SE520391C2 - Förfarande och anordning för utvärdering av integriteten av en styrsubstans i en nukleär anläggning - Google Patents

Description

20 25 30 35 520 391 à%;»%¥š>äfl snitt genom styrstaven. Varje vinge innehåller en hålighet och bildar således ett sådant separat tryckkärl.

Styrstavarna är inskjutbara i och utdragbara ur reaktorhär- den i syfte att styra kärnreaktionen i kärnbränslet och på effekt. varvid kärnreaktionen kom- så sätt reglera anläggningens Borkarbiden har en förmåga att absorbera neutroner, mer att reduceras när en styrstav är inskjuten i reaktor- härlden eftersom antalet fria neutroner minskar.

Man kan skilja mellan styrstavar för att styra kärnreaktio- nen under drift och avställningsstavar. De senare är under drift av den nukleära anläggningen helt utdragna ur reaktor- härden och endast avsedda att skjutas in i härden när drif- ten av anläggningen skall avbrytas. Det skall noteras att det även är nwjligt att utnyttja avställningsstavarna som styrstavar och vice versa.

Under drift av anläggningen frigörs neutroner som infångas av borkarbiden såsom nämndes ovan. Därvid kommer en kärn- reaktion att äga rum i borkarbiden, varvid det bildas tri- tium och helium. Det aktiva boret (B-l0-isotoper) förbrukas under bildandet av reaktionsprodukter. Det bildas en väsent- ligt större mängd helium, ungefär en faktor lO5, än tritium.

Det tritium som bildas och en del av heliumet kommer att i borkarbiden. vara löst Helium frigörs emellertid också från borkarbiden och bildar en gas i ovan nämnda hålighet i styrstaven. Denna gasbildning medför att trycket i styrsta- ven ökar.

Styrstavarnas kapslingsorgan kan vara tillverkade av en stållegering. Skador kan uppstå på kapslingsorganen av olika anledningar, exempelvis på grund av mekanisk nötning, mate- att det bildas ett genom vilket det gasformiga heliumet rialfel etc. En sådan skada kan leda till hål i kapslingsorganet, i styrstaven kan pressas ut i reaktorhärden, och genom vil- 10 15 20 25 30 35 .mv-a- .1 .- szo 391 ï”í3'* ket det vatten som finns i reaktortanken kan tränga in i styrstaven. Om det utbrända borets reaktionsprodukter kommer i kontakt med vatten kommer det helium och det tritium som är löst i borkarbidstrukturen att frigöras och efter en tid kan således tritiunl komma ut i vattnet, i reaktortanken, tillsammans med det utlösta heliumet. Om skadan är allvarlig kommer även bor att lösas ut och man kan få en så kallad ur- tvättning, d.v.s. borkarbiden tvättas ut ur styrstaven.

Det är naturligtvis önskvärt att undvika skador på styrsta- varna och att byta ut styrstavar som är skadade. En styr- stavskada kan leda till att möjligheterna att styra anlägg- ningen reduceras eftersom den neutronabsorberande förmågan försämras. Vidare kan en styrstavsskada leda till en defor- mering av kapslingsorganet, vilken kan omöjliggöra styrsta- vens manövrering in i och ut ur reaktorhärden.

WO99/27541 visar en anordning för att utvärdera integriteten hos bränslestavarna j. en nukleär anläggning. Utvärderingen görs med hjälp av kontinuerliga mätningar av aktiviteten i avgaserna och i reaktorvattnet.

SAMMANFATTNING AV UPPFINNINGEN Ändamålet med föreliggande uppfinning är att reducera beho- vet av inspektion av styrstavarna i en nukleär anläggning. förbättrade till övervakningen av styrstavarnas integritet.

Mer speciellt eftersträvas möjligheter Detta ändamål uppnås med det inledningsvis angivna förfaran- det som kännetecknas av stegen bestämning av värdet av åtminstone en primärparameter som innefattar koncentrationen av ett ämne, som frigörs från styrsubstansen under den nukleära anläggningens drift, i nämnda fluid, 10 15 20 25 30 35 .U u' n » .- . f. .. - ï. »- . - _. .. s. - , f ,. .- -n - v . f -. u i vw |« . f. f 1 n. ~| v; .~ n , - . i . l . . ~ .. . , . , 1 - » . -. , i. i.. -= bestämning av värdet av åtminstone en driftparameter som är relaterad till nämnda fluid, normering av värdet på nämnda primärparameter med hänsyn ta- gen till värdet på nämnda driftparameter, analys av det normerade värdet på nämnda primärparameter och uppskattning av styrsubstansens integritet på grundval av nämnda analys.

