JPH0341396A - 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置 - Google Patents
破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置Info
- Publication number
- JPH0341396A JPH0341396A JP1175458A JP17545889A JPH0341396A JP H0341396 A JPH0341396 A JP H0341396A JP 1175458 A JP1175458 A JP 1175458A JP 17545889 A JP17545889 A JP 17545889A JP H0341396 A JPH0341396 A JP H0341396A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- fuel element
- inert gas
- amount
- released
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL 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
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- 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。
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）
本発明は原子炉内における破損した核燃料要素の燃焼度
を推定する方法および装置に関する。
を推定する方法および装置に関する。
（従来の技ｗＩ）
原子炉内に多数本の燃料集合体が配列された炉心におい
て燃料集合体を構成する核燃料要素が破損した場合、そ
の破損した核燃料要素の属する燃料集合体が炉心内のど
の位置に配置されているものであるかを早期に特定し、
その燃料集合体の交換を早期に行うことは核分裂生成物
による冷却材および各機器の汚染を防止する上で重要な
ことである。また破損した燃料集合体の交換作業に伴う
作業員の放射線被曝の低減、さらに破損の伝播を防止す
る上でも極めて重要なことである。
て燃料集合体を構成する核燃料要素が破損した場合、そ
の破損した核燃料要素の属する燃料集合体が炉心内のど
の位置に配置されているものであるかを早期に特定し、
その燃料集合体の交換を早期に行うことは核分裂生成物
による冷却材および各機器の汚染を防止する上で重要な
ことである。また破損した燃料集合体の交換作業に伴う
作業員の放射線被曝の低減、さらに破損の伝播を防止す
る上でも極めて重要なことである。
従来、破損した核燃料要素の位置決めを行う手段として
はまず原子炉運転中または原子炉停止後に各々の燃料集
合体毎に近傍の冷却材をサンプリングし、そのサンプリ
ングした冷却材中の核分裂生成物の量を計測する方法が
知られている。また、それ以外の方法としては燃料集合
体を一体毎に炉心から取り出し、破損の有無を判定する
方法が知られている。
はまず原子炉運転中または原子炉停止後に各々の燃料集
合体毎に近傍の冷却材をサンプリングし、そのサンプリ
ングした冷却材中の核分裂生成物の量を計測する方法が
知られている。また、それ以外の方法としては燃料集合
体を一体毎に炉心から取り出し、破損の有無を判定する
方法が知られている。
（発明が解決しようとする課題）
しかしながら、かかる方法では炉心内に数百本も装荷さ
れている燃料集合体を一体毎検査することになり、その
中から破損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定す
ることは容易なことではなく、しかも特定するまでに多
大な労力と長時間を要するなどの課題があり、その課題
を解決することが要求されていた。
れている燃料集合体を一体毎検査することになり、その
中から破損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定す
ることは容易なことではなく、しかも特定するまでに多
大な労力と長時間を要するなどの課題があり、その課題
を解決することが要求されていた。
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、破
損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定するための
検査に要する時間および労力を大幅に低減させることが
可能な破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法およ
び装置、を提供することにある。
損した核燃料要素を有する燃料集合体を特定するための
検査に要する時間および労力を大幅に低減させることが
