JPH0472200B2 - - Google Patents

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JPH0472200B2
JPH0472200B2 JP62317263A JP31726387A JPH0472200B2 JP H0472200 B2 JPH0472200 B2 JP H0472200B2 JP 62317263 A JP62317263 A JP 62317263A JP 31726387 A JP31726387 A JP 31726387A JP H0472200 B2 JPH0472200 B2 JP H0472200B2
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gas
radioactivity
fissile
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cover gas
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JP62317263A
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JPS63246700A (ja
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Shigeo Nomura
Shii Gurosu Kenii
Dei Bii Ranbaato Jon
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Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Original Assignee
Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
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Publication date
Application filed by Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan filed Critical Doryokuro Kakunenryo Kaihatsu Jigyodan
Publication of JPS63246700A publication Critical patent/JPS63246700A/ja
Publication of JPH0472200B2 publication Critical patent/JPH0472200B2/ja
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    • 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
    • G21C17/04—Detecting burst slugs
    • G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
    • 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

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  • 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】 ＜産業上の利用分野＞ 本発明は、一般的には原子炉炉心中における破
損燃料要素の存在を検出するためのシステムに関
するものであり、さらに詳しくは、原子炉内での
破損燃料要素の同定と状態オンラインで診断する
ための方法に関するものである。
＜発明の背景＞ 核分裂型原子炉の燃料はウラン235のような、
ウランの同位体からなるのが一般的である。原子
炉燃料は、濃縮ウランの水溶液等液体の場合もあ
るが、一般にはウラン酸化物、ウラン−プルトニ
ウム酸化物等セラミツクス又は金属ウランのよう
な固体である。固体燃料物質は板、ペレツト、ピ
ン等に加工され、通常燃料要素と呼ばれる集合部
品に組立てられる。ほとんどすべての固体燃料要
素は、燃料物質と原子炉冷却材との直接的な接触
を避けるため、保護コーテイング又は被覆管で包
まれる。被覆管は燃料要素の構造の一部とみなさ
れる。
燃料要素の運転によつて熱が発生し、この熱は
一般には、原子炉を通過する冷却材によつて奪わ
れる。冷却材は液体又は蒸気状態の水あるいはナ
トリウム又はナトリウム−カリウム混合物のよう
な液体金属である。冷却材は、被覆された燃料要
素と直接接触して通過する。従つて、健全な被覆
管は放射性燃料物質を冷却材から隔離又は分離す
る。しかし、被覆管が破損した場合には、冷却材
が直接燃料と接触する。そして放射性物質は冷却
材によつて冷却システム全体に運ばれ、全システ
ムを汚染するであろう。
放出される放射性物質には、少なくとも９種の
ガンマ線のみならず遅発中性子も放出する異なつ
た同位体が含まれる。こうした同位体、すなわち
