DE4238563A1 - Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren - Google Patents

Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren

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Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren gemäß dem Ober­ begriff des Anspruches 1.
Brennstäbe für Kernreaktoren werden mit äußerster Genauig­ keit gefertigt, um das Auftreten von Fehlern in der Umhül­ lung zu vermeiden, welche den Brennstoff umgibt, und damit das Austreten von radioaktiven Spaltprodukten und deren Ein­ dringen in das Reaktorwasser des Primärkreislaufes des Reak­ tors zu vermeiden. Das Auftreten einer Leckstelle führt dazu, daß das Reaktorwasser und damit die verschiedenen Teile des Primärkreislaufes mit radioaktiven Spaltprodukten verunreinigt werden. Wenn eine Verunreinigung des Reaktor­ wassers festgestellt worden ist oder vermutet wird, ist es von größter Bedeutung, daß die Leckstelle geortet wird, da­ mit die undichten Brennstoffeinheiten ersetzt werden können. In der Praxis wird die Leckstellenermittlung normalerweise nicht an einzelnen Brennstäben durchgeführt, sondern an Brennelementen, die eine Vielzahl von Brennstäben enthalten. Ebenso werden beim Ersetzen von Brennstoffeinheiten Brenn­ elemente und nicht einzelne Brennstäbe ersetzt.
Die Leckstellenermittlung findet bei einem verdächtigen Brennelement durch Messung von Spaltprodukten in einer Gas- und/oder Wasserprobe statt, welche dem Brennelement entnom­ men wurde. Um einen möglichst hohen Feststellungsgrad zu er­ reichen, werden Maßnahmen getroffen, um Spaltprodukte aus dem zu untersuchenden Brennelement heraus zu pumpen. Dies kann dadurch erfolgen, daß die Temperatur des Brennstoffes erhöht wird oder durch Erniedrigung des äußeren statischen Druckes um den Brennstoff. Die Temperatur kann dadurch er­ höht werden, daß die Wasserzirkulation durch das Brennele­ ment gestoppt wird, zweckmäßigerweise dadurch, daß das Was­ ser vollständig aus dem Brennelement entfernt wird. Der äußere statische Druck kann dadurch reduziert werden, daß das Brennelement auf ein höheres Niveau im Reaktorwasser ge­ hoben wird.
Die Brennelemente in einem Siedewasserreaktor enthalten eine Vielzahl von Brennstäben, die gewöhnlich in einem Gitter mit quadratischem Querschnitt angeordnet sind. Jeder Brennstab enthält eine große Anzahl von Brennstofftabletten, gewöhn­ lich Tabletten aus Urandioxid, die in einem Hüllrohr, das gewöhnlich aus Zircaloy besteht, übereinander gestapelt sind. Die Brennstäbe sind zwischen einem plattenförmigen Fußstück und einem plattenförmigen Kopfstück angeordnet und sind in seitlicher Richtung von einem Brennelementkasten um­ geben, der normalerweise ebenfalls aus Zircaloy besteht und einen quadratischen Querschnitt hat. Die Brennstäbe werden in seitlicher Richtung untereinander durch Abstandshalter auf Abstand gehalten, die in geeigneten Abständen in verti­ kaler Richtung angeordnet sind. Beim Betrieb des Reaktors wird das Reaktorwasser durch das Fußstück des betreffenden Brennelements eingeleitet, und, nachdem das Reaktorwasser den Raum in dem Brennelementkasten an der Außenseite der Brennstäbe durchströmt hat, wird es durch das Kopfstück des Brennelements herausgeleitet.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreakto­ ren zu entwickeln, welches unter Betriebsbedingungen anwend­ bar ist und mit einem Minimum an Zeitaufwand durchführbar ist.
Zur Lösung dieser Aufgabe wird ein Verfahren zur Leckstel­ lenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren gemäß dem Oberbegriff des Anspruches 1 vorgeschlagen, welchen er­ findungsgemäß die im kennzeichnenden Teil des Anspruches 1 genannten Merkmale hat.
Vorteilhafte Ausgestaltungen der Erfindung sind in den wei­ teren Ansprüchen genannt.
Das Verfahren gemäß der Erfindung wird durchgeführt, während sich die Brennelemente unter Wasser befinden.
Das abgesaugte Wasser kann sowohl in Wasser gelöste Spalt­ produkte enthalten als auch ungelöste Spaltprodukte, die sich in der Dampfphase befinden. Die Analyse kann in her­ kömmlicher Weise durchgeführt werden, und zwar entweder mit kontinuierlich schreibenden Instrumenten oder durch Sammeln in Gefäßen für die Analyse in einer getrennten Ausrüstung. Die höchste Meßempfindlichkeit erreicht man bei der maximal verfügbaren Hebhöhe, d. h. der Hebhöhe von der Stellung des Brennelements im Reaktorkern bis zu der höchsten Position des Greifers. Eine ausreichende Meßempfindlichkeit erreicht man jedoch auch bei geringeren Hebhöhen. Wenn die Messung bei einer unverändert gehaltenen Hebeposition des Brennele­ ments durchgeführt wird, nachdem das Brennelement im Wasser angehoben worden ist, wird vorzugsweise eine Hebhöhe verwen­ det, welche mindestens gleich der Länge des Brennelements ist.
