JP2014020894A - 破損燃料検査装置および破損燃料検査方法 - Google Patents
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Abstract
【課題】使用済燃料集合体を吊り上げることなく使用済燃料集合体の放射能漏れを検知する破損燃料検査を可能とする。
【解決手段】冷却水中に没している使用済燃料集合体10内の燃料棒の破損の有無を検査する破損燃料検査装置100は、使用済燃料集合体10の上部に着脱可能に装着されて使用済燃料集合体10の上部が閉じた空間を形成するシッパーキャップ51と、シッパーキャップ51を貫通し使用済燃料集合体10内の燃料棒間の間隙に挿入され使用済燃料集合体10内を加熱する加熱ロッド41と、シッパーキャップ51を貫通し、上部空間からのガスを導出するサンプリング管52と、サンプリング管52により取り出されたガス内の放射性物質を検出するための検査装置50と、を備える。
【選択図】図1
【解決手段】冷却水中に没している使用済燃料集合体10内の燃料棒の破損の有無を検査する破損燃料検査装置100は、使用済燃料集合体10の上部に着脱可能に装着されて使用済燃料集合体10の上部が閉じた空間を形成するシッパーキャップ51と、シッパーキャップ51を貫通し使用済燃料集合体10内の燃料棒間の間隙に挿入され使用済燃料集合体10内を加熱する加熱ロッド41と、シッパーキャップ51を貫通し、上部空間からのガスを導出するサンプリング管52と、サンプリング管52により取り出されたガス内の放射性物質を検出するための検査装置50と、を備える。
【選択図】図1
Description
本発明は、破損燃料検査装置および破損燃料検査方法に関する。
原子炉の運転中に燃料棒の破損が発生した場合、原子炉を停止した後に、この破損した燃料棒が存在する燃料集合体を特定するシッピング検査が行われる。破損した燃料棒が存在すると、その内部から放射性ガスが放出される。このため、検査対象の燃料集合体の近傍のガスや水を採取して放射能測定を行うことにより、破損燃料棒の存在の有無を判断することができる。
燃料集合体が炉心に存在する状態で行うシッピング検査として、燃料集合体の上部にシッパーキャップを取り付け、このシッパーキャップの内部を減圧したり攪拌したりすることにより、放射性ガスを採取する技術が知られている(たとえば、特許文献1、2)。
燃料集合体を炉外に取り出して行うシッピング検査として、燃料集合体をシッピングカンと呼ばれる容器に封入し、このシッピングカンの内部の水またはガスを採取する技術が知られている(たとえば、特許文献3)。
さらに、このシッピングカンの底部に加熱器を配置して、ガス放出を促す技術が知られている(たとえば、特許文献4)。
また、炉水内で燃料集合体を炉心から上方に移動させることにより、燃料棒に付与される水圧を低下させ、破損燃料棒からのガス放出を促し、上方で採取するマストシッピング技術が知られている(たとえば、特許文献5)。
これら従来のシッピング検査は、通常、燃料棒の破損が判明し、原子炉を停止し冷却を開始してから比較的短い時間内に行われる。このため、ヨウ素131(半減期約8日)やキセノン133(半減期約5.2日)のような比較的半減期の短い放射性ガスを分析対象とすることができ、測定感度を確保することができる。また、核燃料の残留熱が高いため、燃料棒を温度上昇させて内部のガス放出を促すことが比較的容易である。
ところが、原子炉に大規模災害が発生した場合、従来のシッピング検査が想定する軽微な燃料棒の破損状態とは様相が大きく相違する。
たとえば、燃料貯蔵プールのプール水が一時的に減少し、貯蔵中の使用済燃料が残留熱によって高温化して燃料棒が破損したり、あるいは燃料貯蔵プールの崩落等といった外的要因によって燃料棒が破損したりする可能性がある。
このような大規模災害が発生した場合、周辺を含めた復旧対策に長期間を要する。このため、たとえば1年を超えるといった長さの期間が経過し、破損燃料が充分に冷却された後に、検査が開始される場合がある。
このような場合、半減期の短い放射性ガスは、放射能が減衰していて検出することができない。このため、半減期の長いクリプトン85(半減期10.8年)を検査対象にする必要がある。しかし、クリプトン85は、放射能の強度が低いため、検査にあたり、できるだけ破損燃料から多量に放出させて捕集する必要がある。
