JP2013213823A - 液体金属冷却原子炉、例えばＲＮＲ‐Ｎａ又はＳＦＲ原子炉から取り出されるようになった使用済み燃料集合体の残留パワーを測定する装置 - Google Patents

Abstract

【課題】液体金属で満たされた原子炉容器から取り出されるようになった使用済み燃料集合体の残留パワーを現場で測定する装置を提供する。
【解決手段】測定装置（18）は、不活性ガスを収容する二重壁としての内側及び外側の壁（19Ａ，19Ｂ）を備えたポット（19）を有し、内側の壁は、使用済み燃料集合体を導入させる第１の開口部（190 ）、使用済み燃料集合体の足（62）だけを導入させる第２の開口部（191 ）及び足を除く使用済み燃料集合体を収容する空間（192 ）を画定し、測定装置は、使用済み燃料集合体中を循環している液体金属の流量を測定するのに適した流量計（20）と、使用済み燃料集合体の足及びその反対側の開口端部に近接して位置する液体金属の温度を測定する第１及び第２温度測定手段（21，22）とを更に有する。
【選択図】図３

Description

本発明は、ＲＮＡ‐Ｎａ又はＳＦＲ（ナトリウム高速炉）と呼ばれる特に液体ナトリウムで冷却される液体金属冷却高速中性子原子炉に関し、この液体金属冷却高速中性子原子炉は、いわゆる第４世代原子炉系列の一部をなしている。

ＳＦＲ原子炉では、燃料集合体は、使用済みになると、新品の燃料集合体で定期的に置き換えられなければならない。この取扱い作業は、使用済み燃料集合体を原子炉容器の炉心から別のステーションに個々に移送する装荷／取出し機械を用いて実施される。この他のステーションは、別の外部容器か洗浄ステーションかのいずれかである。この取扱いは、完全に安全になされなければならず、即ち、使用済み燃料集合体をどのような状況においても冷却することができなければならない。使用済み燃料集合体が原子炉容器の液体金属内に沈められている間、燃料集合体とナトリウムとの間の熱伝達は、極めて大きく、その結果、燃料集合体の冷却は適当である。

損傷を受ける場合のある一状況は、取出し中、使用済み燃料集合体がナトリウムの外部で動かなくなり、即ち、ナトリウム内に沈んでいない状態になることであり、すると、燃料集合体の冷却具合が貧弱になり、それにより、最終的には、使用済み燃料集合体の劣化が生じる場合がある。

この状況を回避するため、取出し／装荷機械が万一動かなくなった場合に取り扱われるべき前記使用済み燃料集合体の残留パワーが抽出可能な最大出力と適合性があるかどうかを知るためにかかる残留パワーを知ることが必要である。いま現在、取り扱われるべき集合体のパワーを現場で測定する手段が存在しない。

したがって、本発明は、現場に位置した使用済み核燃料集合体、即ち、使用済み核燃料集合体をＳＦＲ原子炉の容器から取り出す前の使用済み核燃料集合体の残留パワーを測定する新規な装置であって、かかる取出しを完全に安全に実施することができるようにする新規な装置に関する。

一体形の、即ち、ポンプ輸送手段を備えた一次ナトリウム回路が全体として、熱交換器をも収容した容器内に収容されているＳＦＲ原子炉に関して説明するが、本発明は、ループ形原子炉、即ち、中間熱交換器及び一次ナトリウムポンプ輸送手段が容器の外部に位置した原子炉にも利用される。

本発明は又、燃料貯蔵容器にも利用される。

本発明は又、ＲＮＲ‐Ｐｂ又はＬＦＲ（鉛高速炉）と呼ばれ、これ又はいわゆる第４世代原子炉系列の一部をなす液体鉛冷却原子炉にも利用される。

燃料集合体は、一体品として原子炉内に装荷されると共に／或いは原子炉から取り出される燃料要素で構成された集合体であると理解されるべきである。

ＲＮＲ‐Ｎａ又はＳＦＲ型の燃料集合体は、ＲＮＡ‐Ｎａ又はＳＦＲ（ナトリウム高速炉）と呼ばれる液体ナトリウム冷却高速中性子原子炉内で照射されるよう設計された燃料集合体であると理解されるべきである。

使用済み燃料集合体は、燃料集合体を適当な処理を受けなければそれ以上原子炉内で使用することができない程度まで照射された燃料集合体であると理解されるべきである。換言すると、使用済み燃料集合体は、原子炉内での核反応を維持するのに足るほどの核分裂性燃料物質がもはや存在しない集合体であると理解されるべきである。

これとは対照的に、新品燃料集合体は、原子炉内での核反応を維持するのに十分な核分裂性物質が存在する燃料集合体であると理解されるべきである。

燃料集合体の残留パワーは、核反応をもはや生じない燃料集合体用により放出される熱的パワーであると理解されるべきである。

「使用済み燃料集合体の取出し」という表現は、使用済み燃料集合体を液体金属で満たされた容器から取り出す行為を意味するものと理解されるべきである。

技術の現状

図１は、仏国において既に「スーパーフェニックス（Superphenix）」原子炉に保持され又はＥＦＲという名称で仏国において警告されている一体形のアーキテクチャを備えたナトリウム冷却原子炉（ＳＦＲ）を示しており、これについては、明細書末尾に掲載した引用文献中の刊行物［１］を参照されたい。

かかる原子炉１は、一次ナトリウムと呼ばれる液体ナトリウム３で満たされた原子炉容器２を有し、この容器の内側には、炉心４が設けられている。炉心カバープラグと呼ばれるプラグ５が炉心４の真上に配置されている。炉心４内には、複数の燃料集合体６が植え込まれており、これら燃料集合体のうちの１つだけが図１に示されている。

かかる原子炉１では、炉心４内の核反応中に生じる熱の取出しは、原子炉容器２内に配置された図示されていないポンプ輸送手段によって一次ナトリウム３を中間熱交換器７まで循環させることによって行われる。かくして、一次ナトリウムは、中間熱交換器７内にその入力窓７０から流入し、熱交換器の管を通り、その熱を二次ナトリウムに与え、その後、熱交換器の出力窓７１を通って再び現れる。かくして、熱の取出しは、二次ナトリウムが中間熱交換器７のところに設けられた取り入れダクト８を通って低温ゾーンに達し、その後送出しダクト９を通って高温ゾーンに再び現れることによって行われる。次に、抽出した熱を用いて図示されていない蒸気発生器内で蒸気を発生させ、生じた蒸気は、これ又図示されていない１つ又は２つ以上のタービン及び交流発電機に送り込まれる。タービンは、蒸気の機械的エネルギーを電気的エネルギーに変換する。

原子炉容器２は、原子炉容器２内に配置された少なくとも１つの容器１０から成る分離装置によって２つの別々のゾーン３Ａ，３Ｂに分割されている。この分離装置は、レダン（redan）とも呼ばれる。一般に、図１に示されているように、分離装置は、単一の内部容器１０から成り、その形状は、その底部がテーパし、その頂部が円筒形である。国際公開第２０１０／０５７７２０（Ａ１）号パンフレットに記載されていると共にクレーム請求されているように、分離装置は又、２つの相似形の壁から成る場合があり、熱交換器は、遊びをもってこれら壁の各々を貫通して配置される。

