DE2626805A1 - Verfahren zum lokalisieren fehlerhafter kernbrennstoff-elemente in wasser- moderierten reaktoren und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens - Google Patents

Verfahren zum lokalisieren fehlerhafter kernbrennstoff-elemente in wasser- moderierten reaktoren und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens

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Description

Verfahren zum Lokalisieren fehlerhafter Kernbrennstoff-Elemente in Wasser-moderierten Reaktoren und Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens
Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zum Lokalisieren fehlerhafter Brennstoff-Elemente im Kern eines Wasser-moderierten Kernreaktors3 sowie eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens.
Zum Nachweisen fehlerhafter Brennstoffelemente in Wasser-moderierten Kernreaktoren werden mehrere Verfahren angewendet. Die beiden üblichsten Verfahren sind als nasses und trockenes Nippen bekannt. Das feuchte Nippen beruht auf dem Auslaugen
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der Spaltprodukte (hauptsächlich Jod und Cäsium) aus fehlerhaften Elementen in ein isoliertes Kühlmittelvolumen. In einem Siedewasserreaktor - nachfolgend kurz SWR genannt - ist der Hauptvorteil des Naßnippens, daß» es ohne Herausnehmen des Brennstoffes aus dem Kern angewendet werden kann. Dies ist möglich, weil in einem SWR die Brennstoffelemente in Bündeln angeordnet sind, die von einem Kanal umgeben sind, der unten und oben offen ist. Die teilweise Isolierung des Brennstoffes wird erhalten durch Anordnen einer locker passenden Kappe über dem Brennstoffkanal und das Einpressen von Luft in die Kappe, bis das Kühlmittelwasser etwas unterhalb der Spitze des Kanales gedrückt ist. Nach einer ausreichenden Zeit werden Wasserproben aus dem mit Kappe abgedeckten Kanal abgezogen und die Konzentration der Spaltprodukte darin gemessen. Dieses Verfahren leidet jedoch an dem Nachteil, daß der untere Teil des Brennstoffkanales noch offen ist und die Konzentration der aus dem Brennstoff ausgelaugten Spaltprodukte sowohl durch Konvektion als auch eine Abnahme der Dichte des isolierten Wassers wegen der verringerten Kühlung und der Zunahme der Temperatur vermindert wird.
Druckwasserreaktoren - nachfolgend abgekürzt DWR genannt werden üblicherweise ohne Brennstoffkanäle betrieben und erfordern daher das Herausnehmen der Brennstoff-Elemente aus dem Kern für Testzwecke. Dies wird ermöglicht durch das Herausheben der Brennstoff-Elemente aus dem Kern und Anordnen derselben in einem mit Wasser gefüllten abgedichteten Behälter. Nach einer ausreichenden Zeit wird das Wasser auf die Anwesenheit gewisser ausgelaugter radioaktiver Spaltprodukte untersucht Es ist gezeigt worden, daß die Empfindlichkeit und Verläßlichkeit des Naßnippens meßbar durch das Herausnehmen des Brennstoffes aus dem Kern und das Isolieren jeder Brennstoffeinheit in einem abgedichteten Behälter erhöht wird. Mit zunehmendem Interesse, soviel Brennstoffelement-Defekte als möglich zu lokalisieren, besteht ein Trend, das Nippen sowohl für DWR als auch für SWR in abgedichteten Behältern auszuführen. Das Naßnippen leidet jedoch im allgemeinen an dem Hauptnachteil, daß
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eine rasche Abnahme der auslaugbaren Spaltprodukte nach dem Abstellen der Anlage erfolgt. Diese Abnahme verläuft exponentiell mit der Zeit,und da das Auslaugen gegenüber dem radioaktiven Zerfall bestimmend ist, müssen die Naßnipp-Operationen innerhalb weniger Wochen nach dem Abstellen der Anlage ausgeführt sein, wenn man verläßliche Ergebnisse erzielen will.
Ein neueres Verfahren, das sowohl in DWR als auch SWR in Gebrauch kommt5 ist das Trockennipp-Verfahren. Das Trockennippen hängt vom Ausstoßen von Spaltgasen durch fehlerhafte Brennstoffumhüllungen mit hohen Zerfalltemperaturen ab. Der Brennstoff wird aus dem Kern herausgenommen, in einem Zylinder mit offenem Boden angeordnet und das Kühlmittel entfernt, um die Brennstoff-Elemente der Luft auszusetzen und die erforderliche Temperaturerhöhung zu erzielen. Läßt man das Wasser dann wieder in den Behälter eintreten, stößt es die Luft aus, die dann probenweise entnommen und auf den Gehalt an Spaltgasen untersucht wird. Signale, die beim Trockennippen gemessen wurden, erwiesen sich als um mehrere Größenordnungen größer als die beim Naßnippen erhaltenen und sie wurden leicht mehrere Monate nach dem Abstellen der Anlage beobachtet. Das Trockennippen leidet jedoch an dem Nachteil, daß ein überhitzen der das Brennstoff-Element umgebenden Hülle möglich ist.
