JPH0694884A - Fuel cladding leak detector - Google Patents
Fuel cladding leak detectorInfo
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- JPH0694884A JPH0694884A JP4240160A JP24016092A JPH0694884A JP H0694884 A JPH0694884 A JP H0694884A JP 4240160 A JP4240160 A JP 4240160A JP 24016092 A JP24016092 A JP 24016092A JP H0694884 A JPH0694884 A JP H0694884A
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Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉の気体廃棄物処
理系のプロセス放射線モニタに係り、特に原子炉運転中
の燃料被覆管の漏洩発生の有無及び発生位置の特定を、
連続的に検出できる燃料被覆管漏洩検出装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a process radiation monitor for a gas waste treatment system of a nuclear reactor, and more particularly to the presence or absence of leakage of a fuel cladding tube during the operation of a reactor and the identification of the location of the leakage.
The present invention relates to a fuel clad pipe leakage detection device capable of continuous detection.
【０００２】[0002]
【従来の技術】従来、気体廃棄物処理系のプロセス放射
線モニタとしては、電離箱を用い、全核種の合計値を測
定する方法が知られている。また燃料被覆管の漏洩検出
としては、定期検査時に原子炉内で燃料集合体から試料
水を採集する炉内シッピング検査及び燃料貯蔵プ―ル内
で燃料集合体から試料水を採集する炉外シッピング検査
がある。2. Description of the Related Art Conventionally, as a process radiation monitor for a gas waste treatment system, a method of measuring the total value of all nuclides using an ionization chamber is known. Leakage detection of fuel clad pipes includes in-reactor shipping inspection that collects sample water from the fuel assembly in the reactor during periodic inspection, and out-reactor shipping that collects sample water from the fuel assembly in the fuel storage pool. There is an inspection.
【０００３】[0003]
【発明が解決しようとする課題】従来の燃料被覆管漏洩
検出方法においては、全核種の合計値を測定しているた
め微小な漏洩発生を見落とす可能性がある。また引き続
いて漏洩が発生するような場合には、先行する漏洩の影
響により後続する漏洩発生が検知できない可能性があっ
た。In the conventional fuel cladding leak detection method, since the total value of all nuclides is measured, there is a possibility that a minute leak occurrence may be overlooked. Further, in the case where the leakage occurs subsequently, there is a possibility that the occurrence of the subsequent leakage cannot be detected due to the influence of the preceding leakage.
【０００４】また定期的なサンプリング分析による測定
では、漏洩時期の判定精度が良くないことや、破損燃料
位置の特定においては原子炉停止時に実施する炉内シッ
ピング検査又は炉外シッピング検査まで待たなければな
らないという不便さがあった。Further, in the measurement by the periodic sampling analysis, the accuracy of the determination of the leak timing is not good, and in identifying the damaged fuel position, it is necessary to wait until the in-reactor shipping inspection or the out-reactor shipping inspection performed when the reactor is shut down. There was an inconvenience that it wouldn't happen.
【０００５】本発明は上記の点を考慮してなされたもの
で、原子炉運転中に発生する燃料被覆管の漏洩につい
て、原子炉運転中に発生時期を正確に把握し、引続く漏
洩があっても連続的に検出でき、しかも破損燃料集合体
の炉内位置の特定が可能な燃料被覆管漏洩検出装置を提
供することを目的としている。The present invention has been made in consideration of the above points. With regard to the leakage of the fuel cladding tube that occurs during the operation of the reactor, it is possible to accurately ascertain the timing of the occurrence during the operation of the reactor and to prevent the subsequent leakage. It is an object of the present invention to provide a fuel clad pipe leakage detection device capable of continuously detecting even if it is, and further capable of specifying the in-reactor position of a damaged fuel assembly.
