JPH03185399A - 燃料棒破損検出用採水装置 - Google Patents

燃料棒破損検出用採水装置

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JPH03185399A
JPH03185399A JP1324017A JP32401789A JPH03185399A JP H03185399 A JPH03185399 A JP H03185399A JP 1324017 A JP1324017 A JP 1324017A JP 32401789 A JP32401789 A JP 32401789A JP H03185399 A JPH03185399 A JP H03185399A
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JP
Japan
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outer cap
cap
coolant
water
fuel assembly
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Application number
JP1324017A
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English (en)
Inventor
Hideaki Ogami
大上 英明
Hironori Echigoya
越後谷 寛法
Tetsuyuki Matsuoka
松岡 徹之
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Publication date
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    • 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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  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の目的〕 (産業上の利用分野) 本発明は燃料棒破損検出用採水装置に係り、特に燃料集
合体チャネルボックスの上端が上部格子板の上端と同位
置または下方に位置しても、正確に燃料集合体チャネル
ボックス内の冷却材を試料水として採取できる燃料棒破
損検出用採水装置に関する。
(従来の技術) 第5図は、原子炉圧力容器(図示せず)内における燃料
集合体1とこの燃料集合体1の上部を被冠する燃料棒破
損検出用採水装置2の断面図、第6図は第5図に示した
燃料集合体1の上部と燃料棒破損検出用採水袋(!i2
の切欠断面図である。
燃料集合体lは、燃料棒3を収めるチャネルボックス4
と、このチャネルボックス4の上端と下端にそれぞれ取
付けられる上部タイプレート5と下部タイブレート6か
ら構成される。燃料棒3は、核燃料の二酸化ウランペレ
ットをジルコニウムライナ肢覆管で覆ったものである。
燃料集合体1は、図示しない原子炉圧力容器の冷却材7
の充填された炉心内において、炉心支持板8の開口部に
下部タイプレート6を係合させながら、チャネルボック
ス4を上部格子板9の開口部に一部間隙を保持しながら
貫通させ、チャネルボックス4の上端を上部格子板9よ
りも上方に位置させて多数個支持される。
一方、燃料棒破損検出用採水装置2は、燃料棒3の被覆
管に亀裂が生じ、この亀裂から過大な放射能が漏洩して
いないかを検出する装置で、この燃料棒破損検出用採水
装置2を使用する場合は原子炉は停止させる。燃料棒破
損検出用採水装置2は、アウタキャップ10とこのアウ
タキャップ10の中に通常4個収められるインナキャッ
プ11を備える。なおアウタキャップ10端部には、1
個以上の切欠部12が設けられる。さらにアウタキャッ
プ10には、給気管13が液密に連通されるとともに、
採水管14がアウタキャップ10を液密に貫通し、かつ
インナキャップ11を空隙15を保ちながら貫通してイ
ンナキャップ11より下方に延設される。なお符号16
はアウタキャップ10を燃料集合体1に被冠し取外す場
合の把手、符号17は気泡を示す。
この燃料棒破損検出用採水装置2で燃料棒の破損を点検
する場合は、まず燃料棒破損検出用採水袋W12を採水