Es sind Versuche unternommen worden, sowohl das Naßnippen als auch das Trockennippen zu verbessern. So ist insbesondere in der US-PS 3 419 467 ein Verfahren zum Testen von Brennstoffelementen aus dem Kern des Kernreaktors beschrieben, welches folgende Stufen umfaßt:
Das dichte Einschließen von Brennstoff-Elementen in einer Testkammer, die mit Wasser gefüllt ist, wiederholtes Verändern von Druck und Temperatur des Wassers in dem Gefäß, so daß zuerst Wasser in die fehlerhaften Brennstoff-Elemente hinein_gedrückt wird und man es dann wieder ausstoßen läßt, Spülen der Brennstoffelemente und Messen der Konzentration der in dem Spülwasser enthaltenen Spaltprodukte. In der vorgenannten US-PS
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ist auch die Möglichkeit des Spülens mit einem Gas diskutiert, doch ist es augenscheinlich, daß das darin angewandte Verfahren Gegenstand der gleichen Sieherheitserwägungen sein würde, wie sie beim Trockennippen zu berücksichtigen sind, nämlich des Überhitzens der Brennstoffumhüllung.
Die Hauptaufgabe der vorliegenden Erfindung ist es, ein Verfahren zum Nachweisen fehlerhafter Brennstoff-Elemente in einem SV/R, DWR oder irgendeinem anderen Wasser-moderierten Reaktor zu schaffen., das das sehr große und daher sehr empfindliche Signal erzeugts wie es beim Trockennippen erhalten wird, und dieses mit der Sicherheit des Naßnippens verbindet, sovfie eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens.
Die vorliegende Erfindung beruht auf der Erkenntnis,'daß statt der Temperatur vielmehr Druck dazu verwendet werden kann, um Spaltgas aus fehlerhaften Brennstoff-Elementen herauszutreiben, was es gestattet j die sehr hohe Empfindlichkeit des Trockennippens mit der Sicherheit des Naßnippens zu kombinieren. Gemäß der vorliegenden Erfindung werden die zu untersuchenden Brennstoff-Elemente aus dem Kern des Kernreaktors in einer mit Wasser gefüllten Testkammer eingeschlossen. Diese Testkammer kann entweder im Reaktorgehäuse oder im unteren Teil des Brennstoffpools angeordnet werden. Die Testkammer weist eine Abzugs leitung nahe dem oberen Teil und ein Gasgebläse im unteren Teil auf. Durch das Gasgebläse wird Luft in die Testkammer eingeführt und diese drückt einen Teil des Wassers oberhalb der Brennstoff-Elemente weg. Dies dient zur Bildung einer Lufttasche oberhalb der Brennstoff-Elemente, reduziert den Druck in der Testkammer und reinigt das das Brennstoff-Element umgebende Wasser von Spaltgasen, die aus fehlerhaften Brennstoff-Elementen abgegeben werden. Die Aktivität der mit der Luft mitgerissenen Spaltgase kann dann durch Hindurchführen der Luft durch einen geeigneten Strahlungsmonitor gemessen werden. In einer zweiten Stufe des Verfahrens wird der Druck in der Testkammer vielter bis zu einem Vakuum verringert, um die Abgabe von
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Spaltgasen zu vergrößern. In einer dritten Stufe des Verfahrens wird der Druck in der Testkammer beim Vakuum gehalten und das für Testzwecke aus der Lufttasche oberhalb des Brennstoffes abgezogene Gas wird zurückgeführt, um kontinuierlich das das Brennstoff-Element umgebende Wasser von freigesetzten Spaltgasen zu reinigen.
Nachfolgend wird die Erfindung unter Bezugnahme auf die Zeichnung näher erläutert. Im einzelnen zeigen:
Figur 1 einen Aufriß, teilweise im Schnitt^ einer schematischen Ansicht der Testvorrichtung,
Figur 2 eine tabellenförmige Wiedergabe der Wirkungsweise eines in der Vorrichtung verwendeten Zweiwegventils und
Figur 3 eine teilweise schematische, teilweise tabellenförmige Darstellung eines Hauptsteuer-Plattenschalters mit sechs Stellungen, der in der Vorrichtung verwendet wird.
Die Testvorrichtung der Figur 1 gibt eine Ausführungsform der Erfindung wieder, in der Brennstoffelemente aus dem Kern eines SWRj DWR oder eines anderen Wasser-moderierten Reaktors untersucht werden. Da bei dieser Ausführungsform der Erfindung die zu untersuchenden Brennstoffelemente aus dem Kern des Reaktors herausgenommen werden müssen, wird davon ausgegangen, daß der Test während einer Wiederbeladung des Reaktors mit Brennstoff stattfindet und eine Vorrichtung wie einer Wiederbeladungsplattform und geeignete Greifer und Hebeeinrichtungen zum Bewegen der Brennstoffelemente aus dem Kern des Reaktors zur Verfügung stehen. Im Kern eines Kernreaktors ist jede Brennstoffeinheit oder jedes Brennstoffbündel aus einer Reihe abgedichteter Brennstoffelemente zusammengesetzt, die die Form von Rohren, Stangen oder Platten haben. Normalerweise wird ein komplettes Brennstoffbündel in der erfindungsgemäßen Apparatur ge-
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testet werden. Der Bequemlichkeit halber werden die Brennstoffbündel im folgenden jedoch als Brennstoff-Elemente bezeichnet und es wird sich außerdem aus der folgenden Beschreibung ergeben, daß die Erfindung nicht auf das Testen kompletter Brennstoffeinheiten beschränkt ist.
