JPH028279B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は、原子燃料集合体、特に定期検査時、
原子燃料集合体から漏出する核分裂生成物の漏洩
検査に使用する検査装置に関するものである。

（従来の技術） 原子燃料集合体は、その性状により原子炉内で
燃焼後、その健全性を検査し再度使用可能かどう
か確認するために定期検査に供され、使用した原
子燃料集合体の被覆管のピンホールなどの検査の
ために炉停止後、炉心から引き出して漏洩検査が
行われている。

ところで、定期検査時の漏洩検査では、従来原
子炉から原子燃料集合体を燃料取換クレーンにて
取り出し、該原子燃料集合体を別途、離れた位置
にあるプールに運般して各検査に供されるまで当
該プール内にて保管ラツク内に収納保管する。そ
して、この収納された燃料集合体を次にシツピン
グキヤン内に入れ蓋止め密封し、ここで燃料集合
体を断熱条件下におくことで昇温させ、これによ
り燃料棒の被覆管内部を昇圧させて同被覆管に存
在するピンホール等から核分裂生成物を漏出さ
せ、水又はガスに溶出した核分裂生成物の存否を
上記水、ガスを分析することによつて決定してい
た。

しかしながら、この従来方法では原子燃料集合
体を原子炉から取り出しプールに運搬した後にお
いて、更に保管ラツクと漏洩燃料検査装置との間
を搬送する必要があり、作業時間の不経済はもと
より、作業性において問題があつた。

そこで、近時、この改善を目指し、特に保管ラ
ツクより漏洩燃料検査装置への移動を省略し、作
業時間の短縮と、作業性改善を図ることを目的と
して使用した燃料集合体を遮蔽された保管ラツク
に収納し、ここで該燃料集合体を断熱条件下にお
くことで昇温させ、これにより燃料棒被覆管内部
を昇温させて同被覆管のピンホールなどから該分
裂生成物を水中へ漏出させ、該水を採集して核分
裂生成物を検知する方法ならびにそのための閉鎖
可能な蓋付き保管ラツク、保管ラツク内の水採集
機構、原子燃料集合体の吊下移送機構からなる検
査装置が提案されている。（特開昭58−182593号
公報参照） （発明が解決しようとする課題） しかしながら、上記提案になる検査装置は保管
ラツクの上下からしか水の侵入が得られず、従つ
て、燃料保管時、その分だけ燃料の温度上昇が大
きくなるという問題が残されている。

本発明は上述の問題に鑑み、更にその問題解消
を図ることを目途として保管ラツクの構成に改善
を加え、燃料保管時における保管ラツク内の温度
上昇を小さくし、燃料保管状態を良好とすると共
に、蓋止検査時は水の侵入を下方のみに止めて崩
壊熱により燃料集合体の昇温を扶けることを目的
とするものである。

（課題を解決するための手段） 即ち、上記目的を達成するため本発明は、周壁
によつて囲繞形成され、上部開口を開閉する蓋を
備えて内部に原子燃料集合体を収納保管する保管
ラツクと、該保管ラツクの蓋に取り付けられ、上
方へ延びるホースならびにポンプ手段を有して保
管ラツク内の水を採集する水採集機構と、前記保
管ラツクの上部開口を通じて原子燃料集合体を該
保管ラツク内へ移動挿入する原子燃料集合体の吊
下移動機構を具備し構成してなる漏洩検査装置に
おいて、更に保管ラツクの周壁面を少なくともそ
の一部においてその上部開口を蓋止めすることに
よつて閉鎖される開閉可能な遮蔽板により形成せ
しめて構成している。

（作用） 次に上記構成を有する漏洩検査装置による検査
状況について説明すると、一般に原子炉より取り
出された使用済みの原子燃料集合体の定期検査に
際して、通常、原子燃料集合体は、先ず、燃料取
換クレーンを用いて原子炉炉心より個々に引き出
される。そして、該場所より離れた位置にあるプ
ール内に置かれている保管ラツク内に収納され
る。

そこで、従来方式では、更にその原子燃料集合
体をチユーブに入れ、漏洩検査装置の位置まで運
搬するのを必要としていたが、本発明は運搬する
ことなく、保管ラツク内を閉ざされた空間とする
ことにより、この空間内断熱条件下で前記原子燃
料集合体の放射性核分裂生成物の崩壊作用によつ
て崩壊熱を発生し、該集合体内の温度を昇温さ
せ、これにより該集合体の燃料を被覆している燃
料被覆管内部が昇圧し、該管にピンホールなどの
外傷が存在すると、ここから核分裂生成物が前記
保管ラツクと原子燃料集合体との間の水中に漏洩
する。そして、前記の漏出した核分裂生成物中水
溶性の生成物は前記水中に溶出し、該水を採集し
水分析器により核分裂生成物の存否を確認して、
前記原子燃料集合体の燃料被覆管の健全性を検査
する。