Med hjälp av ett sådant förfarande är det möjligt att vä- sentligen kontinuerligt övervaka styrstavarna i en reaktor- tank och att fastställa om det finns någon skada på någon av styrstavarna. Tack vare att koncentrationen av det frigjorda ämnet normeras är det även möjligt att göra en uppskattning av skadans storlek eftersom denna storlek beror av kvantite- ten av det frigjorda ämnet. Genom att iakttaga när koncent- rationen av ämnet ökar kan man också fastställa när en skada inträffar. På så vis möjliggör förfarandet även en uppskatt- skadade styrstavsblad det finns i reaktorhärden. Analysen är möjlig att göra genom att ning hur många styrstavar och mäta koncentrationen. av en mängd olika ämnen, exempelvis tritium, helium, litium, bor o.s.v. Analysen kan således gö- ras genom en övervakning av något av de ämnen som frigörs när styrsubstansen kommer i kontakt med den fluid som ström- mar genom reaktorhärden. Det är dock viktigt att man tar det tritium som àterförs Det är därför fördelak- tigt att även mäta tritiumhalten i spädmatarvattnet, hänsyn till, och korrigerar för, till reaktion via spädmatarvattnet. samt volymen och flödet av spädmatarvatten.

Enligt en utföringsfornm av uppfinningen innefattar nämnda primärparameter en första primärparameter som innefattar koncentrationen av tritium i nämnda fluid. Tritium bildas i borkarbid, den utsätts för neutronstrålning. som kan utnyttjas som styrsubstans, när borkarbi- Så länge kapslingsorganet är helt kommer det tritium som bildas att vara inneslutet i emellertid en skada kapslingsorganet. Om uppstår på 10 15 20 25 30 35 ; . - . . . 520 391 kapslingsorganet kommer tritium att komma ut i reaktorvatt- net och genom en mätning av tritiumkoncentrationen i reak- torvattnet kan således en skada på kapslingsorganet för styrsubstansen fastställas.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar nämnda primärparameter en första primärparameter som in- nefattar koncentrationen av tritium i nämnda fluid. Det skall noteras att bränslestavarna producerar väsentligt mindre kvantiteter tritium när de utsätts för neutronstrål- ning än den styrsubstans som är innesluten i kapslingsorga- net.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar nämnda fluid matarvatten som tillförs reaktortanken och varvid nämnda bestämning sker genom mätning på matarvattnet.

Genonl en sådan znätning av' tritiumkoncentrationen i znatar- vattnet uppnås ett bra resultat eftersom då har vattnet des- tillerats en gång. Enligt en alternativ eller kompletterande utföringsform av uppfinningen innefattar nämnda fluid reak- torvatten som befinner sig i reaktortanken och varvid nämnda bestämning sker genom mätning på reaktorvattnet. Med fördel kan nämnda mätning ske efter det att fluiden har passerat en jonbytare. Vidare kan nämnda mätning ske efter det att flui- den har passerat ett partikelfilter. Det är också fördelak- tigt att göra nämnda mätning efter det att fluiden har pas- serat en fördröjningsslinga.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar nämnda primärparameter en andra primärparameter som in- nefattar koncentrationen av helium i ett gasflöde som avleds från nämnda fluid. När styrsubstansen, i form av borkarbid, utsätts för neutronstrålning produceras även helium. Heliu- met kommer därvid att vara bundet i borkarbiden men också förekomma i kapslingsorganet såsom en fri gas. När en skada uppträder kommer denna fria gas mycket snabbt att tränga ut 10 15 20 25 30 35 .. w.- 520 391 ur kapslingsorganet och det uppstår därmed väsentligen mo- mentant ett toppvärde för heliumkoncentrationen i nämnda gasflöde. Därefter kommer det helium som är bundet i styr- substansen att i en långsammare takt friges och resultera i en förhöjd heliumnivå i avgaserna. Även en skadad bränsle- stav kan ge upphov till att helium frigörs. I kärnbränslet finns emellertid inte lika stora mängder helium bundet och därför uppträder ingen långsam frigörelse av helium efter det inledande toppvärdet. På så vis är det möjligt att skil- ja ett skadat kapslingsorgan för styrsubstansen från en bränsleskada. När en bränsleskada inträffar så frigörs även radioaktiva ädelgaser. Genom att man samtidigt mäter dessa, med t.ex. den anordning som beskrivs i WO99/27541 kan skador på bränslestavar särskiljas från skador på styrstavar.