Die Testvorrichtung der Figur 1 schließt eine Testkammer 1 ein, die in einem Brennstoffpool 2 angeordnet ist. Die Testkammer ist aus einer Nippkanne 3 und einem darauf montierten Nippkannenkopf 4 zusammengesetzt. Obwohl nur eine Nippkanne 3 abgebildet ist j können normalerweise bis zu fünf Nippkannen beim Testen verwendet werden. Es braucht jedoch nur ein Nippkannenkopf 4 vorgesehen zu sein3 da er für das nacheinander ausgeführte Testen der darin angeordneten Brennstoff-Eleirente von Nippkanne zu Nippkanne bewegt werden kann. Die Nippkanne 3 weist eine Einrichtung zum Erzeugen von Gasblasen bzw. ein Gebläse aufj das im unteren Teil der Nippkanne angeordnet ist. Das Gasgebläse 5 dient dazu, die Reinigungsluft zu einer Menge von Luftblasen zu verteilen. Die Rückführungsleitung 6 führt die Luft dem Gasgebläse 5 zu. Der Nippkannenkopf 4 ist mit der Probenleitung 7 und der Abzugsleitung 8 verbunden. Die Reinigungsluft und das Spaltgas werden in einer Lufttasche 9 eingefangen und zum überwachen durch die Probenleitung 7 entfernt. Alle Leitungen zu der Nippkanne 3 und dem Nippkannenkopf 4 sind Rohre aus Gummi oder Kunststoff mit kleiner Bohrung.
Der Rest der Apparatur ist oberhalb des Brennstoffpools oder Reaktorkessels angeordnet. Die Probenieitung 7 führt die Reinigungsluft und das Spaltgas, das im folgenden als Probenströmung oder Probengas bezeichnet wird, zu einem Reservoir 10, dessen Größe so gewählt ist, daß es mindestens das Doppelte des Volumens des durch die Lufttasche 9 verdrängten Wassers faßt. Die Probenströmung wird dann durch die Leitung 12 zu einem Gaskühler 11 geführt. Die Anwendung des Gaskühlers 11 ist nicht wesentlich, aber erwünscht, um die Kondensation von Wasserdampf in anderen Teilen der Testvorrichtung zu verhindern. Dies ist
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besonders wichtig in Teilen des Testverfahrens, die bei geringem Druck ausgeführt werden, und w; :irend Zeiten, in denen die Temperatur des Brennstoffpools die Umgebungstemperatur übersteigt. Die Probenströmung verläßt den Gaskühler 11 und tritt über die Leitung I1I in eine erste Wasserfalle 13 ein. Die erste Wasserfalle 13 ist auf einer federbelasteten Plattform 15 montiert 3 die Mikroschalterkontakte oder ähnliches aufweist, die eine Pumpe 18 ausschalten und ein fernbedientes Ventil A öffnen, um die Testvorrichtung zu belüften, wenn die Falle 13 bis zu einer vorbestimmten Höhe mit Wasser gefüllt ist. Dieses Sicherheitsmerkmal verhindert, daß die Pumpe 18 die Testvorrichtung in dem Falle flutet, in dem der Nippkannenkopf 4 für die Vakuumschritte des Testverfahrens nicht richtig abgedichtet ist. Die Wasserfalle 13 kann über die ventilgesteuerte Leitung 19 geleert werden. Die robenströmung verläßt die erste Wassserfalle 13 durch die Leitung 17 zur Seite der Pumpe 18 mit geringem Druck.
Die Pumpe 18 sollte ein abgedichtetes Schmier- und Antriebssystem aufweisen und sollte in der Lage sein, ein Vakuum zu erzeugen und Druck zu liefern. Eine öl ge schmier te Flügelradpumpe kann verwendet werden, doch mag wiederholtes Auseinanderbauen und Reinigen erforderlich sein. Deshalb wird eine Diaphragma-Pumpe bevorzugt. Vakuum-Meßgerät 20 und Druckmeßgerät 21 können vorhanden sein, um die Leistungsfähigkeit der Pumpe l8 zu überwachen. Vakuum-Meßgerät 20 bzw. Druck-Meßgerät 21 sind mit der Aufnahme- bzw. Abgabeseite der Pumpe 18 verbunden. Die Pumpe 18 gibt über die Leitung 23 an eine zweite Wasserfalle 22 ab. Die Probenströmung wird dann durch die Leitung 25 zu einem Strahlungsnachweis-Monitor geleitet.
Der Monitor bzw. das überwachungsgerät 24 ist aus einer Monitorkammer 2b, einem Detektor 27, einem Impulsfrequenzmeßgerät und einem Aufzeichnungsgerät bzw. Rekorder 29 zusammengesetzt. Das Volumen der Monitorkammer 26 liegt in der Größenordnung
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von 100 ml, kann jedoch nach der erwünschten Empfindlichkeit vergrößert oder verkleinert werden. Eine größere Monitorkammer würde die Empfindlichkeit des Monitors vergrößern. Der Detektor 27 kann ein Beta-Scintillator aus Kunststoff sein, der mit etwa 10 cm dickem Blei abgeschirmt ist. Das Meßgerät 28 für die Impulsfrequenz und der Rekorder 29 können bekannte Geräte sein. So kann der Rekorder 29 irgendein einfacher Kartenrekorder sein, der eine schriftliche Aufzeichnung der während des Tests gefundenen Aktivitätshöhen anfertigt. In der vorlief;.,-nden Ausführungsform des Meßgerätes 28 für die Impulsfrequenz ist eine Verstärker-Diskriminator-Schaltung handelsüblicher Art damit verbunden, die dazu benutzt werden kann, den Monitor vorzugsweise für die Messung von Kr in Gegenwart von Xe vorzuspannen oder so einzustellen, daß die beiden Gase mit gleicher Wirksamkeit gemessen werden. Andere Arten von Beta-Detektoren, wie das Geiger-Müller-Detektorrohr, können verwendet werden,
