JPS5979191A - 原子燃料集合体の検査方法ならびにその装置 - Google Patents
原子燃料集合体の検査方法ならびにその装置Info
- Publication number
- JPS5979191A JPS5979191A JP57189778A JP18977882A JPS5979191A JP S5979191 A JPS5979191 A JP S5979191A JP 57189778 A JP57189778 A JP 57189778A JP 18977882 A JP18977882 A JP 18977882A JP S5979191 A JPS5979191 A JP S5979191A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- fuel assembly
- outer mast
- tube
- mast tube
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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-
- 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)
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。
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、原子燃料集合体、特に定期検査時、原子燃料
集合体から漏出する核分裂生成物の漏洩検査方法の改良
ならびに該検査方法の実施に使用する検査装置に関する
ものである。
集合体から漏出する核分裂生成物の漏洩検査方法の改良
ならびに該検査方法の実施に使用する検査装置に関する
ものである。
原子燃料集合体は、その性状より原子炉内で燃焼後、そ
の健全性を検査し再度使用可能かどうか確認するために
定期検査に供され、使用した原子燃料集合体の被覆管の
ピンホールなどの検査のために炉停止後、炉心から引出
して漏洩検査が行われている。
の健全性を検査し再度使用可能かどうか確認するために
定期検査に供され、使用した原子燃料集合体の被覆管の
ピンホールなどの検査のために炉停止後、炉心から引出
して漏洩検査が行われている。
ところで、定期検査時の漏洩検査では、従来原子炉から
原子燃料集合体を燃料取換クレーンにて取出し、該原子
燃料集合体を該クレーンのアウターマストチューブ内に
収納して、別途離れて設置されている燃料検査プール位
置の検査装置まで運搬される。運搬された該原子燃料集
合体は前記検査装置のシツピングキャン内に収納、密封
され、この状態で燃料の崩壊熱によってシツピングキャ
ン内の水は加熱され、同時にシツビングギャンは空気、
窒素などのガス層によるジャケットにより外囲されてい
るので、ジャケットの断熱効果によって燃料自身の温度
も上昇する。このとき原子燃料集合体の被覆管にピンホ
ールなど外傷があると内部ガスの膨張に伴ない、燃料の
燃焼で生じた核分裂生成物が外部へ漏出する。そこで、
この核分裂生成物を別途設けた手段により収集し、クリ
プトン（Ｋｒ）８５ 、セシウム（Ｏｓ）ｌ ３４ 、
１３７などを分析することによりピンホールなどの有無
を判定するのである。
原子燃料集合体を燃料取換クレーンにて取出し、該原子
燃料集合体を該クレーンのアウターマストチューブ内に
収納して、別途離れて設置されている燃料検査プール位
置の検査装置まで運搬される。運搬された該原子燃料集
合体は前記検査装置のシツピングキャン内に収納、密封
され、この状態で燃料の崩壊熱によってシツピングキャ
ン内の水は加熱され、同時にシツビングギャンは空気、
窒素などのガス層によるジャケットにより外囲されてい
るので、ジャケットの断熱効果によって燃料自身の温度
も上昇する。このとき原子燃料集合体の被覆管にピンホ
