JPS6337357B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は欠陥のある燃料集合体から漏出し液体
金属を介して所定部位にもたらされた核分裂生成
物から放出される遅発中性子を計数することによ
り、一般的にはナトリウムである上記液体金属の
循環によつて冷却される高速原子炉の燃料集合体
における燃料被覆管（can）の被損を検出する方
法及び装置に関するものである。

燃料被覆管が破損した結果漏出した核分裂生成
物からの遅発中性子の計測を原子炉容器中を流れ
る冷却材の全体又は一部を中性子検出器のできる
だけそばを通すことにより、行うことはすでに提
案されているが、この場合、検出器自体は原子炉
容器の外部におかれている。

一般に、高速原子炉の炉心は中性子が成可く外
に漏れないように防護構造物で囲繞されており、
また炉容器内には冷却材であるナトリウムのボリ
ユームが満たされており、これらの存在により炉
心で発生した即発中性子は炉容器の内壁近くに到
着するまでにそのエネルギーの相当量を失つてし
まう。

一方、炉心内の燃料集合体の燃料被覆管が破損
した結果漏出した核分裂生成物は炉容器内を循環
する冷却材中に混入して炉心から熱交換器に向つ
て搬送されることから、この核分裂生成物から放
出される遅発中性子の多くは、その発生直後に
略々全く減速されない状態で検出することができ
れば、そのエネルギースペクトルの略々全域に亘
り計測することが可能となる。この点、従来では
中性子検出器が炉容器外部に置かれていたため、
容器の壁を透過して熱中性子化された中性子のス
ペクトル領域しか計測することができなかつた。

従つて、本発明は、遅発中性子の検出をより信
頼できかつより効果的な測定条件の下で確実に行
なえば、欠陥のある燃料集合体乃至燃料棒の交換
等の必要な介入作業をより早期に行うことが可能
となる点に着目してなされたものである。

本発明は核分裂生成物から放出された中性子の
検出感度をかなり向上させることのできる方法及
び装置に関するものであり、事実、以下の理由に
より検出感度の増進が図れるものである：−中性
子検出器がその全方位において核分裂生成物を搬
送する冷却材によつて囲まれている。−検出対象
となる中性子の吸収が少なく、とくに炉容器を通
過することにより中性子が吸収されることがな
い。−検出対象となる中性子がスペクトルの全体
に亘つて計測され、減速材を通過することにより
熱中性子化された中性子の領域のみに限定されな
い。

これらの利点を得るため、本発明に係る方法
は、燃料集合体が装入される炉心と、該炉心の周
りに配設された一次熱交換器及び循環ポンプとを
内部に有し、上記炉心、熱交換器及びポンプを介
して循環される冷却材で満たされた炉容器内にお
いて、上記炉心から流出した上記冷却材中で上記
燃料集合体の燃料被覆管の破損の結果搬出された
核分裂生成物から放出された遅発中性子を、上記
熱交換器と上記炉容器の内壁との間で測定するこ
とにより直接的に検出することからなつている。

この方法を実施すべく、本発明は特別な計測装
置にも関し、この計測装置は、流出冷却材中に搬
送された核分裂生成物から放出される中性子を検
出する少なくとも１つの検出器からなつており、
該検出器は、容器内で、多量の冷却材により及び
炉心と容器との間の環状空間に沈設された熱交換
器を含む構造物により、炉心から放出される中性
子から保護された領域内で流出冷却材中に浸漬さ
れている。

好ましくは、この中性子検出器は冷却材中に没
入させたグローブフインガー（glove finger）内
に設けられたU235核分裂電離箱（fission chan
−ber）からなる。

インテグラル方式（entegrated solution）と
呼ばれる、高速原子炉に本発明を適用した或る解
決法においては、前記熱交換器は、一群の熱交換
チユーブと、該チユーブ群を囲んでいるシース
（sheath）と、該シース内へ冷却材を入れるため
の入口のまわりに配置された少なくとも１つのフ
エルール（ferrule）とを有しており、前記中性
子検出器は熱交換器のフエルールと容器内壁との
間に設置される。

更に、好ましい実施例においては、各々の熱交
換器には、容器内で該熱交換器のまわりに円弧状
に等間隔で配置された３つの検出器が設けられ
る。

他の変更例によれば、検出器は熱交換器のシー
ス内への冷却材の入口と同じ高さで熱交換チユー
ブの群の上部に配置されあるいは、炉容器の内壁
に取り付けられ、あるいは、上記入口の上方に配
置される。

