DE2540708A1 - Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns - Google Patents
Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkernsInfo
- Publication number
- DE2540708A1 DE2540708A1 DE19752540708 DE2540708A DE2540708A1 DE 2540708 A1 DE2540708 A1 DE 2540708A1 DE 19752540708 DE19752540708 DE 19752540708 DE 2540708 A DE2540708 A DE 2540708A DE 2540708 A1 DE2540708 A1 DE 2540708A1
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- fuel
- rod
- radiation
- fuel rods
- collimator
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims description 97
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 34
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims description 13
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 10
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims description 4
- 239000004065 semiconductor Substances 0.000 claims description 4
- 229910052732 germanium Inorganic materials 0.000 claims description 2
- GNPVGFCGXDBREM-UHFFFAOYSA-N germanium atom Chemical compound [Ge] GNPVGFCGXDBREM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 230000000717 retained effect Effects 0.000 claims 1
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 19
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 7
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 6
- 230000001186 cumulative effect Effects 0.000 description 5
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 4
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 4
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 4
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 4
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000007689 inspection Methods 0.000 description 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 description 3
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 229910052724 xenon Inorganic materials 0.000 description 3
- FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N xenon atom Chemical compound [Xe] FHNFHKCVQCLJFQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N Iron Chemical compound [Fe] XEEYBQQBJWHFJM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000000712 assembly Effects 0.000 description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 description 2
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 2
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 2
- OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N oxygen(2-);uranium(4+) Chemical compound [O-2].[O-2].[U+4] OOAWCECZEHPMBX-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 2
- FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N uranium dioxide Inorganic materials O=[U]=O FCTBKIHDJGHPPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001154 acute effect Effects 0.000 description 1
- 229910052782 aluminium Inorganic materials 0.000 description 1
- XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N aluminium Chemical compound [Al] XAGFODPZIPBFFR-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 210000004556 brain Anatomy 0.000 description 1
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 238000005202 decontamination Methods 0.000 description 1
- 230000003588 decontaminative effect Effects 0.000 description 1
- 230000002950 deficient Effects 0.000 description 1
- 238000013461 design Methods 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 239000003344 environmental pollutant Substances 0.000 description 1
- 230000009931 harmful effect Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 229910052742 iron Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 230000003287 optical effect Effects 0.000 description 1
- 231100000719 pollutant Toxicity 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 239000007921 spray Substances 0.000 description 1
- 230000006641 stabilisation Effects 0.000 description 1
- 238000011105 stabilization Methods 0.000 description 1
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 1
- 238000012549 training Methods 0.000 description 1
- 230000004304 visual acuity Effects 0.000 description 1
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/07—Leak testing
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Analysing Materials By The Use Of Radiation (AREA)
Description
161 East 42nd Street, New York, N.Y. 10017 - USA -
Titel: Vorrichtung zur Feststellung des Zustands von Brennstoffstäben innerhalb eines Atomreaktorkerns
Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Besichtigung und zur Feststellung von undichten Brennstäben innerhalb eines Atomreaktorkerns.
Kernreaktoren für Energieerzeugung, für Forschung und für andere
Zwecke benötigen eine "kritische11 Konzentration spaltbaren Materials. Diese Konzentration - im Reaktorkern - umfaßt häufig
ein BUndel langer, schlanker, hohler Metallstäbe oder "Hülsen", von denen jede einen Brennstoff-Sinterkörper-Stapel enthält.
Die Brennstoff-Sinterkörper, die man am meisten vorfindet, bestehen aus Urandioxyd (UO2)·
Während des Reaktorbetriebs absorbieren einige der spaltbaren Urankerne in diesen Brennstoff-Sinterkörpern Neutronen, die ver-
609838/0211
40 7
Ursachen, daß die getroffenen Urankerne sich in zwei neue Kerne
spalten, jeder mit etwa der halben Atommasse des Uran-Stammkerns. Diese neuen Kerne, die häufig radioaktiv sind, sollten innerhalb
des umhüllenden Metallstabs bleiben. Die Flucht dieser radioaktiven Stoffe aus der Brennstabkonstruktion könnte zu ernsthaften Sicherheitsproblemen
führen oder mindestens zu der Notwendigkeit, eine aufwendige und kostspielige Strahlungsdekontaminierung durchzuführen.
Die Umweltsbedingungen in Kraftreaktorkexnen neigen dazu, diese Situation noch zu erschweren. So können hohe Temperaturen, hohe
Drücke und eine intensive Strahlung innerhalb des Kerns einen gelegentlichen Brennstabschaden in Form eines winzigen Hülsenbruchs
hervorrufen.
In einem Druckwasserreaktor wird z. B. das "Primärkühlmittel"
Druckwasser, das Wärme aus dem Reaktorkern abführt, auf Radioaktivität überwacht. Eine spürbare Erhöhung der Radioaktivität
dieses Wassers gegenüber einer vorher festgelegten Höhe besagt, daß ein oder daß mehrere Brennstäbe innerhalb des Keaktorkerns beschädigt
sind. Diese Schlußfolgerung beruht auf der Annahme, daß diese zusätzlichen radioaktiven Schmutzstoffe wahrscheinlich durch
eine Undichtigkeit aus einem Brennstab entwichen und in den benachbarten Wasserstrom eingedrungen sind.