遅発中性子放出核には、臭素、ヨウ素、テルル等
がある。遅発中性子放出核はいずれも液体ナトリ
ウム（冷却材）に溶解し、容易に冷却材と混ざる
ため、燃料被覆管の破損が発生すると冷却材中に
流れ出る。
従つて、原子炉の設計、運転に際し、燃料被覆
管の破損事象を考慮する必要がある。被覆管破損
事象の迅速で正確な診断ができれば、原子炉の運
転員は破損発生に対して正確に対応できるように
なる。破損した燃料の状態が正確に診断できれ
ば、原子炉プラント運転上のメリツトは大きい。
原子炉は予め決定された放射能の許容制限値に達
するまでは、破損燃料が存在する状態で安全に運
転される。許容制限値まで達しない場合には、原
子炉は次回の定期的燃料交換時期まで、安全に運
転できるであろう。さらに、破損燃料が安定か不
安定か正確に診断できるならば、原子炉運転員は
安定破損の場合には運転を継続、不安定破損の場
合には原子炉を停止することが可能になる。安定
な破損燃料の状態で原子炉の運転を継続すれば、
原子炉稼動率は飛躍的に向上するであろう。
従来、冷却材と混合する放射性元素は、
GLASS（ゲルマニウム−リチウム・アルゴンスキ
ヤニングシステム）のようなゲルマニウム−リチ
ウムガンマ線検出器、又は他の容易に利用可能な
検出システムによつて検知される。これらのシス
テムは原子炉のカバーガス中の放射能を検知する
のに用いられる。しかし従来これらのシステム
は、燃料破損の発生を知るために利用されてき
た。破損燃料いわゆる“ガスリーカー”の同定を
行なつた後には、カバーガス中の核分裂性ガスの
放射能は一般に原子炉浄化系、例えばEBR−
炉で使用されているCGCS（カバーガス浄化系）
によつて除去される。この系は原子炉カバーガス
の一部を断続的に抽出し極低温状態にして核分裂
性ガスを除去するものであり、燃料破損が生じた
場合でも原子炉の運転を継続するのに役立つ。し
かし、この系を作動させると、GLASSから得ら
れるガスデータに含まれる破損に関する情報を曖
味なものにしてしまう。
従つて、従来CGCSと連結させた遅発中性子シ
ステム（例えば米国特許第4415512号）さらには
燃料破損位置システム（例えば米国特許第
4495143号）等、破損燃料の同定と状態を監視す
るシステムを利用している。しかし、こうしたシ
ステムでは、破損燃料のタイプ（酸化物又は金
属）や燃焼度（高、低）等について非常に定性的
な情報しか得られない。
商業用液体金属炉において、破損燃料の継続運
転を実施する場合には、破損燃料のオンラインで
の同定と破損燃料の状態と進展に関する診断が不
可欠になろう。破損燃料の診断では、事象の進展
状況の信頼できる予測を含むべきである。
以上の観点から、本発明の１つの目的は、破損
燃料要素の破損程度を決定し、これによつてオン
ラインで破損燃料要素を診断することができる方
法を提供することである。
本発明のもう１つの目的は、破損燃料要素の破
損程度を決定し、さらに破損燃料要素の数を決定
することによつて、破損燃料要素を診断する方法
を提供することである。
本発明のさらにもう１つの目的は、破損燃料要
素の破損程度を決定し、破損燃料要素の数を決定
し、さらに破損燃料要素から放出されたガスの放
出モードを決定することによつて、破損燃料要素
を診断する方法を提供することである。
本発明のさらにもう１つの目的は、破損燃料要
素の破損程度を決定し、破損燃料要素の数を決定
し、破損燃料要素から放出されたガスの放出モー
ドを決定し、さらに燃料要素の破損機構を決定す
ることによつて、破損燃料要素を診断する方法を
提供することである。
本発明のその他の目的、利点および新規な特徴
は以下の説明から明らかとなるであろう。
＜発明の概要＞ 本発明の第１の発明は、被覆管をもつた複数本
の燃料要素を有する炉心と、カバーガスと、カバ
ーガスから核分裂性ガスの放射能を除去するため
のカバーガス浄化系とを備えた原子炉において使
用される破損燃料要素の診断方法であつて、カバ
ーガス中の核分裂性ガス放射能とカバーガス浄化
系によるカバーガス浄化率とを測定し、これらの
測定値を用いて下記式を解くことにより、測定さ
れた前記核分裂性ガス放射能に及ぼす前記カバー
ガス浄化系の影響を補正したガス放射能補正値を
求め、さらに前記ガス放射能補正値の時間微分値
を計算することによつて破損燃料要素から放射さ
れるガス放出値の単位時間当りの値を求め、これ
らにより破損燃料要素の破損の程度を決定する工
程からなる破損燃料要素の診断方法である： Pj＝dc／dt＋Cj（Xi＋XL＋XP） dc*／dt＝Pj−C* j（Xi＋XL） C* j+1＝［Pj−C* j（Xi＋XL）］dt＋C* j ここで dt：tjとtj+1における時間間隔 dc：時間間隔dtにおける核分裂性ガス同位体ｉの
放射能差、Cj+1−Cj Cj：tjにおける放射能 Xi：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 XL：カバーガス漏洩定数 Xp：カバーガス浄化率定数 dc*：カバーガス浄化系を運転しない場合のdtに
おける放射能差、C* j+1−C* j C* j：tjにおける放射能補正値。
本発明の第２の発明は、前記第１の発明に、破
損燃料要素を持つ特定の燃料集合体を同定し、同