図１に示されているように、内部が内側容器１０により画定された一次ナトリウムゾーン３Ａは、炉心４を出たナトリウムを集め、これを中間熱交換器７に送り、この一次ナトリウムゾーン３Ａは、ナトリウムが最も高温状態にあるゾーンを構成し、したがって、これは、高温ゾーン３Ａ又はホットコレクタと通称されている。内側容器１０と原子炉容器２との間に画定された一次ナトリウムゾーン３Ｂは、中間熱交換器内で冷却された一次ナトリウムを集め、そしてこれをポンプ輸送手段に送り、この一次ナトリウムゾーン３Ｂは、ナトリウムが最も低温状態にあるゾーンを構成し、したがって、低温ゾーン３Ｂ又はコールドコレクタと通称されている。図１に示されているように、内側容器１０によって且つこれを通過したコンポーネントの全ての周り、例えば熱交換器７の周りにシールが形成されており、かくして一次ナトリウムは、必然的に閉ループをなして炉心４からホットコレクタ３Ａに次に熱交換器７、コールドコレクタ３Ｂ、図示されていないポンプ輸送手段、ポンプ輸送システム、そして再び炉心を通って循環するようになる。

図１に示されているように、原子炉容器２は、種々のコンポーネント、例えば中間熱交換器７、炉心カバープラグ５及びポンプ輸送手段を支持したクロージャヘッドによって密封されている。クロージャヘッド１１とカバーガスプレナムと通称されているナトリウムの自由レベル３０Ａ，３０Ｂとの間に形成された空間１２は、ナトリウムに対して不活性のガス、例えばアルゴンで満たされている。

図２は、「フェニックス（Phenix）」という名称で知られているＳＦＲ原子炉で既に用いられている燃料集合体６を示している。長手方向軸線Ｘに沿って細長い形態をしたかかる集合体６は、先ず最初に、中央部分として、六角形断面の第１の管６０を有し、この第１の管は、ケーシングを形成すると共に図示されていない燃料棒を包囲している。燃料集合体は、集合体のヘッドを形成する頂部として、第１の管６０の延長部としての第２の管６１を有し、この第２の管は、通常、図示されていない中性子吸収ペレットを包囲している。集合体のヘッド６１は、集合体の内部に開口した中央開口部６１０を有している。集合体６は、最後に、集合体の足を形成する底部６２として、第１の管６０の延長部としての第３の管６２を有している。集合体の足６２は、炉心４の図示されていない支持構造体中に挿入可能であるように円錐形又は丸形の形態が遠位端部６２０を有している。集合体の足６２は、その周囲に、集合体内に開口した開口部６２１を有している。

かくして、燃料集合体の設置形態では、即ち、炉心４内の装荷位置に有るとき（図１）、一次ナトリウムは、集合体６内部で循環し、かくして、熱伝導によって燃料棒により放出された熱を吸収することができる。かくして、ナトリウムは、足６２の開口部６２１を通って導入され、そしてヘッド６１の中央開口部６１０を通って出る。

図２に良好に示されているように、集合体の足６２の断面は、集合体の中央部分６０の断面よりも小さい。これら２つの断面６０，６２相互間の接合部６００は、幾分丸くなった又は円錐形の肩を形成している。

集合体の中央部分６０は、複数本の核燃料棒を有している。各燃料棒は、シースの形態をしており、核分裂性物質のペレットのコラム６′がシース内に積み重ね状態で配置されており、熱を放出する核反応は、これらペレット内で生じる。このコラムは、通常、核分裂性ゾーンを呼ばれており、集合体６のほぼ中間高さのところに配置されている。このコラムは、図２に黒く塗った長方形によって概略的に表されている。

例えば図１及び図２に示されている燃料集合体が使用済みになった場合、この燃料集合体は、新品の燃料集合体で置き換えられなければならない。

使用済み燃料集合体交換作業は、現在施工中の安全規則を遵守することによって実施されなければならない。具体的に説明すると、使用済み燃料集合体は、損傷を受けないようその寸法決めの限度内で常時冷却されなければならない。実際、核反応を停止させた場合であっても、使用済み燃料集合体は、これが放出する残留熱（パワー）により熱を出し続ける。この残留熱は、原子炉が公称出力状態にあるとき、即ち、通常の作動中にあるときに核反応で生じた核分裂性生成物の放射性崩壊に起因して生じる。核反応を停止させたときの集合体の相当多くの残留熱は、その公称出力の約４％であり、時間の経過につれて比較的ゆっくりと減少する。

典型的には、燃料集合体内に収容されている燃料（核分裂性及び他の物質）の性状及びそのサイズに応じて、例えば図１及び図２に符号６で示された燃料集合体中に放出される残留パワーは、その公称出力の約０．５％である場合があり又はその照射の終了に続く数日後には約４０キロワット以上である場合がある。

したがって、燃料集合体の冷却は、常時保証されなければならない安全機能である。冷却できないと、燃料集合体が溶ける場合あり、それにより放射性生成物が放出される。燃料集合体６の中央部分６０内に納められた核分裂性ゾーンがナトリウム中に浸漬されてナトリウムが冷却されている限り、残留パワーは、正確に排出される。設計上、これは、特に燃料集合体６が低温ゾーン３Ｂから高温ゾーン３Ａへの一次ナトリウムの永続的な循環によって原子炉の炉心４内に植え込まれている場合である。

使用済み燃料集合体の交換作業では、必然的に、使用済み燃料集合体を取り扱うことが必要であり、或いは、換言すると、原子炉容器から使用済み燃料集合体を取り出して原子炉容器を密封したままの状態で原子炉容器から距離を置いたところで外部に位置する別の容器に移す必要がある。この外部且つ遠隔の容器は、一般に、これ又ナトリウムで満たされており、通常、中間貯蔵容器と呼ばれる。

２つの主要なステップは、ＳＦＲ型原子炉１の原子炉容器２からの使用済み燃料集合体の取出し作業において区別されている場合がある。

第１ステップでは、図１に単純化された仕方で示された取扱い装置を用いて使用済み燃料集合体６を炉心から図１に符号１００で示された取扱いポット内に移送することが必要である。かかる取扱い装置は、例えば、仏国特許第２２３５４６２号明細書に記載されている。概略を説明すると、かかる取扱い装置は、互いに対してオフセンタ状態のままでクロージャヘッド１１内で回転することができる２つの回転プラグ１３，１４及びクロージャヘッド１１を貫通したテークアップアーム１５を有する。２つの回転プラグ１３，１４の各々の位置、偏心性及び相対直径により、テークアップアームを炉心４の任意の箇所に対して垂直に、特に炉心４内に植え込まれている燃料集合体６のうちの任意のものに対して垂直に位置決めすることができる。テークアップアーム１５は、その底端部のところに、把持ヘッドを形成するそのヘッド６１によって燃料集合体６を捕捉するのに適した図示されていないグラブを有する。使用済み燃料集合体６がグラブによっていったん捕捉されると、テークアップアームによって支持されたグラブの上方垂直並進運動及び２つのプラグ１３，１４の適当な回転によって、使用済み燃料集合体６が取扱いポット１００内に移送される。この第１段階中、図１にテークアップアーム１５のところで一点鎖線で示されているように、集合体６の中央部分６０内の核分裂性ゾーンは、ホットコレクタ３Ａのナトリウム中に永続的に埋め込まれ、それによりかかる使用済み燃料集合体６の良好な冷却が保証される。図１に示されているように、使用済み燃料集合体６の受け入れに先立って、取扱いポット１００は、シンブルと通称されている型の凹部１６内に収容されるのが良い。

第１ステップに続く第２ステップでは、図示されていない別の取扱い装置を用いて使用済み燃料集合体６の入った取扱いポット１００を図１に一点鎖線で表された垂直並進によって凹部１６からクロージャヘッド１１の上方の原子炉容器１０の外側に取り出す。次に、原子炉容器１０からいったん取り出されると、使用済み燃料集合体６を取扱いシステム、例えば図１に符号１７で概略的に示された取扱いキャスクによって図示されていない外部貯蔵容器まで運ぶ。この第２ステップでは、冷却装置を用いて取扱いポット及びその集合体を冷却するのが良い。