Wenn festgestellt wird, daß die radioaktive Kontaminierung des Primärkühlmittels unerwünscht hoch ist, dann muß der Reaktor abgeschaltet
und die einzelnen Brennstäbe besichtigt werden, um den einzelnen beschädigten Stab oder die beschädigten Stäbe festzustellen
und zu ersetzen. Die Aufgabe der Besichtigung dieser Stäbe ist besonders in einem Leistungsreaktor sehr schwierig und ziemlich aufwendig.
So muß z. B. der schwere Reaktordruckbehälter geöffnet
3 -
SQ9838/O211
25 4 0709
werden, während jedes der Bündel aus 200 oder mehr brennstäbe, die
die einzelnen Brennelemente bilden, aus denen der Reaktorkern zusammengebaut ist, aus dem Kern entfernt und einzeln auf das Vorhandensein
eines beschädigten Brennstabs besichtigt werden müssen.
In diesem Zusammenhang ist darauf hinzuweisen, daß kommerzielle Leistungsreaktoren bis zu 36.000 brennstäbe oder sogar noch mehr
aufweisen.
uas gewöhnlich zum Linsatz kommende besichtigungsverfahren wird
mit " sipping " bezeichnet, uabei wird das Brennelement in eine
sipping - hülse " eingebrocht und hasser oder Luft durch das
brennelement gepumpt. Das aus dem tlement fließende Medium wird
auf das Vorhandensein einer Strahlung überwacht. Die Feststellung einer übermässigen Strahluncjsmenge im Abfluß besagt, daß entweder
ein Brennstab innerhalb des besichtigten Brennelements beschädigt sein kann oder daß das Medium aus den Stäben eine radioaktive Kontaminierung
spült, die an den Stabflächen haftete. Zusätzlich zu dieser zweideutigen Anzeige besteht die weitere Möglichkeit, daß
ein Stab, der unter normalen Reaktorbetriebsbedingungen undicht ist, vielleicht unter den in der sipping-Hülse bestehenden Bedingungen
nicht undicht ist.
Ein anderes Verfahren erfordert den Ausbau eines einzelnen Brennstabs
aus einem Brennelement. Dies ist natürlich eine schwierige und zeitraubende Aufgabe, besonders wenn der betreffende Brennstoff
teilweise verbraucht oder "verbrannt" worden ist und eine so starke Strahlung erzeugt, daß der Brennstabausbau hinter einer
Strahlungsabschirmung mit ferngesteuerten Manipulatoren durchgeführt werden muß.
Der betreffende Stab wird dabei in einem Behälter verschlossen, der
eine Kammer oder Füllkammer hat, um Spaltprodukte zu sammeln, die
S09Ö3Ö/0211
eventuell aus dem Stab entwichen sind. Ein Strahlungswächter wird
von einem Teil der Füllkammer durch einen Strahlungsaufnehmenden Schirm auf Abstand gehalten, der einen Kanal oder Kollimator
aufweist, der den Strahlungswächter mit dem unter Beobachtung befindlichen Teil der Füllkammer ausrichtet. Auf diese Weise erzeugt
der Wächter ein elektrisches Signal in Abhängigkeit von den radioaktiven Spaltprodukten, die eventuell aus dem Brennstab entwichen
sind. Natürlich besagt eine außergewöhnlich hohe Strahlung in dem Füllkammerteil, daß eventuell ein Bruch im Brennstab vorliegt.
Dieses Verfahren beruht auch auf der Überwachung von Spaltprodukten außerhalb der Brennstabhülse. Kenn nämlich der betreffende Brennstab während des Reaktorbetriebs undicht ist, jedoch nicht innerhalb
der Besichtigungsatmosphäre, dann könnte ein Brennstab zwar beschädigt sein, aber als solcher nicht festgestellt werden.
Bezüglich der überwachung dieser radioaktiven Spaltprodukte ist
festzustellen, daß eine Anzahl radioaktiver Elemente Gammastrahlen aussendet. In vielen Fällen haben diese Gammastrahlen Energien,
die für eine bestimmte Isotope des betreffenden Elements gelten,
133
ζ-. B. Xe , oder es sendet die Isotope des Elements Xenon, das eine
Atommasse von 133 Einheiten hat, einen charakteristischen Gammastrahl
von 0,0b5 Mio Elektronenvolt (MeV) Energie aus. Die "Halbwertzeit"
dieser Isotope beträgt außerdem etwa 5,3 Tage. Somit wird während
eines Zeitraums von 5,3 Tagen die Hälfte der in einer bestimmten
133
Menge vorhandenen Xe Atome je einen Gammastrahl von 0,085 MeV
ausgestrahlt haben. Da die Gammastrahlaussendungen aus radioaktiven
Kernen im wesentlichen willkürlicher Art sind, ist es zur eindeutigen Feststellung des Vorhandenseins und der Konzentration eines
bestimmten Stoffes erforderlich, daß der Wächter eine Probe eine ausreichende Zeitlang beobachtet, um eine statistisch aussagefähige
Zahl von festgestellten Gammastrahlen von einer Energie zu sammeln, die für den betreffenden Stoff charakteristisch ist. Diese
109831/0211
statistische Ermittlung hängt von einer Anzahl Größen ab: Empfindlichkeit
des Wächters, Höhe der Hintergrundstrahlung und dergleichen. Dies ist jedoch ein Problem, das Fachleute auf dem Gebiet
der kerntechnischen Instrumente seit vielen Jahren erfolgreich behandeln.
