JPH1090472A - 核燃料アセンブリの個別認識デバイスおよびこのようなデバイスを備えた非破壊制御装置 - Google Patents
核燃料アセンブリの個別認識デバイスおよびこのようなデバイスを備えた非破壊制御装置Info
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- JPH1090472A JPH1090472A JP9217891A JP21789197A JPH1090472A JP H1090472 A JPH1090472 A JP H1090472A JP 9217891 A JP9217891 A JP 9217891A JP 21789197 A JP21789197 A JP 21789197A JP H1090472 A JPH1090472 A JP H1090472A
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Classifications
-
- 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
- G21C17/063—Burn-up control
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
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- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
-
- 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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- General Engineering & Computer Science (AREA)
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【課題】 従来の核燃料アセンブリの搬入搬出操作は、
手間と時間のかかる操作であった。 【解決手段】 核燃料アセンブリ４４を個別的に認識す
るためのデバイス４２であって、−各アセンブリ４４に
付随する識別コードを読み取るための読取手段６２と、
−アセンブリ４４の存在を検出するための超音波プロー
ブ５２、６０と、−新品のアセンブリと放射後のアセン
ブリとを区別し得るとともに、放射後アセンブリの燃焼
フラクションの軸方向プロファイルを決定するガンマ線
スペクトル計測サブアセンブリ５４と、−新品のアセン
ブリの異なるタイプを区別し得るとともに、放射後アセ
ンブリの平均燃焼フラクションを測定する非活性中性子
カウントサブアセンブリ５６と、を具備する。
手間と時間のかかる操作であった。 【解決手段】 核燃料アセンブリ４４を個別的に認識す
るためのデバイス４２であって、−各アセンブリ４４に
付随する識別コードを読み取るための読取手段６２と、
−アセンブリ４４の存在を検出するための超音波プロー
ブ５２、６０と、−新品のアセンブリと放射後のアセン
ブリとを区別し得るとともに、放射後アセンブリの燃焼
フラクションの軸方向プロファイルを決定するガンマ線
スペクトル計測サブアセンブリ５４と、−新品のアセン
ブリの異なるタイプを区別し得るとともに、放射後アセ
ンブリの平均燃焼フラクションを測定する非活性中性子
カウントサブアセンブリ５６と、を具備する。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、詳細には、反応炉
コアの搬入および搬出操作時における核燃料アセンブリ
の搬送経路上において、原子力ステーションの燃料建屋
内に配置されるべき、新品のあるいは放射後の核燃料ア
センブリを個別に認識するためのデバイスに関するもの
である。搬入操作時には、このようなデバイスは、人的
なエラーを排除した状態で、アセンブリに付随する識別
コードを光学的に自動認識して、すべてのアセンブリの
主要中性子特性を照合することにより、コアの搬送の一
致性を制御する。搬出操作時には、デバイスは、燃焼フ
ラクションの絶対値および軸方向分布の正確な測定を行
う。
コアの搬入および搬出操作時における核燃料アセンブリ
の搬送経路上において、原子力ステーションの燃料建屋
内に配置されるべき、新品のあるいは放射後の核燃料ア
センブリを個別に認識するためのデバイスに関するもの
である。搬入操作時には、このようなデバイスは、人的
なエラーを排除した状態で、アセンブリに付随する識別
コードを光学的に自動認識して、すべてのアセンブリの
主要中性子特性を照合することにより、コアの搬送の一
致性を制御する。搬出操作時には、デバイスは、燃焼フ
ラクションの絶対値および軸方向分布の正確な測定を行
う。
【０００２】本発明は、また、上記のような個別認識デ
バイスを備えたものであって、新品のあるいは放射後の
核燃料アセンブリを非破壊的に制御するまたは試験する
ための装置に関するものである。
バイスを備えたものであって、新品のあるいは放射後の
核燃料アセンブリを非破壊的に制御するまたは試験する
ための装置に関するものである。
【０００３】本発明のデバイスおよび装置は、さらに詳
細には、加圧水型原子炉において使用することを意図し
ている。
細には、加圧水型原子炉において使用することを意図し
ている。
【０００４】
【従来の技術】起動および出力上昇に先立っては、安全
性の理由のために、加圧水型原子炉コアの搬入の一致性
を二重に制御することが、各搬入操作の完了時に行われ
る。
性の理由のために、加圧水型原子炉コアの搬入の一致性
を二重に制御することが、各搬入操作の完了時に行われ
る。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】この要求を満たすため
に、搬入操作全体を通して人間が視覚的に検査するのと
は別に、コアを搭載して構成されたアセンブリのビデオ
記録が行われる。この操作においては、出現する識別コ
ードを記録するために、各アセンブリヘッド上のカメラ
を変位させることが行われる。この操作は、数時間にわ
たって続き、この時間の分だけ、原子炉の利用率を悪く
してしまう。何らかのエラーが検出された場合には、時
間のロスを招くこととなり、結局、原子炉ユニットの利
用率のロスを招くこととなる。というのは、エラーを回
復するために、新たに炉を停止して、容器を開放してア
センブリを組み直す必要があるからである。
に、搬入操作全体を通して人間が視覚的に検査するのと
は別に、コアを搭載して構成されたアセンブリのビデオ
記録が行われる。この操作においては、出現する識別コ
ードを記録するために、各アセンブリヘッド上のカメラ
を変位させることが行われる。この操作は、数時間にわ
たって続き、この時間の分だけ、原子炉の利用率を悪く
してしまう。何らかのエラーが検出された場合には、時
間のロスを招くこととなり、結局、原子炉ユニットの利
用率のロスを招くこととなる。というのは、エラーを回
復するために、新たに炉を停止して、容器を開放してア
センブリを組み直す必要があるからである。
【０００６】
【課題を解決するための手段】本発明は、主には、搬入
および搬出操作時にアセンブリが通過する経路上に配置
されることを意図された、核燃料アセンブリの個別認識
デバイスに関するものであって、容器のシール前に、ま
た原子炉の起動前に、起こり得る搬送エラーを診断する
ことができる。
および搬出操作時にアセンブリが通過する経路上に配置
されることを意図された、核燃料アセンブリの個別認識
デバイスに関するものであって、容器のシール前に、ま
た原子炉の起動前に、起こり得る搬送エラーを診断する
ことができる。
【０００７】本発明は、また、デバイスの基本構成が、
ビデオ記録を不要とするものでありかつ低パワーでのチ
ャートフローをも必要としないデバイスに関するもので
あって、よって、エラーが発生したときに、またルーチ
ン作業において、かなりの時間的な優位さをもたらすこ
とができる（したがって、原子炉ユニットの利用率を最
大化することができる）。
ビデオ記録を不要とするものでありかつ低パワーでのチ
ャートフローをも必要としないデバイスに関するもので
あって、よって、エラーが発生したときに、またルーチ
ン作業において、かなりの時間的な優位さをもたらすこ
とができる（したがって、原子炉ユニットの利用率を最
大化することができる）。
【０００８】本発明は、また、アセンブリの放射をより
良く検出することができ、したがって、実測／計算誤差
を改善することができ、結局、燃料の最適使用を可能と
する核燃料アセンブリの個別認識デバイスに関するもの
である。
良く検出することができ、したがって、実測／計算誤差
を改善することができ、結局、燃料の最適使用を可能と
する核燃料アセンブリの個別認識デバイスに関するもの
である。
【０００９】本発明においては、上記結果を、新品のま
たは放射後の核燃料アセンブリを個別的に認識するため
のデバイスであって、原子力ステーション内において、
原子炉コアの搬入および搬出操作時にアセンブリが通過
する経路上に配置されているとともに、経路の一部に沿
って配置された、 −各アセンブリに付随する識別コードを読み取るための
読取手段と、 −アセンブリの存在を検出するための検出手段と、 −新品のアセンブリと放射後のアセンブリとを区別し得
るとともに、放射後アセンブリの燃焼フラクションの軸
方向プロファイルを決定するガンマ線スペクトル計測サ
ブアセンブリと、 −新品のアセンブリの異なるタイプを区別し得るととも
に、放射後アセンブリの平均燃焼フラクションを測定す
る非活性中性子カウントサブアセンブリと、を具備する
ことを特徴とするデバイスにより、得ることができる。
たは放射後の核燃料アセンブリを個別的に認識するため
