JPS642236B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPS642236B2 JPS642236B2 JP56104917A JP10491781A JPS642236B2 JP S642236 B2 JPS642236 B2 JP S642236B2 JP 56104917 A JP56104917 A JP 56104917A JP 10491781 A JP10491781 A JP 10491781A JP S642236 B2 JPS642236 B2 JP S642236B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- gas
- coolant
- sodium
- reactor
- fuel assembly
- 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.)
- Expired
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Classifications
-
- 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)
Description
【発明の詳細な説明】
この発明は原子炉容器内に収容された各燃料集
合体を冷却材により冷却する原子炉において、ど
の核燃料集合体に破損を生じているか否かを検出
する破損燃料位置検出装置に関するものである。
合体を冷却材により冷却する原子炉において、ど
の核燃料集合体に破損を生じているか否かを検出
する破損燃料位置検出装置に関するものである。
この種の破損燃料検出装置の従来のものは各核
燃料集合体の頂部付近の冷却材の一部をその各核
燃料集合体の頂部上方に配置されたサンプリング
管によつて、一担炉外に導きその冷却材中に含ま
れている核分裂成物の存在を調べる手段や、炉内
に挿入したパイプを各核燃料集合体の頂部に順次
かぶせてゆき、若しくはそのパイプ内に核燃料集
合体を引き上げて、そのパイプ内に浸入した核燃
料集合体の頂部付近の冷却材中にキヤリヤーガス
を供給することにより、冷却材中に含まれる核分
裂生成物の放出を促し、核分裂生成物を含んだキ
ヤリヤーガスを回収して放射能を測定する手段な
どがあつた。
燃料集合体の頂部付近の冷却材の一部をその各核
燃料集合体の頂部上方に配置されたサンプリング
管によつて、一担炉外に導きその冷却材中に含ま
れている核分裂成物の存在を調べる手段や、炉内
に挿入したパイプを各核燃料集合体の頂部に順次
かぶせてゆき、若しくはそのパイプ内に核燃料集
合体を引き上げて、そのパイプ内に浸入した核燃
料集合体の頂部付近の冷却材中にキヤリヤーガス
を供給することにより、冷却材中に含まれる核分
裂生成物の放出を促し、核分裂生成物を含んだキ
ヤリヤーガスを回収して放射能を測定する手段な
どがあつた。
しかしながら上記した公知技術手段では、核燃
料集合体の頂部付近の冷却材を採取、測定するた
めに採取した冷却材中に含まれる核分裂生成物の
濃度は薄く、しかも目的の核燃料集合体の頂部付
近の冷却材であるという保証はない。即ち目的の
核燃料集合体の頂部付近の冷却材以外に、隣接す
る他の核燃料集合体の頂部付近などの冷却材が混
じつた冷却材を採取、測定していることになり、
十分な精度で放射能を検出することができなかつ
た。
料集合体の頂部付近の冷却材を採取、測定するた
めに採取した冷却材中に含まれる核分裂生成物の
濃度は薄く、しかも目的の核燃料集合体の頂部付
近の冷却材であるという保証はない。即ち目的の
核燃料集合体の頂部付近の冷却材以外に、隣接す
る他の核燃料集合体の頂部付近などの冷却材が混
じつた冷却材を採取、測定していることになり、
十分な精度で放射能を検出することができなかつ
た。
この発明はこのような点にかんがみてなされた
もので、採取部材を核燃料集合体に密着させ、核
分裂生成物を含む冷却材を濃度の高いまま採取
し、これをガスパブリングしてガス中へ核分裂生
成物を移行せしめ、このガス中の放射濃度を計測
することにより、原子炉内核燃料一体ごとの精度
の高い計測ができかつ冷却材を原子炉外へサンプ
リングしなくとも上記計測が行なえる信頼性の高
い破損燃料位置検出装置を提供することを目的と
している。
もので、採取部材を核燃料集合体に密着させ、核
分裂生成物を含む冷却材を濃度の高いまま採取
し、これをガスパブリングしてガス中へ核分裂生
成物を移行せしめ、このガス中の放射濃度を計測
することにより、原子炉内核燃料一体ごとの精度
