JPH056679B2 - - Google Patents
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- JPH056679B2 JPH056679B2 JP59160577A JP16057784A JPH056679B2 JP H056679 B2 JPH056679 B2 JP H056679B2 JP 59160577 A JP59160577 A JP 59160577A JP 16057784 A JP16057784 A JP 16057784A JP H056679 B2 JPH056679 B2 JP H056679B2
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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)
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は原子炉の核燃料棒の破損をカバーガス
中の希ガス性核分裂生成物を測定することにより
検出する核燃料棒破損検出装置に関する。
中の希ガス性核分裂生成物を測定することにより
検出する核燃料棒破損検出装置に関する。
一般に高速増殖炉において核燃料棒が破損する
と、その破損箇所から希ガス性核分裂生成ガスで
ある放射化されたキセノンやクリプトンが漏出
し、原子炉容器内に充填されている不活性のアル
ゴンカバーガス中に混入する。従つて、このカバ
ーガスを炉外に取出し、その中に希ガス性核分裂
生成物が含まれているか否かを調べることにより
核燃料棒の破損を間接的に知ることができる。こ
のような核燃料棒破損検出装置は原子炉安全計装
の強化の観点から検出感度の向上による核燃料棒
の微少破損の検知が望まれており、最近では活性
炭による希ガス性核分裂生成物の吸着濃縮効果を
利用した核燃料棒破損検出装置が開発されてい
る。
と、その破損箇所から希ガス性核分裂生成ガスで
ある放射化されたキセノンやクリプトンが漏出
し、原子炉容器内に充填されている不活性のアル
ゴンカバーガス中に混入する。従つて、このカバ
ーガスを炉外に取出し、その中に希ガス性核分裂
生成物が含まれているか否かを調べることにより
核燃料棒の破損を間接的に知ることができる。こ
のような核燃料棒破損検出装置は原子炉安全計装
の強化の観点から検出感度の向上による核燃料棒
の微少破損の検知が望まれており、最近では活性
炭による希ガス性核分裂生成物の吸着濃縮効果を
利用した核燃料棒破損検出装置が開発されてい
る。
この種の核燃料棒破損検出装置は原子炉容器内
のカバーガスを活性炭が充填されている容器内に
サンプリングし、カバーガス中の希ガス性核分裂
生成物を活性炭中に吸着濃縮して、濃縮された希
ガス性核分裂生成物が放出するγ線をゲルマニウ
ム検出器等で測定することにより核燃料棒破損の
有無を検知するように構成されている。
のカバーガスを活性炭が充填されている容器内に
サンプリングし、カバーガス中の希ガス性核分裂
生成物を活性炭中に吸着濃縮して、濃縮された希
ガス性核分裂生成物が放出するγ線をゲルマニウ
ム検出器等で測定することにより核燃料棒破損の
有無を検知するように構成されている。
しかしながら、このような従来の核燃料棒破損
検出装置にあつては、希ガス性核分裂生成物のγ
線測定の際にバツクグラウンド核種として検出さ
れるアルゴン41核種の取扱いが問題となつてい
た。このアルゴン41核種はカバーガスであるアル
ゴンの放射化により生成され、原子炉運転時には
常時カバーガス中に存在する。また、この核種は
半減期が比較的長く、希ガス性核分裂生成物が放
出する主要なγ線領域（80KeV〜250KeV）より
格段に高いエネルギーのγ線（1300KeV）を放
出し、さらにアルゴンガスが活性炭に吸着濃縮さ
れることから希ガス性核分裂生成物と共に活性炭
中に存在してしまう。このためアルゴン41核種の
放出γ線によるコンプトン・バツクグラウンド存
在下で希ガス性核分裂生成物の低エネルギーγ線