【０００６】[0006]
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に本発明においては、配管表面のガンマ線スペクトルを
測定する測定手段と、測定手段からの測定信号を記憶す
る記憶手段と、原子炉運転プロセス信号を入力して燃料
内の核分裂生成物を計算するプロセス計算手段と、記憶
手段からの測定信号とプロセス計算手段からのプロセス
信号を入力して破損燃料の位置を演算する演算手段とか
ら成る燃料被覆管漏洩検出装置を提供する。In order to achieve the above object, in the present invention, a measuring means for measuring a gamma ray spectrum on the surface of a pipe, a storing means for storing a measurement signal from the measuring means, and a reactor operating process. A fuel comprising a process calculation means for inputting a signal to calculate fission products in the fuel and a calculation means for inputting a measurement signal from the storage means and a process signal from the process calculation means to calculate the position of the damaged fuel. Provided is a cladding leak detecting device.
【０００７】[0007]
【作用】このような構成において、配管表面に設置した
測定手段によりガンマ線スペクトルを測定することによ
り、放射性核種からの放射能強度を連続的に測定する。
この放射能強度の変化により燃料被覆管の漏洩を検知す
る。記憶手段にガンマ線スペクトルを記憶させ、このガ
ンマ線スペクトル強度の変化幅を演算手段により演算す
ることにより、複数本の燃料被覆管の漏洩を検知でき
る。さらに異なる２核種のガンマ線スペクトルの強度比
並びにプロセス計算手段からのプロセス信号である原子
炉運転プロセス信号とを使用して破損燃料の位置を演算
し特定することができる。In this construction, the gamma ray spectrum is measured by the measuring means installed on the surface of the pipe to continuously measure the radioactivity intensity from the radionuclide.
Leakage of the fuel cladding tube is detected based on this change in radioactivity intensity. By storing the gamma ray spectrum in the storage means and calculating the variation width of the gamma ray spectrum intensity by the calculation means, it is possible to detect the leakage of the plurality of fuel cladding tubes. Further, the position of the damaged fuel can be calculated and specified using the intensity ratio of the gamma ray spectra of the two different nuclides and the reactor operation process signal which is the process signal from the process calculation means.
【０００８】[0008]
【実施例】以下、図面を参照して本発明の一実施例につ
いて説明する。DETAILED DESCRIPTION OF THE PREFERRED EMBODIMENTS An embodiment of the present invention will be described below with reference to the drawings.
【０００９】図１は本発明による燃料被覆管漏洩検出装
置の構成を示す系統図で、原子力プラントの気体廃棄処
理系に適用されている実施例である。図１において符号
１は、図示しない原子炉で発生した放射性気体廃棄物を
気体廃棄物処理系に送り込む空気抽出器である。この空
気抽出器１より気体廃棄物処理系に送り込まれた放射性
気体廃棄物は、まず再結合ユニット２により含有する水
素、酸素が水蒸気に変換される。この再結合ユニット２
の下流側には、排ガス復水器３が設置されている。前記
再結合ユニット２からの放射性気体廃棄物は、この排ガ
ス復水器３により、含有されている水蒸気が凝縮して水
に変化し体積が減少する。この結果、放射性気体廃棄物
中の放射能濃度が相対的に増加する。この排ガス復水器
３の下流の配管には、排風機９を介して測定手段である
放射能検出部４が設置される。この放射能検出部４に
は、ガンマ線スペクトルメ―タ５が隣設されている。こ
の放射能検出部４とガンマ線スペクトルメ―タ５は、妨
害放射線を低減するために遮蔽体６により包囲されてい
る。このガンマ線スペクトルメ―タ５からの測定信号５
ａは、記憶装置７に送信される。一方、プロセス計算手
段であるプロセス計算機10において、原子炉運転プロセ
ス信号10ａが入力されて燃料核分裂生成物が計算され、
計算結果がプロセス信号10ｂとして演算手段である演算
装置８に入力される。この演算装置８において、測定信
号５ａとプロセス信号10ｂに基づいて、燃料被覆管の漏
洩を判定し、且つ破損燃料集合体の位置を特定する。こ
の燃料被覆管の漏洩状況及び破損燃料の位置が中央制御
室内に設置した表示装置10に表示される。次にこのよう
