CN110301014A - 通过渗透探伤对核燃料组件进行密封检验的装置和方法 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种用于通过渗透探伤来检验核燃料组件(18)的密封性的密封检验装置，包括收集组件(32)，该收集组件被构造为封闭用于储存从核反应堆(4)排出的一个或多个核燃料组件(18)的储存机架(22)的单元(24)的上端(24)，以防止容纳在单元(24)中的水通过单元(24)的上端(24A)逸出，并收集含有由单元(24)中所容纳的核燃料组件(18)释放的可能的裂变产物的产品。

Description

通过渗透探伤对核燃料组件进行密封检验的装置和方法

本发明涉及通过啜吸来对核燃料组件进行泄漏测试的装置和方法。

核燃料反应堆包括容器，多个核燃料组件在容器中设置，共同形成核反应堆的堆芯。容器具有可移除的盖子，盖子必须移除以装载和卸载核燃料组件。

当反应堆停止时，核反应堆通常设置在充满水的反应堆井中，井与至少一个也充满水的池连通，使得可以执行维护操作。

每个核燃料组件都含有核燃料。更具体地，每个核燃料组件都包括一束核燃料棒，每个核燃料棒包括在两端被封闭并含有核燃料的细长的管状包壳。

在操作期间，冷却剂沿着核燃料组件循环通过堆芯，并且特别是沿着它们的核燃料棒循环通过堆芯。冷却剂使堆芯保持在工作温度，并且还用作核反应的调节剂。

在其在核反应堆中的利用期间，核燃料组件的核燃料棒可能失去其完整性并且例如由于棒的包壳的刺穿或破裂而存在泄漏。这样的泄漏允许由核反应产生的裂变产物、特别是裂变气体(氙气、氪气)和碘组分逸出。这些裂变产物与冷却剂混合并可以沉积在构成核反应堆的元件上，从而提高设施的放射性水平。

核燃料组件的棒的包壳构成裂变产物的第一限制“屏障”。在利用期间，通过定期测量冷却剂中存在的放射性来监测装载在核反应堆中的核燃料组件的棒的密闭性。对气体和碘组分活性的测量可以检测泄漏，并用于估计受影响的棒的数量、它们的燃尽、它们在堆芯中的位置以及一个或多个缺陷的大小。然而，这些测量不能确定哪个核燃料组件包含存在泄漏的燃料棒。当反应堆停止时，通过对可能受影响的已用过的核燃料组件的单独检查来进行这种确定，并且为此，移除核反应堆容器的盖子。

为了检测已用过的核燃料组件的可能泄漏，可以通过啜吸进行泄漏测试。

通过啜吸进行的泄漏测试包括引起核燃料组件的核燃料棒的内部压力相对于外部压力相对增加。由于燃料棒内部和外部的压力趋向于自然地彼此平衡，因此发生形成在棒内部的基本上呈气态形式的裂变产物朝向外部的转移。燃料棒的内部压力的相对增加例如通过引起核燃料组件的温度升高或外部压力的降低来获得。

可以通过在堆芯中啜吸(即，在核反应堆中)进行泄漏测试。通过在堆芯中啜吸进行的泄漏测试在核反应堆堆芯中处于其位置的核燃料组件上进行。通过在堆芯中啜吸的泄漏测试装置的例子在文献US3856620A、US4082607A、US4248666A、EP1183692B1和EP1810297B1中被公开。

然而，通过在核燃料组件上在堆芯中啜吸进行的泄漏测试可能因截留在冷却剂中和/或来自相邻组件的可能裂变产物的存在而被中断或受到干扰。此外，这种泄漏测试仅可以用于包括围绕核燃料棒的束并用作啜吸单元的壳体的核燃料组件，与沸水反应堆(BWR)的核燃料棒的情况一样。因此，这样的啜吸装置对于不包括壳体的核燃料组件、特别是用于压水反应堆(PWR)的核燃料组件仅具有非常有限的有效性。