を測定することになり、効率的な測定が行なえ
ず、効果的な検出感度の向上が期待できなかつ
た。
検出装置にあつては、希ガス性核分裂生成物のγ
線測定の際にバツクグラウンド核種として検出さ
れるアルゴン41核種の取扱いが問題となつてい
た。このアルゴン41核種はカバーガスであるアル
ゴンの放射化により生成され、原子炉運転時には
常時カバーガス中に存在する。また、この核種は
半減期が比較的長く、希ガス性核分裂生成物が放
出する主要なγ線領域（80KeV〜250KeV）より
格段に高いエネルギーのγ線（1300KeV）を放
出し、さらにアルゴンガスが活性炭に吸着濃縮さ
れることから希ガス性核分裂生成物と共に活性炭
中に存在してしまう。このためアルゴン41核種の
放出γ線によるコンプトン・バツクグラウンド存
在下で希ガス性核分裂生成物の低エネルギーγ線
を測定することになり、効率的な測定が行なえ
ず、効果的な検出感度の向上が期待できなかつ
た。
本発明はこのような問題を解決するためになさ
れたもので、その目的とするところはカバーガス
の放射化により生成されるバツクグラウンド核種
であるアルゴン41核種を確実に低減でき、Ｓ／Ｎ
比の高い状態で活性炭中の希ガス性核分裂生成物
の放出γ線を測定できる検出感度の高い核燃料棒
破損検出装置を提供することにある。
れたもので、その目的とするところはカバーガス
の放射化により生成されるバツクグラウンド核種
であるアルゴン41核種を確実に低減でき、Ｓ／Ｎ
比の高い状態で活性炭中の希ガス性核分裂生成物
の放出γ線を測定できる検出感度の高い核燃料棒
破損検出装置を提供することにある。
本発明は上記の目的を達成するために、活性炭
の吸着保持時間を利用して活性炭中のアルゴン41
核種をガスパージにより分離除去する手段と、ア
ルゴン41核種の放出γ線を測定する専用の放射線
検出器とを設け、バツクグラウンド放射能レベル
の監視測定を行ないながらアルゴン41核種がガス
パージにより確実に分離除去されたことを確認し
た後、希ガス性核分裂生成物の放出γ線を測定す
るようにしたものである。
の吸着保持時間を利用して活性炭中のアルゴン41
核種をガスパージにより分離除去する手段と、ア
ルゴン41核種の放出γ線を測定する専用の放射線
検出器とを設け、バツクグラウンド放射能レベル
の監視測定を行ないながらアルゴン41核種がガス
パージにより確実に分離除去されたことを確認し
た後、希ガス性核分裂生成物の放出γ線を測定す
るようにしたものである。
以下本発明の実施例を図面を参照して説明す
る。
る。
第１図は本発明の一実施例を示す核燃料棒破損
検出装置の概略構成図で、図中１は原子炉容器を
示し、この原子炉容器１内にた多数の核燃料棒
（図示せず）を装荷してなる炉心２が収容されて
いる。原子炉容器１の上端開口部は遮蔽プラグ３
で遮蔽されており、この遮蔽プラグ３と冷却材４
（液体ナトリウム）の液面との間の空間部には不
活性のカバーガス５（アルゴンガス）が充填され
ている。また、上記カバーガス空間部にはサンプ
リング配管６の一端が遮蔽プラグ３を貫通して外
部より導入されている。このサンプリング配管６
は制御バルブ７Ａを介して鉛コリメータ８内に設
けられたサンプリング容器９に接続されている。
このサンプリング容器９内には活性炭１０が一定
量充填されており、外周には活性炭脱着用の脱着
ヒータ１１が装着されている。また、サンプリン
グ容器９の近傍には活性炭１０中のアルゴン41核
種より放出される高エネルギーγ線（1300KeV）
を高効率で検出する高エネルギー放射線検出器１
２Ａ（例えばNaI（Tl）検出器）と、活性炭１０中
の希ガス性核分裂生成物より放出される低エネル
ギーγ線を高効率で検出する低エネルギー放射線
検出器１２Ｂ（例えばプレーナ型ゲルマニウム検
出器）とが設置されている。上記高エネルギー放
射線検出器１２Ａは測定回路１３Ａを介して制御
回路１４に接続されており、活性炭１０中のアル
ゴン41核種の放射能レベルをモニタできるように
なつている。上記低エネルギー放射線検出器１２
Ｂは測定回路１３Ｂを介して核燃料棒破損判定回
路１５に接続され、この判定回路１５には核燃料
