DE68908800T2 - Verfahren und Vorrichtung zur Identifizierung von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors. - Google Patents
Verfahren und Vorrichtung zur Identifizierung von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors.Info
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Description
- Die vorliegende Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Identifizieren von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors.
- Bei den Druckwasser-Kernreaktoren, die in den Kernkraftwerken für die Erzeugung elektrischer Energie verwendet werden, ist das Herz des Kernreaktors aus einer Anordnung aus Stäben angereicherten Urans gebildet, zwischen denen Neutronenabsorberstäbe eingefügt sind, um die Aktivität des Reaktors zu steuern. Im allgemeine, so wie in der Figur 1a dargestellt, sind die Stäbe Cr durch hohle Rohre aus nicht rostendem Stahl aufgebaut, wobei das Innere jedes Rohres mit einer metallischen Legierung gefüllt ist, die zu 80 % aus Silber, zu 15 % aus Indium und zu 5 % aus Cadmium gebildet ist. Die Rohre haben, im Falle eines Leistungsreaktors von 900 MW beispielsweise, eine Länge der Größenordnung von 3,60 m und sind in einem Bündel mittels eines Siebkorbes angeordnet, der aus einem metallischen Teil gebildet ist, was die Befestigung der Neutronenabsorberstäbe an einem ihrer Enden erlaubt. Wie man es in der Figur 1b auf schematische Weise dargestellt hat, werden mit dem Ziel, die Aktivität des Kernreaktors zu steuern, die Neutronenabsorberstäbe Cr, die im Bündel vorliegen, in Durchgangsrohre TG eingeführt, die in dem Herz des Reaktors vorgesehen sind. Der Grad der Versenkung der Neutronenabsorberstäbe bestimmt die momentane Leistung des Kernreaktors, wobei das vollständige Versenken der Stäbe dem Stillstand des Reaktors entspricht. Beim Betrieb des Reaktors sind gemäß der elektrischen Leistung, die von dem Verteilernetz für die elektrische Energie abgerufen wird, die Neutronenabsorberstäbe, die das Bündel bilden, im Gegenteil aus den Durchgangsrohren freigesetzt, ungefähr auf drei Vierteln ihrer Länge. Das Herz des Reaktors und die Neutronenabsorberstäbe sind somit einem sehr großen Fluß unter Druck stehenden Wassers in der Größenordnung von 3000 m³/s ausgesetzt, um dieses in Kontakt mit dem Herz des Reaktors zu erhitzen. Die Neutronenabsorberstäbe müssen wegen des Flüssigkeitsflusses, dem sie ausgesetzt sind, durch Führungsplatten an ihrem freien Teil, der nicht in den Führungsrohren liegt, gehalten werden. Zahlreiche Turbulenzen des unter Druck stehenden Wassers unterwerfen die Neutronenabsorberstäbe, insbesondere auf der Höhe der Führungsplatten und der Führungsrohre, wiederholten Stößen, welche auf Dauer eine Erscheinung lokalen Verschleißes der entsprechenden Stäbe hervorrufen, mit dem Risiko des Dichtheitsverlustes des Stahlrohres, das jeweils den Neutronenabsorberstab bildet. Das Silber, das in den Rohrbestandteilen der Neutronenabsorberstäbe enthalten ist, wird durch Neutroneneinfang, insbesondere im unteren Teil der Neutronenabsorberstäbe, wo der Neutronenfluß niemals vernachlässigbar ist, radioaktiv, wobei die Risiken des Dichtheitsverlustes der Stahlrohre, die jeweils den Neutronenabsorberstab bilden, sich durch beträchtliche Risiken der Kontamination der Umwelt und von Menschen bei der Handhabung der Bündel außerhalb des Kerns des Reaktors fortsetzen.
- Weiterhin ist das Risiko des totalen Bruchs der Neutronenabsorberstäbe in ihrem unteren Teil nicht vernachlässigbar, wobei für diese unteren Teile somit die Gefahr besteht, auf den Boden des Führungsrohres zu fallen, was aus Gründen der Gefahr einer Verkeilung zur Folge hat, daß ein zusätzliches Risiko des Verhindern des Stillstandes des Kernreaktors erzeugt wird. Systematische Studien haben gezeigt, daß ein Anteil an vollständigem Bruch von 50 % bei wenigstens einem Neutronenabsorberstab nach einer Brenndauer von vier bis fünf Jahren erreicht ist.
