JPS615000A - 破損した原子炉構成部材を識別するための固体標識物質及びその標識を構成部材に付する方法 - Google Patents
破損した原子炉構成部材を識別するための固体標識物質及びその標識を構成部材に付する方法Info
- Publication number
- JPS615000A JPS615000A JP60029201A JP2920185A JPS615000A JP S615000 A JPS615000 A JP S615000A JP 60029201 A JP60029201 A JP 60029201A JP 2920185 A JP2920185 A JP 2920185A JP S615000 A JPS615000 A JP S615000A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- solid
- gas
- nuclear reactor
- component
- labeling
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B63—SHIPS OR OTHER WATERBORNE VESSELS; RELATED EQUIPMENT
- B63H—MARINE PROPULSION OR STEERING
- B63H3/00—Propeller-blade pitch changing
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/048—Detecting burst slugs characterised by a special construction of fuel elements, e.g. by a confined "tracer"
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Aviation & Aerospace Engineering (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Combustion & Propulsion (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Ocean & Marine Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Other Investigation Or Analysis Of Materials By Electrical Means (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、破損した特定の構成部材を容易に識別できる
ように原子炉の構成部材内に標識物質を導入する方法に
関する。特に、本発明は、原子炉の内部で放射線に露さ
れると安する方法に関する。
ように原子炉の構成部材内に標識物質を導入する方法に
関する。特に、本発明は、原子炉の内部で放射線に露さ
れると安する方法に関する。
原子炉の構成部材、特に燃料要素は、構成部針の集合体
内に封入され部材が破損したときに放出される気体状の
同位元素を組み込んだ構造にされることが多い。ガス状
の同位元素は、検出及び識別が容易であり、破損のあっ
たことを示しかつ破損した部材を識別できるものを選定
す゛る。
内に封入され部材が破損したときに放出される気体状の
同位元素を組み込んだ構造にされることが多い。ガス状
の同位元素は、検出及び識別が容易であり、破損のあっ
たことを示しかつ破損した部材を識別できるものを選定
す゛る。
燃料棒または燃料ピンとも言われる原子炉の燃料要素は
、燃料集合体または燃料束の形で原子炉の内部に装入さ
れる。各燃料集合体は、原子炉の大きさによるが、１０
０本から４００本の゛燃料要素を含む。一つの原子炉に
１００本またはそれ以上の燃料集合体を入れることがで
きる。各集合体に、特定の同位元素または既知の比率で
混合した同位元素混合物で、標識をつけることができる
。成る同位元素または複数の同位元素の特定混合物が検
出されると、それは１本またはそれ以上の燃料要素が破
損したという信号であり、破損した特定の集合体を識別
できる。
、燃料集合体または燃料束の形で原子炉の内部に装入さ
れる。各燃料集合体は、原子炉の大きさによるが、１０
０本から４００本の゛燃料要素を含む。一つの原子炉に
１００本またはそれ以上の燃料集合体を入れることがで
きる。各集合体に、特定の同位元素または既知の比率で
混合した同位元素混合物で、標識をつけることができる
。成る同位元素または複数の同位元素の特定混合物が検
出されると、それは１本またはそれ以上の燃料要素が破
損したという信号であり、破損した特定の集合体を識別
できる。
燃料要素の構造には、二つの型がある。気体状の核分裂
生成物が液状の原子炉冷却材中に放出されて原子炉のカ
バｍ−ガス中に集められる通気型の構造と、気体状の核
分裂生成物が密封された燃料要素の内部に設けられたガ
ス充満室中に集められる閉鎖型の構造である。標識は、
密封型の燃料要素にだけ使用できる。
生成物が液状の原子炉冷却材中に放出されて原子炉のカ
バｍ−ガス中に集められる通気型の構造と、気体状の核
分裂生成物が密封された燃料要素の内部に設けられたガ
ス充満室中に集められる閉鎖型の構造である。標識は、
密封型の燃料要素にだけ使用できる。
クルーサメル等（Ｃｒｏｕｔｈａｍｅｌ ｅｔ ａｌ）