Gemäß einer Ausführungsform der Erfindung ist der Raum über dem Brennelement und um den Greifer herum gegenüber der Um­ gebung mittels eines kappenförmigen Teils abgeschirmt, um zu vermeiden, daß das Wasser des Brennelements sich außerhalb dieses Raumes ausbreitet und dadurch Wasser mit Spaltpro­ dukte für die Analyse verloren geht.
Die Leckstellenermittlung wird vorzugsweise dann durchge­ führt, wenn der Reaktor zum Zwecke der Brennstofferneuerung abgeschaltet ist. Wenn der Abbrand in einem Reaktor soweit fortgeschritten ist, daß der niedrigste akzeptierbare Reak­ tivitätsgrad erreicht worden ist, findet eine partielle Neu­ ladung statt. Während der partiellen Neuladung eines Siede­ wasserreaktors ist es beispielsweise möglich, ein Fünftel des Brennstoffes in jedem Betriebsjahr (oder jeder anderen geeigneten Betriebsperiode) auszuwechseln. Einige der Brenn­ elemente werden dabei aus dem Reaktorkern herausgenommen und durch neue Brennelemente ersetzt, gewöhnlich nach einer ge­ eigneten Umsetzung von einigen der im Kern verbleibenden Brennelemente. Während der Leckstellenprüfung eines Brenn­ elements, welches in seiner Position im Kern verbleiben soll, wird das Brennelement auf das gewünschte Niveau im Re­ aktorwasser angehoben und nach Abschluß der Leckstellenprü­ fung in seine ursprüngliche Lage zurückgeführt. Bei der Leckstellenprüfung eines Brennelements, welches umgesetzt werden soll, findet die Leckstellenprüfung dann statt, wenn das Brennelement aus seiner Position hochgehoben wird, wo­ rauf es nach Abschluß der Leckstellenprüfung in der neuen Position im Kern positioniert wird. Die Leckstellenprüfung eines Brennelements, welches aus dem Kern entfernt werden soll, findet in Verbindung mit der Anhebung des Brennele­ ments im Reaktorwasser statt und bevor es in einem Aufbewah­ rungsbassins in der Nähe des Reaktorgefäßes plaziert wird.
Die Erfindung wird im folgenden anhand eines in der Zeich­ nung schematisch dargestellten Beispiels einer Vorrichtung zur Durchführung des Verfahren gemäß der Erfindung näher be­ schrieben.
In der Figur bezeichnet 1 eine Lademaschine für Brennele­ mente für einen Siedewasserreaktor und 2 den Boden der Reak­ torhalle, auf welchem die Lademaschine verschiebbar ist. Ferner sind dargestellt das Reaktorgefäß 3, der Reaktorkern 4, ein mit Reaktorwasser gefülltes Bassin 5, welches über dem Reaktorgefäß liegt, und das Reaktorwasser 6 in dem Reak­ torgefäß und dem Bassin. Die Lademaschine hat einen telesko­ pierbaren Hebearm 7. Am anderen Ende des Hebearms befindet sich ein Greifer 8, welcher einen Hebegriff 9 des Brennele­ ments 10 zu greifen vermag, welches in dem gezeigten Fall aus dem Reaktorkern (teilweise) herausgehoben ist. Der Hebe­ griff ist oberhalb der Austrittsöffnung 11 für Wasser aus dem Brennelement angeordnet. Die Austrittsöffnung ist in dem plattenförmigen Kopfstück des Brennelements angeordnet. Der Raum 12 über der Austrittsöffnung und um den Greifern 8 ist gegenüber der Umgebung durch ein kappenförmiges Teil 13 ab­ geschirmt, welches einer Ausbreitung von Wasser, welches durch das Brennelement geströmt ist, außerhalb des Raumes 12 entgegenwirkt, was bedeuten würde, daß herausleckende Spalt­ produkte für die Analyse verlorengehen würden. Der Raum 12 ist gegenüber der Umgebung nicht abgeschlossen, sondern steht mit dieser über die nach unten gerichteten Öffnung des kappenförmigen Teils in offener Verbindung. Von dem Raum 12 aus erstreckt sich ein Schlauch 14 oder eine andere Leitung zu der Detektorausrüstung 15, die sich auf dem Reaktorhal­ lenboden oder der Lademaschine befindet. Die Leitung 14 ent­ hält auch eine Pumpe 16, durch welche das Wasser aus dem Raum 12 abgesaugt wird. Wenn das Brennelement mittels des Hebearms gehoben wird, strömt das Reaktorwasser durch das Brennelement und spült gegen den Greifer. Dies ist auch dann der Fall, wenn das Brennelement, nachdem es in eine be­ stimmte Position in vertikaler Richtung gehoben worden ist, in dieser Position während der Analyse nach ausgetretenen Zerfallsgasen in dieser Lage festgehalten wird oder wieder in das Wasser abgesenkt wird. Das Reaktorwasser kann dazu gebracht werden, das Brennelement zu durchfließen durch Auf­ rechterhaltung des Reaktorwasser-Zirkulationsstromes, der normalerweise während der Abschaltperioden aufrechterhalten wird. Das Brennelement befindet sich während der gesamten Zeit unter dem Hebearm und seinen teleskopierbar ausgebilde­ ten Teilen. In der Figur sind die seitlichen Abmessungen des Hebearms und des Brennelements stark übertrieben darge­ stellt, um die Figur verständlicher machen.
Die Erfindung kann auch zur Leckstellenermittlung bei Brenn­ elementen verwendet werden, die sich in Vorratsbassins für Brennstoff befinden.

