JPS6177797A - 燃料破損検出装置 - 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】 〔発明の技術分野〕 本発明は、燃料集合体内の冷却拐をナンブリシグして燃
料破損の有無を検出する燃料破損検出装置に係り、特に
、燃料集合体内の冷ｕｊ材の流れ停止を検出するように
改良した燃料吸１ｑ検田装置に関する。

〔発明の技術的青用とその問題点〕

一般に、原子炉容器内には多数の燃料集合体が配設され
る炉心部が構成されており、その各燃料集合体内に、金
属性の被覆管内に核燃料を挿入密封した複数本の燃料棒
が配夕１ノせしめられている。

すなわち、核燃料は金属製の被覆管によって密封され、
核分裂によって発生ずる有害な核分裂生成物が冷ｕＪ　
Ｕ中に拡散しないようにしである。

しかしながら、被覆管の腐蝕や局所的な応力の発生また
は製造上の欠陥等によって、原子炉運転中に燃料棒の被
覆管が＠ＩＱシたような場合に（、上、核燃料の核分裂
によって発生する核分裂生成物が冷却材中に拡散し、冷
却材のみならず原子炉運転中やタービン系機器等が放射
能で汚染される可能性がおる。したがって、破損した燃
料棒を弁する燃料集合体の有無を時々点検し、破損した
燃料棒を有する燃料集合体がある場合には、当該燃料集
合体を新らしいものと交換する必要がある。

ところで、燃料集合体の燃料棒被覆管の破損の有無は、
原子炉を通過する冷却材をサンプリングして冷却材中に
含まれる核分裂生成物の濃度を測定して検出することが
できる。しかし、多数ある燃料集合体の中から破損して
いる燃料棒を有する燃料集合体を固定するためには、各
燃料集合体について個別にその破損検出を行なわなけれ
ばならない。しかも、燃料集合体の燃料棒に破損がある
場合には、不用意な取り扱いにより作＠員が被曝を受け
る可能性があり、炉内機器も汚染される可能性がある。

そのため破損燃料集合体の検出は原子炉内で行なうこと
が望ましい１゜ 第６図は、沸騰水型原子炉にＪ３ける従来の燃料破損検
出装置の１１ス略説明図であっ（、符号１はチャンネル
ボックス２内に概略的に示す燃わ１棒肝３を装着した燃
料集合体−Ｑあり、その燃料集合体１は炉心支持板４上
に支持ｔａされている。一方、冷却材は上記炉心支持板
４の下方から、上記燃料集合体１のヂレンネルボックス
２の内外に流通せしめられ、その冷ｌＪｌ材によって燃
料の核分裂により発生づる）」）ｊ壊熱が冷却除去され
る。

ところで、このような原子炉においで燃料棒の破損の検
出に際しＣは、上部格子板４ａ上面より上方に突出覆る
燃料集合に１の上端部に、ガス管５とザンプリング管６
とが取着されたキャップ７を装着する。そして、上記ガ
ス管５を通してキトツブ７内にガスを供給し、キレツブ
７内にガスブレナム８を形成する。したがって、このガ
スプレナム８によって燃料集合体１内の上部に冷却材液
面９が形成されるとともに、燃お［集合体１内に流入す
る冷却材の流れが阻止される。

そこで、このような冷却材流れ停止状態を一定時間保持
すると、燃料棒３の温度が上昇し、燃料棒３の被覆管上
に破損があるとその破損部から冷却材中に核分裂生成物
が放出され易くなり、また冷２Ｊｌ材も加熱され、燃料
集合体１内で冷却材が自然対流によって循環し、上記核
分裂生成物が冷却材中に溶は込みながら燃料集合体１の
内部を拡散していく。

しかして、上記一定時間経過後、燃料集合体１の上部に
被冠したキ１７ツブ７に取り付けであるナンプリング管
６を経て冷却材を炉外に採取し、その採取した冷却材中
のｔｌｉ射能濃度を測定することによって燃料集合体の
破損の有無を検出する。

しかしながら、このような従来の燃料破損検出装置にお
いては、下記のような不都合がある。すなわら、ガスの
供給によって形成されるキャップ７内の冷却材液面９は
、第７図に示ずように、チャンネルボックス２の内外で
は異なる高さとなる。

この液面高さの差りは次式に示すＪ−うに、冷却材がチ
ャンネルボックス２の外を流れるときの圧ツノ旧失に相
当ザる水頭り、と、チ【！ンネルボックス２内の冷却材
の温石上昇に作う密庶の減少を補うための水頭ｈ１との
和で表される。