に付与された米国特許第３．１３８３，３６３号は、質
量数１３１未満のキセノンの同位元素類の種々の混合物
から成る気体状の標識を開示している。
に付与された米国特許第３．１３８３，３６３号は、質
量数１３１未満のキセノンの同位元素類の種々の混合物
から成る気体状の標識を開示している。
標識は鋼製のカプセルに入れて燃料ペレットとともに閉
鎖型の燃料要素に導入した後に、熱伝導媒体としてヘリ
ウムを加えて、燃料要素を密封する。次に、各カプセル
に内蔵された装置によってカプセルを破裂させて、標識
ガスを密封された燃料要素内に放出する。成る特定の燃
料要素が破損すると、原子炉のカバー・ガス中で気体状
のキセノンの同位元素の混合物が検出され、同位元素の
識別の比率から破損個所が識別できる。質量数１２４〜
１３０のキセノンの同位元素類は、核分裂時に有意な量
生成することもなく、中性子束に悪影響を及ぼすことも
なく、放射線照射による影響も受けず、核分裂による生
成ガスとともにカバー争ガス中に運ばれ、質量分析計に
よって容易に識別されるという標識として好ましい特性
を示すので、標識として選択され使用される。同位元素
ガス・カプセルの製造は骨の折れるまた費用の嵩む工程
であり、ガスを所定の比率で混合し、カプセルを閉鎖室
内に配置し、閉鎖室を真空にし、標識ガス混合物を真空
にした室内に導入してカプセル内に導入し、レーザ溶接
によってカプセルを密封しなけらばならない。
鎖型の燃料要素に導入した後に、熱伝導媒体としてヘリ
ウムを加えて、燃料要素を密封する。次に、各カプセル
に内蔵された装置によってカプセルを破裂させて、標識
ガスを密封された燃料要素内に放出する。成る特定の燃
料要素が破損すると、原子炉のカバー・ガス中で気体状
のキセノンの同位元素の混合物が検出され、同位元素の
識別の比率から破損個所が識別できる。質量数１２４〜
１３０のキセノンの同位元素類は、核分裂時に有意な量
生成することもなく、中性子束に悪影響を及ぼすことも
なく、放射線照射による影響も受けず、核分裂による生
成ガスとともにカバー争ガス中に運ばれ、質量分析計に
よって容易に識別されるという標識として好ましい特性
を示すので、標識として選択され使用される。同位元素
ガス・カプセルの製造は骨の折れるまた費用の嵩む工程
であり、ガスを所定の比率で混合し、カプセルを閉鎖室
内に配置し、閉鎖室を真空にし、標識ガス混合物を真空
にした室内に導入してカプセル内に導入し、レーザ溶接
によってカプセルを密封しなけらばならない。
キセノン１２４及び１３０同位元素だけでなく、標識ガ
スとしてのクリプトンの同位元素類の使用も実際的であ
る。しかしながら、同位元素の気体状標識の使用は、更
に特異な混合比での使用が必要となり、同位元素の富化
の問題があるために、高価な方法になる。同位元素混合
物を燃料要素及びその他の原子炉の構成部材に入れる際
に標識ガスの純度を維持する点にも問題がある。
スとしてのクリプトンの同位元素類の使用も実際的であ
る。しかしながら、同位元素の気体状標識の使用は、更
に特異な混合比での使用が必要となり、同位元素の富化
の問題があるために、高価な方法になる。同位元素混合
物を燃料要素及びその他の原子炉の構成部材に入れる際
に標識ガスの純度を維持する点にも問題がある。
本発明の目的は、気体状の同位元素類を含有する装置の
組立時に遭遇する機械的な問題及び高価格を避けると共
に標識混合物の純度を維持することができるような、燃
料要素その他の原子炉構成部材に標識をつける方法及び
そのための標識物質を提供することである本発明の他の
目的は、取扱いが容易で、気体状の標識と組み合わせあ
るいは別個に使用でき、核分裂生成物をつくらず、自然
状態での相対比率とは異なる比率で存在する安定な最終
生成物をつくる標識物質を提供することである。
組立時に遭遇する機械的な問題及び高価格を避けると共
に標識混合物の純度を維持することができるような、燃
料要素その他の原子炉構成部材に標識をつける方法及び
そのための標識物質を提供することである本発明の他の
目的は、取扱いが容易で、気体状の標識と組み合わせあ
るいは別個に使用でき、核分裂生成物をつくらず、自然
状態での相対比率とは異なる比率で存在する安定な最終
生成物をつくる標識物質を提供することである。
従って、本発明は、原子炉の構成部材内に配置されてそ
の構成部材の識別を可佳にするための固体標識物質であ
って、原子炉で放射線の照射を受けると前記、標識物質
が安定で非核分裂性生成物である少なくとも１種の検出
、識別、かつ測定可能な標識ガスを天然の存在比とは異
なる所定の比率で発生し、前記構成部材が破損すると原
子炉のカバー・ガス中で標識ガスが検出され、その標識
ガスの組成により破損した構成部材を識別できることを
特徴とする固体標識物質にある。
の構成部材の識別を可佳にするための固体標識物質であ
って、原子炉で放射線の照射を受けると前記、標識物質
が安定で非核分裂性生成物である少なくとも１種の検出
、識別、かつ測定可能な標識ガスを天然の存在比とは異
なる所定の比率で発生し、前記構成部材が破損すると原
子炉のカバー・ガス中で標識ガスが検出され、その標識
ガスの組成により破損した構成部材を識別できることを
特徴とする固体標識物質にある。
本発明は、前の段落に記載した固体標識物質を構成部材
に封入することを特徴とする原子炉構成部材に標識をつ
ける方法をも含む。
に封入することを特徴とする原子炉構成部材に標識をつ
ける方法をも含む。