Genom att bestämma både koncentrationen av tritium i nämnda fluid och koncentrationen av helium i gasflödet får man ett mycket tillförlitligt instrument för att detektera en skada på ett kapslingsorgan för en styrsubstans.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar förfarandet steget att bestämma ett referensvärde för nämnda primärparameter. Såsom nämndes ovan produceras triti- um även av bränslet när det utsätts för neutronstrålning.

Ytterligare tritiumproduktion i en reaktor erhålls på grund av reaktioner i reaktorvattnet och hos det litium som kan finnas i en reaktortank i form av föroreningar. Vidare kan tritium under en relativt lång tidsperiod finnas kvar i flu- iden eller reaktorvattnet sedan tidigare redan detekterade och fastställda skador på kapslingsorgan för styrsubstans.

Således viss halt tritium i fluiden. Det är därför fördelaktigt att finns under normala driftsförhållanden alltid en genom mätningar bestämma denna halt och låta den bilda ett referensvärde utifrån vilket ovan nämnda bestämningar kan göras. Ett sådant referensvärde kan med fördel även bestäm- mas för andra ämnen, t.ex. helium. 10 15 20 25 30 35 .H H. » . U . .. -. .. .. _» .. ,. . « .. . f. . , . . , .. .. .. - . . . «. . . u; ,v v -. . l -. ~. -. . . . v . -. . . f - .. , _ , .

~ ~ - « - .; .. . U» ,.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar förfarandet det följande steget att bestämma riktlinjer för den fortsatta driften av anläggningen med hänsyn tagen till nämnda uppskattning. Genom de gjorda bestämningarna kan man således avgöra en detekterad skadas storlek, på vilket kapslingsorgan skadan har skett etc. En sådan kunskap är viktig för att avgöra huruvida anläggningen kan drivas vida- re eller om driften måste avbrytas. Kunskapen kan också med- föra att anläggningen drivs vidare på ett modifierat sätt, exempelvis med en lägre effekt i den del av reaktorhärden där skadan har uppträtt. I enlighet med uppfinningen kan så- dana riktlinjer tas fram på ett automatiskt sätt utifrån den gjorda uppskattningen.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar förfarandet det följande steget att styra anläggningen med hänsyn tagen till nämnda riktlinjer. Det är således möj- ligt att överföra de framtagna riktlinjerna till en styren- het för att på så vis automatiskt styra anläggningen i en- lighet med dessa riktlinjer.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen görs be- stämningen av värdet av nämnda primärparameter i allt vä- sentligt kontinuerligt under anläggningens drift. Koncentra- tionen av helium i nämnda gasflöde kan med i sig kända meto- der mätas kontinuerligt. Genom en sådan väsentligen kontinu- erlig mätning är det också möjligt att studera heliumkon- centrationen över tiden och på så vis kan de ovan nämnda toppvärdena detekteras på ett effektivt sätt. Även tritium- halten kan underkastas en i allt väsentligt kontinuerlig on- line-mätning, som med fördel mäts på matarvattnet, varvid en del av fluidflödet avleds till en mätanordning för faststäl- lande av tritiumkoncentrationen. Från denna mätanordning kan detta delflöde återföras till ett huvudflöde för fluiden. 10 15 20 25 30 35 - 520 591 Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar nämnda driftparameter en första driftparameter soul är relaterad till ett tillskott av nämnda fluid till kretsen.

Utbytet av fluiden spelar naturligtvis en viktig roll för storleken på koncentrationen av det ifrågavarande ämnet. Om utbytet är högt fås ett värde på koncentrationen som är läg- re än om utbytet vore litet. Anläggningen tillförs vanligen spädmatarvatten och således kan förfarandet innefattar det ytterligare steget att bestämma tillförseln av tritiwn via spädmatarvattnet genom mätning på spädmatarvattnet. Med för- del innefattar nämnda bestämning av tritiumtillförseln en mätning av volym och flöde av spädmatarvatten.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar nämnda driftparameter en andra driftparameter som är re- Effekt- alstringen är också väsentlig för koncentrationen av exem- laterad till den effekt som anläggningen alstrar. pelvis tritium och helium, både momentant och historiskt.