如EP1183692B1中所述，可以使用配备有啜吸装置的装载机器在将核燃料组件卸载到堆芯外部期间通过啜吸来执行泄漏测试。实际上，由于其卸载，核燃料组件通常被升高到比核反应堆低的深度，使得核燃料组件外部的压力降低，这导致裂变产物从存在泄漏的核燃料棒释放到外部。特别是释放气态裂变产物和含有溶解的裂变产物和/或悬浮颗粒形式的产物的水，因此可以通过啜吸进行泄漏测试。

然而，在某些情况下，特别是当啜吸设备被先前检验的核燃料组件释放的裂变产物污染时，该装载机器不能肯定地确定核燃料组件是否存在泄漏，并且核燃料组件只能归类为“可疑”。然后适当的是在专用的啜吸单元中通过啜吸执行泄漏测试来确认泄漏。

通过啜吸进行的泄漏测试可以在专用于啜吸并且设置在与核反应堆所在的反应堆井连通的池中的啜吸单元中进行。啜吸单元包括一个或多个用于接收一个或多个要检验的核燃料组件的容纳部。这样的啜吸单元在文献US4072559A、US4039376A和JP5726688B2中被公开。

可以提供固定的啜吸单元。然而，在旧的核电站中，这些啜吸单元也是旧的，并且它们的维护和更新是昂贵的。

可以提供移动式啜吸单元，其可以在核反应堆的维护操作期间专门安装在池中，并且一旦维护操作完成就卸载。然而，这样的啜吸单元通常是庞大的、沉重的，并且安装、净化和卸载是耗时的。

在所有情况下，通过啜吸对每个可能受影响的核燃料组件进行的泄漏测试需要将核燃料组件处理到啜吸单元、通过啜吸执行泄漏测试、再将核燃料组件处理到啜吸单元外部、在插入接下来的核燃料组件之前冲洗并可选地净化啜吸单元。在通过啜吸进行的泄漏测试结束时，必须进一步净化啜吸单元。因此，这需要对核燃料组件的多次处理操作，这些操作是耗时的并且增加了损坏核燃料组件的风险。

此外，啜吸单元放置在池中。它们必须与其环境(锚点等)兼容，并且必须被设计用于正常操作和发生事故的情况、特别是发生地震的情况。这样的啜吸单元代表了与它们的偶发性使用有关的昂贵投资。

本发明的一个目的是提出一种啜吸装置，使得可以简单、快速、廉价地通过啜吸对核燃料组件执行泄漏测试，同时减少或甚至消除这些组件的附加处理操作，并限制由于相邻组件的存在可能扭曲泄漏测试的结果的干扰效应。

为此，本发明提出了一种用于通过啜吸来测试核燃料组件的泄漏的泄漏测试装置，该泄漏测试装置包括收集组件，该收集组件被构造为封闭用于储存从核反应堆中排出的核燃料组件的储存机架的单元的上端，以防止容纳在单元中的水通过单元的上端逸出，并收集含有由单元中所容纳的核燃料组件释放的可能的裂变产物的产品。

根据本发明的其他有利方面，该装置包括单独考虑或根据所有技术上可能的组合考虑的一个或多个以下特征：

-收集的产品是单元中含有的气体和/或水，

-收集的产品中含有的可能的裂变产物为气态形式和/或溶解在容纳在单元中的水中和/或悬浮在容纳在单元中的水中，

-收集组件包括：管状的延伸器，其被构造为设置在单元的上端，同时将单元向上延伸；钟形盖子，其被构造为盖住延伸器，

-盖子的下边缘围绕延伸器，同时位于比延伸器上边缘的水平更低的水平，

-延伸器和盖子彼此固定，以便能够共同处理，

-盖子具有向上会聚的金字塔形状或圆锥形状，

-盖子包括用于在盖子下面供给加压气体的至少一个龙头，

-盖子包括用于收集任何裂变产物的至少一个龙头，

-盖子包括用于执行加压气体的供给和任何气态裂变产物的收集的龙头，

-与收集组件是分离的并连接至收集组件的控制组件，控制组件被构造用于分析由收集组件收集的产品以检测裂变产物的可能存在，

-加热单元，其被构造为设置在单元的底部并支撑接收在单元中的核燃料组件，

-鼓泡装置，其被构造为从核燃料组件中疏散裂变产物气泡。

本发明还涉及一种通过啜吸测试核燃料组件的泄漏的方法，该泄漏测试在核燃料组件储存在用于储存从核反应堆排出的核燃料组件的机架的单元中时进行。

根据本发明的其他有利方面，该方法包括单独考虑或根据所有技术上可能的组合考虑的一个或多个以下特征：

-使用收集组件收集产品，并分析收集的产品以检测由容纳在单元中的核燃料组件释放的可能的裂变产物，收集组件被构造为封闭单元的上端，以防止容纳在单元中的水通过单元的上端逸出，