な構成からなる本実施例の作用について説明する。FIG. 1 is a system diagram showing the structure of a fuel clad pipe leakage detection device according to the present invention, which is an embodiment applied to a gas waste treatment system of a nuclear power plant. In FIG. 1, reference numeral 1 is an air extractor for sending radioactive gas waste generated in a nuclear reactor (not shown) to a gas waste treatment system. In the radioactive gas waste sent from the air extractor 1 to the gas waste processing system, the recombining unit 2 first converts the contained hydrogen and oxygen into water vapor. This recombination unit 2
An exhaust gas condenser 3 is installed on the downstream side of the. The radioactive gas waste from the recombining unit 2 is condensed by the exhaust gas condenser 3 to change into water by condensing the contained water vapor, and its volume is reduced. As a result, the radioactivity concentration in the radioactive gaseous waste is relatively increased. A radioactivity detector 4, which is a measuring means, is installed in a pipe downstream of the exhaust gas condenser 3 via an exhaust fan 9. A gamma ray spectrum meter 5 is provided adjacent to the radioactivity detector 4. The radioactivity detector 4 and the gamma ray spectrum meter 5 are surrounded by a shield 6 to reduce interfering radiation. Measurement signal 5 from this gamma ray spectrum meter 5
a is transmitted to the storage device 7. On the other hand, in the process calculator 10 which is the process calculation means, the reactor operation process signal 10a is input to calculate the fuel fission products,
The calculation result is input as the process signal 10b to the arithmetic unit 8 which is an arithmetic means. In this arithmetic unit 8, the leakage of the fuel cladding tube is determined based on the measurement signal 5a and the process signal 10b, and the position of the damaged fuel assembly is specified. The leak condition of the fuel cladding tube and the position of the damaged fuel are displayed on the display device 10 installed in the main control room. Next, the operation of this embodiment having such a configuration will be described.
【００１０】図２に異なる半減期を有する２つの核種
Ａ、Ｂから放出されるガンマ線のスペクトル強度ＳA 、
ＳB を示す。スペクトル強度ＳA 、ＳB は、常時ガンマ
線スペクトルメ―タ５によって検出される。このスペク
トル強度ＳA 、ＳB はバックグラウンドの値と比較して
その差異を求めることにより、燃料破損の有無の判定に
使用される。FIG. 2 shows the spectral intensities S A of gamma rays emitted from two nuclides A and B having different half-lives.
Shows S B. The spectral intensities S A and S B are always detected by the gamma ray spectrum meter 5. The spectral intensities S A and S B are used to determine the presence or absence of fuel damage by comparing the background intensities and determining the difference.
【００１１】またこのスペクトル強度ＳA 、ＳB の比を
求めることにより、破損燃料位置を下記の様に特定する
ことができる。スペクトル強度ＳA 、ＳB の比をｇとす
れば、 ｇ＝ＳA ／ＳB となる。このｇを演算装置８により計算し、記憶装置７
において記憶する。By determining the ratio of the spectral intensities S A and S B , the damaged fuel position can be specified as follows. If the ratio of the spectral intensities S A and S B is g, then g = S A / S B. This g is calculated by the arithmetic unit 8 and stored in the storage unit 7.
Remember in.
