DE3730675C1

DE3730675C1 - Verfahren und Vorrichtung zur Ermittlung der Befuellung und/oder Beladung der Trommel einer mit radioaktiven Fluessigkeiten aus kerntechnischen Anlagen beschickten Klaerzentrifuge

Info

Publication number: DE3730675C1
Application number: DE3730675A
Authority: DE
Inventors: Masoud Dr Saad; Dipl-Ing Hahn Bernd Dieter
Original assignee: Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH
Current assignee: Deutsche Gesellschaft fuer Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH
Priority date: 1987-09-12
Filing date: 1987-09-12
Publication date: 1989-03-16
Also published as: GB2209690B; BE1001936A3; GB2209690A; US4900928A; GB8821203D0; FR2620533A1; JPH01152388A

Description

Die Erfindung betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Ermittlung der Befüllung und/oder Beladung der Trommel einer mit radioaktiven Flüssigkeiten aus kerntechnischen Anlagen be schickten Klärzentrifuge nach den Oberbegriffen der Ansprüche 1 beziehungsweise 5. Ein derartiges Verfahren und eine solche Vorrichtung sind z. B. aus der DE-OS 36 22 886 bereits bekannt.

Durch die DE-OS 35 22 126 ist eine Einrichtung zur Behandlung radioaktiver Abwässer aus kerntechnischen Anlagen bekannt, bei der die Abwässer in einer Klärfilterzentrifuge behandelt werden, die gegen Überladung durch eine berührungs los arbeitende Füllstandsmeßsonde überwacht wird.

Durch die DE-PS 32 41 624 sind ein Verfahren und eine Vorrichtung zur Bestimmung der Feststoffbeladung der Trommel einer Zentrifuge bekannt. Die Zentrifugentrommel und ein mit der Trommel verbundener Zusatzkörper werden in Eigenschwin gungen versetzt, und die von der Feststoffbeladung abhängige Frequenz der Eigenschwingungen oder eine von der Frequenz ableitbare Größe wird dann bemessen.

Die DE-OS 25 52 568 betrifft eine Vorrichtung zur Signalisierung der maximal zulässigen Schlammraumfüllung der rotierenden Trommel eines Separators. Die Lage der Phasengrenze zwischen den zu separierenden Medien in der Separatortrommel wird durch Lichtschranken ermittelt.

Die DE-OS 33 01 113 betrifft ein Verfahren und eine Vorrichtung zum Separieren von Medien. Die Phasengrenze der zu separierenden Medien wird in einem Übergangsbereich mit mehreren Abtastbereichen mit Hilfe mehrerer diskreter Abfragestrahlen, die beispielsweise Lichtstrahlen sein kön nen, ermittelt.

Die DE-OS 36 22 886 betrifft eine Zentrifuge zum Ent fernen von Feststoffen aus Flüssigkeiten, beispielsweise von festen Spaltprodukten aus gelöstem Kernbrennstoff. Die Feststoffmenge wird mit Hilfe einer Kraftmeßdosenanordnung ermittelt, die es ermöglicht, die Trommel der Zentrifuge und ihren Inhalt während des Betriebes zu wiegen.

Durch die DE-PS 34 14 409 ist ein Müllverbrennungsofen für radioaktiv verunreinigte Materialien bekannt, bei dem das Vorhandensein von radioaktiven Substanzen mit Hilfe von Gamma-Strahlen-Detektoren festgestellt wird. Solche Detektoren allein sind zum Nachweis und zur Energiemessung von Gamma- Strahlen geeignet, nicht jedoch zum Ermitteln der Menge der vorhandenen radioaktiven Substanzen.

Der vorliegenden Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein neuartiges Verfahren zur Messung der Befüllung und/oder Beladung einer mit radioaktiven Flüssigkeiten aus kerntech nischen Anlagen beschickten Zentrifuge sowie zur Ermittlung des Abbrandes von Brennelementen anzugeben; ferner soll eine Vor richtung zur Durchführung des Verfahrens angegeben werden.

Diese Aufgabe wird durch die Lehre gemäß Kennzeichen des Anspruchs 1 gelöst. Eine Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens ist im Anspruch 5 angegeben.

Durch das erfindungsgemäße Verfahren kann die Befül lung und/oder Beladung ohne Eingriff in die Zentrifuge ermittelt werden, was verfahrenstechnisch und unter Sicherheitsgesichts punkten von großem Vorteil ist. Die Messung der Gamma-Aktivität kann mit Hilfe handelsüblicher Gamma-Spektrometer erfolgen. Das Verfahren ist ausreichend genau.

