DE3334348A1

DE3334348A1 - System zur feststellung von brennstoffverlusten in kernreaktoren

Info

Publication number: DE3334348A1
Application number: DE19833334348
Authority: DE
Inventors: Richard P. Pasco Wash. Colburn
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1983-02-01
Filing date: 1983-09-22
Publication date: 1984-08-02
Also published as: JPS59143994A; US4560529A; JPH047479B2; GB2135106A; GB8326296D0; FR2540280A1; ZA837559B

Description

WS386P-2727

System zur Feststellung von Brennstoffverlusten in Kernreaktoren

Die Erfindung betrifft ein System zur Feststellung von Brennstoffverlusten in Kernreaktoren nach dem Oberbegriff des Anspruchs 1, um die Unversehrtheit von Brennstäben im Reaktorkern zu überwachen.

Der Kern eines Reaktors ist aus Brennelementen aufgebaut, von welchen jedes aus einem Bündel von Brennstäben besteht. Der einzelne Brennstab ist als zylindrisches Hüllrohr aufgebaut, in welchem die Brennstofftabletten angeordnet sind. Dieses Hüllrohr wird auf der Außenseite vom Kühlmittel umströmt. Wenn die Wand des Hüllrohres durchlässig ist, das heißt, wenn ein sogenannter Brennstoff verlust auftritt, können Spalt fragmente, insbesondere Spaltgase aus dem Brennstab austreten und ferner kann das Kühlmittel mit dem Brennstoff in Berührung kommen. Brennstoffverluste bei Kernreaktoren treten trotz höchster Qualitätskontrollen unter Beachtung höchster Sicherheitsmaßnahmen beim Betrieb auf. Diese Brennstoff-Verluste sind in der Regel Folgen von Pin-Löchern oder lochfraßähnlichen Rissen in dem Hüllrohr und/oder den Schweißnähten. Diese Brennstoffverluste können durch eine Analyse der Spaltgase außerhalb des Kernes und durch eine überwachung der Mutterkerne verzögerter Neutronen im Kühlmittel festgestellt werden.

Die Wichtigkeit von Brennstoffverlusten ist besonders hinsichtlich der drei nachfolgend genannten Faktoren zu beachten:

a) Sicherheit:

Obwohl Brennstoffverluste in Form von Leckgasen für die Sicher

heit von vernachlässigbarer Bedeutung sind, bestehen Befürchtungen,

daß

■Ψ-

daß Löcher oder Öffnungen im Hüllrohr langsam so groß werden können, daß zunehmend Kühlmittel eindringen kann oder Brennstoffteilchen austreten können. Bei flüssiggekühlten Schnellen Brütern erzeugt eine Reaktion zwischen dem flüssigen Natrium und dem Brennstoff ein Produkt, das eine geringere Dichte als der Brennstoff hat. Dadurch kann sich das Volumen vergrößern und in einzelnen Fällen sogar eine Aufweitung der feinen Risse ergeben. Die dabei entstehenden Sicherheitsbedenken rühren von der Tatsache her, daß der aufquellende oder austretende Brennstoff möglicherweise die Wärmeabfuhr vom Brennstab behindern

kann oder daß sich Teilchen ansammeln und innerhalb des Kernes eine Strömungsblockierung auslösen, die einen Wärmeanstieg erzeugt.

b) Wartung:

Von dem Brennstoff, welcher in das Kühlmittel eingedrungen ist, kann ein Teil vom Kern wegtransportiert und sich im Rohrsystem bzw. in den Wärmetauschern oder Pumpen ablagern. Derartige Ablagerungen erschweren die Wartung innerhalb und außerhalb der einzelnen Komponenten.

c) Wirtschaftlichkeit:

Aufgrund der Unvermeidlichkeit von Brennstoffverlusten wird die Wirtschaftlichkeit von Kernreaktoren wesentlich verbessert, wenn eine geringere Anzahl von Elementen mit einem solchen

Verlust behaftet ist. Wenn also die Bedenken bezüglich der Sicherheit und der Wartung beseitigt werden können, stellt dies einen beträchtlichen Anreiz dar, den Reaktor sicher weiterbetreiben zu können, selbst wenn einige Brennstäbe mit vernachlässigbaren Brennstoffverlusten behaftet sind.