また、燃料棒の破損状態が深刻な場合は、ハンドルを持って使用済燃料集合体を吊り上げることが困難となる。そのような場合は、従来技術のマストシッピングを実行することはできず、またシッピングカンへ使用済燃料集合体を移動させることもできない。
また、使用済燃料集合体の上部に取り付けたシッパーキャップの内部を減圧したり攪拌したりする従来技術では、クリプトンガスを多量に捕集することは困難である。
そこで、本発明は、使用済燃料集合体を吊り上げることなく使用済燃料集合体の放射能漏れを検知する破損燃料検査を可能とすることを目的とする。
上述の目的を達成するため、本発明は、冷却水中に没している使用済燃料集合体内の燃料棒の破損の有無を検査する破損燃料検査装置であって、前記使用済燃料集合体の上部に装着されて前記使用済燃料集合体の上部に閉じた空間を形成するシッパーキャップと、前記シッパーキャップを貫通し、前記使用済燃料集合体内の前記燃料棒間の間隙に挿入され前記使用済燃料集合体内を加熱する加熱ロッドと、前記シッパーキャップを貫通し、前記空間からガスを導出するサンプリング管と、前記サンプリング管により取り出された前記ガス内の放射性物質を検出する検出部と、を備えることを特徴とする。
また、本発明は、冷却水中に没し使用済燃料集合体内の燃料棒の破損の有無を検査する破損燃料検査方法であって、前記使用済燃料集合体内を加熱する集合体内加熱ステップと、前記加熱ステップにより前記使用済燃料集合体内から放出されたガスを捕集するガス捕集ステップと、前記捕集ステップにおいて捕集されたガス中の放射能を検査する検査ステップと、を有することを特徴とする。
本発明によれば、使用済燃料集合体を吊り上げることなく使用済燃料集合体の放射能漏れを検知することが可能となる。
以下、図面を参照して本発明の実施形態に係る破損燃料検査装置および破損燃料検査方法について説明する。ここで、互いに同一または類似の部分には、共通の符号を付して、重複説明は省略する。
[第1の実施形態]
図1は、第1の実施形態による破損燃料検査装置を適用した状態を示す立断面図である。
図1は、第1の実施形態による破損燃料検査装置を適用した状態を示す立断面図である。
燃料貯蔵プール30内はプール水35に満たされており、プール水35の中に燃料ラック31が浸されている。燃料ラック31は、格子状に配列された複数の角管32で構成されており、角管32内のスペース33内もプール水35で満たされている。
角管32内は、底面に開口21を有しており、開口21に使用済燃料集合体10の下部タイプレート13が係入している。ここで、角管32とは、図示されるような軸方向に連続した管状である場合のほかに、プレートを正方格子状に配置した支持格子である場合も含む。
このように、原子炉から排出された使用済核燃料は、使用済燃料集合体10を単位に燃料ラック31に収容され、放射線及び残留熱が減衰するまで燃料貯蔵プール30において一定期間冷却される。
使用済燃料集合体10は、上方から取り扱いが可能なようにハンドル16を有している。そして、この使用済燃料集合体10は、このハンドル16を、備え付けのクレーン(図示略)で吊って、燃料ラック31から出し入れされる。
試験対象の使用済燃料集合体10の上部にはシッパーキャップ51が装着されている。破損燃料検査装置100は、加熱装置40および検査装置50を備える。加熱装置40は、使用済燃料集合体10に挿入される加熱ロッド41と加熱源43を有する。また、検査装置50は、シッパーキャップ51とシッパーキャップ51に接続するサンプル捕集管52およびガス検査部55を有する。
図2は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の構成を示す立断面およびブロック図である。
加熱装置40は、加熱ロッド41、加熱源43を有する。加熱源43は、高温水供給部45、開閉弁46およびこれらを制御する加熱制御部44を有する。また、加熱ロッド41は先端にノズル41aが形成されている。
高温水供給部45は高温水を供給する。開閉弁46は、高温水の供給路を開放したり閉止したりする。高温水は、加熱ロッド41に供給され、加熱ロッド41内を通過してノズル41aから使用済燃料集合体10内に供給される。ここで、高温水とは、少なくともプール水35よりも高温の水を言う。燃料棒11の破損口からガスを放出させるためには、温度の高いほど望ましい。