Enligt en ytterligare utföringsform av uppfinningen innefat- tar nämnda driftparameter en tredje driftparameter som är relaterad till nämnda gasflöde. För bestämningen av exempel- vis koncentrationen av helium i gasflödet är det fördelak- tigt att ta hänsyn till det totala gasflödets storlek.

Enligt en ytterligare utföringsfonn av uppfinningen utförs nämnda analys med hänsyn tagen till historiska data avseende nämnda parametrar. Såsom nämndes ovan kommer exempelvis den effekt med vilken anläggningen har drivits under en längre tid att påverka koncentrationen av de uppmätta ämnena. Såda- na historiska data kan hämtas från en ndnnesenhet i vilka dessa finns lagrade. Minnesenheten inkluderar driftsstati- stik och skaderisker enligt de driftserfarenheter som acku- mulerats, samt beräknat inventarium av helium och tritium i styrstavarna. Om en skada har indikerats tas en prioritets- ordning fram för inspektion inför den kommande, vanligtvis lO 15 20 25 30 35 520 391 årliga, driftsavställningen. Prioritetsordningen baseras på uppföljningen av driftsparametrar samt styrstavarnas drifts- historik och driftserfarenheter. I minnesenheten kan vidare finnas uppgifter om varje enskilt kapslingsorgan för styr- substans. Sådan information kan avse kapslingsorganets ål~ typ, varje styrstav samt varje styrstavs ackumulerade driftshis- der, tillverkare, uppskattad utbränning av B-10 för torik etc. I minnesenheten kan en kunskap om de kapslingsor~ gan som finns i reaktortanken byggas upp och på så vis kan analysen med tiden utvecklas och bli allt mer sofistikerad. Ändamålet uppnås också med den inledningsvis angivna anord~ ningen som kännetecknas av att den innefattar att anordning- en innefattar första medel för bestämning av värdet av át- minstone en primärparameter som innefattar koncentrationen av ett ämne, som frigörs från styrsubstansen under den nuk- leära anläggningens drift, i nämnda fluid, andra medel för bestämning av värdet av åtminstone en driftparameter som är relaterad till nämnda fluid, tredje medel för normering av värdet på nämnda primärparameter med hänsyn tagen till vär- det på nämnda driftparameter, fjärde medel för analys av det normerade värdet på nämnda primärparameter och femte medel för uppskattning av styrsubstansens integritet på grundval av nämnda analys.

Fördelaktiga utföringsformer av anordningen definieras i de beroende patentkraven 23 till 30.

KORT BESKRIVNING AV RITNINGEN Föreliggande uppfinning skall nu förklaras närmare med hjälp av en utföringsform, som beskrivs enbart som ett exempel, och med hänvisning till bifogade ritning, på vilken Fig l visar schematiskt en nukleär anläggning med en anord- ning för utvärdering av integriteten av en styrsubstans. 10 15 20 25 30 35 520 391 10 DETALJERAD BESKRIVNING AV EN UTFÖRINGSFORM AV UPPFINNINGEN Fig l visar schematiskt en nukleär anläggning som innefattar en reaktor som visas som en reaktortank 1. Den visade reak- torn är en så kallad kokarvattenreaktor, BWR. I reaktortan- ken l är en reaktorhärd 2 innesluten. Reaktorhärden 2 inne- fattar ett antal kärnbränsleelement 3, som kan vara arrange- rade på olika sätt. Exempelvis kan kärnbränsleelementen 3 vart och ett innefatta ett antal kärnbränslepatroner som i sin tur innefattar ett antal bränslestavar i 'vilka kärn- bränslet är anordnat i form av s.k. bränslekutsar. Ett så- dant arrangemang av kärnbränsleelementen 13 är i. sig känt.