ールなど外傷があると内部ガスの膨張に伴ない、燃料の
燃焼で生じた核分裂生成物が外部へ漏出する。そこで、
この核分裂生成物を別途設けた手段により収集し、クリ
プトン（Ｋｒ）８５ 、セシウム（Ｏｓ）ｌ ３４ 、
１３７などを分析することによりピンホールなどの有無
を判定するのである。
しかしながら、この従来方法では、原子燃料集合体を燃
料取換クレーンにより原子炉から別の位置にある検査装
置まで運搬する必要があり、運搬時間も約２０分を要し
、さらに前記燃料取換クレーンから別の検査装置面への
取換えか必要であるなと作業性が悪い。
料取換クレーンにより原子炉から別の位置にある検査装
置まで運搬する必要があり、運搬時間も約２０分を要し
、さらに前記燃料取換クレーンから別の検査装置面への
取換えか必要であるなと作業性が悪い。
本発明は、斯かる現状に鑑み、特に使用した原子燃料集
合体の漏洩検査に際し、原子炉から別の検査装置まで態
々運搬することなく検査を可能としたことを目的とする
。
合体の漏洩検査に際し、原子炉から別の検査装置まで態
々運搬することなく検査を可能としたことを目的とする
。
即ち、本発明の特徴とするところは、一つは、原子燃料
集合体をアウターマストチューブ内に収納する形式の燃
料取換クレーンを用い、先ず匣用した原子燃料集合体を
原子炉炉心から引上げ、前記アウターマストチューブ内
に収納し、前記原子燃料集合体を断熱条件下で昇温、昇
圧させて、前記原子燃料集合体の被覆管のピンホールな
どから核分裂生成ｖ／Ｊを、前記アウターマストチュー
ブと前記原子燃料集合体との間の水中に漏出させ、原水
を採集して核分裂生成物の漏洩を検知することを特徴と
する原子燃料集合体の検査方法であり、他の一つは、該
検査方法を実施するに好「商な、断熱構造からなるアウ
ターマストチューブ、該チューブ内の水採集機構、原子
燃料集合体の吊下保持、上下動機構からなる検査装置に
ある。
集合体をアウターマストチューブ内に収納する形式の燃
料取換クレーンを用い、先ず匣用した原子燃料集合体を
原子炉炉心から引上げ、前記アウターマストチューブ内
に収納し、前記原子燃料集合体を断熱条件下で昇温、昇
圧させて、前記原子燃料集合体の被覆管のピンホールな
どから核分裂生成ｖ／Ｊを、前記アウターマストチュー
ブと前記原子燃料集合体との間の水中に漏出させ、原水
を採集して核分裂生成物の漏洩を検知することを特徴と
する原子燃料集合体の検査方法であり、他の一つは、該
検査方法を実施するに好「商な、断熱構造からなるアウ
ターマストチューブ、該チューブ内の水採集機構、原子
燃料集合体の吊下保持、上下動機構からなる検査装置に
ある。
しかして上記本発明における原子燃料集合体の漏洩検査
方法は次の如き堰本原理にもとづく。
方法は次の如き堰本原理にもとづく。
即ち、使用した原子燃料集合体の定期検査時に際し、燃
料取換クレーンを用い先ず原子炉炉心から各原子燃料集
合体を個々に引出し、前記クレーンのアウターマストチ
ューブ内に取出収納し２、該千ユーブ内において該チュ
ーブを断熱構造とすることなどにより断熱条件下におく
ことにより、前記原子燃料集合体内の放射性核分裂生成
物の崩壊作用によって崩壊熱を発生し、該集合体内の温
度を昇温させ、これにより該集合体の燃料を被覆してい
る燃料被覆管内部が昇圧し、膝骨にピンホールなどの外
傷が存在すると、ここから核分裂生成物が前記アウター
マストチューブと原子燃料集合体との間の水中に漏洩す
るのである。そして、前記の漏出した核分裂生成物中水
溶性の生成物は前記水中に溶出し、原水を採集し水分析
器により核分裂生成物の存否を確認して、前記原子燃料
集合体の被覆管の健全性を検査するのである。
料取換クレーンを用い先ず原子炉炉心から各原子燃料集
合体を個々に引出し、前記クレーンのアウターマストチ
ューブ内に取出収納し２、該千ユーブ内において該チュ
ーブを断熱構造とすることなどにより断熱条件下におく
ことにより、前記原子燃料集合体内の放射性核分裂生成