- Die DE-B-1 248 822 beschreibt ein Verfahren zum Erfassen von Dichtheitsfehlern eines Brennstabes, der als defekt vermutet wird, eines Kernreaktors, das im wesentlichen, ein Extrahierverfahren der Spaltprodukte ist, die im Inneren des Brennstabes vorliegen. Dieses Extrahierverfahren benutzt wiederholte Änderungen des Druckes und der Temperatur des Wassers zum kontinuierlichen Extrahieren in einem dichten Raum. Das Wasser zum Extrahieren wird einer Radioaktivitätsanalyse unterzogen, die zum Ziel hat, darin das eventuelle Vorliegen von Spaltprodukten zu erfassen und folglich die Existenz eines Dichtheitsfehlers. Ausdrücklich könnte dieses Verfahren nicht auf Neutronenabsorberstäbe angewendet werden, die keine extrahierbaren Elemente enthalten.
- Das Verfahren und die Vorrichtung zum Identifizieren von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes gemäß der Erfindung haben zur Aufgabe, die Identifizierung ungewollter Dichtheitsfehler von Neutronenabsorberstäben eines Kernreaktors zu erlauben.
- Das Verfahren zur Identifizierung von Dichtheitsfehlern wenigstens eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors gemäß der Erfindung - wobei der Stab ein Rohr und einen Kern, der das Rohr ausfüllt und aus einer metallischen Legierung gebildet ist, umfaßt - dadurch bemerkenswert ist, daß es die folgenden Schritte aufweist:
- - Anordnen des Stabes in einer dichten Kammer, die mit einer aggressiven chemischen Lösung gefüllt ist, Analyselösung genannt;
- - unter Druck setzen der Lösung über eine zuvor festgelegte Zeitdauer, um die Lösung in den Stab durch den Dichtheitsfehler des als fehlerhaft angenommenen Stabes eindringen zu lassen;
- - anschließendes Entspannen des Druckes, um ein Auslassen der Lösung aus dem als fehlerhaft angenommenen Stab in die dichte Kammer zu erlauben;
- - Analyse der Lösung, um in der Lösung chemische Derivate von metallischen Bestandteilen des Kerns des Tabes und somit Dichtheitsfehler nachzuweisen.
- Die Analyselösung wird unter Druck gesetzt, um diese in den Stab durch den Dichtheitsfehler des als fehlerhaft angenommenen Stabes eindringen zu lassen, wobei der Druck hernach entspannt wird, um ein Austreten der Lösung aus dem als fehlerhaft angenommenen Stab zu ermöglichen. Eine Analyse der Lösung wird schließlich durchgeführt, um in der Lösung chemische Derivate von metallischen Bestandteilen des Kerns des Stabes nachzuweisen. Die Vorrichtung zum Identifizieren von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors gemäß der Erfindung ist dadurch bemerkenswert, daß sie eine dichte Kammer aufweist, geeignet dafür, wenigstens einen Neutronenabsorberstab, der zu analysieren ist, aufzunehmen. Die dichte Kammer ist mit einem Versorgungskreis für Analyselösung und mit einem Analysekreis versehen, der an die dichte Kammer angeschlossen ist und eine Umwälzpumpe für Analyselösung, eine Zählkammer für radioaktive Teilchen, Einrichtungen zum Zählen von radioaktiven Teilchen und ein Entnahmeventil für Analyselösung aufweist.
- Das Verfahren und die Vorrichtung gemäß der Erfindung finden Anwendung bei der Überwachung der Dichtheit von Neutronenabsorberstäben von Kernreaktoren bei Druckwasser-Kernkraftwerken.
- Die Erfindung wird besser beim Lesen der Beschreibung und bei der Betrachtung der Zeichnungen deutlich, in denen, außer den Figuren 1a und 1b, die schon weiter oben beschrieben sind, die sich jeweils auf einen Neutronenabsorberstab und auf in Kernkraftwerken tatsächlich benutzte Einrichtungen beziehen:
- die Figur 2 ein Schema einer Einrichtung zeigt, die geeignet ist, das Durchführen des Verfahrens gemäß der Erfindung zu erlauben,
- die Figur 3 das Schema einer vollständigen Einrichtung einer Vorrichtung zum Identifizieren von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes in einem Kernkraftwerk zeigt.
- Das Verfahren zum Identifizieren von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors gemäß dem Gegenstand der Erfindung wird zuerst in Verbindung mit der Figur 2 beschrieben.