検査装置50は、シッパーキャップ51、サンプル捕集管52およびガス検査部55を有する。シッパーキャップ51は、取付手段により、使用済燃料集合体10の上部の外縁に嵌合して着脱可能に取り付けられ、使用済燃料集合体10の上部に密閉空間を形成する。サンプル捕集管52は、シッパーキャップ51に接続されている。
ガス検査部55は、サンプル捕集管52を経由してシッパーキャップ51の内側に滞留する気泡とプール水35との混合体であるガスのサンプルを吸引しそれぞれに分離する気液分離部56と、気液分離部56で分離されたガスを分析しガス内の放射性物質の有無を検出するために設けられた放射線分析部57を有する。
気液分離部56で分離された液体は戻り管56aを経由して燃料貯蔵プール30に戻される。放射線分析部57は、ベータ線あるいはガンマ線を測定する放射線検出器を用いて構成することができ、クリプトン85が放出するベータ線あるいはガンマ線を測定する。
加熱ロッド41は、シッパーキャップ51を貫通して使用済燃料集合体10内に挿入され、使用済燃料集合体10内の燃料棒11(図3参照)間の間隙に挿入される。この状態で、加熱ロッド41は、使用済燃料集合体10内を加熱する。
図3は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の加熱ロッドの挿入状態を示す使用済燃料集合体の立断面図である。使用済燃料集合体10は、複数の燃料棒11、上部タイプレート12、下部タイプレート13、燃料スペーサ14およびチャンネルボックス15を有する。上部タイプレート12の一部は上方に延びてハンドル16を形成している。
複数の燃料棒11は長手方向に並列に正方格子状に配列(図7参照)されている。燃料棒11は、その上端および下端に上部端栓81および下部端栓82を有し、上部端栓81は上部タイプレート12の図示しない孔部に、および下部端栓82は下部タイプレート13の図示しない孔部に挿入されることにより、これらの燃料棒11はそれぞれ上部および下部で拘束される。
燃料スペーサ14は、燃料棒11の相互の水平方向の間隔を保つために、使用済燃料集合体10の長手方向(上下方向)に互いに間隔をあけて複数個所に設けられている。また、チャンネルボックス15は四角筒状であって、燃料棒11の径方向に設けられ燃料棒11の四面を覆っており、また、チャンネルボックス15の上部は上部タイプレート12と結合し、下部は下部タイプレート13と嵌合している。
燃料棒11のうちの一部はタイロッド11aと呼ばれ、上端及び下端に雄螺子が刻設された端栓が溶接されている。このタイロッド11aの下部端栓は下部タイプレート13に刻設された雌螺子に螺入し、上部端栓は上部タイプレート12を貫通して雌螺子ナットに螺入する。このタイロッド11aは、4つのコーナを除く最外周に8本配置されている。
その他の燃料棒11bは、上端及び下端に溶接された端栓が、それぞれ上部タイプレート12及び下部タイプレート13の孔部に挿入される。
使用済燃料集合体10は、上述した構造をとるために、ハンドル16を把持して吊り上げる際に、その総重量はタイロッド11aによって支えられることになる。このため、タイロッド11aが損傷した場合、ハンドル16を把持して使用済燃料集合体10を吊り上げて搬送することが不可能になる。
加熱ロッド41は、シッパーキャップ51を貫通し、使用済燃料集合体10の上部タイプレート12、複数の燃料スペーサ14を通過して、下部タイプレート13の上方まで到達している。
図4は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の構成の詳細を示す使用済燃料集合体の最上部の立断面図である。
加熱ロッド上部案内管42bが、シッパーキャップ51を貫通してシッパーキャップ51の上面に取り付けられている。加熱ロッド上部案内管42bは、シッパーキャップ51内の使用済燃料集合体10の上部空間内に挿入されており、その先端は上部タイプレート12の貫通孔の上面近くまでに達する。また、加熱ロッド上部案内管42bの入口はテーパー状になっている。
シッパーキャップ51を使用済燃料集合体10上部の外縁に嵌合すること、あるいは、ハンドル16に嵌合することで、加熱ロッド上部案内管42bの先端の水平方向の中心位置を加熱ロッド41の挿入の位置に設定する。
加熱ロッド上部案内管42bの内側に、加熱ロッド中間案内管42aが設けられている。加熱ロッド上部案内管42bの上部にはストッパ42cが設けられており、加熱ロッド上部案内管42bの挿入深さを維持できるようになっている。また、加熱ロッド上部案内管42bの上端には、加熱ロッド41の挿入を容易にするためにガイド部42dが設けられている。