のデバイスであって、原子力ステーション内において、
原子炉コアの搬入および搬出操作時にアセンブリが通過
する経路上に配置されているとともに、経路の一部に沿
って配置された、 −各アセンブリに付随する識別コードを読み取るための
読取手段と、 −アセンブリの存在を検出するための検出手段と、 −新品のアセンブリと放射後のアセンブリとを区別し得
るとともに、放射後アセンブリの燃焼フラクションの軸
方向プロファイルを決定するガンマ線スペクトル計測サ
ブアセンブリと、 −新品のアセンブリの異なるタイプを区別し得るととも
に、放射後アセンブリの平均燃焼フラクションを測定す
る非活性中性子カウントサブアセンブリと、を具備する
ことを特徴とするデバイスにより、得ることができる。
【００１０】たいていの場合には、前記デバイスに対し
ては、新品のアセンブリの初期濃縮度を評価し得るとと
もに、新品アセンブリ内に存在するかもしれないすべて
の吸収体を検出かつ認識し得る活性中性子呼出サブアセ
ンブリが付設される。このデバイスは付加的なものであ
って、アセンブリの製造が定型であれば不可欠な要素で
はない、ことに注意されたい。
ては、新品のアセンブリの初期濃縮度を評価し得るとと
もに、新品アセンブリ内に存在するかもしれないすべて
の吸収体を検出かつ認識し得る活性中性子呼出サブアセ
ンブリが付設される。このデバイスは付加的なものであ
って、アセンブリの製造が定型であれば不可欠な要素で
はない、ことに注意されたい。
【００１１】有利には、本発明によるデバイスは、アセ
ンブリの長さ方向軸に沿ったアセンブリの変位に対応し
た経路の一部上に設置される。この経路の一部は、各ア
センブリが一時的に静止状態となる箇所を含んでいる。
アセンブリがこの一時的静止箇所に位置したときには、
読取手段は、アセンブリに付随している識別コードの近
傍に位置するよう配置されている。
ンブリの長さ方向軸に沿ったアセンブリの変位に対応し
た経路の一部上に設置される。この経路の一部は、各ア
センブリが一時的に静止状態となる箇所を含んでいる。
アセンブリがこの一時的静止箇所に位置したときには、
読取手段は、アセンブリに付随している識別コードの近
傍に位置するよう配置されている。
【００１２】さらに詳細には、本発明によるデバイスが
配置されているアセンブリの経路の一部は、好ましく
は、原子力ステーションの燃料建屋内における、アセン
ブリの長さよりも短い長さにわたっての、ハンドリング
手段によって懸架された各アセンブリの鉛直方向変位に
対応している。この場合、静止箇所は、アセンブリがチ
ッパー上に配置されているところの底部箇所である。
配置されているアセンブリの経路の一部は、好ましく
は、原子力ステーションの燃料建屋内における、アセン
ブリの長さよりも短い長さにわたっての、ハンドリング
手段によって懸架された各アセンブリの鉛直方向変位に
対応している。この場合、静止箇所は、アセンブリがチ
ッパー上に配置されているところの底部箇所である。
【００１３】好ましい実施形態においては、アセンブリ
の存在を検出するための検出手段は、それぞれ底部と頂
部に配置されかつアセンブリの下部端部部材と上部端部
部材との間の間隔よりも狭い間隔に配置された２つの超
音波プローブを備えている。各超音波プローブは、密封
ケース内に配置されている。
の存在を検出するための検出手段は、それぞれ底部と頂
部に配置されかつアセンブリの下部端部部材と上部端部
部材との間の間隔よりも狭い間隔に配置された２つの超
音波プローブを備えている。各超音波プローブは、密封
ケース内に配置されている。
【００１４】識別コードが、通常、各アセンブリの上部
端部部材上に配置されていることから、読取手段は、底
部超音波プローブの近傍に配置されている。
端部部材上に配置されていることから、読取手段は、底
部超音波プローブの近傍に配置されている。
【００１５】ガンマ線スペクトル計測サブアセンブリ、
非活性中性子カウントサブアセンブリ、および、活性中
性子呼出サブアセンブリは、好ましくは、２つの超音波
プローブの間に配置されている。
非活性中性子カウントサブアセンブリ、および、活性中
性子呼出サブアセンブリは、好ましくは、２つの超音波
プローブの間に配置されている。
【００１６】本発明の好ましい実施形態においては、ガ
ンマ線スペクトル計測サブアセンブリは、デバイスが配
置されているところのアセンブリの経路の一部の両側に
配置された少なくとも２つの対向するガンマ線スペクト
ル検出器を備えている。ガンマ線スペクトル計測サブア
センブリは、また、ガンマ線スペクトル検出器の各々に
付随させて、コリメータを備えている。コリメータは、
アセンブリの前記経路の一部に対して直交する方向に配
向するスロットを有している。各ガンマ線スペクトル検
出器とこれに付随するコリメータとは、密封ケース内に
収容されている。
ンマ線スペクトル計測サブアセンブリは、デバイスが配
置されているところのアセンブリの経路の一部の両側に
配置された少なくとも２つの対向するガンマ線スペクト
ル検出器を備えている。ガンマ線スペクトル計測サブア
センブリは、また、ガンマ線スペクトル検出器の各々に
付随させて、コリメータを備えている。コリメータは、
アセンブリの前記経路の一部に対して直交する方向に配
向するスロットを有している。各ガンマ線スペクトル検
出器とこれに付随するコリメータとは、密封ケース内に
収容されている。
【００１７】ガンマ線スペクトル検出器は、特に、雰囲
気温度で動作し得るＣｄＴｅタイプまたはＮａＩタイプ
のものとすることができる。これらガンマ線スペクトル
検出器は、有利には、経路の前記一部上に位置したアセ
ンブリから、約３０ｃｍ離れたところに配置されてい
る。
気温度で動作し得るＣｄＴｅタイプまたはＮａＩタイプ
のものとすることができる。これらガンマ線スペクトル
検出器は、有利には、経路の前記一部上に位置したアセ
ンブリから、約３０ｃｍ離れたところに配置されてい
る。
【００１８】本発明の好ましい実施形態においては、非
活性中性子カウントサブアセンブリは、デバイスが設置
されているところのアセンブリの経路の一部の両側にお
いて互いに対向する少なくとも２つの分裂イオン化チャ
ンバを備えている。各分裂チャンバは、ポリエチレンの
ような中性子を減速させ得る材料でコーティングされて
いないブロック内に配置されている。各分裂イオン化チ
ャンバは、有利には、経路の前記一部上に位置したアセ
ンブリから、約１２ｃｍ離れたところに配置されてい
る。
活性中性子カウントサブアセンブリは、デバイスが設置
されているところのアセンブリの経路の一部の両側にお
いて互いに対向する少なくとも２つの分裂イオン化チャ
ンバを備えている。各分裂チャンバは、ポリエチレンの
ような中性子を減速させ得る材料でコーティングされて
いないブロック内に配置されている。各分裂イオン化チ
ャンバは、有利には、経路の前記一部上に位置したアセ
ンブリから、約１２ｃｍ離れたところに配置されてい
る。
【００１９】本発明の好ましい実施形態においては、活
性中性子呼出サブアセンブリは、中性子ソースと、デバ
イスが設置されているところの経路の一部の両側におい
て互いに対向する中性子検出器と、を備えている。
性中性子呼出サブアセンブリは、中性子ソースと、デバ
イスが設置されているところの経路の一部の両側におい
て互いに対向する中性子検出器と、を備えている。
【００２０】中性子ソースは、フラスコ内に配置されて
いるとともに、駆動手段が付設されている。これら中性
子ソースおよびその駆動手段は、密封ケース内に収容さ
れている。
いるとともに、駆動手段が付設されている。これら中性
子ソースおよびその駆動手段は、密封ケース内に収容さ
れている。
【００２１】中性子検出器は、分裂イオン化チャンバを
備え、この分裂イオン化チャンバは、ポリエチレンのよ
うな中性子を減速させ得る材料から形成されたブロック
内に収容されている。このブロックは、カドミウムのよ
うな熱中性子を捕獲し得る材料からなるシートと、Ｂ4
Ｃ のようなエピサーマル（epithermal）中性子を捕獲
し得る材料からなるフィルムと、によりコーティングさ
れている。
備え、この分裂イオン化チャンバは、ポリエチレンのよ
うな中性子を減速させ得る材料から形成されたブロック
内に収容されている。このブロックは、カドミウムのよ
うな熱中性子を捕獲し得る材料からなるシートと、Ｂ4
Ｃ のようなエピサーマル（epithermal）中性子を捕獲
し得る材料からなるフィルムと、によりコーティングさ
れている。
【００２２】活性中性子呼出サブアセンブリに設けられ
た中性子検出器の分裂イオン化チャンバは、好ましく
は、経路の前記一部上に位置したアセンブリから、約１
０ｃｍ離れたところに配置されている。
た中性子検出器の分裂イオン化チャンバは、好ましく
は、経路の前記一部上に位置したアセンブリから、約１
０ｃｍ離れたところに配置されている。
【００２３】本発明は、また、原子炉コアとコア搬入−
搬出装置とを具備し、燃料建屋と原子炉建屋とを有する
原子力ステーション内に搭載されるべき新品のあるいは
放射後の核燃料アセンブリを非破壊的に制御するための
装置であって、 −燃料建屋内に配置され、上記のように規定されたアセ
ンブリの個別認識デバイスと、 −搬入−搬出装置に搭載され、各アセンブリに付随する
識別コードを読み取るための第２読取手段と、 −個別認識デバイスおよび第２読取手段によりもたらさ
れる信号を関係づけるための相関手段と、を具備する装
置に関するものである。
搬出装置とを具備し、燃料建屋と原子炉建屋とを有する
原子力ステーション内に搭載されるべき新品のあるいは
放射後の核燃料アセンブリを非破壊的に制御するための
装置であって、 −燃料建屋内に配置され、上記のように規定されたアセ
ンブリの個別認識デバイスと、 −搬入−搬出装置に搭載され、各アセンブリに付随する
識別コードを読み取るための第２読取手段と、 −個別認識デバイスおよび第２読取手段によりもたらさ