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wenn nicht der Wunsch besteht, Kr J vorzugsweise zu 'überwachen. Wenn es erwünscht ist, daß vorzugsweise Xe überwacht wird, dann kann ein Gamma-Detektor verwendet werden, wie ein Thalliumaktivierter Natrium,)odid-Kristall. Wenn die zu testenden Brennstoff-Elemente kurz davor für die Energieerzeugung im Kern eines Kernreaktors verwendet worden sind, dann mag es erwünscht sein, vorzugsweise Xe zu überwachen, doch wird mit zunehmender Zeit weniger von dem kurzlebigen Xe ^ vorhanden sein und dann wird es zweckmäßiger, die Anwesenheit des längerlebigen
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Kr zu überwachen.
Die Probenströmung verläßt die Monitorkammer 26 durch die Leitung 30 und tritt in ein Zweiwegventil B ein. Wie sich auch aus der Figur 2 ergibt, kann das Zweiwegventil B die Probenströmung in eine von zwei Richtungen leiten. Befindet sich dieses Ventil B in der in Figur 2 mit 1 bezeichneten Position,dann leitet das Zweiwegventil B die Strömung durch die Leitung 32 Befindet sich das Zweiwegventil B in der in Figur 2 mit Position zu einem Reaktorgebäude-Ventilationssystem 31.Befindet sich das Zweiwegventil B in der in Figur 2 mit Position 2 bezeichneten Stellung, dann leitet das Ventil die Strömung durch die Leitung 6 zurück.
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Zur Erleichertung der Säuberung und/oder zur Verringerung der Hintergrund-Impulsfrequenz werden entmineralisiertes V/asser 33 und Druckluft "5k benutzt. Der Zugang zum Luftvorrat 3^ und zum Wasservorrat 33 wird durch Bewegen einer raschen Unterbrecherkupplung 35 zu den Verbindungen 36 und 37 erhalten. Die Strömung von Luft und Wasser wird durch die fernbetätigten Ventile D und C gesteuert. Zur Erleichertung der Säuberung und zum Entfernen des Nippkannenkopfes k ist auch eine Abzugs leitung 8 vorgesehen, uie vom Nippkannenkopf 4 zum Reservoir 10 verläuft. Diese Leitung ist normalerweise durch das fernbediente Ventil E verschlossen. Das Reservoir 10 ist auch mit einer zweiten Lüftungsleitung 38 versehen, die zu dem Reaktorgebäude-Ventilationssystem 31 führt. Das fernbetätigte Ventil A schließt normalerweise die Leitung 38 ab. Die Betätigung der Ventile A und E gestattet es der in der Lufttasche 9 eingefangenen Luft/ zu entweichen, und diese wird dann durch Wasser aus dem Reservoir 10 ersetzt. Das Ventil A kann auch mit Hilfe eines Signals geöffnet werden, das durch die Mikroschalterkontakte l6 erzeugt wird, um das System zu lüften und ein versehentliches Fluten der Testvorrichtung zu vermeiden.
In Figur 3 ist ein zentraler Kontrollschalter kl gezeigt, der sechs Positionen aufweist und der den Betriebsmodus des Systems bestimmt, indem er die Position der fernbetätigten Ventile A, B, D und E einstellt und den Betrieb der Pumpe l8 steuert. Die Figur 3 zeigt auch eine tabellenförmige Darstellung des Zustandes der Ventile A, B, D und E und der Pumpe 18 in den verschiedenen Positionen des Schalters kl. Es sollte jedoch klar sein, daß ein zentral angeordneter Steuerschalter nur eine Sache der Bequemlichkeit ist.und es ist daher im Rahmen der vorliegenden Erfindung ebenso gut möglich, alle Ventile und die Pumpe 18 manuell und/oder einzeln zu steuern.
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- ίο -
Beim Betrieb der Testvorrichtung wird das zu testende Brennstoff-Element in der Nippkanne 3 angeordnet und der Kopf bzw. Deckel 2J der Nippkanne aufgelegt. Die Bedienungsperson beginnt dann mit einer Luftspülung bzw. Reinigung des Systems. Die Spülung wird bewerkstelligt mit dem Schalter 1Jl in Position I, wobei Ventil A geschlossen, Ventil B entlüftet, Ventil D offen und Ventil E offen sind und die Pumpe l8 abgeschaltet ist. Die Spülung muß nur so lange ausgeführt werden, bis das System eine gewünschte Hintergrund-Impulsfrequenz aufweist. Dann wird in einer ersten Stufe des Testverfahrens der Schalter 41 in Position II gestellts was das Ventil E schließt, um zu verhindern, daß das mit der Lufttasche 9 verdrängte Wasser in den oberen Teil des Nippkannenkopfes *J zurückgelangen kann. Die Bildung der Lufttasche 9 drückt auch das Wasser aus der Probenleitung und dient zur Verringerung des Druckes In der Testkammer 1. Durch die Freigabe von Spaltgasen, die durch eine Verringerung des Druckes erleichert wird, können während der anfänglichen Luftspülung um die Brennstoff-Elemente herum gebildete Luftblasen Spaltgas einschließen. Wenn es also während der anfänglichen Luftspülung oder während der Bildung der Lufttasche schwierig wird, eine Hintergrund-Impulsfrequenz beizubehalten, dann ist es sehr wahrscheinlich, daß das getestete Brennstoff-Element Fehler aufweist. Es ist jedoch Im allgemeinen ratsam/ zur Überprüfung noch die nächste Stufe auszuführen. Die folgenden Stufen können ohne Mithilfe einer Druckluftquelle für Reinigungsluft ausgeführt werden, wenn der Brennstoffpool nicht mehr als etwa 9 m tief ist, indem man das Ventil D zur Atmosphäre hin' offen hat und nicht zum Luftvorrat 33 und indem man die Pumpe l8 als Vakuumpumpe betreibt. Die zieht Luft durch das Ventil D herein und stößt sie durch das Ventil B In das Ventilationssystem aus.