位置に配置する。インナキャップ11の個数に合せて、
縦横2個づつ計4個の燃料集合体1をひとまとめにし、
これら4個の燃料集合体1に被冠させながらアウタキャ
ップ10を上部格子板9に当接させる。またインナキャ
ップ11は、被冠した燃料集合体1の各チャネルボック
ス4の上端に、上部タイプレート5を囲繞しながら当接
される。このとき採水管14は、チャネルボックス4の
中に挿入される。またアウタキャップ10内には、冷却
材7が充填される。第5図と第6図には、それぞれ2個
の燃料集合体1とインナキャップ8を示す。
こうして燃料棒破損検出用採水装置2を採水位置に配置
したら、次は給気管13を通じてアウタキャップ10内
に圧縮空気を送る。すると圧縮空気は、アウタキャップ
10内において冷却材7を押圧し、徐々に冷却材7の水
位を下げる。その結果、冷却材7の水位がインナキャッ
プ11上端より下がれば、インナキャップ11に連なる
燃料集合体1の内と外で冷却材は分は放されることにな
る。その後圧縮空気は、空隙15を介してインナキャッ
プ11の中にも入り込み同じように冷却材を押圧するた
め、インナキャップ11の内と外で冷却材7の水位は変
わらない。
こうして冷却材7の水位低下を続けていると、冷却材7
の水位はやがてアウタキャップ10の切欠部12の上端
より低くなる。すると、インナキャップ11の外の冷却
材水位を押し下げる圧縮空気は、一部が切欠部12から
アウタキャップ10の外に出るが、そのときはこの圧縮
空気は気泡17になる。したがって原子炉圧力容器の冷
却材水面に気泡17が認められれば、冷却材7が燃料集
合体1の内と外で分離されていることが分る。
このようにして燃料集合体1内の冷却材7の燃料集合体
1外との隔離が確認されたら給気を止め、所定時間経過
した後、今度は採水管14を通じてチャネルボックス4
内の冷却材(試料水)を採取する。こうすれば、この試
料水は、燃料集合体1の外から不純物が入り込むことが
ない。またもし燃料棒3の被覆管に亀裂が生じ、この亀
裂を通して放射性物質がチャネルボックス4内に入り込
んでいるならば、その放射能濃度を正確に把握すること
ができる。
したがってこの燃料棒破損検出用採水装rIi2を用い
れば、もし燃料棒に破損があるときは、これを早期に発
見して燃料集合体の健全性維持を図ることができる。
(発明が解決しようとする課題) ところが近年開発された新型の原子炉の中には、第5図
と第6図に示した燃料集合体の支持構成を若干変形し、
燃料集合体のチャネルボックス上端の高さと上部格子板
上端の高さが等しいものがある。そうすると、このよう
な燃料集合体においては、その上部に上述の燃料棒破損
検出用採水装置2を被冠し、給気管13を通じて圧縮空
気を送り込んで、アウタキャップ10の切欠部12から
こぼれ出る気泡17が観察されたとしても、冷却材7が
チャネルボックスの内と外で分水されたと認めることは
できない。したがってこの場合は、燃料棒の破損を正確
に判断できる試料水の採取ができないことになる。
本発明は上記事情に鑑みてなされたもので、燃料集合体
チャネルボックスの上端が上部格子板の上端と同位置ま
たは下方に位置しても、正確に燃料集合体チャネルボッ
クス内の冷却材を試料水として採取できる燃料棒破損検
出用採水装置を提供することを目的とする。
〔発明の構成〕
(課題を解決するための手段) 本発明は上記課題を解決するために、原子炉圧力容器の
上部格子板に当接して燃料集合体の上部を被冠するアウ
タキャップと、このアウタキャップの内部に収められて
燃料集合体チャネルボックスの上端に当接するインナキ
ャップと、前記アウタキャップに液密に連通する給気管
と、前記アウタキャップを液密に貫通しかつ前記インナ
キャップを空隙を保ちながら貫通して燃料集合体に挿入
される採水管と、前記アウタキャップの端部に取付けら
れてアウタキャップと上部格子板とを液密に保つシール
材と、前記アウタキャップを液密に貫通し、かつ前記イ
ンナキャップより下方に延設されてアウタキャップ内の
雰囲気を吸引する水位検知管とを備える燃料棒破損検出
用採水装置を提供する。
本発明はさらに、原子炉圧力容器の上部格子板に当接し
て燃料集合体の上部を被冠するアウタキャップと、この
アウタキャップの内部に収められて燃料集合体チャネル
ボックスの上端に当接するインナキャップと、前記アウ
タキャップに液密に連通ずる給気管と、前記アウタキャ
ップを液密に貫通しかつ前記インナキャップを空隙を保
ちながら貫通して燃料集合体に挿入される採水管と、前