Claims (3)

1. Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen (10) für Siedewasserreaktoren, wobei die Brennelement in Wasser (6) eingetaucht sind, dadurch gekenn­ zeichnet, daß aus einem Raum (12) oberhalb der Aus­ trittsöffnung (11) für Wasser aus dem Brennelement und um einen Greifer (8) herum, der am unteren Ende eines telesko­ pierbaren Hebearms (7) einer Lademaschine (1) für Brennele­ mente angeordnet ist und der an dem Brennelement oberhalb der Austrittsöffnung befestigt ist, Wasser abgesaugt wird, während das Brennelement im Wasser angehoben wird oder wäh­ rend das Brennelement, nachdem es im Wasser angehoben worden ist, in der angehobenen Stellung festgehalten wird oder wie­ der in das Wasser abgesenkt wird, und während ein Wasserfluß durch das Brennelement und um den Greifer herum aufrecht er­ halten wird, und daß das abgesaugte Wasser auf die Anwesen­ heit von Spaltprodukten analysiert wird, welche sich während des Reaktorbetriebes aus dem Brennstoff im Brennelement ge­ bildet haben.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn­ zeichnet, daß der Raum (12) oberhalb der Wasseraus­ trittsöffnung (11) des Brennelements und um den Greifer (8) herum mittels eines kappenförmigen Teils (13) gegenüber der Umgebung abgeschirmt ist.
3. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 oder 2, da­ durch gekennzeichnet, daß die Leckstel­ lenprüfung in Verbindung mit einer Reaktorabschaltung zum Zwecke der Brennstofferneuerung durchgeführt wird.
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2726936A1 (fr) * 1994-11-16 1996-05-15 Asea Atom Ab Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression
DE29704904U1 (de) * 1996-06-28 1997-07-10 ABB Atom AB, Västerås Vorrichtung zur Erkennung von Lecks an Brennelementen für Kernreaktoren
US6570949B2 (en) 1999-05-26 2003-05-27 Framatome And Gmbh Method and apparatus for testing nuclear reactor fuel assemblies
WO2007071337A1 (de) * 2005-12-20 2007-06-28 Areva Np Gmbh Vorrichtung zur dichtigkeitsprüfung von brennstabkapseln
WO2008033087A1 (en) * 2006-09-12 2008-03-20 Westinghouse Electric Sweden Ab A device for handling a fuel assembly
CN108755002A (zh) * 2018-05-28 2018-11-06 青岛海尔洗衣机有限公司 一种吸水泵的控制方法、吸水泵及洗衣机

