DE3322358A1 - Verfahren zur feststellung ausgefallener kernbrennstaebe - Google Patents

Description

|)ΒΑ4 DDoO

3322351

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Verfahren zur Feststellung ausgefallener Kernbrennstäbe

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Feststellung ausgefallener Kernbrennstäbe nach dem Oberbegriff des Hauptanspruchs» Mit ihm kann die Unversehrtheit der Kernbrennstäbe überwacht werden»
5

Kernreaktoren enthalten einen aus Brennstoff bestehenden Kern, der aus einer Anordnung von Brennelementen besteht, die jeweils eine Mehrzahl von Brennstäben aufweisen ο Ein Brennstab ist eine zylindrische Röhre, in der Tabletten (Pellets) von Kernbrennstoff enthalten sind= Die Metallwandung der Röhre trennt die Brennstofftabletten vom Kühlmittel des Reaktors, das über die Oberfläche der Röhre bzw» deren Umhüllung fließt«

Wenn in der Umhüllung eines Brennstabs Undichtigkeiten oder Löcher auftreten,, also bei einem sogenannten Brennstabausfall, können Spaltprodukte, insbesondere Gase, aus dem Brennstab austreten, und es kann zu einem Kontakt zwischen dem Kühlmittel und dem Kernbrennstoff kommen=

Bei Kernreaktoren wird erwartet, daß trotz der sehr strengen Qualitätsüberwachung und der Einhaltung von konservativen Betriebsbedingungen Brennstabausfälle auftreten werden= Die meisten Ausfälle beruhen auf Mikrolöchern oder Brüchen in der Umhüllung und/oder den Schweißnähten der Endkappen. Derartige Ausfälle werden durch Analyse von

Spaltgas

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Spaltgas außerhalb des Reaktorkerns festgestellt (z. B. im Abdeckgas des Reaktors) und durch die Beobachtung von Mutternukliden verzögerter Neutronen im Kühlmittel des Reaktors.

Die Bedeutung von Brennstabausfällen ergibt sich aus den folgenden drei Faktoren:

(A) Sicherheit: Obwohl ein derartiger Brennstab, aus dem nur Gas austritt, vom Standpunkt der Sicherheit vernachlässigbar ist, besteht doch die Befürchtung, daß der Bruch im Brennstab groß genug werden könnte, um Kühlmittel in den Brennstab eintreten oder Brennstoff teile austreten zu lassen. In flüssigmetallgekühlten schnellen Brutreaktoren erzeugt die Reaktion des Natrium mit Kernbrennstoff ein Produkt, das weniger dicht ist als der Kernbrennstoff, so daß eine Volumenzunahme erfolgt und in manchen Fällen eine Vergrößerung des Bruches. Die Sicherheitsbedenken aufgrund des sich ausdehnenden Kernbrennstoffs oder des Austritts von Kernbrennstoff ergeben sich aufgrund der möglichen verringerten Wärmeübertragung vom Brennstab oder der entfernt liegenden Möglichkeit, daß die Teilchen sich zu einer Strömungsblockierung innerhalb des Reaktorkerns akkumulieren, die zu einem Wärmestau führt.

(B) Wartung des Reaktors: Ein Teil des Kernbrennstoffs, der in das Kühlmittel übergeht, könnte aus dem Reaktorkern entfernt werden und sich an beliebigen Teilen des Röhrensystems niederschlagen, beispielsweise den Wärmeaustauschern oder den Pumpen. Derartige Niederschläge könnten die Wartungsarbeiten in den verschiedenen Teilen des Reaktors beeinträchtigegen.

(C)

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(C) Wirtschaftlichkeit« Aufgrund der nicht zu vermeidenden Brennstabausfälle steigt die Verfügbarkeit des Reaktors beträchtlich, wenn mit einer begrenzten Anzahl von derartigen, an sich ausgefallenen Elementen weitergearbeitet werden kann» Wenn also die Bedenken bezüglich Sicherheit und Wartung gelöst werden können, besteht ein beträchtliches Interesse? den Betrieb mit derartigen defekten Brennstäben weiterzuführen«

Eines der Probleme, das sich bei der Entwicklung von Meßeinrichtungen für den Reaktor ergibt, besteht darin, ausgefallene Brennstäbe so festzustellen und zu überwachen, daß die sichere Betriebsweise des Reaktors nicht beeinträchtigt wird« Dieses Problem kann gelöst werden, wenn die Möglichkeit zur, Verfügung gestellt wird, Änderungen in den ausgefallenen Brennstäben so festzustellen, daß immer dann eine klare und verläßliche Anzeige erfolgt, wenn die Berührung zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel beträchtlich zunimmtο Relativ isolierte und statistisch verteilte Undichtigkeiten der Umhüllung von Kernbrennstoff sind unschädlich» Wenn Kernbrennstoff dem Kühlmittel ausgesetzt wird und ein Austritt von Kernbrennstoff erfolgt, kommen verschiedene Arten der Fortpflanzung der Undichtigkeit in Betracht, obwohl die bisherige Srfahrung zeigt, daß Ausfälle der Umhüllung lokalisierte Ereignisse bleiben. Analysen zeigen, daß kleine wärmeerzeugende Blockierungen in Kauf genommen x-jerden können, ohne die Sicherheit zu gefährden« Wenn eine derartige Blockierung auf verlässliche Art und Weise festgestellt werden kann, wird die Reaktorsicherheit ,weiter dadurch gewährleistet, daß ein Anwachsen einer Blockierung über die erlaubten Grenzen hinaus unterbunden wird«