破損表示回路１６が接続されている。
検出装置の概略構成図で、図中１は原子炉容器を
示し、この原子炉容器１内にた多数の核燃料棒
（図示せず）を装荷してなる炉心２が収容されて
いる。原子炉容器１の上端開口部は遮蔽プラグ３
で遮蔽されており、この遮蔽プラグ３と冷却材４
（液体ナトリウム）の液面との間の空間部には不
活性のカバーガス５（アルゴンガス）が充填され
ている。また、上記カバーガス空間部にはサンプ
リング配管６の一端が遮蔽プラグ３を貫通して外
部より導入されている。このサンプリング配管６
は制御バルブ７Ａを介して鉛コリメータ８内に設
けられたサンプリング容器９に接続されている。
このサンプリング容器９内には活性炭１０が一定
量充填されており、外周には活性炭脱着用の脱着
ヒータ１１が装着されている。また、サンプリン
グ容器９の近傍には活性炭１０中のアルゴン41核
種より放出される高エネルギーγ線（1300KeV）
を高効率で検出する高エネルギー放射線検出器１
２Ａ（例えばNaI（Tl）検出器）と、活性炭１０中
の希ガス性核分裂生成物より放出される低エネル
ギーγ線を高効率で検出する低エネルギー放射線
検出器１２Ｂ（例えばプレーナ型ゲルマニウム検
出器）とが設置されている。上記高エネルギー放
射線検出器１２Ａは測定回路１３Ａを介して制御
回路１４に接続されており、活性炭１０中のアル
ゴン41核種の放射能レベルをモニタできるように
なつている。上記低エネルギー放射線検出器１２
Ｂは測定回路１３Ｂを介して核燃料棒破損判定回
路１５に接続され、この判定回路１５には核燃料
破損表示回路１６が接続されている。
また、前記サンプリング配管６には制御バルブ
７Ｂを介して清純アルゴンガス供給系１７が分岐
して接続され、サンプリング容器９内に清純アル
ゴンガスを供給できるようになつている。なお、
サンプリング容器９には排気配管１８が制御バル
ブ７Ｃを介して接続されている。また、上記制御
バルブ７Ａ，７Ｂ，７Ｃ、脱着ヒータ１１、およ
び測定回路１３Ｂは制御回路１４からの指令によ
り動作するようになつている。
７Ｂを介して清純アルゴンガス供給系１７が分岐
して接続され、サンプリング容器９内に清純アル
ゴンガスを供給できるようになつている。なお、
サンプリング容器９には排気配管１８が制御バル
ブ７Ｃを介して接続されている。また、上記制御
バルブ７Ａ，７Ｂ，７Ｃ、脱着ヒータ１１、およ
び測定回路１３Ｂは制御回路１４からの指令によ
り動作するようになつている。
次にこのように構成された本実施例の作用を説
明する。まず制御回路１４からの指令により制御
バルブ７Ａ，７Ｃが開となり、一定時間カバーガ
ス５のサンプリングがサンプリング配管６を介し
て行われる。このとき、バツクグラウンドとなる
アルゴン41核種の監視測定系は既に動作を開始し
ており、希ガス性核分裂生成物の測定系は未だ動
作していない。次にこの状態でカバーガス５中の
希ガス性核分裂生成物の吸着濃縮を活性炭１０が
飽和状態になるまでサンプリングを行ない、これ
が終了すると制御回路１４からの指令により制御
バルブ７Ａを閉、７Ｂを開にする。これにより清
純アルゴンガス供給系１７より清純アルゴンガス
がサンプリング容器９内に供給され、希ガス性核
分裂生成物（キノセン、クリプトン等）とアルゴ
ンガス41核種との活性炭中における保持時間差を
考慮した時間内においてサンプリング容器９内の
パージ置換が行われる。そしてこの清純アルゴン
ガスによるパージ操作により、活性炭１０中のア
ルゴンガス41核種が後述する原理において分離除
去される。
明する。まず制御回路１４からの指令により制御
バルブ７Ａ，７Ｃが開となり、一定時間カバーガ
ス５のサンプリングがサンプリング配管６を介し
て行われる。このとき、バツクグラウンドとなる
アルゴン41核種の監視測定系は既に動作を開始し
ており、希ガス性核分裂生成物の測定系は未だ動
作していない。次にこの状態でカバーガス５中の
希ガス性核分裂生成物の吸着濃縮を活性炭１０が
飽和状態になるまでサンプリングを行ない、これ
が終了すると制御回路１４からの指令により制御