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5687207A (en) * 1996-04-02 1997-11-11 Westinghouse Electric Corporation Refueling machine
US5754610A (en) * 1996-12-05 1998-05-19 Framatome Technologies, Inc. In-mast sipping modular mast modification
US6345082B1 (en) 1999-06-03 2002-02-05 Thomas A. Galioto Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown
US8737557B2 (en) 2006-07-21 2014-05-27 Areva Inc. Method for prediction of light water reactor fuel defects using a fuel condition index
US7683504B2 (en) * 2006-09-13 2010-03-23 Lutron Electronics Co., Inc. Multiple location electronic timer system
US20110243293A1 (en) * 2010-03-31 2011-10-06 Peter Ray Diller Systems and Methods for Servicing a Fuel Assembly in a Light Water Reactor

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4248666A (en) * 1977-05-06 1981-02-03 Aktiebolaget Asea-Atom Method of detecting leakage of radioactive gas from a nuclear fuel assembly

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE1259473B (de) * 1964-12-16 1968-01-25 Asea Ab Vorrichtung zum Feststellen von Brennelement-Huellenbruechen in Kernreaktoren
US3762993A (en) * 1971-06-24 1973-10-02 Transfer Systems Apparatus for detecting reactor fuel tube failures
US3801441A (en) * 1971-10-12 1974-04-02 Transfer Systems Failed nuclear reactor fuel detection apparatus
US4016749A (en) * 1973-07-05 1977-04-12 Wachter William J Method and apparatus for inspection of nuclear fuel rods
DD106731A1 (de) * 1973-10-04 1974-06-20
SE396497B (sv) * 1974-10-11 1977-09-19 Asea Atom Ab Anordning for leckdetektering vid brenslestavar
US4082607A (en) * 1976-09-30 1978-04-04 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel subassembly leak test chamber for a nuclear reactor
JPS5555293A (en) * 1978-10-20 1980-04-23 Hitachi Ltd Failed fuel detector
FR2460027A1 (fr) * 1979-06-26 1981-01-16 Framatome Sa Procede de manutention des assemblages et crayons combustibles lors du rechargement d'un reacteur nucleaire
JPS5629199A (en) * 1979-08-20 1981-03-23 Hitachi Ltd Method and device of detecting failed fuel
FR2493025B1 (fr) * 1980-10-24 1986-04-18 Framatome Sa Procede et dispositif de detection d'elements combustibles defectueux dans un assemblage combustible pour reacteur nucleaire
US4650637A (en) * 1984-02-14 1987-03-17 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for locating a leaking fuel rod in an assembly containing many rods
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
US5546435A (en) * 1992-11-16 1996-08-13 Abb Atom Ab Fission product leak detection in a pressurized-water reactor
DE29521097U1 (de) * 1994-11-16 1996-09-12 ABB Atom AB, Västerås Anordnung zur Leckfeststellung an einem Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
US5570400A (en) * 1995-08-08 1996-10-29 B&W Fuel Company On line sipping air delivery system

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4248666A (en) * 1977-05-06 1981-02-03 Aktiebolaget Asea-Atom Method of detecting leakage of radioactive gas from a nuclear fuel assembly

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
BORGERS, H. et al.: "Inspection and repair of boiling water reactor fuel assemblies, in: Kerntechnik 56 (1991) No. 2, S. 98-100 *

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2726936A1 (fr) * 1994-11-16 1996-05-15 Asea Atom Ab Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression
DE29704904U1 (de) * 1996-06-28 1997-07-10 ABB Atom AB, Västerås Vorrichtung zur Erkennung von Lecks an Brennelementen für Kernreaktoren
US6570949B2 (en) 1999-05-26 2003-05-27 Framatome And Gmbh Method and apparatus for testing nuclear reactor fuel assemblies
WO2007071337A1 (de) * 2005-12-20 2007-06-28 Areva Np Gmbh Vorrichtung zur dichtigkeitsprüfung von brennstabkapseln
WO2008033087A1 (en) * 2006-09-12 2008-03-20 Westinghouse Electric Sweden Ab A device for handling a fuel assembly
EP2062266A1 (de) * 2006-09-12 2009-05-27 Westinghouse Electric Sweden AB Einrichtung zum umgang mit einer brennstoffbaugruppe
EP2062266A4 (de) * 2006-09-12 2012-05-02 Westinghouse Electric Sweden Einrichtung zum umgang mit einer brennstoffbaugruppe
US8917808B2 (en) 2006-09-12 2014-12-23 Westinghouse Electric Sweden Ab Device for handling a fuel assembly
CN108755002A (zh) * 2018-05-28 2018-11-06 青岛海尔洗衣机有限公司 一种吸水泵的控制方法、吸水泵及洗衣机

Also Published As

Publication number Publication date
DE9218835U1 (de) 1995-09-14
DE4238563C2 (de) 2002-01-03
US5383226A (en) 1995-01-17

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