の高い計測ができかつ冷却材を原子炉外へサンプ
リングしなくとも上記計測が行なえる信頼性の高
い破損燃料位置検出装置を提供することを目的と
している。
以下、この発明の一実施例を第１図に基づいて
説明する。図は本発明装置をNa（ナトリウム）冷
却高速増殖炉に適用した場合を示し本発明装置が
原子炉上部に位置決めされ、原子炉内に挿入され
た状態を示す。
説明する。図は本発明装置をNa（ナトリウム）冷
却高速増殖炉に適用した場合を示し本発明装置が
原子炉上部に位置決めされ、原子炉内に挿入され
た状態を示す。
図において、１は案内管で表面は硬質クロムメ
ツキを施し、炉内Na付着しにくいものとしてい
る。２はこの案内管１の先端部に添設された可撓
性部材のシツピングポートで燃料集合体頂部に密
着しやすい構造としてベローズを用いている。３
は冷却材Naを採取するスパイラル形状のナトリ
ウムサンプリング管、４ａは採取したナトリウム
を蓄積するナトリウムタンク、４ｂはガス吹込み
ノズル、５はこのナトリウム中へガスを送り込む
ガス供給管、６はこの循環したガスを案内管１の
外部へ導くガスサンプリング管、７は放射能濃度
を計測完了したガスを再び原子炉内へもどすため
のガス排出管、８は上記案内管１を原子炉内へ挿
入する降の案内管１まわりの軸封装置であるシー
ルフランジ、９は本発明装置と原子炉上部機器と
のシールバウンダリーを構成するドアバルブ１０
は上記案内管１を原子炉内へ上下駆動する駆動装
置、１１は案内管１の吊り上げ用のワイヤー、１
２は上記の循環ガス中の放射能濃度を測定する放
射線検出器、１３はガス循環ユニツト、１４はこ
れら駆動系およびガス循環系を運転・制御するた
めの制御盤である。以上の破損燃料位置検出装置
との取合い部である原子炉まわりの設備として、
１５は燃料交換孔用ドアバルブ、１６はしやへい
プラグ、１７はホールドダウン軸、１８は原子炉
内のカバーガス、１９は炉内冷却材のナトリウ
ム、２０は燃料集合体である。上記ナトリウムサ
ンプリング管３等のNaおよびNaペーパと接触す
る配管・タンク類には第２図に示されるように
MIシースのマイクロヒータからなる予熱ヒータ
２１とこの予熱ヒータ２１の温度管理のための
MIシースの熱電対２２とがそれぞれ巻回されて
いる。また上記ナトリウムタンク４ａ内にはガス
バルブ発生用としてガス供給管先端部に２重の円
筒形パンチングメタルが取付けられたガス吹き込
みノズル４ｂが第３図に示されるように上記パン
チングメタルが横向きになるように取付けられて
いる。これはNaタンクより排出した際Naがパン
チングメタル部へ付着し、固着しないようにした
ものである。
ツキを施し、炉内Na付着しにくいものとしてい
る。２はこの案内管１の先端部に添設された可撓
性部材のシツピングポートで燃料集合体頂部に密
着しやすい構造としてベローズを用いている。３
は冷却材Naを採取するスパイラル形状のナトリ
ウムサンプリング管、４ａは採取したナトリウム
を蓄積するナトリウムタンク、４ｂはガス吹込み
ノズル、５はこのナトリウム中へガスを送り込む
ガス供給管、６はこの循環したガスを案内管１の
外部へ導くガスサンプリング管、７は放射能濃度
を計測完了したガスを再び原子炉内へもどすため
のガス排出管、８は上記案内管１を原子炉内へ挿
入する降の案内管１まわりの軸封装置であるシー
ルフランジ、９は本発明装置と原子炉上部機器と
のシールバウンダリーを構成するドアバルブ１０
は上記案内管１を原子炉内へ上下駆動する駆動装
置、１１は案内管１の吊り上げ用のワイヤー、１
２は上記の循環ガス中の放射能濃度を測定する放
射線検出器、１３はガス循環ユニツト、１４はこ
れら駆動系およびガス循環系を運転・制御するた
めの制御盤である。以上の破損燃料位置検出装置
との取合い部である原子炉まわりの設備として、
１５は燃料交換孔用ドアバルブ、１６はしやへい
プラグ、１７はホールドダウン軸、１８は原子炉
内のカバーガス、１９は炉内冷却材のナトリウ
ム、２０は燃料集合体である。上記ナトリウムサ
ンプリング管３等のNaおよびNaペーパと接触す
る配管・タンク類には第２図に示されるように
MIシースのマイクロヒータからなる予熱ヒータ
２１とこの予熱ヒータ２１の温度管理のための
MIシースの熱電対２２とがそれぞれ巻回されて
いる。また上記ナトリウムタンク４ａ内にはガス
バルブ発生用としてガス供給管先端部に２重の円
筒形パンチングメタルが取付けられたガス吹き込
みノズル４ｂが第３図に示されるように上記パン
チングメタルが横向きになるように取付けられて
いる。これはNaタンクより排出した際Naがパン
チングメタル部へ付着し、固着しないようにした