Für Arbeiten dieser Art ist infolgedessen ein Strahlungswächer erforderlich,
der auf die Energie der einfallenden Gammastrahlung anspricht, Im allgemeinen sind dazu Kristall-Szintillations-Detektoren und
Halbleiterdetektoren geeignet. Insbesondere spricht ein halbleiterdetektor, der in typischer Weise einen von "Lithium durchdrungenen
Germaniumkristall" oder Kristallteil umfaßt, auf einen einfallenden Gammastrahl durch Erzeugung eines elektrischen Signals an, das
zu der Energie in Beziehung steht, die durch den Gammastrahl innerhalb der Kristallstruktur verloren geht. Das auf diese Weise erzeugte
elektrische Signal wird verarbeitet, um diese einfallenden Strahlungen festzustellen. In diesem Zusammenhang trennt ein konventionelles
elektrisches System, das Verstärker und Impulshöhen-Unterscheidungsschaltungen einschließt, diejenigen Signale ab, die
Gammastrahlen in dem Energiebereich feststellen, welcher von Interesse
ist. Jedes dieser festgestellten Signale wird mit einer "Zählung" bezeichnet und einer kumulativen Summe dieser Zählungen hinzugefügt,
um eine Anzeige zu erhalten, die besagt, daß die betreffende Isotope
vorhanden ist, und unter entsprechenden Umständen eine weitere Anzeige über die Konzentration der Isotope in der betreffenden
Probe.
Somit hat der Stand der Technik einige Mittel geboten, um fehlerhafte
Brennstäbe zu überwachen und festzustellen. Diese Verfahren nach dem Stand der Technik sind jedoch zeitraubend, unwirksam und
führen häufig zu zweideutigen oder unzuverlässigen Ergebnissen. Infolgedessen besteht ein Bedarf an einem verbesserten Verfahren
09831/0211
zur Feststellung beschädigter tirennstäbe, besonders innerhalb des
keaktoraruckbehälters.
Der Erfindung liegt deshalb die Aufgabe zugrunde, eine Vorrichtung
zu schaffen, die es ermöglicht, schnell und einfach den Zustand von Brennstoffstäben innerhalb eines keaktorkernes festzustellen.
Diese Aufgabe wird erfindungsgemäß dadurch gelöst, daß ein strahlungsenergieempfindlicher
Wächter in einem abgeschirmten Behälter eingeschlossen wird, der aus Eisen oder einem gleichwertigen Material
besteht. Der Schirm wird außerdem mit einem kleinen kollimierenden "Tunnel" versehen, durch den die Strahlung, die nur aus einer
Richtung stammt, den Wächter erreichen kann. Der Kollimator wird mit dem Oberteil eines der Brennstäbe ausgerichtet und in dieser
Ausrichtung eine genügende Zeitlang gehalten, um es zu ermöglichen,
daß eine statistisch aussagefähige Anzahl Zählungen gesammelt wird, um das Vorhandensein einer entsprechenden Konzentration radioaktiver
Spaltprodukte innerhalb der Brennstabhülse festzustellen, kenn die
entsprechende Konzentration Spaltprodukte oder eines bestimmten Spaltprodukte innerhalb der Hülse vom Wächter festgestellt wird,
kann angenommen werden, daß der Brennstab unbeschädigt ist. Sollte der beobachtete Spaltproduktbestand innerhalb des Brennstabs geringer
sein als ein Sollwert, der der Verwendung und Bestrahlung des betreffenden Stabs entspricht, kann angenommen werden, daß der betreffende
Stab einen Bruch aufweist und einige der Spaltprodukte entwichen sind.
Erfindungsgemäß beobachtet der abgeschirmte und kollimierte Wächter
die Spaltproduktkonzentration innerhalb des Brennstabs und schafft dadurch eine Anzeige des unbeschädigten Zustands des Brennstabs
unabhängig von der Fähigkeit des Stabs, Spaltprodukte während der Besichtigung in eine Prüfatmosphäre abzuleiten.
09838/0211
254070g
Weiterhin kann in diesem Zusammenhang der abgeschirmte und kollimierte
Wächter auf einer Schaltvorrichtung montiert werden, die wahlweise den Kollimator und den Wächter mit den Enden aufeinander
folgender Brennstäbe ausrichtet, die die Brennelemente in einem Reaktorkern bilden; dies kann auch in einem Brennstofftransport-
und-Jflgerkanal erfolgen. Auf diese Weise kann der unbeschädigte
Zustand eines jeden Brennstabs durch direkte Beobachtung festgestellt werden, ohne daß die einzelnen Stäbe aus dem Reaktorkern
oder dem Brennelementbündel entfernt werden.