この第２ステップは、手が込んでいる。事実、現在提供されている取扱いポット１００は、安全上の理由で取扱い全体を通じてナトリウムで満たされていて、移動中の荷重を制限するために比較的小さいサイズのタンクである。いまや、移送中、取扱い装置がつかえて動かなくなった場合、取扱いポット１００は、原子炉容器１０のナトリウムの外部でつかえて動かなくなる場合がある。この場合、冷却は、能動的又は受動的装置によって保証できる。取扱いポットは又、それ自体、これが収容しているナトリウムにより熱慣性冷却装置となり、その結果、或る特定の期間の間、使用済み燃料集合体により放出される残留熱的パワーを吸収することができる。

そうは言っても、考えられる取扱い上の失敗により、取扱いシステムの受動的冷却により集合体がその健全性に関して許容できる温度範囲内に留まることができない下限としての使用済み燃料集合体の最大残留熱的パワーが存在する。したがって、換言すると、使用済み燃料集合体の溶融によって生じる事故を回避するため、集合体の残留熱的パワーが取扱いシステムにより許容される限度を超えないようにすることが重要である。

比較的簡単な一手段は、取出し作業の開始前に、炉心内の他の使用済み燃料集合体と比較して最も高温の使用済み燃料集合体の残留パワーが取扱いシステムにより許容される上限の値に達するのに要する時間の間待機することである。作動条件及び／又は使用済み燃料集合体を形成している燃料（核分裂性及び他の物質）の性状に応じて、この待機は、数時間から数日又はそれどころか数ヶ月の範囲にわたる場合がある。また、待機時間が短い場合、これは、原子炉の作動にとって厄介すぎることはない。しかしながら、待機時間が２週間というような長い場合、この期間にわたる待機は、取出し作業の実施前に収容する必要があり、これは、結果的に原子炉の非稼働性の増大をもたらすという大きな欠点となる。この待機時間中、ＳＦＲ原子炉は、発電を行わず、かくして、その結果オペレータにとって経済的な損失が生じる。

この待機時間を短縮する一手法は、最も低温の使用済み燃料集合体の残留熱的パワーが取扱いシステムにとって許容可能であることを条件としてかかる最も低温の使用済み燃料集合体について取出し作業を開始し、次に、最も高温の使用済み燃料集合体について取出し作業を完了させることである。というのは、これらの残留熱的パワーは、最も低温の使用済み燃料集合体が取り出されている間、減少することになるからである。

現時点では、核燃料集合体の残留熱的パワーは、炉心内のこれらの位置決め状態からある程度の精度をもって知られている。しかしながら、集合体の位置決め上のエラーにより、取扱い上のエラーが生じる場合がある。かくして、安全上の理由で、現在、考えられる取扱い上のエラーにより、取り扱われているのは最も高温の使用済み燃料集合体である場合のあることが考慮されなければならない。

この問題は又、中間貯蔵容器を出る際、使用済み燃料集合体が放射性崩壊のための水冷却池内に貯蔵される前に使用済み燃料集合体を運搬したり洗浄したりする作業について生じる。この中間貯蔵容器内では、使用済み燃料集合体は、冷却され続け、ついには、時間の経過につれて減少するこれらの残留熱的パワーは、不活性ガス化におけるこれらの運搬作業及び洗浄作業と適合性があるようになる。洗浄作業は、ナトリウムと水の反応の恐れを回避するために使用済み燃料集合体が冷却池内に貯蔵される前に使用済み燃料集合体上又はこの中に存在する微量のナトリウムを除去するようになっている。この洗浄作業中、燃料集合体は、常時冷却されなければならない。

洗浄方法及び関連の冷却装置に応じて、冷却作用を有する洗浄及び運搬システムは、一般的に数キロワットの或る特定の限度の熱的パワーを受け入れるよう寸法決めされる。また、この場合も又、作動に関する安全上の理由で、洗浄されるべき使用済み燃料集合体の残留パワーは、この限度値を超えてはならない。中間貯蔵容器が互いに異なる残留パワーの複数の使用済み燃料集合体を収容しているので、どのように位置決めされているかを正確に突き止めることは、取扱い上のエラーを回避する上で必要不可欠である。と言うのは、現在、液体ナトリウムで満たされた容器内の使用済み燃料集合体の残留パワーを測定する装置が存在しないからである。燃料集合体を識別するシステムは、実際の温度よりも高い温度の燃料集合体を取り扱うことができないことを実証するには不十分である。また、技術の現状では、外部貯蔵容器内に納められた最も高温の使用済み燃料集合体の残留パワーが運搬及び洗浄作業にとって有効な限度値を下回るのに十分に減少するということを確信するに足るほど長い待機時間が存在する。

かくして、原子炉容器と外部貯蔵容器との間の移送作業を実施する前か洗浄作業及び放射性崩壊目的で水冷却池内への貯蔵に至るまでの運搬作業を実施する前かのいずれかに使用済み燃料集合体の残留のパワーを測定することがＳＦＲ液体ナトリウム冷却原子炉の作動及び安全にとって有利である。

今や、上述したように、液体ナトリウム中に埋め込まれた燃料集合体の残留パワーの測定が依然として実施されていない場合、その理由は、単に熱勘定（ヒートバランス）によるかかる測定が、液体ナトリウムが極めて良好な熱導体であるというまさにその事実によって実施するのが極めて困難であることが分かっているからである。一例として、図２に示されているように、既存のＳＦＲ型の燃料集合体６は、燃料棒を収容している六角形管とも呼ばれている六角形断面のケーシングを形成する中央部分６０を有している。ケーシングの平坦部相互間の距離（平坦部さしわたしの距離）は、２０ｃｍオーダのものであり、核分裂性コラム６′の高さは、約１ｍである。したがって、核分裂性コラム６′を包囲する側面は、約０．７平方メートルである。六角形管６０を形成する材料としての鋼の熱伝導率は、約２０Ｗ／ｍ／℃であり、この管の厚さは、数ミリメートルである。また、４０ｋＷオーダのナトリウム中に浸漬された使用済み燃料集合体６の残留パワーの全てが六角形ケーシングを通過した場合、その壁の厚さの温度差は、約１０℃であろう。加うるに、残留パワーの一部分が燃料集合体を通るナトリウム流れによって奪われることを念頭に置くと、六角形管の壁の温度差は、事実、これよりも低い。したがって、ナトリウムの熱伝導率は、六角形管の構成材料である鋼の熱伝導率の約３倍なので、燃料集合体の互いに異なる箇所のところの温度差は、ナトリウム中へのサーマルリーク（熱漏れ）のために極めて小さい。したがって、換言すると、ナトリウム中への極めて大きなサーマルリークというまさにその事実により、燃料集合体の互いに異なる箇所のところの温度差を評価し、かくして熱勘定を実施して液体ナトリウム中に埋め込まれた使用済み燃料集合体の残留パワーを評価することが極めて困難である。

