JP2742914B2

JP2742914B2 - 溶解炉溶液中の核残渣の溶解レート点検装置

Info

Publication number: JP2742914B2
Application number: JP1112277A
Authority: JP
Inventors: ベルナルドパトリス; クルエジャン; レペロンアラーン; パスクウァリレイモンド; ビニアンジレ
Original assignee: コミサリアアレネルジアトミック
Priority date: 1988-05-03
Filing date: 1989-05-02
Publication date: 1998-04-22
Anticipated expiration: 2013-04-22
Also published as: JPH02298893A; EP0341140B1; FR2631121B1; FR2631121A1; DE68907785D1; EP0341140A1

Description

【発明の詳細な説明】（産業上の利用分野）本発明は、核燃料残渣の溶解炉への溶解レート（割
合）またはレベルの非破壊点検装置に関する。

（従来技術および発明の解決すべき課題）核反応炉の燃料集合体は、燃料ペレットが内部に配置
された、例えば、ジルコニウム製の金属鞘または金属缶
で包括された一群の燃料棒または針状体からなってい
る。核反応炉内での放射に続いて、使用済み燃料棒が再
処理工場にて再処理され、続いてシェルと呼ばれる切片
に細断される。これ等シェルに含まれる燃料ペレット
は、その次の再処理の観点から硝酸溶解炉に溶解され
る。安全上の理由から、これら燃料ペレットの非溶解レ
ートは、例えば、20％の限界値以下であり、このレート
またはレベルがそれより高い場合は、燃料の溶解は不適
当と考えられ、従って、シェルは特別に処理されなけれ
ばならない。

従来の方法によれば、放射後の燃料の溶解レートにつ
いての点検は、硝酸溶解浴を備えた溶解炉ホイールのバ
ケツについて、γ線スペクトロメトリによって行われ
る。種々の核分裂産物の放射能を測定すれば、シェル中
に存在する未溶解の燃料残存量が計算可能である。

しかしながら、これ等方法は、受身的測定に基づくも
ので、高度の測定精度を達成することは不可能である。

本発明は、核残渣、特に、核燃料の溶解炉溶液中への
溶解レートを正確に点検することを可能にする装置を目
指すもので、この測定の目的は、バケツが硝酸溶解浴を
離れる時に、燃料の溶解が適正に行われているかどうか
を、並びに未溶解燃料フラクションが上記許容最高閾値
より以下でしかないことを確認することである。

本発明の装置にて実施される方法の原理は、材料の密
度差に基づくγ放射線の吸収係数に関しての差に基づく
ものである。換言すれば、γ放射線の吸収横断面はこの
放射線のエネルギが0.5〜1.5MeV間のエネルギ間で変わ
るとともに変動するが、この変動は、軽材料の場合、比
較的小さいのに対して、重い材料の場合、その比は非常
に高い。それ故、異なる密度を有する材料の数ｎは異な
る吸収係数をもつことになる。従って、ｎ個の線源を逐
次使用すれば、これ等各材料の質量の計算が可能であ
る、ｎ個の未知数を有する方程式系を得ることが可能に
なる。

上述した原理を適用する特別な例として、核残渣の溶
解炉への溶解レートを点検することが挙げられるが、こ
の場合、材料は、通常、同じ密度をもたない。従って、
同じ吸収係数を有しない。即ち、それ等が固体状態か、
溶解された状態かによって左右される酸化物である。そ
れ故、硝酸溶解浴に含まれる材料の密度を測定すること
によって、なお未溶解である残渣のレベルを計算するこ
とが可能である。

次の各段階が実施される。

（ａ）与えられるエネルギの第１γ放射線源は、溶解炉
の片側に、そして検出装置が他の側に配置されている。

（ｂ）検出器は、溶解炉を通過したγ放射線のカウント
・レートを測定する。

（ｃ）カウント・レートと、線源エネルギとの間の関係
を追及して方程式を作成する。

（ｄ）前項をｎ回繰り返して、ｎ未知数を有するｎ個方
程式からなる系を求める。ここに未知数とは異なる密度
のｎ個材料それぞれの質量である。

（ｅ）このｎ個の未知数を有するｎ個方程式からなる系
を解いて、核残渣中に存在するｎ個の材料それぞれの質
量を計算する。

この方法は全溶解レートを決定可能にするだけである
が、またバケツ内の未溶解核残渣の分布を知ることが望
ましい。かくして、平均溶解レートは未溶解残渣のひど
い不均一性を相殺し得る。