定された燃料集合体の燃料要素１本当りのキセノ
ン133蓄積理論ガス放射能を計算し、特定の時間
間隔におけるカバーガス中の同位体キセノン133
の放出率を決定し、前記放出率と前記時間間隔と
カバーガス体積との積によつて前記時間間隔に破
損燃料要素から放出されたキセノン133ガス量を
計算し、複数の時間間隔における放出キセノン
133ガス量を加算して破損発生からの積算放出ガ
ス量を求め、前記積算放出ガス量を前記蓄積理論
ガス放射能で割算することによつて破損燃料要素
の数を決定する工程をさらに付加したものであ
る。
本発明の第３の発明は、前記第２の発明に、核
分裂性ガス同位体の放出率と生成率の比（Ｒ／
Ｂ）を下記式から計算し、log Xiの関数として
log Ｒ／Ｂの曲線をプロツトし、前記曲線の勾配
によつて破損燃料要素から放出される核分裂性ガ
スの放出モードを決定する工程をさらに付加した
ものである： ガス同位体クリプトン85m、クリプトン87、ク
リプトン88、キセノン135m、及びキセノン138に
対し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
／Xi）C* i｝（Xi＋Xd）／Xd ガス同位体キセノン133及びキセノン135に対し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
／Xi）C* i−fXi-1／XiC* 2｝（Xi＋Xd）／Xd ここで Ｖ：カバーガス体積 ｆ：分枝係数 Bi＝YijFjWj ここで Yij：同位体ｉの核分裂収率 Fj：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度 Wj：核分裂性同位元素ｊの重量。
本発明の第４の発明は、前記第３の発明に、破
損燃料要素からの遅発中性子信号を測定し、この
遅発中性子信号と前記log Ｒ／Ｂ−log Xi曲線の
勾配とを時間の関数としてプロツトすることによ
り破損燃料要素の破損機構を決定する工程をさら
に付加したものである。
＜実施例＞ 本発明の好ましい実施例を図面を参照して説明
する。
第１図は、原子炉システムを模式的に示す。原
子炉１０は格納容器１２を有し、容器の内には燃
料要素１４の複数本からなる炉心が位置してい
る。容器１２には液体ナトリウムで代表される冷
却材１６のプールがある。開口部１８により模式
的に示される燃料要素１４の被覆管の破損によつ
て放出される放射性同位元素２０は冷却材１６に
入り込む。
核分裂性ガス２０が破損した被覆管から炉心の
流動ナトリウム１６に放出される場合、ナトリウ
ムとの強制混合によつて核分裂性ガス気泡は十分
小さな寸法になり、核分裂性ガスの移行はガス原
子の移行とみなせるようになる。核分裂性ガス２
０はナトリウム層１６を上昇し、カバーガス２２
に入る。核分裂性ガスは、崩壊、カバーガス２２
の漏洩、ヨウ素及び臭素親核種のコールドトラツ
プ効果、ナトリウム中での保持、さらにはカバー
ガス浄化系の使用によつて失われる。前述のごと
く、カバーガス浄化系を使用することによつて、
破損燃料からの核分裂性ガスの放射能と破損状態
の関係を知るためのオンライン診断が困難にな
る。そうした関係を検討するためには、破損燃料
１４から放出された核分裂性ガスの検出器２６に
よる放射能測定値に及ぼすカバーガス浄化系２４
の影響を補正する必要がある。補正は核分裂性ガ
スの輸送に関する微分方程式を解くことによつて
計算できる。炉心部で放出された核分裂性ガスの
カバーガスへの移行を記述する微分方程式はSo
等（文献Trans.Am.Nuc.Soc.、27巻1977年11月）
によつて導出されている。計算では、検出系２６
によつて監視される核分裂性ガス同位体、親核
種、不安定娘核種、娘核種の生成と崩壊に対する
微分方程式の解を求める。検出系２６には、
EBR−で使用されてきたゲルマニウム−リチ
ウム・アルゴンスキヤニングシステムが適してい
る。
補正計算の方法を次に述べる。補正計算には一
次系ナトリウム１６からカバーガス２２への放射
性核分裂性ガス（FG）２０の移行と崩壊を扱つ
た方程式を用いる。カバーガス２２における同位
体生成項Pjは、時間間隔dtにおいて線形近似が成
立するとして、次式で与えられる。
Pj＝dc／dt＋Cj（Xi＋XL＋Xp） ……(1) ここで dt：tjとtj+1における時間間隔 dc：時間間隔dtにおける核分裂性ガス同位体ｉの
放射能差、Cj+1−Cj Cj：tjにおける放射能 Xi：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 XL：カバーガス漏洩定数 Xp：カバーガス浄化率定数 すなわちカバーガス浄化率／カバーガス体積
（Ｆ／Ｖ） OGCSカバーガス浄化系を運転しない場合、式
(1)は次式に書き換えられる。
dc*／dt＝Pj−C* j（Xi＋XL） ……(2) ここで dc*：OGCSを運転しない場合のdtにおける放射
能差 ＝C* j+1−C* j C* j：tjにおける放射能 従つて、tj+1における補正放射能C* j+1は式(1)で
得られるPjを用いて式(2)から得られる。
すなわち C* j+1 ＝［Pj−C* j（Xi＋XL）］dt＋C* j ……(3) 漏洩定数XLは、カバーガス２２の圧力を一定