Ein Ausfuhrungsbeispiel der Erfindung ist in der Zeichnung dargestellt
und wird im folgenden näher beschrieben. Es zeigt:
Fig. 1 eine perspektivische Ansicht einer Vorrichtung für die
Anwendung der Erfindung, und
Fig. 2 eine perspektivische Ansicht eines Schemas, das typische Wächter-Kollimator-Brennstab-Ausrichtungen erläutert.
Gemäß der Darstellung in Figur 1 umfaßt ein Brennelement 10 eine
keihe paralleler, auf Abstand angeordneter Brennstäbe 11, die durch quer liegende Roste 12 in der richtigen Relativlage zueinander
gehalten werden. Jeder Brennstab 11 besitzt eine dünne, metallische
Außenhülse, die eine vertikale Säule aus Kernbrennstoff-Sinterkörpern
und einen leeren kaum oder eine Füllkammer umschließt, welche für den Brennstabdruckaufbau und die Aufnahme von
Spaltgasen dient.
Das Brennelement 10 endet in einem oberen und unteren Endstück 13
bzw. 14, Diese Endstücke erfüllen mehrere Aufgaben im Zusammenhang
mit der Brennstabstabilisierung, dem Einbau des Brennelements
609838/0211
in den Reaktorkern, der Stabilität des Brennelements im Reaktorkern,
dem Ausbau des Brennelements aus dem Reaktorkern usw. Für die Erfindung ist es jedoch nur erforderlich, daß der Einsatz 15 des
oberen Endstücks aus einer im allgemeinen offenen Rahmenkonstruktion
besteht, die die Querenden der einzelnen Brennstäbe freilegt bzw. nicht verdunkelt, überdeckt oder abschirmt.
Zur Erläuterung der Erfindung ist das Brennelement 10 in Figur 1 einzeln dargestellt. In der Praxis kann die nachstehend in größerer
Vollständigkeit beschriebene Erfindung jedoch mit dem Brennelement nach Benutzung in einem Reaktorkern und in einem stark radioaktiven
Zustand ausgeführt werden. Um das Personal vor den körperlich schädlichen Wirkungen dieser Strahlung zu schützen, muß das Brennelement
10 entsprechend abgeschirmt werden. So würde z. B. bei einem Druckwasserreaktor Wasser mit einer Tiefe von 3 Metern zwischen dem
Brennelement 10 und dem Anlagepersonal einen geeigneten Strahlungsschirm bilden. Weiterhin könnten in dieser Beziehung auch die einzelnen
Stäbe 11 innerhalb des Brennelements 10 in Übereinstimmung mit den Grundsätzen der Erfindung besichtigt werden, während des
Brennelement Teil der größeren Brennelementgruppe ist, die den Reaktorkern darstellt.
Oberhalb des oberen Endstücks 13 und in allgemeiner Ausrichtung zu
dem Brennelement 10 ist ein im allgemeinen zylindrischer Strahlungsschirm 16 angeordnet.
Die vertikale Achsed des zylindrischen Schirms 16 (in Fig. 1 nicht
dargestellt) befindet sich in Ausrichtung mit einem schmalen Kollimator 17, der einen Kanal bildet, welcher von dem nahe bei dem oberen
Endstück 13 liegenden Querende 20 des Schirms 16 ausgeht, und innerhalb
des Schirms einen im wesentlichen zentralen Hohlraum 21,
609836/0211
welcher einen energieempfindlichen Strahlungswächter 22 mit hohem
Auflösungsvermögen aufnimmt; ein typischer Wächter dieser Art ist der von Lithium durchwanderte Germonium-halbleiterwächter. Weiterhin
ist es in dieser Beziehung häufig notwendig, Wächter dieser A*tt auf extrem niedrige Temperaturen zu kühlen. Um diese Kühlung
zu ermöglichen, wird der !.achter oft in einer besonders geformten
Dewar-Flasche angeordnet, die einen Vorrat an verflüssigtem
Stickstoff oder dergleichen enthält. Somit ist nicht nur der Wächter 22 in dem Schirm 16 angeordnet, sondern der Schirm enthält
auch Kühlvorrichtungen (nicht dargestellt), sowie entsprechende elektrische Schaltanschlüsse für den Wächter (ebenfalls nicht dargestellt).
Der Schirm 16 und die zugehörigen Strahlungswächter befinden sich in
Ausrichtung zu jedem der einzelnen Brennstäbe 11 im Brennelement
10 durch eine Schaltvorrichtung 23, die in Figur 1 schematisch als
ein Paar senkrecht angeordneter Pfeile dargestellt ist. Zur Erläuterung sei darauf hingewiesen, daß die Schaltvorrichtung den
Schirm 16 in zwei Richtungen oberhalb der Brennstäbe 11 im Brennelement
10 umsetzen kann, um ihn richtig anzuordnen, und zwar entweder manuell in Abhängigkeit von einer optischen Ausrichtung
oder automatisch in Übereinstimmung mit vorher festgelegten Brennstabpositionen innerhalb des Brennelements in Bezug auf eine oder
mehrere festgelegte Markierungen. Weiterhin wird auf Figur 2 verwiesen, die einen Abschnitt des Oberteils einiger der Brennstäbe
in einem Brennelement 10 zeigen, das in Figur 1 erläutert wurde. Das obere Endstück 13, das auch in Figur 1 gezeigt wird, ist in
Figur 2 nicht dargestellt, um die nachstehend in größerer Vollständigkeit beschriebenen Kollimatorausrichtungsverfahren klar herauszustellen.