- Wie man es auf schematische Weise in der vorgenannten Figur dargestellt hat, ist der mit Cr bezeichnete Stab in einer dichten Kammer, mit 1 bezeichnet, angeordnet. Diese Kammer ist mit einer aggressiven Lösung, Analyselösung genannt, gefüllt. Die aggressive Lösung kann aus einer Lösung einer Säure gebildet sein, aus den folgenden Gruppen genommen: Salpetersäure, Schwelfelsäure, Salzsäure, wobei die Konzentration dieser Lösung zischen N/100 und 10 N liegt. Beispielshaft und nicht begrenzend kann sie N/30 betragen, wobei N die Normalität der Lösung angibt.
- Die vorgenannte Analyselösung wird dann unter Druck, mit HP bezeichnet, gesetzt, um diese Lösung in den Stab Cr durch den Dichtheitsfehler dieses als fehlerhaft angenommenen Stabes eindringen zu lassen. Der Druck wird dann entspannt, wobei die Lösung auf ein Druckniveau niederen Druckes geführt wird, mit BP bezeichnet, um ein Austreten der Lösung, die in den fehlerhaften Stab eingedrungen ist, aus diesem heraus und den Rücklauf dieser Lösung in die dichte Kammer 1 zu ermöglichen.
- Eine Analyse der Lösung wird dann durchgeführt, um in dieser Lösung metallische Salze von metallischen Bestandteilen des Kerns des Stabes nachweisen zu können.
- Bei einem Stab Cr, dessen Kern aus einer Legierung aus Cadmium Cd, Indium In und Silber Ag gebildet ist, sind die metallischen Salze die Salze von Silber, Indium und Cadmium.
- Neben dem Nachweis von nitrierten Derivaten kann das Verfahren, das Gegenstand der Erfindung ist, vorteilhaft darin bestehen, auf der Höhe der Lösung, die in der Kammer 1 enthalten ist, nach dem Entspannen des Druckes, die Erfassung eines radioaktiven Isotopes der Legierung durchzuführen, spezieller demjenigen des Silbers, das mit Ag 110 m bezeichnet wird, in bezug auf einen Schwellenwert für die Konzentration dieses Isotopes.
- Auf vorteilhafte Weise wird die Erfassung des radioaktiven Isotopes des Silbers Ag 110 m durch Gammaspektrometrie bewirkt.
- Um die Erfassung des vorgenannten radioaktiven Isotopes des Silbers Ag 110 m zu verbessern, kann das Verfahren, das Gegenstand der Erfindung ist, gleichermaßen darin bestehen, vor dem Schritt, gemäß dem der Stab Cr in der dichten Kammer 1 angeordnet wird, die mit Säurelösung gefüllt ist, wobei diese Lösung somit die Scheidelösung bildet, durch Spektrometrie die Bestimmung der Konzentration an radioaktiven Isotopen Ag 110 m der vorgenannten Scheidelösung durchzuführen. Die Konzentration der Scheidelösung an radioaktiven Isotopen Ag 110 m wird somit als Schwellenwert für die Konzentration als Maß der Konzentration an radioaktiven Isotopen, insbesondere von Silber, gehalten.
- Die chemische Konzentration an Silber in dem Wasser kann gleichermaßen gemessen werden.
- Nach einem besonders vorteilhaften Aspekt des Verfahrens, das Gegenstand der Erfindung ist, wird der Druck HP, der auf die Analyselösung ausgeübt wird, um diese Lösung in den Stab Cr eintreten zu lassen, über eine Dauer von wenigstens zehn Minuten gehalten. Dieser Druck kann vorteilhaft gleich einigen Bar sein.
- Weiterhin, um die chemische Reaktion der Lösung auf die metallischen Bestandteile des Kerns des Stabes Cr zu beschleunigen, kann die Lösung, vor oder nach dem Einführen des Stabes in die dichte Kammer 1, einer Erwärmung ausgesetzt werden.
- Weiterhin kann das Verfahren gemäß der Erfindung einen Schritt umfassen, der darin besteht, die chemische Konzentration des Silbers, des Indiums und des Cadmiums in dem Wasser vor dem Anordnen des Stabes in der Kammer zu messen, wobei dieser Schritt nach den Betriebsschritten des unter Druck Setzens und des Erwärmens wiederholt wird.
- Eine genauere Beschreibung einer Vorrichtung, die das Durchführen des Verfahrens, das Gegenstand der Erfindung ist, erlaubt, wird in Verbindung mit der Figur 2 gegeben.