記アウタキャップの端部に取付けられてアウタキャップ
と上部格子板とを液密に保つシール材と、前記アウタキ
ャップの内側に取付けられる超音波測距装置または前記
アウタキャップから前記インナキャップより下方に延設
されるレーザ発振器もしくは伝導率測定器とを備える燃
料棒破損検出用採水装置も提供する。
(作用) 本発明の燃料棒破損検出用採水装置は、上部格子板に当
接して燃料集合体の上部を被冠するアウタキャップと、
このアウタキャップの内部に収められて燃料集合体チャ
ネルボックスの上端に当接するインナキャップと、前記
アウタキャップに液密に連通する給気管と、前記アウタ
キャップを液密に貫通しかつ前記インナキャップを空隙
を保ちながら貫通して燃料集合体に挿入される採水管に
加え、アウタキャップの端部に取付けられてアウタキャ
ップと上部格子板とを液密に保つシール材と、前記アウ
タキャップを液密に貫通し、かつ前記インナキャップよ
り下方に延設されてアウタキャップ内の雰囲気を吸引す
る水位検知管とを備える。
本発明によれば、シール材によってアウタキャップ内へ
の冷却材の流入を防ぎつつ、給気管を通じて圧縮空気を
アウタキャップ内に送り込む。また水位検知管はアウタ
キャップ内の雰囲気を吸引させる。すると圧縮空気によ
って押圧されたアウタキャップ内の冷却材は、徐々に水
位を下げる。
このときインナキャップに設けた空隙のため、インナキ
ャップの内外で冷却材の水位は変わらない。
したがって、水位検知管が冷却材でなく圧縮空気を吸引
するようになったときは、冷却材がチャネルボックスの
内と外で分は隔てられていることになる。よってこの後
、採水管を通じて試料水を採取すれば、この試料水は燃
料集合体内の放射能濃度を正確に反映するものとなる。
本発明はさらに、上述のアウタキャップ、インナキャッ
プ、給気管および採水管に加え、同じく上述のシール材
と、アウタキャップの内側に取付けられる超音波測距装
置または前記アウタキャップから前記インナキャップよ
り下方に延設されるレーザ発振器もしくは伝導率測定器
とを備える燃料棒破損検出用採水装置も提供する。
この燃料棒破損検出用採水装置においても、シール材に
よってアウタキャップ内への冷却材の流入を防ぎつつ、
給気管を通じて圧縮空気をアウタキャップ内に送り込む
。そうするとアウタキャップ内の冷却材は、上部格子板
と燃料棒集合体の間の空隙から押し出されて、徐々に水
位を下げる。
そしてこの間超音波測距装置で超音波を送信すると、超
音波は冷却材の水面で反射し、その反射波はこの超音波
測距装置に受信される。したがってこの反射波の受信に
係る時間を計測すれば、アウタキャップの頂部から水面
までの距離を知ることができ、冷却材がチャネルボック
スの内と外で分は隔てられているかどうかを判断するこ
とができる。
また、レーザ発振器もしくは伝導率測定器を使用する場
合は、水中と空気中におけるそれぞれレーザ光の屈折率
と導電率の違いを利用する。すなわち、観察されるレー
ザ光の屈折率と導電率が空気中のものであるならば、冷
却材の水位はレーザ発振器もしくは伝導率測定器の設定
位置(高さ)よりも低いことになる。したがって、レー
ザ発振器もしくは伝導率測定器の設定位置を適当に調節
すれば、冷却材がチャネルボックスの内と外で分は隔て
られているかどうかを判断することができる。
(実施例) 以下第1図ないし第4図を参照して本発明の詳細な説明
する。
第1図は本発明の第1実施例に係る燃料棒破損検出用採
水装置20を上部格子板9上に設置して作動させたとき
の断面図、第2図はこの燃料棒破損検出用採水装置20
を炉心内で懸吊したときの側面図である。なお、この燃
料棒破損検出用採水装置20の基本的構成は、第5図お
よび第6図に示したものと実質的に異ならないので、対
応する箇所には同一の符号を付して説明を省略する。
第2図において燃料棒破損検出用採水装!20は、原子
炉圧力容器21に収容された冷却材7中において、把手
16を介して懸吊具22によって懸吊されながら所望の
採水位置に移動される。アウタキャップ10に液密に接
続される給気管13、採水管14および水位検知管23
は、原子炉圧力容器21外において給気・吸水および吸
気を制御する制御装ff1i24に接続される。
一方策1図において、燃料棒破損検出用採水装置20は
、アウタキャップ10が上部格子板9に上方から当接し
て燃料集合体1の上部を被冠し、アウタキャップ10内
には冷却材7が充填されるが、アウタキャップ10の乗