バルブ７Ａを閉、７Ｂを開にする。これにより清
純アルゴンガス供給系１７より清純アルゴンガス
がサンプリング容器９内に供給され、希ガス性核
分裂生成物（キノセン、クリプトン等）とアルゴ
ンガス41核種との活性炭中における保持時間差を
考慮した時間内においてサンプリング容器９内の
パージ置換が行われる。そしてこの清純アルゴン
ガスによるパージ操作により、活性炭１０中のア
ルゴンガス41核種が後述する原理において分離除
去される。
また、このアルゴン41核種の分離除去過程は高
エネルギー放射線検出器１２Ａと測定回路１３Ａ
とからなる測定系で連続的に監視測定されるた
め、その放射能レベルがサンプリング終了時に比
べて例えば50％以下、80％以下と時間経過と共に
低減したことを制御回路１４が判定・確認する。
そして、アルゴン41核種の放射能レベルが確実に
低減したことを制御回路１４で判定・確認した
後、制御回路１４からの指令により測定回路１３
Ｂが動作し、活性炭１０中の希ガス性核分裂生成
物より放出されるγ線の測定を開始する。この測
定回路１３Ｂで測定された希ガス性核分裂生成物
の放射能レベルは核燃料棒破損判定回路１５で演
算処理され、比較データと比較評価されて核燃料
棒破損の有無の判定が行われる。そして上記判定
回路１５により核燃料棒の破損が検知された場合
は、核燃料破損表示回路１６にてアラーム表示さ
れる。次に、以上１回のサンプリング測定が終了
すると、制御回路１４からの指令により脱着ヒー
タ１１が作動し、活性炭１０の脱気が一定時間行
なわれ、次のサンプリング測定が実施される。
エネルギー放射線検出器１２Ａと測定回路１３Ａ
とからなる測定系で連続的に監視測定されるた
め、その放射能レベルがサンプリング終了時に比
べて例えば50％以下、80％以下と時間経過と共に
低減したことを制御回路１４が判定・確認する。
そして、アルゴン41核種の放射能レベルが確実に
低減したことを制御回路１４で判定・確認した
後、制御回路１４からの指令により測定回路１３
Ｂが動作し、活性炭１０中の希ガス性核分裂生成
物より放出されるγ線の測定を開始する。この測
定回路１３Ｂで測定された希ガス性核分裂生成物
の放射能レベルは核燃料棒破損判定回路１５で演
算処理され、比較データと比較評価されて核燃料
棒破損の有無の判定が行われる。そして上記判定
回路１５により核燃料棒の破損が検知された場合
は、核燃料破損表示回路１６にてアラーム表示さ
れる。次に、以上１回のサンプリング測定が終了
すると、制御回路１４からの指令により脱着ヒー
タ１１が作動し、活性炭１０の脱気が一定時間行
なわれ、次のサンプリング測定が実施される。
次に清純アルゴンガスによる活性炭１０中のア
ルゴン41核種のパージ除去法について説明する。
活性炭１０中での被吸着ガスの保持時間TBは、
物理的に次式によつて与えられる。
ルゴン41核種のパージ除去法について説明する。
活性炭１０中での被吸着ガスの保持時間TBは、
物理的に次式によつて与えられる。
TB＝Ki・Ｗ／Ｆ …(1)
ここで、Kiは活性炭の吸着係数（cm3／ｇ）で、
被吸着ガスによる固有定数，Ｗは活性炭量（ｇ），
Ｆはサンプリング流量（cm3／sec）である。
被吸着ガスによる固有定数，Ｗは活性炭量（ｇ），
Ｆはサンプリング流量（cm3／sec）である。
例えば常温において、Kiはアルゴンで15cm3／
ｇ，クリプトンで45cm3／ｇ，キセノンで600cm3／
ｇであり、Ｗ＝100ｇ，Ｆ＝33cm3／secとした場合
の各々の保持時間を(1)式より求めると、クリプト
ンで68秒，キセノンで910秒，アルゴンで23秒と
なる。そこで、アルゴンカバーガスのサンプリン
グ終了時にサンプリング容器９内を清純アルゴン
ガスで例えば20秒間、同流量でパージ置換した場
合、単純なピストンモデルから各々のガス置換率
Ｐを次式から求めると、 Ｐ＝（１−TB−20／TB）×100（％） クリプトンで約30％，キセノンで約３％，アル
ゴンで約88％となることから、相対的に活性炭１
０中に保持されているアルゴン41のバツクグラウ
ンド核種を分離除去することが可能となる。