ｈ（液面高さの差）−り、（圧力損失分）＋ｈ、（温度
上界分） ここで、冷ｆＪ１祠がチャンネルボックス２の外を流れ
るときの圧力損失は、炉心派遣に比例ないし炉心流最の
自乗に比例するため、上記水頭り。は残留熱除去系の運
転条ｒトによって大きく左右される。。

また、チャンネルボックス２内の冷７１′Ｉ材の浴１度
は、ガス管５からガスを供給して冷ＭＩ材流れを停止し
た後部々に上昇し、一般には約２０分程度で飽和値に達
すると言われているが、その伯は崩壊熱の発生の大きさ
および冷却材の流動条ｆ′１によって左右されるため、
上記水頭ｈ１を予測することは難しい。

以上のように、冷ＪＪＩ材流れを停止するのに必要な水
頭逅りは残留熱除去系の蓮Φλ条件Ｊ３よび各燃料集合
体１の照射履歴により大ぎく異なり、その値を予測する
ことは困難といえる。

一方、ギャップ７が上部格子板４ａ上に配設されるため
、上記液面高さの差りの最大１ｔｌ）　ｈ　Ｈは上部格
子板４ａの上端からチャンネルボックス２の上端までの
高さに相当し、この値は、原子炉のｈ゛４造によって一
義的に決定される。

このため、各燃料集合体１の照射履歴、原子炉運転鰺止
後の日数、残留熱除去系の運転条件等によっては、冷Ｗ
材の流れを停止するために必要な水頭差りが、原子炉の
構造から決まるその最大値ｈＨを超える場合がある。こ
の場合は冷却材の流れを停止Ｆさせることが不可能とな
り、温度上昇による核分裂生成物の放出の促進効果が期
待できなくなるばかりか、破損部から冷却材へ放出され
た核分裂生成物が流出し、茗しく検出の感度を低下させ
ることとなる。

〔発明の目的） 本発明はこのような従来例の不都合に鑑みなされたもの
で、燃料集合体内の冷却材温度を検出することにより、
冷ＪＪＩ材流れの１′：″・止を検出する燃利破１０検
出装置を提供することを目的とする。

〔発明の概要〕

本発明は、原子炉容器内に装架されている燃料集合体の
頂端部を、ガス管およびサンプリング琶゛を設けたキャ
ップで覆い、そのキ１７ツブ内にガスを封入することに
よって燃料集合体の下方より流入して上方に流出する冷
却材流れを停止させ、その状態を一定時間医侍させた後
、燃料集合体内に滞留していた冷却材を所定時間サンプ
リングし、サンプリングした冷却材の放射能測定により
燃料棒の破損の有無を検出する燃１１１破損検出装置に
おいて、＋ｉｆｆ記キセップを貫通してこのギＶツブ内
の燃料集合体内の頂端ないしその近傍高さに測定端を終
端させる′ｆＳ１副度検用度検出器配キャップを貫通し
て前記燃料集合体内の冷却材中に延出させて測定端を終
端さぼる第２温度検出器とを少なくとも有することを特
徴とする。

（発明の実施例） 以下、第１図〜第５図を参照して本発明の一実施例につ
いて説明する。なＪ３、第１図〜第５図中、第６図およ
び第７図と同、一部分には同一符号を付して、その重複
した部分の説明は省略する。

第１図は本発明の燃料破損検出装置の一実施例の概略構
成図であって、原子炉の点検等に際しては原子炉の作動
停止後、原子炉容器１０の上蓋が取り外されるとともに
、残留熱除去系によって冷却材が原子炉容器に供給され
、上記原子炉容器１０内に配設された炉心１１部の冷却
が行なわれる。

すなわら、残留熱除去系ポンプ１２の始動によって圧力
抑制室等の冷却材源１３から冷却材が汲み上げられ熱交
換器１４で冷ＩＩされた後原子炉容器１０内に供給され
る。上記冷却材温度は３０〜４０°Ｃ程度であって、こ
の冷却材ににっで炉心１１の異常な温度上界を防ぐとと
もに、炉心１１を構成する燃料集合体から放出される核
分裂生成物の借を少なくし、作業員の放射能被曝の危険
性が減少せしめられる。

ところで、炉心１１を構成する多数本の燃料集合体の任
忌の一つに順次燃料破損検出用のキｔ・ツブ７が被冠さ
れるが、上記キャップ７にはガス管５およびナングリン
グ管６が取り付（Ｊられでいる。