れる信号を関係づけるための相関手段と、を具備する装
置に関するものである。
【００２４】
【発明の実施の形態】以下、添付図面を参照して、非制
限的な本発明の実施形態について説明する。
限的な本発明の実施形態について説明する。
【００２５】図１は、本発明によるアセンブリ個別認識
デバイスと非破壊制御的装置とが搭載されている原子力
ステーションを非常に概略的に示す断面図である。図２
は、図１に示す原子力ステーションの燃料建屋内に搭載
された、本発明によるアセンブリ個別認識デバイスを、
拡大して示す斜視図である。
デバイスと非破壊制御的装置とが搭載されている原子力
ステーションを非常に概略的に示す断面図である。図２
は、図１に示す原子力ステーションの燃料建屋内に搭載
された、本発明によるアセンブリ個別認識デバイスを、
拡大して示す斜視図である。
【００２６】図１において、符号１０、１２は、それぞ
れ、原子力ステーションの原子炉建屋および燃料建屋を
示している。
れ、原子力ステーションの原子炉建屋および燃料建屋を
示している。
【００２７】原子炉建屋１０は、加圧水型原子炉容器１
４を備えている。容器１４内には、原子炉の図示しない
コアが配置されている。コアは、正方形断面を有する核
燃料アセンブリが鉛直方向に並置されることにより形成
されている。この構成は、当業者には、周知である。
４を備えている。容器１４内には、原子炉の図示しない
コアが配置されている。コアは、正方形断面を有する核
燃料アセンブリが鉛直方向に並置されることにより形成
されている。この構成は、当業者には、周知である。
【００２８】通常、原子炉容器１４は、原子炉が稼動状
態にあるときには、図示しないカバーによりシールされ
ている。容器１４は、原子炉プールと称され完全に原子
炉建屋１０内に配置されたプール１６内に、全体的に含
浸されている。
態にあるときには、図示しないカバーによりシールされ
ている。容器１４は、原子炉プールと称され完全に原子
炉建屋１０内に配置されたプール１６内に、全体的に含
浸されている。
【００２９】原子炉建屋１０内における核燃料アセンブ
リの取扱を可能とするために、すなわち、容器１４のカ
バーを取り外した後に、原子炉コアの搬入および搬出を
可能とするために、原子炉建屋１０内には、さらに、搬
入搬出装置１８が配置されている。さらに詳細には、搬
入搬出装置１８は、トロリー２０上に配置されている。
トロリー２０は、原子炉プール１６の直上において原子
炉建屋１０内に搭載されたオーバーヘッドクレーン２２
上を移動可能とされている。
リの取扱を可能とするために、すなわち、容器１４のカ
バーを取り外した後に、原子炉コアの搬入および搬出を
可能とするために、原子炉建屋１０内には、さらに、搬
入搬出装置１８が配置されている。さらに詳細には、搬
入搬出装置１８は、トロリー２０上に配置されている。
トロリー２０は、原子炉プール１６の直上において原子
炉建屋１０内に搭載されたオーバーヘッドクレーン２２
上を移動可能とされている。
【００３０】公知なように、この構成においては、容器
１４内の原子炉コアと、原子炉プール１６のうちの燃料
建屋１２近傍領域に位置する第１チッパー２４と、の間
において、新品のあるいは放射後の核燃料アセンブリ
を、鉛直方向に個別に搬送することができる。チッパー
２４は、核燃料アセンブリを、鉛直方向から水平方向へ
と、また逆に水平方向から鉛直方向へと、個別に変位さ
せることができる。
１４内の原子炉コアと、原子炉プール１６のうちの燃料
建屋１２近傍領域に位置する第１チッパー２４と、の間
において、新品のあるいは放射後の核燃料アセンブリ
を、鉛直方向に個別に搬送することができる。チッパー
２４は、核燃料アセンブリを、鉛直方向から水平方向へ
と、また逆に水平方向から鉛直方向へと、個別に変位さ
せることができる。
【００３１】図１に示す原子力ステーションの燃料建屋
１２は、新品のあるいは放射後の核燃料アセンブリのた
めの少なくとも１つの貯蔵ラック２６をを収容するため
に使用されている。この貯蔵ラックすなわちドラム２６
は、脱活性プールと称され完全に燃料建屋１２内に配置
されたプール２８内に含浸されている。
１２は、新品のあるいは放射後の核燃料アセンブリのた
めの少なくとも１つの貯蔵ラック２６をを収容するため
に使用されている。この貯蔵ラックすなわちドラム２６
は、脱活性プールと称され完全に燃料建屋１２内に配置
されたプール２８内に含浸されている。
【００３２】脱活性プール２８は、原子炉プール１６に
対して、両プールの底部どうしの間を結ぶ水平搬送チュ
ーブ３０を介して連通している。さらに詳細には、搬送
チューブ３０は、原子炉プール１６に関してはチッパー
２４近傍において連結されており、脱活性プール２８に
関しては第２チッパー３２近傍において連結されてい
る。よって、搬送チューブ３０は、核燃料アセンブリ
を、プール１６、２８間において水平方向に搬送するこ
とができる。
対して、両プールの底部どうしの間を結ぶ水平搬送チュ
ーブ３０を介して連通している。さらに詳細には、搬送
チューブ３０は、原子炉プール１６に関してはチッパー
２４近傍において連結されており、脱活性プール２８に
関しては第２チッパー３２近傍において連結されてい
る。よって、搬送チューブ３０は、核燃料アセンブリ
を、プール１６、２８間において水平方向に搬送するこ
とができる。
【００３３】この搬送は、チッパー２４、３２間におい
て搬送チューブ３０内を双方向に移動するトロリー３４
を介して行われる。
て搬送チューブ３０内を双方向に移動するトロリー３４
を介して行われる。
【００３４】第１チッパー２４と同様に、第２チッパー
３２は、核燃料アセンブリを、鉛直方向から水平方向へ
と、また逆に水平方向から鉛直方向へと、個別に変位さ
せることができる。
３２は、核燃料アセンブリを、鉛直方向から水平方向へ
と、また逆に水平方向から鉛直方向へと、個別に変位さ
せることができる。
【００３５】貯蔵ドラム２６とチッパー３２との間にお
ける鉛直方向の核燃料アセンブリの搬送を保証するため
に、燃料建屋１２の内部には、プリックバーのようなハ
ンドリング手段３６が設けられている。ハンドリング手
段３６は、脱活性プール２８の上方に配置されたオーバ
ーヘッドクレーン４０上を移動可能なトロリー３８によ
り、運搬される。さらに詳細には、脱活性プール２８内
における核燃料アセンブリの搬送は、図１に非常に概略
的に示すように、ハンドリング手段３６にアセンブリ４
４を懸架することによりもたらされる。
ける鉛直方向の核燃料アセンブリの搬送を保証するため
に、燃料建屋１２の内部には、プリックバーのようなハ
ンドリング手段３６が設けられている。ハンドリング手
段３６は、脱活性プール２８の上方に配置されたオーバ
ーヘッドクレーン４０上を移動可能なトロリー３８によ
り、運搬される。さらに詳細には、脱活性プール２８内
における核燃料アセンブリの搬送は、図１に非常に概略
的に示すように、ハンドリング手段３６にアセンブリ４
４を懸架することによりもたらされる。
【００３６】以上の部材は、現存の原子力ステーション
における従来品と同様のものであり、当業者には周知の
ものである。これらのものは、本発明の特徴をなすもの
ではないので、これ以上の説明は省略することとする。
における従来品と同様のものであり、当業者には周知の
ものである。これらのものは、本発明の特徴をなすもの
ではないので、これ以上の説明は省略することとする。
【００３７】簡単な上記説明において、加圧水型原子炉
コアに対する搬入および搬出操作が、すべての核燃料ア
センブリに関して大部分が共通とされた経路に基づいた
操作を使用して、対象となっているアセンブリの各々を
連続的に移動させることによって特徴づけられているこ
とを示した。本発明は、すべてのアセンブリに対して同
じとされた経路の一部を通っての搬送時に、核燃料アセ
ンブリの各々を個別認識するために、この状況を利用し
ている。さらに詳細には、アセンブリの個別認識は、経
路を変更することなく、かつ、経路を遅滞させることな
く行われる。したがって、本発明によりなされる測定お
よび制御は、原子力ステーションの操作に対して一切の
損害をもたらすことがない。
コアに対する搬入および搬出操作が、すべての核燃料ア
センブリに関して大部分が共通とされた経路に基づいた
操作を使用して、対象となっているアセンブリの各々を
連続的に移動させることによって特徴づけられているこ
とを示した。本発明は、すべてのアセンブリに対して同
じとされた経路の一部を通っての搬送時に、核燃料アセ
ンブリの各々を個別認識するために、この状況を利用し
ている。さらに詳細には、アセンブリの個別認識は、経
路を変更することなく、かつ、経路を遅滞させることな
く行われる。したがって、本発明によりなされる測定お
よび制御は、原子力ステーションの操作に対して一切の
損害をもたらすことがない。
【００３８】さらに、上述したように、アセンブリの個
別認識は、デバイスの前方を通過する新品のあるいは使
用済みの各アセンブリの中性子特性を測定することによ
り、確保される。本発明においては、容器１４を閉塞す
る前に、搭載されたコアの連続的なビデオ記録を一切要
することなく、起こり得る搬送エラーを診断することが
できる。これにより、原子炉の再起動に際して時間的に
有利であるとともに、搬送エラーが除去されていること
により、装置の全体的な安全性を向上させることができ
る。
別認識は、デバイスの前方を通過する新品のあるいは使
用済みの各アセンブリの中性子特性を測定することによ
り、確保される。本発明においては、容器１４を閉塞す
る前に、搭載されたコアの連続的なビデオ記録を一切要
することなく、起こり得る搬送エラーを診断することが
できる。これにより、原子炉の再起動に際して時間的に
有利であるとともに、搬送エラーが除去されていること