物の崩壊作用によって崩壊熱を発生し、該集合体内の温
度を昇温させ、これにより該集合体の燃料を被覆してい
る燃料被覆管内部が昇圧し、膝骨にピンホールなどの外
傷が存在すると、ここから核分裂生成物が前記アウター
マストチューブと原子燃料集合体との間の水中に漏洩す
るのである。そして、前記の漏出した核分裂生成物中水
溶性の生成物は前記水中に溶出し、原水を採集し水分析
器により核分裂生成物の存否を確認して、前記原子燃料
集合体の被覆管の健全性を検査するのである。
ここで特に重要なのは、原子燃料集合体を炉心から引上
げ、アウターマストチューブ内に収納後、所定時間断熱
条件下におくことであって、断熱条件下におくには後述
する知〈アウターマストチューブを二重管の中空構造と
すること、二重管内に窒素ガスなどを封入して断熱性を
良くすること、該チューブ自身の材質を断熱性の良い材
質とすることなど、種々の手段があり、斯く断熱条件下
におくことにより、アウターマストチューブの底１ｎｊ
け開口していても開口上方部のアウターマストチューブ
と原子燃料集合体間の間隙が狭いので閉鎖空間となって
前記燃料被覆管内部の昇温、昇圧は沫かに行われるので
ある。
げ、アウターマストチューブ内に収納後、所定時間断熱
条件下におくことであって、断熱条件下におくには後述
する知〈アウターマストチューブを二重管の中空構造と
すること、二重管内に窒素ガスなどを封入して断熱性を
良くすること、該チューブ自身の材質を断熱性の良い材
質とすることなど、種々の手段があり、斯く断熱条件下
におくことにより、アウターマストチューブの底１ｎｊ
け開口していても開口上方部のアウターマストチューブ
と原子燃料集合体間の間隙が狭いので閉鎖空間となって
前記燃料被覆管内部の昇温、昇圧は沫かに行われるので
ある。
つぎに、添伺図面に基づき］−記検査の実施に使用され
る本発明検査装置の一例を説明する。
る本発明検査装置の一例を説明する。
第１図は本発明検査装置である燃料取換クレーンＡの概
略図であり、第２図は該クレーンＡの水採取機構を示し
７ている。
略図であり、第２図は該クレーンＡの水採取機構を示し
７ている。
（１）は原子炉炉心から取出された原子燃料集合体、（
１）は該原子燃料集合体（］）の九・宏料を被覆してい
る燃料被覆管、（２）は該原子燃料集合体（１）を引上
げて収納する底面を開口（２’） Ｉ、た中空（２）の
二重管のアウターマストチューブであって、水中（ロ）
に吊下保持可能に構成されている。
１）は該原子燃料集合体（］）の九・宏料を被覆してい
る燃料被覆管、（２）は該原子燃料集合体（１）を引上
げて収納する底面を開口（２’） Ｉ、た中空（２）の
二重管のアウターマストチューブであって、水中（ロ）
に吊下保持可能に構成されている。
（５）は前記集合体（１）の把持上下動機構であって、
（３）はグリッパ−チューブ（４）先端に取り付けられ
た前記集合体（１）の上端を把持する把持機構、（６）
は前記グリッパ−チューブ（４）上端に一端を取付けら
れ、前記アウターマストチューブ（２）」一部を貫通し
て設けられた燃料吊下げ用ワイヤーで、（７）は該ワイ
ヤー（６）を巻取るためのホイストであり、これらによ
り把持」−下動機構（５）か構成さ、する１゜以」二に
よりアワターマストチューブ（２）は水中に吊−トされ
、原子燃料集合体（Ｊ） ）Ｊ：前記把持上下動機構（
５）の作動によりアウターマストチューブ（２）底面開
口（２）ヲ通して該チューブ（２）内外へ上下移動自在
に吊下保持され、炉心へ取ｆ」は、取出しされるように
なっている。
（３）はグリッパ−チューブ（４）先端に取り付けられ
た前記集合体（１）の上端を把持する把持機構、（６）
は前記グリッパ−チューブ（４）上端に一端を取付けら
れ、前記アウターマストチューブ（２）」一部を貫通し
て設けられた燃料吊下げ用ワイヤーで、（７）は該ワイ
ヤー（６）を巻取るためのホイストであり、これらによ
り把持」−下動機構（５）か構成さ、する１゜以」二に