Reaktorhärden 2 innefattar också ett antal kapslingsorgan 4 som innehåller en styrsubstans för reglering av reaktorns effekt. I den kapslingsorgan med styrsubstansen för styrstavar 4, vilket visade utföringsformen benämns dessa torde utgöra den konventionella benämningen. Dessa styrsta- var 4 kan vara utformade på olika sätt och exempelvis bestå av fyra stycken vingar som sedda i ett snitt tvärs styrsta- vens 4 längdriktning bildar ett kors. I varje vinge är styr- substansen anordnad i väsentligen horisontella kanaler och kanalerna i var och en av vingarna är förbundna med varandra så att varje vinge bildar ett slutet kärl. Styrstavarna 4 är vidare så utformade att dessa slutna kärl skall motstå höga inre och yttre tryck.

Styrstavarna 4 är inskjutbara i och utdragbara ur reaktor- härden 2 med hjälp av schematiskt visade drivorgan 5. Såsom framgår av Fig l kan styrstavarna 4 befinna sig i olika po- sitioner i reaktorhärden 2. Styrstavarna 4 kan vara av två olika typer, en första typ för reglering av anläggningens effekt och en andra typ som främst har till uppgift att skjutas in i. reaktorhärden 22 när driften av anläggningen s.k. dast schematiskt fyra stycken styrstavar 4 och det görs ing- skall stoppas, avställningsstavar 4. I Fig 1 visas en- 10 15 20 25 30 35 520 391 ll en åtskillnad mellan de olika typer av styrstavar som före- kommer. Det skall noteras att anläggningen kan innefatta ett stort antal styrstavar 4.

Anläggningen innefattar också en àngledning 8 för att leda den ånga som alstras i reaktortanken 1 till en ångturbin 9, som driver en generator 10 för generering av elektrisk ef- fekt. Från ångturbinen 9 leds ångan till en kondensor 11 där ångan kondenseras. Den kondenserade ångan leds såsom matar- vatten tillbaka till reaktortanken 1 via en matarvattenled- ning 12 och genom en kondensatreningsanordning 13 (Condensa- te Polishing Plant). Färskvatten kan tillsättas denna krets 1, 8, 9, 11 och 12 via en spädmatarledning 14 som är anslu- ten till kondensorn 11. Under kärnreaktionen bildas också avgaser. Dessa leds ut ur reaktortanken 1 tillsammans med ångan och avskiljs i kondensorn 11. De avskiljda avgaserna leds ut ur anläggningen via en avgasledning 15, ett fördröj- ningssystem 16 och en skorsten 17.

Anläggningen innefattar också en reaktorvattenkrets 18 som medger strömning av reaktorvatten genonl ett externt led- ningsarrangemang, reaktortanken 1 och reaktorhärden 2. Där- vid strömmar reaktorvattnet från en nedre del av reaktortan- ken 1 via en fördröjningsslinga 19 och en reningsanordning 20 till en första mätanordning 21 och därifrån tillbaka till reaktortanken 1. Reningsanordningen 20 innefattar en jonby- tare och ett partikelfilter för rening och filtrering av re- aktorvattnet.

Den första mätanordning 21 är inrättad att mäta koncentra- tionen av ett eller flera ämne som finns i reaktorvattnet I den visade utföringsformen är detta ämne tritium. Därvid leds en och som således leds genom reaktorvattenkretsen 18. del av det reaktorvattenflöde som strömmar genom reaktorvat- tenkretsen 18 till den första mätanordningen 21 i “vilken själva koncentrationsmätningen genomförs. När ett godtagbart lO 15 20 25 30 35 520 391 12 mätresultat föreligger återförs reaktorvattnet till reaktor- tanken 1.

Anordningen innefattar även en andra mätanordning 23 som fungerar på samma sätt som den första mätanordningen 20 och som är inrättad att mäta tritiumkoncentrationen i det matar- vattenflödet. En del av matarvattnet leds genom en matarvat- tenkrets 24 från matarvattenledningen 12 via en fördröj- ningsslinga 25 och en reningsanordning 26 till den andra mätanordningen 23 och därifrån tillbaka till matarvattenled- ningen 12. Reningsanordningen 26 innefattar en jonbytare och ett partikelfilter.

Anordningen innefattar också en tredje mätanordning 28 som är inrättad att möjliggöra mätning av koncentrationen av ett ämne i de avgaser som lämnar anläggningen via avgasledningen 15. En del av avgaserna leds via en avgaskrets 29 till den tredje mätanordningen 28 och därifrån tillbaka till avgas- ledningen 15. I de visade utföringsformen mätes koncentra- tionen av helium i avgaserna. Sådana mätningar kan göras on- line och väsentligen kontinuerligt med hjälp av i sig känd mätanordning. Anordningen innefattar också en flödesmätare 30 som är inrättad att möjliggöra mätning av det totala av- gasflödet genom avgasledningen 15 som lämnar anläggningen.

