SE503603C2

SE503603C2 - Searching for leaks in nuclear fuel cartridge

Info

Publication number: SE503603C2
Application number: SE9101506A
Authority: SE
Inventors: Roland Deleryd; Gunnar Staahl
Original assignee: Asea Atom Ab
Priority date: 1991-05-17
Filing date: 1991-05-17
Publication date: 1996-07-15
Also published as: SE9101506L; SE9101506D0

Abstract

The water is sucked to a grip anchored to the cartridge above the water outlet, the grip forming part of a loading machine for the fuel cartridges. The fuel cartridge is lifted in the water in which it is immersed and maintained in its raised position with a flow of water sustained through it and around the grip. The aspirated water is subjected to analysis with regard to the presence of fission prods. which during the operation of the reactor are formed by the fuel in the cartridge.

Description

sus eos 2 är i drift ledes reaktorvattnet in genom bottenplattan pà resp bränsle- patron och efter att ha passerat utrymmet i höljeröret utanför bränsle- stavarna ut genom dess topplatta. sus eos 2 is in operation, the reactor water is led in through the bottom plate of the respective fuel assembly and after passing the space in the casing outside the fuel rods out through its top plate.

Sättet enligt den föreliggande uppfinningen, som utföres med bränslepatro- nerna nedsänkta i vatten, lämpar sig utmärkt för användning under drift- mässiga förhållanden och kan utföras med minimal tidàtgáng. Det som känne- tecknar uppfinningen är att fràn ett område beläget ovanför utloppet för vatten från den bränslepatron som skall läcksökas och omkring en till bränslepatronen ovanför utloppet förankrad grip anordnad i nederändan på en lyftstàng i teleskoputförande till en laddningsmaskin för bränslepatroner avsuges vatten under det att bränslepatronen lyftes i vattnet eller under det att bränslepatronen efter att ha lyfts i vattnet hàlles kvar i sitt lyfta läge och under det att ett flöde av vattnet upprätthålles genom bränslepatronen och omkring gripen samt att det avsugna vattnet underkastas en analys med avseende på förekomsten av fissionsprodukter som under reak- torns drift bildats av bränslet i bränslepatronen. Det avsugna vattnet kan innehålla både i vattnet lösta fissionsprodukter och i gasfas uppträdande olösta fissionsprodukter. Analysen sker pá konventionellt sätt antingen med kontinuerligt registrerande instrument eller genom uppsamling i kärl för analys i separat utrustning. Bästa mätkänslighet erhålles vid den maximalt tillgängliga lyfthöjden. dvs lyfthöjden från bränslepatronens läge i reaktorhärden till gripens högsta läge. Tillräcklig mätkänslighet erhålles dock vid lägre lyfthöjder. Om mätningen utföres då bränslepatronen efter att ha lyfts i vattnet, hålles kvar i sitt lyfta läge användes företrädes- vis en lyfthöjd, som minst uppgår till en bränslepatronlängd.The method according to the present invention, which is carried out with the fuel assemblies immersed in water, is excellently suitable for use under operating conditions and can be carried out with minimal time consumption. What characterizes the invention is that from an area located above the outlet for water from the fuel assembly to be leaked and around a grip anchored to the fuel assembly above the outlet arranged at the bottom of a lifting rod in telescopic design to a fuel cartridge charging machine, the water assembly is sucked off lifted into the water or while keeping the fuel assembly in its raised position after lifting into the water and while maintaining a flow of water through the fuel assembly and around the gripper and subjecting the aspirated water to an analysis for the presence of fission products which during the reactor operation is formed by the fuel in the fuel assembly. The aspirated water can contain both fission products dissolved in the water and undissolved fission products occurring in the gas phase. The analysis is performed in a conventional manner either with continuous recording instruments or by collection in vessels for analysis in separate equipment. The best measuring sensitivity is obtained at the maximum available lifting height. ie the lifting height from the position of the fuel assembly in the reactor core to the highest position of the gripper. Sufficient measuring sensitivity is obtained, however, at lower lifting heights. If the measurement is then carried out, the fuel assembly after being lifted into the water is kept in its raised position, a lifting height is preferably used, which at least amounts to a fuel assembly length.