【００１２】一方破損した燃料棒から漏洩する核分裂生
成物の量は、燃料被覆管内に装填されているペレット内
で生成される核分裂生成物から次の様に表わすことがで
きる。ｉ核種より求めたペレット内核分裂生成物量：Ｆ
Ｐi P On the other hand, the amount of fission products leaking from the damaged fuel rod can be expressed as follows from the fission products produced in the pellets loaded in the fuel cladding tube. Amount of fission products in pellet obtained from i nuclide: F
P i P
【００１３】[0013]
【数１】 ここで Ｙi ：核種ｉの収率 φIJ：炉心内のバンドル位置Ｉ、Ｊの中性子束 σf ：核分裂断面積 Ｋ ：炉心の軸方向ノ―ド Ｋ＝１〜24 ｉ核種より求めたペレットと燃料被覆管の間のギャップ
内核分裂生成物量：ＦＰi G ＦＰi G ＝ａ・ＦＰi P ここで ａ：ギャップ放出割合 このギャップ放出割合ａはペレットの温度又は燃焼度の
関数であることが知られている。 ｉ核種より求めた破損燃料被覆管からの漏洩核分裂生成
物量：ＦＰi C ＦＰi C ＝ｂ・ＦＰi G ＝ａ・ｂ・ＦＰi P ここで ｂ：燃料被覆管からの漏洩割合 この燃料被覆管からの漏洩割合ｂは破損形状、大きさに
依存する。 以上により核種Ａ，Ｂの放射能放出量ＦＰA C 、ＦＰB
C の比ｆは次式によって計算することができる。[Equation 1]Where Yi: Yield of nuclide i φIJ: Neutron flux at bundle positions I and J in the core σf: Cross-section of fission K: Axial node of core K = 1 to 24 i Gap between pellet and fuel cladding obtained from nuclide
Inner fission product amount: FPi G FPi G = A · FPi P Here, a: Gap emission ratio This gap emission ratio a is the temperature or burnup of the pellet.
It is known to be a function. Leakage fission production from damaged fuel cladding obtained from i nuclide
Quantity: FPi C FPi C = B · FPi G = A ・ b ・ FPi P Here, b: Leakage rate from the fuel cladding tube The leak rate b from the fuel cladding tube depends on the damage shape and size.
Dependent. From the above, the radioactivity emission amount FP of nuclides A and BA C , FPB
C The ratio f of can be calculated by the following equation.
【００１４】[0014]
【数２】 [Equation 2]
【００１５】この放射能放出量の比即ちスペクトル強度
比は、図３に示すように核種Ａ，Ｂがそれぞれ長短半減
期核種であれば燃焼度の関数になることが知られてい
る。従ってプロセス計算機によって計算される各燃料集
合体毎の燃焼度又は出力の履歴を用いて核種Ａ，Ｂの放
射能量ＦＰA P 、ＦＰB P を常時計算するプログラムを
プロセス計算機10に組込むことによって、前記放射能放
出量の比即ちスペクトル強度比を用いて燃焼度を推定で
きる。このように燃料被覆管が破損し漏洩した場合、演
算装置８により計算されたスペクトルの強度比ｇを使用
して燃料集合体の燃焼度が推定できる。It is known that the ratio of the amount of emitted radioactivity, that is, the spectrum intensity ratio, is a function of the burnup if nuclides A and B are long-short half-life nuclides as shown in FIG. Therefore, using the burnup or output history of each fuel assembly calculated by the process computer, the radioactivity of the nuclides A and B FP A P , FP B P By incorporating a program for constantly calculating the above into the process computer 10, the burnup can be estimated by using the ratio of the radioactive emission amounts, that is, the spectral intensity ratio. When the fuel cladding tube is damaged and leaks in this way, the burnup of the fuel assembly can be estimated using the intensity ratio g of the spectrum calculated by the arithmetic unit 8.
【００１６】一方プロセス計算機10で計算された燃焼度
は炉心内の燃料集合体毎に異なる。このプロセス計算機
10で求めた燃焼度と、前記スペクトル強度比ｇにより算
出された燃焼度を比較することによって、破損燃料集合
体を特定し、その位置を推定することができる。On the other hand, the burnup calculated by the process computer 10 differs for each fuel assembly in the core. This process calculator
By comparing the burnup obtained in 10 with the burnup calculated from the spectral intensity ratio g, the damaged fuel assembly can be specified and its position can be estimated.
