CH615039A5 - Device for locating failed fuel rods of a reactor fuel element - Google Patents

Device for locating failed fuel rods of a reactor fuel element

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Publication number
CH615039A5
CH615039A5 CH1463677A CH1463677A CH615039A5 CH 615039 A5 CH615039 A5 CH 615039A5 CH 1463677 A CH1463677 A CH 1463677A CH 1463677 A CH1463677 A CH 1463677A CH 615039 A5 CH615039 A5 CH 615039A5
Authority
CH
Switzerland
Prior art keywords
fuel
fuel rods
rods
water
rod
Prior art date
Application number
CH1463677A
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English (en)
Inventor
Rolf C Zinssmeister
Alfred Jester
Original Assignee
Babcock Brown Boveri Reaktor
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from DE2659555A external-priority patent/DE2659555C2/de
Application filed by Babcock Brown Boveri Reaktor filed Critical Babcock Brown Boveri Reaktor
Publication of CH615039A5 publication Critical patent/CH615039A5/de

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Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G21C17/07Leak testing
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • 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)

Description


  
 

**WARNUNG** Anfang DESC Feld konnte Ende CLMS uberlappen **.

 



   PATENTANSPRUCH
Einrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstäbe aus innerhalb zu Brennelementen zusammengefassten Brennstab- bündeln wassergekühlter Kernreaktoren, nach dem Patentanspruch II des Hauptpatentes, dadurch gekennzeichnet, dass an den Seitenflächen der freien Fingerenden mit Dehnungsmessstreifen versehene Biegefedern (30) angeordnet sind, deren Abstand ( b ) mindestens so gross wie der Normalabstand zwischen den Brennstäben (24) ist und dass die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern (30) mit einer Auswertungsstelle verbunden sind, die den Grad der Durchbiegung mit den Normalwerten vergleicht.



   UNTERANSPRÜCHE
1. Einrichtung nach Patentanspruch, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittelachsen (36,37) von Ultraschallprüfköpfen (22) und Biegefedern (30) im Abstand versetzt zueinander angeordnet sind.



   2. Einrichtung nach Patentanspruch, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittelachsen (36,37) von Ultraschallprüfköpfen (22) und Biegefedern (30) auf einer gemeinsamen Achse liegen.



   Der Patentanspruch I des Hauptpatentes betrifft ein Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe aus innerhalb zu Brennelementen zusammengefassten Brennstabbündeln wassergekühlter Kernreaktoren, wobei in die Räume zwischen den Brennstäben senkrecht zu den Brennstabachsen Ultraschallprüfköpfe eingeführt werden, welche die Brennstäbe kontakten und mit Ultraschall beaufschlagen, wobei die unterschiedlichen Resonanzen als Indiz für eingedrungenes Wasser dienen.



   Beispielsweise besteht der Kern eines leichtwassergekühlten Druckwasser-Reaktors der 1200 MW Leistungsklasse aus etwa 40 bis 50 tausend Brennstäben, die jeweils in einzelne Gruppen von etwa 200 Stück zu sogenannten Brennelementen zusammengefasst sind. Ein Brennelement ist aufgebaut aus zwei Endstücken, den Führungsrohren für die Aufnahme von Steuer- bzw. Vergiftungsstäben, den Abstandhaltern für die Positionierung der Brennstäbe sowie den Brennstäben.



   Die Brennstäbe, deren Hüllen aus  Zircaloy  bestehen, enthalten Kernbrennstoff in oxidischer Form und sind an beiden Enden durch angeschweisste Endstopfen verschlossen.



   Während eines längeren Reaktorbetriebes können einzelne Stäbe undicht werden, so dass Kühlwasser eindringen und eventuell auch radioaktive Stoffe austreten können.



   Weiterhin können Verformungen der Brennstabhüllen wie zum Beispiel Verbiegung oder Ausbeulung auftreten. In diese Brennstäbe muss nicht unbedingt Wasser eingedrungen sein.



  Sie werden jedoch ebenfalls als defekte Stäbe bezeichnet, da sie nicht mehr oder nur noch bedingt einsatzfähig sind. Informationen über den Grad der Verformung würden die Entscheidung erleichtern, ob diese Brennstäbe aus dem Kern entfernt werden müssen oder in einer weniger stark beanspruchten   Kernzone    noch einen weiteren Zyklus eingesetzt werden können.



   Gemäss dem Patentanspruch II des Hauptpatentes wird eingedrungenes Wasser mit Hilfe einer Einrichtung ermittelt, die ein mit kammartig angeordneten Fingern versehenes Traggestell umfasst, das in Führungen einer Tragplatte gleitend angeordnet ist, welche Finger mit Ultraschallprüfköpfen bestückt sind, die mittels Federn gegen die zu prüfenden Brennstäbe drückbar sind.