本発明の他の特徴は、上記したタイプの遅発中
性子検出器を備える高速原子炉の断面図を図式的
に示した添付図面を参考に、以下の非限定的実施
例の説明から得ることができよう。

図面において、符号１は高速原子炉の容器、よ
り詳しくは、液体冷却金属、一般的にはナトリウ
ムのボリユーム２を満たすための容器を示してい
る。容器１の基部は原子炉の炉心５を支えるクロ
スメンバ４の支持構造３を構成している。この炉
心はナトリウムのボリユーム２の中に完全に浸漬
しており、本設備の作動に必要な測定装置及び機
器を配置した炉心カバー６がその上に設置されて
いる。炉心５はその側方を保護構造物７で囲まれ
ており容器１はナトリウムのボリユーム２を２つ
の流域（zone）に隔てている内部容器の屈曲部
９により２つの容器部に分けられている。

一般的な配置として、原子炉は容器１内の炉心
５のまわりに配置された複数の循環ポンプ１０と
熱交換器１１とを有しており、炉心から出て内部
容器内に集められたナトリウムのボリユーム２は
熱交換器を通りこれを過ぎた後上記２つの容器の
間のスペースに入り、次いで、ポンプ１０により
吸い上げられ、最終的には炉心を貫通する新たな
通路に向けてクロスメンバ４の下側に戻される。

各熱交換器１１は垂直な軸心を有し、一群の交
換チユーブ１３を収容する円筒シース（sheath）
１２を備えて成り、該シースはその上部をフエル
ール（ferrule）１４によつて囲まれている。シ
ース１２は入口１５を有し、該入口は炉心から矢
印方向に出たナトリウムが交換チユーブ１３と接
触するために熱交換器を通過するのを可能にす
る。こうして一度冷却されたナトリウムは内部容
器の屈曲部９の下方に位置する出口１６から熱交
換器を出る。

本発明によれば、炉心内の燃料集合体の燃料被
覆管（can）が破損した結果、容器内を循環して
いるナトリウムにより搬送される核分裂生成物か
ら放出された遅発中性子は、ナトリウムの液位よ
り下に没入されたグローブフインガー
（glovefinger）の形をした複数のチユーブ１８中
に設けられた少なくとも１つの検出器１７により
計測される。

これらの検出器１７は容器１の近くで炉心から
の中性子の直接照射から保護される領域に設置さ
れている。したがつて、検出器を内蔵しているグ
ローブフインガー１８は容器１の内壁に直接、あ
るいは、交換器のシース１２の中の熱交換チユー
ブの群１３の間に、あるいは、フエルール１４ま
たは入口１５の上方のいずれにも設置することが
可能である。

これらの異なつた設置のし方は、これらがいず
れも炉心から放出される中性子に対して熱交換器
の存在によつて与えられる保護を少なくとも部分
的に利用したものであることを考慮すれば、とり
わけ採用することができるものである。更に、本
発明に係る装置は熱交換器の付近に適切に設置さ
れた１つ又はそれ以上の検出器を有することがで
き、したがつて、各熱交換器１１のまわりに、該
熱交換器に対して、円弧状に等間隔で置かれた１
７のような検出器を３つ設置することが可能であ
る。

このようにすることで、検出器には炉心内の燃
料被覆管の破損を探知したことの関数として変化
する信号が得られ、前記破損箇所を早期に発見す
ることが可能となる。優れた利点として、ここに
用いられる検出器は核分裂電離箱
（fissionchambers）、より詳しくは、U235内筒室
（cylindrcal chambers）で構成されており、該
円筒状電離箱は、軸芯上の正電極と、検出室の内
壁に設けられた一定の厚さのウラン塗布物質とを
有し、該検出室は中性ガス、例えばアルゴン、あ
るいはヘリウムのガス体で満たされている。

本発明によれば、中性子検出器が、原子炉の主
容器中であつて、熱交換器の原子炉炉心に対して
裏側、且つ、熱交換器の入口付近に置かれてい
る。従つて、例えば、フランス製原子炉Super−
phenix等の原子炉においては、炉心と検出器と
の間の距離が10ｍ程度となる。

そこで、先ず、炉心内での核分裂反応により直
接放出される中性子（即発中性子）に付き考えて
見るに、かかる中性子は、通常、炉心を囲繞する
防護構造物又はナトリウムにより、或いは更に熱
交換器によつて、上述の距離の途中で止められ、
この為、検出器の到達する分の量は無視すること
ができる。つまり、上記検出器の配置は、通常は
即発中性子が検出されない様になつている。

