SE514803C2

SE514803C2 - Procedure for operating a nuclear plant

Info

Publication number: SE514803C2
Application number: SE9904316A
Authority: SE
Inventors: Lembit Sihver
Original assignee: Westinghouse Atom Ab
Priority date: 1999-11-29
Filing date: 1999-11-29
Publication date: 2001-04-30
Also published as: AU1910801A; SE9904316D0; SE9904316L; WO2001039207A1

Abstract

The invention concerns a method for operating a nuclear plant comprising a reactor with a set of fuel assemblies each comprising a number of fuel units. Each fuel unit comprises at least one cladding member, arranged to enclose a nuclear fuel so that a gap is formed between the nuclear fuel and the cladding member. The method comprises the steps of establishing a primary fuel defect of one of said fuel units, determining the value of a first primary parameter regarding the burn-up degree of the nuclear fuel of the fuel unit in question, the value of a second primary parameter regarding effect history for the fuel unit in question, the value of a third primary parameter regarding the size of said gap of the fuel unit in question, and calculating the development of the primary fuel defect and of future leakage of nuclear fuel from the fuel unit in question with regard to said primary parameters.

Description

iåii§14_, so3 2 Under drift händer det ibland att det uppstår en skada på ett kapslingsrör. Den första skada som uppstår på kapslings- röret, exempelvis till följd av mekanisk nötning, kallas för en primärskada. Primärskadan består av ett relativt litet hål eller en relativt liten spricka, genom vilken fissions- gaser kan tränga ut. En sådan primärskada är i regel inte särskilt allvarlig i sig. iåii§14_, so3 2 During operation, damage to a casing pipe sometimes occurs. The first damage that occurs to the enclosure pipe, for example as a result of mechanical wear, is called a primary damage. The primary damage consists of a relatively small hole or a relatively small crack, through which fission gases can escape. Such a primary injury is usually not very serious in itself.

Skadorna på kapslingsrören kan ha olika orsaker. Vid alltför snabb effektökning i bränslet kan en kombination av spån- ning, på grund av kutsens termiska utvidgning, och kemisk påverkan. på kapslingsrörets insida. medföra att kapslings- (Pellet Cladding En annan primär skadetyp är en så kallad, röret spricker. Denna skadetyp kallas PCI Interaction). ”debris”-skada, dvs skräp, såsom metallspån eller liknande, som utifrån orsakar nötningsskador på kapslingsrören. Erfa- renheten har visat att det exempelvis i samband med repara- tioner och service av en kärnreaktor kan komma in sådant skräp som sedan förflyttar sig med det vatten som cirkulerar genom hården och ger upphov till en nötningsskada i form av en. primärskada. på kapslingsröret. En. ytterligare skadetyp kan ha sin grund i tillverkningsfel. Vidare skall också näm- nas torrkokning, så kallad Dry-Out, vilken innebär att den vätskefilm som normalt alltid skall finnas på kapslingsrö- rens utsida kokar bort. Detta leder till en snabb lokal tem- peraturhöjning i. bränslestaven. En sådan temperaturhöjning leder till att kapslingsröret smälter om inte reaktorns drift omedelbart avbryts. även finns andra typer av primärskador än de ovan beskrivna.The damage to the enclosure tubes can have various causes. In the event of too rapid an increase in power in the fuel, a combination of stress, due to the thermal expansion of the pellet, and chemical impact can occur. on the inside of the housing tube. Pellet Cladding (Pellet Cladding Another primary type of damage is a so-called pipe rupture. This type of damage is called PCI Interaction). "Debris" damage, ie debris, such as metal shavings or the like, which from the outside causes abrasion damage to the housing pipes. Experience has shown that, for example, in connection with repairs and service of a nuclear reactor, such debris can enter which then moves with the water that circulates through the hardness and gives rise to abrasion damage in the form of a. primary injury. on the housing tube. One. additional type of damage may be due to manufacturing defects. Furthermore, dry cooking, so-called Dry-Out, should also be mentioned, which means that the liquid film that should normally always be on the outside of the enclosure pipes boils away. This leads to a rapid local temperature rise in the fuel rod. Such a rise in temperature causes the casing pipe to melt unless the operation of the reactor is stopped immediately. there are also other types of primary injuries than those described above.

Slutligen skall noteras att det Efter en tid kan emellertid en primärskada utvecklas till en större skada, en så kallad sekundärskada, som är allvar- ligare och består av ett större hål eller en spricka som sträcker sig axiellt längs eller tvärs kapslingsrörets längdriktning. En sådan sekundärskada kan uppstå genom att vatten och ånga tränger in i bränslestaven vid primärskadan lO 514 803 - , , . , _ . en lokal kapslingsröret som så småningom spricker vid termisk eller och genom hydrering orsakar försprödning av nækanisk belastning, eller på grund av spänningar orsakade av hydriderna själva. Vid en sekundärskada avges, förutom de även andra fissionsproduk- Vid en av att tidigare nämnda fissionsgaserna, ter såsom jod och cesium. riktigt allvarlig bränsleskada, exempelvis på grund ett bränsle- kapslingsrör gär av, kan även uran och plutonium börja läcka ut i härden. För att förhindra att en allvarligare skada in- träffar är det naturligtvis viktigt att på ett tidigt sta- dium detektera en bränsleskada och anpassa eller avbryta den fortsatta driften av reaktorn.Finally, it should be noted that after a while, however, a primary damage can develop into a larger damage, a so-called secondary damage, which is more serious and consists of a larger hole or a crack extending axially along or across the longitudinal direction of the enclosure tube. Such a secondary damage can occur by water and steam penetrating into the fuel rod at the primary damage 10 514 803 -,,. , _. a local encapsulation tube which eventually ruptures during thermal or and by hydrogenation causes embrittlement of necanic load, or due to stresses caused by the hydrides themselves. In the event of a secondary damage, in addition to the other fission products emitted, such as iodine and cesium. really serious fuel damage, for example due to a fuel enclosure pipe leaking, uranium and plutonium can also start to leak into the core. In order to prevent more serious damage from occurring, it is of course important to detect a fuel damage at an early stage and to adapt or interrupt the continued operation of the reactor.