可能な破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法およ
び装置、を提供することにある。
（課題を解決するための手段）
本発明は、核燃料物質を装填した長尺被覆管内に不活性
ガスを封入してなる核燃料要素に、前記不活性ガスの一
部としてＫｒ（クリプトン）の安定同位体である”Ｋｒ
（クリプトン８０）を封入して、前記核燃料要素の被覆
管の破損時にその破損した核燃料要素から放出されるｌ
１０Ｋｒの量と、原子炉内で前記核燃料要素を使用した
ことにより１１０Ｋｒが中性子とを吸収して生じた８１
Ｋｒの放出量とを測定し、それら”Ｋｒおよびｌ１０Ｋ
ｒの放出量の比から破損した核燃料要素の燃焼度を推定
する方法において、８ｆｉＫｒの放出量と原子炉内で前
記核燃料要素を使用したことにより燃料の核分裂生成物
として生じた１１５Ｋｒの放出量の比を質量分析法で測
定し、８″Ｋｒの放出量と、！１Ｋｒの放出量の比を各
々の放射線強度の測定により算出し、それらの結果から
”Ｋｒとｌ１０Ｋｒの放出量の比を算出することを特徴
とし、またこの方法を実現するため、破損した核燃料要
素から放出される不活性ガスを捕集するための不活性ガ
ス捕集装置と、捕集した不活性ガスに含まれる放射性ガ
スが崩壊するときに放出される放射線を検出するための
放射線検出装置と、捕集した不活性ガスをイオン化して
その質量対電荷比（ｍ／ｅ）を測定する質量分析型の不
活性ガス分析装置とから構成されることを特徴とする。
ガスを封入してなる核燃料要素に、前記不活性ガスの一
部としてＫｒ（クリプトン）の安定同位体である”Ｋｒ
（クリプトン８０）を封入して、前記核燃料要素の被覆
管の破損時にその破損した核燃料要素から放出されるｌ
１０Ｋｒの量と、原子炉内で前記核燃料要素を使用した
ことにより１１０Ｋｒが中性子とを吸収して生じた８１
Ｋｒの放出量とを測定し、それら”Ｋｒおよびｌ１０Ｋ
ｒの放出量の比から破損した核燃料要素の燃焼度を推定
する方法において、８ｆｉＫｒの放出量と原子炉内で前
記核燃料要素を使用したことにより燃料の核分裂生成物
として生じた１１５Ｋｒの放出量の比を質量分析法で測
定し、８″Ｋｒの放出量と、！１Ｋｒの放出量の比を各
々の放射線強度の測定により算出し、それらの結果から
”Ｋｒとｌ１０Ｋｒの放出量の比を算出することを特徴
とし、またこの方法を実現するため、破損した核燃料要
素から放出される不活性ガスを捕集するための不活性ガ
ス捕集装置と、捕集した不活性ガスに含まれる放射性ガ
スが崩壊するときに放出される放射線を検出するための
放射線検出装置と、捕集した不活性ガスをイオン化して
その質量対電荷比（ｍ／ｅ）を測定する質量分析型の不
活性ガス分析装置とから構成されることを特徴とする。
（作 用）
本発明では全ての核燃料要素に”Ｋｒを一定量以上封入
している。原子炉内では”Ｋｒ（ｎ。
している。原子炉内では”Ｋｒ（ｎ。
γ）ｌｌｌＫｒ反応で、 半減期２Ｉ万年の”Ｋｒが生
じる。
じる。
核燃料要素に破損が発生した場合には封入したＫｒの安
定同位体がその破損箇所から核燃料要素の外に放出され
ることになる。この放出現象は極めて複雑であり、封入
量のうちどれだけの量が放出されるかを算出することは
困難である。しかしながら、 Ｋｒの同位体は化学的に
は同一の性質を示すために放出の割合は全ての同位体で
一定となり、よって２種の同位体の放出量の比はその時
点における核燃料要素内の同位体量の比と一致する。
定同位体がその破損箇所から核燃料要素の外に放出され
ることになる。この放出現象は極めて複雑であり、封入
量のうちどれだけの量が放出されるかを算出することは
困難である。しかしながら、 Ｋｒの同位体は化学的に
は同一の性質を示すために放出の割合は全ての同位体で
一定となり、よって２種の同位体の放出量の比はその時
点における核燃料要素内の同位体量の比と一致する。
そこで、核燃料要素の破損時に放出される” Ｋｒと”
Ｋｒの量を測定し、その比から燃焼度を推定する。すな
わち、たとえば液体金属冷却の高速増殖炉の典型的な条
件下では、 ５サイクル（７４０Ｅ Ｆ Ｐ Ｄ） （
Ｅ Ｆ Ｐ Ｄ＝ Ｅｆｆｅｃｔｉｖｅ Ｆｕｌ、ｌ
ＰｏｗｅｒＤａｙ ＝ １００％換算運転日数）運転し
たときの”Ｋｒの生成量は核燃料要素当り約６ Ｘ １
０”−５Ｎ ａｎ３（ＯＲＩＧＥＮ −ｎによる計算結
果）である。”Ｋｒの生成量はさらに少ない。また、ガ
スプレナム部の中性子スペクトルでの”Ｋｒの（ｎ＋
γ）断面積は約３．４ｂａｒｎであり、５サイクル運転
で２〜３％の”Ｋｒが中性子を吸収し、１Ｋｒを生成す
る。
Ｋｒの量を測定し、その比から燃焼度を推定する。すな
わち、たとえば液体金属冷却の高速増殖炉の典型的な条
件下では、 ５サイクル（７４０Ｅ Ｆ Ｐ Ｄ） （
Ｅ Ｆ Ｐ Ｄ＝ Ｅｆｆｅｃｔｉｖｅ Ｆｕｌ、ｌ
ＰｏｗｅｒＤａｙ ＝ １００％換算運転日数）運転し
たときの”Ｋｒの生成量は核燃料要素当り約６ Ｘ １
