DE4238563A1 - Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren - Google Patents
Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für SiedewasserreaktorenInfo
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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.
Priority Applications (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
DE4238563A DE4238563C2 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
DE9218835U DE9218835U1 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Vorrichtung zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
US07/977,032 US5383226A (en) | 1991-05-17 | 1992-11-16 | Method of carrying out leak detection of nuclear fuel assemblies |
Applications Claiming Priority (4)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9101506A SE503603C2 (sv) | 1991-05-17 | 1991-05-17 | Sätt att utföra läcksökning av kärnbränslepatroner |
DE4238563A DE4238563C2 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
DE9218835U DE9218835U1 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Vorrichtung zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
US07/977,032 US5383226A (en) | 1991-05-17 | 1992-11-16 | Method of carrying out leak detection of nuclear fuel assemblies |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE4238563A1 true DE4238563A1 (de) | 1994-05-19 |
DE4238563C2 DE4238563C2 (de) | 2002-01-03 |
Family
ID=27435633
Family Applications (2)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE4238563A Expired - Lifetime DE4238563C2 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
DE9218835U Expired - Lifetime DE9218835U1 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Vorrichtung zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
Family Applications After (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE9218835U Expired - Lifetime DE9218835U1 (de) | 1991-05-17 | 1992-11-14 | Vorrichtung zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5383226A (de) |
DE (2) | DE4238563C2 (de) |
Cited By (6)
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)
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)
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)
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 |
-
1992
- 1992-11-14 DE DE4238563A patent/DE4238563C2/de not_active Expired - Lifetime
- 1992-11-14 DE DE9218835U patent/DE9218835U1/de not_active Expired - Lifetime
- 1992-11-16 US US07/977,032 patent/US5383226A/en not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (1)
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)
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)
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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---|---|---|
DE4238563C2 (de) | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren | |
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Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
8110 | Request for examination paragraph 44 | ||
D2 | Grant after examination | ||
8364 | No opposition during term of opposition | ||
R071 | Expiry of right | ||
R071 | Expiry of right |