In einer zweiten Stufe des Verfahrens wird der Schalter ^l in Stellung III bewegt und damit Ventil D geschlossen und aie
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Pumpe 18 angestellt, um ein Vakuum an die Testkammer 1 zu legen. iMormalerweise sollte die Bedienungsperson das getestete Brennstoffelement einem Vakuum von etwa 375 nun Hg oder mehr aussetzen. Wenn jedoch zu irgendeiner Zeit während dieser Stufe die Impulsfrequenz eine starke Zunahme zeigt, dann werden die Brennstoff-Elementdeffekte als überprüft bzw. vorhanden beti achtet, und die Bedienungsperson sollte den Test rasch beenden, um eine Ve r unrein! ging des Systems und eine unnötige Abgabe von Spalt-
moglichst
gas an die Umgebung/gering zu halten. Wenn keine beträchtliche Zunahme der Aktivität stattfindet, sollte die Bedienungsperson zur weiteren Überprüfung zur nächsten Stufe übergehen.
In dieser dritten Stufe des Verfahrens wird der Schalter 41 in die Position IV bewegt und dabei das Ventil b zur Rückführung des Vakuums zur Testkammer gedreht. Während der Druck in der Testkammer 1 bei einem Vakuum von etwa 375 nun Hg oder mehr gehalten ist, wird in dieser Stufe die aus der Luftkammer 9 für Testzwecke abgezogene Probenströmung kontinuierlich zurückgeführt. Die Zurückführung der Probenströmung zur Testkammer 1 erfolgt über die Ruckführungsleitung 6 zum Gasgebläse 5> welches die Probenströmung zu einer Masse von Blasen verteilt, um ein kontinuierliches Herausspülen der freigesetzten Spaltgase aus dem das -Brennstoffelement umgebenden Wasser zu bewirken. Während dieses Teils des Testes wird beim Auftreten einer konstanten Zunahme der Impulsfrequenz, selbst wenn sie langsam erfolgt, das Vorhandensein eines Brennstoff-Elementdefektes als gesichert angenommen. Hält das getestete Brennstoffelement 5 Minuten der Vakuum-Zurückführung ohne beträchtliche Zunahme der Impulsfrequenz aus, dann wird dieses Element normalerweise als fehlerfrei betrachtet, und die Bedienungsperson geht mit dem Schalter ^l weiter zu den Positionen V und VI.
Wird zu irgendeiner Zeit während der vorherigen Stufen eine Zunahme der Impulsfrequenz beobachtet, die ausreicht, anzuzeigen, daß das getestete Brennstoffelement fehlerhaft ist, dann sollte die Bedienungsperson den Schalter ^l rasch in die
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Position V bringen und damit das Ventil A öffnen, das Zweiwegventil B lüften, das Ventil E öffnen und die Pumpe 18 angestellt lassen, um den Monitor mit dem aus dem Ventilationssystem 31 abgezogenen Gas zu spülen und das Reservoir 10 auszuleeren. Nacnaem der Monitor gespült worden ist, bewegt die Bedienungsperson den Schalter kl in die Position VI und schaltet damit die Pumpe 18 aus, so daß das fehlerhafte Element aus der Testkammer herausgenommen werden kann. Nach dem Herausnehmen des fehlerhaften Brennstoffelementes ist es ratsam, die Nippkanne mit Wasser zu spülen. Dies kann ausgeführt werden durch Verbinden des raschen Unterbrechers auf der Rückführleitung 6 mit der Verbindung 37 und durch Steuern der Wasserströmung mit Hilfe des Ventils C3 nachdem der Nippkannenkopf 4 entfernt worden ist.
Es ist darauf hingewiesen, daß das erfindungsgemäße Verfahren sowie die Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nicht beschränkt sind auf das Testen kompletter Einheiten von Brennstoffelementen, die aus dem Kern eines Kernreaktors herausgenommen sind. Ebensogut können einzelne Elemente, ausgexv'ählte Gruppen von Elementen oder wieder zusammengebaute Brennstoff-Elementeinheiten getestet werden. Es liegt auch im Rahmen der vorliegenden Erfindung, die Brennstoffelemente direkt im Reaktorkessel selbst zu testen. Dies könnte z. B. dadurch ausgeführt werden, daß man die Testkammer irgendwo im Kessel anordnet oder im Falle eines Reaktors mit Brennstoffkanälen, wie einem SWR, eine TestKamr..er bildet, indem man beide Enden des Brennstoffkanales mit Kappen abgichtet, und ein Gasgebläse sowie die erforderlichen Auslaß- und Rückführungsleitungen einb aut.
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Claims (11)