Die

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Die vorliegende Erfindung stellt sich daher die Aufgabe, ein Verfahren der eingangs genannten Art anzugeben, mit dem zwischen einem Totalausfall und kleinen Undichtigkeiten unterschieden werden kann, bei denen nur Spaltgas austritt; der Einsatz dieses Verfahrens soll dann längere Wartungsintervalle für den Reaktor ermöglichen, da dessen Betrieb auch mit einer geringen Anzahl von Brennstäben mit Undichtigkeiten weitergeführt werden kann, ohne die Sicherheit zu gefährden. 10

Diese Aufgabe wird durch die im Hauptanspruch gekennzeichnete Erfindung gelöst; Ausgestaltungen der Erfindung sind in den Unteransprüchen gekennzeichnet.

Bei dem vorgeschlagenen Verfahren werden die Energiespektren von verzögerten Neutronen gemessen, um Änderungen in den ausgefallenen Brennstäben festzustellen. Die Entwicklung von Kriterien zur Verhinderung einer Fortpflanzung der Undichtigkeit durch die Bildung von wärmeerzeugenden Blockierungen wäre ein weiterer Schritt, wenn das hier vorgeschlagene Meßverfahren in der Praxis erprobt ist. Eine derartige praktische Anwendung muß im normalen Betrieb eines Reaktors erfolgen, bevor quantitative Kriterien für das Meßverfahren angegeben werden können. Die theoretische Ausführbarkeit des Verfahrens wird hier nachgewiesen. Ergänzt durch die erst in der Praxis zu erhaltende Information steht damit ein Verfahren zur Verfügung, mit dem auf direktere Art und Weise als bisher die Berührung zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel sowie deren Änderungen festgestellt werden können, als es die bisherigen Detektorsysteme für verzögerte Neutronen (DND) ermöglicht haben.

Das

O ύ Λ _Λ«*, at C

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Das Grundprinzip dieses Verfahrens beruht auf der Tatsache, daß sich die Energiespektren von verzögerten Neutronen unterscheiden, die von verschiedenen Gruppen von Mutternukliden (Prekursoren)limitiert werden= In herkömmlichen Detektoren geht die Energieinformation verloren, da die Neutronen vor ihrer Detektion thermalisiert werden. Zahlreiche Mutternuklid-Xsotope tragen zu jeder der sechs Gruppen verzögerter Neutronen bei? die normalerweise bei der Berechnung von Reaktoren verwendet xferden„ Messungen haben gezeigt, daß das Energiespektrum jeder Gruppe sich signifikant von dem der anderen unterscheidet= Aufgrund der Transitzeitverzögerung zwischen den Entstehungspunkten der Mutternuklide und dem Detektionspunkt ist nicht zu erwarten, daß alle Gruppen verzögerter Neutronen hier verwendet werden können» In den meisten Reaktorsystemen werden die nutzbaren Gruppen wahrscheinlich die sein, die mittlere Halbwertszeiten von ungefähr 6 Sekunden, 22 Sekunden und 55 Sekunden aufweisen.

Bei der Durchführung des hier vorgeschlagenen Verfahrens werden drei Energieintervalle ausgewählt, wobei jedes den Beitrag einer der Gruppen optimiert„ Jedes Energieinterval enthält notwendigerweise Beiträge der anderen Gruppen= Es war bisher nicht möglich, aus der zur Verfugung stehenden Information den Betrag und die genaue Lage der Energie-Intervalle zu definieren« Man kann erwarten? daß diese Definition während der üblichen Entwicklungsphase des Verfahrens erfolgen wird« Die Zählraten in den drei Intervallen können in drei verschiedenen Kombinationen zueinander in Beziehung gesetzt xizerden,, wenn die Redundanz der Daten ausgenutzt werden soll= Die Anzahl der Beiträge liefernden Gruppen und die Anzahl der ausgewählten Intervalle müssen nicht zueinander in Beziehung stehen= Die Wahl von drei Intervallen ist relativ willkürlich, sie

ermöglicht

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ermöglicht jedoch eine höhere Verläßlichkeit als mit dem Minimum von zwei Intervallen.

Wenn die Zählraten in den verschiedenen Energieintervallen durch Verhältnisbildung miteinander in Beziehung gesetzt werden, fallen verschiedene Parameter heraus, die sonst die Unsicherheit der Beobachtungen erhöhen würden. Die schließlich gefundenen Gleichungen enthalten nur Glieder mit Parametern, die direkt die gewünschten Beobachtungen beeinflussen. Diese Parameter sind die Verstärkungsfaktoren, die Verweilzeiten und die Temperatur- und Leistungsabhängigkeit dieser beiden Faktoren. Der tatsächliche Betrag jedes dieser Parameter ist für die Ausführbarkeit des Verfahrens ohne Bedeutung.

Die Anwendung des Verfahrens erfordert die kontinuierliche Messung der Zählraten vom Einschalten an. Die Daten zu einem beliebigen Zeitpunkt werden mit derselben Datenmenge eines früheren Zeitpunkts verglichen. Diese Funktion wird am besten mit einem Rechner durchgeführt. Die praktische Anwendung des Verfahrens erfordert in der Regel einen direkt angeschlossenen Rechner (Online-Verarbeitung).

