JPS5924294A - 核分裂生成ガス放出量非破壊測定装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は核分裂生成ガス（以下ＦＰガスという。）放出
量非破壊測定装置に係り、特に照射済核燃料要素内のプ
レナム部のＦＰガスの量を非破壊的に測定するものに好
適な非破壊測定装置に関するものである。

照射法核燃料要素におけるＦＰガス放出量を測定する場
合、従来はプレナム部に穿孔してガスを捕集し、圧力測
定およびガス分析によってＦＰガス放出量を測定するビ
ン・バンクデユア法によるのが一般的であった。しかし
、この方法は、破壊分析法であるため、原理的には測定
精度および測定感度の点で優れているが、再測定が不可
能であがあるなどの欠点をもっている。

近年、上記の測定方法にかわる非破壊測定法がいくつか
提案されている。第１の方法は、クリプトン（Ｋｒ）お
よびキセノン（Ｘｅ　）よシナルＦＰ　ガ２Ｏうち約０
．５１ＭｅＶのγ線を放出するクリプトン−８５（以下
Ｋｒ−８５と記す。）に着目したもので−、放射線収束
装置（コリメータ）をｍい−ｃプレナム部の放射線計測
を行うものである。

しかし、この方法には、被覆管、プレナム部内挿入物お
よびクラッドなどの誘導射能の影響を受けるため、信号
対雑音比が小さく、この測定方法を適用する場合は、照
射済核燃料要素を原子炉から取シ出した後の冷却時間を
充分に長くシ、さらには逆回時計数法を採用して長時間
計測を行う必要があるなどの欠点がある。この測定方法
の欠点を補うため、最近、プレナム番スプリングの材質
を残留放射能を少なくすることを目的としてアルミニウ
ム、マグネシウムまたはジルコニウムなどを主成分とし
、かつ、放射化断面積および中性子吸収断面積の大きな
元素を殆んど含まない材質とすることが提案されている
。

第２の方法は、既知量のギャップを設けた中子をあらか
じめプレナム部内に備えておき、照射済核燃料要素の中
子に設けである少なくとも２種類以上の異なったギャッ
プ幅を有する間隙部に対応する被覆管表面の温度差を少
なくとも１組以上について測定し、プレナム部における
ＦＰガス放出量を初期充填ヘリウムガスに対する分圧と
して非破壊的に測定する方法である。しかし、この測定
方法には、誘導放射能の影響を全く受けず、かつ、−８ ＦＰガス放出量が少ない場合に特に高感度であるという
利点があるが、ギャップ付き中子を備えていない照射済
核燃料要素には適用できないという問題がある。

本発明は上記に鑑みてなされたもので、その目的とする
ところは、照射済核燃料要素内のＦＰガス放出量を非破
壊的に迅速かつ容易に測定することができる核分裂生成
ガス放出量非破壊測定装置を提供することにある。

本発明の特徴は、照射済核燃料要素のプレナム部の一部
を外周から核分裂生成ガス（ＦＰガス）中のクリプトン
が液化または固化する温度以下に冷却する冷却手段と、
この冷却手段によって冷却されて上記核燃料要素内の初
期充填ガスよシ液化または同化分別された核分裂生成物
中のクリプトン−８５の放射線強度をγ線収束装置を介
して測定する放射線検出装置とよ多構成した点にある。

以下本発明を第１図に示した実施例および第２図を用い
て詳細に説明する。

クリプトンの沸点は約−１５Ｓ、３　ｔ：’〜融点は約
−１５７，３ｔ：’　％キセノンの沸点は約−１０９，
０Ｇ、融点は約−１４０，ＯＣで、核燃料要素の初期充
填ガスであるヘリウムの沸点は約−２６８，９ｔ：’融
点は約−２７２，２ｔ：’である。したがって、上記３
成分系の混合ガスの冷却温度範囲と各成分ガスの状態は
第１宍に示すようになる。

ところで、核燃料要素の自由空間内に放出され九ＦＰガ
ス（クリプトン、キセノン）のうちγ線放射性核種はＫ
ｒ−８５だけである。したがって、ＦＰガス放出量の指
標となるＫｒ−８５を初期充填ガスであるうリウムガス
から分離してプレナム部の局所に濃縮・固定するには、
−１５２〜−１５７Ｃ以下に冷却すればよい。