により、装置の全体的な安全性を向上させることができ
る。
【００３９】図１において概略的に示す実施形態におい
ては、核燃料アセンブリの個別認識は、燃料建屋１２内
において、詳細に後述する個別認識デバイス４２によっ
て行われる。
ては、核燃料アセンブリの個別認識は、燃料建屋１２内
において、詳細に後述する個別認識デバイス４２によっ
て行われる。
【００４０】より詳細には、核燃料アセンブリを個別認
識するためのデバイス４２は、燃料建屋１２内において
アセンブリが通る経路の共通部分に沿って配置されてい
る。この経路部分は、アセンブリの長さ方向軸に対して
平行であってハンドリング手段３６によってチッパー３
２へと鉛直方向に制御される、アセンブリの鉛直変位に
対応している。
識するためのデバイス４２は、燃料建屋１２内において
アセンブリが通る経路の共通部分に沿って配置されてい
る。この経路部分は、アセンブリの長さ方向軸に対して
平行であってハンドリング手段３６によってチッパー３
２へと鉛直方向に制御される、アセンブリの鉛直変位に
対応している。
【００４１】デバイス４２の高さは、核燃料アセンブリ
の長さよりも短く、デバイスは、チッパー３２の直上に
配置されている。よって、図１に示すアセンブリ４４の
場合のように、アセンブリが、チッパー３２とハンドリ
ング手段３６との間のアセンブリの搬送に対応した底部
における静止位置にあるときには、アセンブリは、本発
明による個別認識デバイス４２の直下に配置される。
の長さよりも短く、デバイスは、チッパー３２の直上に
配置されている。よって、図１に示すアセンブリ４４の
場合のように、アセンブリが、チッパー３２とハンドリ
ング手段３６との間のアセンブリの搬送に対応した底部
における静止位置にあるときには、アセンブリは、本発
明による個別認識デバイス４２の直下に配置される。
【００４２】デバイス４２のこの配置は、アセンブリが
静止位置にあるときに、各アセンブリに付随する個別コ
ードを自動的に読み取り得るように、選択される。逆
に、原子核の測定は、アセンブリがデバイス４２の前方
において鉛直方向に移動している最中に行われる。
静止位置にあるときに、各アセンブリに付随する個別コ
ードを自動的に読み取り得るように、選択される。逆
に、原子核の測定は、アセンブリがデバイス４２の前方
において鉛直方向に移動している最中に行われる。
【００４３】次に、核燃料アセンブリの個別認識デバイ
ス４２について、詳細に説明する。このデバイスにより
なされる原子核測定は、新品のアセンブリと放射後のア
センブリとを区別し、燃焼フラクションの軸方向プロフ
ァイルを決定し、放射後アセンブリの平均燃焼フラクシ
ョンを決定するよう機能することを指摘しておく。最後
に、新品アセンブリの場合には、アセンブリの異なるタ
イプを区別し、初期濃縮度を評価し、そして、存在する
吸収体を検出して認識する。なされるすべての測定によ
り、コアの搬入に際して一致性を制御することができ
る。これとともに、使用済アセンブリに対して行われる
測定は、使用済アセンブリのその後の管理を改善する。
ス４２について、詳細に説明する。このデバイスにより
なされる原子核測定は、新品のアセンブリと放射後のア
センブリとを区別し、燃焼フラクションの軸方向プロフ
ァイルを決定し、放射後アセンブリの平均燃焼フラクシ
ョンを決定するよう機能することを指摘しておく。最後
に、新品アセンブリの場合には、アセンブリの異なるタ
イプを区別し、初期濃縮度を評価し、そして、存在する
吸収体を検出して認識する。なされるすべての測定によ
り、コアの搬入に際して一致性を制御することができ
る。これとともに、使用済アセンブリに対して行われる
測定は、使用済アセンブリのその後の管理を改善する。
【００４４】図１に非常に概略的に示すように、核燃料
アセンブリの個別認識デバイス４２は、非破壊制御装置
の一部を構成し、核燃料アセンブリのためのテスト装置
は、また、各アセンブリに付随する識別コードの読取手
段４６と、個別識別デバイス４２および読取手段４６か
ら供給される信号を関係づけるための相関手段４８と、
を備えている。
アセンブリの個別認識デバイス４２は、非破壊制御装置
の一部を構成し、核燃料アセンブリのためのテスト装置
は、また、各アセンブリに付随する識別コードの読取手
段４６と、個別識別デバイス４２および読取手段４６か
ら供給される信号を関係づけるための相関手段４８と、
を備えている。
【００４５】各核燃料アセンブリに付随する識別コード
の読取手段４６は、原子炉建屋１０内に配置された搬入
−搬出装置１８上に搭載されている。個別認識装置４２
が個別読取手段を備えていることから、アセンブリ上の
読取手段４６による読取結果は、相関手段４８により、
アセンブリの個別認識デバイス４２による核測定結果
と、直接的に関係づけられる。結局、燃料についての信
頼性の高い情報全体（コア内におけるアセンブリの位
置、アセンブリ識別番号、平均燃焼フラクション、初期
ウラン２３５濃縮度、シムロッドバンクタイプ、等）を
得ることができ、コア搬入の一致性を保証することがで
きる。
の読取手段４６は、原子炉建屋１０内に配置された搬入
−搬出装置１８上に搭載されている。個別認識装置４２
が個別読取手段を備えていることから、アセンブリ上の
読取手段４６による読取結果は、相関手段４８により、
アセンブリの個別認識デバイス４２による核測定結果
と、直接的に関係づけられる。結局、燃料についての信
頼性の高い情報全体（コア内におけるアセンブリの位
置、アセンブリ識別番号、平均燃焼フラクション、初期
ウラン２３５濃縮度、シムロッドバンクタイプ、等）を
得ることができ、コア搬入の一致性を保証することがで
きる。
【００４６】実用的には、読取手段４６は、各アセンブ
リに付随する識別コードの自動光学的認識システムによ
り構成されている。読取手段４６は、耐放射線ビデオカ
メラ、光学信号獲得手段、識別コードを認識することが
できる処理ソフトウェアを備えている。
リに付随する識別コードの自動光学的認識システムによ
り構成されている。読取手段４６は、耐放射線ビデオカ
メラ、光学信号獲得手段、識別コードを認識することが
できる処理ソフトウェアを備えている。
【００４７】相関手段４８は、コンピュータにより構成
されている。このコンピュータのソフトウェアは、アセ
ンブリ識別コードを記録しかつ認識することができる。
このソフトウェアは、また、デバイス４２におけるアセ
ンブリの存在、デバイス４２における核測定の開始、お
よび、獲得の実行を検出することができ、また、アセン
ブリを特徴づける物理的パラメータ（燃焼フラクショ
ン、初期濃縮度、等）という観点から、実行された核測
定の解釈を行うことができる。相関手段４８のソフトウ
ェアは、また、アセンブリ搬入の際には、起こり得る搬
入エラーを検出するために、読取手段４６によりなされ
た識別コードの読取に対して、物理的パラメータに関す
る情報を結び付けることができる。
されている。このコンピュータのソフトウェアは、アセ
ンブリ識別コードを記録しかつ認識することができる。
このソフトウェアは、また、デバイス４２におけるアセ
ンブリの存在、デバイス４２における核測定の開始、お
よび、獲得の実行を検出することができ、また、アセン
ブリを特徴づける物理的パラメータ（燃焼フラクショ
ン、初期濃縮度、等）という観点から、実行された核測
定の解釈を行うことができる。相関手段４８のソフトウ
ェアは、また、アセンブリ搬入の際には、起こり得る搬
入エラーを検出するために、読取手段４６によりなされ
た識別コードの読取に対して、物理的パラメータに関す
る情報を結び付けることができる。
【００４８】次に、図２を参照して、アセンブリの個別
認識デバイス４２について、さらに詳細に説明する。理
解を容易とするために、図２は、デバイス４２の前方に
おいて鉛直方向に変位可能であるように、ハンドリング
手段３６に懸架された核燃料アセンブリ４４が示されて
いる。
認識デバイス４２について、さらに詳細に説明する。理
解を容易とするために、図２は、デバイス４２の前方に
おいて鉛直方向に変位可能であるように、ハンドリング
手段３６に懸架された核燃料アセンブリ４４が示されて
いる。
【００４９】中性子測定を行う必要があるアセンブリ４
４のような核燃料アセンブリは、当業者には周知であ
り、加圧水型原子炉において一般に使用されている。本
発明による個別認識デバイスのより良い理解のために、
そのようなアセンブリの一般的構造に関して簡単に説明
する。
４のような核燃料アセンブリは、当業者には周知であ
り、加圧水型原子炉において一般に使用されている。本
発明による個別認識デバイスのより良い理解のために、
そのようなアセンブリの一般的構造に関して簡単に説明
する。
【００５０】加圧水型原子炉において使用されているア
センブリは、不可欠的に、フレームワークと、このフレ
ームワークに支持され一般に正方形断面とされたニード
ル９８の束と、を備えている。ニードル９８は、酸化ウ
ラン（ＵＯＸタイプアセンブリ）または酸化ウラン・プ
ルトニウム混合物（ＭＯＸタイプアセンブリ）の焼成ペ
レットの形態をなす核燃料を備えている。
センブリは、不可欠的に、フレームワークと、このフレ
ームワークに支持され一般に正方形断面とされたニード
ル９８の束と、を備えている。ニードル９８は、酸化ウ
ラン（ＵＯＸタイプアセンブリ）または酸化ウラン・プ
ルトニウム混合物（ＭＯＸタイプアセンブリ）の焼成ペ
レットの形態をなす核燃料を備えている。
【００５１】フレームワークは、正方形スペーシングネ
ットワークに基づいてニードル９８を支持するためのグ
リッド６３と、これらグリッド６３どうしを連結するガ
イドチューブ（図示せず）と、これらガイドチューブの
各端部に固定された下部端部部材またはアセンブリベー
ス６４および上部端部部材またはアセンブリヘッド６６
と、を備えている。
ットワークに基づいてニードル９８を支持するためのグ