Utvecklingen från en i sig icke allvarlig primärskada till en sekundärskada pâverkas och kan komma att páskyndas av det sätt pä vilket reaktorn drivs. Om exempelvis reaktorn drivs med hög effekt eller om många styrstavsrörelser utförs i närheten av en skada kan skadan komma att förvärras snabbare än den skulle ha gjort vid en lägre reaktoreffekt eller om styrstavarna hade hållits stilla i ett läge. Avställningar av reaktorn efter det att en primärskada har inträffat ökar vattenflödet in i den skadade bränslestaven och påskyndar på d.v.s. utvecklingen mot en så sätt degraderingen, sekundärskada.The development from a per se non-serious primary damage to a secondary damage is affected and may be accelerated by the way in which the reactor is operated. For example, if the reactor is operated at high power or if many control rod movements are performed in the vicinity of an injury, the damage may worsen faster than it would have done at a lower reactor power or if the control rods had been kept still in one position. Shutdown of the reactor after a primary damage has occurred increases the water flow into the damaged fuel rod and accelerates i.e. the development towards such a degradation, secondary damage.

Anordningar och metoder för att detektera en bränsleskada är kända. En sådan metod är att mäta den totala halten av ra- dioaktiva ädelgaser i reaktorns avgaser. En sådan anord- ningar visas till exempel i US-A-5 537 450. Denna kända an- ordning är inrättad att detektera bränsleskador' on-line, d.v.s. under reaktordrift, genoux att en. del av' avgaserna från reaktorn leds via en gammaspektrograf som kontinuerligt aktivitetsnivån i av- mäter nuklidsamansättningen och gaserna. Det är också känt att positionen av en bränsle_- skada, dvs vilken bränslepatron som är skadad, kan faststäl- las genom olika metoder. En sådan metod är så kallad “flux- 514 893 ff; n; tilting“, vilken innebär att styrstavarna regleras en i ta- get så att effekten ändras lokalt i härden samtidigt som aktivitetsniván i avgaserna mäts. En ökning av aktivitets- nivån i avgaserna kan noteras vid styrstavsrörelser i när- heten av bränsleskadan. På så vis kan bränsleskadan lokali- seras. WO-A-99/27541 visar också på ett sätt och ett arran- gemang med vilket en primär bränsleskada kan detekteras. De analysmetoder som föreslås i detta dokument medger också en bestämning av positionen i härden för den detekterade pri- märskadan.Devices and methods for detecting a fuel damage are known. One such method is to measure the total content of radioactive noble gases in the reactor's exhaust gases. Such a device is shown, for example, in US-A-5 537 450. This known device is arranged to detect fuel damage 'on-line, i.e. during reactor operation, genoux that a. part of the exhaust gases from the reactor is conducted via a gamma spectrograph which continuously measures the activity level in the nuclide composition and the gases. It is also known that the position of a fuel_ Damage, ie which fuel assembly is damaged, can be determined by various methods. One such method is so-called “flux- 514 893 ff; n; tilting ”, which means that the control rods are regulated one at a time so that the effect changes locally in the core at the same time as the activity level in the exhaust gases is measured. An increase in the activity level in the exhaust gases can be noted in control rod movements in the vicinity of the fuel damage. In this way, the fuel damage can be located. WO-A-99/27541 also discloses a method and arrangement by which a primary fuel damage can be detected. The analysis methods proposed in this document also allow a determination of the position in the core of the detected primary injury.

SAMMANFATTNING AV UPPFINNINGEN Ändamålet med föreliggande uppfinning är att anvisa ett för- farande för att prognostisera den framtida utvecklingen av en primär bränsleskada i. en nukleär anläggning och därmed skapa riktlinjer för den fortsatta driften av anläggningenÄ Detta ändamål uppnås med det inledningsvis angivna förfaran- det som innefattar stegen: fastställande av en primär bränsleskada hos en av nämnda bränsleenheter, bestämning av värdet hos en första primärparameter som avser utbränningsgraden hos kärnbränslet hos ifrågavarande bräns- leenhet, bestämning av värdet hos en andra primärparameter som avser effekthistorik för ifrågavarande bränsleenhet, bestämning av värdet hos en tredje primärparametrar som av- ser storleken på nämnda spalt hos ifrågavarande bränsleenhet och kæräkning av den primära bränsleskadans utveckling och av framtida läckage av kärnbränsle från ifrågavarande bränsle- enhet med hänsyn tagen till nämnda primärparametrar.SUMMARY OF THE INVENTION The object of the present invention is to provide a method for predicting the future development of a primary fuel damage in a nuclear plant and thereby create guidelines for the continued operation of the plant. This object is achieved by the procedure initially stated as comprising the steps of: determining a primary fuel damage of one of said fuel units, determining the value of a first primary parameter relating to the degree of combustion of the nuclear fuel of the fuel unit in question, determining the value of a second primary parameter relating to the power history of the fuel unit, a third primary parameter relating to the size of said gap in the fuel unit in question and the calculation of the development of the primary fuel damage and of future leakage of nuclear fuel from the fuel unit in question, taking into account said primary parameters.