-在单元的上端处设置收集组件的管状的延伸器，以使单元向上延伸，延伸器被收集组件的钟形盖子盖住，

-通过将收集组件连续地从一个单元移动到另一个单元以便测试核燃料组件的泄漏，而对设置在同一储存机架的相应单元中的若干核燃料组件进行泄漏测试，

-加热接收在单元中的核燃料组件，

-使用附接在单元底部的加热装置进行加热。

通过阅读仅作为非限制性例子提供并参照附图进行的以下描述将更好地理解本发明及其优点，其中：

-图1是核电站的示意图，示出了核反应堆和通过啜吸的用于测试核燃料组件的泄漏的泄漏测试装置；

-图2是通过啜吸的泄漏测试装置和用于储存从核反应堆排出的核燃料组件的机架的一部分的示意图；

-图3是类似于图2的视图，示出了根据一个变型的通过啜吸的泄漏测试装置；以及

-图4是根据一个变型的通过啜吸的泄漏测试装置的局部视图，示出了该通过啜吸的泄漏测试装置的加热单元和鼓泡装置。

图1所示的核电站2包括设置在反应堆井6中的核反应堆4以及用于储存从核反应堆4排出的核燃料组件18的储存池8。储存池8与反应堆井6连通。

反应堆井6和储存池8填充有水，以提供组件的放射性防护。提供的水位使得在维护操作期间所需的处理、特别是核燃料组件18的处理在水下进行。

核反应堆4包括容器10和可移除地安装在容器10上的盖子14。容器10通过管路16连接至主回路，管路16用于使冷却剂循环通过容器10。

核反应堆4装载有一组核燃料组件18，它们并排设置并一起形成核反应堆4的堆芯20。对于核燃料组件18的装载和卸载，将容器10的盖子14移除，以便释放进入容器10内部的通道。

核电站2包括一个或多个储存机架22，储存机架22设置在储存池8中并且特别是被构造为特别是在核反应堆4的维护操作期间储存从核反应堆4排出的核燃料组件18。

储存机架22包括多个单独的管状单元24，每个单元24被构造为接收相应的核燃料组件18。

每个单元24垂直伸长。每个单元24具有上端24A和下端24B。

每个单元24具有位于单元24的上端24A处的上开口26和位于单元24的下端24B处的下端28。

上开口26的尺寸适于垂直插入和移除核燃料组件18。下开口28设置在被构造为支撑接收在单元24中的核燃料组件18的底部中。

下开口28和上开口26允许水通过对流从底部朝向顶部循环穿过单元24。当核燃料组件18被接收在单元24中时，该循环允许调节核燃料组件18的温度。

每个单元24具有用于插在单元24中的核燃料组件18完全容纳在单元24中的足够的高度。

在核反应堆4的维护操作和再装载燃料的操作期间，核反应堆4的所有核燃料组件18都被排出。当预先在核反应堆4的冷却剂中已经检测到裂变产物的存在时，进行检查以测试可能受影响的核燃料组件18的泄漏。实际上，出于核反应堆4的安全和放射性清洁原因，存在泄漏的核燃料组件18不能重新装载在核反应堆4中。

核电站2配备有泄漏测试装置30，该泄漏测试装置30被构造为通过啜吸对核燃料组件18执行泄漏测试。

如图1和图2所示，泄漏测试装置30被构造为通过啜吸对储存在储存机架22的单元24中的核燃料组件18执行泄漏测试。

泄漏测试装置30包括收集组件32，收集组件32被构造为设置在储存机架22的单元24的上端24A处，收集组件32被构造为封闭单元24的上端24A以防止水通过单元24的上端24A出来，并收集由接收在单元24中的核燃料组件18释放的任何气态裂变产物。

