit verschiedenen Energiefenstern verarbeitet werden und vorzugsweise in einem angeschlossenen Rechner das Verhältnis der Aktivitäten gebildet wird.
- 6. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß anstelle des Verhältnisses der Aktivitäten mindestens zweier Spaltedelgas-Nuklide das Verhältnis der Meßwerte eines Präzipitators und eines Gasaktivitätsmessers gemessen wird.
- 7. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß anstelle des Verhältnisses der Aktivitäten mindestens zweier Spaltedelgas-Nuklide das Verhältnis der Meßwerte eines im wesentlichen ß-empfindlichen und eines #-empfindlichen Detektors verwendet wird.
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
AT145575A AT340543B (de) | 1975-02-25 | 1975-02-25 | Verfahren und vorrichtung zur feststellung von defekten brennstabhullen und/oder brennelementen von kernreaktoren |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE2603031A1 true DE2603031A1 (de) | 1976-09-02 |
Family
ID=3514270
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
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DE19762603031 Withdrawn DE2603031A1 (de) | 1975-02-25 | 1976-01-28 | Verfahren zur feststellung von defekten brennstabhuellen und/oder brennelementen von kernreaktoren |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
AT (1) | AT340543B (de) |
DE (1) | DE2603031A1 (de) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2419567A1 (fr) * | 1978-03-10 | 1979-10-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de localisation de ruptures de gaine dans un reacteur nucleaire |
EP0012061A1 (de) * | 1978-11-24 | 1980-06-11 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Verfahren zur Feststellung und Bezeichnung von Brennstoffelementhüllenfehlern in Kernreaktoren |
FR2535100A1 (fr) * | 1982-10-25 | 1984-04-27 | Westinghouse Electric Corp | Procede et dispositif pour effectuer une distinction entre une exposition du combustible nucleaire au refrigerant et une fuite des barres de combustible |
US4495142A (en) * | 1980-03-19 | 1985-01-22 | Hitachi, Ltd. | Monitoring system for monitoring state of nuclear reactor core |
-
1975
- 1975-02-25 AT AT145575A patent/AT340543B/de not_active IP Right Cessation
-
1976
- 1976-01-28 DE DE19762603031 patent/DE2603031A1/de not_active Withdrawn
Cited By (5)
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FR2419567A1 (fr) * | 1978-03-10 | 1979-10-05 | Commissariat Energie Atomique | Procede de localisation de ruptures de gaine dans un reacteur nucleaire |
EP0012061A1 (de) * | 1978-11-24 | 1980-06-11 | COMMISSARIAT A L'ENERGIE ATOMIQUE Etablissement de Caractère Scientifique Technique et Industriel | Verfahren zur Feststellung und Bezeichnung von Brennstoffelementhüllenfehlern in Kernreaktoren |
FR2442492A1 (fr) * | 1978-11-24 | 1980-06-20 | Commissariat Energie Atomique | Procede de detection et de surveillance des ruptures de gaines d'elements combustibles de reacteur nucleaire |
US4495142A (en) * | 1980-03-19 | 1985-01-22 | Hitachi, Ltd. | Monitoring system for monitoring state of nuclear reactor core |
FR2535100A1 (fr) * | 1982-10-25 | 1984-04-27 | Westinghouse Electric Corp | Procede et dispositif pour effectuer une distinction entre une exposition du combustible nucleaire au refrigerant et une fuite des barres de combustible |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ATA145575A (de) | 1977-04-15 |
AT340543B (de) | 1977-12-27 |
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