Efter att en primär bränsleskada har detekterats är det möj- ligt med hjälp av åtminstone dessa primärparametrar att be- 51135 8331; räkna primärskadans framtida utveckling. På så sätt är det möjligt att förutsäga när och under vilka förutsättningar den detekterade bränsleskadan skulle ge upphov till en se- Kärnbräns- effekthistoriken och storleken på spalten kundär bränsleskada och läckage av kärnbränsle. lets utbränning, är väsentliga parametrar som ger kunskap om nëngden fis- sionsgaser i spalten. Primärparametrarna kan fastställas on- line, dvs under anläggningens drift, genom mätning, detekte- ring och/eller genom beräkning utgående ifrån uppmätta och/eller historiska data. Beräkningen kan genomföras på ett automatiskt sätt med ett datorbaserat system med hjälp av olika simuleringsprogram och exempelvis så kallade expert- system.After a primary fuel damage has been detected, it is possible by means of at least these primary parameters to determine; calculate the future development of the primary injury. In this way, it is possible to predict when and under what conditions the detected fuel damage would give rise to a se- Nuclear fuel effect history and the size of the gap customer fuel damage and leakage of nuclear fuel. burnout, are essential parameters that provide knowledge about the number of fission gases in the column. The primary parameters can be determined online, ie during the operation of the plant, by measurement, detection and / or by calculation based on measured and / or historical data. The calculation can be carried out automatically with a computer-based system with the help of various simulation programs and, for example, so-called expert systems.

Enligt en utföringsform av uppfinningen innefattar förfaran- det det efterföljande steget att ta fram riktlinjer för den fortsatta driften av anläggningen med hänsyn tagen till nämnda 'uppskattning. Vidare kan förfarandet innefatta det efterföljande stegat att styra anläggningen med hänsyn tagen till nämnda riktlinjer.According to an embodiment of the invention, the method comprises the subsequent step of producing guidelines for the continued operation of the plant, taking into account said estimate. Furthermore, the method may comprise the subsequent step of controlling the plant taking into account said guidelines.

Enligt en föredragen utföringsform av uppfinningen innefat- tar fastställandet av den primära bränsleskadan steget att lokalisera ifrågavarande bränsleenhet efter fastställandet av en primär bränsleskada. En sådan bestämning av positionen av den detekterade bränsleskadan kan genomföras enligt i sig kända metoder, exempelvis så kallad ”flux-tilting".According to a preferred embodiment of the invention, the determination of the primary fuel damage comprises the step of locating the fuel unit in question after the determination of a primary fuel damage. Such a determination of the position of the detected fuel damage can be carried out according to methods known per se, for example so-called "flux tilting".

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar förfarandet en bestämning av ytterligare primärparamet- rar avseende typen av kapslingsorgan hos ifrågavarande bränsleenhet, kapslingsorganets ålder hos ifrågavarande bränsleenhet, hydreringsgraden hos kapslingsorganet hos ifrågavarande bränsleenhet, temperaturen hos kärnbränslet hos ifrågavarande bränsleenhet, värmekonduktiviteten i nämnda spalt hos ifrågavarande bränsleenhet, fissionsdensi- '14, 8(l3 teten hos ifrågavarande bränsleenhet och tidpunkten för den primära bränsleskadan. Med hjälp av dessa ytterligare pri- märparametrar som på samma sätt kan bestämmas under anlägg- ningens drift är det möjligt att öka noggrannheten i progno- stiseringen av bränsleskadans framtida utveckling.According to a further embodiment of the invention, the method comprises a determination of further primary parameters regarding the type of enclosure means of the fuel unit in question, the age of the enclosure means of the fuel unit in question, the degree of hydration of the encapsulation means of the fuel unit, the temperature of the fuel unit The fuel density of the fuel unit in question and the time of the primary fuel damage. With the help of these additional primary parameters which can be determined in the same way during the operation of the plant, it is possible to increase the accuracy of the forecast. the future development of fuel damage.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar förfarandet även bestämningen av värdet av åtminstone en sekundärparameter som beräknas med hänsyn tagen till nämnda primärparametrar, varvid nämnda beräkning av bränsleskadans utveckling och av framtida läckage av kärnbränsle från ifrå- gavarande bränsleenhet utförs med hjälp av nämnda sekundär- parameter. Därvid. kan. med fördel nämnda sekundärparameter innefatta en första sekundärparameter som avser den agiella gasblandningen som funktion av _tidgg;mh9sW_if;ägayarande_ bränsleenhet, en. andra sekundärparameter' som. avser oxid§;_ ringen av kapslingsorganets insida och/eller av kärnbränsl§5¿_ f. ___.. .-_._.__... _ *___ ,hos ifrågavarande bränsleenhet, en tredje sekundärparameter SOW avser_šêÉl9l¥§_§yMY§§§§§å§ga hos ifrågavarande bränsle- enhet, en fjärde sekundärparameter som avser utarmningen ax" syre hos ifrågavarande bränsleenhet, en femte sekundärpara- meter som avser ¿nkQQ§tiQnsCiden%förwvätepenetrering av ett Coxidskikt hos ifrågavarande bränsleenhet som funktion av oxidskiktets tjocklek, en sjätte sekundärparameter som avser .diffusion av Vätâﬁfàezafi 9§_§äl_ë§<_1_f_1,i_nsea.spfzlienlpaišrisa- varande bränsleenhet, och. en sjunde sekundärparameter som avser .Spännirlgëš i. ibränsleenhetenif.According to a further embodiment of the invention, the method also comprises determining the value of at least one secondary parameter calculated taking into account said primary parameters, said calculation of the development of the fuel damage and of future leakage of nuclear fuel from the secondary fuel unit being performed using - parameter. Thereby. can. advantageously said secondary parameters comprise a first secondary parameter relating to the agile gas mixture as a function of _tidgg; mh9sW_if; proprietary_fuel unit, a. other secondary parameters' such as. refers to oxide §; _ the ring of the inside of the enclosure member and / or of nuclear fuel§5¿_ f. ___ ...-_._.__... _ * ___, in the case of fuel unit, a third secondary parameter SOW refers to_šêÉl9l ¥ §_§ yMY§§§§§§§a§ga of the fuel unit in question, a fourth secondary parameter relating to the depletion of oxygen in the fuel unit in question, a fifth secondary parameter relating to ¿nkQQ§tiQnsCiden% pre-hydrogen penetration of a Coxide layer of the fuel unit in question the thickness of the oxide layer, a sixth secondary parameter relating to .diffusion of Vätâ ﬁ fàezafi 9§_§äl_ë§ <_1_f_1, i_nsea.spfzlienlpaišrisa- being a fuel unit, and .a seventh secondary parameter relating to .Spännirlgëlheten i.