また、サンプル捕集管52もシッパーキャップ51の上面に取り付けられている。図4では、サンプル捕集管52は、シッパーキャップ51の上部分の下面より下方に突き出ていないが、多少突き出ていてもよい。また、サンプル捕集管52のシッパーキャップ51に取り付けられた部分は短くして、サンプル捕集管52全体としてはそれに継ぎ足すことでよい。
図5は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の加熱ロッド、加熱ロッド中間案内管および加熱ロッド上部案内管の使用済燃料集合体内上部における挿入状態を示した図4のV−V線矢視平断面図である。また、図6は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の加熱ロッド、加熱ロッド中間案内管および加熱ロッド上部案内管の使用済燃料集合体内上部における詳細平断面図である。
上部タイプレート12には、チャンネルボックス15を螺子17cにより締結するボス部17dと、使用済燃料集合体10の通常の搬送時に把持されるハンドル16とが設けられている。
また、チャンネルボックス15の上端に上部タイプレート12のボス部17dに当接して、チャンネルファスナ17bと、2つのコーナ片17aとが、螺子17cにより締結されている。チャンネルファスナ17bは、炉心内で隣接する燃料集合体との間隔を調整する。また、チャンネルボックス15の2つの側面には炉心内で隣接する燃料集合体との間隔を調整するチャンネルスペーサ18が設けられている。
このように、使用済燃料集合体10の上部においては、平面的にみるとチャンネルボックス15より外側にチャンネルファスナ17b等が張り出している。この点については、図示を省略しているが、シッパーキャップ51側で干渉部分を切欠くなどを行うことにより、シッパーキャップ51の使用済燃料集合体10上部への装着が可能である。
加熱ロッド上部グループ41dが、上部タイプレート12の中の、燃料棒11を拘束する部分間の空隙の上部に存在する。ここで、加熱ロッド上部グループ41dとは、加熱ロッド41、加熱ロッド中間案内管42aおよび加熱ロッド上部案内管42bの便宜的な総称である。
したがって、加熱ロッド上部グループ41dの最外径は、加熱ロッド上部案内管42bの外径に等しい。加熱ロッド上部案内管42bは、使用済燃料集合体10の上部空間内に挿入されており、上部タイプレート12を貫通しないので、図に示すように、加熱ロッド上部グループ41dの最外径は、上部タイプレート12の中の空隙を通過しなくともよい。
図7は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の加熱ロッドおよび加熱ロッド中間案内管の使用済燃料集合体内中間部における挿入状態を示した図4のVII−VII線矢視平断面図である。使用済燃料集合体10は、正方格子状に配列された燃料棒11と、中央に2本のウォータロッド10aを有している。
上部タイプレート12の空間部を貫通した後、加熱ロッド中間案内管42aおよび加熱ロッド中間案内管42a内に収納された加熱ロッド41は、燃料棒11の間を下方に延びている。
図8は、第1の実施形態による破損燃料検査装置の加熱ロッドの使用済燃料集合体内下部における挿入状態を示す詳細平断面図である。
加熱ロッド41は、燃料スペーサ14内の空隙を通過している。加熱ロッド41は、このようにして複数の燃料スペーサ14を通過し、使用済燃料集合体10の下部にまで延びるように挿入される。
加熱ロッド中間案内管42aは、燃料スペーサ14内の空隙の上部まで加熱ロッド41をガイドできればよい。
図9は、第1の実施形態による破損燃料検査方法を示すチャートである。
まず、検査対象とする使用済燃料集合体10を選定する(S01)。
ステップS01の後に、検査対象の使用済燃料集合体10の上部にシッパーキャップ51を、嵌合するように装着する(S02)。なお、この際、加熱ロッド上部案内管42bと、サンプル捕集管52のシッパーキャップ51への取り付け部分は、シッパーキャップ51と一体で検査対象の使用済燃料集合体10の上部に取り付けられる。
したがって、この段階で、シッパーキャップ51の内部、すなわち、検査対象の使用済燃料集合体10の上部は、プール水35に満たされた上部が閉じた空間を形成する。