に保つために必要とされるフレツシユアルゴンの
量を測定することによつて得られる。C* Oを繰返
し計算の初期条件tOにおける値COと定義する。カ
バーガス浄化率(F)は測定手段２８によつて決定さ
れる。自然崩壊定数はM.E.MeekとB.F.Ryderの
“Compilation of Fission Products Yields”
NEDO−12／56−２、1976から得られる。主要
な崩壊定数を第１表に示す。
第１表同位体 崩壊定数（Xi）１／ｓ Kr−85m 4.30×10-5 Kr−87 1.52×10-4 Kr−88 6.88×10-5 Xe−133 1.52×10-6 Xe−135m 7.55×10-4 Xe−135 2.10×10-5 Xe−138 8.14×10-4 CGCS２４を運転しない場合の核分裂性ガスの
補正放射能を得るには、データ収集・処理システ
ムを利用する。第２図は本発明を模式的に説明す
るものであり、第１図と同じ要素には同じ番号を
付してある。GLASS２６からの見掛けの核分裂
性ガス放射能出力はデータ収集・処理システム５
０で監視され、前述の式に従つてCGCS２４を運
転しない場合の核分裂性ガス放射能の補正値を計
算する。
小型計算機システム５０によつても計算できる
CGCS２４を運転しないとした場合の核分裂性ガ
スの補正放射能曲線の時間微分によつて、破損燃
料１４からそれぞれの時間において放出される核
分裂性ガス２０の瞬間的放出率のプロツトを得
る。これによつて予め存在していた特に半減期の
長いキセノン133やキセノン135等の同位体の放射
能を無視できるであろう。本発明の実施例では、
小型計算機システムはデータ収集・処理システム
５０から構成されている。
表示手段５２は、好ましくはプロツテイング手
段であるが、データ収集・処理システム５０から
の出力に呼応しており、真の核分裂性ガス放射能
と微分した核分裂性ガスの曲線のプロツトを表示
又はグラフ化する。従つて燃料１４からの僅かな
ガスの放出は瞬間的放出率を表わす微分核分裂性
ガス曲線を調べることによつて、容易に検出でき
るであろう。第３図は２種類の同位体の時間に対
する核分裂性ガス放射能の補正値を破線で、それ
らの微分値を実線で示す。これらの代表的曲線は
EBR−で実施された破損燃料継続照射試験で
得られたものである。
時間とともに原子炉カバーガス２２に放出され
る核分裂性ガス２０の量は、破損燃料の数と破損
機構の両者を推定するのに非常に有用な情報とな
る。適当な時間間隔において放出されたガスの量
は、真の放出率（同位体の生成項PjからGLASS
によつて測定されるバツクグランド生成項を差し
引いた値）と時間間隔とカバーガス体積の積で与
えられる。放出された放射能の時間に伴う積算
は、各時間間隔において放出されたガスの量を加
算することによつて得られる。この方法は、最も
半減期の長いキセノン133に適用できるものであ
り、得られた値は同位体崩壊の大きな補正を行な
うことなく、燃料に蓄積されたガスの放射能計算
値と直接比較できる。
燃料破損位置決めシステム３０、例えばタグガ
スシステムからの情報によつて、破損燃料要素を
持つ特定の燃料集合体の位置を決めることができ
る。従つて、小型計算機５０によつてタグガスシ
ステム３０からの出力と燃料と核分裂データを結
びつけ、破損燃料要素１４に蓄積されたキセノン
133の理論的核分裂性ガス放射能の値を決定する
ことができる。核分裂性ガスの積算放射能を燃料
内に元来蓄積されたキセノン133の放射能の理論
的計算値で割ることによつて、破損燃料要素の数
が出せる。この放射能計算値は、キセノン133の
主要核分裂元素（ウラン235、ウラン238、プルト
ニウム239）に対する核分裂収率が殆んど等しい
ことから、核分裂元素の種類に影響されない。
破損燃料からのガス放出は３種類のメカニズム
のうちの一つによつて生ずる。これら３種類のガ
ス放出モードを区分することは、破損燃料の診断
を行なう上で重要である。蓄積型ガス放出とは、
その名が示す通り、冷却材１６への内部蓄積ガス
の圧力差による放出である。蓄積ガスは大部分放
射平衡にあり、すべての放出において同じ同位体
組成を持つガスが出てくる。拡散型ガス放出は燃
料そのものの内部から出てくるものであり、その
速度は燃料内の同位体濃度勾配に支配される。リ
コイル放出は核分裂の瞬間に表面から自由に反跳
する核分裂生成原子の放出をいう。
放出率／生成率（Ｒ／Ｂ）の解析が、ガス放出
の三つのモードを区分するのに利用される。以下
に示すとおり、任意の時間間隔におけるlog（Ri／
Bi）のlogXiに対する勾配の最適近似値を求めれ
ば、ガス放出のタイプを知ることができる。単純
化した状態におけるRi／Bi比の式を三つのモード
のガス放出に対して以下に示す。
蓄積ガス放出： Ri／Bi ＝Xe［１−exp（−Xiｔ）］／Xi ……(4) 拡散型ガス放出： Ri／Bi＝３［Di／（Xia2）］1/2 ……(5) リコイルガス放出： Ri／Bi＝KSLiｄ／（4Wj） ……(6) ここで Xe：有効逃散係数 ｔ：照射時間 Di：拡散係数 ａ：燃料の等価球の半径 ｋ：ｋ印紙 Ｓ：幾何学的欠陥面積 Li：核分裂性ガス核種ｉのリコイル領域 ｄ：核分裂性物質の密度 Wj：燃料中の核分裂性同位体ｊの重量 これらの式は、定常状態においてRi／BiのXi依