In der Praxis sind die durchzuführenden Messungen die Zählraten in jedem der Energieintervalle und die zeitliche Veränderungsrate jeder Zählrate. Die Verhältnisse dieser Messungen werden gebildet wie es durch die ent-, sprechenden Gleichungen verlangt wird. Aus den im folgenden erläuterten Gleichungen ergibt sich ein Satz von drei Verhältnissen, der zu jedem Zeitpunkt während des eingeschwungenen Betriebs mit oder ohne*ausgefallene Brennelemente im Reaktorkern erhalten werden kann,

wobei

So,

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wobei die tatsächlichen Meßwerte die jeweilige Bedingung anzeigen» Wenn in irgendeiner der Messungen Änderungen auftreten, die den Verdacht auf eine wärmeerzeugende Blockierung hervorrufen, wird sofort eine Leistungsreduzierung eingeleitet und es werden die Messungen durchgeführtp die im folgenden für diesen Fall beschrieben werden. Wenn sich der Reaktor dann auf einem niedri- "'" geren Leistungspegel stabilisiert,, werden die übrigen ebenfalls im folgenden beschriebenen Messungen durchgeführt= Unter den angegebenen Bedingungen ergibt dieses Verfahren eine Matrix von neun Werten, aus denen eine Entscheidung bezüglich der Wahrscheinlichkeit einer Ausdehnung der Undichtigkeit oder des Ausfalls abgeleitet werden kann» Die Kriterien für eine derartige Entscheidung müßten noch die oben schon erwähnten, noch nicht vorhandenen experimentellen Ergebnisse in Betracht ziehen=

Mit dem hier vorgeschlagenen Verfahren können längere Betriebszeiten des Reaktors zwischen den Wartungsarbeiten erzielt werden, da mehr Brennelemente mit geringen Defekten tolerierbar sind,, Der Reaktorbetrieb wird dadurch insgesamt wirtschaftlicher«

Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung wird nun anhand von Zeichnungen näher erläuterte Es zeigens

Fig_o 1 (Ä bis F) graphische Darstellungen der Ausbeute von Mutternuklidgruppen für verzögerte Neutronen (1 bis 6) in Abhängigkeit der Neutronenenergie;

Fig» 2 eine zusammengesetzte graphische Darstellung der gesamten Ausbeute an verzögerten Neutronen bei

der

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239 der schnellen Spaltung von Fu als Funktion der Neutronenenergie; und

Fig. 3 eine schematische Darstellung des vorgeschlagenen Meßsystems.

Das hier vorgeschlagene neue Verfahren stellt Information zur Verfügung, mit der zwischen Brennstäben unterschieden werden kann, die nur eine Undichtigkeit für Gase aufweisen, und solchen, die zu einer wärmeerzeugenden Blockierung oder zu einer anderen großflächigen Berührung mit Kernbrennstoff führen. Fig. 3 zeigt ein schematisches Diagramm des Strömungssystems mit einem Kühlkanal des Reaktors, einer Strömung im Reaktorkern quer zum Detektionssystem und der Rückführung zum Einlauf des Reaktors. Dieses Diagramm stellt ein verallgemeinertes Strömungssystem dar, das in allen Typen von Reaktoren verwendet werden kann. In jedem Reaktor können mehrere derartige Strömungsschleifen vorgesehen sein. Die hier beschriebenen Verfahren sind jeweils auf jede der Schleifen getrennt anwendbar. Bei dem Verfahren wird von den folgenden drei Punkten in vorteilhafter Weise Gebrauch gemacht;

(1) Die Halbwertszeiten der Mutternuklide für verzögerte Neutronen: Üblicherweise werden die aus der Spaltung entstehenden Neutronen in sechs Gruppen aufgeteil-t, die als Mutternuklide bezeichnet werden und ungefähre Halbwertszeiten entsprechend Tabelle 1 aufweisen. Für die Verwendung in Reaktormeßgeräten eignen sich besonders die Mutternuklide der Gruppen 1, 2 und 3.

Man stellt fest, daß der Unterschied^in den Zerfallsraten der Mitglieder dieser Gruppen ungefähr einen Faktor von zehn ausmacht.

(2)

■ ο

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(2) Energiespektrum der verzögerten Neutronen? Das Energiespektrum der verzögerten Neutronen jeder Gruppe ist in Fig« 1 dargestellte Die angegebenen Daten gelten

239

für Puο Eine Überlagerung der Gruppen ist in Pig_o 2 dargestellt» Die zur Verfügung stehenden Daten zeigen, daß über das genaue Aussehen des Spektrums der verzögerten Neutronen noch keine Übereinstimmung erzielt werden konnte= Die Existenz von Spitzen und Tälern mit einer Breite in der Größen-Ordnung von 50 KeV geht jedoch deutlich hervor„ Die Existenz einer derartigen Struktur im Energiespektrum erleichtert die Implementierung dieses Verfahrens , ist jedoch nicht unbedingt notwendig=