０”−５Ｎ ａｎ３（ＯＲＩＧＥＮ −ｎによる計算結
果）である。”Ｋｒの生成量はさらに少ない。また、ガ
スプレナム部の中性子スペクトルでの”Ｋｒの（ｎ＋
γ）断面積は約３．４ｂａｒｎであり、５サイクル運転
で２〜３％の”Ｋｒが中性子を吸収し、１Ｋｒを生成す
る。
従って、十分な量の”Ｋｒを封入しておけば、良い精度
で （０） −ａ８ｏφｔ （０）
（０）Ｎｌｌｏ＝ＮＢｏｅミＮｌ１ｏ（ニーσＩ
１．φｔ） ＝ Ｎｓ。
で （０） −ａ８ｏφｔ （０）
（０）Ｎｌｌｏ＝ＮＢｏｅミＮｌ１ｏ（ニーσＩ
１．φｔ） ＝ Ｎｓ。
（０） −σ８ｏφｔ −σ、１１φｔＮ８１ ＝
（ｆｆｓｏ／（（７ｓｔ ｆｆ５ｏ）） Ｎ５ｏ（
ｅ ｅ ）（０） ミＮ８ｏσ８０φｔ Ｎｇ１／ Ｎ！ｌ［ｌ ミσＢｏφｔ ただし、 Ｎ８ｏは”Ｋｒの量、 Ｎ３□は１１１Ｋｒ
の量、σは中性子吸収断面積、 φは中性子束、ｔは時
刻である。
（ｆｆｓｏ／（（７ｓｔ ｆｆ５ｏ）） Ｎ５ｏ（
ｅ ｅ ）（０） ミＮ８ｏσ８０φｔ Ｎｇ１／ Ｎ！ｌ［ｌ ミσＢｏφｔ ただし、 Ｎ８ｏは”Ｋｒの量、 Ｎ３□は１１１Ｋｒ
の量、σは中性子吸収断面積、 φは中性子束、ｔは時
刻である。
”Ｋｒの初期封入量に依らず、８１Ｋｒと”Ｋｒの放出
量の比はσ８ｏφｔ、すなわち運転時間のみで決定され
る。従って、８１Ｋｒと８０Ｋｒの放出量の比を測定す
ることにより、破損した核燃料要素の原子炉内での使用
時間が計算可能であり、その燃焼度を推定することが可
能である。
量の比はσ８ｏφｔ、すなわち運転時間のみで決定され
る。従って、８１Ｋｒと８０Ｋｒの放出量の比を測定す
ることにより、破損した核燃料要素の原子炉内での使用
時間が計算可能であり、その燃焼度を推定することが可
能である。
このため、破損した核燃料要素から放出される８１Ｋｒ
、 ！。Ｋｒ等を含むガスを捕集し、ガス中のクリプト
ンの同位体組成を測定することにより、”’Ｋｒと”Ｋ
ｒの放出量の比を算出する。
、 ！。Ｋｒ等を含むガスを捕集し、ガス中のクリプト
ンの同位体組成を測定することにより、”’Ｋｒと”Ｋ
ｒの放出量の比を算出する。
ここで、 Ｋｒの同位体組成の測定は質量分析計で行う
のが通例であり、文献（Ｃ，Ａ、 ５ｔｒａｎｄ ａｎ
ｄ− Ｒ，Ｅ、５ｃｈｅｎｔｅｒ、Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｅｃｈ
ｎｏｌｏｇｙ、 Ｖｏｌ、２６（１９７５）、 ｐｐ
４７２〜４７９参照）に示すとおり、 ラギング法に
おけるＫｒおよびＸｅ（キセノン）の同位体組成の測定
も質量分析計で行われている。このラギング法では、Ｋ
ｒの同位体組成の測定は７１′Ｋｒ。
のが通例であり、文献（Ｃ，Ａ、 ５ｔｒａｎｄ ａｎ
ｄ− Ｒ，Ｅ、５ｃｈｅｎｔｅｒ、Ｎｕｃｌｅａｒ Ｔｅｃｈ
ｎｏｌｏｇｙ、 Ｖｏｌ、２６（１９７５）、 ｐｐ
４７２〜４７９参照）に示すとおり、 ラギング法に
おけるＫｒおよびＸｅ（キセノン）の同位体組成の測定
も質量分析計で行われている。このラギング法では、Ｋ
ｒの同位体組成の測定は７１′Ｋｒ。
”Ｋｒ、”Ｋｒの３種種について行われるが、本発明で
は”Ｋｒと１１１Ｋｒについて行う必要がある。
は”Ｋｒと１１１Ｋｒについて行う必要がある。
８１Ｋｒの測定では、前記のとおりその相対組成が”Ｋ
ｒの最大数％（前記では、 ５サイクル運転で２〜３％
）であり、給体量が少ないため測定が難しい。また、ラ
ギング法では測定核種の質量数が７８、８０．８２であ
り、質量数に２ずつの隔たりがあるので測定ピークの分
離が完全に行われるとともに、不純物水素によって生成
される水素化物（７１１ＫｒＨ２！。ＫｒＨ，”ＫｒＨ
）の影響を受けないが、１Ｋｒの測定では、多量に存在
する″。Ｋｒの水素化物（”ＫｒＨ，質量数が８１であ
り”Ｋｒの質量数に等しい）の影響を受けやすい。
ｒの最大数％（前記では、 ５サイクル運転で２〜３％
）であり、給体量が少ないため測定が難しい。また、ラ
ギング法では測定核種の質量数が７８、８０．８２であ
り、質量数に２ずつの隔たりがあるので測定ピークの分
離が完全に行われるとともに、不純物水素によって生成
される水素化物（７１１ＫｒＨ２！。ＫｒＨ，”ＫｒＨ
）の影響を受けないが、１Ｋｒの測定では、多量に存在
する″。Ｋｒの水素化物（”ＫｒＨ，質量数が８１であ
り”Ｋｒの質量数に等しい）の影響を受けやすい。
以上の理由により、多量の”Ｋｒと少量の”Ｋｒを質量
分析計により測定することは適切とは言えず、他の方法
より測定する必要があった。
分析計により測定することは適切とは言えず、他の方法
より測定する必要があった。
他の微量分析の方法として、１Ｋｒが放射性核種である
ことに着目し、その放射線強度を測定することによって
定量を行う方法がある。しかしながら、”Ｋｒは非放射
性であり、質量分析計で定量せざるを得す、面測定値を
較正する必要が生じた。
ことに着目し、その放射線強度を測定することによって
定量を行う方法がある。しかしながら、”Ｋｒは非放射