存性が、蓄積ガス放出、拡散型ガス放出、リコイ
ルガス放出メカニズムのそれぞれについて、両対
数プロツトにおいて、−１、−1/2、０となること
を示している（リコイルガス放出に対する真の解
は僅かな負の値となる）。本解析ではナトリウム
１６からカバーガス２２へのFP同位体ｉの離脱
率Riを次の式で定義する。
Ri＝［ni］Na（Xd） ……(7) ここで ［ni］Na：ナトリウム中の同位体ｉの原子数 Xd：離脱定数 Riは核分裂性ガスの輸送の微分方程式にCGCS
運転を補正した放射能Ｃと微分値dc／dtを入れ小
型計算機５０によつて次のとおりに求められる。
クリプトン85m、クリプトン87、クリプトン
88、キセノン135m、及びキセノン138に対し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
／Xi）C* i｝（Xi＋Xd）／Xd……(8) キセノン133及びキセノン135に対し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
／Xi）C* i−fXi-1／XiC* 2｝（Xi＋Xd）／Xd……(9) ここに ｆ：分枝係数（親核種が２個以上の崩壊を生じた
時の同位体ｉの割合） Ｖ：カバーガス体積 測定されたカバーガス放射能の変化によつて放
出率を定義すれば、ヨウ素及び臭素先行核のコー
ルドトラツプによる捕獲、固体先行核の崩壊によ
る複雑な過程をモデル化して解析的に解くことを
しなくてよい。燃料中における同位体ｉの生成率
は、次式で与えられる。
Bi＝YijFjWj ……(10) ここに Yij：同位元素ｉの核分裂収率、 Fj：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度、 核分裂速度Fjは、原子炉出力検出手段３２によ
つて測定される炉出力から決定できる。
このようにして、原子炉の運転員はプロツテイ
ング手段５２によつて書かれたＲ／Ｂ曲線のグラ
フを眺めることによつて、破損燃料から放出され
るガスのタイプを決定できる。
時間に対する破損燃料からの核分裂性ガスの放
出特性の変化を、さらに見やすくするために、小
型計算機５０の出力をlogR／Ｂ−logXi−時間の
三次元曲面としてプロツトすることができる。三
次元プロツトの代表例を、蓄積ガス放出に対し第
４図、拡散型ガス放出に対し第５図、リコイルガ
ス放出に対し第６図にそれぞれ示す。これらの図
はEBR−における破損燃料継続実験で得られ
た。ガス放出挙動の曲面マツプのこれら代表図に
おいて、Ｘ−Ｙ面が完全にフラツトな曲面の場合
は核分裂性ガスのリコイル放出のみに対応する。
プロツトの後方に対し45°の勾配をもつくさび型
の山は純粋な蓄積ガス放出を表わす。そして30°
の勾配は燃料１４からの核分裂性ガスの純粋な拡
散型放出を表わす。
本発明のもう１つの好ましい実施例として、こ
の破損燃料診断システムはさらに遅発中性子検出
手段３４、好ましくは３連遅発中性子検出計を含
むことができる。遅発中性子検出手段３４からの
出力は、小型計算機５０によつて監視される。遅
発中性子検出手段３４からの小型計算機５０の出
力はプロツテイング手段５２によつてグラフ化さ
れる。遅発中性子信号は本発明の診断システムか
らの出力と組合せることによつて、破損燃料の状
態を分析するための有用な情報となる。核分裂性
ガス放出と遅発中性子放出との時間的隔りは、破
損タイプによつて変化する。ピンホール型破損の
場合、最初のガス放出から最初の遅発中性子信号
までの経過時間は、より厳しい破損の場合の経過
時間より圧倒的に長い。ピンホール型破損の場
合、破損燃料内のガスが完全にピンホールを通し
て抜けて減圧状態になつて初めてナトリウムが燃
料内に入り、燃料と接触するにおよび遅発中性子
信号が発生する。より厳しい破損の場合、燃料表
面は流動ナトリウムに容易に曝される。EBR−
の破損燃料継続試験で得られた典型的な時間間
隔は、ピンホール型破損で約900時間、厳しい破
損で僅か20時間であつた。さらに上部溶接欠陥型
の破損に対し、蓄積ガスの放出が少なくとも１サ
イクル運転の間、遅発中性子信号が全く増加する
ことなく続く。従つて、原子炉運転員は本発明を
利用することによつて、燃料のカラム部破損と上
部溶接破損を区別することができる。
燃料が一次系のナトリウムに曝され、遅発中性
子先行核が破損燃料から放出される場合、放出ガ
スはリコイル型になる。しかし、ナトリウムが破
損燃料内に侵入し未反応の燃料表面と接触した場
合、ガス状の核分裂生成物が固体の遅発中性子先
行核よりもナトリウム中に容易にリコイル放出さ
れる。従つてリコイル型のガス曲面に対して、核
分裂性ガスの放出がまず先行し、その後遅発中性
子信号の急激な立ち上がりが生ずる。原子炉の運
転員は、リコイルガス放出の最初の指示信号によ
つて遅発中性子信号の増加を予測し、その後の遅
発中性子信号の立ち上がりを見て、必要に応じ炉
を停止するための準備をすることができる。
Ｒ／Ｂ−Xi曲線の勾配は遅発中性子信号と組合
せると、破損それ自体の安定性を判断するのにも
有用となる。
Ｒ／Ｂ曲線の勾配が、リコイル型のガス放出が