   Die Erfindung stellt sich die Aufgabe, diese Einrichtung derart auszugestalten, dass in einem Arbeitsgang sowohl die Lokalisierung der eingedrungenes Wasser aufweisenden als auch die Lokalisierung der eine Verformung aufweisenden Brennstäbe möglich ist.



   Gelöst wird diese Aufgabe wie im Patentanspruch angegeben.



   Gemäss einer besonderen Ausbildung sind die Mittelachsen von Ultraschallprüfköpfen und Biegefedern im Abstand zueinander versetzt angeordnet oder sie weisen eine gemeinsame Achse auf.



   Anhand eines Ausführungsbeispiels und der schematischen Zeichnungen wird die erfindungsgemässe Einrichtung näher erläutert.



   Es zeigen:
Fig. 1 einen schematischen Querschnitt durch einen Teil einer Reaktoranlage
Fig. 2 einen Schnitt entlang der Linie A-A der Fig. 1
Fig. 3 einen Schnitt entlang der Linie B-B der Fig. 2
Fig. 3a einen Schnitt entlang der Linie C-C der Fig. 2
Fig. 4 eine vergrössert dargestellte Draufsicht auf einen Finger gemäss der Fig. 2
Fig. 5 eine besondere Ausgestaltung der Prüfeinrichtung
In Fig. ist mit 1 ein Brennelementlagerbecken bezeichnet.



  Der Trennriegel 2 ist entfernt, so dass im Brennelementlagerbecken 1 und im Reaktorflutbecken 3 der gleiche Wasserstand vorliegt. Bei dem in bekannter Weise durchzuführenden Brennelementwechsel wird mit Hilfe der Teleskopiereinrichtung 4 der Brennelementwechselmaschine 5 ein Brennelement 6 aus dem Reaktordruckbehälter 7 gezogen.



   Die an dem Mast 8 der Brennelementwechselmaschine befestigte Prüfeinrichtung 9 ermöglicht das Ermitteln von defekten Brennstäben während das Brennelement 6 noch über dem Reaktordruckbehälter hängt, während dem Transport in das Brennelementlagerbecken 1 oder an den bereits im Brennelementlagerbecken abgestellten Brennelementen 6a.



   Die Prüfeinrichtung besteht aus einer Halterung 10, die an dem Mast 8 angeordnet ist. An der Halterung 10 ist ein Traggestänge 11 angelenkt, an dem wiederum eine Tragplatte 12 befestigt ist. In Führungen der Tragplatte 12 gleitet das mit kammartig angeordneten Fingern versehene Traggestell 13, an dessen freien Fingerenden die Ultraschallprüfköpfe und die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern befestigt sind.



  Mittels einer Teleskopiereinrichtung ist das Traggestänge 11 höhenverstellbar. Die Halterung 10 kann um den Mast 8 drehbar ausgeführt sein, um die Zugänglichkeit an ein Brennelement von allen Seiten zu ermöglichen.



   Das Traggestell 13 mit den Ultraschallprüfköpfen und den mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern wird im Bereich der unteren Brennstabenden in Pfeilrichtung 14 etwa senkrecht zu den Brennstabachsen bewegt. Drei über die Stablänge verteilte Messungen genügen in der Regel, um eine zuverlässige Aussage über die Anzahl defekter Brennstäbe machen zu können.



   Die Fig. 2 zeigt die Prüfeinrichtung in Kontakt mit der ersten Brennstabreihe eines Brennelementes. Aus Gründen der Übersichtlichkeit ist ein Brennelement mit nur 5x5 Brennstäben dargestellt. Die Einrichtung wird beispielsweise vornehmlich bei einem Brennelement mit 17x17 Brennstäben eingesetzt. Das Traggestell 13 ist mit kammartig angeordneten Fin gern 26 versehen, an deren Enden 26a die Ultraschallprüfköpfe 22 und die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern 30 angeordnet sind.



   Der Abstand zwischen den Brennstäben beträgt bei Druckwasserreaktoren etwa 2 bis 3 mm. Die Finger 26 sind daher als dünne Metallplatten ausgebildet, die einen Querschnitt von etwa 1 x20 mm aufweisen.