由于已用过的核燃料组件18的剩余功率，单元24的上端24A的封闭可能引起储存在单元24中的已用过的核燃料组件18的温度升高。该功率主要由核燃料组件18中包含的核燃料的放射性以及残余裂变产生。当核燃料组件18从核反应堆4转移到单元24之后立即进行啜吸检验时，啜吸检验更有效，核燃料组件18的剩余功率更高。

收集组件32包括盖子34，以封闭单元24的上端24A并收集由接收在单元24中的核燃料组件18释放的任何气态裂变产物。

盖子34呈钟形。盖子34界定内部容积。盖子34具有下边缘34A和顶点34B。优选地，盖子34在其全部或一部分高度上具有会聚形状。这里，盖子34的上部具有朝向顶点34B会聚的金字塔形状或圆锥形状。

盖子34包括至少一个龙头以收集存在于盖子34下面的气体。用于收集气体的分支优选地位于顶点34B附近。

盖子34包括至少一个龙头，其位于盖子34上并且可以给盖子34供给加压气体，例如加压空气。

尽管水不能在盖子34中循环，但填充有加压空气并位于单元24上方的盖子34可以进一步限制水在单元24中的循环。相反，气态裂变产物可以从水中逸出并通过盖子34收集。

在所示的例子中，盖子34包括龙头36，以既执行由盖子34截留的气体的收集，又执行使加压气体到达盖子34下方。在变型中，盖子34包括用于气体收集和用于注入加压气体的分开的龙头。

可选地，盖子34带有温度探测器38，温度探测器38被配置为测量容纳在单元24中的水的温度，啜吸装置设置在单元24上。温度探测器38例如被构造为当收集组件32设置在单元24的上端24A上时浸没在容纳在单元24中的水中。

可选地，盖子34包括龙头，该龙头被构造为抽出设置有收集组件32的单元24中的水。

盖子34例如由机械焊接组件形成，该机械焊接组件由不锈钢、特别是AISI304、304L、316或316L钢制成。

在所示的例子中，收集组件32包括管状的延伸器40，管状的延伸器40被构造为设置在单元24的上端24A处，以将其向上延伸。

延伸器40可以使单元24延伸超过相邻单元24的上边缘。在操作位置，延伸器40相对于相邻单元24突出。特别地，延伸器40的上边缘40A位于比相邻单元24的上端24A的水平更高的水平。

在所示的例子中，延伸器40被构造为部分地沉入单元24中。延伸器40具有下部42和上部44，下部42被构造为装配到单元24中，上部44设置为当延伸器40装配到单元24中时从单元24向上突出。

延伸器40在下部42和上部44之间的连接处具有外肩部46。外肩部46形成止动件，限制将延伸器40的下端40B推入单元24中。

将延伸器40装配到单元24中确保了延伸器40相对于单元24的正确水平定位。此外，外肩部46确保了正确的垂直定位。

延伸器40例如由机械焊接组件形成，机械焊接组件由不锈钢、特别是AISI304、304L、316或316L钢制成。

盖子34被构造为盖住延伸器40。因此，盖子34和延伸器40有效地配合以封闭单元24的上端24A并收集来自单元24的气体。

特别地，延伸器40部分地接合在盖子34内。盖子34的下边缘34A位于比延伸器40的上边缘40A的水平更低的水平。

利用这种构造，当收集组件32安装在单元24的上端24A并且盖子34填充有加压气体时，加压气体的体积可能下降到低于延伸器40的上边缘40A的水平。因此，防止了容纳在单元24中的水通过单元24的顶部出来，因此防止了容纳在单元24中的水穿过单元24。这是在盖子34的下边缘34A不干扰相邻单元24的上端24A的情况下获得的。

如箭头F所示，容纳在单元24中的水可选地在单元24中以闭环循环。

盖子34的下边缘34A的尺寸大于延伸器40的上边缘40A的尺寸，使得延伸器40可以接合在盖子34内。

优选地，盖子34的下边缘34A位于比核燃料组件18的上端更高的高度。这种设置可以保证核燃料组件18总是保持被水包围并因此满足核安全标准，核安全标准要求存在水以避免核燃料组件18的任何不受控制的加热。