従って、本発明は、原子炉内部で中性子束に露出される
と検出可能なガス類を発生する固体標識物質を原子炉の
構成部材中で使用する技術に関する。単一の標識物質及
び標識物質混合物を使用して、検出＃測定されたガスの
成分及び比率に基いて、破損した構成部材を識別するこ
とができるや 密封前に原子炉構成部材中に固体標識物質を挿入してお
いて、特定の要素に漏れや破損が起きたとき信号が出せ
るようにする。異なる固体標識物質及び異なる各種物質
の混合物を使用することにより、漏れまたは破損の発生
源として、例えば特定の管巣合体のような特定の原子炉
構成部材の識別ができる。
と検出可能なガス類を発生する固体標識物質を原子炉の
構成部材中で使用する技術に関する。単一の標識物質及
び標識物質混合物を使用して、検出＃測定されたガスの
成分及び比率に基いて、破損した構成部材を識別するこ
とができるや 密封前に原子炉構成部材中に固体標識物質を挿入してお
いて、特定の要素に漏れや破損が起きたとき信号が出せ
るようにする。異なる固体標識物質及び異なる各種物質
の混合物を使用することにより、漏れまたは破損の発生
源として、例えば特定の管巣合体のような特定の原子炉
構成部材の識別ができる。
ハロゲン類のような周期律表の第■Ａ族元素は、中性子
束をあてると放射性同位元素を生じる。これらの同位元
素類はβ崩壊して、貴ガスになる。
束をあてると放射性同位元素を生じる。これらの同位元
素類はβ崩壊して、貴ガスになる。
固体状の標識としてハロゲン類を使用する方、法の好ま
しい例としては、以下の例を挙げることができる。
しい例としては、以下の例を挙げることができる。
Ａ、 ７９Ｂｒ （ｎ、ｇ） ”Ｂｒ
β−１１０ＫｒＢ、 ” Ｂｒ （ｎ、ｇ）
８２Ｂｒ β−８２ＫｒＣ４Ｉ２フ Ｉ
（ｎ９ｇ） １２８ ｌ β −′２８
ｘｅｏ、 ３２ Ｃ１（ｎ、ｇ）
３日Ｃ１β −３８ＡｒＥ、 ”Ｆ （ｎ、ｇ）
２０Ｆ β −２＋ＩＮｅ検出可能なガス
を発生する固体物質であれば何を用いてもよいが、本発
明の好ましい実施例は、原子炉運転中に有意量は生成さ
れない検出可能なガスとなる物質に限定される。
β−１１０ＫｒＢ、 ” Ｂｒ （ｎ、ｇ）
８２Ｂｒ β−８２ＫｒＣ４Ｉ２フ Ｉ
（ｎ９ｇ） １２８ ｌ β −′２８
ｘｅｏ、 ３２ Ｃ１（ｎ、ｇ）
３日Ｃ１β −３８ＡｒＥ、 ”Ｆ （ｎ、ｇ）
２０Ｆ β −２＋ＩＮｅ検出可能なガス
を発生する固体物質であれば何を用いてもよいが、本発
明の好ましい実施例は、原子炉運転中に有意量は生成さ
れない検出可能なガスとなる物質に限定される。
即ち、核分裂生成物になる物質類は、燃料要素が破裂し
た後にカバーφガス中で検出される背景物質と容易に区
別することができない。たとえば、ナトリウム冷却型原
子炉の場合には、ナトリウムもネオンに変わるから、弗
素の使用は有効とは言えない。同様に、＋２７１及びｌ
ｌｌＢｒは、核分裂生成物でもある可能性があるから、
全での場合に有用であるとは言えない。
た後にカバーφガス中で検出される背景物質と容易に区
別することができない。たとえば、ナトリウム冷却型原
子炉の場合には、ナトリウムもネオンに変わるから、弗
素の使用は有効とは言えない。同様に、＋２７１及びｌ
ｌｌＢｒは、核分裂生成物でもある可能性があるから、
全での場合に有用であるとは言えない。
しかしながら、本発明のもう一つの実施例においては、
背景の成分レベルを連続監視または周期的監視により記
録しておけば、核分裂生成物としてカバー・ガス中に検
出される自然発生背景成分に類似した標識を使用するこ
ともできる。このような実施例においては、最新の測定
背景レベルまたは予測背景レベルから有意な差があれば
、構成部材の破損または漏れがあることがわかる。問題
の発生を示すために既知のレベルからの偏差を用いる方
法は、それ以前に起こった標識付き原子炉構成部材の破
損″によるまたはその他の理由のある発生源からの気体
状同位元素類が蓄積されているような場合には、特に有
用な方法である。
背景の成分レベルを連続監視または周期的監視により記
録しておけば、核分裂生成物としてカバー・ガス中に検
出される自然発生背景成分に類似した標識を使用するこ
ともできる。このような実施例においては、最新の測定
背景レベルまたは予測背景レベルから有意な差があれば
、構成部材の破損または漏れがあることがわかる。問題
の発生を示すために既知のレベルからの偏差を用いる方
法は、それ以前に起こった標識付き原子炉構成部材の破
損″によるまたはその他の理由のある発生源からの気体
状同位元素類が蓄積されているような場合には、特に有
用な方法である。
以下の式に従って、固体物質から気体状の標識が発生す
る。
る。
標識ガス原子＝φσＮ
式中、φは中性子束 （−中」１ヨヨ敗−）ｄ×秒
σは断面積（ｒｉ／原子）
Ｎは標識物質原子数
一例としてＢｒがＫｒに変わる反応の例を挙げると、臭
素の消耗を無視すると、典型的な液体金属高速増殖炉雰
囲気中では、１グラムのＢｒが１０日間で１／３ ｃｃ
（ＳＴＰ）よりも幾分か多い量のＫｒ標識ガスを生じ
る。
素の消耗を無視すると、典型的な液体金属高速増殖炉雰
囲気中では、１グラムのＢｒが１０日間で１／３ ｃｃ
（ＳＴＰ）よりも幾分か多い量のＫｒ標識ガスを生じ
る。
Ｎ＝約０．００８Ｘ１０２′１原子（７） Ｂｒ／ｇφ
＝約１０１５の中性子／ｉＸ秒 （典型的な高速増殖炉の場合） ａ＝約１０−２″ｒｉ／原子 （典型的な高速増殖炉の場合） １日当たり約１９１１１個の標識ガス原子が発生する。