支配的であり、遅発中性子放出が第７図に示すよ
うに変動しない場合、破損部は安定で穏やかな状
態を維持している。しかし、曲面が不規則に突然
変化する第８図のような場合は不安定な破損状
態、例えば複数の脆性的クラツクの発生を示す。
前図で示したとおり、遅発中性子信号は、原子炉
の運転員が容易に出力データの組合せを目で見て
解析できるよう他の出力グラフに重ね合わせて用
いられる。
小型計算機又は他の計算手段には種々のシステ
ムの出力を解釈し、原子炉の運転を停止するが継
続するかを指示する出力信号を出すためのプログ
ラムが予め組込まれる。
以上説明したように、本発明は原子炉における
破損燃料の状態を診断するための方法を提供する
ものである。核分裂性ガス検出手段２６の出力及
びカバーガス浄化系の浄化率測定手段２８の出力
は、小型計算機５０によつて監視される。小型計
算機５０は検出手段２６によつて測定される核分
裂性ガスの放射能に及ぼすカバーガス浄化系の影
響を、一連の微分方程式を解くことによつて補正
する。小型計算機５０はさらに各測定同位体ごと
に時間の関数として核分裂性ガスの放射能補正値
の微分値を計算する。
プロツテイング手段５２は、破損燃料からの核
分裂性ガスの瞬間的な放出率を表わす核分裂性ガ
スの補正放射能の微分曲線をグラフ化する。本発
明ではさらに破損燃料同定手段３０を、その出力
を小型計算機５０で監視することによつて利用す
る。同定手段３０の出力は、小型計算機で利用で
きる燃料と核分裂データと組合せ、カバーガス２
２に放出されるガスの積算値を計算するのに利用
される。核分裂性ガスの放出のタイプは、Ｒ／Ｂ
とXiの関係をプロツトし、その曲線の勾配を求め
ることによつて決定される。遅発中性子信号検出
手段３４は、さらに破損燃料の安定度合を決定す
るのに利用される。
＜発明の効果＞ 上述したような本発明によれば、単位時間当り
に破損燃料要素から放出される核分裂性ガス放射
能を、カバーガス浄化系の影響を補正した値とし
て測定することができ、これによつて破損燃料要
素の破損の程度を正確に、要すればオンラインで
診断することが可能となる。
さらに、本発明の好ましい実施態様において
は、上記した破損燃料の破損程度の測定に加えて
さらに、破損燃料要素の数や、破損燃料要素から
のガス放出モードや、燃料要素の破損機構も決定
することができるから、破損燃料要素の総合的な
診断が可能になり、原子炉の運転を継続するか、
停止するかの判定を正確かつ迅速に行うことがで
きる。
本発明を液体金属炉に適用した場合について述
べてきたが、適当な修正によつて軽水炉に対して
も本発明は適用できることは、当業者であれば理
解できるであろう。
本発明の好ましい実施例に関するこれまでの記
述は説明を目的としたものであり、本発明を余す
ところなく記述したものではなく、本発明の記述
された通りの形式に限定することを意図していな
い。従つて、上述した教示に照らして多くの修正
や変更が可能である。
上述の実施例は、発明の諸原理とその実用的な
応用例をより良く説明するために選定し記述した
ものであつて、これによつて当業者が種々の実施
例において本発明を最良の方法で利用でき、また
意図する特別な用途に適するようにその他の修正
を付け加えて本発明を利用できるようにしたもの
である。本発明の範囲は、特許請求の範囲によつ
て特定される。
【図面の簡単な説明】
第１図は本発明の破損燃料診断システムを備え
た原子炉の模式図；第２図は本発明の破損燃料診
断システムの模式図；第３図は補正された核分裂
性ガスの放射能及び放射能微分値の時間に対する
代表的曲線；第４図は燃料内蓄積ガス放出の代表
的三次元曲線；第５図は拡散性ガス放出の代表的
三次元曲線；第６図はリコイル型ガス放出の代表
的三次元曲線；第７図はリコイル型の優先的ガス
放出と関連する遅発中性子放出の典型的グラフ；
第８図は不安定な破損状態に関連する不規則的、
突発的表面変化の典型的グラフである。 １０……原子炉、１２……格納容器、１４……
燃料要素、１６……冷却材、２０……放射性同位
元素（核分裂性ガス）、２２……カバーガス、２
４……カバーガス浄化系、２６……核分裂性ガス
検出器、３０……タグガスシステム、３２……原
子炉出力検出装置、３４……遅発中性子検出装
置、５０……データ収集・処理装置、５２……表
示装置。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 １ 被覆管をもつた複数本の燃料要素を有する炉
    心と、カバーガスと、カバーガスから核分裂性ガ
    スの放射能を除去するためのカバーガス浄化系と
    を備えた原子炉において使用される破損燃料要素
    の診断方法であつて、 カバーガス中の核分裂性ガス放射能とカバーガ
    ス浄化系によるカバーガス浄化率とを測定し、こ
    れらの測定値を用いて下記式を解くことにより、
    測定された前記核分裂性ガス放射能に及ぼす前記
    カバーガス浄化系の影響を補正したガス放射能補
    正値を求め、さらに前記ガス放射能補正値の時間
    微分値を計算することによつて破損燃料要素から
    放射されるガス放出値の単位時間当りの値を求
    め、これらにより破損燃料要素の破損の程度を決