   Der Ultraschallprüfkopf ist ein etwa 1 mm dicker Schwingkristall, der in dieser Grösse von der einschlägigen Industrie lieferbar ist Eine kleine, gewellte Blattfeder 25 ist dem Ultraschallprüfkopf gegenüberliegend in eine Aussparung 27 des Fingers 26 eingelassen und daran beispielsweise durch Nieten  



  oder Punkte befestigt. Beim Einschieben der Einrichtung zwischen die Brennstäbe 24 wird der Federhöcker 19 niedergedrückt und ein Brennstab zwischen den Federhöckern 19,20 arretiert, so dass der Prüfkopf 22 an den gegenüberliegenden Brennstab gedrückt wird. Bei dem äusseren Brennstab einer Reihe wird die notwendige Andrückkraft einer vorgespannten Feder 23 erzeugt.



   Die Finger 26 weisen weiterhin mit Dehnungsmessstreifen versehene Biegefedern 30 auf, die an den Seitenflächen der Finger 26 soweit auskragen, dass der Abstand  b  mindestens so gross wie der Normalabstand zwischen den Brennstäben ist.



   Wie aus Fig. 3 zu ersehen ist, befindet sich im Finger 26 ein Durchbruch 33. Die vorzugsweise einteilig ausgebildete, sinusförmig gebogene Biegefeder überbrückt diesen Durchbruch 33 und ist in Aussparungen 34 (Fig. 4) derart eingelassen, dass sie bei Belastung in Pfeilrichtung 35 ein bestimmtes Mass frei federn kann. Der Abstand  c  zwischen der Mittelachse 36 der Ultraschallprüfköpfe und der Mittelachse 37 der Biegefeder ist gleich dem Abstand  d  zwischen den Achsen 38 der Brennstab- reihen 31,32. Die Distanz  a  zwischen Fingeranfangskante 29 und Biegefeder 30 ist so gross bemessen, dass ein Durchfahren bis zur letzten Reihe 28 eines zu prüfenden Brennelements möglich ist.



   In Fig. 3a ist die Führung des Traggestelles 13 in der Tragplatte 12 beispielsweise als Flachführung ausgebildet. Die Bewegung des Traggestelles 13 in Pfeilrichtung 14 erfolgt mittels nicht dargestellter, hydraulisch, pneumatisch oder elektromechanisch gesteuerter Antriebselemente.



   Sobald die Brennstabreihe 31 mit dem im Hauptpatent näher beschriebenen Verfahren auf Wassereinbrüche untersucht ist, wird die Einrichtung soweit in das Brennelementbündel eingefahren bis die gewellte Blattfeder 25 in die Brennstäbe der Brennstabreihe 32 einrastet. Da die Abstände  c  und  d  gleich sind, erfährt die Biegefeder 30 in dieser Stellung ihre grösste Durchbiegung. Je nach Art der Stabverformung können die Biegefederhälften 30a, 30b unterschiedlich stark durchgebogen sein. Ein mit der Biegefeder 30 integrierter Dehnungsmessstreifen erfährt die gleiche Durchbiegung und gibt über nicht dargestellte Leitungsverbindungen ein Signal an eine Auswertungsstelle. Die Signale werden dort mit den Normalwerten verglichen und geben Aufschluss über den Grad der Brennstabverformung.



   Die Überprüfung einer Brennstabreihe nimmt etwa 20 Sekunden in Anspruch, so dass ein nahezu kontinuierliches Durchschieben der Prüfeinrichtung durch das Brennstabbündel erfolgt.



   Gemäss einer Ausbildung nach Fig. 5 sind Ultraschallprüfkopf und Dehnungsmessstreifen untereinander angeordnet, so dass eine Brennstabreihe gleichzeitig auf eingedrungenes Wasser und auf Verbiegungen geprüft wird.



   Mit der erfindungsgemässen Ausbildung wird eine Einrich- tung geschaffen, die mit einfachen Mitteln ein gleichzeitiges Prüfen der Brennstäbe auf Wassereinschluss und auf Verformung der Brennstabhülle ermöglicht. Eine separate Einrichtung zur Prüfung auf Verformung der Brennstabhülle ist nicht erforderlich. Somit werden die Prüfzeiten an Brennelementen niedrig gehalten, was einer Reduzierung der möglichen Strahlenbelastung für die Bedienungsmannschaft gleichkommt. 