Enligt en utföringsform av uppfinningen avskärmas området ovanför bränsle- patronen och omkring gripen från omgivningen med en huvliknande anordning för att motverka att vattnet från bränslepatronen sprider sig utanför området och vatten med fissionsprodukter därmed gär förlorat för analys.According to an embodiment of the invention, the area above the fuel assembly and around the gripper is shielded from the surroundings with a hood-like device to prevent the water from the fuel assembly from spreading outside the area and water with fission products is thus lost for analysis.

Företrädesvis utföres läcksökningen i samband med att reaktorn är avställd för bränslebyte. När utbränningen i en reaktor nått så långt att minsta acceptabla reaktivitetsmarginal uppnåtts, utför man en partiell omladd- ning. Vid den partiella omladdningen av en kokarreaktor kan man t ex byta ut 1/5 av bränslet varje driftar (eller varje annan lämplig driftperiod).Preferably, the leak detection is performed in connection with the reactor being shut down for fuel change. When the combustion in a reactor has reached such a point that the minimum acceptable reactivity margin has been reached, a partial recharging is performed. During the partial reloading of a boiler reactor, you can, for example, replace 1/5 of the fuel every operation (or any other suitable operating period).

En del av bränslepatronerna tas därvid ur reaktorhärden och ersättes. 3 503 603 vanligen efter lämplig omplacering av en del av kvarvarande bränslepatro- ner inom härden, med nya bränslepatroner. Vid läcksökning av en bränsle- patron som skall bibehålla sin plats i härden lyftes bränslepatronen till önskad nivå i reaktorvattnet och áterföres till sin tidigare plats efter avslutad läcksökning. Vid läcksökning av en bränslepatron som skall om- placeras utföres läcksökningen i samband med att bränslepatronen lyftes från sin plats, varefter den efter avslutad läcksökning placeras på sin nya plats i härden. Vid läcksökning av en bränslepatron, som skall av- lägsnas från härden sker läcksökningen i samband med att bränslepatronen lyftes i reaktorvattnet och innan den placeras i en förvaringsbassäng intill reaktorkärlet.Some of the fuel assemblies are then removed from the reactor core and replaced. 3,503,603 usually after appropriate relocation of some of the remaining fuel assemblies within the core, with new fuel assemblies. During a leak search of a fuel assembly that is to maintain its place in the core, the fuel assembly is lifted to the desired level in the reactor water and returned to its previous location after the end of the leak search. During a leak search of a fuel assembly to be relocated, the leak search is performed in connection with the fuel assembly being lifted from its place, after which it is placed in its new location in the core after the end of the leak search. During a leak detection of a fuel assembly, which is to be removed from the core, the leak detection takes place in connection with the fuel assembly being lifted into the reactor water and before it is placed in a storage basin next to the reactor vessel.

Uppfinningen skall förklaras närmare genom beskrivning av ett utförings- exempel under hänvisning till bifogade ritning, som schematiskt visar en anordning för utförande av sättet enligt uppfinningen.The invention will be explained in more detail by describing an exemplary embodiment with reference to the accompanying drawing, which schematically shows a device for carrying out the method according to the invention.

I figuren betecknar 1 en laddmaskin för bränslepatroner till en kokar- reaktor, 2 reaktorhallgolvet utefter vilket laddmaskinen är förflyttbar, 3 reaktorkärlet, 4 reaktorhärden, 5 en ovanför reaktorkärlet anordnad bassäng med reaktorvatten och 6 reaktorvattnet i reaktorkärlet och 1 bassängen. Laddmaskinen är försedd med en lyftstång 7 i teleskoputförande.In the figure, 1 denotes a charger for fuel cartridges for a boiler reactor, 2 the reactor hall floor along which the charger is movable, 3 the reactor vessel, 4 the reactor core, 5 a basin with reactor water arranged above the reactor vessel and 6 the reactor water in the reactor vessel. The charger is equipped with a lifting bar 7 in telescopic design.