ステップS02の後に、シッパーキャップ51に加熱ロッド41を挿入する(S03)。具体的には、加熱ロッド中間案内管42aを挿入し、その後に加熱ロッド41を挿入する。
すなわち、まず、シッパーキャップ51と一体で検査対象の使用済燃料集合体10の上部に設置されている加熱ロッド上部案内管42bの上端のテーパー部から、加熱ロッド中間案内管42aをストッパ42cが効くまで挿入する。その後に、加熱ロッド中間案内管42a上端のガイド部42dから、加熱ロッド41を挿入する。
ステップS03の後に、加熱ロッドによる加熱を行う(S04)。具体的には、加熱制御部44による制御状態のもとに、高温水供給部45から開閉弁46を経由して、加熱ロッド41の内部に高温水を供給する。この結果、加熱ロッド41の先端のノズル41aから高温水が使用済燃料集合体10内に注入される。
ステップS04によって使用済燃料集合体10内の温度が上昇する時点で、気泡の捕集を行う(S05)。すなわち、サンプル捕集管52を経由して気液分離部56に、シッパーキャップ51内の空間からサンプルを捕集する。捕集したサンプルは気液分離部56で気液分離し、ガス分を分離する。
ステップS05の後に、放射線分析部57で、ガス分を分析してガス中の放射能の有無を検査する(S06)。
ステップS06の後に、さらに対象とする使用済燃料集合体10がなく終了してよいかか否かを判定する(S07)。終了していなければ、更なる対象の使用済燃料集合体10について以上のステップを繰り返し、更なる対象がなければ終了する。
(作用)
ここで、破損した燃料棒11におけるガスの内圧がプール水35による外圧よりも高いときは、燃料棒11の破損口からガスが放出され、逆に外圧が内圧よりも高いときは破損口からプール水35が内部に浸入する。
ここで、破損した燃料棒11におけるガスの内圧がプール水35による外圧よりも高いときは、燃料棒11の破損口からガスが放出され、逆に外圧が内圧よりも高いときは破損口からプール水35が内部に浸入する。
浸入した水が燃料棒11の下部に溜まり、内部空間の体積が減少し、外圧と内圧が均衡した時点で、水の浸入は止まる。
燃料棒11が破損したままプール水35に浸漬され続けると、残留熱の除去にしたがい、内圧が低下し、水の浸入量の増加が予想される。このために、通常の状態のままでは、燃料貯蔵プール30に長期間放置された使用済燃料集合体10から大量の放射性ガスを捕集することは困難である。
本実施形態においては、高温水供給部45から供給された高温水が開閉弁46を経由して加熱ロッド41内を下降しノズル41aから使用済燃料集合体10内の下部から流出する。ノズル41aは使用済燃料集合体10の高さ方向の中央部よりも下部に位置することで、効率的に使用済燃料集合体10を昇温することができる。このため、燃料棒11の内部のガス圧力を上昇させ、クリプトン85を含む放射性ガスの破損口からの放出を促す。
破損口から流出したガスは、シッパーキャップ51内に蓄積し、サンプル捕集管52から気液分離部56を経て放射線分析部57に確実に移送することができ、検査される。
(効果)
大規模災害によって電源が喪失し、燃料貯蔵プール30内のプール水35を冷却する機能が失われると、残留熱によりプール水35が蒸発し、気中に露出した使用済燃料集合体10の温度がさらに上昇して燃料棒11が破損する場合がある。
大規模災害によって電源が喪失し、燃料貯蔵プール30内のプール水35を冷却する機能が失われると、残留熱によりプール水35が蒸発し、気中に露出した使用済燃料集合体10の温度がさらに上昇して燃料棒11が破損する場合がある。
特にタイロッド11aが破損した使用済燃料集合体10は、機械的強度の低下によりハンドル16を把持した吊り上げに耐えられない可能性がある。
従って、複数の使用済燃料集合体10のうちいずれの使用済燃料集合体10がそのような吊り上げに耐えられないかを特定することは使用済燃料集合体10を吊り上げることによる使用済燃料集合体10の損壊を防止するうえでも大きな効果がある。破損燃料を有する使用済燃料集合体10を特定することはこの点で有効である。
以上のような本実施形態における構成、方法によれば、使用済燃料集合体を吊り上げることなく使用済燃料集合体の放射能漏れを検知することが可能となる。
[第2の実施形態]
図10は、第2の実施形態による破損燃料検査装置の構成の詳細を示す使用済燃料集合体の最上部の立断面図である。本実施形態は第1の実施形態の変形であり、図10に示すように、加熱ロッド上部案内管42bは周囲に発熱体47を有する。
