JPH0358077B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0358077B2 JPH0358077B2 JP58001011A JP101183A JPH0358077B2 JP H0358077 B2 JPH0358077 B2 JP H0358077B2 JP 58001011 A JP58001011 A JP 58001011A JP 101183 A JP101183 A JP 101183A JP H0358077 B2 JPH0358077 B2 JP H0358077B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- liquid metal
- metal coolant
- sampling
- pump
- outlet port
- 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.)
- Expired - Lifetime
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/022—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators
- G21C17/025—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator for monitoring liquid coolants or moderators for monitoring liquid metal coolants
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/07—Leak testing
-
- 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
- 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
【発明の詳細な説明】
本発明は、液体金属によつて冷却されている原
子炉の燃料ピンの被覆破損の発生を検査するため
の装置に係るものである。このような装置は、通
常「破損燃料検出装置」と呼ばれている。
子炉の燃料ピンの被覆破損の発生を検査するため
の装置に係るものである。このような装置は、通
常「破損燃料検出装置」と呼ばれている。
この題目への一般的なアプローチは冷却材サン
プリングパイプを（燃料の各組立体に１本ずつ）
用いることであつた。冷却材サンプリングパイプ
は選択弁のそれぞれのポートまで伸びており、弁
は摩擦シールを有する回転選択腕を有していて、
弁のポートに現われる冷却材を順次に測定するた
めにサンプリングパイプを選択する。英国特許明
細書1287536号がこのアプローチの例である。第
１のポンプがサンプリングパイプに沿つて冷却材
を引き、第２のポンプが遅延中性子カウンタまで
選択腕に沿つて冷却材を引くようになつている。
プリングパイプを（燃料の各組立体に１本ずつ）
用いることであつた。冷却材サンプリングパイプ
は選択弁のそれぞれのポートまで伸びており、弁
は摩擦シールを有する回転選択腕を有していて、
弁のポートに現われる冷却材を順次に測定するた
めにサンプリングパイプを選択する。英国特許明
細書1287536号がこのアプローチの例である。第
１のポンプがサンプリングパイプに沿つて冷却材
を引き、第２のポンプが遅延中性子カウンタまで
選択腕に沿つて冷却材を引くようになつている。
しかしなら、摩擦シールが弱点である。それが
破損すると、交換することが困難なサンプリング
システムの破損の因となる。
破損すると、交換することが困難なサンプリング
システムの破損の因となる。
本発明の目的は使用中擦れるシールが損傷する
ので、そのようなシールを必要としないサンプリ
ング装置を提供することにある。液体金属冷却材
内に燃料破損を示す生成物があれば、それを検知
するため順次に液体金属冷却材のサンプリングパ
イプを検査していく破損燃料検出装置に、本発明
に従つてサンプリングパイプ内の冷却材をパイプ
の出口点まで圧送するポンプとこれらの出口点を
順次に横切つていく、すなわち走査する回転コレ
クタとを設け、そして回転コレクタと出口点との
間に冷却材が横切ることができる間隙をあけて走
査できるようにパイプの出口点と回転コレクタと
を配置することによつて前記の目的を達成してい
る。
ので、そのようなシールを必要としないサンプリ
ング装置を提供することにある。液体金属冷却材
内に燃料破損を示す生成物があれば、それを検知
するため順次に液体金属冷却材のサンプリングパ
イプを検査していく破損燃料検出装置に、本発明
に従つてサンプリングパイプ内の冷却材をパイプ
の出口点まで圧送するポンプとこれらの出口点を
順次に横切つていく、すなわち走査する回転コレ
クタとを設け、そして回転コレクタと出口点との
間に冷却材が横切ることができる間隙をあけて走
査できるようにパイプの出口点と回転コレクタと
を配置することによつて前記の目的を達成してい
る。
以下に添附図面を参照して本発明を詳細に説明
する。
する。
図示の複数の（典型的には70本）のナトリウム
サンプリングパイプ１０はマルチダクトHALIP
（ヘリカル環状リニヤ誘導ポンプ）１１の環状室
を通過し、そこから垂直に開放端１０ｂまで伸び
ており、開放端１０ｂの下方に設けられている下
向きの出口ポート１０ａから液溜め１２内に放液
するようになつている。開放端１０ｂは出口ポー
ト１０ａに一定のヘツドを保つのに役立つてい
る。液溜め１２内には回転サンプリングユニツト
１３が浸漬されており、このユニツト１３は端を
閉じた垂直の回転管１４と、この管１４の内側に
設けられている選択パイプ１５と、管１４の閉じ
られた端によつて形成されている液槽内に浸漬さ
れた別のポンプ１６とを含んでいる。ポンプ１６
は、外側に流量計１８を設けたダクト１７を通し
て放液するようになつている。ダクト１７はサン
プル測定ポツト１９に接続され、ポツト１９は液
溜め１２内に放液するようになつているオーバー
フロー２０を有している。選択パイプ１５の口
は、間隙１５ａを保ちながらパイプ１０の出口ポ
ート１０ａ上を移動する。ナトリウムの液面は２
１で示してある。ナトリウム液面２１下に液源１