På så vis kan man göra en flödeskorrektion för att erhålla ett korrekt värde på heliumkoncentrationen i avgaserna.

Anordningen innefattar också en fjärde mätanordning 33 som är anordnad på spädmatarledningen 14 och inrättad att mäta tritiumkoncentrationen i det spädvattenflödet. Vidare är med fördel en femte mätanordning 34 inrättad att mäta volymen och flödet av spädmatarvattnet. För att kunna uppskatta mängden tritium i reaktorhärden 2 är det viktigt att man tar hänsyn till, och korrigerar för, det tritium som återförs till reaktortanken 1 via spädmatarvattnet. 10 15 20 25 30 35 520 391 ïffiåi* 13 Vidare innefattar anordningen en schematiskt indikerad sjät- te mätanordning 36 med vilken anläggningens genererade ef- fekt kan kännas av och mätas.

De värden som erhålls med hjälp av mätanordningarna 21, 23, 28, 30, liseras med hjälp av en datorprocessor 42 och en minnesenhet 43 och som kan bilda ett s.k. 33, 36 tillförs en bearbetningsenhet 41 som kan rea- ”professionellt” analyshjälp- medel. Bearbetningsenheten 41 innefattar medel för att nor- mera de värden som erhålls avseende tritiumkoncentrationen och heliumkoncentrationen på så sätt att jämförbara koncent- rationsvärden erhålls. Normeringen kan göras utifrån olika driftparametrar, exempelvis de driftparametrar som erhålls med de visade flödesmätarna 30 och 34 samt med den sjätte mätanordningen 36 för mätning av effekten. Normeringen kan även ta hänsyn till andra driftparametrar. Bearbetningsenhe- ten 41 är också inrättad att skapa referensvärden som bildar utgångspunkter för de ämneskoncentrationer som skall bestäm- mäS.

Bearbetningsenheten 41 innefattar vidare verktyg i form av programvara för analys av de normerade värden som erhålles på så sätt att integriteten hos styrstavarna 4 kan uppskat- tas. Med hjälp av dessa analysverktyg hos bearbetningsenhe- ten 41 kan man således fastställa om en eller flera styrsta- var 4 har någon skada, hur stor skada i så fall är och när i tiden skadan inträffade.

I minnesenheten 43 kan finnas en databas som innehåller in- formation om alla styrstavar 4 hos anläggningen. Denna in- formation kan avse de olika styrstavarnas 4 ålder, tillver- kare, typ och historiska data avseende de olika styrstavar- nas 4 positioner i reaktorhärden 2 under olika driftperioder och om styrstavarna 4 har utnyttjats som reglerstavar eller avställningsstavar. Med hjälp av denna historik kan inventa- riet av helium och tritium beräknas för varje styrstav. Min- 10 15 20 25 30 35 n. ..- v . .. . f. H -. ...- , ,, i. . . i. ; ., f . » - i 1. -. .. . ~ , . ., » » t.. .. . v. « . 1- -K ~~ - ' . » . . . . . . - »z - - f - E 3 1 - . . , . H. , V. =-- »- 14 nesenheten 43 kan vidare vara inrättad att lagra historiska data avseende anläggningens avgivna effekt tidigare uppmätta halter av olika substanser såsom tritium, helium, litium, bor, krypton, xenon o.s.v. Det skall här noteras att den ovan nämnda analysen naturligtvis kan förbättras om hänsyn tages till den information som kan lagras i ndnnesenheten 43. Denna information kan utvecklas över tiden och systemet är således självlärande och möjliggör en mer sofistikerad och säkrare analys av styrstavarnas 4 integritet allt efter- som informationsinnehållet i minnesenheten 43 ökar.

Anläggningen innefattar vidare en schematiskt visad styren- het 45 som representerar det övergripande styrsystemet för anläggningen. Med en sådan styrenhet 45 kan reaktorns avgiv- na effekt regleras och styrenheten 45 är exempelvis inrättad att positionera styrstavarna 4 med hjälp av drivdonen 5. Be- arbetningsenheten 41 kan vara inrättad att ta fram riktlin- jer utgående från den analys av integriteten hos de olika styrstavarna 4 och dessa riktlinjer kan överföras på ett au- tomatiskt sätt till styrenheten 45 för att påverka styrning- en av anläggningen, samt inspektion och eventuellt bortta- gande av skadade styrstavar 4 från reaktorhärden 2.