核燃料要素プレナム部の局所を冷却する方法としては、
液化ガスなどの冷却材を用いることｉたけ電子冷却装置
を用いる方法がある。市販されている液化ガスのうち一
般的に安全性および価格の点で優れているものとしては
液体窒素がある。窒素は沸点が約−１９５，８Ｇ融点が
約−２１０，Ｏｔ：’であって、核料要素自由空間内に
放出され九ＦＰガスをプレナム部の局所に濃縮、固定す
るのに充分な温度条件（約−１５７Ｃ以下）を満足して
いる。

燃焼度が約３００ＷＤ／Ｔの場合に実炉核燃料要素内に
おいて生成されるＦＰガスの総量は約３Ｘ１０”−（標
準状態）で、ＦＰガス放出率が約１０％の場合はそれが
約３　Ｘ　１０　’　ｃｍ”　　（標準状態）となる。

このＦＰガスをすべて凝縮させた場合、液体状または固
体状ＦＰ酸成分クリプトン、キセノン）の体積はＸ　ｅ
　／　Ｋ　ｒ比を約７と仮定すると、約２ｃｍ”と計算
される。そして液体状または固体状ＦＰ酸成分形状を半
球状であると仮定すると、接触面は約１．５ｃｒｎφと
計算される。したがって、液体状または固体状ＦＰ酸成
分含まれるγ線放射性核種Ｋｒ−８５の放射線測定を行
う際に信号（Ｋｒ−８５の放射線強度）対雑音（プレナ
ム部構成元素の誘導放射能）比を大きくするためには、
γ線収束装置の開口部を過度に大きく設計してはいけな
いことがわかる。また核燃料要素のプレナム部の局所を
冷却するための冷却要素部の設計に際しては、液体状ま
たは固体状ＦＰ酸成分被覆管内との接触面積が最小とな
るように注意しなければならない。

液体状または固体状ＦＰ酸成分含まれるγ線放射と 性核種Ｋｒ−８５の放射線強度々測定する放射線検出器
としてＧＭ計数管、比例計数管または電離箱を選択する
と、γ線エネルギーの弁別機能がないため、信号対雑音
比が小さくなシ、検出感度が悪くなる。ところで、放射
線検出器としてＮ　ａ、Ｉ（ＴＪ）シンチレータまたは
ＧＣ半導体検出器を選択すると、γ線エネルギーの弁別
機能を有しているので、ＦＰガス放出量指標核種である
Ｋｒ−８５から放出される約０．５１ＭｅＶのγ線を測
定することができ、結果として信号対雑音比が太きくな
シ、検出感度が高くなる。

燃焼度が約３００ＷＤ／Ｔの場合に使用済ＢＷＲ核燃料
要素内において生成されるＫｒ−８５の総量は約２７Ｃ
Ｉと計算される。ＦＰガス放出率を１０％と仮定すると
、核燃料要素の自由空間（約５５　ｃｍ”　）の平均的
な放射能濃度は約０．０５　Ｃｉ　７ｃｍ”となシ、核
燃料要素のプレナム部における軸方向長さの放射能は約
０．０４ＣＩ％肩である。Ｋｒ−８５から放出される約
０．５１ＭｅＶのγ線の分岐比は約０．４１％であるか
ら、プレナム部の基準長さく１ｃＩｒ１１におけるＫｒ
−８５の実効崩壊数は約６．ｌＸ１０’ｄｐｓと々る。

また、線源・検出器間距離を６０ｃｍと仮定すると、放
射線検出器の基準面積（ｌｃｒｎ２）に入射するγ線粒
子数は約１３４個となる。いま、放射線検出器の計数効
率を１０％と仮定すると、計算条件におけるＫｒ−８５
の計数率は約１３ＣＩ）Ｓとなシ、プレナム部の誘導放
射能に由来するバックグラウンド計数率を約５ｃｐｓと
仮定しても信号対雑音比が約２．６となシ、十分にＫｒ
−８５のｒ線強度を測定することができる。しかし、計
算条件において〜ＦＰガス放出率を１％と仮定する告、
Ｋｒ−８５の計数率は約１．３となシ、信号対雑音比は
約０．２６（＜１）と小さくなるため、長時間計測が必
要になる。