【００１７】また複数本の燃料集合体が破損した場合の
スペクトル強度の不連続変化を図４に示す。図４（ａ）
は核種Ａのスペクトル強度ＳA の不連続変化を示す特性
図、図４（ｂ）は核種Ｂのスペクトル強度ＳB の不連続
変化を示す特性図である。二つの核種Ａ，Ｂのスペクト
ル強度比ｇ＝ＳB ／ＳA により１体目の破損燃料の位置
が特定され、スペクトル強度比ｇ′＝（ＳB ′−ＳB ）
／（ＳA ′−ＳA ）により２体目の破損燃料の位置が特
定できる。FIG. 4 shows a discontinuous change in spectral intensity when a plurality of fuel assemblies are damaged. Figure 4 (a)
Is a characteristic diagram showing a discontinuous change in the spectral intensity S A of the nuclide A, and FIG. 4B is a characteristic diagram showing a discontinuous change in the spectral intensity S B of the nuclide B. The position of the damaged fuel of the first body is specified by the spectral intensity ratio g = S B / S A of the two nuclides A and B, and the spectral intensity ratio g ′ = (S B ′ −S B ).
The position of the second damaged fuel can be specified by / (S A ′ −S A ).
【００１８】なお破損燃料集合体の位置を特定するため
には、燃料被覆管漏洩検出装置を気体廃棄物処理系以外
に、原子炉主蒸気配管、原子炉冷却水浄化系配管等に複
数設置し、スペクトル強度ＳA 、ＳB の相対強度の比
較、測定対象核種の増加、燃料集合体の下部オリフィス
径の相違による冷却水速度の差による短半減期核種の減
衰量の比較等を利用して破損燃料の判定精度及び破損燃
料の位置精度の向上を図ることができる。In order to identify the position of the damaged fuel assembly, a plurality of fuel cladding leakage detection devices are installed in the reactor main steam pipe, reactor cooling water purification system pipe, etc. in addition to the gas waste treatment system. , Comparison of relative intensities of spectral intensities S A and S B , increase of nuclides to be measured, comparison of attenuation of short half-life nuclides due to difference in cooling water velocity due to difference in lower orifice diameter of fuel assembly, etc. It is possible to improve the determination accuracy of the damaged fuel and the positional accuracy of the damaged fuel.
【００１９】このように本実施例によれば、燃料被覆管
に漏洩が発生した場合、確実に漏洩発生を検知できると
ともに運転中に破損燃料集合体の位置を特定することが
できる。しかも、複数本の燃料集合体が破損した場合で
も検知が可能である。このため燃料破損した場合に早期
に対応操作が可能であり原子力発電プラントの安全性向
上に寄与することができる。As described above, according to this embodiment, when a leak occurs in the fuel cladding tube, the occurrence of the leak can be reliably detected and the position of the damaged fuel assembly can be specified during operation. Moreover, even if a plurality of fuel assemblies are damaged, it can be detected. For this reason, when the fuel is damaged, it is possible to take an early action to contribute to improving the safety of the nuclear power plant.
【００２０】[0020]
【発明の効果】以上説明したように本発明に係る燃料被
覆管漏洩検出装置によれば、原子炉運転中に燃料集合体
の漏洩の判定及び破損燃料集合体の位置を特定すること
ができるために、燃料破損した場合に早期対応が可能と
なり、原子力発電プラントの安全性の向上に大いに貢献
することができる。As described above, according to the fuel clad pipe leakage detection device of the present invention, it is possible to determine the leakage of the fuel assembly and specify the position of the damaged fuel assembly during the operation of the reactor. In addition, when the fuel is damaged, it is possible to take an early action, which can greatly contribute to the improvement of the safety of the nuclear power plant.