また、引用文献中の刊行物［２］から、貯蔵水冷却池内の現場で使用済み燃料集合体の残留パワーを測定する方法が知られている。この測定方法によれば、使用済み燃料集合体が収容されたエンクロージャに連結されている外部タンクは、制御された流量の水を燃料集合体中に送り、次に、かかる制御された流量の水は、水冷却池中に注ぎ込まれる。幾つかの理由で、実際には、この測定方法を液体ナトリウムで満たされた容器内における現場測定に利用することができない。先ず最初に、原子炉容器の外部から又は使用済み燃料集合体を収容した外部貯蔵容器から液体ナトリウムを追加することは、実際には、制御された流量を提供する目的でのみ想定可能である。これにより、ＳＦＲ原子炉設置が難しく且つ複雑になり、したがって、液体ナトリウムは、貯蔵冷却池の水よりも管理が極めて困難である。さらに、刊行物［２］の測定方法では、残留パワー測定が行われる使用済み燃料集合体の連続冷却は、燃料集合体中の水の自然対流が行われないためにエンクロージャからの側方サーマルリークにより保証される。この選択では、ダミーの集合体を備えていて、計装されると共に電気的に加熱される較正ベンチを開発し、現実の燃料集合体の熱的挙動を再現し、そして互いに異なる燃料集合体パワー及び周囲水の互いに異なる温度について測定キャンペーンを行うことが必要である。この較正ベンチは又、具体化するのが厄介である。

国際公開第２０１０／０５７７２０（Ａ１）号パンフレット 仏国特許第２２３５４６２号明細書

Manual"Reacteurs a neutrons rapides refroidis au sodiumu "［Sodium-cooled fast neutron reactors］，Les techniques de l'Ingenieur ［Engineering Techniques］，B 3 171 （刊行物［１］） KARPENKO,A.I.,ROZENBAUM, E.L.,ZABEGAEV, V.P., "Studies of residual heat release of the BN-600 reactor spent assemblies in a fuel cooling pond"，Izvestiya-Vysshinkh-Uchebnykh-zavedenij,-Yadernaya-Ehnergetika (ISSN 03A4-3327). 2005, vol.1, pp.70-77（刊行物［２］）

本発明の一般的目的は、先行技術の欠点のうちの全て又は幾つかを解決し、したがって、現場に位置したＲＮＲ‐Ｎａ又はＳＦＲ型の使用済み核燃料集合体、即ち、これを液体金属、特に液体ナトリウムで満たされた容器から取り出す前の使用済み燃料集合体の残留パワーを測定する信頼性のある解決手段を提供することにある。

本発明の具体的な目的は、液体金属冷却高速中性子原子炉、特に液体ナトリウム冷却ＲＮＲ‐Ｎａ又はＳＦＲ内で現場にあり、即ち、液体金属、特に液体ナトリウムで満たされた原子炉容器からの取出し前にＳＦＲ型の使用済み燃料集合体の残留パワーを測定する信頼性のある解決手段を提案することにある。

この目的のため、本発明の要旨は、使用済み燃料集合体の残留パワーの測定装置であって、燃料集合体は、液体金属で満たされた容器から取り出されるようになっており、燃料集合体は、その端部のうちの一方に足形成部分を有し、足形成部分は、液体金属が燃料集合体内でその反対側の開口端部まで循環することができるようにする少なくとも１つの開口部を備え、測定装置は、
‐長手方向軸線Ｘに沿って細長い形態をしていると共に不活性ガスを収容するよう二重壁として配置されている２つの壁を備えたポットを有し、内側の壁は、燃料集合体を挿通状態で導入させる第１の開口部、燃料集合体の足だけを挿通状態で導入させる第２の開口部及び第１の開口部と第２の開口部との間に設けられていて、燃料集合体をその足を別として燃料集合体が長手方向軸線Ｘに沿って延びる状態で収容する空間を画定すると共に／或いは外側の壁は、燃料集合体の足を介して液体金属の導入を可能にするよう第２の開口部に近接して配置されており、
‐ポットに結合されていて燃料集合体中を循環している液体金属の流量を測定するのに適した流量計を有し、
‐ポットに結合されていて、それぞれ燃料集合体の足及びその反対側の開口端部に近接して位置する液体金属の温度を測定するのに適した第１及び第２の温度測定手段を有することを特徴とする測定装置にある。

かくして、本発明により、燃料集合体を取り出す前に、先行技術のＳＦＲ原子炉では行うことができない核燃料集合体についての熱勘定を実施することができる。使用済み燃料集合体の残留パワーの熱勘定は、使用済み燃料集合体の側方熱損失（ヒートロス）がなくなることによって高信頼度で測定される。この特性は、液体ナトリウムで構成された周囲環境に対する使用済み燃料集合体のエンクロージャの断熱を加熱する不活性ガスで満たされたポットの二重壁によって得られる。測定中、本発明の数値のポット内に収容された使用済み燃料集合体の冷却は、使用済み燃料集合体を通る液体ナトリウムの変形実施形態としての自然な対流又は強制対流により維持される。

有利な形態によれば、流量計は、フラックスディストーション形電磁流量計である。流量計は、内壁の第２の開口部の近くでポットの外壁に結合されるのが良く又は変形例としてポットの内壁に結合され、即ち、液体金属の循環方向に対して燃料集合体の上流側に配置されても良い。

変形実施形態によれば、少なくとも第２の温度測定手段は、熱電対である。第２の温度測定手段は、この場合、好ましくは、熱電対は、熱電対がポットの第１の開口部から離脱する引っ込み位置と、熱電対が燃料集合体の出口の中心のところに位置する液体金属の温度を測定することができる測定位置との間で動くよう設けられるのが良い。第１の測定手段、即ち、燃料集合体の足の近くの温度を測定することができる測定手段は、熱電対であっても良い。

変形形態によれば、少なくとも、第２の温度測定手段は、ポットの第１の開口部の近くでポットに締結された超音波送受信装置と、これ又ポットに締結されていて、超音波受信装置にモニタ超音波反射器とを有する超音波システムである。この変形例は、これによりポットの第１の開口部、即ち、燃料集合体を挿通状態で導入させる開口部を物理的障害から自由にすることができるので有利である。

本発明の測定装置は、ポット内に収容された使用済み燃料集合体中を通る液体金属の強制対流を生じさせるようポットに結合されると共に流量計と油圧的直列関係をなしたポンプを更に有するのが良い。このポンプは、有利には、電磁ポンプである。形態によれば、追加のポンプは、自然対流では不十分な場合、ポット内に収容された燃料集合体を通る所与の液体金属循環流量を特に残留パワーの低い燃料集合体に与えることができる。

好ましい特徴によれば、二重壁は、その端部のうちの一方が開き、好ましくはその端部のうちの他方が閉じられており、それにより原子炉容器のカバーガスプレナムを占有する不活性ガス、例えばアルゴンがポットを液体金属中へのその浸漬前に原子炉容器内に導入したときにこの開口部を通って二重壁を満たすことができる。

好ましくは、燃料集合体は、その中央部分とその足との間に肩を有し、肩は、第２の開口部の周りで内壁に当接する。かくして、使用済み燃料集合体のみを通って循環することができる液体金属に対するシールが簡単に且つ効果的に得られる。

本発明の測定装置は、ポットの第１の開口部内に配置されたフランジを更に有するのが良く、フランジは、遊びを減少させた状態でポット内に収容された燃料集合体の断面の形態に厳密にならっている。

本発明の別の要旨は、今説明した測定装置を使用する方法であって、容器は、液体金属冷却を高速中性子原子炉（ＲＮＲ‐Ｎａ）の原子炉容器であり、容器は、容器内にホットコレクタとコールドコレクタを画定する分離装置を有し、この方法では、ポットを容器のホットコレクタ内に浸漬し、次に使用済み燃料集合体をポット内に収容することを特徴とする方法にある。

好ましくは、ポットは、使用済み燃料集合体のための取扱いステーションの近くに浸漬される。かくして、ポットを浸漬させた状態での本発明の測定は、原子炉の稼働性に対する影響を最小限に抑えた状態で燃料集合体取扱いシステム（装荷／取出し）に最善の状態で組み込まれる。