(3) Verweilzeit der Mutternuklide in Leckstellen von Spaltgas ι Wenn Kernbrennstoff direkt mit dem Kühlmittel in Berührung kommt, gelangen fast alle Mutternuklide durch direkten Rückstoß aus der Oberflächenschicht des Kernbrennstoffs in das Kühlmittel., Die Mutternuklide werden also augenblicklich vom Kühlmittel weggeführte Tritt dagegen Spaltgas aus einem Leck des Brennelements aus«, erscheinen im Kühlmittel zwei Arten von Mutternuklideno Die erste Art besteht au^ den Mutternukliden, die direkt aus dem Kernbrennstoff in das Kühlmittel Übertreten? dieser Betrag ist direkt zur Fläche des Bruches proportional» Die zweite Art hängt mit Beiträgen zusammen, die aus anderen Gebieten als der exponierten Oberfläche stammen ο Die Mechanismen,- die diesen Beitrag bestimmen, sind bisher nur schlecht bekannt» Die

Stärke dieses Beitrags wird als Verstärkungsfaktor ausgedrückt, der eine empfindliche Funktion des Leistungspegels ist» Mit dem Verstärkungsfaktor hängt eine Verweilzeit zusammen, mit der die Zeitspanne

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spanne angegeben wird, die ein Mutternuklidatom braucht, um von den verschiedenen internen Abschnitten des Brennstabs mit dem Leck bis zur Stelle des Fehlers in der Umhüllung zu gelangen. Die Existenz einer Verweilzeit und eines Verstärkungsfaktors wurde durch Beobachtungen bestätigt.

TABELLE 1

Gruppen verzögerter neutronen

Halbwertszeit

Gruppe 1 55 Sekunden

Gruppe 2 22 Sekunden

Gruppe 3 - 6 Sekunden

Gruppe 4 2 Sekunden

Gruppe 5 0,6 Sekunden

Gruppe 6 0,2 Sekunden

Die Verwendung der Halbwertszeit von Mutternukliden verzögerter Neutronen und der Verweilzeit ist schon für bestehende Reaktorsysteme vorgeschlagen oder realisiert worden. Das hier vorgeschlagene Verfahren ist insoweit neu, als es vom Energiespektrum der verzögerten Neutronen Gebrauch macht. Dieser Faktor liefert eine zusätzliche Dimension, mit der die Charakteristiken der Brennelemente mit Brüchen oder mit freiliegendem Kernbrennstoff entziffert werden können. Durch Einsatz von Neutronenspektroskopie kann ein direkter Hinweis auf die Gruppen von Mutternukliden gewonnen werden, die zu den"beobachteten Neutronen beitragen. Änderungen in der Zusammensetzung der Mutternuklide, die ein bestimmtes Signal erzeugen, können für die Zeit Hinweise geben, die zwischen der Erzeugung der Mutternuklide und ihrer Detektion vergangen ist.

Die

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Die Anwendung der Weutronenspektroskopie wäre relativ einfach, wenn das zusammengesetzte Neutronenspektrum durch klar identifizierbare Signalspitzen gekennzeichnet wäre und für jede Gruppe von Mutternukliden verzögerter Neutronen eine Spitze zur Verfügung stünde» In einem derartigen Fall würde die Fläche unter einer Signalspitze dem Beitrag des einen Isotops zur gesamten Neutronenemissionsrate entsprechenο Ein derartiger Beitrag könnte dann geeicht werden? um die Gesamtfläche zu bestimmen? auf der eine Berührung zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel erfolgte wenn die folgenden Parameter bekannt sind:

(a) die lokale Spaltrate,,

(b) die Strömungsverteilung zwischen der Kühlmittelströmung am Ort der Erzeugung und der Strömung im System,

(c) die Verzögerungszeit zwischen der Erzeugung von Mutternukliden und deren Detektion«

Da klar definierte Signalspitzen aber fehlen (die Struktür der Spitzen des zusammengesetzten Spektrums ist nicht sehr ausgeprägt)? kann das NeutronenSpektrum nur dazu benutzt werden? ein relatives Maß für den Beitrag der verzögerten Neutronen zu gewinnen= Der Beitrag jeder Gruppe von Mutternukliden ist in verschiedenen Energieniveaus unterschiedlich= Die Zählrate in einem Energieniveau bezüglich eines anderen stellt ein Maß für die Verzögerungszeit dar? da die Mutternuklide unterschiedliche Halbwertszeiten aufweisen»

Um dieses Prinzip in dem hier beschriebenen Verfahren • anzuwenden? werden diskrete Energieintervalle gezählt? wie es in Fig,, 3 angedeutet ist= Durch die Auswahl von Mehrfachintervallen wird es möglieh, diejenigen Parameter durch Normalisierung zu eliminieren? die aus praktischen Gründen nicht lokal im gesamten Reaktor

gemessen

• * * Il

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gemessen werden können. Als Beispiel sei die Zählrate in einem der dargestellten Energieintervalle betrachtet (das mit D. bezeichnet ist) und angenommen, daß dieses aus einer reinen Rückstoßquelle im Reaktorkern hervorgeht. Dann gilt:

f y λ AR Fy -Xt

_ D i i i i ·. i ^TR (1)

^{D =}

Die Bedeutung der Symbole ist in Tabelle 2 wiedergegeben. 10

TABELLE 2

Definitionen

f = ein dimensionsloser Verdünnungsfaktor, der die Konzentration eines Mutternuklids am Ort des Detektors mit der an der Quelle in Beziehung setzt.

A = die in cm gemessene Oberfläche des Kernbrenn-Stoffs, der mit dem Kühlmittel in Berührung

kommt, und zwar entweder infolge einer Strömung durch ein Partikelbett oder durch die Öffnung eines Bruchs der Umhüllung.