Eine Schwierigkeit bei der Instrumentierung von Reaktoren besteht darin, Brennstoff Verluste und insbesondere der Umfang des Brennstoff Verlustes sehr sicher festzustellen und zu überwachen, damit ein sicherer Betrieb des Reaktors jederzeit gewährleistet ist. Dieses Problem läßt sich dadurch lösen, daß man eine Möglichkeit findet, die Änderung

im Brennstoff verlust WS386P-2727 —

im Brennstoffverlust zu beobachten, damit man einen wesentlichen Anstieg von austretendem Brennstoff sicher und zuverlässig feststellen kann. Eine relativ isolierte und zufällige Hüllrohrbesehädigung ist unschädlich. Wenn sich ein Brennstoffverlust bzw. eine Exposition von Brennstoff ergibt, ist Voraussetzung, daß man die mögliche Ausbreitung des Verlustes erkennt, obwohl laufende Experimente andeuten, daß Hiillrohrstörungen lokalisierte Ereignisse sind. Aus Analysen ergibt sich auch, daß eine Blockierung der Kühlung in eng begrenzten Bereichen toleriert werden kann, ohne daß darunter die Sicherheit leidet. Wenn eine solche Blockierung zuverlässig festgestellt werden kann, ist auch die Reaktorsicherheit weiterhin gegeben, wenn ein Wachsen der Blockierung über einen tolerierbaren Grenzbereich hinaus ausgeschlossen werden kann.

Der Erfindung liegt deshalb die Aufgabe zugrunde, ein System zur Feststellung von Brennstoffverlusten in Kernreaktoren zu schaffen, mit welchem zwischen ernsthaften Verlusten und geringen Leckverlusten differenziert werden kann, insbesondere wenn die Leckverluste nur aus Spaltgasverlusten bestehen.

Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß durch die Merkmale des Anspruchs 1 gelöst.

Weitere Ausgestaltungen der Erfindung sind Gegenstand von weiteren Ansprüchen.

Bei einem gemäß der Erfindung aufgebauten Uberwachungssystem sind zwei Neutronendetektoren neben dem Strömungsweg des Kühlmittels angeordnet, nachdem dieses den Kernbereich verlassen hat. Im Kühlmittelstrom ist stromaufwärts ein Filter vorgesehen, welches Makroteilehen festhält. Die Signale der beiden Detektoren sind im wesentlichen gleich, wenn im Kühlmittel im wesentlichen nur verzögerte neutronenemittierende Spaltprodukte gelöst sind. Wenn dagegen Makroteilchen vorhanden sind, welche verzögerte neutronenemittierende Produkte enthalten, die aufgrund einer Auswaschung des Brennstoffs durch größere Risse, das heißt, infolge eines größeren Brennstoffverlustes sich ergeben, werden diese Makroteilehen

von dem WS386P-2727 —-

von dem Filter festgehalten und durch den zugeordneten Neutronendetektor erkannt, sodaß die von den Detektoren abgegebenen Signale einen nennenswerten Unterschied haben und derartige Brennstoffverluste bzw. Fehler sicher erkennbar machen.
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Die Erfindung mit Ihren Vorteilen und Merkmalen wird anhand eines auf die aus einer Figur bestehenden Zeichnung bezugnehmenden Ausführungsbeispiels näher erläutert, welche in schematischer Darstellung das Überwachungssystem gemäß der Erfindung zeigt.