２からの出口２２が設けてある。この出口２２か
らのナトリウムが、燃料破損を表わす生成物に関
して監視できるのである。
サンプリングパイプ１０はマルチダクトHALIP
（ヘリカル環状リニヤ誘導ポンプ）１１の環状室
を通過し、そこから垂直に開放端１０ｂまで伸び
ており、開放端１０ｂの下方に設けられている下
向きの出口ポート１０ａから液溜め１２内に放液
するようになつている。開放端１０ｂは出口ポー
ト１０ａに一定のヘツドを保つのに役立つてい
る。液溜め１２内には回転サンプリングユニツト
１３が浸漬されており、このユニツト１３は端を
閉じた垂直の回転管１４と、この管１４の内側に
設けられている選択パイプ１５と、管１４の閉じ
られた端によつて形成されている液槽内に浸漬さ
れた別のポンプ１６とを含んでいる。ポンプ１６
は、外側に流量計１８を設けたダクト１７を通し
て放液するようになつている。ダクト１７はサン
プル測定ポツト１９に接続され、ポツト１９は液
溜め１２内に放液するようになつているオーバー
フロー２０を有している。選択パイプ１５の口
は、間隙１５ａを保ちながらパイプ１０の出口ポ
ート１０ａ上を移動する。ナトリウムの液面は２
１で示してある。ナトリウム液面２１下に液源１
２からの出口２２が設けてある。この出口２２か
らのナトリウムが、燃料破損を表わす生成物に関
して監視できるのである。
パイプ１０の内側も外側もナトリウムで濡れて
いるポンプ１１はナトリウムのサンプルを全ての
パイプ１０を通して流れさせ、これらのパイプ１
０は、（サンプルされているパイプを除いて）端
１０ｂ及び出口ポート１０ａから液溜め１２に、
次で出口２２から放液する。液溜め１２内のナト
リウムは、燃料ピンの破損を指示する生成物に関
して監視され；またポツト１９内のナトリウム
は、選択パイプ１５内へ冷却材を推進しつつある
サンプリングパイプ１０によつて、破損燃料ピン
の位置を指示する生成物に関して監視される。管
１４はステツプ状に或はなめらかに連続回転させ
てもよいし（例えば毎時３回転）、或は、１つの
特定パイプ１０の特別監視が必要と考えられる場
合には、そのパイプを監視するために静止させた
ままとしてもよい。
いるポンプ１１はナトリウムのサンプルを全ての
パイプ１０を通して流れさせ、これらのパイプ１
０は、（サンプルされているパイプを除いて）端
１０ｂ及び出口ポート１０ａから液溜め１２に、
次で出口２２から放液する。液溜め１２内のナト
リウムは、燃料ピンの破損を指示する生成物に関
して監視され；またポツト１９内のナトリウム
は、選択パイプ１５内へ冷却材を推進しつつある
サンプリングパイプ１０によつて、破損燃料ピン
の位置を指示する生成物に関して監視される。管
１４はステツプ状に或はなめらかに連続回転させ
てもよいし（例えば毎時３回転）、或は、１つの
特定パイプ１０の特別監視が必要と考えられる場
合には、そのパイプを監視するために静止させた
ままとしてもよい。
添附図面は本発明によるポンプ及び機械的サン
プリング弁機構を断面で図式的に示すものであ
る。 １０…サンプリングパイプ、１０ａ…出口ポー
ト、１１…HALIP（ヘリカル環状リニヤ誘導ポン
プ）、１２…液溜め、１３…回転サンプリングユ
ニツト、１４…回転管、１５…選択パイプ、１５
ａ…間隙、１６…HALIP、１７…ダクト、１８
…流量計、１９…サンプル測定ポツト、２０…オ
ーバーフロー、２１…液面、２２…出口。
プリング弁機構を断面で図式的に示すものであ
る。 １０…サンプリングパイプ、１０ａ…出口ポー
ト、１１…HALIP（ヘリカル環状リニヤ誘導ポン
プ）、１２…液溜め、１３…回転サンプリングユ
ニツト、１４…回転管、１５…選択パイプ、１５
ａ…間隙、１６…HALIP、１７…ダクト、１８
…流量計、１９…サンプル測定ポツト、２０…オ
ーバーフロー、２１…液面、２２…出口。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 液体金属冷却材により冷却する高速炉のため
の破損核燃料ピン検出装置において、 第１のポンプ１１はそのポンプから上方にのび
ている複数のサンプリングパイプ１０を通して液
体金属冷却材を圧送し、これらのサンプリングパ
イプ１０は開いた上方端１０ｂとこの上方端の下
方に出口ポート１０ａを有し、これらのサンプリ
ングパイプ１０の出口ポート１０ａから放出する
液体金属冷却材を受ける液溜め１２は、その中の
液体金属冷却材を放出する下方の放出出口２２を
有し、液溜め１２内を回動する直立収集管１４の
下方の端は閉じられており、そして収集管１４は
液体金属冷却材のための第２のポンプ１６を有
し、選択パイプ１５は収集管１４から前記の出口
ポート１０ａの近くにのびてその出口ポート１０
ａから液体金属冷却材を収集し、収集管１４の回
転により選択パイプ１５は各出口ポート１０ａへ
順次間隙をあけて向き合い、前記第２のポンプ１
６を配置した上方に伸びるダクト１７は収集管１
４内の液体金属冷却材をサンプリングポツト１９
へ放出し、このサンプリングポツト１９はその中
の液体金属冷却材を液溜め１２へ戻すためのオー
バーフロー２０を有し、流量計１８はダクト１７
内の液体金属冷却材の流量を検出し、それにより
燃料ピンの破損を指示する生成物を前記の放出出
口２２で監視でき、そしてサンプリングポツト１
９内の液体金属冷却材を監視して、出口ポート１
０ａに対する選択パイプ１５の位置から破損ピン
の位置を指示する生成物を検出することを特徴と
する破損核燃料ピン検出装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| GB593 | 1982-01-08 | ||
| GB8200593 | 1982-01-08 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58122494A JPS58122494A (ja) | 1983-07-21 |
| JPH0358077B2 true JPH0358077B2 (ja) | 1991-09-04 |
Family
ID=10527554
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58001011A Granted JPS58122494A (ja) | 1982-01-08 | 1983-01-07 | 破損核燃料ピン検出装置 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4565667A (ja) |