性であり、質量分析計で定量せざるを得す、面測定値を
較正する必要が生じた。
（実施例）
本発明の第工番目の発明は、上記の問題点を解決すべく
、放射性核種として燃料の核分裂により核分裂生成物と
して多量に生じる６″’Ｋｒ（半減期１０．７年）を使
用するものである。すなわち、ｌ１ＳＫｒは核分裂によ
り多量に生成されるため、質量分析計を使用して精度良
く′″５Ｋｒと！″′Ｋｒの被分析ガス中の相対組成を
求めることができる。また、”Ｋｒは放射性であるため
、その放射線強度を測定することにより、精度良＜ ８
１Ｋｒと”Ｋｒの被分析ガス中の相対組成を求めること
ができる。
、放射性核種として燃料の核分裂により核分裂生成物と
して多量に生じる６″’Ｋｒ（半減期１０．７年）を使
用するものである。すなわち、ｌ１ＳＫｒは核分裂によ
り多量に生成されるため、質量分析計を使用して精度良
く′″５Ｋｒと！″′Ｋｒの被分析ガス中の相対組成を
求めることができる。また、”Ｋｒは放射性であるため
、その放射線強度を測定することにより、精度良＜ ８
１Ｋｒと”Ｋｒの被分析ガス中の相対組成を求めること
ができる。
従って、両者の結果から、”Ｋｒと”Ｋｒの被分析ガス
中の相対組成を精度良く算出することが可能である。
中の相対組成を精度良く算出することが可能である。
ここで、放射線強度の測定は、”Ｋｒについてはその崩
壊時に放出される５１４ ＫｅＶのガンマ−線を、”Ｋ
ｒについては２７６ＫｅＶのガンマ−線または軌道電子
捕獲によって生じる１１１Ｂｒのにエックス線（１２Ｋ
ｅ Ｖ ）をエネルギー分解計数することにより、被
分析ガス中に含まれる他の放射性核種等によるバックグ
ラウンドの影響を軽減でき、精度の高い測定が可能とな
る。
壊時に放出される５１４ ＫｅＶのガンマ−線を、”Ｋ
ｒについては２７６ＫｅＶのガンマ−線または軌道電子
捕獲によって生じる１１１Ｂｒのにエックス線（１２Ｋ
ｅ Ｖ ）をエネルギー分解計数することにより、被
分析ガス中に含まれる他の放射性核種等によるバックグ
ラウンドの影響を軽減でき、精度の高い測定が可能とな
る。
次に、８１Ｋｒと”Ｋｒの放出量の比から運転時間すな
わち燃焼度を推定する方法について第１図を参照して説
明する。第１図は横軸に運転時間をとり、縦軸に”Ｋｒ
と”Ｋｒの封入量の比をとり、封入量の比の時間変化を
示した図である。封入量の比の時間変化は前記のとおり Ｎ！１１（ｔ） ／ Ｎｅｏ（ｔ） ａσｌｌｏ・φ・
ｔとなり、炉内での使用時間（１）に比例する値となる
。したがって、まず放出量の比を測定し、この放出量の
比がその時点における封入量の比に等しいことを使用す
ると、その放出量の比から運転時間を推定することがで
きる。
わち燃焼度を推定する方法について第１図を参照して説
明する。第１図は横軸に運転時間をとり、縦軸に”Ｋｒ
と”Ｋｒの封入量の比をとり、封入量の比の時間変化を
示した図である。封入量の比の時間変化は前記のとおり Ｎ！１１（ｔ） ／ Ｎｅｏ（ｔ） ａσｌｌｏ・φ・
ｔとなり、炉内での使用時間（１）に比例する値となる
。したがって、まず放出量の比を測定し、この放出量の
比がその時点における封入量の比に等しいことを使用す
ると、その放出量の比から運転時間を推定することがで
きる。
高速増殖炉の燃料は例えば３年間炉内で使用され、工年
毎に全燃料集合体の１７３ずつが交換される。したがっ
て、全燃料はその交換時期により３つのグループに分け
られる。よって、本実施例のように核燃料要素内に予め
”Ｋｒを封入しておき、核燃料要素が破損したときに”
Ｋｒと”Ｋｒの放出量の比を測定することにより、該測
定結果から被覆管の破損した核燃料要素の運転時間を推
定し、この推定した運転時間からその核燃料要素を含む
グループを特定することができる。これによって全燃料
の中から１／３を特定することができ、以後はこの１／
３の中から破損燃料の特定を行えばよく、従来に比べて
簡単に前記核燃料要素を有する燃料集合体を特定するこ
とが可能となる。
毎に全燃料集合体の１７３ずつが交換される。したがっ
て、全燃料はその交換時期により３つのグループに分け
られる。よって、本実施例のように核燃料要素内に予め
”Ｋｒを封入しておき、核燃料要素が破損したときに”
Ｋｒと”Ｋｒの放出量の比を測定することにより、該測
定結果から被覆管の破損した核燃料要素の運転時間を推
定し、この推定した運転時間からその核燃料要素を含む
グループを特定することができる。これによって全燃料
の中から１／３を特定することができ、以後はこの１／
３の中から破損燃料の特定を行えばよく、従来に比べて
簡単に前記核燃料要素を有する燃料集合体を特定するこ
とが可能となる。
本発明の第２番目の発明は、前記方法を実施するために
使用する装置であり、その実施例を第２図および第３図
を参照して説明する。
使用する装置であり、その実施例を第２図および第３図
を参照して説明する。
第２図において、１は液体金属冷却形高速増殖１１
炉の原子炉容器、２は炉心、３は液体ナトリウム等の冷