Demtensprechend weisen die Brennstäbe 11 Brennstoff-Pellets
24 auf, die in dünnen Rohren 25 aus Aluminium, nicht-
- 10 -
108038/0211
rostendem Stahl, Zirkon oder dergleichen eingeschlossen sind. Jedes
dieser kohre 25 wird außeraem durch entsprechende Enakappen 26 verschlossen.
Wie in der Zeichnung dargestellt, erstrecken sich die Stapel aus Brennstoff-Pellets 24 nicht über den gesamten Innenraum
der verschlossenen Rohre 25, sondern enden in einem bestimmten Abstand unterhalb der Endkappen, um eine Füllkammer 27 zu bilden,
die Spaltproduktgase und dergleichen aufnimmt. Xenon und insbe-
133
sondere die radioaktive Xe - Isotope sind ein typisches Spaltproduktgas,
das die Neigung hat, sich in der Füllkammer 27 zu sammeln.
Wenn bei der Anwendung der Erfindung der diese Xenonisotope kennzeichnende
Gammastrahl 0,085 MeV gewählt wird, um den Brennstab auf Schäden zu untersuchen, dann kann der Kollimator 17 (Figur 1) in
dem Strahlungsschirm 16 in vertikaler Ausrichtung zur Längsachse eines der Rohre 25 angeordnet werden, wie es in Figur 2 dargestellt
ist. Bei dieser Anordnung spricht der Wächter nur auf diejenigen Gammastrahlen an, die zu dem Wächter in allgemeiner Ausrichtung
mit und innerhalb eines Vorsprungs 30 des Kollimators durch die Füllkammer 27 gerichtet sind. Die zu dem Wächter gehörenden
Strahlungsenergie-Unterscheidungsschaltungen weisen vom Wächter die einfallenden Strahlungssignale zurück, die nicht den beobachteten
Gammastrahlen 0,085 MeV entsprechen. Diejenigen Signale,
die durch die Unterscheidungsschaltungen geleitet werden, werden aufgezeichnet, um die kumulativen "Zählungen" der betreffenden
Strahlungsenergie zu ergeben. Diese kumulative "Zählung" bezieht
133
sich natürlich auf die Xe -Konzentration innerhalb der Füll-
sich natürlich auf die Xe -Konzentration innerhalb der Füll-
133
kammer 27. Die Zeit, während der die Xe - "Zählungen" zu summieren
sind, hängt natürlich von der spezifischen "Zählstatistik" ab, die den Umfang der zu besichtigenden Brennstäbe kennzeichnet. Wie
zuvor erwähnt, beruhen diese statistischen Ermittlungen in einem
- 11 -
§09830/0211
gewissen Maße auf der Wächterempfindlichkeit, der Hintergrundstrah-
133 lung und dergleichen sowie auf der vermuteten Xe - Konzentration
innerhalb eines gegebenen Brennstabs. Wenn also eine vorher bestimmte
133
Anzahl kumulierter Xe - Zählungen nicht von einem einzelnen Ürennstab innerhalb einer gegebenen Zeitdauer anfällt, dann kann man mit
Anzahl kumulierter Xe - Zählungen nicht von einem einzelnen Ürennstab innerhalb einer gegebenen Zeitdauer anfällt, dann kann man mit
133
Recht daraus schließen, daß die Xe -Gaskonzentration innerhalb der Füllkamroer 27 unter der Höhe liegt, die von einem unbeschädigten Brennstab zu erwarten ist. Unter diesen Umständen ist es wahrscheinlich, daß der in der Prüfung befindliche Brennstab eine undichte
Recht daraus schließen, daß die Xe -Gaskonzentration innerhalb der Füllkamroer 27 unter der Höhe liegt, die von einem unbeschädigten Brennstab zu erwarten ist. Unter diesen Umständen ist es wahrscheinlich, daß der in der Prüfung befindliche Brennstab eine undichte
133
Stelle hat, die es dem Xe erlaubt, von dem Brennstab zu fließen anstatt sich in der Füllkammer 27 zu sammeln.
Stelle hat, die es dem Xe erlaubt, von dem Brennstab zu fließen anstatt sich in der Füllkammer 27 zu sammeln.
Wenn andererseits die kumulierten Zählungen den Sollwert erreichen
oder überschreiten, dann kann angenommen werden, daß Spaltprodukte nicht aus dem hirennstab ausgetreten sind und daß der Stab unbeschädigt
ist. Somit ermöglicht es die Erfindung, den unbeschädigten Zustand des Brennstabs durch eine direkte Messung des Spaltproduktvorrats
innerhalb des Stabs zu ermitteln im Gegensatz zu den Ungenauigkeiten früherer Verfahren, die in einer Prüfung der Spaltprodukte
nach Austritt aus dem Stabinnern bestanden.