降し板9との当接部には、シール材としてのパツキン2
5が取り付けられる。したがって、上部格子板9より上
方の冷却材7が、アウタキャップ10の中に入り込むこ
とはない。
そしてアウタキャップ10に液密に接続する水位検知管
23は、チャネルボックス4の上端より下方まで延設さ
れる。
このような燃料棒破損検出用採水装置20において、制
御装置24を操作し、給気管13を通す圧縮空気の給気
および水位検知管23を通じるアウタキャップ10内雰
囲気の吸気を開始すると、圧縮空気はアウタキャップ1
0内に充填された冷却材7を押圧する。すると、アウタ
キャップ10内の冷却材7は、押IEに伴って一部は燃
料集合体lと上部格子板9の間の間隙から上部格子板9
の下方へ流出し、また他の一部はチャネルボックス4内
の冷却材7を炉心支持板8より下方へ押し出しながらチ
ャネルボックス4内に入り込み、さらに他の一部は水位
検知管23を通じて吸引されアウタキャップIO外へ排
出される。この場合、水位検知管23からの吸引速度は
、給気管13からの給気速度より小さくすることもでき
る。
その結果アウタキャップ10内における冷却材7の水位
は徐々に下がり、やがてインナキャップ11の内と外で
分は隔てられるようになる。その後も圧縮空気を送り続
けると、インナキャップ11内の冷却材はチャネルボッ
クス4内の冷却材7を炉心支持板8より下方へ押し出し
、またインナキャップ11外の冷却材は燃料集合体1と
上部格子板9の間の間隙から上部格子板9の下方へ流出
するかまたは水位検知管23から吸引される。したがっ
て、インナキャップ11の内外で冷却材7の水位は変わ
らないが、冷却材7の水位はさらに下がり続ける。
そしてこのような冷却材7の水位低下が続くと、やがて
冷却材7の水位は水位検知管23の下端より低くなる。
すると水位検知管23からは冷却材7は吸引されなくな
り、アウタキャップ10内に給気された圧縮空気が吸引
されるようになる。このときしたがって水位検知管23
から冷却材7が排出されなくなったら、アウタキャップ
IO内における冷却材7の水位は、チャネルボックス4
の上端より低いことになり、冷却材7はチャネルボック
ス4の内と外で分は隔てられていることが分る。
したがって水位検知管23から冷却材7が排出されなく
なったら、制御袋ff1i24を操作して水位検知管2
3を通じての吸気を停止する。
一方、給気管13を通じての給気は、制御装置24によ
ってその速度を調節し、チャンネルボックス4に下方か
ら流れ込む冷却材の流速と拮抗するようにする。そうす
ればチャンネルボックス4内における冷却材7の水位は
変化せず、かつチャンネルボックス4下端における冷却
材7の出入りもなくてチャンネルボックス4内の冷却材
7の隔離は保たれる。冷却材7の水位をしばらくそのま
まに維持する。その後制御装置24を操作して採水管1
4からチャネルボックス4内の試料水を採取すれば、こ
の試料水はチャネルボックス4の内外で行き来する冷却
材ではないため、燃料集合体1の放射能濃度を正確に把
握することができる。
第3図は・、本発明の第2実施例に係る燃料棒破損検出
用採水装置30の切欠断面図であ・る。この燃料棒破損
検出用採水装置30の基本的構成は、第1図および第6
図に示したものと実質的に異ならないので、対応する箇
所には同一の符号を付して説明を省略する。
燃料棒破損検出用採水装置30の頂部下面には、超音波
を送信し、もしこの超音波が反射される場合はその反射
波・を受信できる超音波測距装置31が取付けられる。
この燃料棒破損検出用採水装置30においても、給気管
13を通じて吸気すると、第1実施例と同様に圧縮空気
はアウタキャップ10内の冷却材7を押圧し、インナキ
ャップ11の内外で水位を均等に低下させる。このとき
超音波測距装置31を作動させると、超音波測距装置3
1で送信する超音波は、アウタキャップ10内における
冷却材7の水面で反射されてその反射波が同じ超音波測
距装置31に受信される。超音波測距装置31は超音波
の送信から受信に至るまでの時間を測定することにより
、この超音波測距装置31から冷却杓7の水面までの距
離を測定する。したがって予め燃料棒破損検出用採水装
置30を採水位置に設置したときにおける超音波測距装
置31からチャネルボックス4上端までの距離を知って
おけば、この距離と超音波測距装置31で測定された距
離を照らし合わせることにより、冷却材7はチャネルボ
ックス4の内と外で分は隔てられているかどうかを判断
することができる。試料水採取の手順は、第1実施例と