ＲＮＲ‐Ｎａ又はＳＦＲ原子炉では、分離装置が、底部がテーパし、頂部が円筒形である内側タンクから成る場合、ポットは、好ましくは、内側容器内に作られていて、原子炉容器のコールドコレクタ内に作られた突起状凹部内に浸漬される。この突起状凹部は、シンブルと通称されている形態のものであるのが良い。

好ましくは、ポットの浸漬は、ポットに結合されると共に垂直に配置されたロッドによって実施され、ロッドは、原子炉容器のクロージャヘッドの外部に上から取出し可能である。このロッドは、使用済み燃料集合体取扱いキャンペーン中に定位置に残され、このロッドは、有利には、種々の測定機器（流量計、第１及び第２の温度測定手段）に給電する電線のために延びるケーブルとして役立つ。

使用済み燃料集合体を取り出すことができる対象としての容器は、ＲＮＲ‐Ｎａ又はＲＮＲ‐Ｐｂ原子炉の容器の外部に位置した使用済み燃料集合体格納容器であるのが良く、かかる方法のこの実施形態では、ポットは、外部貯蔵容器内に浸漬され、次に、使用済み燃料集合体がポット内に収容され、適宜、液体金属が燃料集合体の足からその反対側の開口端部まで循環するようになる。かかる外部貯蔵容器内では、自然対流それ自体では使用済み燃料集合体の残留パワーの測定を可能にするには不十分である場合、ポンプを用いて強制循環が行われる。

本発明の他の利点及び他の特徴は、以下の図を参照して例示として且つ非限定的に行われる本発明の詳細な説明を読むと明らかになろう。

先行技術のナトリウム冷却原子炉ＳＦＲの原子炉容器の概略断面図であり、使用済み燃料集合体の種々の取扱い位置を示す図である。 ナトリウム冷却原子炉ＳＦＲで用いられている本発明の核燃料集合体の外観斜視図である。 本発明の測定装置の例示の実施形態を示す概略断面図であり、使用済み燃料集合体が測定位置にある状態を示す図である。 本発明の測定装置の変形実施形態を示す概略断面図であり、使用済み燃料集合体が測定位置にある状態を示す図である。 ナトリウム冷却原子炉ＳＦＲ容器内における本発明の測定装置の例示の具体化例の概略断面図である。

図１は、先行技術の一体形のＳＦＲ原子炉に関し、この図は、使用済み燃料集合体６の種々の取扱い位置、即ち、取扱いポット１００への移送中における炉心内取扱い位置、取扱いポット１００内での位置及び原子炉容器の上方の取扱いキャスク１７内での取扱い位置を示している。図２は、上述したようにナトリウム冷却原子炉ＳＦＲで用いられている本発明の核燃料集合体に関する。これらの図１及び図２に関しては、背景技術の項で既に説明を行っており、したがって、以下においてはこれ以上の説明はしない。

分かりやすくするために、本発明の同一原子炉、燃料集合体及び測定装置要素を示す同一の参照符号が図１〜図４の全てについて用いられている。

本明細書全体を通じて、「垂直」、「下方」、「上方」、「底部」、「頂部」、「〜よりも下方」及び「〜よりも上方」という用語は、本発明の液体ナトリウムで満たされた容器、本発明の測定装置のポット及び燃料集合体に関し、これらが垂直作動／測定形態にある場合において、理解されるべきである。

かくして、測定形態において、垂直位置に配置された燃料集合体６は、その足が底部寄りに位置している。同様に、測定形態では、垂直に配置された測定装置のポット１９は、燃料集合体６を挿通状態で導入させるその開口部１９０を頂部のところに有し、これに対し、ナトリウムを挿通状態で導入させる二重壁の開口端部は、底部のところに位置している。

同様に、本明細書全体を通じて、「入力（又は取込み）」、「出力（又は送出し）」、「下流側」及び「上流側」という用語は、使用済み燃料集合体の足からその反対側の開口端部まで上方に向いた使用済み燃料集合体を通るナトリウムの循環方向に関して理解されるべきである。

発熱体によって放出される熱的パワーの測定は、理論的には、流体を発熱体中に循環させ、次に発熱体を通過した流体の流量及び温度を入力部及び出力部のところで測定することによって実施できる。この場合、熱的パワーＷは、次の公式に従って計算される。
Ｗ＝Ｑ・Ｃｐ・（Ｔｓ−Ｔｅ）
ただし、上式において、
・Ｑは、質量流量であり、
・Ｃｐは、流体の比熱であり、
・Ｔｓは、出力温度であり、
・Ｔｅは、入力温度である。

今日まで、ＳＦＲ型の使用済み燃料集合体の残留熱的パワーは、原子炉容器内では実施されていなかった。というのは、かかる使用済み燃料集合体が液体ナトリウム中に常時浸漬されているので、その壁を通るサーマルリークが非常に多く、したがって、使用済み燃料集合体の互いに異なる箇所のところの温度差が小さく、使用済み燃料集合体からの残留パワーを導き出すことが可能ではなかったからである。

この問題を解決することができる本発明は、本質的に、使用済み燃料集合体を熱遮蔽機能を備えた不活性ガスで満たされている二重壁ポット内に位置決めすることによって使用済み燃料集合体を液体ナトリウム内で取扱いことにあり、その目的は、これらの壁を通るサーマルリークによる冷却上の欠陥を回避することにある。

使用済み燃料集合体６がその残留パワーを測定する位置にある本発明の測定装置１８の実施例が図３に示されている。この集合体６は液体ナトリウムで満たされた容器２から取り出されるようになっており、この集合体は、その端部のうちの一方のところに、ナトリウムが容器内でその反対側の開口端部６１０まで循環することができるようにする少なくとも１つの開口部６２１を備えた足形成部分６２を有している。

測定装置１８は、先ず最初に、長手方向軸線Ｘに沿って細長い形態のものであり、不活性ガス、例えばアルゴンを収容する二重壁として配置された２つの壁１９Ａ，１９Ｂを有するポット１９を有している。この二重壁の機能は、断熱材としての役目を果たす不活性ガスにより、燃料集合体の壁を通るサーマルリークをなくすことにある。図３に示されているように、二重壁は、その頂部のところが閉鎖され、その底端部のところが開いている。不活性ガスを捕捉する空間、即ち、閉鎖端部のところの外壁１９Ａと内壁１９Ｂとの間の空間の幅ｌは、１センチメートルオーダのものであるのが良い。

内壁１９Ａは、燃料集合体６を挿通状態で導入させる頂部開口部１９０、燃料集合体の足６２だけを挿入状態で導入させる底部開口部１９１及び第１の開口部と第２の開口部との間に設けられていて、燃料集合体をその足を別として燃料集合体が長手方向軸線Ｘに沿って延びる状態で収容する空間１９２をそれぞれ画定している。

図３に示されている形態では、外壁１９Ｂは、燃料集合体の足６２を介するナトリウムの導入を可能にするよう底部開口部１９１の近くに配置されている。かくして、底部開口部１９０及び底部１９１は、図３及び図４に矢印を付けた軌道で表されているように燃料集合体を通るナトリウムの上方循環を可能にしている。図３及び図４に示されているように、内壁１９Ａの底部により構成された底部開口部１９１は、有孔プレートにより形成でき、その断面は、燃料集合体の足６２の断面に実質的に一致している。かくして、燃料集合体６がポット１９内に収容されると、燃料集合体の足６２は、有孔プレートを底部開口部１９１のところで貫通する。燃料集合体のケーシングの足６２と中央部分６０との間の肩６００は、有孔プレートに底部開口部１９１周りで当接し、かくして、ナトリウムに対するシールが作られている。換言すると、上方に循環するナトリウムは、作られているシールにより底部開口部１９１を通過することができない。図３及び図４に示されているように、ポット１９の外壁１９Ｂの底部の延長部として、円錐形部分１９０Ｂが設けられ、この円錐形部分１９０Ｂはそれ自体の延長部として、円筒形部分１９１Ｂが設けられている。かかる形態を外壁１９Ｂに与えることにより、燃料集合体の足６２を完全に包囲すると共に以下に詳細に説明するようにナトリウムの流量を測定するためにナトリウムを円形断面内に導くことができる流体通路断面を構成することができる。