【図１】本発明の一実施例である燃料被覆管漏洩検出装
置の構成を示す系統図。FIG. 1 is a system diagram showing the configuration of a fuel cladding leak detection device that is an embodiment of the present invention.
【図２】放射能検出部により測定された核種のスペクト
ル強度を示す特性図。FIG. 2 is a characteristic diagram showing a spectral intensity of a nuclide measured by a radioactivity detector.
【図３】プロセス計算機で計算されたスペクトル強度比
の燃焼度変化を示す特性図。FIG. 3 is a characteristic diagram showing a burnup change of a spectrum intensity ratio calculated by a process computer.
【図４】（ａ）は複数本の燃料が破損した場合の核種Ａ
のスペクトル強度の不連続変化を示す特性図、（ｂ）は
複数本の燃料が破損した場合の核種Ｂのスペクトル強度
の不連続変化を示す特性図。FIG. 4 (a) is a nuclide A when a plurality of fuels are damaged.
2B is a characteristic diagram showing a discontinuous change in the spectral intensity of the above, and FIG. 7B is a characteristic diagram showing a discontinuous change in the spectral intensity of the nuclide B when a plurality of fuels are damaged.
１…空気抽出器 ２…再結合ユニット ３…排ガス復水器 ４…放射能検出部 ５…ガンマ線スペクトルメ―タ ６…遮蔽体 ７…記憶装置 ８…演算装置 ９…排風機 10…プロセス計算機 DESCRIPTION OF SYMBOLS 1 ... Air extractor 2 ... Recombining unit 3 ... Exhaust gas condenser 4 ... Radioactivity detection part 5 ... Gamma ray spectrum meter 6 ... Shield 7 ... Storage device 8 ... Arithmetic device 9 ... Exhaust air blower 10 ... Process computer
Claims (1)
線スペクトルを測定する測定手段とこの測定手段からの
測定信号を記憶する記憶手段と、前記原子炉の運転プロ
セス信号を入力して燃料集合体内の核分裂生成物を計算
するプロセス計算手段と、前記記憶手段からの測定信号
と前記プロセス計算手段からのプロセス信号を入力して
燃料破損の有無を判定し破損燃料の位置を演算する演算
手段とから成ることを特徴とする燃料被覆管漏洩検出装
置。1. A fuel assembly by measuring means for measuring a gamma ray spectrum on a surface of a pipe connected to a nuclear reactor, storage means for storing a measurement signal from the measuring means, and an operation process signal for the nuclear reactor. Process calculation means for calculating fission products in the body, and calculation means for inputting the measurement signal from the storage means and the process signal from the process calculation means to determine the presence or absence of fuel damage and calculate the position of the damaged fuel. A fuel clad pipe leakage detection device comprising:
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4240160A JPH0694884A (en) | 1992-09-09 | 1992-09-09 | Fuel cladding leak detector |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP4240160A JPH0694884A (en) | 1992-09-09 | 1992-09-09 | Fuel cladding leak detector |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0694884A true JPH0694884A (en) | 1994-04-08 |
Family
ID=17055393
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP4240160A Pending JPH0694884A (en) | 1992-09-09 | 1992-09-09 | Fuel cladding leak detector |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0694884A (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20200019993A (en) * | 2017-07-04 | 2020-02-25 | 프라마톰 게엠베하 | Analytical device for detecting fission products by measurement of radioactivity |
| CN119532643A (en) * | 2024-10-31 | 2025-02-28 | 盐城市大丰燃气设备有限公司 | An Internet-based smart gas cloud platform |
-
1992
- 1992-09-09 JP JP4240160A patent/JPH0694884A/en active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20200019993A (en) * | 2017-07-04 | 2020-02-25 | 프라마톰 게엠베하 | Analytical device for detecting fission products by measurement of radioactivity |
| CN119532643A (en) * | 2024-10-31 | 2025-02-28 | 盐城市大丰燃气设备有限公司 | An Internet-based smart gas cloud platform |
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