Anordningen för att utvärdera integriteten hos styrstavarna i enlighet med föreliggande uppfinning kan med fördel kombi- neras med en anordning för att utvärdera integriteten hos bränsleelementen 3 i den nukleära anläggningen. En sådan an- ordning beskrivs i den ovan nämnda, WO99/27541. Genon1 att kombinera dessa två anordningar, varvid bearbetningsenheten 4l kan expanderas till att utföra analysen och utarbeta riktlinjerna både med avseende på styrstavarna 4 och bräns- leelementen 3, erhålls mycket fördelaktiga möjligheter att övervaka och styra den nukleära anläggningen med hänsyn ta- gen till eventuellt uppträdande skador. 520 391 15 Uppfinningen är inte begränsad till den visade utföringsfor- men utan kan varieras och modifieras inom ramen för de ef- terföljande patentkraven.

Claims (26)

10 15 20 25 30 35 u., =. 520 39ïæ§àn:f>fæa 16 Patentkrav

1. Förfarande för utvärdering av integriteten av en styr- substans i en nukleär anläggning, vilken innefattar en reaktortank, en reaktorhärd, som är innesluten i reaktortanken och bildas av ett antal kärnbränsleelement och ett antal kapslingsorgan i vilka nämnda styrsubstans är innesluten och vilka är in- förbara i och bortförbara ur reaktorhärden, och en krets, som är inrättad att medge strömning av en fluid genom reaktorhärden och genom ett externt ledningsarrange- mang, kännetecknat av att förfarandet innefattar stegen bestämning av värdet av åtminstone en primärparameter som som frigörs från drift, i innefattar koncentrationen av ett ämne, styrsubstansen under den nukleära anläggningens nämnda fluid, varvid, nämnda primärparameter innefattar en första primärparameter, som innefattar koncentrationen av tritium i nämnda fluid, och en andra primärparameter, som innefattar koncentrationen av helium i ett gasflöde som av- leds från nämnda fluid, bestämning av värdet av åtminstone en driftparameter som är relaterad till nämnda fluid, normering av värdet på nämnda primärparameter med hänsyn ta- gen till värdet pà nämnda driftparameter, analys av det normerade värdet på nämnda primärparameter och uppskattning av styrsubstansens integritet på grundval av nämnda analys.

2. Förfarande enligt krav 1, varvid nämnda fluid innefat- tar matarvatten som tillförs reaktortanken och varvid nämnda bestämning sker genom mätning pà matarvattnet.

3. Förfarande enligt något av kraven l och 2, varvid nämn- da fluid innefattar reaktorvatten som befinner sig i reak- (_11 10 15 20 25 30 35 . . Å . . . 5220 3É;1¥fêfl¿.}š"?:I¿”:¥:_ 17 tortanken och varvid nämnda bestämning sker genom mätning på reaktorvattnet.

4. Förfarande enligt något av kraven 2 och 3, varvid nämn- da mätning sker efter det att fluiden har passerat en jonby- tare.

5. Förfarande enligtå något av kraven 2 till 4, varvid nämnda mätning sker efter det att fluiden har passerat ett partikelfilter.

6. Förfarande enligt något av kraven 2 till 5, varvid nämnda mätning sker efter det att fluiden har passerat en fördröjningsslinga.

7. Förfarande enligt något av de föregående kraven, inne- fattande steget att bestämma ett referensvärde för nämnda primärparameter.

8. Förfarande enligt något av de föregående kraven, inne- fattande det följande steget att bestämma riktlinjer för den fortsatta driften av anläggningen med hänsyn tagen till nämnda uppskattning.

9. Förfarande enligt något av de föregående kraven, inne- fattande det följande steget att bestämma riktlinjer för in- spektion och borttagande av skadade styrstavar från reaktor- härden vid en kommande avställning av anläggningen.

10. Förfarande enligt något av kraven 8 och 9, innefattande det följande steget att styra anläggningen med hänsyn tagen till nämnda riktlinjer.