ところで、後述する本発明のように、核燃料要素の自由
空間内に存在するＫｒ−８５のほぼ全量をγ線収束装置
視野内に凝縮、固定するようにすれば、ＦＰガス放出率
を１％と仮定しても、Ｋｒ−８５の計数率は約９０番１
）ｌとなシ、信号対雑音比が約８（＞１）と大きくなシ
、比較的短時間に十分計測することができる。また、計
算条件において、ＦＰガス放出率を０．０５％と仮定し
ても、Ｋｒ−８５の計数率が約４５ｃｐｓとなシ、信号
対雑音比は約０．９（ｋｌ）となシ、検出可能である。

一般にＫｒ−８５の半減期は約１０．８年と極めテ長く
、また、単一のγ線（約０．５１ＭｅＶ）Ｌか放出しな
いため、゛ｒ線スペクトル測定結果だけからＫｒ−８５
を同定することは極めて困難である。

（９） 照射済核燃料要素のプレナム部のｒ線強度は、プレナム
部を冷却する前にはプレナム部の誘導放射能に対応して
おシ、統計誤差の範囲で一定値を示し、経時変化は認め
られないが、冷却開始後はプレナム部のｒ線強度がＫｒ
−８５の凝縮、固定にともなって徐々に上昇して一定値
で飽和するという傾向を示し、冷却終了後のプレナム部
のｒ線強度は、Ｋｒ−８５の蒸発、拡散にともなって検
体に減少し、プレナム部の誘導放射能に対応するｒ線強
度に達すると一定値を示す。プレナム部の冷却前後のｒ
線強度の変化は、Ｋｒ−８５の存在を同定するものでア
シ、また、ｒ線強度の変化量はＫｒ−８５の存在量に対
応する。

第１図は本発明のＦＰガス放出量非破壊測定装置の一実
施例を示す斜視図である。第１図において、１は照射済
核燃料要素の被覆管で、その中に複数個の燃料ベレット
２が積み重ねである。この燃料積層体の上方にはプレナ
ム部と呼ばれる空隙３があυ、プレナム部３には圧縮ば
ね（図示省略）が配置してあって燃料ペレット２よシな
る燃料種（１０） 屠体を下方に押圧している。被覆管１の上下端はともに
端栓４によって密封しである。第１図に示す実施例にお
いては、核燃料要素は複数個の支持台５によって水平に
保持されていて、ＦＰガス放出量非破壊測定装置は、冷
却槽６、冷却フィン７、冷却要素８、γ線収束装置９お
よび放射線検出部１０よシ構成しである。

冷却槽６には冷却材として液体窒素を供給するが、冷却
材が供給されていない場合は、冷却フィン７および冷却
要素８は常温となっているため、γ線収束装置９を経て
放射線検出部１０に入射するγ線は主としてプレナム部
３からの誘導放射能である。冷却槽６に液体窒素を供給
すると、冷却要素８は冷却フィン７を介して約−１９６
０まで冷却される。冷却要素８はプレナム部３の被覆管
１０表面に接触させであるから、プレナム部被覆管１は
冷却要素８によって冷却され、プレナム部被覆管１の伺
パ壁温度が約−１０９Ｃ以下になると、キセノンの凝縮
、液化が始まる。内壁温度が約−１５２Ｃ以下になると
、クリプトンの凝縮、液化（１１） が始まシ、約−１５７Ｃ以下になると、キセノンおよび
クリプトンは固化してブレナム部被覆管１の冷却部（以
下プレナム冷却部という。）の内壁に固定される。上記
プレナム冷却部の温度が約−１５２Ｃ以下に達すると、
Ｋｒ−８５も凝縮するため、γ線収束装置９を経て放射
線検出部１０に入射するγ線は、プレナム部３の誘導放
射能およびＦＰガスを構成するＫｒ−８５に由来するγ
線放射能（約０．５１ＭｅＶ）で、特に後者による放射
能強度は時間の経過とともに増加し、最大値に到達後は
一定値を示す。その後、冷却槽６の冷却材を取シ去ると
プレナム冷却部が温度上昇する。プレナム冷却部の内壁
温度がクリプトンの沸点（約−１５２ｔｌ’）以下にな
ると、クリプトの蒸発が始まシ、プレナム冷却部におけ
るＫｒ−８５のγ線強度が急激に減少し、プレナム部３
の誘導放射能レベルに達する。なお、γ線収束装置９の
開口部は液化クリプトンおよびキセノンの液滴を充分に
見込むことができる最小限の大きさとしてあり、放射線
検出部１０の放射線検出器としては、Ｎａ■（１２） （Ｔｌ）シンチレータまたはＱｅ半導体検出器を用いで
ある。