- 13 Ansprüche
1. Verfahren zum Lokalisieren fehlerhafter Kernbrennstoff-■—■-^ elemente, gekennzeichnet durch folgende Stufen:
a. Einschließen einzelner zu testender Brennstoffelemente in eine mit Wasser gefüllte Testkammer,
b. Einführen von Luft in diese Testkammer durch ein Gasgebläse am unteren Ende der Kammer in einer Weise, daß die Luft das das Brennstoffelement umgebende Wasser von Spaltgasen reinigt, die von dem Element abgegeben wurden, und einen Teil des Wassers oberhalb des Brennstoffelementes ersetzt, so den Druck in der Kammer verringert und eine Lufttasche bildet,
c. überwachen der Aktivität des Probengases, das aus der Lufttasche abgezogen wird.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der Druck in der Testkammer weiter auf etwa 375 mm Hg verringert, während die Aktivität des Probengases überwacht wird.
3. Verfahren nach Anspruch 2, dadurch gekennzeichnet, daß die zur Überwachung aus der Lufttasche abgezogene Gasprobe zurückgeführt wird, um das das Brennstoffelement umgebende Wasser von Spaltgasen,die vom Brennstoffelement abgegeben werden, kontinuierlich zu reinigen.
4. Verfahren nach Anspruch 3> dadurch gekennzeichnet, daß die Gasprobe vorzugsweisejauf die Anwesenheit von Kr ** überwacht wird, wenn eine relativ lange Zeit vergangen ist, seit das Brennstoffelement zur Energieerzeugung benutzt wurde, und daß das Probengas vorzugsweise oder in gleichem Maße auf die Abwesenheit von Xe JJ überwacht wird, wenn seit der Benutzung des Brennstoffelementes zur Energieerzeugung eine relativ kurze Zeit vergangen ist.
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5« Vorrichtung zum Nachweisen fehlerhafter Brennstoffelemente, gekennzeichnet durch folgende Bestandteile :
a. eine mit Wasser gefüllte Testkammer, um einzelne zu testende Brennstoffelemente aarin einzuschließen, wobei ein Gasgebläse am unteren Teil der Testkammer vorhanden ist,
b. ein mit der Testkammer verbundenes Reservoir zur Aufnahme von Wasser und Probengas, das daraus verdrängt worden ist,
c. eine Pumpe zum Abziehen von Probengas aus dem Reservoir, d« ein Strahlungsmonitor zum Aufnehmen von Probengas aus der Pumpes
e. ein Zweiwegventil zur Aufnahme von Probengas aus dem Monitor zum selektiven Entlüften des Probengases, um ein Vakuum in die Testkammer zu legen oder um das Probengas durch das Gasgebläse zurück in die Testkammer zu leiten, um das das Brennstoffelement umgebende Wasser von Spalt - gasen s die von dem Element abgegeben wurden, zu reinigen.
6. Vorrichtung nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß die Testkammer folgende Bestandteile umfaßt:
a. eine Nippkanne mit einem Nippkannenkopf,
b. ein Gasgebläse im unteren Teil der Nippkanne,
c. eine Rückführungsleitung, die mit dem Gasgebläse verbunden ist, um das Probengas von dem Zweiwegventil zum Gasgebläse zurückzuführen und
d. eine Abzugsleitung und eine Probenleitung, die mit dem oberen Teil des Nippkannenkopfes verbunden sind und zu dem Reservoir führen.
7. Vorrichtung nach Anspruch 6, dadurch gekennzeichnet, daß sie weiter einschließt,
a. ein Ventilationssystem,
b. eine zweite Entlüftungsleitung, die zwischen dem Reservoir und dem Ventilationssystem verläuft, und
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c. ein Entlüftungsventil in der Entlüftungsleitung und ein Abzugsventil in der Abzugsleitung, wobei diese Ventile normalerweise geschlossen sind, um das Reservoir abzuschließen und zu verhindern, daß das aus der Testkammer während des Spülens herausgedrückte Wasser in die Testkammer zurückkehrt.
8. Vorrichtung nach Anspruch 7, dadurch gekennzeichnet, daß sie weiter einen Gaskühler enthält, der so angeordnet ist, daß er ein Probengas aus dem Reservoir empfängt und aus diesem Probengas Feuchtigkeit entfernt, um die Kondensation von Wasser im übrigen Teil der Testvorrichtung zu verhindern.
9- Vorrichtung nach Anspruch 8, dadurch gekennzeichnet j daß sie weiter
a. eine.Einrichtung zur Verhinderung unbeabsichtigten Plutens der Vorrichtung aufweist, die eine Wasserfalle zum Aufnehmen des Probengases aus dem Gaskühler umfaßt, sowie
b. eine federbelastete Plattform, auf der die genannte Wasserfalle montiert ist, und Schalterkontakte auf der federbelasteten Plattform montiert sind, um die Pumpe abzustellen und das Ventil in der Lüftungsleitung zu öffnen, wenn die Wasserfalle bis zu einer vorbestimmten Höhe mit Wasser gefüllt ist.
10. Vorrichtung nach Anspruch 9, dadurch gekennzeichnet, daß die Pumpe eine Diaphragmapumpe ist.
11. Vorrichtung nach Anspruch 10, dadurch gekennzeichnet, daß sie weiter eine zweite Wasserfalle zum Aufnehmen des Probengases aus der Pumpe aufweist, daß der Strahlungsmonitor das Probengas aus der zweiten Wasserfalle empfängt und der Strahlungsmonitor eine Verstärker-Diskriminator-Schaltung zum vorzugsweisen Messen der Aktivität von Kr ^ in Gegenwart von Xe 3^ oder zum selektiven Messen der Aktivität von Kr85 und Xe133 mit gleicher Wirksamkeit aufweist.
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DE2626805A 1975-06-18 1976-06-15 Vorrichtung zum Lokalisieren fehlerhafter Kernbrennstoffelemente Expired DE2626805C2 (de)