よりアワターマストチューブ（２）は水中に吊−トされ
、原子燃料集合体（Ｊ） ）Ｊ：前記把持上下動機構（
５）の作動によりアウターマストチューブ（２）底面開
口（２）ヲ通して該チューブ（２）内外へ上下移動自在
に吊下保持され、炉心へ取ｆ」は、取出しされるように
なっている。
また、（８）は水採集機構で、（９）は配管で一端は前
記アウターマストチューブ（２）内の側壁中間ｆＪ 位
に開口し、他端はＬ方に延びて水中（Ｉ２）外に設けら
れたポンプθＯ）を介してポリビン（１１）に連通して
いる。
記アウターマストチューブ（２）内の側壁中間ｆＪ 位
に開口し、他端はＬ方に延びて水中（Ｉ２）外に設けら
れたポンプθＯ）を介してポリビン（１１）に連通して
いる。
なお、前記アウターマストチューブ（２）は前記中と、
チューブ外の水との断熱効果を上げる断熱構造とするも
のであり、この外、前記具体的構成は前述した本発明の
目的を逸脱しない限りにおいて適宜改変し得ることはい
うまでもない。
チューブ外の水との断熱効果を上げる断熱構造とするも
のであり、この外、前記具体的構成は前述した本発明の
目的を逸脱しない限りにおいて適宜改変し得ることはい
うまでもない。
つき′に、前記の如き図示側装置を使用して本発明によ
る漏洩検査の実施例を述べる。
る漏洩検査の実施例を述べる。
先ず、検査装置である燃料取換りレーンへを原ト炉の側
へ移動し、炉心から原子燃料集合体（１）全把持上下動
機＠（５）の把持機構（３）で把持し、ホイスト（ア）
を駆動し、ワーイヤー（６）を巻取ると前記集合体（１
）ハ上昇し、アウターマストデユープ（２）内の水中適
宜位置に収納され、該デユープ（２）の断熱構造により
比較的速かに燃料の崩壊熱により集合体（１）の飲１旧
１ノ１．’Ｊ Ｖユ灯−渦、釘、比（−１形仮ンＵ狛′
（１〕ｙｃピンホールなど外傷のある場合は核分裂生成
物が前記チューブ（２）と前記集合体（１）間の水中に
漏洩溶出する。
へ移動し、炉心から原子燃料集合体（１）全把持上下動
機＠（５）の把持機構（３）で把持し、ホイスト（ア）
を駆動し、ワーイヤー（６）を巻取ると前記集合体（１
）ハ上昇し、アウターマストデユープ（２）内の水中適
宜位置に収納され、該デユープ（２）の断熱構造により
比較的速かに燃料の崩壊熱により集合体（１）の飲１旧
１ノ１．’Ｊ Ｖユ灯−渦、釘、比（−１形仮ンＵ狛′
（１〕ｙｃピンホールなど外傷のある場合は核分裂生成
物が前記チューブ（２）と前記集合体（１）間の水中に
漏洩溶出する。
しかして、この水を配Ｗ（９）からポンプα０）の駆動
によりポリビン（１］）内に採集し、この水を水分析器
により分析して核分裂生成物の存否を検査し、前記集合
体（１）の健全性を検査するのである。
によりポリビン（１］）内に採集し、この水を水分析器
により分析して核分裂生成物の存否を検査し、前記集合
体（１）の健全性を検査するのである。
以上、詳述した如く、本発明の原子燃料集合体の検査方
法ならびにその装置は、従来の如く前記集合体を原子炉
から一旦取り出し別の検査装置！（検査プール）まで運
搬して検査する必要はなく、燃料麻合体をアウターマス
トチューブにより原子炉炉心から取出り時、その場で漏
洩検査できめので、検査は簡易化され、検査時間も著し
く短縮化され、検査作業の作業性は著しく改善される。
法ならびにその装置は、従来の如く前記集合体を原子炉
から一旦取り出し別の検査装置！（検査プール）まで運
搬して検査する必要はなく、燃料麻合体をアウターマス
トチューブにより原子炉炉心から取出り時、その場で漏
洩検査できめので、検査は簡易化され、検査時間も著し
く短縮化され、検査作業の作業性は著しく改善される。
図は本発明険査方法の実施に使用する装置の一例を示す
概要図であって、第１図は燃料取換クレーンの概要図、
第２図は該クレーンの水採取機構を示す。 （］、） ・・・・原子燃料集合体、（２）・・・・
・・アウターマストチューブ。 （３）・・・・・・・把持機構、 （４）曲−グリッ