図10は、第2の実施形態による破損燃料検査装置の構成の詳細を示す使用済燃料集合体の最上部の立断面図である。本実施形態は第1の実施形態の変形であり、図10に示すように、加熱ロッド上部案内管42bは周囲に発熱体47を有する。
このように構成された本実施形態では、加熱ロッド41による使用済燃料集合体10内の加熱の際に、発熱体47の発熱により加熱ロッド41内を通過する高温水をシッパーキャップ51内で加熱することができる。
このため、高温水が、対象の使用済燃料集合体10に到達するまでに、プール水35により冷やされるようなことがある場合においても使用済燃料集合体10内の加熱を確実に行うことができる。
[第3の実施形態]
図11は、第3の実施形態による破損燃料検査装置の構成を示す立断面およびブロック図である。本実施形態は、第1の実施形態の変形であり、加熱ロッド41の先端部分は、自身が発熱する発熱体47を有する。この発熱体47は、加熱源43bによりエネルギーを供給される。
図11は、第3の実施形態による破損燃料検査装置の構成を示す立断面およびブロック図である。本実施形態は、第1の実施形態の変形であり、加熱ロッド41の先端部分は、自身が発熱する発熱体47を有する。この発熱体47は、加熱源43bによりエネルギーを供給される。
加熱源43bは、ヒータ電源48およびこれを制御する加熱制御部44を有する。発熱体47は、ヒータ電源48により電源を供給され通電により発熱する電気抵抗体である。
第1の実施形態のような高温水を注入する代わりに、発熱体47を使用済燃料集合体10の燃料棒11の間隙に挿入する。この発熱体47は、効率的に使用済燃料集合体10内を昇温させることができ、燃料棒11の内部のガス圧力を上昇させ、クリプトン85を含む放射性ガスの破損口からの放出を促す。
なお、発熱体47として電気抵抗体を例に示したが、これに限定されるものでなく、スペース33の水を昇温させるものであれば適宜採用することができる。
以上のような本実施形態によれば、使用済燃料集合体を吊り上げることなく使用済燃料集合体の放射能漏れを検知することが可能となる。
[第4の実施形態]
図12は、第4の実施形態による破損燃料検査装置の構成細を示す立断面およびブロック図である。本実施形態は、第1の実施形態の変形であり、温度検出部60を備えている。温度検出部60は、温度センサ61および温度計測部62を有する。
図12は、第4の実施形態による破損燃料検査装置の構成細を示す立断面およびブロック図である。本実施形態は、第1の実施形態の変形であり、温度検出部60を備えている。温度検出部60は、温度センサ61および温度計測部62を有する。
温度センサ61は、使用済燃料集合体10内の温度を計測する。温度計測部62は、温度センサ61が出力する温度情報を取得してデータ処理する。
温度センサ61は、使用済燃料集合体10の燃料棒11の間隙に沿って、使用済燃料集合体10の底部付近および中央部付近に挿入される。
なお、加熱源43cは、第1の実施形態における加熱源43、あるいは第3の実施形態における加熱源43bのいずれの方式でもよい。
対象の使用済燃料集合体10の検査の際に、まず、使用済燃料集合体10内の温度を測定する。核燃料が長期間冷却された場合、残留熱が低下するために、スペース33内の水温は低下していると考えられる。
そこで、燃料棒11のうち破損しているものから十分にガスを放出させるために必要な昇温幅を設定することができ、この設定に基づいて加熱制御部44で温度制御することができる。温度変化による燃料棒11からのガス放出量は、ボイル・シャルルの法則に則り定量的に推定することができ、検査の確実性が担保される。
[第5の実施形態]
図13は、第5の実施形態による破損燃料検査装置の構成を示す立断面およびブロック図である。本実施形態は、第4の実施形態の変形であり、使用済燃料集合体10内の観察を可能とする観察機構70をさらに備える。
図13は、第5の実施形態による破損燃料検査装置の構成を示す立断面およびブロック図である。本実施形態は、第4の実施形態の変形であり、使用済燃料集合体10内の観察を可能とする観察機構70をさらに備える。
観察機構70は、ファイバースコープ71、ファイバースコープ案内管71aおよび内部観察部72を有する。ファイバースコープ71は使用済燃料集合体10内の画像情報を取得する。内部観察部72は、ファイバースコープ71の画像情報を処理して分析、表示を行う。