KORT BESKRIVNING Av RITNINGARNA Föreliggande uppfinning skall nu beskrivas närmare med hjälp av en utföringsfonn och med hänvisning till den bifogade ritningen, på vilken Fig 1 visar ett flödesdiagram över olika förfarandesteg enligt en utföringsform av uppfin- ningen. lO 514 aus DETALJERAD BESKRIVNING Av EN FÖREDRAGEN UTFöRINGsFoRM Av UPPFINNINGEN Förfarandet enligt uppfinningen skall nu beskrivas med hän- visning till flödesdiagrammet i Fig 1. Förfarandet är till- lämpligt på en nukleär anläggning med en reaktor som inne- sluter en reaktorhärd som bildas av ett antal bränslepatro- ner som var och en innefattar ett antal bränsleenheter i form av så kallade bränslestavar. Varje bränslestav inne- fattar ett kapslingsorgan som är rörformigt och innesluter kärnbränslet i form av ett antal bränslekutsar på så sätt att det bildas en spalt mellan kapslingsorganets innervägg och bränslekutsarna. Kapslingsorganet är tillverkat av en zirkoniumlegering, exempelvis Zirkaloy. Reaktorn styrs med hjälp av ett datorbaserat styrsystem genom att ett antal styrstavar är förskjutbara in i och ut ur härden mellan bränslestavarna samt genom reglering av vattenflödet in i och ut ur härden.BRIEF DESCRIPTION OF THE DRAWINGS The present invention will now be described in more detail by means of an embodiment and with reference to the accompanying drawing, in which Fig. 1 shows a flow diagram of various process steps according to an embodiment of the invention. DETAILED DESCRIPTION OF A PREFERRED EMBODIMENT OF THE INVENTION The process of the invention will now be described with reference to the flow chart in Fig. 1. The process is applicable to a nuclear plant with a reactor enclosing a reactor containing a number of reactors. fuel assemblies, each of which comprises a number of fuel units in the form of so-called fuel rods. Each fuel rod comprises a housing member which is tubular and encloses the nuclear fuel in the form of a number of fuel pellets in such a way that a gap is formed between the inner wall of the housing member and the fuel pellets. The enclosure member is made of a zirconium alloy, for example Zirkaloy. The reactor is controlled by means of a computer-based control system by a number of control rods being displaceable into and out of the core between the fuel rods and by regulating the water flow into and out of the core.

Det skall noteras att det i Fig 1 visade flödesdiagrammet är en modell av ett förfarande för att prognostisera utveck- lingen av en primär bränsleskada i en bränslestav. Uppfin- ningen är inte begränsad till denna modell utan modellen kan utformas på olika sätt.It should be noted that the flow diagram shown in Fig. 1 is a model of a method for forecasting the development of a primary fuel damage in a fuel rod. The invention is not limited to this model, but the model can be designed in different ways.

I Fig l representerar box A start av förfarandet för att prognosticera utvecklingen av en primär bränsleskada. Pri- märskadan kan vara en nötningsskada, i form av ett litet hål, eller en liten spricka, en så kallad PCI, Pellet Cladding Interaction. Box B representerar fastställandet av en primär bränsleskada. Den primära bränsleskadan kan detek- teras med hjälp av någon konventionell metod, exempelvis genom kontinuerlig mätning av halten av radioaktiva ädel- gaser i reaktorns avgaser. Box C representerar bestämning av positionen för den primära bränsleskadan i härden, d.v.s. vilken bränslepatron som är skadad. 51,4 8.03 Box D representerar bestämningen av värdet på ett antal pri- märparametrar. Värdet på dessa parametrar kan bestämmas ge- nom mätningar on-line, under anläggningens drift, eller er- hållas såsom data från ett minnesorgan. I det senare fallet kan det handla om historiska data som kontinuerligt lagras i Styr- system. Primärparametrarna, som bildar indata med vilka pro- något minnesorgan hos anläggningens datorbaserade gnosticeringen görs, kan innefatta åtminstone några men inte nödvändigtvis alla av följande parametrar.In Fig. 1, box A represents the start of the procedure for forecasting the development of a primary fuel damage. The primary damage can be an abrasion damage, in the form of a small hole, or a small crack, a so-called PCI, Pellet Cladding Interaction. Box B represents the determination of a primary fuel damage. The primary fuel damage can be detected by any conventional method, for example by continuously measuring the content of radioactive noble gases in the reactor's exhaust gases. Box C represents the determination of the position of the primary fuel damage in the core, i.e. which fuel assembly is damaged. 51.4 8.03 Box D represents the determination of the value of a number of primary parameters. The value of these parameters can be determined by measurements on-line, during the operation of the plant, or obtained as data from a memory device. In the latter case, it may be historical data that is continuously stored in Control Systems. The primary parameters, which form the input data with which a pro- gram memory device of the plant's computer-based gnosticization is made, may comprise at least some but not necessarily all of the following parameters.

En första primärparameter 1 avser utbránningsgraden hos kärnbränslet hos den skadade bränslestaven.A first primary parameter 1 refers to the degree of burnout of the nuclear fuel of the damaged fuel rod.

En andra primärparameter 2 avser effekthistoriken för den skadade bränslestaven och kan erhållas ur ovan nämnda min- nesorgan xned. hjälp av' data om styrstavarnas position. vid varje tidpunkt. fatta reaktortryckhistorik och axiella effektprofiler längs Den andra primärparametern kan även inne- den skadade bränslestaven.A second primary parameter 2 relates to the power history of the damaged fuel rod and can be obtained from the above-mentioned memory means xned. using data on the position of the control rods. at any time. grasp reactor pressure history and axial power profiles along The second primary parameter can also be inside the damaged fuel rod.