次に、本発明に係る測定装置を用いたときの測定例を第
２図によシ説明する。第２図はプレナム部γ線強度の経
時変化の測定例を示す線図で、横軸に時間を、縦軸に放
射線強度をとって示しである。プレナム部の温度が常温
の場合は、γ線強度は統計誤差の範囲内で一定値を示す
が、冷却開始とともにγ線強度が徐々に上昇して一定値
に達する。飽和凝縮量の５０％に達゛するのに必要な冷
却所要時間を基準とすると、飽和凝縮量に達する時間は
基準時間の約５〜６倍であることが第２図よシわかる。

５０％凝縮所要時間は、冷却フィン７および冷却要素８
の材質、形状および寸法ならびに冷却要素８とプレナム
部被覆管１との間の間隙寸法によって決まシ、装置固有
の常数となる。

Ｋｒ−８５は必ずしも全量について凝縮、固化する必要
はない。

なお、冷却要素８の外部表面における氷結の程度が著し
いと、Ｋｒ−８５よシ放射されるγ線を（１３） しやへいすることにな９、測定精度を劣化させる原因と
なるので、冷却槽６内の蒸発ガスを冷却要素８の周囲に
流すことによって氷結を効果的に防止する構成とするこ
とが必要である。

以下説明したように、本発明の実施例によれば、内 照射済核燃料要素の自由空吟ト拡散しているＦＰガスを
冷却することによってプレナム冷却部の内壁面に凝縮、
固化させ、プレナム部におけるＫｒ−８５の放射線強度
に着目して、冷却前後の放射線強度の変化からＫｒ−８
５の存在を同定し、また、その変化量からＫｒ−８５の
量を測定するようにしているので、Ｋｒ−８５の量を非
破壊的に、かつ、高感度で測定することができ、しかも
、短時間で測定することができる。また、非破壊的測定
であるので、放射性核種Ｋｒ−８５を施設外へ放出する
ことがなく、その上繰シ返し測定が可能である。

なお、第１図に示した実施例は、単に例示的に示したも
ので、これに限定されるものではない。

例えば、冷却槽６を設けずに冷却フィン７もしく　　　
　゛（１４） は冷却要素８に断熱構造の配管を設けて、直接冷却また
は加熱を行うようにして遠隔操作性を改善するようにし
てもよい。また、冷却材は液体窒素に限定されるもので
はない。

以上説明したように、本発明によれば、照射済核燃料要
素内のＦＰガス放出量を非破壊的に迅速かつ容易に測定
することができるという効果がある。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明の核分裂生成ガス放出量非破壊測定装置
の一実施例を示す斜視図、第２図はプレナム部γ線強度
の経時変化の測定例を示す線図である。 １・・・被覆管、２・・・燃料ペレット、３・・・プレ
ナム部、６・・・冷却槽、７・・・冷却フィン、８・・
・冷却要素、９・・・ｒ線収束装置、１０・・・放射線
検出部。 化３人　弁０士　高橋Ｗ　’７１．）・τ）へ−一□、
”・− １亡ノ （１５） 第　１　国

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １、照射済核燃料要素内の自由空間に拡散された核分裂
   生成ガス放出量を測定するものにおいて、する温度以下
   に冷却する冷却手段と、該冷却手段によって冷却されて
   前記核燃料要素内の初期充填ガスよシ液化または同化分
   別された核分裂生成物中のクリプトン−８５の放射線強
   度をγ線収束装置を介して測定する放射線検出装置とよ
   シなることを特徴とする核分裂生成ガス放出量非破壊測
   定装置。