Claims (1)

  1. PATENTANSPRUCH Einrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstäbe aus innerhalb zu Brennelementen zusammengefassten Brennstab- bündeln wassergekühlter Kernreaktoren, nach dem Patentanspruch II des Hauptpatentes, dadurch gekennzeichnet, dass an den Seitenflächen der freien Fingerenden mit Dehnungsmessstreifen versehene Biegefedern (30) angeordnet sind, deren Abstand ( b ) mindestens so gross wie der Normalabstand zwischen den Brennstäben (24) ist und dass die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern (30) mit einer Auswertungsstelle verbunden sind, die den Grad der Durchbiegung mit den Normalwerten vergleicht.
    UNTERANSPRÜCHE 1. Einrichtung nach Patentanspruch, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittelachsen (36,37) von Ultraschallprüfköpfen (22) und Biegefedern (30) im Abstand versetzt zueinander angeordnet sind.
    2. Einrichtung nach Patentanspruch, dadurch gekennzeichnet, dass die Mittelachsen (36,37) von Ultraschallprüfköpfen (22) und Biegefedern (30) auf einer gemeinsamen Achse liegen.
    Der Patentanspruch I des Hauptpatentes betrifft ein Verfahren zum Lokalisieren defekter Brennstäbe aus innerhalb zu Brennelementen zusammengefassten Brennstabbündeln wassergekühlter Kernreaktoren, wobei in die Räume zwischen den Brennstäben senkrecht zu den Brennstabachsen Ultraschallprüfköpfe eingeführt werden, welche die Brennstäbe kontakten und mit Ultraschall beaufschlagen, wobei die unterschiedlichen Resonanzen als Indiz für eingedrungenes Wasser dienen.
    Beispielsweise besteht der Kern eines leichtwassergekühlten Druckwasser-Reaktors der 1200 MW Leistungsklasse aus etwa 40 bis 50 tausend Brennstäben, die jeweils in einzelne Gruppen von etwa 200 Stück zu sogenannten Brennelementen zusammengefasst sind. Ein Brennelement ist aufgebaut aus zwei Endstücken, den Führungsrohren für die Aufnahme von Steuer- bzw. Vergiftungsstäben, den Abstandhaltern für die Positionierung der Brennstäbe sowie den Brennstäben.
    Die Brennstäbe, deren Hüllen aus Zircaloy bestehen, enthalten Kernbrennstoff in oxidischer Form und sind an beiden Enden durch angeschweisste Endstopfen verschlossen.
    Während eines längeren Reaktorbetriebes können einzelne Stäbe undicht werden, so dass Kühlwasser eindringen und eventuell auch radioaktive Stoffe austreten können.
    Weiterhin können Verformungen der Brennstabhüllen wie zum Beispiel Verbiegung oder Ausbeulung auftreten. In diese Brennstäbe muss nicht unbedingt Wasser eingedrungen sein.
    Sie werden jedoch ebenfalls als defekte Stäbe bezeichnet, da sie nicht mehr oder nur noch bedingt einsatzfähig sind. Informationen über den Grad der Verformung würden die Entscheidung erleichtern, ob diese Brennstäbe aus dem Kern entfernt werden müssen oder in einer weniger stark beanspruchten Kernzone noch einen weiteren Zyklus eingesetzt werden können.
    Gemäss dem Patentanspruch II des Hauptpatentes wird eingedrungenes Wasser mit Hilfe einer Einrichtung ermittelt, die ein mit kammartig angeordneten Fingern versehenes Traggestell umfasst, das in Führungen einer Tragplatte gleitend angeordnet ist, welche Finger mit Ultraschallprüfköpfen bestückt sind, die mittels Federn gegen die zu prüfenden Brennstäbe drückbar sind.
    Die Erfindung stellt sich die Aufgabe, diese Einrichtung derart auszugestalten, dass in einem Arbeitsgang sowohl die Lokalisierung der eingedrungenes Wasser aufweisenden als auch die Lokalisierung der eine Verformung aufweisenden Brennstäbe möglich ist.
    Gelöst wird diese Aufgabe wie im Patentanspruch angegeben.
    Gemäss einer besonderen Ausbildung sind die Mittelachsen von Ultraschallprüfköpfen und Biegefedern im Abstand zueinander versetzt angeordnet oder sie weisen eine gemeinsame Achse auf.
    Anhand eines Ausführungsbeispiels und der schematischen Zeichnungen wird die erfindungsgemässe Einrichtung näher erläutert.
    Es zeigen: Fig. 1 einen schematischen Querschnitt durch einen Teil einer Reaktoranlage Fig. 2 einen Schnitt entlang der Linie A-A der Fig. 1 Fig. 3 einen Schnitt entlang der Linie B-B der Fig. 2 Fig. 3a einen Schnitt entlang der Linie C-C der Fig. 2 Fig. 4 eine vergrössert dargestellte Draufsicht auf einen Finger gemäss der Fig. 2 Fig. 5 eine besondere Ausgestaltung der Prüfeinrichtung In Fig. ist mit 1 ein Brennelementlagerbecken bezeichnet.