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DE2626805C2 DE2626805C2 (de) 1986-11-20

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DE (1) DE2626805C2 (de)
ES (1) ES448633A1 (de)
FR (1) FR2315148A1 (de)
IT (1) IT1061080B (de)
MX (1) MX3235E (de)
SE (1) SE428612B (de)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2818782A1 (de) * 1977-05-06 1978-11-16 Asea Atom Ab Verfahren zum auffinden eines brennelementenbuendels mit einem brennstab mit undichter brennstoffhuelle
EP0298387A2 (de) * 1987-07-07 1989-01-11 ABB Reaktor GmbH Einrichtung und Verfahren zur Inspektion von Kernreaktor-Brennelementen

Families Citing this family (28)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS52106096A (en) * 1976-03-03 1977-09-06 Hitachi Ltd Broken fuel detecting method
US4199975A (en) * 1976-04-12 1980-04-29 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for locating a defective tube of a liquid metal-to-water tube type heat exchanger
DE2635501C2 (de) * 1976-08-06 1986-01-09 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Brennstabwechselwerkzeug
FR2389202A1 (fr) * 1977-04-29 1978-11-24 Framatome Sa Cellule de ressuage pour le controle de l'etancheite d'assemblages d'elements combustibles et procede de controle correspondant
DE2931336C2 (de) * 1979-08-02 1983-08-04 Rheinisch-Westfälisches Elektrizitätswerk AG, 4300 Essen Verfahren zum Erkennen von Undichtigkeiten in Brennstoffumhüllungen abgebrannter Kernreaktor-Brennelemente und Inspektionsbehälter zur Durchführung des Verfahrens
FR2509897A1 (fr) * 1981-07-17 1983-01-21 Commissariat Energie Atomique Procede de detection et d'estimation de la grandeur d'une fissure dans la gaine d'un crayon d'assemblage combustible de reacteur nucleaire
FR2509898B1 (fr) * 1981-07-17 1987-09-25 Commissariat Energie Atomique Procede de detection rapide d'une fissure dans la gaine d'un crayon combustible d'un assemblage de reacteur nucleaire
JPS59180395A (ja) * 1983-03-30 1984-10-13 原子燃料工業株式会社 原子燃料集合体のシツピング方法ならびにその装置
FR2569041B1 (fr) * 1984-08-08 1987-01-02 Fragema Framatome & Cogema Procede et dispositif de controle par ressuage de l'etancheite des gaines d'un assemblage de combustible nucleaire
JPS6243597A (ja) * 1985-08-20 1987-02-25 株式会社東芝 シツピング装置
FR2666924B1 (fr) * 1990-09-13 1992-12-18 Framatome Sa Procede et dispositif de detection de fuite sur un element combustible d'un assemblage pour reacteur nucleaire.
US5414742A (en) * 1993-11-10 1995-05-09 Westinghouse Electric Corporation Leak-detection system and method for detecting a leaking container
DE69510591T3 (de) 1994-04-15 2006-08-24 General Electric Co. System zur erkennung von schadhaften kernbrennstäben
US5457720A (en) * 1994-04-15 1995-10-10 General Electric Company System for krypton-xenon concentration, separation and measurement for rapid detection of defective nuclear fuel bundles
CA2147705A1 (en) * 1994-04-25 1996-04-18 Ralph Walter Tolino Leak-detection system and method for detecting an individual leaking nuclear fuel rod having radioactive material leaking therefrom
US5570400A (en) * 1995-08-08 1996-10-29 B&W Fuel Company On line sipping air delivery system
US5754610A (en) * 1996-12-05 1998-05-19 Framatome Technologies, Inc. In-mast sipping modular mast modification
US7767452B2 (en) * 1997-02-20 2010-08-03 Kleinsek Don A Tissue treatments with adipocyte cells
SE514184C2 (sv) * 1997-11-21 2001-01-22 Asea Atom Ab Förfarande och anordning för utvärdering av integriteten hos kärnbränslet i en nukleär anläggning
JP2006029930A (ja) * 2004-07-15 2006-02-02 Hitachi Ltd 核燃料の炉外シッピング装置及び炉外シッピング方法
CN102237149B (zh) * 2010-04-22 2013-05-22 中国核动力研究设计院 用于核反应堆乏燃料破损检测的水下啜吸装置
EP2983834A4 (de) 2013-03-15 2017-02-15 Mark Fuller Wasserversorgungsvorrichtung
JP6212287B2 (ja) * 2013-05-30 2017-10-11 原子燃料工業株式会社 原子燃料の損傷判定装置
CA2936654C (en) * 2014-01-16 2022-08-09 Dominion Engineering, Inc. System and method for improving sensitivity of a sipping system
DE102014118623B3 (de) * 2014-12-15 2016-04-28 Areva Gmbh Vorrichtung und Verfahren zur Durchführung einer Dichtheitsprüfung an Brennstabkapseln
CN104505132B (zh) * 2015-01-15 2017-03-08 中国核动力研究设计院 辐照后燃料棒真空气泡法检漏箱和检漏系统及其检漏方法
FR3062946B1 (fr) 2017-02-15 2021-07-23 Areva Np Dispositif et procede de controle d'etancheite par ressuage d'un assemblage de combustible nucleaire
KR20230038408A (ko) * 2019-10-11 2023-03-20 비더블유엑스티 뉴클리어 에너지 캐나다 인코포레이티드 결함이 있는 연료 다발 위치확인 시스템