- Gemäß der vorgenannten Figur weist die Vorrichtung die zuvor genannte und mit 1 bezeichnete dichte Kammer auf, die dazu geeignet ist, wenigstens einen zu analysierenden Stab Cr aufzunehmen. Ausdrücklich wird man verstehen, daß die Vorrichtung, die Gegenstand der Erfindung ist, vorteilhaft so betrieben werden kann, daß die dichte Kammer 1 in der Lage ist, nicht nur einen einzigen Stab Cr aufzunehmen, sondern ein vollständiges Bündel, um die Überwachung von diesem vorzunehmen.
- Die dichte Kammer 1 ist mit einem Kreis, mit 2 bezeichnet, zur Versorgung mit Analyselösung versehen. Der Versorgungskreis für Analyselösung umfaßt eine Hochdruckleitung, die mit einem Ventil V1 versehen ist und eine Niederdruckleitung, die mit einem Ventil V2 versehen ist. Man wird ausdrücklich verstehen, daß die Betätigung der Ventile V1 und V2, wenn die Leitung HP beispielsweise an eine Kompressorsystem angeschlossen ist, einerseits erlaubt, die Analyselösung in der dichten Kammer 1 unter Druck zu setzen und diese unter Druck durch Öffnen des Ventils V1 zu halten, wobei das Ventil V2 geschlossen ist, oder, im Gegensatz dazu, durch das Schließen des Ventils V1 und das Öffnen des Ventils V2, wobei das Ventil V2 in der Niederdruckleitung angeschlossen ist, den Druck auf einen Wert zurückzuführen, der ausreichend gering ist, um es der Lösung, die in den Stab Cr eingedrungen ist, nach dem chemischen Angriff auf die metallischen Bestandteile des Kernes des selben zu ermöglichen, wieder in die Lösung auszutreten, die in der dichten Kammer 1 enthalten ist. Der Hochdruckkreis HP kann beispielsweise an einen Kompressor angeschlossen sein, der einen Druck zwischen einem und fünfzehn Bar liefert. Beispielhaft und nicht begrenzend kann dieser bei zwölf Bar liegen. Der Niederdruckkreis BP hingegen kann mit einem Kreis verbunden sein, der es erlaubt, in der dichten Kammer 1 einen Druck in der Nähe des Umgebungsdruck derselben oder gleich einigen Bar einzurichten.
- Wie man es weiterhin in der Figur 2 bemerken wird, umfaßt die Vorrichtung, die Gegenstand der Erfindung ist, gleichermaßen einen Analysekreis 3, der mit der dichten Kammer 1 verbunden ist. Dieser Analysekreis 3 umfaßt wenigstens eine Umwälzpumpe 32 für Analyselösung und eine Zählkammer 30 für radioaktive Teilchen des Isotops Ag 110 m von Silber. Zähleinrichtungen 31 für radioaktive Teilchen sind gleichermaßen vorgesehen, wobei diese Einrichtungen der Zählkammer 30 zugeordnet sind. Auf vorteilhafte Weise können die Zählkammer 30 und die Zähle inrichtungen 31 aus einem System gebildet sein, das normalerweise im Handel verfügbar ist, um das Zählen der Gammastrahlen durchzuführen. Ausdrücklich sind die Zählkammer 30 und die Zähleinrichtungen 31 vorteilhaft durch ein Anzeigesystem 33 vervollständigt, welches es erlaubt, das Ergebnis der Messungen der vorgenannten Zählungen anzuzeigen.
- Weiterhin umfaßt der Analysekreis 3 gleichermaßen ein Ventil V3 zum Entnehmen der Analyselösung. In Verbindung mit der Figur 2 ist die Verkettung der Betriebsschritte, die es erlauben, das Verfahren durchzuführen, die folgende:
- Gemäß einem besonders vorteilhaften Modus und vor dem unter Druck Setzen der dichten Kammer 1 und vor dem Einführen der zu prüfenden Stäbe Cr in die dichte Kammer 1 wird eine Entnahme der Analyselösung durch das Ventil V3 durchgeführt, um den Restgehalt an metallischen Salzen, insbesondere von Silber, in der Lösung zu messen. Auf gleiche Weise wird eine Zählung mit Hilfe der Zähleinrichtungen 31 für radioaktive Teilchen dieser Scheidelösung durchgeführt, um den Schwellenwert zu bestimmen, der dem Vorliegen von radioaktiven Isotopen, von dem vorgenannten Ag 110 m, entspricht. Nach dem Einführen des zu prüfenden Stabes C3 in die dichte Kammer 1 ermöglicht es das Öffnen des Ventiles V1, die Kammer unter Druck zu setzen, wobei das unter Druck setzen auf einen Wert durchgeführt wird, der zwischen einem und fünfzehn Bar liegt.