In der Zeichnung ist ein Atomreaktor 1 mit einem Reaktorkern 2 dargestellt, welcher von einem Kühlmittel 3 durchflossen ist. Im Bereich 4 wird das Kühlmittel unterteilt, um einen Teilstrom durch zwei voneinander beabstandete Neutronendetektoren 5 und 6 zu leiten. Der stromaufwärts gelegene Detektor 5 befindet sich gegenüber einem Filter 7, während der stromabwärts gelegene Detektor 6 einem Strömungsbereich gegenüberliegt, in welchem kein Filter vorhanden ist. Makro teile hen, welche im Kühlmittel nur beim Vorhandensein eines bedeutenden Brennstoffverlustes auftreten, werden an der Oberfläche 8 des Filters 7 zurückgehalten, sodaß sich ein Ausgangssignal am stromaufwärts gelegenen Detektor 5 ergibt, das von dem Ausgangssignal des stromabwärts gelegenen Detektors 6 verschieden ist.

Lösbare Spaltprodukte werden grundsätzlich von dem Filter 7 durehgelassen. Ein im Bereich des Filters 7 vorgesehenes Raumvolumen 9 dient zum Auffangen von Spaltgasen und kann in einfacher Weise für die Probenentnahme benutzt werden. Zu diesem Zweck kann eine Entnahmeleitung 10, wie in Fig. 1 gezeigt, vorgesehen sein. Das Filter 7 ist in vertikaler Anordnung in Fig. 1 gezeigt, da bei dieser Anordnung zusammen mit der Verwendung von kleinen Filterbohrungen in der Größenordnung von etwa 10 /um Durchmesser das Sammeln des Spaltgases im Raumvolumen 9 begünstigt wird. Über einen gewissen Bereich der Oberfläche des mit dem Kühlmittel benetzten Filters 7 bildet sich eine Gasschicht aus, welche eine Gasausscheidung aus dem Kühlmittelstrom verursacht. 35

Aus der WS386P-2727

Aus der Fig. 1 kann man ferner entnehmen, daß das über den Beipaß fließende Kühlmittel durch vergrößerte, als Stufen 11 und 12 bezeichnete Volumenräume fließt, die ebenfalls den Neutronendetektoren 5 und 6 gegenüber liegen.
5

Rostfreie Stahlfilter 7 haben sich als besonders wirkungsvoll für das Zurückhalten von Brennstoff-Makroteilchen erwiesen. Eine Testströmung mit einem Umfang von 18 l/min wurde durch ein Filter mit normaler Porengröße von 10 /um geleitet, wobei man einige Milligramm Anfall von Brennstoff teilchen zurückhalten konnte. Um die Testflüssigkeit mit 18 l/m in fließen zu lassen wurde ein Druckunterschied von etwa 0,07 kg/cm 2 aufrecht erhalten.

Wenn Mutterkerne verzögerter Neutronen in der ersten Stufe 11 ankommen, haben die in Lösung befindlichen Arten eine Transitzeit durch die Stufe 11, die gleich der Verweilzeit des Kühlmittels ist, jedoch werden die Makroteilchen des Brennstoffes in der Nähe des Neutronendetektors 5 gehalten und ermöglichen den vollen Zerfall aller Mutterkerne verzögerter Neutronen, die sie enthalten. Die Konzentration der Mutterkerne in der zweiten Stufe 12 wird durch den Zerfall während des Zuflusses von der ersten Stufe und die Elimination desjenigen Anteils reduziert, der in dem an dem Filter 7 festgehaltenen Makroteilchen enthalten war.

Wenn kein Makroteilchen vorhanden ist, erhält man an den beiden Stufen vergleichbare Signale für die verzögerten Neutronen. Wenn jedoch die Makroteilchen auch nur einen geringen Anteil von Mutterkernen verzögerter Neutronen mit sich tragen, ergibt sich am Neutronendetektor 5 ein wesentlich größeres Signal als am Neutronendetektor 6. Damit erhält man durch den Vergleich der Signale ein sehr empfindliches Maß für die Auswaschung des Brennstoffes. Diese Meßgröße bietet eine besonders zweckmäßige Möglichkeit der Feststellung von einer plötzlichen Auswaschung von Brennstoff, dessen Feststellung leicht bei der Verwendung herkömmlicher Detektorsysteme für verzögerte Neutronen übersehen werden kann.