＝約１０１５の中性子／ｉＸ秒 （典型的な高速増殖炉の場合） ａ＝約１０−２″ｒｉ／原子 （典型的な高速増殖炉の場合） １日当たり約１９１１１個の標識ガス原子が発生する。
ＳＰＴ単位ではＫｒ Ｉ ｃｃ＝２．Ｅｌ？ Ｘ
１０ ”個の原子になる。従って、上記の例では、１０
日間でＢｒ ＩｇからＳＴＰ単位で約０．３７ ｃｃ
ｃ７）Ｋｒが発生することになる。
１０ ”個の原子になる。従って、上記の例では、１０
日間でＢｒ ＩｇからＳＴＰ単位で約０．３７ ｃｃ
ｃ７）Ｋｒが発生することになる。
上述の例は、高速増殖炉の特性に基づいた例であるが、
典型的な熱中性子炉（ｔｈｅｒｍａｌｒｅａｃｔｏｒ
）の場合における同位元素標識ガス類の生成率も同じ程
度の基準に基づいて算出される。熱中性子炉の場合には
中性子束は１０分の１〜５０分の１程度に減るが、断面
積が同じ分だけ大きくなる。従って、本発明は熱中性子
炉の場合にも、同様に使用することができる。
典型的な熱中性子炉（ｔｈｅｒｍａｌｒｅａｃｔｏｒ
）の場合における同位元素標識ガス類の生成率も同じ程
度の基準に基づいて算出される。熱中性子炉の場合には
中性子束は１０分の１〜５０分の１程度に減るが、断面
積が同じ分だけ大きくなる。従って、本発明は熱中性子
炉の場合にも、同様に使用することができる。
上述の式から明らかなように、検出可能な気体状同位元
素類の発生は時間に対して直線的な関係になる。たとえ
ば、１グラムのＢｒが出発物質である場合には、第１白
目に約０．０３７ ｃｃ（ＳＴＰ）のＢｒが発生し、そ
の後毎日同量のＢｒが発生する。原子炉構成部材の漏れ
は、標識物質１グラムを使用すると第１白目の途中で検
出される。勿論、標識物質の使用量を増して、早期の検
出ができるようにすることもできる。
素類の発生は時間に対して直線的な関係になる。たとえ
ば、１グラムのＢｒが出発物質である場合には、第１白
目に約０．０３７ ｃｃ（ＳＴＰ）のＢｒが発生し、そ
の後毎日同量のＢｒが発生する。原子炉構成部材の漏れ
は、標識物質１グラムを使用すると第１白目の途中で検
出される。勿論、標識物質の使用量を増して、早期の検
出ができるようにすることもできる。
力）＜−・ガスを検査して標識ガスを検出する好ましい
試験法は質量分析である。従来から、核分裂生成物即ち
放射能を検出する装置に試料を連続的に流すことにより
、カバー・ガスの監視が行なわれている。核分裂生成物
が検出されると、試料を質量分析計で分析して同位元素
を同定し同位元素比を測定する６質量分析計は、電場及
び磁場内におけるイオンの偏向度の差を測定することに
より、異なる質゛置数を持ち荷電が同一であるイオンの
同定を行なうものである。１グラムの固体標識物質から
１０日間の間の発生したガスの量を検出することは容易
である。
試験法は質量分析である。従来から、核分裂生成物即ち
放射能を検出する装置に試料を連続的に流すことにより
、カバー・ガスの監視が行なわれている。核分裂生成物
が検出されると、試料を質量分析計で分析して同位元素
を同定し同位元素比を測定する６質量分析計は、電場及
び磁場内におけるイオンの偏向度の差を測定することに
より、異なる質゛置数を持ち荷電が同一であるイオンの
同定を行なうものである。１グラムの固体標識物質から
１０日間の間の発生したガスの量を検出することは容易
である。
冷凍技術（低温凝縮技術）を利用し活性炭フィルタ中で
標識ガスを濃縮することにより、低濃度における検出能
力を増大させること−もできる。質量分析計を上記の方
法と併用すれば、１ｏ−ＩＩというような極めて少量の
標識ガス類を検出し、同定し、正確に測定することがで
き、その結果、漏れまたは構成部材の破損を早期に検出
して問題の発生源を識別することができる。典型的な原
子炉の場合、数時間でカバ−・ガス中に検出可能な充分
な量の標識カス類を発生させるためには１グラムの固体
標識物質で充分である。
標識ガスを濃縮することにより、低濃度における検出能
力を増大させること−もできる。質量分析計を上記の方
法と併用すれば、１ｏ−ＩＩというような極めて少量の
標識ガス類を検出し、同定し、正確に測定することがで
き、その結果、漏れまたは構成部材の破損を早期に検出
して問題の発生源を識別することができる。典型的な原
子炉の場合、数時間でカバ−・ガス中に検出可能な充分
な量の標識カス類を発生させるためには１グラムの固体
標識物質で充分である。
背景物質と区別して検出・測定できることに加えて、標
識物質に要求される特性は、中性子束に悪影響を及ぼさ
ないことと、照射を続行しても同定可能な生成物から更
に変化することがないこと、原子炉の冷却材にほとんど
溶解しないこと等の性質である。
識物質に要求される特性は、中性子束に悪影響を及ぼさ
ないことと、照射を続行しても同定可能な生成物から更
に変化することがないこと、原子炉の冷却材にほとんど
溶解しないこと等の性質である。
同位元素の構成比率に更に種々の変化をつけるために、
必要ならば、本発明の固体標識物質を先行技術で使用さ
れている気体状標識と併用することもできる。更に、燃
料集合体その他の標識をつけた原子炉構成部材を原子炉
内に配置したときに起こる破損は、気体状標識が直ちに
検出されるため警告がなされる。固体標識物質のみを使
用した場合には、検出に充分な気体状同位元素類が発生
するまでに一定の時間が必要である。
必要ならば、本発明の固体標識物質を先行技術で使用さ
れている気体状標識と併用することもできる。更に、燃
料集合体その他の標識をつけた原子炉構成部材を原子炉