却材、４はアルゴンガス等のカバーガス、５はしやへい
プラグを示す。また、上記炉心２には図示していない燃
料集合体および炉心構造物が設置されており、各燃料集
合体を構成する核燃料要素には”Ｋｒを含む不活性ガス
が封入されている。また、６は上記カバーガス４を炉外
に導くガス配管、７はポンプ、８は仕切弁であり、これ
らは−次アルゴンガス循環系９を構成している。
却材、４はアルゴンガス等のカバーガス、５はしやへい
プラグを示す。また、上記炉心２には図示していない燃
料集合体および炉心構造物が設置されており、各燃料集
合体を構成する核燃料要素には”Ｋｒを含む不活性ガス
が封入されている。また、６は上記カバーガス４を炉外
に導くガス配管、７はポンプ、８は仕切弁であり、これ
らは−次アルゴンガス循環系９を構成している。
次アルゴンガス循環系９と並列に燃料破損検知器ｌＯが
設けられている。この検知器１０は、破損した燃料集合
体からカバーガス４中に放出される気体状核分裂生成物
を検出することにより、燃料集合体が破損したか否かを
判別するものである。また、１１は破損した核燃料要素
の燃焼度を推定する装置であり、 Ｋｒガス等の不活性
ガスを捕集する不活性ガス捕集装置１２と不活性ガス分
析装置１３および図示されていない放射線検出装置とか
ら構成されている。１４は仕切弁である。第３図は破損
した核燃料要素の燃焼度を推定する装置１１を拡大して
示ｚ したものであり、本図には放射線検出装置■５が示され
ている。
設けられている。この検知器１０は、破損した燃料集合
体からカバーガス４中に放出される気体状核分裂生成物
を検出することにより、燃料集合体が破損したか否かを
判別するものである。また、１１は破損した核燃料要素
の燃焼度を推定する装置であり、 Ｋｒガス等の不活性
ガスを捕集する不活性ガス捕集装置１２と不活性ガス分
析装置１３および図示されていない放射線検出装置とか
ら構成されている。１４は仕切弁である。第３図は破損
した核燃料要素の燃焼度を推定する装置１１を拡大して
示ｚ したものであり、本図には放射線検出装置■５が示され
ている。
以上のように構成された破損集合体の燃焼度を推定する
装置］１は、燃料破損検知器１０による破損の検知後に
起動される。本破損の検知は、ポンプ７により連続的に
サンプリングされるカバーガス４中の放射能濃度を監視
することにより、通常行われる。破損が検知されると仕
切弁１４を開とし、不活性ガス捕集装置１２により破損
した核燃料要素から放出された”Ｋｒ、 ！１Ｋｒ、
ＳＫｒ等を含む不活性ガスを数時間にわたり捕集す
る。不活性ガス捕集装置Ｉ２は、一般には活性炭深冷装
置が使用され、低温に保持された活性炭により多量の不
活性ガスを吸着する。不活性ガスの捕集が終了すると、
仕切弁１４を閉とし、不活性ガス捕集袋［１１２を昇温
することにより、捕集された不活性ガスの再放出を行う
。不活性ガス分析装置１３は再放出された不活性ガスを
取り込み、その同位体組成を測定する。
装置］１は、燃料破損検知器１０による破損の検知後に
起動される。本破損の検知は、ポンプ７により連続的に
サンプリングされるカバーガス４中の放射能濃度を監視
することにより、通常行われる。破損が検知されると仕
切弁１４を開とし、不活性ガス捕集装置１２により破損
した核燃料要素から放出された”Ｋｒ、 ！１Ｋｒ、
ＳＫｒ等を含む不活性ガスを数時間にわたり捕集す
る。不活性ガス捕集装置Ｉ２は、一般には活性炭深冷装
置が使用され、低温に保持された活性炭により多量の不
活性ガスを吸着する。不活性ガスの捕集が終了すると、
仕切弁１４を閉とし、不活性ガス捕集袋［１１２を昇温
することにより、捕集された不活性ガスの再放出を行う
。不活性ガス分析装置１３は再放出された不活性ガスを
取り込み、その同位体組成を測定する。
従来は、不活性ガス分析装置１３として質量分析計を使
用し、被測定ガスの同位体組成を測定していた。ところ
が、前記のように、本発明が解決しようとする測定の条
件では、”Ｋｒが多量に存在し、被測定ガス中の水素を
含んだ不純物により！。ＫｒＨ等の水素化物が生成され
、少量の”Ｋｒの測定を著しく困難としていた。また、
さらに多量に存在するｌＩ２Ｋｒの測定の影響を受ける
可能性があった。
用し、被測定ガスの同位体組成を測定していた。ところ
が、前記のように、本発明が解決しようとする測定の条
件では、”Ｋｒが多量に存在し、被測定ガス中の水素を
含んだ不純物により！。ＫｒＨ等の水素化物が生成され
、少量の”Ｋｒの測定を著しく困難としていた。また、
さらに多量に存在するｌＩ２Ｋｒの測定の影響を受ける
可能性があった。
本発明では、ゲルマニウム検出器等の高分解能の半導体
検出器を放射線検出装置１５として使用し、捕集された
不活性ガスの放射線をエネルギー分解して測定し、１Ｋ
ｒとｌｌ５Ｋｒの組成比を求め、次に質量分析計を使用
した不活性ガス分析装置１３によるｌｌ５Ｋｒと”Ｋｒ
の組成比を求め、その両組酸比から１１１Ｋｒと”Ｋｒ