    定する工程： Pj＝dc／dt＋Cj（Xi＋XL＋XP） dc*／dt＝Pj−C* j（Xi＋XL） C* j+1＝［Pj−C* j（Xi＋XL）］dt＋C* j ここで dt：tjとtj+1における時間間隔 dc：時間間隔dtにおける核分裂性ガス同位体ｉの
    放射能差、Cj+1−Cj Cj：tjにおける放射能 Xi：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 XL：カバーガス漏洩定数 Xp：カバーガス浄化率定数 dc*：カバーガス浄化系を運転しない場合のdtに
    おける放射能差、C* j+1−C* j C* j：tjにおける放射能補正値、 からなることを特徴とする破損燃料要素の診断方
    法。 ２ 被覆管をもつた複数本の燃料要素を有する炉
    心と、カバーガスと、カバーガスから核分裂性ガ
    スの放射能を除去するためのカバーガス浄化系と
    を備えた原子炉において使用される破損燃料要素
    の診断方法であつて、 (a) カバーガス中の核分裂性ガス放射能とカバー
    ガス浄化系によるカバーガス浄化率とを測定
    し、これらの測定値を用いて下記式を解くこと
    により、測定された前記核分裂性ガス放射能に
    及ぼす前記カバーガス浄化系の影響を補正した
    ガス放射能補正値を求め、さらに前記ガス放射
    能補正値の時間微分値を計算することによつて
    破損燃料要素から放射されるガス放出値の単位
    時間当りの値を求め、これらにより破損燃料要
    素の破損の程度を決定する工程： Pj＝dc／dt＋Cj（Xi＋XL＋XP） dc*／dt＝Pj−C* j（Xi＋XL） C* j+1＝［Pj−C* j（Xi＋XL）］dt＋C* j ここで dt：tjとtj+1における時間間隔 dc：時間間隔dtにおける核分裂性ガス同位体ｉ
    の放射能差、Cj+1−Cj Cj：tjにおける放射能 Xi：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 XL：カバーガス漏洩定数 Xp：カバーガス浄化率定数 dc*：カバーガス浄化系を運転しない場合のdt
    における放射能差、C* j+1−C* j C* j：tjにおける放射能補正値、 および (b) 破損燃料要素を持つ特定の燃料集合体を同定
    し、同定された燃料集合体の燃料要素１本当り
    のキセノン133蓄積理論ガス放射能を計算し、
    特定の時間間隔におけるカバーガス中の同位体
    キセノン133の放出率を決定し、前記放出率と
    前記時間間隔とカバーガス体積との積によつて
    前記時間間隔に破損燃料要素から放出されたキ
    セノン133ガス量を計算し、複数の時間間隔に
    おける放出キセノン133ガス量を加算して破損
    発生からの積算放出ガス量を求め、前記積算放
    出ガス量を前記蓄積理論ガス放射能で割算する
    ことによつて破損燃料要素の数を決定する工
    程、 からなることを特徴とする破損燃料要素の診断方
    法。 ３ 被覆管をもつた複数本の燃料要素を有する炉
    心と、カバーガスと、カバーガスから核分裂性ガ
    スの放射能を除去するためのカバーガス浄化系と
    を備えた原子炉において使用される破損燃料要素
    の診断方法であつて、 (a) カバーガス中の核分裂性ガス放射能とカバー
    ガス浄化系によるカバーガス浄化率とを測定
    し、これらの測定値を用いて下記式を解くこと
    により、測定された前記核分裂性ガス放射能に
    及ぼす前記カバーガス浄化系の影響を補正した
    ガス放射能補正値を求め、さらに前記ガス放射
    能補正値の時間微分値を計算することによつて
    破損燃料要素から放出されるガス放出値の単位
    時間当りの値を求め、これらにより破損燃料要
    素の破損の程度を決定する工程： Pj＝dc／dt＋Cj（Xi＋XL＋XP） dc*／dt＝Pj−C* j（Xi＋XL） C* j+1＝［Pj−C* j（Xi＋XL）］dt＋C* j ここで dt：tjとtj+1における時間間隔 dc：時間間隔dtにおける核分裂性ガス同位体ｉ
    の放射能差、Cj+1−Cj Cj：tjにおける放射能 Xi：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 XL：カバーガス漏洩定数 Xp：カバーガス浄化率定数 dc*：カバーガス浄化系を運転しない場合のdt
    における放射能差、C* j+1−C* j C* j：tjにおける放射能補正値、 (b) 破損燃料要素を持つ特定の燃料集合体を同定
    し、同定された燃料集合体の燃料要素１本当り
    のキセノン133蓄積理論ガス放射能を計算し、
    特定の時間間隔におけるカバーガス中の同位体
    キセノン133の放出率を決定し、前記放出率と
    前記時間間隔とカバーガス体積との積によつて
    前記時間間隔に破損燃料要素から放出されたキ
    セノン133ガス量を計算し、複数の時間間隔に
    おける放出キセノン133ガス量を加算して破損
    発生からの積算放出ガス量を求め、前記積算放