内に配置したときに起こる破損は、気体状標識が直ちに
検出されるため警告がなされる。固体標識物質のみを使
用した場合には、検出に充分な気体状同位元素類が発生
するまでに一定の時間が必要である。
固体標識物質を所望する元素の塩の形で導入することも
できる。たとえば、／＼ロゲンのナトリウム塩、カリウ
ム塩、カルシウム塩、鉄塩及びニッケル塩等は、安価で
取扱いの容易な固体同位元素標識として有用である。」
１記の塩類をペレットの形で、または容器に入れた粉末
または顆粒として導入してもよいが、これらは燃料棒の
下ではあまり反応性を持たない。
できる。たとえば、／＼ロゲンのナトリウム塩、カリウ
ム塩、カルシウム塩、鉄塩及びニッケル塩等は、安価で
取扱いの容易な固体同位元素標識として有用である。」
１記の塩類をペレットの形で、または容器に入れた粉末
または顆粒として導入してもよいが、これらは燃料棒の
下ではあまり反応性を持たない。
選定する塩類は、特定の同位元素類を所定の割合いで含
有するものでなければならない。たとえば既知の比率の
７″’Ｂｒ−及び”Ｂｒ−から成る塩類を使用すると、
既知の比率のＢｆｌＫｒ及びｌ１２Ｋｒから成る標識ガ
スが発生する。塩中では元素はイオンの形で存在するが
、中性子束中で貴ガス類に変化する。
有するものでなければならない。たとえば既知の比率の
７″’Ｂｒ−及び”Ｂｒ−から成る塩類を使用すると、
既知の比率のＢｆｌＫｒ及びｌ１２Ｋｒから成る標識ガ
スが発生する。塩中では元素はイオンの形で存在するが
、中性子束中で貴ガス類に変化する。
同様に、特定の割合の３５Ｃ１及び３７Ｃ１を含む塩類
は、天然のアルゴン中で見られる同位元素の比率とは全
く異なる特異な比率で”Ａｒ及び３８Ａｒを発生する。
は、天然のアルゴン中で見られる同位元素の比率とは全
く異なる特異な比率で”Ａｒ及び３８Ａｒを発生する。
特異な標識をつくり出すために、異なる元素類の混合物
を使用すればよい。同一の同位元素比率の塩素を沃素の
塩素と併用しあるいは単独で用いて、利用できる異なる
標識の数を２倍にすることもできる同位元素ガスの発生
には関係ないがカチオン成分を標識固体塩中で使用する
こともできる。一般に広く使用されているナトリウム塩
、カリウム塩及びカルシウム塩を使用できる。別の例で
は、元素の形ではあまり反応性を持たない金属類のイオ
ン塩類及び同様の塩類が好ましい場合もある。
を使用すればよい。同一の同位元素比率の塩素を沃素の
塩素と併用しあるいは単独で用いて、利用できる異なる
標識の数を２倍にすることもできる同位元素ガスの発生
には関係ないがカチオン成分を標識固体塩中で使用する
こともできる。一般に広く使用されているナトリウム塩
、カリウム塩及びカルシウム塩を使用できる。別の例で
は、元素の形ではあまり反応性を持たない金属類のイオ
ン塩類及び同様の塩類が好ましい場合もある。
本発明は、安価で取扱いの容易な固体塩類を用いて原子
炉の構成部材に標識をつける方法を提供するものである
。これらの塩類の使用により、原子炉構成部材への標識
の付加に必要なコストが１００分の１に減少すると考え
られる。更に、同位元素塩類は安定であるから、固体の
標識を一個所で大量生産し在庫しておいて、必要に応じ
て原子炉のサイトに搬入することもできる。更に、物理
的に少量の固体状の塩類から迅速に測定可能な量の同位
元素ガスが発生するので、異なる塩の各単位を原子炉の
側で必要に応じて組合わせて、異なる種々の気体状同位
元素の比率にすることもできる。
炉の構成部材に標識をつける方法を提供するものである
。これらの塩類の使用により、原子炉構成部材への標識
の付加に必要なコストが１００分の１に減少すると考え
られる。更に、同位元素塩類は安定であるから、固体の
標識を一個所で大量生産し在庫しておいて、必要に応じ
て原子炉のサイトに搬入することもできる。更に、物理
的に少量の固体状の塩類から迅速に測定可能な量の同位
元素ガスが発生するので、異なる塩の各単位を原子炉の
側で必要に応じて組合わせて、異なる種々の気体状同位
元素の比率にすることもできる。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉の構成部材内に配置されてその構成部材の識
別を可能にするための固体標識物質であって、原子炉で
放射線の照射を受けると前記標識物質が安定で非核分裂
性生成物である少なくとも１種の検出、識別、かつ測定
可能な標識ガスを天然の存在比とは異なる所定の比率で
発生し、前記構成部材が破損すると原子炉のカバー・ガ
ス中で標識ガスが検出され、その標識ガスの組成により
破損した構成部材を識別できることを特徴とする固体標
識物質。 ２、前記物質が、臭素、沃素、塩素または弗素若しくは
これらの塩を含有する少なくとも１種の固体物質から成
ることを特徴とする特許請求の範囲第１項に記載の固体
標識物質。 ３、臭素、沃素、塩素または弗素が、＾１＾２＾７Ｉ、
＾８＾１Ｂｒ、＾７＾９Ｂｒ、＾３＾７Ｃｌ、＾３＾５
Ｃｌまたは＾１＾９Ｆであることを特徴とする特許請求
の範囲第２項に記載の固体標識物質。 ４、標識ガスが１種またはそれ以上の貴ガスを含むこと
を特徴とする特許請求の範囲第１項、第２項または第３
項に記載の固体標識物質。 ５、標識ガスが、＾１＾２＾８Ｘｅ、＾８＾２Ｋｒ、＾
８＾０Ｋｒ、＾３＾８Ａｒ、＾３＾６Ａｒ及び＾２＾０
Ｎｅの１種または２種以上を含むことを特徴とする特許
請求の範囲第４項に記載の固体標識物質。 ６、原子炉の構成部材内に配置されてその構成部材の識