同様である。
第4図は、本発明の第3実施例に係る燃料棒破損検出用
採水装置40の切欠断面図である。この燃料棒破損検出
用採水装置40の基本的構成は、第3図に示したものと
実質的に異ならないので、対応する箇所には同一の符号
を付して説明を省略する。
燃料棒破損検出用採水袋ai40の頂部下面からは、吊
下R41でチャネルボックス4上端より下方に、レーザ
発振器42を吊り下げる。レーザ発振器42はレーザ光
を発振しなからレーザ光が通る媒質の屈折率を測定する
ことができる。
この燃料棒破損検出用採水装置40においても、給気管
13を通じて吸気すると、第1実施例と同様に圧縮空気
はアウタキャップIO内の冷却材7を押圧し、インナキ
ャップ11の内外で水位を均等に低下させる。このとき
レーザ光発振器42を作動させると、レーザ発振器42
はレーザ光を発振しなからレーザ光が通る媒質の屈折率
を測定する。したがって、レーザ発振器42は最初は冷
却材7、すなわち水の屈折率を測定する。しかし、もし
途中で空気の屈折率を測定したとすれば、そのときはレ
ーザ光発振器42を設置した位置には空気が存在するこ
とになり、冷却材7はチャネルボックス4の内と外で分
は隔てられていることが分る。試料水採取の手順は、第
1実施例と同様である。
なおこの実施例におけるレーザ発振器42を、通電しな
がら電流が通る媒質の導電率を測定することができる伝
導率測定器に置き換えても、同様の原理によって冷却材
7がチャネルボックス4の内外で分離されているかどう
かを知ることができる。
〔発明の効果〕
以上説明したように、本発明の燃料棒破損検出用採水装
置は、従来のアウタキャップ、インナキャップ、給気管
および採水管に加え、アウタキャップの端部に取付けら
れてアウタキャップと上部格子板とを液密に保つシール
材と、前記アウタキャップを液密に貫通し、かつ前記イ
ンナキャップより下方に延設されてアウタキャップ内の
雰囲気を吸引する水位検知管とを備える。
そして、シール材によってアウタキャップ内への冷却材
の流入を防ぎつつ、給気管を通じて圧縮空気をアウタキ
ャップ内に送り込み、また水位検知管にはアウタキャッ
プ内の雰囲気を吸引させる。
すると圧縮空気によって押圧されたアウタキャップ内の
冷却材は、徐々に水位を下げる。このときインナキャッ
プに設けた空隙のため、インナキャップの内外で冷却材
の水位は変わらない。したがって、水位検知管が冷却材
でなく圧縮空気を吸引するようになったときは、冷却材
がチャネルボックスの内と外で分は隔てられていること
になる。
よってこの後、採水管を通じて試料水を採取すれば、こ
の試料水は燃料集合体内の放射能濃度を正確に反映する
ものとなる。
本発明はさらに、上述の水位検知管に代えて、アウタキ
ャップの内側に取付けられる超音波測距装置または前記
アウタキャップから前記インナキャップより下方に延設
されるレーザ発振器もしくは伝導率測定器とを備える燃
料棒破損検出用採水装置も提供する。
この燃料棒破損検出用採水装置においても、シール材に
よってアウタキャップ内への冷却材の流入を防ぎつつ、
給気管を通じて圧縮空気をアウタキャップ内に送り込む
。そうするとアウタキャップ内の冷却材は、上部格子板
と燃料棒集合体の間の空隙から押し出されて、徐々に水
位を下げる。
そしてこの間超音波測距装置で超音波を送信すると、超
音波は冷却材の水面で反射し、その反射波はこの超音波
測距装置に受信される。したがってこの反射波の受信に
係る時間を計測すれば、アウタキャップの頂部から水面
までの距離を知ることができ、冷却材がチャネルボック
スの内と外で分は隔てられているかどうかを判断するこ
とができる。
また、レーザ発振器もしくは伝導率測定器を使用する場
合は、水中と空気中におけるそれぞれレーザ光の屈折率
と導電率の違いを利用する。すなわち、観察されるレー
ザ光の屈折率と導電率が空気中のものであるならば、冷
却材の水位はレーザ発振器もしくは伝導率測定器の設定
位置(高さ)よりも低いことになる。したがって、レー
ザ発振器もしくは伝導率測定器の設定位置を適当に調節
すれば、冷却材がチャネルボックスの内と外で分け隔て
られているかどうかを判断することができる。
【図面の簡単な説明】
第1図は本発明の第1実施例に係る燃料棒破損検出用採
水装置の設置時の断面図、第2図は第1図の燃料棒破損
検出用採水装置の炉心内における懸吊時の断面図、第3
図および第4図はそれぞれ本発明の第2および第3実施
例に係る燃料棒破損検出用採水装置の切欠断面図、第5