このとき、上記構成では周壁の遮蔽板が開状態
では上下及び横方向から水の侵入が起こり、それ
だけ燃料の温度上昇が小さくなり、良好な燃料保
管状態を得ることができ、一方、遮蔽板を閉じ、
蓋をした状態では水の侵入は下方のみで極めて小
さく、崩壊熱により燃料集合体の昇温を扶ける有
利さを具える。

（実施例） 以下、更に添付図面を参照し、上記本発明装置
の実施例を説明する。

第１図及び第２図は本発明装置の全体の概要を
示し、図において、１は原子炉炉心から取り出さ
れた使用した原子燃料集合体、２は同燃料集合体
１を運搬移動させるための取扱工具、３は取扱工
具２のワイヤーを巻き取るためのホイストであつ
た、取扱工具２はその下端に燃料集合体保持機構
２ａを有し、燃料集合体をその下端に吊下保持し
て下方の保管ラツク４内外へ上下動させ、原子燃
料集合体の吊下移動機構Ａを構成している。

一方、４は保管ラツクであり、この保管ラツク
４は本発明において要部をなし、その詳細は第７
図に図示されているが、同図示例では簡単化のた
めにその内部を所要の閉ざされた空間となすのに
好適なようにその周壁面は四面共、閉鎖壁面によ
つて構成され、上部に開口４１を有して、これに
開閉自在な蓋９が備えつけられている。

この場合、蓋９は保管ラツク４と別個に離され
たものであつても、又、保管ラツク４に一部が連
結し回動させることによつて上部開口４１を閉鎖
せしめるものであつてもよい。

そして、何れにあつても、蓋９閉めに便利なよ
うに保管ラツク４には上部開口４１の下部位置に
蓋載せ台４２が設けられていて、後述の水採集
時、適宜、ホイスト３などの機構によつて蓋載せ
台４２上に載せ得るようになつている。

なお、保管ラツク４は、第３図ハ，ニに示され
るように底部８に原子燃料集合体を支持し、か
つ、下方より保管ラツク４内へ内部の集合体崩壊
熱を除去するための水の侵入を自由ならしめるべ
く上下貫通可能な構造が採り入れられており、全
体としてプール（図示せず）内において組まれた
保管ラツク固定用の枠４３内に挿入されて保持さ
れている。

次に、一方、第１図のＢは水採集機構を示し、
陸上などに配置されたポリビン７と、該ポリビン
７へ保管ラツク４内の水を吸い上げ採集するため
のホース５ならびにポンプからなつており、ホー
ス５の下方端は前記保管ラツク４の上部開口４１
を閉鎖する蓋９に取り付けられ、蓋９によつて保
管ラツク４の上部開口４１を閉鎖するとき、同時
に水採集機構Ｂが保管ラツク４に取り付けられ
る。

しかして、叙上の原子燃料集合体１あるいは更
に蓋９を開閉するための吊下移動機構Ａと、保管
ラツクＡ及び前記水採集機構Ｂによつて本発明に
おける漏洩検査装置の基本部分が構成されてお
り、この検査装置は、保管時においては、原子炉
炉心より取り出した既使用の原子燃料集合体１を
先ず、取扱工具２、ホイスト３で保管ラツク４の
位置まで移動させ、挿入する。勿論、このとき保
管ラツク４の底面は上下貫通状態で水の侵入は自
由である。

そして、上記構成において、本発明装置は特に
その特徴として、保管ラツク４の構造に第５図な
いし第７図に示すような構造、即ち、保管ラツク
４の周壁面を開閉自在の遮蔽板１０によつて構成
した構造が採り入れられている。

図中、吊下移動機構Ａ、水採集機構Ｂは前述し
た如き構造からなり、同一部分は同一符号で示
す。

以下、上記構造について第７図及び第８図を参
照しつつ詳述すると、図示の如く対向する両側板
１１，１２と、該両側板１１，１２間に亘設さ
れ、両側板１１，１２に形成された上下方向細長
ガイド溝１３内に、夫々下部にばね１４を有して
上下動可能に嵌着されている駆動棒１５にピン１
６によつて連着されると共に両側板１１，１２に
対し支点軸１７を支着せしめて駆動棒１５の上下
動により支点軸１７を支点として回動する遮蔽板
１０とによつて構成されており、駆動棒１５上部
の側板部分には切欠部１８が設けられ、蓋９、下
部に下方へ向けて突出した突起部１９が蓋止時、
挿入され、駆動棒１５の上端を押圧するようにな
つている。

従つて、蓋９を保管ラツク４′上に載せたとき、
蓋９′の重さに対応して下部のばね１４が圧縮さ
れ、駆動棒１５の下方への移動を許して遮蔽板１
０を、その支点軸１７を支点として回動させ、両
側板間を遮蔽する。一方、蓋９による荷重を除く
と、ばね１４の付勢力により駆動棒１５は上動
し、前記とは逆に支点軸１７を支点として遮蔽板
を開放側へ回動させる。