次いで、炉心内において燃料集合体中の燃料被
覆管が破損した場合を考えて見るに、かかる破損
に際してはCr87、Cr88、Cr89、I137、I138及び
I139等の核分裂生成物が出て来ることになるが、
こうした核分裂生成物は略々0.33秒〜80秒の後に
β壊変を生じる励起核を有している。かかるβ壊
変の間に放出される中性子は、炉心内で直接的に
放出されたものではないことから、遅発中性子と
呼称される。然るに、炉心から熱交換器へ向かつ
て流れるナトリウム中には上記核分裂生成物が混
入しており、この為、熱交換器の入口付近、即
ち、前記中性子検出器の近くで多数の遅発中性子
が放出されていることは容易に理解できる。つま
り、上記検出器の配置は、燃料集合体における燃
料被覆管の破損の結果生じた遅発中性子を検出で
きる様になつている。

よつて、上記検出器においては、実質的に遅発
中性子のみが検出されていることになる。こうし
た遅発中性子は欠損の有る燃料集合体から逃散す
る核分裂生成物により放出されており、従つて、
この集合体の燃料被覆部に破損が生じていること
が分る。

以上から明らかな如く、本発明は原子炉容器の
内部の好適位置に検出器を設けたため、検出対象
となる遅発中性子をスペクトルの全域に亘り計測
することができるとともに、遅発中性子の検出感
度を著しく向上させることができ、しかも検出器
自体は炉心から放出される即発中性子から保護さ
れる、という極めて実用性に富む効果を有する。

【図面の簡単な説明】

図面は、本発明に係る遅発中性子検出器を備え
た高速原子炉の断面図を図式的に示した図であ
る。 １は炉容器、２は冷却材のボリユーム、５は炉
心、７は保護構造体、１０は循環ポンプ、１１は
熱交換器、１２は円筒シース、１３は熱交換チユ
ーブ、１４はフエルール、１５は冷却材入口、１
７は検出器、１８はグローブフインガーである。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 燃料集合体が装入される炉心と、該炉心の周
   りに配設された熱交換器及び循環ポンプとを内部
   に有し、上記炉心、熱交換器及びポンプを介して
   循環される冷却材で満たされた炉容器内におい
   て、上記炉心から流出した上記冷却材中で上記燃
   料集合体の燃料被覆管の破損の結果搬出された核
   分裂生成物から放出される遅発中性子を、上記熱
   交換器と上記炉容器の内壁との間で測定すること
   により直接的に検出することを特徴とする高速原
   子炉における燃料被覆管の破損を検出する方法。 ２ 燃料集合体が装入される炉心と、該炉心の周
   りに配設された熱交換器及び循環ポンプとを内部
   に有し、上記炉心、熱交換器及びポンプを介して
   循環される冷却材で満たされた炉容器内に置か
   れ、上記炉心から流出した上記冷却材中で上記燃
   料集合体の燃料被覆管の破損の結果搬出された核
   分裂生成物から放出される遅発中性子を検出する
   少なくとも１つの検出器からなり、該検出器は、
   前記容器内で、前記冷却材により及び前記炉心と
   容器との間の環状空間中に沈設された前記熱交換
   器を含む構造物により、炉心から放出される中性
   子から保護された領域内で流出冷却材中に浸漬さ
   れていることを特徴とする高速原子炉における燃
   料被覆管の破損を検出する装置。 ３ 前記中性子検出器は冷却材中に没入されたグ
   ローブフインガーの中に設けられたU235核分裂
   電離箱からなることを特徴とする特許請求の範囲
   第２項記載の装置。 ４ 前記熱交換器は、一群の熱交換チユーブと該
   チユーブの群を囲んたシースと、該シース内へ冷
   却材が入るための入口のまわりに配設された少な
   くとも１つのフエルールとを含み、前記中性子検
   出器が熱交換器の前記フエルールと前記容器の内
   壁との間に配設されていることを特徴とする特許
   請求の範囲第２項記載の装置。 ５ 前記熱交換器の各々には前記容器内において
   該熱交換器のまわりに円弧状に等間隔で配置され
   た３つの検出器が設けられていることを特徴とす
   る特許請求の範囲第４項記載の装置。 ６ 前記検出器は、前記冷却材の入口と同じ高さ
   で前記チユーブの群の上面に配設されていること
   を特徴とする特許請求の範囲第４項記載の装置。 ７ 前記検出器は、前記容器の内壁に取り付けら
   れていることを特徴とする特許請求の範囲第４項
   記載の装置。 ８ 前記検出器は、前記冷却材の入口の上方に配
   設されていることを特徴とする特許請求の範囲第
   ４項記載の装置。