リッド６３と、これらグリッド６３どうしを連結するガ
イドチューブ（図示せず）と、これらガイドチューブの
各端部に固定された下部端部部材またはアセンブリベー
ス６４および上部端部部材またはアセンブリヘッド６６
と、を備えている。
【００５２】場合によっては、アセンブリ４４は、ま
た、制御シムロッドバンクを備えることができる。ここ
で、制御シムロッドバンクは、ガイドチューブ内に収容
された吸収ロッドにより形成され、また、上部端部部材
６６の上方に配置されたスパイダーと称される部分に固
定されている。
た、制御シムロッドバンクを備えることができる。ここ
で、制御シムロッドバンクは、ガイドチューブ内に収容
された吸収ロッドにより形成され、また、上部端部部材
６６の上方に配置されたスパイダーと称される部分に固
定されている。
【００５３】アセンブリの各々は、上部端部部材６６の
上面および各側面に記された図示しない識別コードによ
り個別に認識される。そのコードは、通常、端部部材に
エッチングされる。
上面および各側面に記された図示しない識別コードによ
り個別に認識される。そのコードは、通常、端部部材に
エッチングされる。
【００５４】図２において符号５０で非常に概略的に示
すように、個別認識デバイス４２は、デバイスの異なる
能動要素を搭載した支持構造を備えている。
すように、個別認識デバイス４２は、デバイスの異なる
能動要素を搭載した支持構造を備えている。
【００５５】図２において下から順に説明すると、支持
構造５０に搭載されたこれら異なる能動要素は、各アセ
ンブリに付随する識別コードを読み取るための手段６
２、底部超音波プローブ５２、ガンマ線スペクトル計測
サブアセンブリ５４、非活性中性子カウントサブアセン
ブリ５６、活性中性子呼出サブアセンブリ５８、およ
び、頂部超音波プローブ６０を備えている。２つの超音
波プローブ５２、６０は、共に、アセンブリの存在およ
び位置を検出するための手段を形成している。超音波プ
ローブ５２、６０間の間隔は、アセンブリの端部部材６
４、６６間の間隔よりも小さいものとされている。
構造５０に搭載されたこれら異なる能動要素は、各アセ
ンブリに付随する識別コードを読み取るための手段６
２、底部超音波プローブ５２、ガンマ線スペクトル計測
サブアセンブリ５４、非活性中性子カウントサブアセン
ブリ５６、活性中性子呼出サブアセンブリ５８、およ
び、頂部超音波プローブ６０を備えている。２つの超音
波プローブ５２、６０は、共に、アセンブリの存在およ
び位置を検出するための手段を形成している。超音波プ
ローブ５２、６０間の間隔は、アセンブリの端部部材６
４、６６間の間隔よりも小さいものとされている。
【００５６】２つの超音波プローブ５２、６０は、アセ
ンブリがハンドリング手段３６（図１）の操作によって
デバイス４２の前方側においてアセンブリの軸方向に平
行に動かされたときに、アセンブリの異なる部分を検出
することができる。この検出により、図１の相関手段４
８に基づいてサブアセンブリ５４、５６、５８によりな
される核測定の、起動および停止をさせることができ
る。超音波プローブ５２、６０の各々は、それぞれ、密
封ケース５３、６１内に配置されている。
ンブリがハンドリング手段３６（図１）の操作によって
デバイス４２の前方側においてアセンブリの軸方向に平
行に動かされたときに、アセンブリの異なる部分を検出
することができる。この検出により、図１の相関手段４
８に基づいてサブアセンブリ５４、５６、５８によりな
される核測定の、起動および停止をさせることができ
る。超音波プローブ５２、６０の各々は、それぞれ、密
封ケース５３、６１内に配置されている。
【００５７】個別認識デバイス４２に備えられた読取手
段６２は、既に説明した、原子炉建屋１０内に配置され
た搬入−搬出装置に搭載された読取手段４６と全く同一
に構成されている。したがって、読取手段６２は、各ア
センブリに付随した識別コードのための自動光学的認識
システムにより構成されている。
段６２は、既に説明した、原子炉建屋１０内に配置され
た搬入−搬出装置に搭載された読取手段４６と全く同一
に構成されている。したがって、読取手段６２は、各ア
センブリに付随した識別コードのための自動光学的認識
システムにより構成されている。
【００５８】図２においては、符号６８は、読取手段６
２を備える耐性の高められたビデオカメラを示してい
る。各アセンブリに付随する識別コードが、上部端部部
材６６の上面および各側面上にエッチングされているこ
とにより、耐性ビデオカメラ６８は、アセンブリ４４が
底部停止位置とされたときに、識別コードの近傍に位置
するように、配置されている。よって、識別コードをう
まく読み取るためには、識別コードの読取を行う際に、
カメラとコードとの間に相対変位がないことが必要であ
る。識別コードが腐食によって黒ずんでしまった放射後
のアセンブリの場合であってさえも、満足のいく読取が
保証されていることに注意されたい。
２を備える耐性の高められたビデオカメラを示してい
る。各アセンブリに付随する識別コードが、上部端部部
材６６の上面および各側面上にエッチングされているこ
とにより、耐性ビデオカメラ６８は、アセンブリ４４が
底部停止位置とされたときに、識別コードの近傍に位置
するように、配置されている。よって、識別コードをう
まく読み取るためには、識別コードの読取を行う際に、
カメラとコードとの間に相対変位がないことが必要であ
る。識別コードが腐食によって黒ずんでしまった放射後
のアセンブリの場合であってさえも、満足のいく読取が
保証されていることに注意されたい。
【００５９】ガンマ線スペクトル計測サブアセンブリ５
４の不可欠的な機能は、新品のアセンブリと放射後のア
センブリとを区別することであり、また、放射後のアセ
ンブリの場合においては、燃焼フラクションの軸方向プ
ロファイルを決定することである。燃焼フラクション
は、当業者には周知の、放射後核燃料アセンブリを特徴
づける量である。この燃焼フラクションは、核燃料にお
いて単位質量あたりに放出された全エネルギーに対応し
ており、通常、ＭＷ日／ｔの単位で表現されることだけ
を指摘しておく。
４の不可欠的な機能は、新品のアセンブリと放射後のア
センブリとを区別することであり、また、放射後のアセ
ンブリの場合においては、燃焼フラクションの軸方向プ
ロファイルを決定することである。燃焼フラクション
は、当業者には周知の、放射後核燃料アセンブリを特徴
づける量である。この燃焼フラクションは、核燃料にお
いて単位質量あたりに放出された全エネルギーに対応し
ており、通常、ＭＷ日／ｔの単位で表現されることだけ
を指摘しておく。
【００６０】ガンマ線スペクトル計測サブアセンブリ５
４は、原子炉コアから取り出された使用済アセンブリの
各々に対して、アセンブリの長さ方向に沿った、アセン
ブリ内の燃焼フラクションの傾きまたはプロファイルの
正確な測定を行うことができる。
４は、原子炉コアから取り出された使用済アセンブリの
各々に対して、アセンブリの長さ方向に沿った、アセン
ブリ内の燃焼フラクションの傾きまたはプロファイルの
正確な測定を行うことができる。
【００６１】より詳細に図２に示すように、ガンマ線ス
ペクトル計測サブアセンブリ５４は、この目的のため
に、少なくとも２つの対向するガンマ線スペクトル検出
器７０を備えている。ここで、各検出器７０は、デバイ
ス４２が位置している経路に沿ってアセンブリ４４が鉛
直方向に移動したときに、アセンブリ４４の両側に位置
するように配置されている。より詳細には、２つの検出
器７０は、アセンブリのうちの反対側を向く２つの側面
を向いている。
ペクトル計測サブアセンブリ５４は、この目的のため
に、少なくとも２つの対向するガンマ線スペクトル検出
器７０を備えている。ここで、各検出器７０は、デバイ
ス４２が位置している経路に沿ってアセンブリ４４が鉛
直方向に移動したときに、アセンブリ４４の両側に位置
するように配置されている。より詳細には、２つの検出
器７０は、アセンブリのうちの反対側を向く２つの側面
を向いている。
【００６２】変形例として、ガンマ線スペクトル計測サ
ブアセンブリ５４は、それぞれがアセンブリの各面を向
いて配置された、４つの検出器を備えることができるこ
とに注意されたい。
ブアセンブリ５４は、それぞれがアセンブリの各面を向
いて配置された、４つの検出器を備えることができるこ
とに注意されたい。
【００６３】原子力ステーションの脱活性プール２８内
のデバイス４２を設置することに基づく使用条件の制約
を考慮すると、検出器７０としては、雰囲気温度で動作
し得る、すなわち冷却を要することなく動作し得る、Ｃ
ｄＴｅ製のまたはＮａＩ製のガンマ線スペクトル検出器
が有利である。
のデバイス４２を設置することに基づく使用条件の制約
を考慮すると、検出器７０としては、雰囲気温度で動作
し得る、すなわち冷却を要することなく動作し得る、Ｃ
ｄＴｅ製のまたはＮａＩ製のガンマ線スペクトル検出器
が有利である。
【００６４】水平方向にスロットが設けられたコリメー
タ７２は、デバイス４２に関連した経路の中でアセンブ
リが通過する方向に対する直交方向に配置されており、
各ガンマ線スペクトル検出器７０とアセンブリとの間に
位置している。ガンマ線スペクトル検出器７０と付随す
るコリメータ７２とにより形成される手段の各々は、密
封ケース７４内に配置されている。
タ７２は、デバイス４２に関連した経路の中でアセンブ
リが通過する方向に対する直交方向に配置されており、
各ガンマ線スペクトル検出器７０とアセンブリとの間に
位置している。ガンマ線スペクトル検出器７０と付随す
るコリメータ７２とにより形成される手段の各々は、密
封ケース７４内に配置されている。
【００６５】放射後のアセンブリの燃焼フラクションの
プロファイルの正確な測定は、軸合わせされた検出器７
０の各々を、ガンマ線スペクトル計測アセンブリ５４の