ものである。
以上のように構成された本発明装置の動作を、
本発明装置における破損燃料の検知状態を示す第
４図を用いて説明する。第４図において第１図乃
至第３図と同一符号は同一のものを示すのでその
説明を省略する。図において案内管１が原子炉内
の燃料集合体２０頂部にシツピングポート２にて
位置決めされている。ここで燃料集合体２０内に
溶け込んでいる核分裂生成物３０はシツピングポ
ート２内より、ナトリウムサンプリング管３を通
りナトリウムタンク４ａ内に導入され、このナト
リウム中へガス循環ユニツト１３よりガス供給管
５を通してガス吹き込みノズル４ｂにてガスパブ
リングし、このガス気胞２３をガスサンプリング
管６循環ポンプ２４、ガス配管２５の経路で放射
線検出器１２へ至らしめる。
本発明装置における破損燃料の検知状態を示す第
４図を用いて説明する。第４図において第１図乃
至第３図と同一符号は同一のものを示すのでその
説明を省略する。図において案内管１が原子炉内
の燃料集合体２０頂部にシツピングポート２にて
位置決めされている。ここで燃料集合体２０内に
溶け込んでいる核分裂生成物３０はシツピングポ
ート２内より、ナトリウムサンプリング管３を通
りナトリウムタンク４ａ内に導入され、このナト
リウム中へガス循環ユニツト１３よりガス供給管
５を通してガス吹き込みノズル４ｂにてガスパブ
リングし、このガス気胞２３をガスサンプリング
管６循環ポンプ２４、ガス配管２５の経路で放射
線検出器１２へ至らしめる。
なお、ガス循環ユニツト１３の運転手順として
は、始めに清浄ガス供給源２７手前のバルブＢ２
８を閉とした状態で、バルブＡ２６およびバルブ
Ｃ２９を開とすれば原子炉内カバーガス１８の圧
力とガス循環ユニツト１３内のガス圧が均等にバ
ランスすることで、ナトリウムタンク４ａ内のナ
トリウムレベルと炉内ナトリウム１９レベルとが
一致する。次にバルブＣ２９を閉とし、循環ポン
プ２４を起動し、ガスを循環（第４図中の矢印方
向）させることで、ナトリウム中の放射能濃度を
放射線検出器１２にて測定することができる。計
測を完了したガスは、予めナトリウムタンク４ａ
中のナトリウムを排出した後、バルブＣ２９を
開、バルブＡ２６を閉、バルブ２８を開とし、ガ
ス排管７よりカバーガス１８中へ排出する。
は、始めに清浄ガス供給源２７手前のバルブＢ２
８を閉とした状態で、バルブＡ２６およびバルブ
Ｃ２９を開とすれば原子炉内カバーガス１８の圧
力とガス循環ユニツト１３内のガス圧が均等にバ
ランスすることで、ナトリウムタンク４ａ内のナ
トリウムレベルと炉内ナトリウム１９レベルとが
一致する。次にバルブＣ２９を閉とし、循環ポン
プ２４を起動し、ガスを循環（第４図中の矢印方
向）させることで、ナトリウム中の放射能濃度を
放射線検出器１２にて測定することができる。計
測を完了したガスは、予めナトリウムタンク４ａ
中のナトリウムを排出した後、バルブＣ２９を
開、バルブＡ２６を閉、バルブ２８を開とし、ガ
ス排管７よりカバーガス１８中へ排出する。
以上の工程を各燃料集合体ごとに繰り返し行う
ことで、炉心燃料全てにわたり、破損燃料の有無
を計測できる。
ことで、炉心燃料全てにわたり、破損燃料の有無
を計測できる。
また案内管１自体の駆動条件としては精度の高
い破損燃料の検出を行うために、燃料集合体２０
内の核分裂生成物３０をナトリウムタンク４ａ内
へ蓄積した状態で、案内管１を約400〜500mm燃料
頂部より駆動装置にて上昇させ、上記のガスパブ
リングを行う方式とする。これはガス中の放射能
濃度を計測した後、ナトリウムを排出する際、シ
ツピングポート２が燃料頂部に密着したままで
は、直接燃料集合体２０内部へガスを吹き込み隣
接する燃料へも外乱を与え、次回に測定しようと
する隣接の核分裂生成物が炉内冷却材ナトリウム
１９中へ拡散し、破損燃料位置の検出が難しくな
るためである。
い破損燃料の検出を行うために、燃料集合体２０
内の核分裂生成物３０をナトリウムタンク４ａ内
へ蓄積した状態で、案内管１を約400〜500mm燃料
頂部より駆動装置にて上昇させ、上記のガスパブ
リングを行う方式とする。これはガス中の放射能
濃度を計測した後、ナトリウムを排出する際、シ
ツピングポート２が燃料頂部に密着したままで
は、直接燃料集合体２０内部へガスを吹き込み隣
接する燃料へも外乱を与え、次回に測定しようと
する隣接の核分裂生成物が炉内冷却材ナトリウム
１９中へ拡散し、破損燃料位置の検出が難しくな
るためである。
上記のように燃料頂部より400〜500mm上部にて
計測完了したナトリウムを排出することで、炉内
ナトリウム１９中へ拡散した核分裂生成物の影響