の組成比すなわち放出量の比を求めることにより、破損
した核燃料要素の燃焼度を推定する装置を提供する。
検出器を放射線検出装置１５として使用し、捕集された
不活性ガスの放射線をエネルギー分解して測定し、１Ｋ
ｒとｌｌ５Ｋｒの組成比を求め、次に質量分析計を使用
した不活性ガス分析装置１３によるｌｌ５Ｋｒと”Ｋｒ
の組成比を求め、その両組酸比から１１１Ｋｒと”Ｋｒ
の組成比すなわち放出量の比を求めることにより、破損
した核燃料要素の燃焼度を推定する装置を提供する。
＋１５Ｋｒは半減期１０．７年でβ崩壊し、 その崩壊
に伴ない５１４ ＫｅＶのエネルギーのガンマ−線を１
００崩壊あたり０．４１箇放出する（分岐比０．４１％
）。
に伴ない５１４ ＫｅＶのエネルギーのガンマ−線を１
００崩壊あたり０．４１箇放出する（分岐比０．４１％
）。
また、”Ｋｒは軌道電子捕獲により半減期２１万年で崩
壊し、２７６ＫｅＶのガンマ−線を１００崩壊あたり３
．６箇放出する（分岐比３．６％）。従って、半導体検
出器等を使用して両ガンマー線を計数し、検出器の効率
、不活性ガス捕集装置１２内での減衰等を補正すること
により、！１Ｋｒと”Ｋｒの捕集ガス中の組成比を求め
ることができる。また、Ｂ１Ｋｒは軌道電子捕獲に伴い
、１２ Ｋ ｅ Ｖのエックス線（８１Ｂｒのにエック
ス線）を放出するので、”Ｋｒの放射線強度の測定とし
て、 このＸ線を計数することも可能である。
壊し、２７６ＫｅＶのガンマ−線を１００崩壊あたり３
．６箇放出する（分岐比３．６％）。従って、半導体検
出器等を使用して両ガンマー線を計数し、検出器の効率
、不活性ガス捕集装置１２内での減衰等を補正すること
により、！１Ｋｒと”Ｋｒの捕集ガス中の組成比を求め
ることができる。また、Ｂ１Ｋｒは軌道電子捕獲に伴い
、１２ Ｋ ｅ Ｖのエックス線（８１Ｂｒのにエック
ス線）を放出するので、”Ｋｒの放射線強度の測定とし
て、 このＸ線を計数することも可能である。
以上本実施例によると、破損した核燃料要素を有する燃
料集合体を特定するに要する時間を大幅に短縮させるこ
とができるとともに、それに要する労力を軽減させるこ
とができ、また作業員の被曝低減をも図ることが可能と
なる。
料集合体を特定するに要する時間を大幅に短縮させるこ
とができるとともに、それに要する労力を軽減させるこ
とができ、また作業員の被曝低減をも図ることが可能と
なる。
本発明によれば核燃料要素の破損時にその核燃料要素を
有する燃料集合体を速やかに特定することが可能となり
、破損燃料の早期発見それによ１５ る二次災害の防止を効果的に図ることができ安全性を大
幅に向上させることが可能となる。また、検査作業に要
する時間の短縮および労力の軽減により作業員の被曝低
減を図ることができる。
有する燃料集合体を速やかに特定することが可能となり
、破損燃料の早期発見それによ１５ る二次災害の防止を効果的に図ることができ安全性を大
幅に向上させることが可能となる。また、検査作業に要
する時間の短縮および労力の軽減により作業員の被曝低
減を図ることができる。
Claims (5)
- （１）核燃料物質を装填した長尺被覆管内に不活性ガス
を封入してなる核燃料要素に、前記不活性ガスの一部と
してＫｒ（クリプトン）の安定同位体である＾８＾０Ｋ
ｒ（クリプトン８０）を封入し、前記核燃料要素の被覆
管の破損時にその破損した核燃料要素から放出される＾
８＾０Ｋｒの量と、原子炉内で前記核燃料要素を使用し
たことにより＾８＾０Ｋｒが中性子を吸収して生じた＾
８＾１Ｋｒの放出量とを測定し、それら＾８＾１Ｋｒお
よび＾８＾０Ｋｒの放出量の比から破損した核燃料要素
の燃焼度を推定する方法において、＾８＾０Ｋｒの放出
量と原子炉内で前記核燃料要素を使用したことにより燃
料の核分裂生成物として生じた＾８＾５Ｋｒの放出量の
比を質量分析法で測定し、＾８＾５Ｋｒの放出量と＾８
＾１Ｋｒの放出量の比を各々の放射線強度により測定し
、それらの結果から＾８＾１Ｋｒと＾８＾０Ｋｒの放出
量の比を算出することを特徴とした破損した核燃料要素
の燃焼度を推定する方法。 - （２）放射線強度の測定は、＾８＾５Ｋｒが崩壊すると
きに放出される５１４ＫｅＶのガンマー線および＾８＾
１Ｋｒが崩壊するときに放出される２７６ＫｅＶのガン
マー線を計数することにより行う請求項１記載の破損し
た核燃料要素の燃焼度を推定する方法。 - （３）放射線強度の測定は、＾８＾５Ｋｒが崩壊すると
きに放出される５１４ＫｅＶのガンマー線および＾８＾
１Ｋｒが崩壊するときに放出される＾８＾１Ｂｒ（臭素
８１）のＫエックス線（１２ＫｅＶ）を計数することに
より行う請求項１記載の破損した核燃料要素の燃焼度を
推定する方法。 - （４）破損した核燃料要素から放出される不活性ガスを
捕集するための不活性ガス捕集装置と、捕集した不活性
ガスに含まれる放射性ガスが崩壊するときに放出される
放射線を検出するための放射線検出装置と、捕集した不
活性ガスをイオン化してその質量対電荷比（ｍ／ｅ）を