在一个具体实施方式中，盖子34和延伸器40彼此固定，以便能够作为单个单元共同处理。因此，收集组件32是整体的。这里，盖子34和延伸器40通过穿过盖子34和延伸器40的水平棒47连接。可选地，盖子34和延伸器40可以形成单个相同的机械焊接或螺栓连接的组件。

收集组件32包括用于处理收集组件32的处理系统48。这里，处理系统48位于盖子34上。处理系统48例如被构造为能够使用被提供用来处理核燃料组件的处理工具握住。因此，已经被提供用于处理核燃料组件的处理工具可以在不必提供特定处理工具的情况下处理收集组件32。

可选地，收集组件32包括保持装置50，以将收集组件32在适当位置保持安装在单元24上。保持装置50例如包括压载物。压载物施加连续的垂直力，从而将收集组件32保持在单元24上。作为变型或补充，保持装置包括机械锁定系统51。这种锁定系统51例如包括一个或多个钩子或闩锁，该钩子或闩锁被提供用于与储存机架22接合。这样的锁定系统51例如能够使用杆远程致动。

泄漏测试装置30包括控制组件52，该控制组件52与收集组件32是分离的且远离收集组件32。

如图2所示，控制组件52被设置为放置在储存池8的边缘，并且例如通过管道56和/或电缆连接至收集组件32。

控制组件52包括通过管道56连接至盖子34的龙头36的加压气体源54，例如加压空气，以给盖子34供给加压气体。

控制组件52包括测量装置58，测量装置58通过管道56连接至盖子34的龙头36以收集由盖子34截留的气体，并且被构造为对由盖子34收集的气体进行测量。

测量装置58例如被构造为测量由收集的气体发射的射线，例如γ射线和/或β射线。测量装置58例如被构造为进行射线计数测量。

控制组件52包括计算机60，计算机60被配置为分析由测量装置58提供的测量信号。计算机60优选被配置为基于由测量装置58提供的测量信号确定收集的气体中气态裂变产物的可能存在。

控制组件52包括人机接口设备62，人机接口设备62被配置为将由计算机60提供的分析结果回复给用户。人机接口设备62例如包括可以是或可以不是触敏的显示屏、键盘、指示设备、触敏板和/或打印机。

可选地，计算机60被配置为考虑由收集组件32配备的温度探测器38提供的温度测量信号和/或通过人机接口设备62将温度回复给用户。知道了温度使得监测在安全条件下进行啜吸，而不会使容纳在单元24中的水沸腾成为可能。

可选地，测量装置58被配置为检测使用收集组件32在单元24中取样的、固态和/或溶解的气态裂变产物和/或悬浮在水中的裂变产物。例如，通过使用光谱仪的γ射线计数测量进行对溶解或悬浮的裂变产物的检测。对溶解和/或悬浮在水中的裂变产物的检测可以提高检测的有效性。

下面描述使用泄漏测试装置30实施的通过啜吸的泄漏测试方法。

将已用过的核燃料组件18从核反应堆4排出，并且各自插入单元24中。

并行地且从核反应堆4排出的过程中，将收集组件32安装在第一单元24的上端24A处。为此，延伸器40的下部42接合在单元24中。如果适用，启动锁定系统51以保持收集组件32固定到单元24。然后收集组件32处于图2的位置。将延伸器40设置在单元24的上端24A处以将其垂直向上延伸，并且盖子34盖住延伸器40。

加压气体被送入盖子34中。加压气体赶走盖子34中存在的水。气穴被限制在盖子34下面并防止容纳在单元24中的水通过其上开口26离开。使用通过管道56连接至盖子34的加压气体源54将加压气体注入盖子34下方。

由于核燃料组件18的残余功率，存在于单元24中的水逐渐变热。盖子34的存在防止水像没有盖子时那样通过对流离开单元24。因此，核燃料组件18冷却得较少并且其温度升高。