図は従来の燃料棒破損検出用採水装置と燃料集合体の断
面図、第6図は第5図の燃料集合体上部と燃料棒破損検
出用採水装置の切欠断面図である。 10・・・アウタキャップ、11・・・インナキャップ
、13・・・給気管、14・・・採水管、15空隙、2
3・・・水位検知管、25・・・シール材、31・・・
超音波測距装置。 渠 5 回

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、原子炉圧力容器の上部格子板に当接して燃料集合体
    の上部を被冠するアウタキャップと、このアウタキャッ
    プの内部に収められて燃料集合体チャネルボックスの上
    端に当接するインナキャップと、前記アウタキャップに
    液密に連通する給気管と、前記アウタキャップを液密に
    貫通しかつ前記インナキャップを空隙を保ちながら貫通
    して燃料集合体に挿入される採水管と、前記アウタキャ
    ップの端部に取付けられてアウタキャップと上部格子板
    とを液密に保つシール材と、前記アウタキャップを液密
    に貫通し、かつ前記インナキャップより下方に延設され
    てアウタキャップ内の雰囲気を吸引する水位検知管とを
    備える燃料棒破損検出用採水装置。 2、原子炉圧力容器の上部格子板に当接して燃料集合体
    の上部を被冠するアウタキャップと、このアウタキャッ
    プの内部に収められて燃料集合体チャネルボックスの上
    端に当接するインナキャップと、前記アウタキャップに
    液密に連通する給気管と、前記アウタキャップを液密に
    貫通しかつ前記インナキャップを空隙を保ちながら貫通
    して燃料集合体に挿入される採水管と、前記アウタキャ
    ップの端部に取付けられてアウタキャップと上部格子板
    とを液密に保つシール材と、前記アウタキャップの内側
    に取付けられる超音波測距装置または前記アウタキャッ
    プから前記インナキャップより下方に延設されるレーザ
    発振器もしくは伝導率測定器とを備える燃料棒破損検出
    用採水装置。
JP1324017A 1989-12-15 1989-12-15 燃料棒破損検出用採水装置 Pending JPH03185399A (ja)

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JP1324017A JPH03185399A (ja) 1989-12-15 1989-12-15 燃料棒破損検出用採水装置

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6345082B1 (en) * 1999-06-03 2002-02-05 Thomas A. Galioto Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown
US6570949B2 (en) 1999-05-26 2003-05-27 Framatome And Gmbh Method and apparatus for testing nuclear reactor fuel assemblies

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6570949B2 (en) 1999-05-26 2003-05-27 Framatome And Gmbh Method and apparatus for testing nuclear reactor fuel assemblies
US6345082B1 (en) * 1999-06-03 2002-02-05 Thomas A. Galioto Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown
US6493413B1 (en) * 1999-06-03 2002-12-10 Framatome Anp Inc. Fuel assembly mechanical flow restriction apparatus for detecting failure in situ of nuclear fuel rods in a fuel assembly during reactor shutdown

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