| EP (1) | EP0084409B1 (ja) |
| JP (1) | JPS58122494A (ja) |
| DE (1) | DE3363308D1 (ja) |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB8418692D0 (en) * | 1984-07-23 | 1984-08-30 | Nat Nuclear Corp Ltd | Failed fuel detection arrangements |
| US4808080A (en) * | 1986-07-22 | 1989-02-28 | Electric Power Research Institute | Flow coupler assembly for double-pool-type reactor |
| JP2655925B2 (ja) * | 1990-02-21 | 1997-09-24 | 三菱重工業株式会社 | 破損燃料検出装置 |
| US8330122B2 (en) | 2007-11-30 | 2012-12-11 | Honeywell International Inc | Authenticatable mark, systems for preparing and authenticating the mark |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3357891A (en) * | 1964-06-25 | 1967-12-12 | Atomenergi Ab | Nozzle device in flow tubes of a nuclear reactor of the boiling water type |
| DE1260136B (de) * | 1965-07-21 | 1968-02-01 | Basf Ag | Formmassen zur Herstellung selbstverloeschender Formkoerper |
| GB1156342A (en) * | 1965-11-12 | 1969-06-25 | Atomic Energy Authority Uk | Testing for Fuel Element Sheathing Failures in Nuclear Reactors |
| GB1237536A (en) * | 1967-08-14 | 1971-06-30 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to equipment for testing for nuclear reactor fuel element failure |
| US3733249A (en) * | 1971-11-02 | 1973-05-15 | Atomic Energy Commission | Method for detecting and monitoring a fuel element failure in a nuclear reactor |
| GB1413304A (en) * | 1972-04-26 | 1975-11-12 | Atomic Energy Authority Uk | Electromagnetic pumps |
| US3947318A (en) * | 1973-12-17 | 1976-03-30 | Ivan Ilich Zhuchkov | Liquid-metal-cooled reactor |
| FR2373788A1 (fr) * | 1976-12-09 | 1978-07-07 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de prelevement d'un liquide achemine par une pluralite de tubes |
| GB1556258A (en) * | 1977-03-23 | 1979-11-21 | Atomic Energy Authority Uk | Electromagnetic pumps |
| US4332639A (en) * | 1979-02-21 | 1982-06-01 | Electric Power Research Institute, Inc. | Failed element detection and location system and method for use in a nuclear reactor |
| US4412785A (en) * | 1981-03-19 | 1983-11-01 | Westinghouse Electric Corp. | Pumping apparatus |
-
1982
- 1982-12-13 US US06/449,526 patent/US4565667A/en not_active Expired - Fee Related
-
1983
- 1983-01-05 EP EP83300032A patent/EP0084409B1/en not_active Expired
- 1983-01-05 DE DE8383300032T patent/DE3363308D1/de not_active Expired
- 1983-01-07 JP JP58001011A patent/JPS58122494A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0084409A3 (en) | 1984-04-11 |
| US4565667A (en) | 1986-01-21 |
| DE3363308D1 (en) | 1986-06-12 |
| EP0084409A2 (en) | 1983-07-27 |
| EP0084409B1 (en) | 1986-05-07 |
| JPS58122494A (ja) | 1983-07-21 |
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