図３Ａに示されている変形形態では、燃料集合体の足６２を介するナトリウムの導入を可能にするよう底部開口部１９１の近くに配置されているのは、底壁１９Ａである。図３Ａのこの形態では、ポット１９の内壁１９Ａの底部の延長部として、円錐形部分１９０Ａが設けられ、この円錐形部分１９０Ａはそれ自体の延長部として、円筒形部分１９１Ａが設けられている。かかる形態を内壁ｌ９Ａに与えることにより、燃料集合体の足６２を完全に包囲すると共に以下に詳細に説明するようにナトリウムの流量を測定するためにナトリウムを円形断面内に導くことができる流体通路断面を構成することができる。

したがって、ナトリウムの上方循環により、使用済み燃料集合体６を冷却すると共にその残留パワーの決定に必要な測定を実施することができる。これら測定は、燃料集合体の入力部及び出力部のところでのそれぞれの燃料集合体を通過するナトリウムの流量の測定及び２つのナトリウム温度測定である。

燃料集合体６を通るナトリウム流量を測定するため、測定装置は、ポットに締結された流量計２０を有している。より正確に言えば、流量計２０を内壁１９Ａ（図３Ａ）又は外壁１９Ｂ（図３）に締結するのが良い。図３及び図４に示されているように、流量計２０は、外壁１９Ｂの底部円筒形部分１９Ｂ周りに締結されている。図３Ａに示されているように、流量計２０は、内壁１９Ａの円筒形部分１９１Ａ周りに締結されている。

燃料集合体６の入力部及び出力部のところでのナトリウム温度測定を行うため、それぞれ、燃料集合体の足の近くでポット１９に締結された第１の温度測定手段２１及び二重壁１０Ａ，１９Ｂの閉鎖端部の上方で且つ燃料集合体６の中央開口部６１０の真上で測定装置１８に締結された第２の測定手段が設けられている。

したがって、ポット１９の二重壁１９Ａ，１９Ｂ内に入っている不活性ガス、例えばアルゴンは、断熱材としての役目を果たす。図３、図３Ａ及び図４に示されている実施例では、ポット１９は、その底端部１９３が開いており、これによっても不活性ガスがこの二重壁内のナトリウムの自由レベルの位置３０Ｃを定めることができる。自由レベルの位置３０Ｃが核分裂性コラム６の最も下の箇所より下に位置するようにし、それによりナトリウムへの熱伝導によるサーマルリークをなくすことができるようにするよう注意を払う必要がある。

底端部が開いているポット１９をナトリウムで満たされた容器２中に導入し、そして、ナトリウムと容器のクロージャヘッドとの間の空間がそれ自体不活性ガスで既に占められているので、これをナトリウム中に導入すると、不活性ガスが二重壁を自然に満たすことができる。かかる事態は、カバーガスプレナム１２が既にアルゴンで満たされている原子炉容器２の場合である（図１）。

変形実施形態では、安全上の理由で二重壁内のナトリウムの自由レベル３０Ｃを制御するのが良い。実際には、燃料集合体６の残留パワーの測定中、故障が生じ、それにより燃料集合体中のナトリウム循環に関する欠陥が生じた場合、燃料集合体は、過度に高い温度に達する場合があり、その物理的健全性を維持するのに不適合になる。また、この場合、二重壁内に入っている不活性ガスの減圧により、ナトリウムは、所定の自由レベル３０Ｃよりも上方で二重壁内に入る。これにより、燃料集合体の壁を通る熱伝導が再び生じ、したがってその残留パワーの信頼性のある測定が不可能になる。他方、燃料集合体のこの残留パワーは、事実上、測定装置が浸漬されている容器内に入っている液体ナトリウムへのポットの壁を介する熱伝導によって依然として正確に排出されることになる。二重壁内のナトリウムの自由レベル３０Ｃを制御するこの形態では、二重壁内に捕捉状態になっている所与の体積又は量の不活性ガスの圧力を測定し、測定した圧力に応じて、不活性ガスを注入し又は取り出すのが良い。この形態の実施例が図４に示されており、直径を減少させた管１９Ｃが２つの壁１９Ａ，１９Ｂ相互間に開口したポット１９の頂端部に締結されている。かくして、この管１９Ｃは、二重壁内の所与の体積の不活性ガスを例えば原子炉容器２のクロージャヘッド１２の上方に配置された図示されていないその圧力の制御システムに結合させる。

ポット１９の内寸、即ち頂部開口部１９０及び空間１９２の寸法が使用済み燃料集合体６の容易な導入を可能にするほど十分大きいが、残留パワーの測定を妨害する恐れのあるナトリウムの側方循環の迷走効果を回避する十分小さいようにするよう注意が払われる。

使用済み燃料集合体６の容易な導入は、使用済み燃料集合体がＳＦＲ原子炉の炉心４内に存在しているときに受ける照射度とは無関係に、したがって、使用済み燃料集合体が受けた機械的変形とは無関係に、使用済み燃料集合体６をポット１９内に遊びをもって嵌め込むだけで使用済み燃料集合体６を導入することができることを意味していると理解されるべきである。図４は、炉心４内におけるその照射中に弓形に曲がった状態でポット１９内に収容されている使用済み燃料集合体６を示している。この場合、概略的に示されている弓形湾曲状態は、説明の目的上誇張されていることを明記しておかなければならない。

他方、ポット１９の内寸が使用済み燃料集合体６をポット１９内に収容したときに内壁１９Ａと使用済み燃料集合体６との間に過度の遊びを残さないようにするほど小さいようにする注意を払う必要がある。事実、過度の遊びが生じている場合、容器内に、例えば原子炉容器２のホットコレクタ３Ａ内に存在するナトリウムとポット１９内に存在するナトリウムとの間のナトリウムの迷走流れが熱勘定を変更する可能性がある。換言すると、過剰な遊びの場合、容器からやって来る比較的低温状態のナトリウムは、燃料集合体６に沿ってその一方の側で落下し、かくして熱伝導によって加熱される場合があり、次に容器の内部に向かって再び上昇する。すると、これら迷走流れは、燃料集合体により生じた残留熱の一部分を奪い去り、それにより現実の残留パワーの測定値が変えられる場合がある。これを回避するため、フランジを有利には内壁１９Ａ内でポット１９の頂端部に締結するのが良い。かかるフランジ２４が図４に示されており、このフランジは、代表的な数ミリメートルオーダの減少した遊びをもって燃料集合体の六角形断面に厳密に続いている。かくして、この減少した遊びは、迷走流れを阻止し又はこれを少なくとも無視できるほどにし、他方、照射によるその機械的変形度とは無関係に使用済み燃料集合体６の導入を可能にする。