    Der Trennriegel 2 ist entfernt, so dass im Brennelementlagerbecken 1 und im Reaktorflutbecken 3 der gleiche Wasserstand vorliegt. Bei dem in bekannter Weise durchzuführenden Brennelementwechsel wird mit Hilfe der Teleskopiereinrichtung 4 der Brennelementwechselmaschine 5 ein Brennelement 6 aus dem Reaktordruckbehälter 7 gezogen.
    Die an dem Mast 8 der Brennelementwechselmaschine befestigte Prüfeinrichtung 9 ermöglicht das Ermitteln von defekten Brennstäben während das Brennelement 6 noch über dem Reaktordruckbehälter hängt, während dem Transport in das Brennelementlagerbecken 1 oder an den bereits im Brennelementlagerbecken abgestellten Brennelementen 6a.
    Die Prüfeinrichtung besteht aus einer Halterung 10, die an dem Mast 8 angeordnet ist. An der Halterung 10 ist ein Traggestänge 11 angelenkt, an dem wiederum eine Tragplatte 12 befestigt ist. In Führungen der Tragplatte 12 gleitet das mit kammartig angeordneten Fingern versehene Traggestell 13, an dessen freien Fingerenden die Ultraschallprüfköpfe und die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern befestigt sind.
    Mittels einer Teleskopiereinrichtung ist das Traggestänge 11 höhenverstellbar. Die Halterung 10 kann um den Mast 8 drehbar ausgeführt sein, um die Zugänglichkeit an ein Brennelement von allen Seiten zu ermöglichen.
    Das Traggestell 13 mit den Ultraschallprüfköpfen und den mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern wird im Bereich der unteren Brennstabenden in Pfeilrichtung 14 etwa senkrecht zu den Brennstabachsen bewegt. Drei über die Stablänge verteilte Messungen genügen in der Regel, um eine zuverlässige Aussage über die Anzahl defekter Brennstäbe machen zu können.
    Die Fig. 2 zeigt die Prüfeinrichtung in Kontakt mit der ersten Brennstabreihe eines Brennelementes. Aus Gründen der Übersichtlichkeit ist ein Brennelement mit nur 5x5 Brennstäben dargestellt. Die Einrichtung wird beispielsweise vornehmlich bei einem Brennelement mit 17x17 Brennstäben eingesetzt. Das Traggestell 13 ist mit kammartig angeordneten Fin gern 26 versehen, an deren Enden 26a die Ultraschallprüfköpfe 22 und die mit Dehnungsmessstreifen versehenen Biegefedern 30 angeordnet sind.
    Der Abstand zwischen den Brennstäben beträgt bei Druckwasserreaktoren etwa 2 bis 3 mm. Die Finger 26 sind daher als dünne Metallplatten ausgebildet, die einen Querschnitt von etwa 1 x20 mm aufweisen.
    Der Ultraschallprüfkopf ist ein etwa 1 mm dicker Schwingkristall, der in dieser Grösse von der einschlägigen Industrie lieferbar ist Eine kleine, gewellte Blattfeder 25 ist dem Ultraschallprüfkopf gegenüberliegend in eine Aussparung 27 des Fingers 26 eingelassen und daran beispielsweise durch Nieten **WARNUNG** Ende CLMS Feld konnte Anfang DESC uberlappen**.
CH1463677A 1976-12-30 1977-11-30 Device for locating failed fuel rods of a reactor fuel element CH615039A5 (en)

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DE2659555A DE2659555C2 (de) 1976-02-14 1976-12-30 Einrichtung zum Lokalisieren defekter Brennstabhüllrohre eines kompletten Brennelements eines wassergekühlten Kernreaktors

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Publication Number Publication Date
CH615039A5 true CH615039A5 (en) 1979-12-28

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ID=5997038

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Application Number Title Priority Date Filing Date
CH1463677A CH615039A5 (en) 1976-12-30 1977-11-30 Device for locating failed fuel rods of a reactor fuel element

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AT (1) AT366509B (de)
CH (1) CH615039A5 (de)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114171223A (zh) * 2021-12-02 2022-03-11 中国核动力研究设计院 一种燃料组件导向管应变片粘贴定位的方法

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN114171223A (zh) * 2021-12-02 2022-03-11 中国核动力研究设计院 一种燃料组件导向管应变片粘贴定位的方法

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ATA930177A (de) 1981-08-15
AT366509B (de) 1982-04-26

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Legal Events

Date Code Title Description
PFA Name/firm changed

Owner name: BROWN BOVERI REAKTOR GMBH

PL Patent ceased