が無いかどうか問題となるが、本発明装置では前
述のシツピングポート２が燃料集合体２０頂部へ
密着するため、燃料集合体内部のナトリウムがこ
のシツピングポート２にて流れを止められる作用
を受け、核分裂生成物３０の濃度は炉内ナトリウ
ム１９中にうすめられたものより高くなるため、
これらバツクグラウンドレベルとの弁別が容易と
なる。
計測完了したナトリウムを排出することで、炉内
ナトリウム１９中へ拡散した核分裂生成物の影響
が無いかどうか問題となるが、本発明装置では前
述のシツピングポート２が燃料集合体２０頂部へ
密着するため、燃料集合体内部のナトリウムがこ
のシツピングポート２にて流れを止められる作用
を受け、核分裂生成物３０の濃度は炉内ナトリウ
ム１９中にうすめられたものより高くなるため、
これらバツクグラウンドレベルとの弁別が容易と
なる。
なお案内管１、ナトリウムサンプリング管３お
よびナトリウムタンク４ａ等炉内ナトリウム１９
中に浸漬あるいはナトリウムと接触するタンク・
配管類はナトリウム温度が原子炉停止時など約
250℃と高温のため、予め十分に予熱されてなけ
れば熱応力にて破断する恐れがあるが、第２図お
よび第３図に示される予熱ヒータ２１および熱電
対２２により、ナトリウムとの温度差が少さく、
かつ全体を均一に加熱されており、またスパイラ
ル形状であるため配管等の熱膨張は吸収され安全
である。またナトリウムタンク４ａ内には円筒状
のパンチングメタルを二重に配列したガス吹き込
みノズル４ｂが配設されているので、小さなガス
気胞２３が多く発生するのでナトリウム１９中に
溶け込んでいる核分裂生成物３０の循環ガス中へ
の移行が活発となり、放射線検出装置１２の分解
能が向上し、破損燃料検出が有効に行なわれる。
よびナトリウムタンク４ａ等炉内ナトリウム１９
中に浸漬あるいはナトリウムと接触するタンク・
配管類はナトリウム温度が原子炉停止時など約
250℃と高温のため、予め十分に予熱されてなけ
れば熱応力にて破断する恐れがあるが、第２図お
よび第３図に示される予熱ヒータ２１および熱電
対２２により、ナトリウムとの温度差が少さく、
かつ全体を均一に加熱されており、またスパイラ
ル形状であるため配管等の熱膨張は吸収され安全
である。またナトリウムタンク４ａ内には円筒状
のパンチングメタルを二重に配列したガス吹き込
みノズル４ｂが配設されているので、小さなガス
気胞２３が多く発生するのでナトリウム１９中に
溶け込んでいる核分裂生成物３０の循環ガス中へ
の移行が活発となり、放射線検出装置１２の分解
能が向上し、破損燃料検出が有効に行なわれる。
なお、上記説明では、本発明装置をNa冷却高
速増殖炉に適用した場合について述べたが、軽水
炉、重水炉等にも適用しうることは勿論のことで
あり、上記実施例と同様の効果を有する。また検
出対象としては炉心の核燃料集合体に限らず、、
炉内貯蔵ラツク内の核燃料集合体も検出対象とす
ることができる。
速増殖炉に適用した場合について述べたが、軽水
炉、重水炉等にも適用しうることは勿論のことで
あり、上記実施例と同様の効果を有する。また検
出対象としては炉心の核燃料集合体に限らず、、
炉内貯蔵ラツク内の核燃料集合体も検出対象とす
ることができる。
また第４図において、ナトリウムタンクにナト
リウムレベル計（接点式あるいは連続式）を設置
すれば、ガスパブリング時を含み、タンク内のナ
トリウムレベル変動を把握でき、ナトリウム液面
の異常変化の監視など、装置の安全性を増すこと
が可能である。
リウムレベル計（接点式あるいは連続式）を設置
すれば、ガスパブリング時を含み、タンク内のナ
トリウムレベル変動を把握でき、ナトリウム液面
の異常変化の監視など、装置の安全性を増すこと
が可能である。
以上のようにこの発明は可撓性部材を燃料集合
体頂部に密着させ集合体のみの冷却材を採取し、
かつガス吹き込みノズルにより小さなガス気胞を
多く発生せしめ上記冷却材中に溶け込んでいる核
分裂生成物の循環ガス中への移行を活発にしてい
るので破損燃料位置検出が精度高く行なえ、かつ
予熱ヒータおよび熱電対により適切な予熱が行な
え熱応力の低減が計られ破断などが防止され安全
性が向上される等諸効果がある。
体頂部に密着させ集合体のみの冷却材を採取し、
かつガス吹き込みノズルにより小さなガス気胞を
多く発生せしめ上記冷却材中に溶け込んでいる核
分裂生成物の循環ガス中への移行を活発にしてい
るので破損燃料位置検出が精度高く行なえ、かつ
予熱ヒータおよび熱電対により適切な予熱が行な
え熱応力の低減が計られ破断などが防止され安全
性が向上される等諸効果がある。
第１図はこの発明の一実施例を示す断面図、第