En tredje primärparameter 3 innefattar storleken på spalten mellan bränslekutsarna och kapslingsorganets innervägg hos den skadade bränslestaven.A third primary parameter 3 comprises the size of the gap between the fuel pellets and the inner wall of the housing member of the damaged fuel rod.

En fjärde primärparameter 4 avser typen av kapslingsorgan hos den skadade bränslestaven, exempelvis om kapslingsorga- net innefattar en s.k. liner eller inte. Om kapslingsorganet innefattar en liner kan den fjärde primärparametern även in- nefatta typen av liner.A fourth primary parameter 4 refers to the type of enclosure means of the damaged fuel rod, for example if the enclosure means comprises a so-called liner or not. If the enclosure means comprises a liner, the fourth primary parameter may also include the type of liner.

En femte primärparameter 5 avser kapslingsorganets ålder hos den. skadade bränslestaven. Den femte jprimärparametern, kan erhållas från minnesorganet. Åldern är avgörande för i hur hög grad en hydrering av kapslingsorganets material har skett före primärskadans inträffande. En hög hydrering leder lO 514 3GB till inre spänningar i kapslingsorganet och till ett sprö- dare material. Kapslingsorganets ålder påverkar även storle- ken på spalten mellan bränslekutsarna och kapslingsorganets innervägg, oxidtjockleken på kapslingsorganets insida mm.A fifth primary parameter 5 refers to the age of the enclosure member. damaged fuel rod. The fifth primary parameter can be obtained from the memory means. The age is decisive for the extent to which a hydration of the enclosure member's material has taken place before the primary damage occurs. A high hydration leads 10 5 3 3GB to internal stresses in the enclosure and to a more brittle material. The age of the enclosure member also affects the size of the gap between the fuel pellets and the inner wall of the enclosure member, the oxide thickness on the inside of the enclosure member, etc.

Primär-parametrarna kan också innefatta en sjätte primärpa- rameter 6 som avser hydreringsgraden hos kapslingsorganet hos den skadade bränslestaven.The primary parameters may also comprise a sixth primary parameter 6 which relates to the degree of hydration of the enclosure member of the damaged fuel rod.

En sjunde primärparameter 7 avser temperaturen hos kärn- bränslet hos den skadade bränslestaven.A seventh primary parameter 7 refers to the temperature of the nuclear fuel of the damaged fuel rod.

En åttonde primärparameter 8 avser värmekonduktiviteten i spalten mellan bränslekutsarna och kapslingsorganets inner- vägg hos den skadade bränslestaven.An eighth primary parameter 8 refers to the thermal conductivity in the gap between the fuel pellets and the inner wall of the housing member of the damaged fuel rod.

En nionde primärparameter 9 avser fissionsdensitet, d.v.s. antalet f_issioner per tidsenhet och volymenhet, hos den ska- dade bränslestaven.A ninth primary parameter 9 refers to fission density, i.e. the number of f_missions per unit of time and unit of volume, of the damaged fuel rod.

En tionde primärparameter 10 avser tidpunkten för den pri- mära bränsleskadan .A tenth primary parameter 10 refers to the time of the primary fuel damage.

En elfte primärparameter ll avser tjockleken på ett oxid- skikt som har bildats på kapslingsorganets innervägg. Även om inte alla dessa primärparametrar är nödvändiga för en prognosticering av primärskadans utveckling skall noteras att även andra primärparametrar än de nu uppräknade kan ut- I ett första beräk- utnyttjas de önskade primär-parametrarna nyttjas inom ramen för uppfinningen. ningssteg, Box E, för bestämning av värdet hos ett antal sekundärparametrar med hjälp av vilka nämnda prognosticering genomförs. Denna beräkning kan göras med en separat dator eller en dator som kan ingå i eller vara förbunden med anläggningens datorbase- rade styrsystem . lO ,14 805 En första sekundärparameter avser den axiella gasblandningen som funktion av tiden hos den skadade bränslestaven. Efter en primärskada kommer spalten hos brânslestaven att inne- såsom hålla en gasblandning' av' vattenånga, fissionsgaser, d.v.s. helium, samt vätgas som xenon och krypton, fyllgas, bildas på grund av den oxidering som sker av kärnbränslet och kapslingsorganet.An eleventh primary parameter 11 refers to the thickness of an oxide layer which has been formed on the inner wall of the enclosure member. Although not all of these primary parameters are necessary for a prognosis of the development of the primary injury, it should be noted that primary parameters other than those now listed can also be used. In a first calculation, the desired primary parameters are used within the scope of the invention. step E, Box E, for determining the value of a number of secondary parameters by means of which said forecasting is performed. This calculation can be done with a separate computer or a computer that can be part of or connected to the plant's computer-based control system. 10, 14 805 A first secondary parameter refers to the axial gas mixture as a function of time of the damaged fuel rod. After a primary damage, the gap of the fuel rod will contain, for example, a gas mixture 'of' water vapor, fission gases, i.e. helium, as well as hydrogen gas such as xenon and krypton, filler gas, are formed due to the oxidation that takes place of the nuclear fuel and the enclosure.

En andra sekundärparameter avser oxideringen av kapslings- organets innervägg och/eller av kärnbrånslet hos den skadade bränslestaven.A second secondary parameter refers to the oxidation of the inner wall of the enclosure member and / or of the nuclear fuel of the damaged fuel rod.

En tredje sekundärparameter avser radiolys av vattenånga hos den skadade bränslestaven.A third secondary parameter refers to radio fumes of water vapor in the damaged fuel rod.