別を可能にするための固体標識物質であって、原子炉で
放射線の照射を受けると前記標識物質が安定で非核分裂
性生成物である少なくとも１種の検出、識別、かつ測定
可能な標識ガスを天然の存在比とは異なる所定の比率で
発生し、前記構成部材が破損すると原子炉のカバー・ガ
ス中で標識ガスが検出され、その標識ガスの組成により
破損した構成部材を識別できることを特徴とする固体標
識物質を前記構成部材に封入したことを特徴とする原子
炉構成部材に標識を付する方法。 ７、放射線の放射を受けると異なる原子炉構成部材ごと
に異なる同位元素ガスを発生する異なる固体物質の形の
固体標識物質を封入し、検出された特定の気体状同位元
素または気体状同位元素の比率から原子炉構成部材の破
損を識別できるようにしたことを特徴とする特許請求の
範囲第６項に記載の方法。 ８、原子炉の構成部材中に気体状の標識物質をも封入し
たことを特徴とする特許請求の範囲第６項または第７項
に記載の方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US06/622,299 US4657729A (en) | 1984-06-19 | 1984-06-19 | Solid tags for identifying failed reactor components |
| US622299 | 1984-06-19 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS615000A true JPS615000A (ja) | 1986-01-10 |
| JPH0375074B2 JPH0375074B2 (ja) | 1991-11-28 |
Family
ID=24493681
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60029201A Granted JPS615000A (ja) | 1984-06-19 | 1985-02-15 | 破損した原子炉構成部材を識別するための固体標識物質及びその標識を構成部材に付する方法 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US4657729A (ja) |
| EP (1) | EP0170343B1 (ja) |
| JP (1) | JPS615000A (ja) |
| KR (1) | KR860000666A (ja) |
| DE (1) | DE3572071D1 (ja) |
| ES (1) | ES8703668A1 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH046795U (ja) * | 1990-05-08 | 1992-01-22 |
Families Citing this family (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US6656329B1 (en) | 1996-08-28 | 2003-12-02 | Premark Rwp Holdings, Inc. | Coated pressing surfaces for abrasion resistant laminate and making laminates therefrom |
| US6190514B1 (en) | 1997-12-30 | 2001-02-20 | Premark Rwp Holdings, Inc. | Method for high scan sputter coating to produce coated, abrasion resistant press plates with reduced built-in thermal stress |
| FR2892223B1 (fr) * | 2005-10-18 | 2011-05-27 | Cogema | Dispositif de fabrication de pastilles combustible nucleaire et procede de fabrication mettant en oeuvre un tel dispositif |
| US10802000B2 (en) | 2013-03-15 | 2020-10-13 | Dionex Corporation | Method of calibrating a chromatography system |
| US9804136B2 (en) | 2014-09-18 | 2017-10-31 | Dionex Corporation | Automated method of calibrating a chromatography system and analysis of a sample |
| EP4219786A3 (en) | 2016-02-09 | 2023-10-11 | Wilsonart LLC | Method for coating stainless steel press plates and coated press plates produced thereby |
Family Cites Families (11)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB989393A (en) * | 1962-11-20 | 1965-04-14 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactor fuel elements |