ファイバースコープ71は、使用済燃料集合体10内の燃料棒11の間隙に沿って、上部から徐々に挿入されていく。この挿入途中の画像が順次、内部観察部72に蓄積される。
内部観察部72は、蓄積された画像データを分析し、燃料棒11の色の変化や傷、亀裂の有無を判断する。燃料棒11の表面の画像から燃料棒11に傷、亀裂があると判断された場合は、破損燃料である可能性が高いため、採取されたサンプル水の放射線分析結果をより注目して監視することができる。
また、燃料棒11の色がある特定の位置において急激に変化している場合、事故後に燃料貯蔵プール30のプール水35が一時的に減少した形跡である可能性が高い。この場合は、その燃料貯蔵プール30内に保管されていた使用済燃料集合体10は破損燃料である可能性が高い。
このような情報が得られることにより、採取されたサンプル水の放射線分析結果をより注目して監視することができる。このように、ファイバースコープによる内部観測は、破損燃料検査を補助し、破損燃料の特定をさらに確実にすることができる。
なお、本実施形態は、第4の実施形態に加えて観察機構70をさらに備えるものであるが、第4の実施形態における温度計測機能と、観察機構70とは独立のものである。したがって、第1の実施形態の変形として、観察機構70を備えることでもよい。
[その他の実施形態]
以上、いくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
以上、いくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。
また、各実施形態の特徴を組み合わせてもよい。すなわち、第1の実施形態の特徴である加熱機能、第2の実施形態の特徴である加熱ロッド上部案内管42bでの発熱、第3の実施形態の特徴である加熱ロッド41下端での発熱、第4の実施形態の特徴である温度測定機能、第5の実施形態の特徴である観察機構70は、これらを組み合わせてもよい。
さらに、これらの実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更を行うことができる。
これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
10…使用済燃料集合体、10a…ウォータロッド、11…燃料棒、11a…タイロッド、11b…タイロッド以外の燃料棒、12…上部タイプレート、13…下部タイプレート、14…燃料スペーサ、15…チャンネルボックス、16…ハンドル、17a…コーナ片、17b…チャンネルファスナ、17c…螺子、17d…ボス部、18…チャンネルスペーサ、21…開口、30…燃料貯蔵プール、31…燃料ラック、32…角管、33…スペース、35…プール水、40…加熱装置、41…加熱ロッド、41a…ノズル、41d…加熱ロッド上部グループ、42a…加熱ロッド中間案内管、42b…加熱ロッド上部案内管、42c…ストッパ、42d…ガイド部、43、43b、43c…加熱源、44…加熱制御部、45…高温水供給部、46…開閉弁、47…発熱体、48…ヒータ電源、50…検査装置、51…シッパーキャップ、52…サンプル捕集管(サンプリング管)、55…ガス検査部、56…気液分離部、56a…戻り管、57…放射線分析部、60…温度検出部、61…温度センサ、62…温度計測部、70…観察機構、71…ファイバースコープ、71a…ファイバースコープ案内管、72…内部観察部、81…上部端栓、82…下部端栓、100…破損燃料検査装置
Claims (11)
- 冷却水中に没している使用済燃料集合体内の燃料棒の破損の有無を検査する破損燃料検査装置であって、
前記使用済燃料集合体の上部に装着されて前記使用済燃料集合体の上部に閉じた空間を形成するシッパーキャップと、
前記シッパーキャップを貫通し、前記使用済燃料集合体内の前記燃料棒間の間隙に挿入され前記使用済燃料集合体内を加熱する加熱ロッドと、
前記シッパーキャップを貫通し、前記空間からガスを導出するサンプリング管と、
前記サンプリング管により取り出された前記ガス内の放射性物質を検出する検出部と、
を備えることを特徴とする破損燃料検査装置。 - 前記加熱ロッドは、外部から前記冷却水より高温の水を前記使用済燃料集合体内に導く管であることを特徴とする請求項1に記載の破損燃料検査装置。
- 前記加熱ロッドは、先端部分に発熱部を有することを特徴とする請求項1または請求項2に記載の破損燃料検査装置。