11. ll. Förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid bestämningen av värdet av nämnda primärparameter görs i allt väsentligt kontinuerligt under anläggningens drift. 10 15 20 25 30 520 391 18

12. Förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid nämnda driftparameter innefattar en första driftparameter som är relaterad till ett tillskott av nämnda fluid till kretsen.

13. Förfarande enligt krav 12, varvid anläggningen tillförs spädmatarvatten och varvid förfarandet innefattar det ytter- ligare steget _ bestämning' av tillförseln av tritiun1 via spädmatarvattnet genom mätning på spädmatarvattnet.

14. Förfarande enligt krav 13, varvid nämnda bestämning av tritiumtillförseln innefattar mätning av volym och flöde av spädmatarvatten.

15. Förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid nämnda driftparameter innefattar en andra driftparameter som är relaterad till den effekt som anläggningen alstrar.

16. Förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid nämnda driftparameter innefattar en tredje driftparameter som är relaterad till nämnda gasflöde.

17. Förfarande enligt något av de föregående kraven, varvid nämnda analys utförs med hänsyn tagen till historiska data avseende nämnda parametrar.

18. Förfarande enligt krav 17, varvid om nämnda analys vi- sar pà en skadad styrstav beräknas skadans omfattning genom en jämförelse av utläckaget av tritium och helium från den skadade styrstaven med styrstavens beräknade inventarium av tritium och helium. 10 15 20 25 30 35 520 391 19

19. Förfarande enligt något av kraven 17 och 18, varvid nämnda historiska data hämtas från en minnesenhet i vilken dessa finns lagrade.

20. Anordning för utvärdering av integriteten av en styr- substans i en nukleär anläggning, varvid anläggningen inne- fattar en reaktortank (1), (2), bildas av' ett antal kärnbränsleelement (3) som är innesluten i reaktortanken och och, ett antal en reaktorhärd kapslingsorgan (4) i vilka nämnda styrsubstans är innesluten och vilka är införbara i och bortförbara ur reaktorhärden (2), och en krets (6), som är inrättad att medge strömning av en flu- id genom reaktorhärden (2) och genom ett externt ledningsar- rangemang, kännetecknad av att anordningen innefattar (21, 23, 28) stone en primärparameter som innefattar koncentrationen av första medel för bestämning av värdet av åtmin- ett ämne, som frigörs från styrsubstansen under den nukleära i nämnda fluid, varvid nämnda första (21, 23), att mäta koncentrationen av tritium i nämnda fluid, (28), av helium i ett gasflöde som avleds från nämnda fluid, (30, 33, 34, 36) minstone en driftparameter som är relaterad till nämnda flu- id, tredje medel (41 - 43) primärparameter med hänsyn tagen till värdet på anläggningens drift, medel innefattar en mätanordning som är inrättad och en mätanordning som är inrättad att mäta koncentrationen andra medel för bestämning av värdet av åt- för normering av värdet på nämnda nämnda driftparameter, fjärde medel (41 - 43) för analys av det normerade värdet på nämnda primärparameter och (41 - 43) integritet på grundval av nämnda analys. femte medel för uppskattning av styrsubstansens 10 15 20 25 520 391 20 krav 20, varvid nämnda andra medel är innefattar mätanordning (30) som är inrättad

21. Anordning enligt åtminstone att mäta nämnda gasflöde.

22. Anordning enligt något av kraven 21 och 22, varvid nämnda andra medel innefattar mätanordning (34) som är in- rättad att mäta ett tillskott av nämnda fluid till kretsen och en mätanordning (33) som är inrättad att mäta koncentra- tionen av tritium i nämnda tillskottsfluid.

23. Anordning enligt något av kraven. 20 till 22, varvid (36) inrättad att mäta den effekt som anläggningen alstrar. nämnda andra medel är innefattar mätanordning som är

24. Anordning enligt något av kraven 20 till 23, vilken in- (41 - bestämma riktlinjer för den fortsatta driften av anläggning- nefattar en bearbetningsenhet 43) som är inrättad att en med hänsyn tagen till nämnda uppskattning.

25. Anordning enligt krav 24, vilken innefattar en styren- het (45) som är inrättad att styra anläggningen med hänsyn tagen till nämnda riktlinjer.

26. Anordning enligt något av kraven 20 till 25, vilken in- (23) storiska data avseende nämnda parametrar. nefattar en minnesenhet som är inrättad att lagra hi-