ｇ，クリプトンで45cm3／ｇ，キセノンで600cm3／
ｇであり、Ｗ＝100ｇ，Ｆ＝33cm3／secとした場合
の各々の保持時間を(1)式より求めると、クリプト
ンで68秒，キセノンで910秒，アルゴンで23秒と
なる。そこで、アルゴンカバーガスのサンプリン
グ終了時にサンプリング容器９内を清純アルゴン
ガスで例えば20秒間、同流量でパージ置換した場
合、単純なピストンモデルから各々のガス置換率
Ｐを次式から求めると、 Ｐ＝（１−TB−20／TB）×100（％） クリプトンで約30％，キセノンで約３％，アル
ゴンで約88％となることから、相対的に活性炭１
０中に保持されているアルゴン41のバツクグラウ
ンド核種を分離除去することが可能となる。
第２図はサンプリング容器内における放射能レ
ベルを示すものであり、図中実線ａ，ｂ，ｃはア
ルゴン41核種、クリプトン、およびキセノンのサ
ンプリング時における放射能レベルをそれぞれ示
すものである。また、実線a′，b′，c′は清純アル
ゴンガスによるパージ除去を行なつた後のアルゴ
ン41核種、クリプトン、およびキセノンの放射能
レベルをそれぞれ示すものである。同図に示すよ
うに清純アルゴンガスによるパージ除去を行なつ
た後のアルゴン41核種の放射能レベル（実線a′）
は、クリプンやキセノンの放射能レベルに比べて
大幅に低減している。従つて、サンプリング時と
パージ除去後との放射能レベルを比較してみる
と、ａ／ｂ＜a′／b′，ａ／ｃ＜a′／c′となるので、
Ｓ／Ｎ比が高い状態で希ガス性核分裂生成物の放
出γ線を測定するとが可能となる。
ベルを示すものであり、図中実線ａ，ｂ，ｃはア
ルゴン41核種、クリプトン、およびキセノンのサ
ンプリング時における放射能レベルをそれぞれ示
すものである。また、実線a′，b′，c′は清純アル
ゴンガスによるパージ除去を行なつた後のアルゴ
ン41核種、クリプトン、およびキセノンの放射能
レベルをそれぞれ示すものである。同図に示すよ
うに清純アルゴンガスによるパージ除去を行なつ
た後のアルゴン41核種の放射能レベル（実線a′）
は、クリプンやキセノンの放射能レベルに比べて
大幅に低減している。従つて、サンプリング時と
パージ除去後との放射能レベルを比較してみる
と、ａ／ｂ＜a′／b′，ａ／ｃ＜a′／c′となるので、
Ｓ／Ｎ比が高い状態で希ガス性核分裂生成物の放
出γ線を測定するとが可能となる。
このように本実施例においては、希ガス性核分
裂生成物の放出γ線を測定する際にアルゴン41核
種を清純アルゴンガスによりパージ除去したのち
測定を行なうようにしたので、検出感度が向上
し、微少な燃料破損でも精度よく検出でき、信頼
性の高い燃料破損の検知が可能となる。
裂生成物の放出γ線を測定する際にアルゴン41核
種を清純アルゴンガスによりパージ除去したのち
測定を行なうようにしたので、検出感度が向上
し、微少な燃料破損でも精度よく検出でき、信頼
性の高い燃料破損の検知が可能となる。
以上述べたように本発明によれば、次のような
効果を奏する。
効果を奏する。
(1) カバーガスの放射化により生成されるバツク
グラウンド核種をガスパージにより活性炭中か
ら分離除去し、Ｓ／Ｎ比が高い状態で希ガス性
核分裂生成物の放出γ線を測定できるため、検
出感度が向上する。
グラウンド核種をガスパージにより活性炭中か
ら分離除去し、Ｓ／Ｎ比が高い状態で希ガス性
核分裂生成物の放出γ線を測定できるため、検
出感度が向上する。
(2) 上記バツクグラウンド核種をモニタし、実際
にバツクグラウンド核種の放射能レベルが確実
に低減したことを確認したのち希ガス性核分裂
生成物の測定を行なうため、特殊データの信頼
性が向上する。
にバツクグラウンド核種の放射能レベルが確実
に低減したことを確認したのち希ガス性核分裂
生成物の測定を行なうため、特殊データの信頼
性が向上する。
(3) 核燃料棒の微少破損の検知が可能となり、燃
料棒破損の検出精度が向上する。
料棒破損の検出精度が向上する。
第１図および第２図は本発明の一実施例を示す
図で、第１図は核燃料棒破損検出装置の概略構成
図、第２図はサンプリング容器内の放射能レベル