In Figur 2 ist darauf hingewiesen, daß sich der Kollimatorvorsprung
30 in direkter Ausrichtung zu der Längsachse des brennstoff-Sinterkörperstapels
24 befindet. Besondere Umstände, z. B. die Verweildauer des Brennstabs im Atomreaktorkern, können eine äußerst hohe
Intensität der Hintergrundstrahlung vom Brennstoff-Sinterkörperstapel 24 erzeugen. Wenn der Kollimator mit den Längsachsen des Brennstoff-SinterkÖrperstapels
24 und des zugehörigen Rohrs 25 in Ausrichtung steht, wie es in Verbindung mit dem Kollimatorvorsprung
30 gezeigt ist, kann die hoch intensive Hintergrundstrahlung von den Sinterkörpern dazu neigen, die in Beobachtung befindliche weniger
133
intensive Xe -Strahlung zu verdunkeln. Unter diesen Umständen
intensive Xe -Strahlung zu verdunkeln. Unter diesen Umständen
- 12 -
609831/0211
ist es ratsam, den Kollimator 17 (Figur 1) in dem Strahlungsschild
16 (auch Figur l) abzubiegen, um einen Kollimatorvorsprung 31
(Fig. 2) zu erzeugen, der einen spitzen Kinkel mit der Längsachse des in der Prüfung befindlichen Brennstabs bildet. Die richtige
Wahl des Kinkels sollte den Kollimatorvorsprung 31 in die Lage versetzen, die Füllkammer 27 vollständig zu durchdringen und dennoch
einen Zusammenstoß mit einem wesentlichen Teil des Pelletstapels 24 zu vermeiden. Wie in der Zeichnung dargestellt, fällt eine
weitere Fortsetzung des Kollimatorvorsprungs 31 über die Überfläche des Rohrs 25 hinaus mit dem Pelletstapel in wenigstens einem der
benachbarten Rohre zusammen. In den meisten Fällen ist jedoch der Raum zwischen den benachbarten Brennstäben mit Wasser oder einem
anderen geeigneten Stoff gefüllt, der dazu dient, diejenigen Strahlungen abzuschirmen oder zu absorbieren, die von den benachbarten
Brennstäben ausgehen, welche sich in allgemeiner Ausrichtung zu dem abgebogenen Kollimatorvorsprung 31 befinden. Diese Absorption
neigt natürlich dazu, den Einfluß der direkten Sinterkörperstrahlung auf den Strahlungshintergrund abzuschwächen, der in
den Wächter 22 (Figur l) einfällt, und ermöglicht es dadurch, die
133
Xe -Strahlung leichter zu unterscheiden.
Im Betrieb wird der Strallungsschirm 16 (Figur 1) oberhalb des
oberen Endstücks 13 in Ausrichtung zur Längsachse eines der Brennstäbe 11 angeordnet. Diese Ausrichtung kann einer der beiden zur
Erläuterung in Figur 2 der Zeichnung dargestellten Kollimatoranordnungen entsprechen oder einer anderen Ausrichtung, die für eine
bestimmte Brennstabkonstruktion, eine bestimmte Reaktorkernumgebung oder weitere Gesichtspunkte besser geeignet ist, je nachdem es die
Umstände diktieren.
- 13 -
609838/0211
die Beobachtung ausgewählt worden ist (z. B. Xe ), dringen durch
den Kollimator und werden von dem Wächter 22 registriert, um sich in einem "Zähler" oder dergleichen während einer Zeitdauer anzusammeln, die in erster Linie durch statistische Erwägungen bestimmt
wird. Nachdem eine annehmbare kumulative Zählung erfolgt ist, kann
eine Bestimmung des unbeschädigten Zustands des Brennstabs vorgenommen werden. In typischer Weise besagt eine Zählung, die wesentlich unter
der "normalen" Zählung liegt (oder Zählrate, wenn Zählungen pro Zeiteinheit als Grundlage fUr die Radioisotopenbeobachtung gewählt
werden), daß ein Brennstab beschädigt ist. "Normales" Ansprechen des Wächters oder ein stärkeres als "normales" Ansprechen des Wächters
besagt jedoch, daß der in der Prüfung befindliche Brennstab konstruktiv in einem einwandfreien Zustand ist, weil es den Anschein hat,
daß keiner der Spaltproduktbestände aus dem Stab entwichen ist.
Die Grundsätze dieser Erfindung können in einer Anzahl konstruktiver Anordnungen Verwendung finden, die von den oben beschriebenen
abweichen. In diesem Zusammenhang, könnte ein auf einer Sonde montierter Wächter entsprechender Abmessungen zwischen den Brennstäben
eingeführt werden, um den Spaltproduktbestand innerhalb der Brennstäbe zu Überwachen.