R. = die in cm gemessene Reichweite des Spaltprodukts, das als Mutternuklid "i" für verzögerte Neutro

nen wirkt.

F = die in cm see gemessene Spaltrate pro Einheitsvolumen.

y. = die Spaltausbeute der Stoffe, die Beiträge zu D. liefern.

^Qs

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3 —1
Q = die in cm see gemessene Kühlmittelströmungs-

rate im Kanal mit der ausgesetzten Oberfläche= t_m„ = die in Sekunden gemessene Transitzeit des Kühlmittels vom Ort der Berührung mit dem Kern-.

brennstoff bis zu den Detektoren«

s 3

N. = die in Atomen pro cm gemessene Dichte der Mutternuklide für die verzögerte Neutronengruppe "i" in der unmittelbaren Nachbarschaft des berührten Kernbrennstoffs oder der Öffnung des gebrochenen Brennstabs=

W-. = die in Atomen pro cm gemessene Dichte der

Mutternuklide der verzögerten Neutronengruppe "i" im Kühlmittel am Ort des Detektors 1=

Dl. = die in Zählereignissen pro Sekunde gemessene Zählrate im Detektor 1 für das zur Mutternuklid-

gruppe "i" gehörige Interval«

D2. = die in Zählereignissen pro Sekunde gemessene

Zählrate im Detektor 2 für das zur Mutternuklidgruppe "i" gehörige Interval nach einer Verzögerungszeit t, bezüglich D₁„

-1
^λ 2_ ~ die ^^{n sec} gemessene Zerfallskonsizante der

Stoffe„ die Beiträge zu D₁ liefern» μ^ = der Wirkungsgrad des Detektors ausgedrückt in Zählereignissen pro Sekunde pro Volumenkonzen^x tration der Mutternuklide im Kühlmittel am Ort des Detektors»

In

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In ähnlicher Weise gilt für die Zählrate in einem anderen Energieintervall D.:

D	i	i	y	R	i	e	t	(	λ	-λ
D.	μ _ χ	i	i				TR		j
3	■η J	_ y		3
	J	j

(R = Rückstoß)

Wie aus Gleichung (3) hervorgeht, fallen bei der Verhältnisbildung der Zählraten bei zwei verschiedenen Energieintervallen für den Rückstoß die Parameter heraus, die sich auf die Strömungsgeschwindigkeit, das Gebiet der Berührung und die Spaltungsrate beziehen. Das Verhältnis

D.

D~ J _m

ist unabhängig von der Zeit, sofern keine Änderungen

in den Charakteristiken der Quelle auftreten, die zu einer Änderung der Größen in Gleichung (3) führen. Das Verhältnis nach Gleichung (3) stellt genau das Verhältnis für den Fall dar, daß im Reaktorkern keine ausgefallenen Brennelemente vorhanden sind und daß alle verzögerten Neutronen auf spaltbare Verunreinigungen im Kühlmittel und auf die spaltbaren Spurenelemente in den Umhüllungen, den Kanälen und anderen Bestandteilen des Reaktorkerns zurückzuführen sind. Wenn drei Intervalle verwendet werden, wie es in Fig. 3 dargestellt ist, können zu jedem

Zeitpunkt drei Verhältnisse

jj— f mit verschiedenen Kombi

nationen

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nationen von i und j gebildet werden_o Ein Satz dieser Verhältnisse in einem sauberen Reaktorkern - d. h. in einem Kern, bei dem alle Brennelemente unbeschädigt sind - dient als Bezugsnormal für eine reine Rückstoßquelle,,

Die Gleichung für die Zählrate am Ort der Detektoren ändert sich, wenn defekte Brennstäbe zum Signal beitragen» Der Grund dafür besteht darin, daß der Verstärkungsfaktor (SF. ) und die Verweilzeit (t_tT„) innerhalb des Brennstabs

1 HU

die Parameter wie folgt beeinflußt?

L U

(BP = gebrochener Brennstab)

wobei angenommen ist _r daß der Verstärkungsfaktor für die verschiedenen Isotope der Mutternuklide unterschiedlich sein kanne Das Verhältnis für defekte (gebrochene) Brennstäbe entsprechend Gleichung (3) ists

Wird Gleichung (5) mit Gleichung (3) verglichen, so ergibt sich deutlich/ daß die Verweilzeit aufgrund ihrer Stellung im Exponenten eine starke Rolle spielt« Wenn außerdem Gleichung (5) einen Zeitpunkt im Betrieb mit einem ausgefallenen Brennelement darstellt und Gleichung

(3)

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(3) sich auf einen sauberen Reaktorkern bezieht, gilt für das Verhältnis der Verhältnisse:

EF,

(6)

¹ 1 R

An Gleichung (6) fallen die folgenden Punkte auf:

(1) Das Verhältnis ist identisch 1.0/ wenn die Messung zu zv/ei unterschiedlichen Zeiten durchgeführt wird und nur Rückstoßeffekte zum Signal beitragen, und zwar unabhängig davon, wie die integrierten Zählraten der verzögerten Neutronen zu jedem der Zeitpunkte aussehen. Dies ist darauf zurückzuführen, daß t _n - 0 ist und die Verstärkungsfaktoren in diesem Fall nicht angewendet werden.