方を向くアセンブリの対向面から約３０ｃｍの距離に配
置することにより得られる。
プロファイルの正確な測定は、軸合わせされた検出器７
０の各々を、ガンマ線スペクトル計測アセンブリ５４の
方を向くアセンブリの対向面から約３０ｃｍの距離に配
置することにより得られる。
【００６６】非活性中性子カウントサブアセンブリ５６
の主要な機能は、新品アセンブリの異なるタイプを区別
することであり、また、放射後アセンブリの平均燃焼フ
ラクションを測定することである。より詳細には、サブ
アセンブリ５６は、混合酸化物型（ＭＯＸ）の核燃料ア
センブリと酸化ウラン型（ＵＯＸ）の核燃料アセンブリ
とを区別することができ、アセンブリの平均燃焼フラク
ションの絶対値を（±２％の範囲内で）正確に評価する
ことを保証することができる。
の主要な機能は、新品アセンブリの異なるタイプを区別
することであり、また、放射後アセンブリの平均燃焼フ
ラクションを測定することである。より詳細には、サブ
アセンブリ５６は、混合酸化物型（ＭＯＸ）の核燃料ア
センブリと酸化ウラン型（ＵＯＸ）の核燃料アセンブリ
とを区別することができ、アセンブリの平均燃焼フラク
ションの絶対値を（±２％の範囲内で）正確に評価する
ことを保証することができる。
【００６７】この目的のために、非活性中性子カウント
サブアセンブリ５６は、少なくとも２つの高効率分裂イ
オン化チャンバ７６（〜３ｃ．ｓ-1／ｎ．ｃｍ-2ｓ-1）
を備えている。チャンバ７６は、互いに対向しており、
デバイス４２の延在方向に沿って鉛直方向に移動する核
燃料アセンブリの両側に配置されている。より詳細に
は、分裂イオン化チャンバ７６は、アセンブリのうちの
反対側を向く２つの面に向けて配置されている。
サブアセンブリ５６は、少なくとも２つの高効率分裂イ
オン化チャンバ７６（〜３ｃ．ｓ-1／ｎ．ｃｍ-2ｓ-1）
を備えている。チャンバ７６は、互いに対向しており、
デバイス４２の延在方向に沿って鉛直方向に移動する核
燃料アセンブリの両側に配置されている。より詳細に
は、分裂イオン化チャンバ７６は、アセンブリのうちの
反対側を向く２つの面に向けて配置されている。
【００６８】分裂イオン化チャンバ７６の各々は、ポリ
エチレンのような材料から形成されているとともに中性
子を減速させ得るブロック７８内に収容されている。分
裂イオン化チャンバ７６の各々を囲むブロック７８がコ
ーティングされていないこと、すなわち、ブロック７８
が、とりわけカドミウムのような熱中性子を停止させ得
る保護シートを有していないことに注意されたい。
エチレンのような材料から形成されているとともに中性
子を減速させ得るブロック７８内に収容されている。分
裂イオン化チャンバ７６の各々を囲むブロック７８がコ
ーティングされていないこと、すなわち、ブロック７８
が、とりわけカドミウムのような熱中性子を停止させ得
る保護シートを有していないことに注意されたい。
【００６９】分裂イオン化チャンバ７６は、例えば、ア
ルミニウム構造を有してかなりのガンマ線バックグラウ
ンドの中の超低速中性子束の測定に好適なように、非常
に敏感なチャンバであることが好ましい。特に敏感な分
裂チャンバを使用すること、重大なカウントゲインをも
たらすカドミウムがないこと、および、検出器−アセン
ブリ間の間隔を約１２ｃｍに選択すること、により、燃
焼フラクションの絶対値の特に正確な測定を行うことが
できる。
ルミニウム構造を有してかなりのガンマ線バックグラウ
ンドの中の超低速中性子束の測定に好適なように、非常
に敏感なチャンバであることが好ましい。特に敏感な分
裂チャンバを使用すること、重大なカウントゲインをも
たらすカドミウムがないこと、および、検出器−アセン
ブリ間の間隔を約１２ｃｍに選択すること、により、燃
焼フラクションの絶対値の特に正確な測定を行うことが
できる。
【００７０】活性中性子呼出サブアセンブリ５８の主要
な機能は、新品アセンブリの初期濃縮度を評価すること
であり、新品アセンブリの中に存在するかもしれない、
例えばシムロッドバンクの形態とされた吸収体の検出お
よび認識を行うことである。
な機能は、新品アセンブリの初期濃縮度を評価すること
であり、新品アセンブリの中に存在するかもしれない、
例えばシムロッドバンクの形態とされた吸収体の検出お
よび認識を行うことである。
【００７１】実用的には、この活性中性子呼出サブアセ
ンブリ５８は、デバイス４２の延在方向に沿って移動す
るアセンブリの両側において互いに対向する、中性子ソ
ース８０および中性子検出器８２を備えている。より詳
細には、この場合、中性子ソース８０および中性子検出
器８２は、図２に示すように、アセンブリのうちの反対
側を向く２つの側面のそれぞれに向けて配置されてい
る。
ンブリ５８は、デバイス４２の延在方向に沿って移動す
るアセンブリの両側において互いに対向する、中性子ソ
ース８０および中性子検出器８２を備えている。より詳
細には、この場合、中性子ソース８０および中性子検出
器８２は、図２に示すように、アセンブリのうちの反対
側を向く２つの側面のそれぞれに向けて配置されてい
る。
【００７２】中性子ソース８０は、フラスコ８４内に配
置されており、中性子ソース８０を、駆動状態から待機
状態へと、あるいは逆に、待機状態から駆動状態へと移
行させ得る駆動手段８６が付随されている。中性子ソー
ス８０および駆動手段８６は、密封ケース８８内に収容
されている。
置されており、中性子ソース８０を、駆動状態から待機
状態へと、あるいは逆に、待機状態から駆動状態へと移
行させ得る駆動手段８６が付随されている。中性子ソー
ス８０および駆動手段８６は、密封ケース８８内に収容
されている。
【００７３】また、中性子検出器８２は、分裂イオン化
チャンバ９０を備えている。分裂イオン化チャンバ９０
は、好ましくは、非活性中性子カウントサブアセンブリ
５６の分裂イオン化チャンバ７６と同じタイプのもので
ある。よって、分裂イオン化チャンバ９０は、好ましく
は、アルミニウム構造を有した非常に敏感なチャンバで
あり、大きなガンマ線バックグラウンドの中の超低速中
性子束の測定に好適である。
チャンバ９０を備えている。分裂イオン化チャンバ９０
は、好ましくは、非活性中性子カウントサブアセンブリ
５６の分裂イオン化チャンバ７６と同じタイプのもので
ある。よって、分裂イオン化チャンバ９０は、好ましく
は、アルミニウム構造を有した非常に敏感なチャンバで
あり、大きなガンマ線バックグラウンドの中の超低速中
性子束の測定に好適である。
【００７４】中性子検出器８２は、ソースから放出され
た中性子によって誘起される核分裂の効果のもとにアセ
ンブリの分裂性原子核から放出される中性子のような、
活性中性子を検出する。この目的のために、分裂イオン
化チャンバ９０は、ポリエチレンのような材料から形成
されているとともに中性子を減速させ得るブロック９２
内に収容されている。ここで、ブロック９２は、カドミ
ウムのような熱中性子を捕獲し得る材料からなるシート
９４と、Ｂ4Ｃ のようなエピサーマル中性子を捕獲し得
る材料からなるフィルム９６と、により被覆されてい
る。
た中性子によって誘起される核分裂の効果のもとにアセ
ンブリの分裂性原子核から放出される中性子のような、
活性中性子を検出する。この目的のために、分裂イオン
化チャンバ９０は、ポリエチレンのような材料から形成
されているとともに中性子を減速させ得るブロック９２
内に収容されている。ここで、ブロック９２は、カドミ
ウムのような熱中性子を捕獲し得る材料からなるシート
９４と、Ｂ4Ｃ のようなエピサーマル中性子を捕獲し得
る材料からなるフィルム９６と、により被覆されてい
る。
【００７５】好ましくは、分裂イオン化チャンバ９０
は、デバイス４２の延在部分に沿って配置されたアセン
ブリから、約１０ｃｍの位置に配置されている。
は、デバイス４２の延在部分に沿って配置されたアセン
ブリから、約１０ｃｍの位置に配置されている。
【００７６】原子炉コアの搬出時に、図２に関連して説
明したアセンブリのための個別認識デバイス４２が図１
のようにして設置されると、与えられたアセンブリの個
別識別コードは、まず最初に、搬入−搬出装置１８と連
携する読取手段４６により読まれる。その後、このアセ
ンブリは、チッパー３２の使用完了時点において、デバ
イス４２の下へと移送される。少しの間、アセンブリ
は、底部静止位置に位置する。この時、読取手段６２
（図２）は、アセンブリを識別する。相関手段４８を使
用することにより、原子炉コア内におけるアセンブリの
初期位置が、以降の核測定に対して、自動的に割り当て
られる。
明したアセンブリのための個別認識デバイス４２が図１
のようにして設置されると、与えられたアセンブリの個
別識別コードは、まず最初に、搬入−搬出装置１８と連
携する読取手段４６により読まれる。その後、このアセ
ンブリは、チッパー３２の使用完了時点において、デバ
イス４２の下へと移送される。少しの間、アセンブリ
は、底部静止位置に位置する。この時、読取手段６２
（図２）は、アセンブリを識別する。相関手段４８を使
用することにより、原子炉コア内におけるアセンブリの
初期位置が、以降の核測定に対して、自動的に割り当て
られる。
【００７７】アセンブリ４４がハンドリング手段３６の
作用のもとに、上方移動を始めるとすぐに、底部超音波
プローブ５２は、アセンブリの上部端部部材６６の通過
を検出する。その後、３つのサブアセンブリ５４、５
６、５８が、相関手段４８によって自動的に確実に駆動
される。
作用のもとに、上方移動を始めるとすぐに、底部超音波
プローブ５２は、アセンブリの上部端部部材６６の通過
を検出する。その後、３つのサブアセンブリ５４、５
６、５８が、相関手段４８によって自動的に確実に駆動
される。
【００７８】ガンマ線スペクトル計測サブアセンブリ５
４および非活性中性子カウントサブアセンブリ５６によ
ってなされる測定が、自動的にアセンブリに対して割り