- Dieser Druck wird über wenigstens zehn Minuten gehalten, dann wird das Ventil V1 von neuem geschlossen und das Ventil V2 wird geöffnet, was es ermöglicht, eine Druckminderung zu gewährleisten.
- Anzeigeeinrichtungen 33 ermöglichen es, der Entwicklung des Zählsignales, wie es von der Zähleinrichtung 31 geliefert wird, zu folgen. Eine Probe der Analyselösung aus dem Ventil V3 ermöglicht es dann, eine Materiebilanz in dein Fluid aufzustellen, so wie eine quantitative Bestimmung der Silber-, Indium- oder Cadmiumionen oder ihrer radioaktiven Isotope in dieser.
- Der Vergleich der gemessenen Werte in nitrierten Derivaten der Bestandteile des Kerns des Stabes in bezug auf ihren Wert in der Scheidelösung, der als Schwellenwert genommen wird, erlaubt es somit, den nicht dichten Stab Cr oder das Bündel zu identifizieren.
- Wie man es weiterhin in der Figur 2 dargestellt hat, umfaßt der Analysekreis 3 gleichermaßen, im Bypass auf den Analysekreis geschaltet, einen Heizkreis 4 für die Lösung. Auf vorteilhafte Weise kann der Heizkreis 4 für die Lösung aus dem gesamten elektrischen Heizkreis einer thermostabilisierten Kammer gebildet sein, was es ermöglicht, die Analyselösung im Umlauf durch die Umwälzpumpe 32 auf eine Temperatur zwischen 30º und 90ºC zu bringen. Beispielhaft und nicht beschränkend kann diese 75ºC sein.
- In der Figur 3 hat man das Schema einer kompletten Einrichtung einer Vorrichtung, die Gegenstand der Erfindung ist, dargestellt. Ausdrücklich weisen der oder die Stäbe und das entsprechende Bündel einen nicht vernachlässigbaren Grad an Radioaktivität dar, und die Handhabung dieser letzteren kann nur beim Eintauchen in das Wasser des Beckens des entsprechenden Kernreaktors in Betracht gezogen werden. Zu diesem Ziel und obwohl die Handhabungswerkzeuge des oder der Stäbe und des Bündels in der Figur 3 nicht dargestellt worden sind, wird die Vorrichtung, die Gegenstand der Erfindung ist, und insbesondere die dichte Kammer 1 in das Becken B des Kernreaktors eingetaucht. Ausdrücklich ist die Anordnung der Kreise, gebildet aus dem Hochdruckkreis HP, dem Niederdruckkreis BP, der dichten Kammer 1 und dem Analysekreis 3, wasserdicht im Becken.
- In der Figur 3 hat man gleichermaßen das Ventil V3 in einer Kammer dargestellt, geschützt gegen die ionisierende Strahlung, wobei die Analyse auf chemische Derivate der metallischen Bestandteile des Kerns jedes Stabes in der vorgenannten Kammer durchgeführt werden kann.
- Man hat somit ein Verfahren und eine Vorrichtung beschrieben, die es erlauben, den Dichtheitsfehler eines oder mehrerer Neutronenabsorberstäbe eines Kernreaktors zu erfassen oder zu identifizieren.
- Das Verfahren und die Vorrichtung, die Gegenstand der Erfindung sind, sind insbesondere in dem Maße vorteilhaft, wie sie eine systematische Kontrolle der wesentlichen Teile bei der Betriebsweise eines Druckwasserkernraktors erlauben, wesentlicher Teile wie Neutronenabsorberstäbe und entsprechende Bündel für die Steuerung der Betriebsweise des Reaktors.