２図は第１図のナトリウムサンプリング管部にお
ける予熱ヒータおよび熱電対取付状況を示す側面
図、第３図は第１図のナトリウムタンク部の詳細
を示す断面図、第４図はこの発明装置の動作状態
を示す断面図である。 図において、１は案内管、２はシツピングポー
ト、３はナトリウムサンプリング管、４ａはナト
リウムタンク、４ｂはガス吹き込みノズル、５は
ガス供給管、６はガスサンプリング管、８はシー
ルフランジ、１０は駆動装置、１２は放射線検出
装置、１３はガス循環ユニツト、１４は制御盤、
２１は予熱ヒータ、２２は熱電対である。なお図
中同一符号は同一または相当部分を示す。
２図は第１図のナトリウムサンプリング管部にお
ける予熱ヒータおよび熱電対取付状況を示す側面
図、第３図は第１図のナトリウムタンク部の詳細
を示す断面図、第４図はこの発明装置の動作状態
を示す断面図である。 図において、１は案内管、２はシツピングポー
ト、３はナトリウムサンプリング管、４ａはナト
リウムタンク、４ｂはガス吹き込みノズル、５は
ガス供給管、６はガスサンプリング管、８はシー
ルフランジ、１０は駆動装置、１２は放射線検出
装置、１３はガス循環ユニツト、１４は制御盤、
２１は予熱ヒータ、２２は熱電対である。なお図
中同一符号は同一または相当部分を示す。
Claims (1)
- １ 原子炉容器内に収容された核燃料集合体頂部
に密着する可撓性部材を先端部に有する案内管と
上記案内管内部に設けられた冷却材タンクへ上記
可撓性部材を介し採取された冷却材を導入する冷
却材サンプリング管と、上記冷却材タンク中へ円
筒状のパンチングメタルを介し循環ガスを供給し
ガスバブリングする吹き込みノズルと、上記ガス
バブリングされた循環ガスを採取するガスサンプ
リング管と、上記ガスサンプリング管で採取され
た循環ガス中の放射濃度を検出する放射線検出器
と、上記冷却材タンクおよび冷却材サンプリング
管を所定温度に予熱する予熱ヒータおよび熱電対
とからなる加熱手段を備えていることを特徴とす
る破損燃料位置検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56104917A JPS585697A (ja) | 1981-07-02 | 1981-07-02 | 破損燃料位置検出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56104917A JPS585697A (ja) | 1981-07-02 | 1981-07-02 | 破損燃料位置検出装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS585697A JPS585697A (ja) | 1983-01-13 |
| JPS642236B2 true JPS642236B2 (ja) | 1989-01-17 |
Family
ID=14393448
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56104917A Granted JPS585697A (ja) | 1981-07-02 | 1981-07-02 | 破損燃料位置検出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS585697A (ja) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| AR240875A1 (es) * | 1984-01-09 | 1991-03-27 | Stauffer Chemical Co | Procedimiento para producir capsulas de poliurea de dimensiones multiples que contienen un material inmiscible en agua en su interior y las capsulas resultantes |
| JP5726688B2 (ja) * | 2011-09-13 | 2015-06-03 | 株式会社東芝 | 破損燃料検査装置及び方法 |
-
1981
- 1981-07-02 JP JP56104917A patent/JPS585697A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS585697A (ja) | 1983-01-13 |
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