Für die WS386P-2727

Für die nachfolgende Analyse wird angenommen, daß ein Anteil an Mutterkernen verzögerter Neutronen durch eine Bruchstelle in einer Menge von N Atomen/sec austritt und sich mit der Kühlmittelströmung Mi(_cm3/_Sec) vermischt. Eine Probenströmung M2(cm-tysec) nimmt einen Anteil (m²/mi) χ (M2/M1) der freigesetzten Atome auf und transportiert ihn zu dem Eingang der Stufe 11 des ersten Neutronendetektors. Das Filter hat die Effizienz E für das Entfernen von Brennstoff-Makroteilchen, jedoch eine Effizienz 0 bezüglich der Ausscheidung von gelösten Anteilen. Es sei davon ausgegangen, daß eine Fraktion f der Mutterkerne verzögerter Neutronen in den Makroteilchen enthalten ist. Die Transitzeit durch die Stufe 11 für den in Lösung befindlichen Anteil beträgt ti· Für den Transport durch die Stufe 12 ist eine Transitzeit t2 nötig. Für die Zeit des Transportes zwischen den Stufen wird eine Transitzeit t3 angenommen.

Wenn A. = der Zerfallkonstante für eine gegebene Mutterkernart ist, dann ergibt sich für den Anteil der bei der Stufe 11 ankommenden Atome dieser Mutterkernart

* 2 -Xt

N₁ = N sr e ο 1 M₁

Die Menge der sich in der Stufe 11 sammelnden Mutterkerne beträgt

_____ = N₁ - N₁ -XN₁

wobei N^ = die Anzahl der Atome der Mutterkerne in der Stufe 11,Ni ⁼ die Anzahl der Atome pro Sekunde der Mutterkerne ist, welche die Stufe 11 im eingeschwungenen Zustand verlassen. Für den eingeschwungenen Zustand gilt

30 ^dt

dN

= O

womit sich ergibt,

= N* - N° = N* (1 - (1 - Ef)e"^Xtl)

In gleicher Weise WS386P-2727

^: ::^{; :} . -./ 333A348

■I-

In gleicher Weise ergibt sich für den eingeschwungenen Zustand an der zweiten Stufe

XM₂ = N^ - K₂ = N° e~^Xt3 (1 - e^^Z2)

Daraus leitet sich das Verhältnis der Neutronenemissionsraten an den beiden Stufen ab, welches ist:

Zur beispielsweisen Betrachtung wird für eine erste Probemenge davon ausgegangen, daß für eine Halbwertszeit von 20 sec, A = 0,03465 sec"⁵, tj = t2 = 2 see, t3 = 1 see und für keine Fraktion von Mutterkernen in den Makro teilchen, also f = 0, sich nachfolgender Wert für das Verhältnis der Neutronenemissionsraten errechnet:

^ = e^X(tl ^{+ t}3⁾ = 1.109

Für diesen Fall ergeben sich gleichartige Betriebsergebnisse, die sich nur aufgrund des Zerfalls während der Ubertragungszeit unterscheiden.

Für die zweite beispielsweise Berechnung wird davon ausgegangen, daß in den Makro teilchen 10 % an Mutterkernen enthalten sind und die Filtereffizienz 90 % beträgt. Für f = 0,1 und E = 0,9 ergibt sich damit:

XN₁

«ς - ⁴·⁰⁸

Wenn f ^ 0,5 und E = 0,9 ist, ergibt sich

XN₁

i = 14.66

XN₂

Die beiden Ergebnisse unterscheiden sich erheblich und deuten an, daß eine Auswaschung von Brennstoff erfolgt ist. Für die vorausstehende analytische Berechnung wurde davon ausgegangen, daß das Verhältnis der

WS386P-2727 die verzögerten

die verzögerten Neutronen bestimmenden Signale von den zwei Neutronendetektoren aufgrund einer angenommenen Verweilzeit von 2 Sekunden für das Kühlmittel im Betrachtungsbereich der beiden Detektoren errechnet wurde. Im praktisch auftretenden Fall beträgt die Verweilzeit weniger und liegt näher bei 0,2 Sekunden. Diese Verringerung der Verweilzeit hat einen direkten Einfluß und vergrößert die relative Differenz der Signale von den beiden Neutronendetektoren für einen gegebenen Anteil des ausgewaschenen Brennstoffs. Bei einem sorgfältigen, diese Verhältnisse berücksichtigenden Aufbau kann die Verweilzeit für das Kühlmittel möglicherweise auf einen Betrag von 2Ξ = 0,1 Sekunden verringert werden. Dadurch würde sich eine weiter verbesserte Unterscheidung ergeben.