任意の流量計２０を用いることができ、但し、流量計が液体ナトリウム中への浸漬に適する一方で、信頼性の高い測定値を生じさせることを条件とする。刊行物［３］に記載されているようなフラックスディストーション形流量計が特に適している。と言うのは、これをナトリウム中に完全に浸漬することができるからである。この流量計２０の動作原理を説明すると、３本の電線コイルを導電性材料の流体、例えば液体ナトリウムを循環させている管の周りに直列に配置する。中央コイルに交流電流によって電力供給し、中央コイルの各側に位置する２つの外側コイルが誘導電流を受け取る。管内の導電性流体の速度に応じて、２つの外側コイル内に誘導された電流が変形される（歪められる）。２つの外側コイル相互間に誘導された電流の歪み（ディストーション）の測定により、この歪みから管を通る液体流量を導き出すことができる。図３及び図４に概略的に示されているように、フラックスディストーション形流量計２０の３つのコイルは各々、長方形で表されており、外壁１９Ｂの底部円筒形部分１９１Ｂの周りに締結されている。

燃料集合体の入力部及び出力部のところにおける温度の測定は、液体ナトリウム中で信頼性の高い測定を実施するのに適した測定手段であればどのようなものによっても実施できる。図３に示されているように、第１の温度測定手段２１及び第２の温度測定手段２２は、熱電対であるのが良い。図４に示されているように、第２の測定手段２２は、超音波システムであっても良い。かかる超音波システムは、熱電対と比較すると有利であると言える。と言うのは、本発明によれば、燃料集合体６の頂部開口部６１０の中央のところの温度を測定することが必要だからである。かかる測定では、熱電対が燃料集合体を頂部開口部１９０から導入することができる離脱位置と図３に示されているような実際の測定位置との間で動くことができるようにすることが必要である。超音波流量測定システムは、ナトリウム冷却原子炉において既に実用化試験されている。かかる超音波システム２２が図４に示されており、この超音波システムは、二重壁の頂部に締結された超音波送受信装置２２０と、送受信装置２２０に向いた状態でこれ又二重壁の頂部に締結された超音波反射器２２１とから成っている。かかる超音波システム２２による測定は、超音波の変位速度がこれらが通過し、それ自体その温度に依存する液体ナトリウムの密度で決まるということを利用している。較正後、送受信装置２２０と反射器２２１との間における超音波の移動時間の測定により、燃料集合体６の出力部のところの局所液体ナトリウムの密度及びかくして送信機と受信機との間の送信機の水平母線に沿うその平均温度を知ることができる。

図４は、本発明の測定装置の使用方法を示しており、この方法によれば、ポット１９をＳＦＲ原子炉容器２のホットコレクタ３Ａ内に浸漬する。具体的に説明すると、図４に示されている実施例では、ポット１９をＳＦＲ原子炉容器２のホットコレクタ３Ａとコールドコレクタ３Ｂとの間の分離容器１０のテーパ部１０Ａの突起状凹部１６内に浸漬する。この突起状凹部１６の寸法及びこの中におけるポット１９の位置がポット１９周りに液体ナトリウムがポット１９の開口底端部まで自由に循環することができるようにするのに十分な空間を残すことができるようにするよう注意が払われるべきである。図示のように、突起状凹部１６は、通常シンブル形態と呼ばれる全体として平行六面体形態のものであり、コールドコレクタ３Ｂ内に突き出ている。この突起状凹部１６は、好ましくは、燃料集合体を原子炉容器２内に装荷したり燃料集合体を原子炉容器２から取り出したりするステーションと直接的に垂直方向に一線をなして配置される。ポット１９を突起状凹部１６内、より一般的に原子炉容器２内に浸漬するため、有利には、容器２のクロージャヘッドの上方に配置された適当なキャスクから取り出すことができるロッド２５を締結することができる。このロッド２５は、有利には、流量計２０並びに第１の温度測定手段２１及び第２の温度測定手段２２に接続された電線の支持体／案内路として役立ち得る。図４に示されているように、ロッド２５は、二重壁内に入っている所与の体積の不活性ガスをその圧力制御システムに結合させる管１９Ｃの支持体としても使用できる。

本発明の測定装置１８及びこの中の使用済み燃料集合体６がＳＦＲ原子炉容器２のホットコレクタ３Ａ内に位置している状態で測定を実施する場合、液体ナトリウムは、自然対流だけで且つ約２００℃の温度で燃料集合体６内を循環することができる。代表的には、使用済み燃料集合体６の残留パワーが４０ｋＷである場合、自然対流によるナトリウム流量は、入力部２１と出力部２２との温度差が約５０℃の状態で約０．６０ｋｇ／秒である。

使用済み燃料集合体６内のナトリウムの流れ条件の良好な制御を行うため、ポンプ２３を流量計２０と油圧的直列関係をなして配置し、それにより使用済み燃料集合体６を通るナトリウムの強制対流を生じさせることが可能である。特に有利な変形実施形態によれば、ポンプは、電磁ポンプであるのが良い。と言うのは、電磁ポンプは、有利には、液体金属、特に液体ナトリウムの電磁特性を利用することができるからである。これについては刊行物［４］を参照されたい。図４に示されているように、かかる環状誘導電磁ポンプ２３が流量計２０に隣接して円筒形部分１９１Ｂの周りに締結されている。かかるポンプ２３の電力供給電線も又、ポット１９を導入したり取り出したりするためにロッド２５によって支持されるのが良い。かくして、本発明との関連において、かかる電磁ポンプ２３により得られる利点は、多く、かかる利点としては、次のことが挙げられる。
・ポンプ２３の低い作動速度により、数キロワットの範囲内の使用済み燃料集合体６の残留パワーを測定するのに十分なナトリウムの強制対流を使用済み燃料集合体６内に生じさせることができ、これは、特に、使用済み燃料集合体をガスの存在下で運んだり洗浄したりする前に外部容器内の中間貯蔵部内に納められた燃料集合体の場合である。
・ポンプ２３の高い作動速度により、使用済み燃料集合体６の残留パワーの測定をいったん完了すると、使用済み燃料集合体６が容器からのその取出しと適合性のある平均温度に迅速に戻ることができるようにするのに十分なナトリウムの強制対流を使用済み燃料集合体６内に生じさせることが可能である。実際、測定中、燃料集合体からの側方熱伝導による残留パワーが排出されないようにすることにより、燃料集合体の核分裂性コラム６′の平均温度がかなり上昇し、即ち、約５０℃そこら上昇する。この場合、安全上の理由で、使用済み燃料集合体がこれを取り出す前にできるだけ低温であることが好ましい。

電磁ポンプ２０が作動されていない場合又はその故障が生じた場合、ナトリウムの自然対流による流量は、ポット１９内に収容された使用済み燃料集合体６を冷却するのに十分であるようになる。

本発明に従って、使用済み燃料集合体６をＳＦＲ原子炉容器２から取り出す際の使用ステップは、次にようにかいつまんで言うことができる。
ａ／可動ロッド２５を用いてクロージャヘッド１１を介して測定装置１８及び関連の電気計装ケーブルをそれぞれ原子炉容器２内の流量計２０及び温度測定手段２１，２２に導入する。
ｂ／通常の取扱い手段により使用済み燃料集合体６を炉心４から取り出し、使用済み燃料集合体６は、ホットコレクタ３Ａの液体ナトリウム内に永続的に浸漬状態のままである。
ｃ／本発明に従って使用済み燃料集合体６を測定装置１８のポット１９内に収容する。 ｄ／使用済み燃料集合体６の残留パワーをホットコレクタ３Ａ内で現場で瞬時に測定する。
ｅ／測定した残留パワーが所定のしきい値を下回っている場合、使用済み燃料集合体６を例えば図１に示されている取扱いポット１００内の通常の取出しシステム内に配置し、次に、これらをまとめて外部中間貯蔵容器への排出のための取扱いポット移送システム１７に送る。
ｆ／別の使用済み燃料集合体６についてステップａ／〜ｅ／を繰り返し実施する。
ｇ／ＳＦＲ原子炉から取り出された使用済み燃料集合体６を全て取り扱うキャンペーンの終了時、測定装置１８をそのポット１９と共に原子炉容器２から取り出す。