この構成によれば、前記特開昭58−182593号公
報のものが保管ラツクの上下からしか水の侵入が
ないのに対し、開状態では上下及び横方向から水
の侵入が起こり、それだけ燃料の温度上昇が小さ
くなり、良好な燃料保管状態を得ることができる
と共に、遮蔽板を閉じ、蓋をした状態では水の侵
入は下方のみで極めて小さく、崩壊熱により燃料
集合体の昇温を扶ける有利さがある。

次に上記構成の保管ラツク４′を用いて漏洩検
査をする方法を第５図、第６図と共に説明する。

遮蔽板１０は保管ラツク４′に取り付けられて
おり、水採集のためのポンプ６、ホース５の付設
された蓋９′の自重によつて開閉することは前述
の通りであり、通常の保管時では開状態にある。

そこで、燃料集合体１を前記同様、取扱工具２
によつて把持し、ホイスト３で保管ラツク４′内
へ挿入する。この状態では遮蔽板１０は開かれ、
燃料集合体１は保管可能である。そして、次にホ
イスト３を利用して蓋９′を保管ラツク４′上に載
せると、その自重により遮蔽板１０は閉鎖され
る。（第６図参照） かくて、この状態で燃料集合体１の崩壊熱によ
り、燃料被覆管内の核分裂生成物が水に溶出する
のを持ち、ポンプ６、ホース５を介してポリビン
７に水を採集し、繭後は前述の場合と同様、水分
析器を使用して核分裂生成物の存否を確認する。

なお、本実施例では、燃料集合体１を保管する
ときには、被覆管を開くため、プール水の循環が
良くなり、良好な保管状態が得られる。

なお、以上は保管ラツク４、水採集機構Ｂが
夫々１個の場合であるが、これら保管ラツク４、
水採集機構Ｂは複数であつてもよく、この場合に
は第４図に図示する如く、複数の保管ラツク４、
水採集機構Ｂを並置し、これらの全部又は部分分
割して蓋９を共通とし、これに突起部を所要数設
けて１個又は少ない吊下移動機構Ａを用いて操作
するようにする。

（発明の効果） 本発明装置は以上のように保管ラツクに対し水
採集機構を付設した蓋を載せるだけで漏洩検査作
業を行えるようにしたものであり、特に保管ラツ
クの周壁を開閉自在の遮蔽板によつて形成し、蓋
の開閉に連動して該遮蔽板を開閉せしめるように
構成したことにより、燃料集合体を保管ラツクか
ら更に別の検査装置まで移動させる必要がなく、
燃料集合体の保管を可能としつつ、該場所で閉鎖
空間を形成するだけで容易に漏洩検査ができ、検
査の簡易化、検査時間の短縮を始めとして検査作
業の作業性が著しく改善されるに止まらず、遮蔽
板開状態では上下及び横方向から水を侵入させ、
それだけ燃料の温度上昇を小さくして燃料保管状
態を良好ならしめることができると共に、蓋止状
態では遮蔽板を閉じ、水の侵入を下方のみとして
崩壊熱により燃料集合体の昇温を扶け、全体とし
て燃料棒被覆管内の昇温、昇圧によるピンホール
等からの核分裂生成物の漏出を促進し、検査効率
を高める効果が期待される。

【図面の簡単な説明】

第１図及び第２図は本発明に係る検査装置の１
例を示す概要説明図で、第１図は燃料集合体保管
時、第２図は漏洩検査時である。又、第３図イ，
ロ，ハ，ニは前記装置における保管ラツクの１例
で、イは正面図、ロは平面図、ハ，ニハ夫々イに
おけるＡ−Ａ断面図、Ｂ−Ｂ断面図である。第４
図は本発明に係る装置の変形例として複数の保管
ラツクを並置した場合を略示図で示す。更に第５
図及び第６図は本発明に係る検査装置を示す概要
図で、第５図は保管時、第６図は漏洩検査時であ
る。第７図は上記装置に使用した保管ラツクの詳
細斜視図、第８図は遮蔽板斜視図である。 １……原子燃料集合体、Ａ……吊下移動機構、
Ｂ……水採集機構、２……取扱工具、３……ホイ
スト、４，４′……保管ラツク、５……ホース、
６……ポンプ、７……ポリビン、９，９′……蓋、
１０……遮蔽板、４１……保管ラツク上部開口、
４２……蓋載せ台。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 周壁によつて囲繞形成され、上部開口を開閉
   する蓋を備えて内部に原子燃料集合体を収納保管
   する保管ラツクと、該保管ラツクの蓋に取りつけ
   られ、上方へ延びるホースならびにポンプ手段を
   有して保管ラツク内の水を採集する水採集機構
   と、前記保管ラツクの上部開口を通じて原子燃料
   集合体を該保管ラツク内へ移動挿入する原子燃料
   集合体の吊下移動機構を具備して構成され、か
   つ、前記保管ラツクの周壁面が一部において、そ
   の上部開口を蓋止することによつて閉鎖される開
   閉可能な遮蔽板により形成されていることを特徴
   とする原子燃料集合体の漏洩検査装置。