パ−チューブ。 （５）・・・・・・・把持」＝下動機構、（６）曲・ワ
イヤー。 （７）・・・・・・ホイス）、（ｇ）・・・曲水採集機
構。 （９）・・・・配％ｌ’ 、 Ｑｏ）・・・曲ポンプ
、ｏｌ）・曲・ポリビン。 （明・・・・・水。 特許出願人 原子燃料工業株式会社 代理人 弁理士 宮 本 泰 −う
芋２目 −４７８−
概要図であって、第１図は燃料取換クレーンの概要図、
第２図は該クレーンの水採取機構を示す。 （］、） ・・・・原子燃料集合体、（２）・・・・
・・アウターマストチューブ。 （３）・・・・・・・把持機構、 （４）曲−グリッ
パ−チューブ。 （５）・・・・・・・把持」＝下動機構、（６）曲・ワ
イヤー。 （７）・・・・・・ホイス）、（ｇ）・・・曲水採集機
構。 （９）・・・・配％ｌ’ 、 Ｑｏ）・・・曲ポンプ
、ｏｌ）・曲・ポリビン。 （明・・・・・水。 特許出願人 原子燃料工業株式会社 代理人 弁理士 宮 本 泰 −う
芋２目 −４７８−
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 ■、原子燃料集合体をアウターマストチューブ内に収納
する形式の燃料取換クレーンを用い、先ず使用した原子
燃料集合体を原子炉炉心から引上げ前記アウターマスト
チューブ内に収納し、前記原子燃料集合体を断熱条件下
で昇温、昇圧させて、ＡｉＪ記原子燃料集合体の被覆管
のピンホールなどから核分裂生成物を、前記アウターマ
ストチューブと前記原子燃料集合体との間の水中に漏出
させ、該水を採集して核分裂生成物の漏洩を検知するこ
とを特徴とする原子燃料集合体の検査方法。 ２、 底面を開口して原子燃料集合体を収納可能にする
とともに、断熱壁構造としたアウターマストチューブと
、該アウターマストチューブ内に一端が開口し、他端が
上方に延びて前記チューブ内の水を採集する水採集機構
と、前記アウターマストチューブの底面開口を通して該
チューブ内外へ上下移動自在に吊下保持され、下端に前
記原子燃料集合体の把持機構を備えた前Ｍｅ原原子燃料
会合体把持上下動機構との各部を有し構成されてな７ｊ
５ ＣＩとを特徴とする原子燃料集合体の検査装置。 ３、 アウターマストチューブの断熱壁を二重となし、
該二重管内にガスを封入してなる特許請求の範囲第２項
記載の原子燃料集合体の検査装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57189778A JPS5979191A (ja) | 1982-10-27 | 1982-10-27 | 原子燃料集合体の検査方法ならびにその装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57189778A JPS5979191A (ja) | 1982-10-27 | 1982-10-27 | 原子燃料集合体の検査方法ならびにその装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5979191A true JPS5979191A (ja) | 1984-05-08 |
Family
ID=16247039
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57189778A Pending JPS5979191A (ja) | 1982-10-27 | 1982-10-27 | 原子燃料集合体の検査方法ならびにその装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS5979191A (ja) |
-
1982
- 1982-10-27 JP JP57189778A patent/JPS5979191A/ja active Pending
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