を示す線図である。 １……原子炉容器、５……カバーガス、６……
サンプリング配管、７Ａ，７Ｂ，７Ｃ……制御
弁、９……サンプリング容器、１０……活性炭、
１２Ａ，１２Ｂ……放射線検出器、１３Ａ，１３
Ｂ……測定回路、１４……制御回路、１５……燃
料破損判定回路、１７……清純アルゴンガス供給
系。
図で、第１図は核燃料棒破損検出装置の概略構成
図、第２図はサンプリング容器内の放射能レベル
を示す線図である。 １……原子炉容器、５……カバーガス、６……
サンプリング配管、７Ａ，７Ｂ，７Ｃ……制御
弁、９……サンプリング容器、１０……活性炭、
１２Ａ，１２Ｂ……放射線検出器、１３Ａ，１３
Ｂ……測定回路、１４……制御回路、１５……燃
料破損判定回路、１７……清純アルゴンガス供給
系。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉容器内のカバーガスをサンプリング
し、このカバーガス中に含まれる希ガス性核分裂
生成物を活性炭に吸着濃縮して、上記活性炭中の
希ガス性核分裂生成物の放出γ線を測定すること
により核燃料棒の破損を検知する核燃料棒破損検
出装置において、前記希ガス性核分裂生成物の放
出γ線を測定する際に活性炭の吸着保持時間差を
利用して活性炭中の前記カバーガスの放射化によ
り生成されるバツクグラウンド核種をガスパージ
により分離除去する手段と、前記活性炭中のバツ
クグラウンド核種の放射化レベルを常時監視測定
し、前記分離除去手段によりバツクグラウンド核
種が除去されたことを確認した後に希ガス性核分
裂生成物の放出γ線を測定する手段とを具備した
ことを特徴とする原子炉の核燃料棒破損検出装
置。 ２ 前記カバーガスの放射化により生成されるバ
ツクグラウンド核種はアルゴン41核種であること
を特徴とする特許請求の範囲第１項記載の原子炉
の核燃料棒破損検出装置。 ３ 前記ガスパージに使用されるガスは清純アル
ゴンガスであることを特徴とする特許請求の範囲
第２項記載の原子炉の核燃料棒破損検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16057784A JPS6138596A (ja) | 1984-07-31 | 1984-07-31 | 原子炉の核燃料棒破損検出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP16057784A JPS6138596A (ja) | 1984-07-31 | 1984-07-31 | 原子炉の核燃料棒破損検出装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6138596A JPS6138596A (ja) | 1986-02-24 |
| JPH056679B2 true JPH056679B2 (ja) | 1993-01-27 |
Family
ID=15717969
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP16057784A Granted JPS6138596A (ja) | 1984-07-31 | 1984-07-31 | 原子炉の核燃料棒破損検出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6138596A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN108847295B (zh) * | 2018-05-08 | 2021-09-17 | 中国核电工程有限公司 | 一种wwer机组燃料包壳破损数量判断方法 |
-
1984
- 1984-07-31 JP JP16057784A patent/JPS6138596A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS6138596A (ja) | 1986-02-24 |
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