由于对流，存在于单元24中的水可能在单元24中以闭环循环。它在沿核燃料组件18向上循环并沿着单元24的壁再次下降同时变热。

由于温度升高，核燃料组件18的核燃料棒内的压力增加。如果核燃料棒存在泄漏，则气态裂变产物从核燃料组件18的所述棒逸出，在单元24中上升并被盖子34收集。

被截留在盖子34下面的气体被引导到测量装置58，通过测量装置58对这些气体进行测量，并且通过计算机60对测量信号进行分析。

借助于人机接口设备62将分析结果回复给用户。

接下来，使泄漏测试装置30朝向容纳待检验的下一个核燃料组件18的单元24移动。

该方法优选包括通过将泄漏测试装置30从一个单元24移动到另一个单元24以便执行接下来的泄漏测试而连续地对位于所述储存机架22或多个储存机架22的相应单元24中的若干核燃料组件18执行泄漏测试。

因此，可以对接收在各个单元24中的若干核燃料组件18进行若干连续的泄漏测试，而不必处理核燃料组件18。

此外，从核反应堆4排出的核燃料组件18通常储存在储存机架22中。因此，核燃料组件18的泄漏测试可以在相对于正常操作无需额外处理核燃料组件18的情况下完成，这代表了相当长的时间节省。

可选地，泄漏测试可以在核燃料组件18从核反应堆4排出结束时进行。

延伸器40可以将单元24延伸到相邻单元24上方，从而能够有效地定位盖子34以截留由单元24中存在的核燃料组件18发射的可能的气态裂变产物。

特别地，盖子34可以盖住延伸器40，其中盖子34的下边缘34A位于比延伸器40的上边缘40A的水平更低的水平，至少只要盖子34下面的气体压力低于盖子34下边缘34A处的水压力，这就防止了气体离开盖子34。

一些“冷的”核燃料组件18具有比其他核燃料组件低的剩余功率。如果剩余功率太低，则由于在单元24的上端24A处安装收集组件32而简单地封闭其中储存核燃料组件18的单元24的上端24A对于令人满意的啜吸可能是不足的。

可选地，如图3所示，泄漏测试装置30包括加热单元64，加热单元64被构造为插在单元24的底部并加热容纳在单元24中的水。

加热单元64被构造为支撑储存在单元24中的核燃料组件18。因此，加热单元64的尺寸设计为支撑储存在单元24中的核燃料组件18的重量。

加热单元64设置有尽可能小的高度，以防止核燃料组件18突出到单元24外部。

加热单元64例如包括平行六面体盒66。盒66例如由机械焊接组件形成，机械焊接组件由不锈钢制成，例如AISI 304、304L、316或316L钢。

盒66具有水循环通道，以在单元24中没有实施啜吸循环时允许单元24中的水从底部向顶部垂直循环。

加热单元64包括热源68，以在啜吸循环期间加热容纳在单元24中的水。这里，热源68是容纳在盒66中的加热电阻。热源68位于盒66中。

加热单元64包括用于向热源68供电的电源70。

电源70包括容纳在加热单元64中的电池和/或用于将加热单元64连接至远程电源的电力电缆。

这里，电源70包括电力电缆72，当加热单元64通过单元24的上开口26插入单元24中时，电力电缆72设置为通过单元24的下开口28出来。电力电缆72在其与加热单元64相对的端部处设置有电连接器74。

优选地，加热单元64包括承载电力电缆72的电缆处理链76。在将加热单元64插入单元24期间，由于电缆处理链76的重量和柔性，电缆处理链76有助于电缆穿过单元24的下开口28。

在一个特定实施方式中，电缆处理链76被构造为使得一旦加热单元64被插入单元24的底部，电连接器74就搁置在储存池8的底部上。

优选地，电缆处理链76包括相对于彼此铰接的区段78，使得当加热单元64更靠近地面时，电连接器74在相对于加热单元64的确定侧上横向偏移。

因此，当加热单元64下降到单元24中时，电缆处理链76穿过单元24的下开口28，然后电连接器74搁置在储存池8的底部，然后在继续降低加热单元64时横向移动。

优选地，在操作期间，加热单元64插入储存机架22的外周单元24中，使得电连接器74在储存机架22的侧面上移动并且可在储存机架22的侧面接近，如图3所示。

电连接器74的移动侧取决于加热单元64的取向。有利地，加热单元64包括防错标记，使得在其插入外周单元24期间可以正确地定向它，从而确保电连接器74将在储存机架22的侧面出来并且可从储存池8的边缘接近。