Anhand einer Analyse, welche die Signale für die verzögerten Neutronen für den Fall vergleicht, daß die Anlage mit und ohne Filter arbeitet, soll gezeigt werden, wie wichtig die Verwendung des Filters ist.

Im Vergleich der relativen mit von den verzögerten Elektronen herrührenden Signalen, welche für die Freigabe einer gegebenen Menge von Brennstoffteilchen zu erwarten ist, ergibt sich aus dem nachfolgenden Ausdruck, bei welchem einerseits von einem fehlenden Filter und andererseits von dem Rückstoß ausgegangen wird, der sich an einer Brennstoff oberfläche von 1 cm² ergibt:

^p _ M

^S

In dieser Gleichung stellen dar:

Rp = das Signal verzögerter Neutronen aufgrund der Teilchen; R_s = das Signal verzögerter Neutronen aufgrund eines Mutterkernrückstoßes von einer Brennstoffläche von 1 cm²; M= das Verhältnis der freigegebenen Brennstoffteilchen als Bruchteil des "Rückstoßvolumens", bezogen auf see""* (Rückstoßvolumen 1/4 δ ; S = Rückstoßlänge; 1/4 S ~ 1_;5 χ 10"⁴ cm³/cm²);

= Zerfallskonstante für verzögerte Neutronenemission pro see"¹. 35

Dieser Ausdruck WS 386P-2727

Ά Λ·

Dieser Ausdruck zeigt, daß für den Fall, daß ein Signal von den Teilchen ohne Filter gleich demjenigen von einer Quelle von 1 cm² sein soll, eine Auswaschrate von M ^A gegeben sein muß. Für den länger lebenden Mutterkern verzögerter Neutronen W?Iλ.= 0_f028 see"* ergibt sich:

M~ (_;028)(l_;5 x 10~⁴ cm³) ^4_;2 χ 10"⁶ cm³/sec. Für ρ = 10 gm/cm M = 42 ygm/sec.

Wenn man die von den Neutronendetektoren zu erwartenden Signale für den Fall mit und ohne Filter bezüglich einer vorgegebenen Rate für die Auswaschung des Brennstoffes miteinander vergleicht, gilt nachfolgende Gleichung:

_FP _ L. Z^ f

^RP (l-e-^XV ^XX

Für λτ << 1

Dabei gilt:
Rpp = Signal verzögerter Neutronen von Teilchen bei Verwendung

eines Filters;
Rp = Signal verzögerter Neutronen von Teilchen bei fehlendem Filter;

f = Filtereffizienz von typischerweise l>f >0,8 ητ = Verweilzeit des Kühlmittels vor den Detektoren in see = V/V

(wobei V das Flüssigkeitsvolumen gegenüber dem Detektor und

V die Strömungsgeschwindigkeit am Detektor vorbei ist).

Diese Gleichung zeigt, daß das Signal, welches man vom Mutterkern ver- ^ίΌ zögerter Neutronen in Makroteilchen erhält, durch die Verwendung eines Filters umgekehrt proportional zur Verweilzeit der Flüssigkeit und der Zerfallskonstante vergrößert wird. Es ergibt sich, daß das System so ausgelegt sein sollte, daß eine verhältnismäßig hohe Strömungsgeschwindigkeit für das Kühlmittel, ein minimales Kühlmittelvolumen in der Nähe der

Neutronendetektoren und eine Zeitverzögerung beim Transport vom Kern zum Neutronendetektor vorgesehen werden sollte, um den Einfluß der verhältnismäßig wichtigen länger lebenden Mutterkerne verzögerter Neutronen zu verstärken (Λ kleiner). Für den länger lebenden Mutterkern verzögerter Neutronen ¹³⁷IA= 0,028 see"¹ ergibt sich für die Verstärkung des Signals _R