当てられる。この場合、アセンブリの原子炉コア内にお
ける初期位置は、搬入−搬出装置１８をアセンブリが通
過する時点で、アセンブリが既に認識されていることに
より、正確に既知である。よって、相関手段は、搬出さ
れる放射後アセンブリに対して、この放射後アセンブリ
の平均燃焼フラクションおよび燃焼フラクションの軸方
向プロファイルに関するそれぞれの情報を、割り当て
る。測定の終了は、下部端部部材６４が頂部超音波プロ
ーブ６０の前方を通過することにより検出される。
４および非活性中性子カウントサブアセンブリ５６によ
ってなされる測定が、自動的にアセンブリに対して割り
当てられる。この場合、アセンブリの原子炉コア内にお
ける初期位置は、搬入−搬出装置１８をアセンブリが通
過する時点で、アセンブリが既に認識されていることに
より、正確に既知である。よって、相関手段は、搬出さ
れる放射後アセンブリに対して、この放射後アセンブリ
の平均燃焼フラクションおよび燃焼フラクションの軸方
向プロファイルに関するそれぞれの情報を、割り当て
る。測定の終了は、下部端部部材６４が頂部超音波プロ
ーブ６０の前方を通過することにより検出される。
【００７９】アセンブリが搬入される場合には、アセン
ブリは、ハンドリング手段３６の駆動のもとに、次第に
降下する。よって、まず最初に、頂部超音波プローブ６
０が、アセンブリの下部端部部材６４の通過を検出し、
燃料ニードル９８の束の出現開始を検出する。このよう
な情報が相関手段４８に伝達されることにより、異なる
核データを獲得することができる３つのサブアセンブリ
５４、５６、５８が駆動される。すなわち、ガンマ線ス
ペクトル計測サブアセンブリ５４は、対象となっている
アセンブリが新品であるか、あるいは、再搬入される放
射後アセンブリであるかに関する情報をもたらす。非活
性中性子カウントサブアセンブリ５６は、新品アセンブ
リの場合には、アセンブリがＭＯＸタイプであるかある
いはＵＯＸタイプであるかを認識する。最後に、活性中
性子呼出サブアセンブリ５８が、新品アセンブリの初期
濃縮度を評価する。活性中性子呼出サブアセンブリ５８
は、また、新品アセンブリの中に存在するかもしれない
すべての吸収体を検出しかつ認識する。
ブリは、ハンドリング手段３６の駆動のもとに、次第に
降下する。よって、まず最初に、頂部超音波プローブ６
０が、アセンブリの下部端部部材６４の通過を検出し、
燃料ニードル９８の束の出現開始を検出する。このよう
な情報が相関手段４８に伝達されることにより、異なる
核データを獲得することができる３つのサブアセンブリ
５４、５６、５８が駆動される。すなわち、ガンマ線ス
ペクトル計測サブアセンブリ５４は、対象となっている
アセンブリが新品であるか、あるいは、再搬入される放
射後アセンブリであるかに関する情報をもたらす。非活
性中性子カウントサブアセンブリ５６は、新品アセンブ
リの場合には、アセンブリがＭＯＸタイプであるかある
いはＵＯＸタイプであるかを認識する。最後に、活性中
性子呼出サブアセンブリ５８が、新品アセンブリの初期
濃縮度を評価する。活性中性子呼出サブアセンブリ５８
は、また、新品アセンブリの中に存在するかもしれない
すべての吸収体を検出しかつ認識する。
【００８０】アセンブリが底部静止位置に到着する直前
に、底部超音波プローブ５２は、アセンブリの上部端部
部材６６の通過を検出する。この時、相関手段４８は、
測定を終了させる。
に、底部超音波プローブ５２は、アセンブリの上部端部
部材６６の通過を検出する。この時、相関手段４８は、
測定を終了させる。
【００８１】アセンブリが底部静止位置に到達したとき
には、読取手段６２は、相関手段４８を使用して、中性
子測定が直前になされたアセンブリに対して、そのアセ
ンブリの識別コードを割り当てることができる。
には、読取手段６２は、相関手段４８を使用して、中性
子測定が直前になされたアセンブリに対して、そのアセ
ンブリの識別コードを割り当てることができる。
【００８２】相関手段４８に基づいて、その同じアセン
ブリが、その後、搬入−搬出装置１８へと到着すると、
読取手段４６は、そのアセンブリに対して、アセンブリ
個別認識デバイス４２によって前もって取得された中性
子データを考慮して、原子炉コア内でのそのアセンブリ
の適正な配置を割り当てることができる。よって、原子
炉コアへの搬入のいかなるエラーの危険性をもが、容器
１４の閉塞前において、また原子炉の再起動前におい
て、除去される。
ブリが、その後、搬入−搬出装置１８へと到着すると、
読取手段４６は、そのアセンブリに対して、アセンブリ
個別認識デバイス４２によって前もって取得された中性
子データを考慮して、原子炉コア内でのそのアセンブリ
の適正な配置を割り当てることができる。よって、原子
炉コアへの搬入のいかなるエラーの危険性をもが、容器
１４の閉塞前において、また原子炉の再起動前におい
て、除去される。
【００８３】本発明による個別認識デバイスを、原子炉
コアの搬入および搬出操作時においてすべてのアセンブ
リに共通な経路の、任意箇所に配置して良いことは明ら
かである。
コアの搬入および搬出操作時においてすべてのアセンブ
リに共通な経路の、任意箇所に配置して良いことは明ら
かである。
【図１】 本発明によるアセンブリ個別認識デバイスと
非破壊制御的装置とが搭載されている原子力ステーショ
ンを非常に概略的に示す断面図である。
非破壊制御的装置とが搭載されている原子力ステーショ
ンを非常に概略的に示す断面図である。
【図２】 図１に示す原子力ステーションの燃料建屋内
に搭載された、本発明によるアセンブリ個別認識デバイ
スを、拡大して示す斜視図である。
に搭載された、本発明によるアセンブリ個別認識デバイ
スを、拡大して示す斜視図である。
１０ 原子炉建屋 １２ 燃料建屋 １８ 搬入−搬出装置 ３２ チッパー ３６ ハンドリング手段 ４２ 個別認識デバイス ４４ 核燃料アセンブリ ４６ 読取手段 ４８ 相関手段 ５２ 底部超音波プローブ ５３ 密封ケース ５４ ガンマ線スペクトル計測サブアセンブリ ５６ 非活性中性子カウントサブアセンブリ ５８ 活性中性子呼出サブアセンブリ ６０ 頂部超音波プローブ ６１ 密封ケース ６２ 読取手段 ６４ 下部端部部材 ６６ 上部端部部材 ７０ ガンマ線スペクトル検出器 ７２ コリメータ ７４ 密封ケース ７６ 分裂イオン化チャンバ ７８ ブロック ８０ 中性子ソース ８２ 中性子検出器 ８４ フラスコ ８６ 駆動手段 ８８ 密封ケース ９０ 分裂イオン化チャンバ ９２ ブロック ９４ シート ９６ フィルム
Claims (17)
- 【請求項１】 新品のまたは放射後の核燃料アセンブリ
を個別的に認識するためのデバイスであって、 原子力ステーション内において、原子炉コアの搬入およ
び搬出操作時に前記アセンブリが通過する経路上に配置
されているとともに、 前記経路の一部に沿って配置された、 −各アセンブリに付随する識別コードを読み取るための
読取手段と、 −アセンブリの存在を検出するための検出手段と、 −新品のアセンブリと放射後のアセンブリとを区別し得
るとともに、放射後アセンブリの燃焼フラクションの軸
方向プロファイルを決定するガンマ線スペクトル計測サ
ブアセンブリと、 −新品のアセンブリの異なるタイプを区別し得るととも
に、放射後アセンブリの平均燃焼フラクションを測定す
る非活性中性子カウントサブアセンブリと、を具備する
ことを特徴とするデバイス。 - 【請求項２】 前記経路の前記一部は、前記アセンブリ
の長さ方向軸に沿った前記アセンブリの変位に対応して
いるとともに、各アセンブリが一時的に静止状態となる
箇所を含んでおり、 前記読取手段は、アセンブリが前記一時的静止箇所に位
置したときに、アセンブリに付随している前記識別コー
ドの近傍に位置するよう配置されていることを特徴とす
る請求項１記載のデバイス。 - 【請求項３】 前記経路の前記一部は、前記原子力ステ
ーションの燃料建屋内における、アセンブリの長さより
も短い長さにわたっての、ハンドリング手段によって懸
架された各アセンブリの鉛直方向変位に対応し、 前記静止箇所は、前記アセンブリがチッパー上に配置さ
れているところの底部箇所であることを特徴とする請求
項２記載のデバイス。 - 【請求項４】 アセンブリの存在を検出するための前記
検出手段は、それぞれ底部と頂部に配置されかつアセン
ブリの下部端部部材と上部端部部材との間の間隔よりも
狭い間隔に配置された２つの超音波プローブを備え、 各超音波プローブは、密封ケース内に配置されているこ
とを特徴とする請求項３記載のデバイス。 - 【請求項５】 前記識別コードは、各アセンブリの前記
上部端部部材上に配置されており、その結果、前記読取
手段は、前記底部超音波プローブの近傍に配置されてい
ることを特徴とする請求項４記載のデバイス。 - 【請求項６】 ガンマ線スペクトル計測サブアセンブ
リ、非活性中性子カウントサブアセンブリ、および、活
性中性子呼出サブアセンブリが、前記２つの超音波プロ
ーブの間に配置されていることを特徴とする請求項４記
載のデバイス。 - 【請求項７】 前記ガンマ線スペクトル計測サブアセン
ブリは、前記経路の前記一部の両側に配置された少なく
とも２つの対向するガンマ線スペクトル検出器と、該ガ
ンマ線スペクトル検出器の各々に付随するコリメータと
を備え、 該コリメータは、前記経路の前記一部に対して直交する
方向に配向するスロットを有し、 各ガンマ線スペクトル検出器とこれに付随するコリメー
タとは、密封ケース内に収容されていることを特徴とす
る請求項１記載のデバイス。 - 【請求項８】 前記ガンマ線スペクトル検出器は、Ｃｄ
ＴｅタイプまたはＮａＩタイプのものであるとともに、
雰囲気温度で動作し得ることを特徴とする請求項７記載
のデバイス。 - 【請求項９】 前記ガンマ線スペクトル検出器は、前記
経路の前記一部上に位置したアセンブリから、約３０ｃ