En fjärde sekundärparameter avser utarmningen av syre hos den skadade bränslestaven. I synnerhet avses utarmningen av syre i spalten, som funktion av det axiella avståndet från primärskadan.A fourth secondary parameter refers to the depletion of oxygen by the damaged fuel rod. In particular, the depletion of oxygen in the gap is referred to as a function of the axial distance from the primary injury.

En femte sekundärparameter avser inkubationstiden för vätets penetrering av oxidskiktet på kapslingsorganets innervägg hos den skadade bränslestaven, speciellt som funktion. av olika pm/pmo partialtrycksförhållanden och/eller som funk- tion av oxidskiktets tjocklek.A fifth secondary parameter refers to the incubation time for the penetration of hydrogen by the oxide layer on the inner wall of the enclosure member of the damaged fuel rod, especially as a function. of different pm / pmo partial pressure conditions and / or as a function of the thickness of the oxide layer.

En sjätte sekundärparameter avser diffusion av väte genom spaltens gasblandning hos den skadade bränslestaven.A sixth secondary parameter refers to the diffusion of hydrogen through the crevice gas mixture of the damaged fuel rod.

En sjunde sekundärparameter kan avse spänningar i bränsle- staven och närmare bestämt sprickbildningen hos kapslings- organet hos den skadade bränslestaven, d.v.s. initiering och utbredning av eventuella sprickor. 514ósos ll Box F representerar själva analysarbetet av de framtagna sekundärparametrarna och prognosticeringen eur den detekte- rade primärskadans framtida utveckling. Detta analysarbete kan utföras av ovan nämnda dator som kan innefatta mjukvara som avbildar den nukleära anläggningen och som möjliggör si- mulering av framtida händelseförlopp. Mjukvaran kan exempel- vis innefatta integrerade så kallade expertsystem eller Artificiell Intelligence. Utifrån en sådan prognos kan rikt- linjer tas fram, box G, för den fortsatta driften av anlägg- ningen. Sådana riktlinjer kan exempelvis avse styrstavsposi- tion eller styrstavsrörelser i det område i vilket den ska- dade bränslestaven befinner sig. I en förlängning av upp- finningen kan dessa riktlinjer även utgöra input i ett auto- matiskt styrsystem, box H, för styrning av den nukleära an- läggningen.A seventh secondary parameter may refer to stresses in the fuel rod and more particularly to the cracking of the enclosure member of the damaged fuel rod, i.e. initiation and spread of any cracks. 514ósos ll Box F represents the actual analysis work of the produced secondary parameters and the forecast for the future development of the detected primary damage. This analysis work can be performed by the above-mentioned computer, which may include software which depicts the nuclear installation and which enables simulation of future events. The software may, for example, include integrated so-called expert systems or Artificial Intelligence. Based on such a forecast, guidelines can be drawn up, box G, for the continued operation of the facility. Such guidelines may, for example, refer to the control rod position or control rod movements in the area in which the damaged fuel rod is located. In an extension of the invention, these guidelines can also constitute input in an automatic control system, box H, for controlling the nuclear plant.

Prognosticeringen bygger på att utifrån värdet på ovan nämnda primärparametrar erhålls vissa värden pà nämnda sekundärparametrar, som under vissa betingelser som kan sty- ras, ger upphov till bestämda förlopp och skadeutveckling.The forecast is based on the fact that, based on the value of the above-mentioned primary parameters, certain values of the said secondary parameters are obtained, which under certain conditions that can be controlled, give rise to certain processes and damage development.