为了连接至远程电源，泄漏测试装置30例如包括连接杆80，连接杆80承载电连接电缆82，电连接电缆82在其下端设置有与电力电缆72的电连接器74互补的电连接器84。

除了用于加热核燃料组件18的热量由加热单元64提供之外，啜吸装置的操作类似于图2的啜吸装置的操作。

对于安装，首先将加热单元64安装在单元24的底部，然后将核燃料组件18插入单元24中以便搁置在加热单元64上，然后将收集组件32放置在单元24的顶部。加热单元64可能通过其电力电缆72使用连接杆80连接至电力供应源。

在图4所示的变型中，加热单元64还包括用于产生气泡(例如空气气泡)的鼓泡装置86，以便改善可能粘在核燃料棒的管状护套上的裂变产物的收集。鼓泡装置86可独立于加热单元64实施，特别是在用于具有足够剩余功率的核燃料组件18的泄漏测试的情况下。

在操作期间，由鼓泡装置86产生的气泡沿着核燃料组件18上升，并且驱动来自气态裂变产物的气泡，气态裂变产物粘在核燃料组件18上、特别是粘在核燃料组件18的核燃料棒或栅格上。换言之，起泡装置86被构造为从核燃料组件18中疏散裂变产物气泡。因此，这提高了泄漏检测的有效性。

鼓泡装置86例如是格架或一个或多个环或低高度的一个或多个圆环的形式，使得可以在鼓泡装置86的全部或部分表面上产生气泡，同时提供凹陷，该凹陷用于在单元24未被收集组件32封闭时水在单元24中循环。

为了产生气泡，鼓泡装置86例如连接至气体源(未被示出)。可以使用设置用于填充盖子34的加压气体源54。

对于这种连接，加热单元64例如包括由电缆处理链76承载的供应管道，电连接器74还被构造用于将该供应管道流体连接至由连接杆80承载并连接至气体源的连接管道。

由于本发明，可以通过简单、可靠和快速地啜吸来测试从核反应堆4排出的核燃料组件18的泄漏。

泄漏测试直接在储存从核反应堆4排出的核燃料组件18的储存机架22中进行。

没有必要具有与储存机架22分离的专用固定或移动式啜吸单元，或者没有必要处理储存的核燃料组件18以便检验具有足够剩余功率的核燃料组件18。

泄漏测试还在核反应堆4外部进行，这限制了核反应堆4本身上方的处理操作，因此限制了这种程序固有的风险。

本发明还可以在配备有加热单元64的单元24中执行“冷的”核燃料组件18的泄漏测试。

泄漏测试装置30重量轻，结构紧凑，易于安装和卸载。这可以缩短程序时间并降低损坏核燃料组件18的风险，因为它可以减少核燃料组件18的处理，特别是当它们具有足够的剩余功率时。利用泄漏测试装置30进行的泄漏测试仅需要将泄漏测试装置30从一个单元24移动到另一个单元24，从而在几个核燃料组件18的连续测试期间允许不可忽略的时间节省。

泄漏测试装置30使用已经存在于储存池8中的储存机架22。因此，不必在储存池8中提供额外的锚点，例如如专用固定或移动式啜吸单元的情况一样。也不再需要提供繁琐且昂贵的研究来向核安全当局证明其在发生事故时的性能。

通过与核燃料组件18的直接接触造成的泄漏测试装置30的污染风险被消除。

泄漏测试装置30可以使用相同的收集组件32执行若干连续的泄漏测试，而不必在两个连续的泄漏测试之间执行冲洗或净化。

本发明不限于上述示例实施方式。可以考虑替代方式。

这里，泄漏测试装置30包括单个收集组件32。在变型中，泄漏测试装置30包括多个收集组件32。这可以并行地对若干相应的核燃料组件18执行若干泄漏测试，或在使用另一个收集组件32在另一个核燃料组件18上进行另一个泄漏测试的准备期间使用收集组件32执行对核燃料组件18执行泄漏测试。

当泄漏测试装置30包括多个收集组件32时，可以提供由多个收集组件32共享并且能够一次连接至这些收集组件32中的一个的控制组件52。然后，共享的控制组件52连续地连接至不同的收集组件32。