上記ガス管５の一端部は原子炉容器１０外にあるガス供
給ポンプ１５に開閉弁１６を介して連接されており、さ
らに上記開閉）１．１６のキ１７ツブ７　［１１１１に
はガス放出弁１７が設（プられている。一方、ナンプリ
ング管６には原子炉容器１０の外方にＪ５いて開閉弁１
８を介してサンプリングポンプ１９ｈ（設けられ、さら
にその先端部に１ナンブリング容器２０が配設されてい
る。

また、キャップ７には、第１温度検出器２１の第１温度
測定端部２１ａと、第２記度検出器２２の第２渇度測定
端部２２ａとを共にＵ１通さぼて設けている。ずなわら
、第２図に示ずように第１記度測定端部２１ａはチャン
ネルボックス２のＩＲ喘部内の冷却材中に伸びてＪ３す
、この第１温度検出器２１にＪこり冷却材の温度を検出
するようになっている。一方、第２温度測定端部２２ａ
はチャンネルボックス２の「１端ないしその近１カ高さ
で終端しており、この第２温度検出器２２によりガスブ
レナム８の雰囲気温疫を検出するようになっている。こ
れら第１、第２両４度測定端部２１ａ、２２ａは例えば
シース型熱電対等からなり、キャップ７の貫通部は例え
ばスウエジロツク型継ぎ手か溶接により気密に貫通さけ
るようになっている。

しかして、燃料破損の検出に際しては、従来と同様に、
点検しようとする任意の燃料集合体１の頂部にキャップ
７をかぶせ、ガス放出弁１７を閉じるとともに開閉弁１
６を開け、ガス供給ポンプ１５を駆動してキャップ７内
に所要圧のガスを送る。これにより、第２図に示すよう
に上記燃料集合体１の上部とキャップγ内にガスブレナ
ム８が形成されて、燃料果合体１陶土部に液面９が形成
され、燃料集合体１内への冷却材の流入が停止する。次
いで、この冷却材流れ停止状態は一定時間保持されるの
で、上記燃料集合体１内に滞留している冷ｕｊ材温度が
上昇する。このために、冷Ｌｊ材中に伸びる第１温度測
定端部２１ａの出力は、冷却材流れの停止とともに除々
に上昇する。また、チャンネルボックス２の頂端とほぼ
同じ高さに設置された第２　ｎＩＡ葭ｉｆ！ＩＩ定喘部
２２ａ（よガスブレナム８内に位置Ｊ−るため、冷ｎＩ
材中に位置する第１湿度測定端部２１ａと（３上その出
力が一般には異なり、また不安定な出力となることが多
い。第３図は、このときの第１、第２両高１度測定端部
２１ａ、２２ａの検出出力のようすを概略的に示したグ
ラフである。

一方、前に説明したように、残留熱除去系の運転条件等
によって冷ＪＪＩ材流れの停止が実現されない場合には
、冷２ＪＩ　Ｕがチャンネルボックス２の頂端から溢水
し、第２温痘測定端部２２ａが第１温度測定端部２１ａ
と同様に冷却祠中に浸漬される。

したがって、この場合には、燃料集合体１内の冷却材の
湿度上野は小さく、しかも第１、第２両温度測定端部２
１ａ、２２ａの指示は［，１ぼ淳しいＩａを示す。第４
図は、このときの第１、第２両温度測定端部２１ａ、２
２ａの検出出力のようずを戦略的に示したグラフである
。

このように冷却材流れの停止が阻害された場合には、温
度上昇が小さいため、核分裂生成物の放出が促進されな
いばかりか、燃料集合体１内の冷却材が相当是流出する
ため、核分裂生成物の濃縮の効果は期待できない。

そこで、第４図に示ずような温度測定効果が１ｑられた
場合には、炉心流量の調節等の諸条件の調整によって、
正常に冷却材流れを停止させる必要がある。

一方、冷却材流れを正常に停止さ「た場合には、第３図
に示したような温度測定結果で得られる。

すなわら、キャップ７内にて上下方向に離間して配設さ
れた一対の第１、第２両温度測定端部２１ａ、２２ａの
検出出力から燃料集合体１内の冷却材流れの停止の有無
を確認することができる。そして、温度測定端部２１ａ
の出力が飽和値に達した後、一定宿の冷却材のサンプリ
ングおよび分析を行なうことによって燃料破損の有無を
判定する。