- 14 -
609838/0211
Claims (3)
- PATENTANSPRÜCHE :1J Vorrichtung zur Besichtigung des Zustande von radioaktiven Brennstäben, gekennzeichnet durch einen Strahlungsschirm (16)f der einen darin ausgebildeten Strahlungskollimator (17) aufweist, einen strahlungsenergieempfindlichen Wächter (22) innerhalb des Schirms (16) und in Ausrichtung mit dem Kollimator (17) zur Erzeugung eines Signalsp das mindestens ein radioaktives Material innerhalb des Brennstabs (11) kennzeichnet, und Mittel zum Ausrichten des Kollimators und Wächters mit dem Brennstab.
- 2. Vorrichtung nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß der strahlungsenergieempfindliche Wächter zusätzlich einen von Lithium durchdrungenen Germanium-Halbleiterwächter umfaßt.
- 3. Verfahren zur Besichtigung des Zustands von radioaktiven Brennstäben, durch folgende Verfahrensschritte gekennzeichnet:a: einen strahlungsenergieempfindlichen Wächter mit einem der Brennstäbe ausrichten undb: die von dem Stab ausgehenden Strahlungen zählen, die wenigstens eines der radioaktiven Materialien innerhalb des Stabs kenn* zeichnen,zu ermitteln,
mit der Maßgabe,Pob radioaktives Material innerhalb des Stabszurückbehalten worden ist.809838/0211Leerseite
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US05/556,762 US4110620A (en) | 1975-03-10 | 1975-03-10 | Fuel rod leak detector |
Publications (3)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| DE2540708A1 true DE2540708A1 (de) | 1976-09-16 |
| DE2540708B2 DE2540708B2 (de) | 1980-05-29 |
| DE2540708C3 DE2540708C3 (de) | 1981-02-05 |
Family
ID=24222760
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| DE2540708A Expired DE2540708C3 (de) | 1975-03-10 | 1975-09-12 | Vorrichtung zur Untersuchung der von Brennstäben ausgesandten Gammastrahlung zum Zwecke der Dichtigkeitsprüfung der Brennstabhüllen |
Country Status (14)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4110620A (de) |
| JP (1) | JPS5634079B2 (de) |
| AT (1) | AT348630B (de) |
| BE (1) | BE834002A (de) |
| BR (1) | BR7506184A (de) |
| CA (1) | CA1057425A (de) |
| DE (1) | DE2540708C3 (de) |
| ES (1) | ES441130A1 (de) |
| FR (1) | FR2304150A1 (de) |
| GB (1) | GB1509269A (de) |
| IL (1) | IL48040A (de) |
| IT (1) | IT1049118B (de) |
| NL (1) | NL7510303A (de) |
| SE (1) | SE7511432L (de) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2840081A1 (de) * | 1977-11-21 | 1979-05-23 | Babcock & Wilcox Co | System zur ueberwachung von brennstaeben eines kernreaktors |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5537450A (en) * | 1994-01-31 | 1996-07-16 | Radiological & Chemical Technology, Inc. | On-line analysis of fuel integrity |
| CA2147705A1 (en) * | 1994-04-25 | 1996-04-18 | Ralph Walter Tolino | Leak-detection system and method for detecting an individual leaking nuclear fuel rod having radioactive material leaking therefrom |
| JP2975259B2 (ja) * | 1994-05-27 | 1999-11-10 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉燃料の破損検出法 |
| FR2880178B1 (fr) * | 2004-12-28 | 2007-02-23 | Framatome Anp Sas | Procede et dispositif de determination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un reacteur nucleaire et utilisation |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3070532A (en) * | 1958-05-13 | 1962-12-25 | Gen Electric | Nuclear fuel element leak detector |
| US3376200A (en) * | 1966-08-26 | 1968-04-02 | Ca Atomic Energy Ltd | Vapour quality measurement by delayed gamma radiation emission |
| US3663363A (en) * | 1969-03-13 | 1972-05-16 | Atomic Energy Commission | Identification of failed fuel elements |
| AR204231A1 (es) * | 1970-04-04 | 1975-12-10 | Siemens Ag | Dispositivo para la determinacion no destructiva de consumo de elementos combustibles de reactores nucleares |
| BE791725A (fr) * | 1971-11-22 | 1973-05-22 | Jersey Nuclear Avco Isotopes | Chapeau d'extremite pour un element de combustible de reacteur nucleaire |
| US3878040A (en) * | 1973-09-20 | 1975-04-15 | Combustion Eng | Failed fuel detector |
| JPS50112696A (de) * | 1974-02-20 | 1975-09-04 |
-
1975
- 1975-03-10 US US05/556,762 patent/US4110620A/en not_active Expired - Lifetime
- 1975-08-08 GB GB33212/75A patent/GB1509269A/en not_active Expired
- 1975-08-12 CA CA233,347A patent/CA1057425A/en not_active Expired
- 1975-09-02 IL IL48040A patent/IL48040A/xx unknown
- 1975-09-02 NL NL7510303A patent/NL7510303A/xx active Search and Examination
- 1975-09-12 DE DE2540708A patent/DE2540708C3/de not_active Expired
- 1975-09-19 ES ES441130A patent/ES441130A1/es not_active Expired