測定する質量分析型の不活性ガス分析装置とから構成さ
れることを特徴とする破損した核燃料要素の燃焼度を推
定する装置。 - （５）放射線検出装置はガンマー線およびエックス線を
計数するエネルギー分解型の放射線検出装置である請求
項４記載の破損した核燃料要素の燃焼度を推定する装置
。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1175458A JPH0341396A (ja) | 1989-07-10 | 1989-07-10 | 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP1175458A JPH0341396A (ja) | 1989-07-10 | 1989-07-10 | 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0341396A true JPH0341396A (ja) | 1991-02-21 |
Family
ID=15996422
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1175458A Pending JPH0341396A (ja) | 1989-07-10 | 1989-07-10 | 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0341396A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2858103A1 (fr) * | 2003-07-25 | 2005-01-28 | Framatome Anp | Procede d'estimation du nombre de crayons non-etanches presents dans des assemblages de combustible nucleaire, dispositif et support utilisable dans un ordinateur correspondants. |
| JP2011021923A (ja) * | 2009-07-14 | 2011-02-03 | Japan Atomic Energy Agency | 中性子照射量測定方法及び核燃料破損検出方法 |
| WO2024177719A1 (en) * | 2023-02-21 | 2024-08-29 | Terrapower, Llc | Method for online radioisotope measurement for failed fuel characterization in primary sodium systems |
-
1989
- 1989-07-10 JP JP1175458A patent/JPH0341396A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2858103A1 (fr) * | 2003-07-25 | 2005-01-28 | Framatome Anp | Procede d'estimation du nombre de crayons non-etanches presents dans des assemblages de combustible nucleaire, dispositif et support utilisable dans un ordinateur correspondants. |
| JP2011021923A (ja) * | 2009-07-14 | 2011-02-03 | Japan Atomic Energy Agency | 中性子照射量測定方法及び核燃料破損検出方法 |
| WO2024177719A1 (en) * | 2023-02-21 | 2024-08-29 | Terrapower, Llc | Method for online radioisotope measurement for failed fuel characterization in primary sodium systems |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Lehmann et al. | Non-destructive analysis of nuclear fuel by means of thermal and cold neutrons | |
| US5537450A (en) | On-line analysis of fuel integrity | |
| US4764335A (en) | Method and apparatus for diagnosing breached fuel elements | |
| US4617169A (en) | Measurement of radionuclides in waste packages | |