ｍ離れたところに配置されていることを特徴とする請求
項７記載のデバイス。 - 【請求項１０】 前記非活性中性子カウントサブアセン
ブリは、前記経路の前記一部の両側において互いに対向
する少なくとも２つの分裂イオン化チャンバを備え、 該チャンバは、中性子を減速させ得る材料でコーティン
グされていないブロック内に配置されていることを特徴
とする請求項１記載のデバイス。 - 【請求項１１】 各分裂イオン化チャンバは、前記経路
の前記一部上に位置したアセンブリから、約１２ｃｍ離
れたところに配置されていることを特徴とする請求項１
０記載のデバイス。 - 【請求項１２】 さらに、新品のアセンブリの初期濃縮
度を評価し得るとともに、新品アセンブリ内に存在する
かもしれないすべての吸収体を検出かつ認識し得る活性
中性子呼出サブアセンブリを具備していることを特徴と
する請求項１記載のデバイス。 - 【請求項１３】 前記活性中性子呼出サブアセンブリ
は、中性子ソースと、前記経路の前記一部の両側におい
て互いに対向する中性子検出器と、を備えていることを
特徴とする請求項１２記載のデバイス。 - 【請求項１４】 前記中性子ソースは、フラスコ内に配
置されているとともに、駆動手段が付設され、 これら中性子ソースおよびその駆動手段は、密封ケース
内に収容されていることを特徴とする請求項１３記載の
デバイス。 - 【請求項１５】 前記中性子検出器は、分裂イオン化チ
ャンバを備え、 該分裂イオン化チャンバは、中性子を減速させ得る材料
から形成されたブロック内に収容され、 該ブロックは、カドミウムのような熱中性子を捕獲し得
る材料からなるシートと、エピサーマル中性子を捕獲し
得る材料からなるフィルムと、によりコーティングされ
ていることを特徴とする請求項１３記載のデバイス。 - 【請求項１６】 前記分裂イオン化チャンバは、前記経
路の前記一部上に位置したアセンブリから、約１０ｃｍ
離れたところに配置されていることを特徴とする請求項
１５記載のデバイス。 - 【請求項１７】 原子炉コアとコア搬入−搬出装置とを
具備し、燃料建屋と原子炉建屋とを有する原子力ステー
ション内に搭載されるべき新品のあるいは放射後の核燃
料アセンブリを非破壊的に制御するための装置であっ
て、 −前記燃料建屋内に配置された前記アセンブリを個別的
に認識するためのデバイスと、 −前記搬入−搬出装置に搭載され、各アセンブリに付随
する識別コードを読み取るための第１読取手段と、 −前記個別認識デバイスおよび前記第１読取手段により
もたらされる信号を関係づけるための相関手段と、を具
備し、 前記アセンブリ個別認識デバイスは、前記コアの搬入お
よび搬出操作時に前記アセンブリが通過する経路に沿っ
て配置された、 −各アセンブリに付随する識別コードを読み取るための
第２読取手段と、 −アセンブリの存在を検出するための検出手段と、 −新品のアセンブリと放射後のアセンブリとを区別し得
るとともに、放射後アセンブリの燃焼フラクションの軸
方向プロファイルを決定するガンマ線スペクトル計測サ
ブアセンブリと、 −新品のアセンブリの異なるタイプを区別し得るととも
に、放射後アセンブリの平均燃焼フラクションを測定す
る非活性中性子カウントサブアセンブリと、を備えてい
ることを特徴とする装置。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR9610396 | 1996-08-23 | ||
| FR9610396A FR2752639B1 (fr) | 1996-08-23 | 1996-08-23 | Dispositif de caracterisation individuelle d'assemblages de combustible nucleaire et installation de controle non destructif comprenant un tel dispositif |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH1090472A true JPH1090472A (ja) | 1998-04-10 |
| JP3933263B2 JP3933263B2 (ja) | 2007-06-20 |
Family
ID=9495179
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP21789197A Expired - Fee Related JP3933263B2 (ja) | 1996-08-23 | 1997-08-12 | 核燃料アセンブリの個別認識デバイスおよびこのようなデバイスを備えた非破壊制御装置 |
Country Status (2)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3933263B2 (ja) |
| FR (1) | FR2752639B1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115831412A (zh) * | 2022-11-30 | 2023-03-21 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆装料方法和反应堆装料系统 |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US7636652B2 (en) * | 2003-10-06 | 2009-12-22 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Method and apparatus for facilitating recovery of nuclear fuel from a fuel pool |
| FR2880179B1 (fr) * | 2004-12-28 | 2007-02-23 | Framatome Anp Sas | Procede et dispositif de determination du taux de combustion d'un assemblage de combustible du coeur d'un reacteur nucleaire et utilisation |
| DE102006034680A1 (de) * | 2006-07-24 | 2008-01-31 | Areva Np Gmbh | Brennelement-Lademaschine und Verfahren zur Handhabung von Brennelementen |
| FR2945373B1 (fr) * | 2009-05-05 | 2014-06-06 | Realisations Nucleaires Sa D Et | Dispositif et appareil pour la mesure du profil d'enrichissement d'un crayon de combustible nucleaire |
| CN115274157A (zh) * | 2022-06-28 | 2022-11-01 | 中科超睿(青岛)技术有限公司 | 应用于破损核燃料组件检测的中子照相装置及方法 |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| AR204231A1 (es) * | 1970-04-04 | 1975-12-10 | Siemens Ag | Dispositivo para la determinacion no destructiva de consumo de elementos combustibles de reactores nucleares |
| DE2258727A1 (de) * | 1972-11-30 | 1974-06-06 | Siemens Ag | Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen |
| US4578237A (en) * | 1983-09-09 | 1986-03-25 | Combustion Engineering, Inc. | Nondestructive determination of nuclear fuel burnup |
| JPH0249194A (ja) * | 1988-08-11 | 1990-02-19 | Fuji Electric Co Ltd | 高速炉の炉心構成要素誤取出し防止装置 |
| JPH02216093A (ja) * | 1989-02-16 | 1990-08-28 | Toshiba Corp | 燃料交換装置 |
| US5490185A (en) * | 1993-07-23 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for automatic refueling of a nuclear reactor |
-
1996
- 1996-08-23 FR FR9610396A patent/FR2752639B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
1997
- 1997-08-12 JP JP21789197A patent/JP3933263B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115831412A (zh) * | 2022-11-30 | 2023-03-21 | 中国原子能科学研究院 | 反应堆装料方法和反应堆装料系统 |
Also Published As
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