(2) Das Verhältnis ist eine sehr empfindliche Funktion der Verweilzeit t„_r7 sowie des Unterschieds der Zerfallkonstanten, die durch "i" und "j" dargestellt sind. Das Verhältnis könnte auch größer oder kleiner als 1 sein, und zwar abhängig von den tatsächlichen numerischen Werten. Ein numerischer Betrag, der sich stark von 1 unterscheidet, deutet auf eine hohe Wahrscheinlichkeit, daß nur gebrochene Brennstäbe zum Signal der verzögerten Neutronen beitragen.

(3) Wenn der 3etrag des Verhältnisses dem Wert 1.0 zu- " strebt, nachdem er sich vorher stark von diesem Wert unterschieden hat, kann geschlossen v/erden, daß die Berührung mit Kernbrennstoff zunimmts. Damit könnte auch eine höhere Wahrscheinlichkeit für die Bildung einer warmegenerxerenden Blockierung angezeigt werden. Die bei einer derartigen Änderung erwarteten

Trends

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Trends oder die Schwellenwerte, die zur Auslösung von Betriebsentscheidungen anwendbar sind, wurden hier nicht näher untersucht» Es ist jedoch zu erwarten, daß außer genaueren Analysen auch experimentelle Daten erforderlich sein werden, um diese Information zur Verfügung zu stellen«

In einem frischen Reaktor werden die Signale und die Verhältnisse der Signalpegel beim Einschalten des Reaktors überwacht werden» Wenn die Detektoren an solchen Orten angebracht sind,, daß der Hintergrund-Beitrag des Reaktors vernachlässigt werden kann, beruhen die abgelesenen Meßwerte auf den Spuren von spaltbaren Nukliden im Kühlmittel und den Strukturen des Reaktorkerns« 3eim Einschalten des Reaktors ist es sehr wahrscheinlich, daß keine gebrochenen Brennstäbe im Reaktorkern vorhanden sind« Der Beitrag der Spuren spaltbarer Nuklide ist einem direkten Kontakt mit dem Kernbrennstoff äquivalent, da der Verstärkungsfaktor l»0 beträgt und die Verweilzeit

20- Null istο In einem frischen Reaktor, der im eingeschwungenen Zustand arbeitet, steht also für jedes Paar von Mutternuklidgruppen verzögerter Neutronen ein Satz von Bezugswerten der Signalpegelverhältnisse zur Verfügung« Diese Bezugswerte entsprechen dem Verhältnis in Gleichung (3)ο Beim weiteren Betrieb des Reaktors mit der laufend erfolgenden Bestrahlung des Kernbrennstoffs bleiben die Signalpegel konstant, bis der erste Brennstab bricht« Der gebrochene Brennstab "wird durch das hier beschriebene Detektionnsystem festgestellt, das ein Überwachungssystem

. für das Bedeckungsgas und das übliche Detektionssystem für verzögerte Neutronen umfaßt« Es ist außerordentlich unwahrscheinlich, daß der erste Bruch in einem Brennstab unmittelbar durch einen Kontakt zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel begleitet ist, wie er bei einer wärmeerzeugenden

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- 20 - WS 380 P - 2664

erzeugenden Blockierung auftritt. Wenn der erste Bruch in einem Brennstab auftritt, erhält man einen Bezugssatz von Signalverhältnissen entsprechend Gleichung (5). Bei jedem im weiteren Betriebsverlauf brechenden Brennstab kann ein gleiches Verhalten wie beim ersten erwartet werden, so daß die Signalverhältnisse relativ unverändert bleiben. Die mögliche Änderung der Signale .bei einer Vielzahl von gebrochenen Brennstäben, die innerhalb des Reaktorkerns räumlich verteilt sind, wird hier nicht angesprochen und muß getrennt untersucht werden. Im Prinzip könnten jedoch die Signalverhältnisse, die gebrochenen Brennstäben entsprechen, unbegrenzt weiterexistieren, wenn sich die Bruchbedingungen nicht verschlechtern. Jede Änderung in Richtung auf einen Kontakt zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel zeigt an, daß eine wärmeerzeugende Blockierung oder ein Austritt von Kernbrennstoff aufgetreten ist.

Zur Bestätigung der Existenz eines Zustands, bei dem nicht nur ein einfaches Leck von Spaltgas vorliegt, wurden zwei weitere Mittel zur Auswertung der Signale entwickelt, bei denen der Leistungspegel des Reaktors geändert wird. Im ersten Fall wird die Zählrate, die für jedes Neutronenenergieintervall festgestellt wird, an Differenziatoren gegeben, die die zeitliche Ableitung der Zählrate feststellen. In den Gleichungen für die Detektorsignale wird die sich ändernde Leistung durch P(t) dargestellt und der zeitabhängige Verstärkungsfaktor (aufgrund der Abhängigkeit vom"Leistungspegel) wird mit EF. (t)' dargestellt, um die Verweilzeit für den gebrochenen Brennstab mit einzuschließen..