本発明の目的は、特に、未溶解材料の分布の決定を可
能にする溶解レートを点検するための装置を提供するこ
とである。

（課題を解決するための手段）本発明は、密度の異なるｎ個の材料が溶解する溶解炉
溶液中への核残渣の溶解レートを点検するための装置で
あって、ｎ個のγ放射線源と、放射線検出器と、これ等
放射線源によって発生される放射線が上記検出器によっ
て認められる立体角を限定するためのコリメータと、検
出器から発生される信号の処理手段と、ｎ個の材料を含
む上記溶液が上記検出器と上記各γ放射線源間に配置さ
れ、並びに上記放射線源を点検されるべき帯域のメッシ
ング（meshing）またはインタリンキング（interlinkin
g）に従って移動させ得るようにする手段とを具備した
ことを特徴とする装置に関するものである。

第１実施例によれば、上記ｎ個のγ放射線源を移動さ
せるための手段は、点検されるべき帯域に面して配置さ
れて、かつ上記帯域のメッシングを限定するコイル部を
有する少なくとも１個の管、および上記γ放射線源を或
与えられた既知のスピードで上記コイル内を逐次移動さ
せる手段とからなっている。

他の実施例によれば、上記ｎ個のγ放射線源を移動さ
せるための手段は、各γ放射線源がそれぞれ一端に担持
された放射線源ホルダ・アームが垂直可動に取り付けら
れた水平に移動可能な放射線源ホルダ・キャリッジと、
および上記放射線源ホルダ・キャリッジおよび各放射線
源ホルダ・アームを作動する手段とからなっている。

（実施例）以下に、本発明の他の特徴および利点を纏めて、実施
例で添付図面を参照して、詳細に説明するが、これ等実
施例は本発明を限定するものではない。

第１図は、核燃料廃物の溶解レートを点検するための
装置実施例の展望図である。この装置は、種々のエネル
ギの放射性放射線源、例えばγ放射線源を備えた手段E1
と、上記放射線源を、それ等が放射位置に無い場合に、
収納するための手段と、およびこれ等放射線源を周知の
制御スピードで、点検されるべき帯域におけるメッシュ
を限定する経路に沿って移動させる機構とを具備してい
る。これ等放射線源は、例えばCo⁶⁰およびCs¹³⁷であ
る。

この点検装置はまた、検出手段E2を備えるが、この手
段は該手段E2と上記手段E1との間に配置された点検され
るべき帯域を通過した放射線を検出する検出チェイン構
成される。

検出チェインは、検出器２例えば、高さ15cm、幅100c
m、厚さ５〜10cmのキャップないしカバーによって囲周
されたALTUSTIPブロック（アンスラセン・プラスチック
・ホトシンチレータ）,2262型の迅速ホトマルチプライ
ア,THTサプライを備えたSEIN型の信号条件化のための電
子増幅器ユニット、識別器を備えたパルス成形増幅器，
積分回路，および低パス増幅器ユニット・フィルタとか
らなっている。

検出チェインにはアナログ／ディジタル変換器６が備
えられるが、これは検出器２によって受信されるアナロ
グ信号をディジタル信号に変換するとともに、検出チェ
インのアナログ信号の受信および多重化、検出信号のア
ナログ／ディジタル変換、各測定チャンネルの特殊処
理、放射線源移動システムの電気モータ制御とのインタ
フェースとに係わっている。またマイクロコンピュータ
８を備え、変換器６によって供給されるディジタル値の
計算を実行することが可能である。検出手段E2は、点検
されるべき帯域から厚いコンクリート製保護壁によって
隔離されるが、この保護壁は、手段E1の一部を形成する
線源の放射線からも、また点検されるべき帯域内に含ま
れる材料からの放射線からも保護するのに役立つ。

図解した実施例において、点検されるべき帯域は、溶
解炉ホイール10のバケツ11の１個によって構成され、上
記ホイールは12個のバケツを備え、各バケツには溶解さ
れるべき核残渣が導入される。ホイール10は水平軸XXを
軸として矢印15の方向に回転し、そして第１図において
一点鎖線で指示された溶解炉コンテナ13内に設置されて
いる。コンテナ13はホイール10の回転軸XXの直ぐ下のレ
ベルまで硝酸溶液で満たされている。ホイールが矢印15
の方向に回転する時、バケツは硝酸溶液中に入り、硝酸
溶解浴から出ると、所要の溶解レートの達成されている
ことが必要である。この点検は、バケツが硝酸溶解浴を
出る時に、即ち、第１図で陰影で指示した位置にある時
に行われなければならない。上記バケツ位置によって限
定される空間は、点検されるべき帯域を精密に構成し、
各バケツはホイールの半回転の後に溶液を出る時にホイ
ール10のどちらかの側に設置された本発明による溶解レ
ート点検装置を横切る。

手段E1には、放射線源を収納し、それ等の変化を許容
するカスケット２個50,52、およびこれ等カスケットを
囲周する気密なタンク54とを備える。他方、ベンド・カ
スケット56,58は、放射線源をそれが点検されるべき帯
域に対して放射しない場合毎に、放射線源を受納する。