なお、第５図に示すように、固定具２３により、第１湿
度測定端部２１ａをサンプリング管６の下端部に固定し
てもよく、これによれば、安定した条件で温度測定を行
なうことが可能となる。

さらに、第１温度測定端部２１ａの下端をサンプリング
管６の下端にりも若干上方へ固定してもよく、これによ
ればキレツブ７の燃料集合体１への誤装着が生じた場合
でも、チャンネルボックス２の上端部分との衝突等の恐
れを低減することができ、衝撃等に弱い第１渇度測定端
部２１ａの破　　　・損の恐れを低減づ°ることができ
る。

〔発明の効果〕

以上説明したように、本発明においては原子炉容器内に
装架されている燃料集合体の頂端部を、ガス管および１
ナンブリング管を彊ｊたキレツブで覆い、そのキャップ
内に上記ガスを通してガスを供給することによって燃料
集合体の下方Ｊ：り流入し上方に流出づ−る冷却材流れ
を停止させ、その状態を一定時間保持させた後、燃料集
合体内に滞留していた冷２Ｊ］材をリンブリング管を通
して所定時間サンプリングし、サンプリングした冷却材
の放射能測定により燃料棒の破ＩＱの有無を検出する燃
料破損検出装置において、前記キャップを貫通してこの
キャップ内の燃料集合体内のＩｎ　ｃないしその近１ブ
フ１′３さに測定端を終端させる第１温度検出器と、前
記キャップを貫通して前記燃料集合体内の冷却材中に延
出させて測定端を終端さぼる第２温度検出器とを少なく
とも有する。

したがって、本発明によれば、簡単な構成により燃料集
合体内の冷却材流れの停止を確実に検出することができ
る。その結果、燃料破損検出の信頼性の向上を図ること
ができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明に係る燃料破損検出装置の一実施例の概
略（１が成因、第２図は第１図の要部縦断面図、第３図
は第１図で示す実施例において、冷却材流れ停止状態時
の各温度検出器の検出出力をそれぞれ示すグラフ、第４
図は同じく冷却月流れ非停止状態時の各温度検出器の検
出出力をそれぞれ示すグラフ、第５図は本発明の変形例
を示す要部縦断面図、第６図は従来の燃料破損検出装置
の要部縦断面図、第７図は第６図の要部を拡大して示す
要部拡大縦断面図である。 １・・・燃料集合陣、２・・・チトンネルボックス、３
・・・燃料棒、４・・・炉心克持板、４ａ・・・−Ｖ部
格子板、５・・・ガス管、６・・・サンプリング管、７
・・・仁１／ツブ、８・・・ガスブレナム、９・・・冷
却材液面、１０・・・原子炉容器、１１・・・炉心、１
２・・・残留熱除去系ポンプ、１３・・・冷却月源、１
４・・・熱交換器、１５・・・ガス供給ポンプ、１６・
・・聞開井、１７・・・ガス放出弁、１８・・・開閉弁
、１つ・・・サンプリングポンプ、２０・・・サンプリ
ング容器、２１・・・第１温匪検出器、２１ａ・・・第
１温度測定端部、２２・・・第２温度検出器、２２ａ・
・・第２温瓜測定喘部、２３・・・固定具。 出願人代理人　　　波　多　野　　　久第１図 第２図 第３図 ↑ ｎス併十さ 第４図 ■ ｉ　　　　　−間 力゛ス併給 第５図 第６図 第７図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、原子炉容器内に装架されている燃料集合体の頂端部
   を、ガス管およびサンプリング管を設けたキャップで覆
   い、そのキャップ内に上記ガス管を通してガスを供給す
   ることによって燃料集合体の下方より流入して上方に流
   出する冷却材流れを停止させ、この冷却材流れ停止状態
   を一定時間保持させた後、燃料集合体内に滞留していた
   冷却材を上記サンプリング管を通して所定時間サンプリ
   ングし、サンプリングした冷却材の放射能測定により燃
   料棒の破損の有無を検出する燃料破損検出装置において
   、前記キャップを貫通してこのキャップ内の燃料集合体
   内の頂端ないしその近傍高さに測定端を終端させる第１
   温度検出器と、前記キャップを貫通して前記燃料集合体
   内の冷却材中に延出させて測定端を終端させる第２温度
   検出器とを少なくとも有することを特徴とする燃料破損
   検出装置。 ２、第２温度検出器は、その測定端部をサンプリング管
   の入口端部に固定させた特許請求の範囲第１項に記載の
   燃料破損検出装置。