| GB1062292A (en) * | 1965-02-12 | 1967-03-22 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to leak detection, particularly in nuclear fuel elements |
| US3663363A (en) * | 1969-03-13 | 1972-05-16 | Atomic Energy Commission | Identification of failed fuel elements |
| US3698996A (en) * | 1970-11-24 | 1972-10-17 | Raymond Cooperstein | Method of detecting the presence of a defective lithium-aluminate target in a reactor |
| US4033813A (en) * | 1975-10-22 | 1977-07-05 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Method of detecting leakage of reactor core components of liquid metal cooled fast reactors |
| JPS592880B2 (ja) * | 1978-06-26 | 1984-01-20 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 標識ガス放出素子 |
| JPS5565194A (en) * | 1978-11-13 | 1980-05-16 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear fuel rod |
| US4259152A (en) * | 1978-11-30 | 1981-03-31 | The United States Of America As Represented By The Department Of Energy | Weld failure detection |
| JPS55101893A (en) * | 1979-01-31 | 1980-08-04 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear fuel rod |
| US4447388A (en) * | 1981-11-30 | 1984-05-08 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Bolt failure detection |
| US4495143A (en) * | 1983-09-26 | 1985-01-22 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Gas tagging and cover gas combination for nuclear reactor |
-
1984
- 1984-06-19 US US06/622,299 patent/US4657729A/en not_active Expired - Fee Related
-
1985
- 1985-02-15 JP JP60029201A patent/JPS615000A/ja active Granted
- 1985-02-15 EP EP85301013A patent/EP0170343B1/en not_active Expired
- 1985-02-15 DE DE8585301013T patent/DE3572071D1/de not_active Expired
- 1985-02-19 ES ES540528A patent/ES8703668A1/es not_active Expired
- 1985-02-19 KR KR1019850001045A patent/KR860000666A/ko not_active Withdrawn
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH046795U (ja) * | 1990-05-08 | 1992-01-22 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| US4657729A (en) | 1987-04-14 |
| EP0170343B1 (en) | 1989-08-02 |
| ES540528A0 (es) | 1987-02-16 |
| EP0170343A1 (en) | 1986-02-05 |
| JPH0375074B2 (ja) | 1991-11-28 |
| DE3572071D1 (en) | 1989-09-07 |
| KR860000666A (ko) | 1986-01-30 |
| ES8703668A1 (es) | 1987-02-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Ohtsuki et al. | Enhanced electron-capture decay rate of b 7 e encapsulated in c 60 cages | |