Claims (10)
1. Verfahren zum Identifizieren von Dichtheitsfehlern
wenigstens eines Neutronenabsorberstabes eines
Kernreaktors wobei der Stab ein Rohr und einen Kern, der dieses
Rohr ausfüllt und aus einer metallischen Legierung
gebildet ist, umfaßt wobei das Verfahren die folgenden
Schritte aufweist:
- Anordnen des Stabes (Cr) in einer dichten Kammer
(1), die mit einer aggressiven chemischen Lösung
gefullt ist, Analyselösung genannt;
- unter Druck (HP) Setzen der Lösung über eine zuvor
festgelegte Zeitdauer, um die Lösung in den Stab
(Cr) durch den Dichtheitsfehler des als fehlerhaft
angenommenen Stabes eindringen zu lassen;
- anschließendes Entspannen des Druckes (BP), um ein
Auslassen der Lösung aus dem als fehlerhaft
angenommenen Stab in die dichte Kammer (1) zu erlauben;
- Analysieren (3) der Lösung, um in der Lösung
chemische Derivate von metallischen Bestandteilen des
Kerns des Stabes (Cr) und somit Dichtheitsfehler
nachzuweisen.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß
die aggressive chemische Lösung eine Lösung einer Säure
aus der folgenden Gruppe ist: Salpetersäure,
Schwefelsäure, Salzsäure.
3. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 oder 2, dadurch
gekennzeichnet, daß für einen Stab, dessen Kern aus
einer Cadmium (Cd)-, Indium (In)- und Silber (Ag)-
Legierung gebildet ist, die chemischen Derivate die
metallischen Salze der konstituierenden Elemente der
Legierung sind.
4. Verfahren nach einem der Ansprüche 1 bis 3, dadurch
ekennzeichnet, daß über den Nachweis der chemischen
Derivate hinaus, das Verfahren darin besteht, auf der
Höhe der Lösung, nach dem Entspannen des Druckes, das
Erfassen (30, 31) radioaktiver Isotope der Legierung zu
bewirken, insbesondere von Silber Ag 110 m, in bezug
auf einen Schwellenwert der Konzentration.
5. Verfahren nach Anspruch 4, dadurch gekennzeichnet, daß
das Erfassen von radioaktiven Isotopen der Legierung,
insbesondere von Silber Ag 110 m, durch
Gammaspektrometrie bewirkt wird.
6. Verfahren nach Anspruch 5, dadurch gekennzeichnet, daß
vor dem Schritt, der darin besteht, den Stab in der
dichten Kammer (1) anzuordnen, die mit einer
Säurelösung, die auch die austretende Lösung bildet, gefüllt
ist, das Verfahren darin besteht, durch Spektrometrie
die Bestimmung der Konzentrationen von radioaktiven
Isotopen wie Ag 110 m in der austretenden Lösung zu
bewirken, wobei die Konzentrationen der austretenden
Lösung als Schwellenwerte der Konzentration festgehalten
werden.
7. Verfahren nach einem der vorangehenden Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet, daß der Druck (HP), der der
Lösung aufgegeben wird, um die Lösung in den Stab
eintreten zu lassen, während einer Dauer von wenigstens
zehn Minuten gehalten wird.
8. Verfahren nach einem der vorangehenden Ansprüche,
dadurch gekennzeichnet, daß die Lösung vor oder nach dem
Einführen des Stabes in sie einer Erwärmung (4)
ausgesetzt wird, die es erlaubt, die chemische Reaktion der
Lösung auf die metallischen Bestandteile des Kerns des
Stabes zu beschleunigen.
9. Verfahren nach einem der Ansprüche 8 oder 9, angewendet
auf die Ansprüche 3 bis 8, dadurch gekennzeichnet, daß
es weiterhin umfaßt:
- einen Schritt, der darin besteht, die chemische
Konzentration des Silbers, Indiums, Cadmiums in dem
Wasser vor dem Anordnen des Stabes in der Kammer zu
messen,
- diesen Schritt des Messens nach den
Betriebsschritten des Unter-Druck-Setzens und des Erwärmens zu
wiederholen.
10. Vorrichtung zum Durchführen des Verfahrens nach einem
der Ansprüche 1, 2 oder 7, dadurch gekennzeichnet, daß
sie aufweist:
- eine dichte Kammer (1), geeignet dafür, zumindest
den Neutronenabsorberstab (Cr) aufzunehmen, wobei
die Kammer mit einem Versorgungskreis (2) für die
aggressive chemische Analyselösung versehen ist,
wobei der Versorgungskreis (2) mit einem
Hochdruckkreis (HP), um die Analyselösung in der dichten
Kammer (1) über eine vorgegebene Zeitdauer unter
Druck zu setzen, und einem Niederdruckkreis (NP),
um den so eingerichteten Druck (BP), nach dem
Aufgeben des Hochdruckes (HP) zu entspannen,
ausgestattet ist, wobei sowohl der Hochdruck (HP)-
als auch der Niederdruck (BP)-Kreis mit einem
TEXT FEHLT
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