In

4 ■*

OO Oa

- 21 -

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In einer zur Ableitung der Gleichungen (1) bis (6) ähnlichen Weise ergibt sich dann?

df

(HGB = wärmeerzeugende Blockierung)

^TR

F^/(t) (7)

wobei der Index HGB anstelle des Rückstoßes gewählt wurde, da die Leistungsanderung dann angewandt wird_f wenn Befürchtungen wegen wärmeerzeugender Blockierungen (HGB) bestehen= F'(t) stellt die Änderungsrate der Spaltrate bezüglich der Zeit dar und EF'(t) ist die Änderungsrate des Verstärkungsfaktors=

al

W ,1

i ^y 1

_F'_{(t) (8)}

al <V

HGB

Idf <^Di>

BP

(9)

(10)

-λ . t

(11)

fF(t)EF^(t)+F'(t)EF.(t)]

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	BP	/	BP /	t TR (λ. -λ. )	e	V	HGB	(12)
dt (IV					F(t)EFi /(t)+F^(t)EFi(t)
d in ^ dt {Cy			dt (1V	F(t)EF^(t)+F'(t)EF..(t)
			d . dt (	(13)
dt (IV		■F(t)EF^(t)+F'(t)EFi(t)
df ^)		FitJEF^tJ-F'dOEFjit)

Ähnlich zum ersten Fall wird der 3etrag der durch Gleichung (9) dargestellten Größe als Teil der Einschaltroutine gemessen, indem eine geeignete schnelle Änderung (transient) in den Reaktor eingebracht wird. Es ist zu beachten,, daß Gleichung (3) und Gleichung (9) jeweils die gleiche rechte Seite aufweisen. Wenn der erste und die folgenden Brüche in den Bre^nstäben auftreten, ergibt sich die durch Gleichung (12) dargestellte Größe. Solange diese Größe sich von Gleichung (9) unterscheidet (d. h. die rechte Seite von Gleichung (13) unterscheidet sich vom Wert 1.0 durch einen bestimmten Betrag), kann eine wärmeerzeugende Blockierung ausgeschlossen werden. Der Wert für die rechte Seite von Gleichung (13), der als Kriterium für den Kontakt zwischen Kühlmittel und Kernbrennstoff dienen kann, hängt von dem jeweiligen Reaktorsystem ab und muß experimentell gemessen werden.

Als Teil der Messungen, die bei einer Änderung des Leistungspegels im Reaktor durchgeführt werden, ergeben sich die folgenden Gleichungen für die Signale, wenn man vom

ursprünglichen

ft β

a et 4 α

- 23 -

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ursprünglichen Leistungspegel P, zu einem Gleichgewichtszustand mit Leistungspegel P- übergeht=

^Di

HGB

F(P₁)

i^tTR|

(14)

P 2

HGB

£ y λ AR y
D i i i i
0

F(P₂)

~\ t π
i TR

(15)

^Di

P 1

HGB

HGB

F(P )

(16)

P.

(P₁)
HU

(17)

TR

wobei die Verweilzeit als Funktion des Leistungspegels dargestellt wird_? was zu erwarten ist= Außerdem ist sie in ähnlicher Weise wie Gleichung (4) vom Verstärkungsfaktor abgetrennt.

Q,

P.

BP F(P₁)

P₂

BP

■i F(F₂) EF.C

-λ ,

HU

^Xi

'HU

- t

(P₁)

HU

(18)

TR

;i9)

W *

V ν te * „

- 24 -

3SO' P-- 2664

(20)

(P.

"HU

- t.

(P₁)

HU

Gleichung (16) sagt nur aus, daß das Verhältnis der Signale zwischen P, und P„ dasselbe ist wie das Verhältnis der Leistungspegel, wie man es für den Fall eines Kontakts zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel erwartet. Dieser Wert wird entsprechend Gleichung (19) bei einera gebrochenen Brennstab modifiziert, und zwar durch die Änderung des Verstärkungsfaktors und der Verweilzeiten als Funktion des Leistungspegels. Gleichung (20) zeigt den Unterschied zwischen den Signalen eines gebrochenen Brennstabs und des Kontakts mit Kernbrennstoff als Folge einer Änderung des Leistungspegels.

Tabelle 3 zeigt die Größen, die abgeleitet wurden, um den Unterschied zwischen den gemessenen Signalen darzustellen, die einerseits durch gebrochene Brennstäbe hervorgerufen werden und andererseits durch eine wärmeerzeugende Blokkierung. Der Vergleich, der als Verhältnis wiedergegeben ist, liefert Werte, die sich nur dann von 1 unterscheiden, \ienn eine endliche Verweilzeit auftritt und/oder wenn Unterschiede bei den Verstärkungsfaktoren jeder verzögerten Gruppe vorliegen. Für die Anwendung mit drei verzögerten Gruppen erhält man neun Verhältniswerte, wenn die 3eobachtungsreihe Messungen umfaßt, die in einem Gleichgewichtszustand mit Leistungspegel P, durchgeführt werden, während eines Übergangs zu einem Leistungspegel

P2

25 - WS 380 P - 2664

P und in einem Gleichgewichtszustand mit Leistungspegel P„o Jeder dieser neun Werte ist identisch l„0, wenn die verzögerten Neutronen aus Kernbrennstoff stammen,, der direkt mit dem Kühlmittal in Berührung ist« Wenn mehrere ausgefallene Brennstäbe räumlich im Reaktorkern verteilt sind, ist es bisher noch nicht möglich gewesen, die Änderung der Verhältnisse vorauszusagen» Es ist zu erwarten, daß die Änderung systemabhängig ist und daher getrennt untersucht werden muß» Es ist jedoch auch sehr wahrscheinlich, daß das Änderungsverhalten,, das bei einer wäriaeerzeugenden Blockierung anwendbar ist, sich in charakteristischer Weise von dem für gebrochene Brennstäbe unterscheidet« Mit Hilfe eines angeschlossenen Rechners, der die Parameter des Reaktors laufend überv/acht, sollte es daher möglich sein, die Kombination von Signalen festzustellen, die auf einen großflächigen Kontakt zwischen Kernbrennstoff und Kühlmittel hindeuten und danach entsprechende Gegenmaßnahmen zu ergreifen.