| Abdurashitov et al. | Measurement of the response of a gallium metal solar neutrino experiment to neutrinos from a 51 Cr source | |
| Hans et al. | Purification of telluric acid for SNO+ neutrinoless double-beta decay search | |
| US3663363A (en) | Identification of failed fuel elements | |
| JPH0375074B2 (ja) | ||
| Nagy et al. | Activities of 134Cs, 135Cs and 137Cs in the Primary Coolant of VVER-440 Reactors | |
| Konings | Transmutation of iodine: results of the EFTTRA-T1 irradiation test | |
| Fleming et al. | The Fission Yields of the Stable and Long-Lived Isotopes of Xenon, Cesium, and Krypton in Neutron Fission of U233 | |
| US4033813A (en) | Method of detecting leakage of reactor core components of liquid metal cooled fast reactors | |
| CN85105572A (zh) | 识别破损的反应堆元件的固体同位素标记 | |
| Paras et al. | Iodine-123 assay using a radionuclide calibrator | |
| Cunningham | Berkelium and californium | |
| Lightowlers | Determination of Submicrogram Quantities of Manganese, Sodium, and Copper in Natural Diamonds by Neutron Activation Analysis. | |
| Ichimura et al. | Iodine transmutation studies using metal iodide targets | |
| Sites et al. | Angular distribution of gamma rays resulting from polarized 124Sb, 192Ir and 194Ir | |
| Belli et al. | Potential enhancement of alpha decay in metals at cryogenic temperatures | |
| Helton | REACTIONS OF BROMINE AND CHLORINE ACTIVATED BY RADIATIVE NEUTRON CAPTURE AND ISOMERIC-TRANSITION IN GASEOUS AND CONDENSED HALOMETHANES | |
| US3746614A (en) | Method for detecting and locating failed sodium bonded fuel elements | |
| Strand et al. | Design and manufacture of gas tags for FFTF fuel and control assemblies | |
| Dragoumis | Fast-flux Measurements in the ORR Core | |
| Sunderland | Electrophilic fluoride-18 from an 11 MeV proton cyclotron for radiolabeling of presynaptic dopaminergic PET tracers | |
| Konings et al. | CEC Joint Research Centre, Institute for Advanced Materials JRC-IAM, PO Boz 2, 1755 ZG Petten, The Netherlands | |
| Farrar IV et al. | Helium production measurements for neutron dosimetry and damage correlations | |
| Alexander | Independent yields of 133,135 Xe in the fission of 235U, 238U and 239Pu by 14 MeV neutrons | |
| Lagomarsino et al. | Measurement of low levels of radioactivity with a large well germanium detector |