| Filliatre et al. | In vessel neutron instrumentation for sodium-cooled fast reactors: Type, lifetime and location | |
| CN109557575A (zh) | 一种中子多重性测量装置及其使用方法 | |
| JP2006512567A (ja) | Ｍｏｘ燃料棒を品質管理するための方法および装置 | |
| Akyurek et al. | Spent fuel interrogation using delayed fast neutron spectrum at Missouri University of Science and Technology Reactor | |
| MX2025009768A (es) | Metodo para medicion en linea de radioisotopos para caracterizacion de combustible averiado en sistemas de sodio primario | |
| JP3103361B2 (ja) | 原子燃料の燃焼度測定方法 | |
| CN209879001U (zh) | 一种中子多重性测量装置 | |
| JPH0341396A (ja) | 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置 | |
| US3842283A (en) | Method for determining the proportion of broken particles in the fuel compacts employed in high temperature reactors | |
| Ashok Kumar et al. | Localization of the failed fuel subassembly in fast breeder test reactor by the analysis of fission gases in cover gas | |
| Ducros et al. | Use of gamma spectrometry for measuring fission product releases during a simulated PWR severe accident: Application to the VERDON experimental program | |
| Nie et al. | Investigation of the fuel element damage monitoring technology in HTGRs and PWRs | |
| Remeikis et al. | Indirect assessment of 135Cs activity in the ventilation system of the Ignalina NPP RBMK-1500 reactor | |
| Xia et al. | Reactor Nuclear Measurements and Radiation Monitoring | |
| CN115390124B (zh) | 一种基于硅漂移探测器的放射性气体探测装置 | |
| Pan et al. | Estimation of burnup in Taiwan research reactor fuel pins by using nondestructive techniques | |
| Qin et al. | On-line detection of key radionuclides for fuel-rod failure in a pressurized water reactor | |
| Elder et al. | New post-irradiation examination techniques at Chalk River Laboratories: Gamma tomography and grain-boundary-inventory measurements on irradiated fuel | |
| JP2025008278A (ja) | 核燃料計測システム及び核燃料計測方法 | |
| Tonoike et al. | Power profile evaluation of the jco precipitation vessel based on the record of the gamma-ray monitor | |
| Winkler | On the influence of sample and target properties on the results of energy-dependent cross section measurements |