Eine nähere Untersuchung der Faktoren, denen die Messungen unterliegen, zeigt, daß die Signalbeiträge in jedem Energieintsrvall "i" oder "j" nicht ausschließlich von der jeweiligen Gruppe von Mutternukliden stammen müssen» Solange ein Unterschied in den Beiträgen zwischen einem Energieintervall und einem anderen besteht, liefern die Verhältniswerte immer noch nützliche Information bezüglich der Charakterisierung der Quellen für die verzögerten Neutronenο

TABELLE 3

3SQ. P - 2664

TABELLE 3

Charakteristische Verhältnisse der Parameter

Parameter

Verhältnis der Parameter für gebrochene Brennstäbe zu denen für wärmeerzeugende Blockierung

Sählereignisse im Energie-IQ intsrvall "i"

Zählareignisse im Energieintervall "j"

- V

.'inderungsrate der Sahir ate in F(t)EF (t)+F (t)EF (t)

Znergieintervall "i" (transient) i j_

anderungsrate der Zählrata iia F (t) EF . (t) +F (t) EF . (t)

Energieintervall "j" (transient) 3 j

Silhlereignisse ira Energieintervall "i" bei:a Leistungs^Jegel P,

(Gleichgewicht) ·

2Q Zählereignisse ira Energieintervall EF. (P-) "i" beiia LeistunqsOegel P„ ι 2

(Gleichgewicht)

(P₂) (P₁) e^Xi^i1:HU " ¹¹HU

Die Möglichkeit einer wärmeerzeugenden Blockierung oder eines großflächigen Kontakts zwischen Kühlmittel und Kernbrennstoff kann die Abschaltung des Reaktors erfordern. Aus wirtschaftlichen Gründen sollte die Abschaltung (oder, wenn notwendig, eine Notabschaltung) nur erfolgen, wenn ernsthafte Sicherheits- oder Wartungsbedenken bestehen. Die Verläßlichkeit der Daten, aufgrund deren die Abschaltung durchgeführt wirdf. muß also möglichst groß sein. Zu diesem Zv/eck werden die folgenden ilaßnahiaen zur Ergänzung des bisher beschriebenen Verfahrens vorgeschlagen:

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I. Mehrfache Detektoren: Nach der Darstellung in Fig. sollten zwei Detektoren mit einer Verzögerungszeit t in das Strömungssystem eingebaut werden. Dadurch wird die Anzahl der Daten verdoppelt, aufgrund derer die Steuerung erfolgt. Die Verläßlichkeit des Verfahrens wird dadurch ebenfalls erhöht.

Ho Eichung mit einer Rückstoßquelle; Eine Rückstoßquelle kann in Form eines Stabes hergestellt werden,

.10 der aus einen spaltbaren Nuklid besteht, das mit einem entsprechenden Trägermaterial legiert ist. Andere Formen für Rückstoßquellen sind möglich, beispielsweise Kugeln oder Tabletten, die so im Reaktorkern gehaltert werden, daß sie direkt mit dem Kühlmittel in Berührung kommen. Eine derartige Quelle kann zur Eichung des erfindungsgemäßen Verfahrens dienen und die Bezugsmatrix liefern, die zur Charakterisierung einer wärmeerzeugenden Blokkierung dient»

III» Eichung mit einem gebrochenen Brennstab:·Eine ähnliche Vergleichsmatrix läßt sich erhalten, wenn ein Brennstab in den Reaktorkern eingeführt wird, der einen künstlich erzeugten Defekt aufweist. Es ist möglich, einen Brennstab zu entwerfen, der sowohl eine Rückstoßquelle als auch einen gebrochenen Brennstab simulieren kann. Die Änderung der Daten mit der genauen Lage des gebrochenen Brennstabs könnte mit einer derartigen Vorrichtung ebenfalls untersucht werden.

Mit

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Mit diesen zusätzlichen Maßnahmen ist es wahrscheinlich, daß jeder gewünschte Grad von Verläßlichkeit erreicht werden kann.

Claims (1)

1. fl/ Verfahren zur Feststellung ausgefallener Brennstäbe in Kernreaktoren«, bei dem die Meutronsnstrahlung untersucht wird,

   dadurch gekennzeichnet, 5 daß das EnergieSpektrum verzögerter neutronen in mindestens zwei Energieintervallen (D.) durch Aufnahme der Zählraten gemessen wird und daß die Verhältnisse aus den ■ermittelten Zählraten gebildet werden»

   10 2= Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,. daß die Zählraten der Energieintervalle nach der Zeit differenziert werden,

   3» Verfahren nach Anspruch 1 oder 2„ dadurch gekenn-15 zeichnet, daß die Zählraten bei verschiedenen Leistungspegeln des Reaktors aufgenommen werden.

   4 ο Verfahren

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   4. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet, daß die Zählraten an zwei verschiedenen Stellen des Reaktorkühlmittelkreislaufs mit einer zeitlichen Verzögerung (t,) ermittelt werden.

   5. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet, daß zu Eichzwecken Quellen verzögerter Neutronen in den Reaktor eingebracht werden.