På grund av en primärskada kan kylmedel tränga in i bränsle- staven tills det interna trycket i kapslingsorganet från ånga och vätgas är lika stort som fyllgasen, fissionsgaser, det externa trycket i reaktorhärden. Pâ grund av att kyl- medel tränger in och väte frigörs i bränslestaven kommer väte att diffundera in i kapslingsorganets vägg och binda zirkoniumhydrid, d.v.s. man får en hydrering av materialet i kapslingsorganet. En sådan hydrering leder till en förspröd- ning av materialet och till att det byggs upp inre spän- vilket kan leda till ett lokalt brott på bränslestaven som kan betyda att uran kan börja ningar i kapslingsorganet, läcka ut i härden. En förutsättning för att väte skall upp- tas av kapslingsorganet är att partialtrycksförhállandet pmJpmX,är stort. Det hydrerade området tenderar att utveckla små sprickor. Om primärskadan befinner sig i en övre del av lO 1.4 8503 12 bränslestaven kommer ånga först att komma in i bränslestaven och passera den inre väggytan nära hålet. Ytan oxideras till ZrO2 vilket resulterar i frigörande av väte som alstras vid korrosionsprocessen. Väte produceras också genom oxidation av ett ytskikt hos bränslekutsarna och längs sprickor i kutsarna. Det frigjorda vätet transporteras i spalten och bygger upp ett lager av väte vilket ökar väteinnehàllet hos kapslingen. Ångan kommer också att utsättas för radiolytisk sönderdelning vilket alstrar ytterligare väte och väteper- oxid. Närvaron av spärkvantiteter av reaktiva radikaler kommer lokalt att öka oxideringen av kapslingen liksom de yttre områdena av bränslekutsarna. Allteftersom gasen strömmar längs spalten ökar koncentrationen av väte kontinu- erligt. Ytterligare inströmning av ånga i spalten kommer i första hand att ske genom diffusion. Inströmningen av vatten beror av skadans storlek. När gasen strömmar förbi positio- nerna för effekttoppen och det maximala värmeflödet kommer den att ha en ännu högre halt av väte på grund av syreutarm- ningsmekanismen. Om ångans flödeshastighet är tillräckligt läg och väteproduktionen genom radiolys och oxidering är tillräckligt hög kan partialtrycket pm/pmm överskrida det kritiska värdet för massiv hydrering. Sådan hydrering sker med största sannolikhet vid en skada eller oregelbundenhet i ZrO2eller vid områden där den skyddande oxidfilmen är tunn. bildas hos hydridutbuktningen En ”sunburst”-hydrering börjar sedan att kapslingen. Den resulterande består möjligen av flera eller färre fasta hydrider som lätt spricker vid relativt små pälagda spänningar. Den. genom- snittliga vätekoncentrationen i. kapslingsväggen i. närheten av dessa Inassiva hydrider är flera tusen. ppm. Om degra- deringsprocessen accelereras eller tilläts fortsätta kan detta slutligen leda till ett brott runt hela omkretsen.Due to a primary damage, coolant can penetrate into the fuel rod until the internal pressure in the enclosure means from steam and hydrogen is as great as the fill gas, fission gases, the external pressure in the reactor core. Because coolant penetrates and hydrogen is released into the fuel rod, hydrogen will diffuse into the wall of the enclosure and bind zirconium hydride, i.e. a hydration of the material in the enclosure member is obtained. Such hydration leads to a embrittlement of the material and to the build-up of internal stresses, which can lead to a local rupture of the fuel rod, which can mean that uranium can start to leak into the enclosure, leak into the core. A prerequisite for hydrogen to be taken up by the enclosure means is that the partial pressure ratio pmJpmX is large. The hydrated area tends to develop small cracks. If the primary damage is in an upper part of the fuel rod, steam will first enter the fuel rod and pass the inner wall surface near the hole. The surface is oxidized to ZrO2 which results in the release of hydrogen generated by the corrosion process. Hydrogen is also produced by oxidation of a surface layer of the fuel pellets and along cracks in the pellets. The liberated hydrogen is transported in the gap and builds up a layer of hydrogen which increases the hydrogen content of the enclosure. The steam will also be subjected to radiolytic decomposition which produces additional hydrogen and hydrogen peroxide. The presence of barrier quantities of reactive radicals will locally increase the oxidation of the enclosure as well as the outer areas of the fuel pellets. As the gas flows along the gap, the concentration of hydrogen increases continuously. Further inflow of steam into the gap will primarily take place by diffusion. The inflow of water depends on the size of the damage. When the gas flows past the positions of the power peak and the maximum heat flow, it will have an even higher content of hydrogen due to the oxygen depletion mechanism. If the flow rate of the steam is sufficiently low and the hydrogen production by radiolysis and oxidation is sufficiently high, the partial pressure pm / pmm may exceed the critical value for massive hydrogenation. Such hydration is most likely to occur in the event of damage or irregularity in ZrO2 or in areas where the protective oxide film is thin. formed in the hydride bulge A "sunburst" hydration then begins to encapsulate. The resulting one possibly consists of more or fewer solid hydrides which easily crack at relatively small pile stresses. The. the average hydrogen concentration in. the enclosure wall in. the vicinity of these inassive hydrides is several thousand. ppm. If the degradation process is accelerated or allowed to continue, this can eventually lead to a break around the entire perimeter.

Massiv hydrering sker därför i huvudsak i den nedre delen av bränslestaven vid låg utbränning pá grund av den i allmänhet relativt stora, öppna spalten och det tunna oxidskiktet på kapslingens insida. Detta massivt hydrerade område består av 5141805 . - » . . f 13 solida hydrider som är sprödare än andra delar av kapslingen och som lätt kan brytas om bränslestaven utsätts för ett plötsligt inre övertryck eller mekanisk inverkan från bränslekutskolonnen (PCMI)~ Brott i lokalt hydrerade områden sker ofta efter en effektändring, exempelvis vid en kall av- stängning, då staven fylls med vatten. Detta vatten verkar som en vätekålla då det förångas under reaktorns effektupp- gång. Då ökar också den mekaniska spänningen på kapslings- organet. När en kall avstängning sker efter en primärskada kan. därför' en. öppen sekundärskada ofta utvecklas inonl en vecka. Ett övertryck som är tillräckligt högt för att bryta hydridomrädet, som är sprött vid låga temperaturer, kan upp- stå vid en effektökning efter en kall avstängning. På grund av ång-vattenblandningens viskositet kommer en kmänslestav med en liten primärskada, och en lokalt täppt spalt mellan bränslekuts och kapslingsväggen någonstans längs bränslestaven, inte att uppnå en tryckutjåmning som är tillräckligt snabb för att förhindra ett plötsligt inre övertryck under vattnets fastransformering till StOrt ånga.Massive hydrogenation therefore takes place mainly in the lower part of the fuel rod at low burnout due to the generally relatively large, open gap and the thin oxide layer on the inside of the housing. This massively hydrated area consists of 5141805. - ». . f 13 solid hydrides which are more brittle than other parts of the enclosure and which can be easily broken if the fuel rod is subjected to a sudden internal overpressure or mechanical impact from the fuel column (PCMI) ~ Breakage in locally hydrated areas often occurs after a power change, for example closing, when the rod is filled with water. This water acts as a hydrogen source as it evaporates during the reactor's power rise. This also increases the mechanical stress on the enclosure member. When a cold shutdown occurs after a primary injury can. therefore 'a. Open secondary injury often develops within a week. An overpressure that is high enough to break the hydride area, which is brittle at low temperatures, can occur with an increase in power after a cold shutdown. Due to the viscosity of the vapor-water mixture, a pressure rod with a small primary damage, and a locally clogged gap between the fuel tank and the enclosure wall somewhere along the fuel rod, will not achieve a pressure equalization fast enough to prevent a sudden internal overpressure during water solidification. .

Efter en kall avstängning kan UO2-svällning uppstå på grund av oxideringen. Detta tillsammans med oxideringen av bland annat det hydrerade området kan också förorsaka ett brott i det hydrerade området på grund av PCMI om effektändringen är tillräckligt snabb. För att undvika brott i det hydrerade området är det därför mycket viktigt att undvika alla snabba lokala effekttransienter.After a cold shutdown, UO2 swelling may occur due to oxidation. This together with the oxidation of, among other things, the hydrogenated area can also cause a break in the hydrogenated area due to PCMI if the power change is fast enough. To avoid breakage in the hydrated area, it is therefore very important to avoid all fast local power transients.