I nederänden på lyftstången är anordnad en grip 8 som är anordnad att gripa om ett lyfthandtag 9 på bränslepatronen 10 som i det illustrerade läget håller på att lyftas ur reaktorhärden. Lyfthandtaget är beläget ovanför bränslepatronens utlopp 11 för vatten. Utloppet är anordnat i bränslepatronens topplatta. Området 12 ovanför utloppet och omkring gripen 8 är avskärmat från omgivningen med en huvliknande anordning 13, som mot- verkar att vatten som passerat bränslepatronen sprider sig utanför området 12 vilket skulle medföra att förekommande utläckta fissionsprodukter skulle gå förlorade för analysen. Området 12 är inte tillslutet mot omgiv- ningen utan stàr i öppen förbindelse med den vid den huvliknande anord- ningens nedåtvända öppning. Från området 12 gar en slang lü eller annan ledning till detekteringsutrustningen 15 som är placerad på reaktorhall- golvet eller på laddmaskinen. I ledningen 14 ingår också en pump 16 med vilken vattnet suges från området 12. Då bränslepatronen lyftes med lyft- stången genomströmmas bränslepatronen och omspolas gripen med reaktor- vattnet. Sá är även fallet då bränslepatronen, sedan den lyfts till ett bestämt läge i höjdled, kvarhålles i detta läge under analysen av utläckta fissionsgaser. Bränslepatronen är hela tiden belägen under lyftstàngen ochAt the lower end of the lifting rod is arranged a grip 8 which is arranged to grip a lifting handle 9 on the fuel assembly 10 which in the illustrated position is being lifted out of the reactor core. The lifting handle is located above the water cartridge outlet 11 for water. The outlet is arranged in the top plate of the fuel assembly. The area 12 above the outlet and around the gripper 8 is shielded from the surroundings by a hood-like device 13, which prevents water which has passed the fuel assembly from spreading outside the area 12, which would mean that any leaked fission products would be lost for the analysis. The area 12 is not closed to the surroundings but is in open communication with the downwardly facing opening of the hood-like device. From the area 12 a hose lü or other line goes to the detection equipment 15 which is located on the reactor hall floor or on the charger. The line 14 also includes a pump 16 with which the water is sucked from the area 12. When the fuel assembly is lifted with the lifting rod, the fuel assembly is flowed through and the gripper is flushed with the reactor water. This is also the case when the fuel assembly, after being lifted to a certain height position, is retained in this position during the analysis of leaked fission gases. The fuel assembly is always located under the lever and

Claims

503 603 its telescopic parts. In the figure, the lateral dimensions of the lifting bar and of the fuel assembly are greatly exaggerated to make the figure clear. The invention can also be applied for leak detection of fuel assemblies located in fuel storage basins. PATENT REQUIREMENTS

1. l. Method of performing leak detection of water cartridges (10) immersed in water (6) for a boiler-type nuclear reactor. characterized in that from an area (12) located above an outlet (II) for water from the fuel assembly and around a gripper (8) anchored to the fuel assembly above the outlet arranged at the lower end of a lifting rod (7) in a telescopic embodiment to a fuel cartridge charger (1) draws water while sucking the fuel cartridge into the water or keeping the fuel cartridge in its raised position after lifting into the water and maintaining a flow of water through the fuel cartridge and around the gripper and the aspirated water is subjected to an analysis with regard to the presence of fission products, which during the operation of the reactor are formed by the fuel in the fuel assembly.

2. A method according to claim 1, characterized in that the area (12) above the fuel cartridge (10) for water and the area (12) located above the fuel cartridge (8) is shielded from the environment by a hood-like device (13).

3. A method according to claim 1 or 2, characterized in that the leak detection is carried out in connection with the reactor being switched off for fuel change.