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3419467A (en) * 1965-03-31 1968-12-31 Siemens Ag Method of and apparatus for locating envelope-tube damage at individual nuclear fuel elements in a reactor core

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1216278A (fr) * 1958-08-08 1960-04-25 Grenobloise Etude Appl Perfectionnements aux dispositifs de détection des ruptures de gaine dans les réacteurs atomiques refroidis en phase liquide
US3098023A (en) * 1958-09-15 1963-07-16 Babcock & Wilcox Co Nuclear reactor containment system
US3073767A (en) * 1959-06-08 1963-01-15 Whitham George Kirby Reactor fuel elements testing container
FR1328935A (fr) * 1962-02-23 1963-06-07 Grenobloise Etude Appl Perfectionnements aux dispositifs de détection des ruptures de gaine dans les réacteurs atomiques
US3523868A (en) * 1968-01-26 1970-08-11 Charles E Dady Apparatus and method for monitoring fission products
US3672207A (en) * 1971-01-04 1972-06-27 North American Rockwell Apparatus for verifying hermeticity of small electronic assemblies
JPS5134559B1 (de) * 1971-05-20 1976-09-27
US3878040A (en) * 1973-09-20 1975-04-15 Combustion Eng Failed fuel detector

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3419467A (en) * 1965-03-31 1968-12-31 Siemens Ag Method of and apparatus for locating envelope-tube damage at individual nuclear fuel elements in a reactor core

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Kurzberichte der Reaktortagung 1971", Bonn, S. 453 - 456 *

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2818782A1 (de) * 1977-05-06 1978-11-16 Asea Atom Ab Verfahren zum auffinden eines brennelementenbuendels mit einem brennstab mit undichter brennstoffhuelle
EP0298387A2 (de) * 1987-07-07 1989-01-11 ABB Reaktor GmbH Einrichtung und Verfahren zur Inspektion von Kernreaktor-Brennelementen
EP0298387A3 (en) * 1987-07-07 1990-01-03 Abb Reaktor Gmbh Device and method for the inspection of nuclear reactor fuel assemblies

Also Published As

Publication number Publication date
SE428612B (sv) 1983-07-11
IT1061080B (it) 1982-10-20
JPS5853758B2 (ja) 1983-12-01
ES448633A1 (es) 1977-12-16
SE7606876L (sv) 1977-12-19
FR2315148A1 (fr) 1977-01-14
FR2315148B1 (de) 1981-12-24
US4034599A (en) 1977-07-12
MX3235E (es) 1980-08-05
CH599656A5 (de) 1978-05-31
JPS523997A (en) 1977-01-12
DE2626805C2 (de) 1986-11-20

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