Die verwendete Vorrichtung zur Durchführung des Ver fahrens ist robust und wenig störanfällig.

Vorteilhafte und zweckmäßige Weiterbildungen der er findungsgemäßen Aufgabenlösung sind in den Unteransprüchen gekennzeichnet.

Die Erfindung soll nachfolgend anhand der Zeichnung näher erläutert werden. Es zeigt

Fig. 1 schematisch eine Vorrichtung zur Ermittlung der Befüllung und/oder Beladung einer mit radioaktiven Flüssigkeiten aus kerntechnischen Anlagen beschickten Klärzentrifugentrommel, und

Fig. 2 ein Diagramm, aus dem der Aktivitätsverlauf in Abhängigkeit von der Zeit und dem Beladungszu stand erkennbar ist.

Die Fig. 1 zeigt eine Klärzentrifuge 2 im Schnitt mit einem Gehäuse 4 und einer Trommel 6, die von einem Motor 8 angetrieben wird. Die Trommel weist auf ihrer Ober seite eine Ringnut 10 auf, die über auswärts gerichtete Bohrungen 12 mit dem Hohlraum 14 der Trommel in Verbindung steht.

Ein Zuführrohr 15 für radioaktive Abwässer ragt frei mit seinem Ende in die Ringnut 10 hinein.

Eine Ableitung 16 ist für den geklärten Flüssigkeits anteil der zugeführten radioaktiven Flüssigkeit vorgesehen.

Ein sich auf der Innenwandung der Trommel absetzender, einen Kuchen 24 bildender Feststoffanteil wird von Zeit zu Zeit mit Hilfe von Wasser über ein mit Sprühdüsen 18 ausgestattetes Spül rohr 20 ausgespült und fließt mit dem Spülwasser nach unten über einen Auslaßstutzen 22 aus dem Gehäuse 4 heraus. Beim Ausspülen des sedimentierten Feststoffes wird die Trommel drehzahl stark reduziert, wobei der größte Teil der in der Trommel befindlichen Flüssigkeit noch in eine Flüssigkeits auffangrinne gelangt und über die Ableitung 16 abfließen kann.

Im Bereich der Trommel ist ein Detektor 26 eines Gamma- Spektrometers 28 angeordnet, das an eine Auswerteeinheit 30, vorzugsweise einen sogenannten "intelligenten" Rechner, ange schlossen ist zur Ermittlung der zugeführten Flüssigkeits mengen (Gesamtbefüllung) sowie der Menge des sedimentierten Feststoffanteiles und/oder des Flüssigkeitsanteiles aus den aufgenommenen Gamma-Linien.

Der Detektor befindet sich - wie an sich bekannt - hinter einem Bleikollimator 32 und ist vorzugsweise entlang der Trommel an einem Gestell 34 verfahrbar aus gebildet (vgl. Pfeil 36). Es können auch mehrere Detektoren vorgesehen werden, die vorzugsweise übereinander entlang der Trommel angeordnet sind und zusätzlich verfahrbar ausge bildet sein können (nicht dargestellt).

Die zugeführte radioaktive Flüssigkeit enthält u. a. gelöstes Cäsium-137/134 und Rhodium-106, das sich aus Ruthe nium-106 bildet, als einen Feststoffanteil. Die Zusammen setzung der Flüssigkeit sowie die relativen Mengen der Be standteile sind bekannt. Bei der Beladung der Klärzentri fuge kann daher durch Messung und Auswertung der Cs-Gamma- Linien mit Hilfe des Spektrometers 28 und der Auswerteein richtung 30 die zugeführte Flüssigkeitsmenge ermittelt wer den.

Sobald Feststoff sedimentiert, wächst die Rhodium-106- Gamma-Linie im Gamma-Spektrum an. Da der Feststoffanteil zu ca. 40% aus Rhodium-106 besteht, kann man daher durch Aus wertung der Gamma-Linien die Menge an sedimentiertem Rhodium- 106 und dann daraus die Menge an sedimentiertem Feststoff ermitteln.

Die jeweiligen Gamma-Linien werden dabei in bekannter Weise hinsichtlich Peak-Höhe und Peak-Fläche zur Bestimmung der jeweiligen Nuklidmenge ausgewertet.