在所示的例子中，延伸器40支承在安装有收集组件32的单元24上。可选地或在变型中，延伸器40被构造成支承在与安装有收集组件32的单元24相邻的一个或多个单元24上。这可以将收集组件32的重量分布在多个单元24上。

在所示的例子中，在盖子34和延伸器40中，仅后者支承在单元24上。在变型中或可选地，盖子34支承在安装有收集组件32的单元24上和/或支承与安装有收集组件32的单元24相邻的一个或多个单元24上。

Claims (15)

1.一种用于通过啜吸来测试核燃料组件(18)的泄漏的泄漏测试装置，该泄漏测试装置包括收集组件(32)，所述收集组件被构造为封闭用于储存从核反应堆(4)排出的一个或多个核燃料组件(18)的储存机架(22)的单元(24)的上端(24A)，以防止容纳在单元(24)中的水通过单元(24)的上端(24A)逸出，并收集含有可能的裂变产物的产品，所述可能的裂变产物由单元(24)中所容纳的核燃料组件(18)释放。

2.根据权利要求1所述的泄漏测试装置，其中，所述收集组件(32)包括：管状的延伸器(40)，其被构造为设置在所述单元(24)的上端(24A)，同时将所述单元(24)向上延伸；钟形盖子(34)，其被构造为盖住所述延伸器(40)。

3.根据权利要求2所述的泄漏测试装置，其中，所述盖子(34)的下边缘(34A)围绕所述延伸器(40)，同时位于比所述延伸器(40)的上边缘(40A)的水平更低的水平处。

4.根据权利要求2或3所述的泄漏测试装置，其中，所述延伸器(40)和所述盖子(34)彼此固定，以便能够共同处理。

5.根据权利要求2至4中任一项所述的泄漏测试装置，其中，所述盖子(34)具有向上会聚的金字塔形状或圆锥形状。

6.根据权利要求2至5中任一项所述的泄漏测试装置，其中，所述盖子(34)包括用于在所述盖子(34)下方供给加压气体的至少一个龙头(36)。

7.根据前述任一项权利要求所述的泄漏测试装置，其包括与所述收集组件(32)分离的并连接至所述收集组件(32)的控制组件(52)，所述控制组件(52)被构造用于分析所述收集组件(32)收集的产品，以检测裂变产物的可能存在。

8.根据前述任一项权利要求所述的泄漏测试装置，加热单元(64)被构造为设置在单元(24)的底部并支撑接收在所述单元(24)中的核燃料组件(18)。

9.根据前述任一项权利要求所述的泄漏测试装置，其包括鼓泡装置(86)，所述鼓泡装置(86)被构造为从所述核燃料组件(18)中疏散裂变产物气泡。

10.一种通过啜吸来测试核燃料组件(18)的泄漏的方法，在所述核燃料组件(18)储存在用于储存从核反应堆(4)排出的一个或多个核燃料组件(18)的机架(22)的单元(24)中时进行泄漏测试。

11.根据权利要求10所述的泄漏测试方法，其包括使用收集组件(32)收集产品并分析收集的产品以检测由容纳在所述单元(24)中的核燃料组件(18)释放的可能的裂变产物，所述收集组件(32)被构造为封闭所述单元(24)的上端(24A)，以防止容纳在所述单元(24)中的水通过所述单元(24)的上端(24A)逸出。

12.根据权利要求11所述的泄漏测试方法，其包括在所述单元(24)的上端(24A)处设置所述收集组件(32)的管状的延伸器(40)，以使所述单元(24)向上延伸，所述延伸器(40)被所述收集组件(32)的钟形盖子(34)盖住。

13.根据权利要求10至12中任一项所述的泄漏测试方法，其包括通过将所述收集组件(32)连续地从一个单元(24)移动到另一个单元(24)以便测试核燃料组件(18)的泄漏，从而对设置在同一储存机架(22)的相应单元(24)中的若干核燃料组件(18)进行泄漏测试。

14.根据权利要求10至13中任一项所述的泄漏测试方法，其包括加热接收在所述单元(24)中的核燃料组件(18)。

15.根据权利要求14所述的泄漏测试方法，其中，使用附接在所述单元(24)底部的加热单元(64)进行所述加热。