- 1975-09-24 BR BR7506184A patent/BR7506184A/pt unknown
- 1975-09-30 BE BE160529A patent/BE834002A/xx not_active IP Right Cessation
- 1975-10-13 SE SE7511432A patent/SE7511432L/ not_active Application Discontinuation
- 1975-10-14 IT IT9584/75A patent/IT1049118B/it active
- 1975-10-15 AT AT787375A patent/AT348630B/de not_active IP Right Cessation
-
1976
- 1976-01-29 JP JP804676A patent/JPS5634079B2/ja not_active Expired
- 1976-03-08 FR FR7606470A patent/FR2304150A1/fr active Granted
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE2840081A1 (de) * | 1977-11-21 | 1979-05-23 | Babcock & Wilcox Co | System zur ueberwachung von brennstaeben eines kernreaktors |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2304150B1 (de) | 1983-04-15 |
| IL48040A (en) | 1979-01-31 |
| NL7510303A (nl) | 1976-09-14 |
| SE7511432L (sv) | 1976-09-13 |
| JPS5634079B2 (de) | 1981-08-07 |
| DE2540708B2 (de) | 1980-05-29 |
| GB1509269A (en) | 1978-05-04 |
| FR2304150A1 (fr) | 1976-10-08 |
| US4110620A (en) | 1978-08-29 |
| ES441130A1 (es) | 1977-08-16 |
| IL48040A0 (en) | 1975-11-25 |
| AT348630B (de) | 1979-02-26 |
| BR7506184A (pt) | 1976-09-14 |
| ATA787375A (de) | 1978-07-15 |
| BE834002A (fr) | 1976-01-16 |
| DE2540708C3 (de) | 1981-02-05 |
| JPS51104198A (de) | 1976-09-14 |
| CA1057425A (en) | 1979-06-26 |
| IT1049118B (it) | 1981-01-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| DE1106435B (de) | Vorrichtung und Verfahren zur Auffindung schadhafter Brennelemente in heterogenen Kernreaktoren | |
| DE1922592C3 (de) | Verfahren zum Lokalisieren von undichten Umhüllungen von Brennstoffelementen eines Kernreaktors | |
| DE60219219T2 (de) | Verfahren und vorrichtung zum durchführen einer qualitätskontrolle an einem mox-brennstab | |
| DE2361267A1 (de) | Verfahren zum erfassen des leckens eines radioaktive substanzen enthaltenden fluids und anordnung zu seiner durchfuehrung | |
| DE2228766A1 (de) | Gerät zur Feststellung von Schaden in Brennstoffelementen für Kernreaktoren | |
| EP3649654B1 (de) | Analysevorrichtung zum nachweis von spaltprodukten durch messung einer radioaktivität | |
| DE4238563C2 (de) | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren | |
| DE2540708A1 (de) | Vorrichtung zur feststellung des zustands von brennstoffstaeben innerhalb eines atomreaktorkerns | |
| DE3006555A1 (de) | System zur ermittlung und ortung eines defekten bauelementes in einem kernreaktor | |
| DE2840081A1 (de) | System zur ueberwachung von brennstaeben eines kernreaktors | |
| DE2304324A1 (de) | Vorrichtung zur ueberpruefung von brennelementen fluessigkeitsgekuehlter kernreaktoren auf huellrohrschaeden | |
| DE68908800T2 (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Identifizierung von Dichtheitsfehlern eines Neutronenabsorberstabes eines Kernreaktors. | |
| DE2528422A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zum lokalisieren defekter brennstaebe eines kernreaktor-brennelementes | |
| DE2016206C3 (de) | Einrichtung zur zerstörungsfreien Abbrandbestimmung von Kernreaktorbrennelementen | |
| DE3932486A1 (de) | Anordnung eines neutronenfluss-messfuehlers in einem rahmen mit anlagenteilen einer wiederaufbereitungsanlage | |
| EP0049438A1 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Lagern von Behältern für radioaktive Stoffe | |
| WO1993021541A1 (de) | Verfahren zur messung der menge radioaktiver substanzen | |
| DE2213238B2 (de) | Verfahren zum Unterscheiden und Aussondern von kugelförmigen Brennelementen von Hochtemperatur-Kernreaktoren | |
| DE1489743B1 (de) | Messanordnung zum Feststellen und Lokalisieren von Schaeden an den Huelsen der Brennstoffelemente eines Kernreaktors mit Gas als Kuehlmittel und Verfahren zu ihrem Betrieb | |
| DE3017997A1 (de) | Verfahren und einrichtung zum beobachten einer in einem stroemungskanal stroemenden gasstroemung | |
| DE2424431C3 (de) | Verfahren und Vorrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabe eines Reaktor-Brennelements | |
| DE7012365U (de) | Einrichtung zur zerstoerungsfreien abbrandbestimmung von kernreaktorbrennelementen. | |
| DE3230006C2 (de) | ||
| CH649167A5 (de) | Verfahren zum behandeln abgebrannter kernreaktor-brennelemente sowie inspektionsbehaelter zu dessen ausfuehrung. | |
| DE2037053C3 (de) | Einrichtung zum Nachwels von Spaltprodukten |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| C3 | Grant after two publication steps (3rd publication) | ||
| 8339 | Ceased/non-payment of the annual fee |