Bei stetiger Befüllung der Zentrifuge mit radioaktiver Flüssigkeit und Abführung des geklärten Anteiles über die Ableitung 16 wird Cäsium (Cs) mit abgeführt. Die Cs-Gamma- Linien werden dabei bei zunehmender Sedimentation des Feststoffanteiles relativ kleiner werden, während die Gamma-Linie von Rhodium (Rh) wegen des Anwachsens des Fest stoffkuchens 24 größer wird.

Anstelle Cäsium und/oder Rhodium können auch andere in der radioaktiven Flüssigkeit vorhandene Nuklide entsprechend spektroskopisch ausgewertet werden.

Die Fig. 2 zeigt den Verlauf einer Befüllungs-/Beladungs messung der Zentrifugentrommel. Die Meßdaten und -parameter sind LWR-Brennstoff: 40 GWd/t Abbrand, 7 a Kühlzeit, 3080 l/1067 kg. Zunächst nimmt die Aktivität entsprechend der zugeführten Menge an radioaktiver Flüssig keit bis zur vollständigen Füllung der Trommel schnell zu (Kurve A). Cäsium-137/134 sedimentiert nicht. Durch laufende Messung des Gamma-Spektrums von Cäsium kann daher auf die zugeführte Flüssigkeitsmenge geschlossen werden.

Rhodium-106 sedimentiert. Man erkennt, daß sich die Gesamtaktivität durch den sich bildenden Sedimentationskuchen erhöht (Kurve B), während der Aktivitätsanteil des Flüssig keitsanteiles praktisch gleich bleibt und nur geringfügig fällt, und zwar um ca. 5% bei maximaler Beladung (in der Zeichnung nach einer Klärzeit von ca. 6 Stunden).

Wenn nach Beendigung des Klärvorganges die Flüssigkeit abgezogen wird, so verringert sich die Aktivität entsprechend, s. Kurve C.

Die Kurve D zeigt den schnellen Abfall der Aktivität in der sich anschließenden Spülphase an, in der der sedimen tierte Kuchen aus der Trommel ausgespült wird.

Claims

1. Verfahren zur Ermittlung der Befüllung und/oder Beladung der Trommel einer mit radioaktiven Flüssigkeiten aus kern technischen Anlagen beschickten Klärzentrifuge, da durch gekennzeichnet,

a) daß die Gammastrahlung der Flüssigkeiten und/oder der darin enthaltenen Feststoffe spektroskopisch gemessen wird, indem
b) die Peakhöhe und die Peakfläche der Gammastrahlen bzw. Gammalinien gemessen und aus diesen Größen die Menge des oder der radioaktiven Nuklide ermittelt wird und
c) daß aus der oder den ermittelten Nuklidmengen die gesamte Beladungsmenge durch die Menge des Feststoff anteils und die Menge des Flüssigkeitsanteils ermit telt wird.

2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekenn zeichnet,

d) daß die Gamma-Linie von in der radioaktiven Flüssigkeit gelöstem Cäsium-137/134 zur Ermittlung der Gesamt füllungsmenge ausgewertet wird.

3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch ge kennzeichnet,

e) daß die Gamma-Linie von Rhodium-106 zur Ermittlung des Feststoffanteiles (Beladung) ausgewertet wird.

4. Verfahren nach Anspruch 2 und 3, dadurch ge kennzeichnet,

f) daß die Gamma-Linien von Cäsium-137/134 und Rhodium-106 gleichzeitig ausgewertet werden.

5. Vorrichtung zur Durchführung des Verfahrens nach einem der vorhergehenden Ansprüche, mit einer Klärzentrifuge zur Aufbereitung von radioaktiven Flüssigkeiten aus kerntech nischen Anlagen, gekennzeichnet durch

A. ein Gamma-Spektrometer (28), dessen Detektor (26) in Höhe der Trommel (6) der Klärzentrifuge (2) zur Erfassung der Gamma-Strahlung angeordnet ist, und
B. eine Auswerteeinrichtung (30) zur Ermittlung der Peak-Höhe und Peak-Fläche der Linien der Gamma- Spektren bestimmter vorgebbarer Nuklide der Flüssigkeiten und zur Bestimmung der Beladungsmenge aus den er mittelten Höhen- und Flächenwerten.

6. Vorrichtung nach Anspruch 5, dadurch ge kennzeichnet,

C. daß der Detektor (26) entlang der Trommel (6) verfahrbar ausgebildet ist.

7. Vorrichtung nach Anspruch 5 und 6, dadurch ge kennzeichnet,

D. daß mehrere Detektoren entlang der Trommel (6) angeordnet sind.