Långa axiella sprickor är den mest allvarliga typen av se- kundärskada eftersom den ofta leder till en avsevärd ur- tvättning av UO2, vilken ej är självbegränsande. Det mest spektakulära exemplet på denna typ av spricka sker i bräns- lestavar med en olegerad zirkoniumliner, där den snabba och extensiva oxideringen av linern leder till stora spänningar i kapslingen vilket främjar sprickprocessen. PCMI på grund av effektändring ökar på ett tydligt sätt ytterligare risken för sprickor. Undersökningar av axiella sprickor har gjorts swsos 14 både beträffande olegerade zirkoniumliners och bränslestavar utan liner. Sekundära hydridutbuktningar liksom primära PCI- sprickor har utnyttjats såsom begynnelseskada och resulterat i axiella sprickor när tillräckligt stora spänningar har lagts pá. I synnerhet har begynnande PCI haft en relativt hög sannolikhet att generera axiella sprickor eftersom stora existerar. Bränslestavar med olegerade spänningar redan zirkoniumliners ger mycket allvarligare axiella sprickor än sådana utan liner, eller speciellt legerade zirkoniumliners.Long axial cracks are the most serious type of secondary injury as they often lead to a considerable leaching of UO2, which is not self-limiting. The most spectacular example of this type of crack occurs in fuel rods with an unalloyed zirconium liner, where the rapid and extensive oxidation of the liner leads to large stresses in the enclosure, which promotes the cracking process. PCMI due to a change in power clearly increases the risk of cracks further. Investigations of axial cracks have been made swsos 14 both for unalloyed zirconium liners and fuel rods without liner. Secondary hydride bulges as well as primary PCI cracks have been used as initial damage and resulted in axial cracks when sufficiently large stresses have been applied. In particular, incipient PCI has had a relatively high probability of generating axial cracks because large ones exist. Fuel rods with unalloyed stresses already zirconium liners give much more serious axial cracks than those without liner, or especially alloyed zirconium liners.

Detta på grund av att den snabba och extensiva oxideringen leder till stora av zirkoniumlinern spänningar i kapslingsorganet.This is because the rapid and extensive oxidation leads to large voltages of the zirconium liner in the enclosure.

Uppfinningen är inte begränsad till beskrivningen ovan utan kan modifieras och varieras inom ramen för de efterföljande patentkraven.The invention is not limited to the description above but can be modified and varied within the scope of the appended claims.

Claims

A method of operating a nuclear plant comprising a reactor having a set of fuel assemblies each comprising a plurality of fuel units, each fuel unit comprising at least one enclosure means comprising is arranged to enclose a nuclear fuel in such a way that a gap is formed between the nuclear fuel and the encapsulation means, and wherein the method comprises the steps of: determining a. primary fuel damage of one of said fuel units, characterized by determining the value of a first primary parameter relating to the degree of combustion of the nuclear fuel of said fuel unit, determining the value of a second primary parameter relating to power history of the third fuel unit of said fuel unit which refers to the size of said gap in the fuel unit in question and * calculation of the development of the primary fuel damage and of future leakage of nuclear fuel from the fuel unit in question, taking into account said primary parameters.

A method according to claim 1, comprising the following step: developing guidelines for the continued operation of the plant taking into account said estimate.

A method according to claim 2, comprising the following step: controlling the plant taking into account said guidelines.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: locating the fuel unit in question after determining a primary fuel damage.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: - determining the value of a fourth primary parameter relating to the type of enclosure means of the fuel unit in question.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of a fifth primary parameter relating to the age of the enclosure member of the fuel unit in question.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of a sixth primary parameter relating to the degree of hydrogenation of the encapsulation means of the fuel unit in question.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of a seventh primary parameter relating to the temperature of the nuclear fuel of the fuel unit in question.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of an eighth primary parameter relating to the thermal conductivity in said gap of said fuel unit.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of a ninth primary parameter relating to the fission density of the fuel unit in question. 10 15 20 25 30 35 514.1, 803 17

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of a tenth primary parameter relating to the time of the primary fuel damage.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of an eleventh primary parameter relating to the thickness of an oxide layer formed on the inner wall of the enclosure member.

A method according to any one of the preceding claims, comprising the step of: determining the value of at least one secondary parameter calculated taking into account said primary parameters, wherein said calculating the development of the fuel damage and of future leakage of nuclear fuel from the fuel unit in question performed using said secondary parameters.

A method according to claim 13, wherein said secondary parameter comprises a first secondary parameter relating to the axial gas mixture as a function of time of said fuel unit.

A method according to any one of claims 13 and 14, wherein said secondary parameter comprises a second secondary parameter relating to the oxidation of the inside of the enclosure member and / or the nuclear fuel of said fuel unit.

A method according to any one of claims 13 to 15, wherein said secondary parameter comprises a third secondary parameter relating to water vapor radiolysis of said fuel unit.

A method according to any one of claims 13 to 16, wherein said secondary parameter comprises a fourth secondary parameter 511% 803 18 meters relating to the depletion of oxygen of said fuel unit.

A method according to any one of claims 13 to 17, wherein said secondary parameter comprises a fifth_secondary parameter sonx refers to the 'incubation time for hydrogen penetration' of 'an oxide layer of said fuel unit, as a function of the thickness of the oxide layer.

A method according to any one of claims 13 to 18, wherein said secondary parameter comprises a sixth secondary parameter son1 relating to diffusion of hydrogen through the gas mixture in the gap of said fuel unit.

A method according to any one of claims 13 to 19, wherein said secondary parameter comprises a seventh secondary parameter relating to voltages in the fuel unit.