FP f

- = 357 (f)

R_p (_J028)(_fl)

Für die WS386P-2727

33343A8

Für die Massenverlustrate, welche ein gleiches Signal für die verzögerten Neutronen wie der Rückstoß von 1 cm^ ergeben würde, ergibt sich diese Verstärkung

μ - 4.2 x 10 cm /see _ 1 17 χ IQ" cm ^M " 357 (f) f

Wenn ρ = 10 gm/cm³ ist, folgt daraus M = —'- ^

Eine Transportzeit von etwa 30 Sekunden für den Strömungsfluß zwischen dem Kern und dem ersten Neutronendetektor würde angemessen sein für Λ ■<0,028. Dies entspricht etwa der Transportzeit, welche mit dem derzeitigen Entwürfen zu erwarten ist. Während eine lange Transportzeit zu den Neutronendetektoren und eine kurze Verweilzeit in der Umgebung der Neutronendetektoren die absolute Größe des von den verzögerten Neutronen abgeleiteten Signals verringert, ergibt sich trotzdem eine beträchtliche Verbesserung der Unterscheidungsmöglichkeiten der beiden Signale aufgrund von in Lösung befindlichen Mutterkernen und solchen in Makroteilchen.

Mit Hilfe des Filters wird die Effizienz der Neutronendetektoren für Makroteilchen von Brennstoff wesentlich gegenüber von Ausführungen ohne Filter verstärkt. Da überdies das System das Differenzsignal von zwei in Serie liegenden Detektoren überwacht, werden jegliche Änderungen des Signals der verzögerten Neutronen infolge von Konzentrationsveränderungen der Mutterkerne in Lösung kompensiert, sodaß das Differenzsignal ein sehr empfindlichere Messung für das Auswaschen von Brennstoff ermöglicht als es bisher bei Detektoren mit Filtern der Fall ist.

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Claims

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System zur Feststellung von Brennstoffverlust in Kernreaktoren mit einem an Neutronendetektoren vorbeiführenden Strömungsweg für einen Teil des Kühlmittels, nachdem dieses den Kern durchflossen hat, wobei die Neutronendetektoren entlang dem Strömungsweg angeordnet sind, dadurch gekennzeichnet,

- daß ein Filter (7) innerhalb eines ersten Teils (Stufe 11) des Strömungsweges (4) angeordnet ist;

- daß das Filter (7) derart ausgebildet ist, daß es eventuell in dem Kühlmittelstrom enthaltene Makroteilchen zurückhält;

- daß ein erster Neutronendetektor (5) neben dem ersten Teil (Stufe 11) des Strömungsweges (4) angeordnet ist;

- und daß ein zweiter Neutronendetektor (6) stromabwärts von dem ersten Neutronendetektor (5) neben einem zweiten Teil (Stufe 12) des Strömungsweges (4) angeordnet ist.

2. System nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet,

- daß der erste und der zweite Neutronendetektor (5, 6) Detektoren für verzögerte Neutronen sind.

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3. System nach Anspruch 1 oder 2,
dadurch gekennzeichnet,

- daß das Filter (7) aus rostfreiem Stahl hergestellt ist.

4. System nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch gekennzeichnet,

- daß das Filter (7) Poren von etwa 10 /um Durchmesser hat und daß sich an dem Filter ein Druckabfall von etwa 0,07 kg/cm2 ausbildet.

5. System nach einem der Ansprüche 1 bis 4, dadurch gekennzeichnet,

- daß das Filter (7) vertikal in dem ersten Teil (Stufe 11) des Strömungsweges angeordnet ist, wobei dieser Teil ein Raumvolumen stromaufwärts vom Filter umfaßt, in welchem sich Gase sammeln, die das Filter (7) nicht passieren;

- und daß der erste Teil (Stufe 11) des Strömungsweges (4) mit Entnahmeleitungen (10) versehen ist, um das angesammelte Gas aus dem Raum volumen (9) abzuführen.

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