    出ガス量を前記蓄積理論ガス放射能で割算する
    ことによつて破損燃料要素の数を決定する工
    程、 および (c) 核分裂性ガス同位体の放出率と生成率の比
    （Ｒ／Ｂ）を下記式から計算し、log Xiの関数
    としてlog Ｒ／Ｂの曲線をプロツトし、前記曲
    線の勾配によつて破損燃料要素から放出される
    核分裂性ガスの放出モードを決定する工程： ガス同位体クリプトン85m、クリプトン87、
    クリプトン88、キセノン135m、及びキセノン
    138に対し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
    ／Xi）C* i｝（Xi＋Xd）／Xd ガス同位体キセノン133及びキセノン135に対
    し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
    ／Xi）C*−fXi-1／XiC* 2｝（Xi＋Xd）／Xd ここで Ｖ：カバーガス体積 ｆ：分枝係数 Bi＝YijFjWj ここで Yij：同位体ｉの核分裂収率 Fj：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度 Wj：核分裂性同位元素ｊの重量、 からなることを特徴とする破損燃料要素の診断方
    法。 ４ 被覆管をもつた複数本の燃料要素を有する炉
    心と、カバーガスと、カバーガスから核分裂性ガ
    スの放射能を除去するためのカバーガス浄化系と
    を備えた原子炉において使用される破損燃料要素
    の診断方法であつて、 (a) カバーガス中の核分裂性ガス放射能とカバー
    ガス浄化系によるカバーガス浄化率とを測定
    し、これらの測定値を用いて下記式を解くこと
    により、測定された前記核分裂性ガス放射能に
    及ぼす前記カバーガス浄化系の影響を補正した
    ガス放射能補正値を求め、さらに前記ガス放射
    能補正値の時間微分値を計算することによつて
    破損燃料要素から放出されるガス放出値の単位
    時間当りの値を求め、これらにより破損燃料要
    素の破損の程度を決定する工程： Pj＝dc／dt＋Cj（Xi＋XL＋XP） dc*／dt＝Pj−C* j（Xi＋XL） C* j+1＝［Pj−C* j（Xi＋XL）］dt＋C* j ここで dt：tjとtj+1における時間間隔 dc：時間間隔dtにおける核分裂性ガス同位体ｉ
    の放射能差、Cj+1−Cj Cj：tjにおける放射能 Xi：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 XL：カバーガス漏洩定数 Xp：カバーガス浄化率定数 dc*：カバーガス浄化系を運転しない場合のdt
    における放射能差、C* j+1−C* j C* j：tjにおける放射能補正値、 (b) 破損燃料要素を持つ特定の燃料集合体を同定
    し、同定された燃料集合体の燃料要素１本当り
    のキセノン133蓄積理論ガス放射能を計算し、
    特定の時間間隔におけるカバーガス中の同位体
    キセノン133の放出率を決定し、前記放出率と
    前記時間間隔とカバーガス体積との積によつて
    前記時間間隔に破損燃料要素から放出されたキ
    セノン133ガス量を計算し、複数の時間間隔に
    おける放出キセノン133ガス量を加算して破損
    発生からの積算放出ガス量を求め、前記積算放
    出ガス量を前記蓄積理論ガス放射能で割算する
    ことによつて破損燃料要素の数を決定する工
    程、 (c) 核分裂性ガス同位体の放出率と生成率の比
    （Ｒ／Ｂ）を下記式から計算し、log Xiの関数
    としてlog Ｒ／Ｂの曲線をプロツトし、前記曲
    線の勾配によつて破損燃料要素から放出される
    核分裂性ガスの放出モードを決定する工程： ガス同位体クリプトン85m、クリプトン87、
    クリプトン88、キセノン135m、及びキセノン
    138に対し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
    ／Xi）C* i｝（Xi＋Xd）／Xd ガス同位体キセノン133及びキセノン135に対
    し Ri＝37V｛１／Xi dc* i／dt＋（Xi＋XL
    ／Xi）C* i−fXi-1／XiC* 2｝（Xi＋Xd）／Xd ここで Ｖ：カバーガス体積 ｆ：分枝係数 Bi＝YijFjWj ここで Yij：同位体ｉの核分裂収率 Fj：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度 Wj：核分裂性同位元素ｊの重量、 および (d) 破損燃料要素からの遅発中性子信号を測定
    し、この遅発中性子信号と前記log Ｒ／Ｂ−
    log Xi曲線の勾配とを時間の関数としてプロ
    ツトすることにより破損燃料要素の破損機構を
    決定する工程、 からなることを特徴とする破損燃料要素の診断方
    法。
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