本発明は、説明したばかりの実施例には限定されず、図示の実施例の特徴は、特に、図示されていない変形例において組み合わせることができる。

例えば、使用済み燃料集合体６の足６２を介する液体ナトリウムの導入を可能にするよう両方共第２の開口部１９１に近接して配置された内壁１９Ａと外壁１９Ｂを設けることができる。

引用文献
刊行物［１］：Manual“Reacteurs a neutrons rapides refroidis au sodiumu ”［Sodium-cooled fast neutron reactors］，Les techniques de l'Ingenieur ［Engineering
Techniques］，B 3 171
刊行物［２］：KARPENKO,A.I.,ROZENBAUM, E.L.,ZABEGAEV, V.P., “Studies of residual heat release of the BN-600 reactor spent assemblies in a fuel cooling pond”，Izvestiya-Vysshinkh-Uchebnykh-zavedenij,-Yadernaya-Ehnergetika (ISSN 03A4-3327). 2005, vol.1, pp.70-77
刊行物［３］：Manual“Debimetres electromagnetiques (DEM) ［Electromagunetic flow meters）］，Les techniques de l'ingenieur, R 2 275
刊行物［４］：Manual“Pompage de metal liquide”［Pumping liquid metal］，Les techniques de l'ingenieur, B 4 33

１ 原子炉
２ 原子炉容器
３ 液体ナトリウム
３Ａ ホットコレクタ
３Ｂ コールドコレクタ
４ 炉心
５ カバープラグ
６ 使用済み燃料集合体
７ 中間熱交換器
８ 取込みダクト
９ 送出しダクト
１１ クロージャヘッド
１６ 突起状凹部
１７ 取扱い装置
１８ 測定装置
１９ ポット
１９Ａ ポット内壁
１９Ｂ ポット外壁
２０ 流量計
２１ 第１の温度測定手段
２２ 第２の温度測定手段
２４ フランジ
２５ ロッド
６２ 足形成部分
１９２ 空間
６１０ 開口端部
６２１ 開口部

Claims (16)

1. 使用済み燃料集合体（６）の残留パワーの測定装置（１８）であって、前記燃料集合体（６）は、液体金属で満たされた容器（２）から取り出されるようになっており、前記燃料集合体（６）は、その端部のうちの一方に足形成部分（６２）を有し、前記足形成部分（６２）は、前記液体金属が前記燃料集合体（６）内でその反対側の開口端部（６１０）まで循環することができるようにする少なくとも１つの開口部（６２１）を備え、前記測定装置（１８）は、
   ‐長手方向軸線Ｘに沿って細長い形態をしていると共に不活性ガスを収容するよう二重壁として配置されている２つの壁（１９Ａ，１９Ｂ）を備えたポット（１９）を有し、内側の壁（１９Ａ）は、前記燃料集合体を挿通状態で導入させる第１の開口部（１９０）、前記燃料集合体の前記足（６２）だけを挿通状態で導入させる第２の開口部（１９１）及び前記第１の開口部と前記第２の開口部との間に設けられていて、前記燃料集合体をその前記足を別として前記燃料集合体が前記長手方向軸線Ｘに沿って延びる状態で収容する空間（１９２）を画定すると共に／或いは外側の壁（１９Ｂ）は、前記燃料集合体の前記足を介して前記液体金属の導入を可能にするよう前記第２の開口部（１９１）に近接して配置されており、
   ‐前記ポットに結合されていて前記燃料集合体中を循環している前記液体金属の流量を測定するのに適した流量計（２０）を有し、
   ‐前記ポットに結合されていて、それぞれ前記燃料集合体の前記足及びその前記反対側の開口端部に近接して位置する前記液体金属の温度を測定するのに適した第１（２１）及び第２（２２）の温度測定手段を有する、測定装置。
2. 前記流量計は、フラックスディストーション形電磁流量計である、請求項１記載の測定装置。
3. 前記流量計は、前記内壁の前記第２の開口部の近くで前記ポットの前記外壁（１９Ｂ）に結合されている、請求項１又は２記載の測定装置。
4. 前記流量計は、前記内壁の前記第２の開口部の近くで前記ポットの前記内壁（１９Ａ）に結合されている、請求項１又は２記載の測定装置。
5. 少なくとも前記第２の温度測定手段（２２）は、熱電対である、請求項１〜４のうちいずれか一に記載の測定装置。
6. 前記熱電対は、前記熱電対が前記ポットの前記第１の開口部から離脱する引っ込み位置と、前記熱電対が前記燃料集合体の前記出口の中心のところに位置する前記液体金属の温度を測定することができる測定位置との間で動くよう設けられている、請求項４記載の測定装置。
7. 少なくとも、前記第２の温度測定手段（２２）は、前記ポットの第１の開口部の近くで前記ポットに締結された超音波送受信装置と、これ又前記ポットに締結されていて、前記超音波受信装置にモニタ超音波反射器とを有する超音波システムである、請求項１〜４のうちいずれか一に記載の測定装置。
8. 前記ポット内に収容された前記使用済み燃料集合体中を通る液体金属の強制対流を生じさせるよう前記ポットに結合されると共に前記流量計（２２）と油圧的直列関係をなしたポンプ（２３）を更に有する、請求項１〜７のうちいずれか一に記載の測定装置。
9. 前記ポンプは、電磁ポンプである、請求項８記載の測定装置。
10. 前記二重壁は、その端部のうちの一方が開いている、請求項１〜９のうちいずれか一に記載の測定装置。
11. 前記燃料集合体（６）は、その中央部分（６０）とその足（６２）との間に肩（６００）を有し、前記肩は、前記第２の開口部（１９１）の周りで前記内壁（１９Ａ）に当接している、請求項１〜１０のうちいずれか一に記載の測定装置。
12. 前記ポットの前記第１の開口部内に配置されたフランジ（２４）を更に有し、前記フランジは、遊びを減少させた状態で前記ポット内に収容された前記燃料集合体の断面の形態に厳密にならっている、請求項１〜１１のうちいずれか一に記載の測定装置。
13. 請求項１〜１２のうちいずれか一に記載の前記測定装置（１８）を使用する方法であって、前記容器は、液体金属冷却を高速中性子原子炉（ＲＮＲ‐Ｎａ）の原子炉容器（２）であり、前記容器は、前記容器内にホットコレクタ（３Ａ）とコールドコレクタ（３Ｂ）を画定する分離装置を有し、前記方法では、前記ポットを前記容器の前記ホットコレクタ内に浸漬し、次に使用済み燃料集合体を前記ポット内に収容する、方法。
14. 前記ポットの前記浸漬は、前記使用済み燃料集合体取出しステーションの近くで実施される、請求項１３記載の方法。
15. 前記ポットの前記浸漬は、前記ポットに結合されると共に垂直に配置されたロッド（２５）によって実施され、前記ロッドは、前記原子炉容器（２）のクロージャヘッド（１１）の外部に上から取出し可能である、請求項１３又は１４記載の方法。
16. 請求項１〜１２のうちいずれか一に記載の前記測定装置を使用する方法であって、前記容器は、ＲＮＲ‐Ｎａ又はＲＮＲ‐Ｐｂ原子炉の容器の外部に位置する使用済み燃料集合体貯蔵容器であり、前記方法では、前記ポットを前記外部貯蔵容器内に浸漬し、次に使用済み燃料集合体を前記ポット内に収容し、適宜、前記液体金属が前記燃料集合体の前記足からその反対側の開口端部まで循環するようにする、方法。

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