- 前記発熱部は、電気抵抗体であることを特徴とする請求項3に記載の破損燃料検査装置。
- 前記シッパーキャップは、上部を前記使用済燃料集合体の軸方向に貫通して前記加熱ロッドの前記使用済燃料集合体内への挿入性を向上するガイド部をさらに有することを特徴とする請求項1ないし請求項4のいずれか一項に記載の破損燃料検査装置。
- 前記シッパーキャップは、前記使用済燃料集合体の上部に着脱自在に嵌合することを特徴とする請求項1ないし請求項5のいずれか一項に記載の破損燃料検査装置。
- 前記使用済燃料集合体内の冷却水の温度を測定する温度検出部をさらに備えることを特徴とする請求項1ないし請求項6のいずれか一項に記載の破損燃料検査装置。
- 前記使用済燃料集合体内の観察を可能とする観察機構をさらに備えることを特徴とする請求項1ないし請求項7のいずれか一項に記載の破損燃料検査装置。
- 前記観察機構は、ファイバースコープを有することを特徴とする請求項8に記載の破損燃料検査装置。
- 冷却水中に没し使用済燃料集合体内の燃料棒の破損の有無を検査する破損燃料検査方法であって、
前記使用済燃料集合体内を加熱する集合体内加熱ステップと、
前記加熱ステップにより前記使用済燃料集合体内から放出されたガスを捕集するガス捕集ステップと、
前記捕集ステップにおいて捕集されたガス中の放射能を検査する検査ステップと、
を有することを特徴とする破損燃料検査方法。 - 前記捕集ステップは、
前記使用済燃料集合体にシッパーキャップを取り付けて上部空間を形成する取付ステップと、
前記集合体内加熱ステップの後に、前記上部空間内のガスを捕集するガス捕集ステップと、
を有し、
前記集合体内加熱ステップは、
前記シッパーキャップを貫通し対象使用済燃料集合体内に加熱ロッドを挿入する挿入ステップと、
前記挿入ステップで挿入された加熱ロッドにより対象使用済燃料集合体内を加熱する加熱ロッド加熱ステップと、
を有する、
ことを特徴とする請求項10に記載の破損燃料検査方法。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP2012159294A JP2014020894A (ja) | 2012-07-18 | 2012-07-18 | 破損燃料検査装置および破損燃料検査方法 |
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JP2012159294A JP2014020894A (ja) | 2012-07-18 | 2012-07-18 | 破損燃料検査装置および破損燃料検査方法 |
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ID=50195943
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JP2012159294A Pending JP2014020894A (ja) | 2012-07-18 | 2012-07-18 | 破損燃料検査装置および破損燃料検査方法 |
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Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN113517081A (zh) * | 2020-04-10 | 2021-10-19 | 国核电站运行服务技术有限公司 | 燃料棒检查与存放装置 |
-
2012
- 2012-07-18 JP JP2012159294A patent/JP2014020894A/ja active Pending
Cited By (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
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CN113517081A (zh) * | 2020-04-10 | 2021-10-19 | 国核电站运行服务技术有限公司 | 燃料棒检查与存放装置 |
CN113517081B (zh) * | 2020-04-10 | 2023-11-28 | 国核电站运行服务技术有限公司 | 燃料棒检查与存放装置 |
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