図示の実施例では、２個の異なるエネルギ源e1,e2、
例えば、Co⁶⁰およびCs¹³⁷、のみを備える。しかし、点
検されるべき材料の数に応じて、２個より多い線源を用
い得ることは勿論である。

各線源（第４図参照）について、点検されるべき帯域
に面して位置する螺旋状に巻かれたコイル部を有する管
70または72からなる手段が備えられている。さらに、放
射線源コイル部内で被制御移動スピードで移動させるた
めの手段も備えられている。これ等手段は、例えば、一
端が放射線源に固定された可撓性ケーブル、およびこの
ケーブルの作動を可能にする手段とからなる。これ等手
段は、例えば、市販のTeleflexシステムからなり、従っ
て、後者はここでは詳述しない。

上記コイルの一端はベンド・カスケット56または58に
接続され、また上記管の他端は収納カスケット50または
52に導かれている。収納カスケットは放射線源の長時間
にわたる収納を可能にし、他方、ベンド・カスケットは
待機位置にて放射線源を収納することが可能である。手
段E1は、第１装置に等しい第２装置を備える、即ち、一
端がベンド・カスケット56に接続され、かつ他端が収納
カスケットに導かれた管72からなっている。両管70,72
それぞれのコイル部は、２つの放射線源が続く経路が同
じであると考えられ得るように並置されている。

第２図は、第１図に図解した装置の垂直断面図であ
り、他方、第３図は、第２図のIII−III線に沿っての水
平断面図である。第２図および第３図は、点線されるべ
き帯域のメッシングまたはインタリンキングを可能にす
る検出器のコリメーション手段を図解している。コリメ
ーション手段はリード・ブロック20からなっている。ブ
ロック20の壁は鉛層14によって被覆されている。リード
・ブロックの開口角は垂直プレーンにおいてαによって
指示されている。この開口は水平プレーンにおいて平行
な両面22,24を備えている（第３図を比較）。垂直プレ
ーンにおける開口角αは溶解炉ホイール10のバケツ11の
最大垂直寸法と、再調節帯域26の決定に必要な角α１と
の合算を含むように計算されるが、この場合、放射線源
28は、検出器２によって直接認められ得るように、但
し、点検されるべき帯域10を横切ること無しに、角α１
内に配置され得る。

開口角αは放射帯域25（これは直方形）を限定し、そ
の高さはコリメーション・ブロック20の開口角αによっ
て決定され、そしてその水平寸法はブロック20の平行な
両面22,24の間隔によって決定される（第３図）。

かくして、視準化された検出器を備えた装置が、有効
高さガ3.5cmおよび有効幅80cmを有するように得られ
る。バケツの制御帯域の横断寸法は、与えられた放射線
源位置の場合に、高さ1cmおよび長さ20cmである。

放射線源28が放射帯域25内にある時、検出器は上記放
射線源から放射線を受け取るが、他方、放射線源28が放
射帯域25外にある時、放射線源の放射はコリメーション
・ブロックによって停止される。放射帯域の寸法は、点
検されるべき帯域、即ち、バケツ11がその中に完全に包
含され得るように決定される。かくして、第２図では、
放射線源が陰影域、即ち、高い陰影域28₁および低い陰
影域28₂に配置されている第１位置28₁および第２位置28
₂が示されている。放射線源がこのような位置を占める
時、背景ノイズ、即ち、検出器に達するが、放射線源か
らは来ないストレス放射線の測定が可能である。

放射線源28は、垂直および水平に移動可能で、従っ
て、第１位置28₁と第２位置28₂との間の中間位置の各々
を逐次占める。水平断面においては、放射線源28から検
出器２を見た場合、角度はε以下である。後者は放射線
源と検出器２との間の距離、および平行な両面22,24と
の間の間隔とに左右される。同様にして、放射線源28か
ら検出器２を見た垂直面における開口角はδ以下であ
る。後者はコリメーション・ブロック20の開口角αの円
錐の底における垂直寸法および放射線源および検出器と
の間の距離とに左右される。αおよびγの両角が点検さ
れるべき帯域11において交差し、そして、２つの台形
面、即ち、第３図の平面図で見られる台形面40および第
２図の正面図において見られる台形面42によって容量が
限定される。放射線源によって交差されるこの容量は、
第４図において三次元にて指示される。第４図はまた、
より大きいスケールで、並置された両管70,72のそれぞ
れのコイル部が図示されている。

両管70,72それぞれの一連の互いに隣接するターン間
の間隔はd1となっている。放射線源、例えば、放射線源
28が管72内を移動する時、それは全高さにわたり、その
底部から頂部へ通過する。放射線源の各位置に関して、
放射線検出器上にd2、即ち、点検されるべき帯域を通過
した放射線に相当する線量（aquisition）が記録され
る。この線量は放射線源の位置と関係するが、これは、
放射線源の移動が制御下に行われるので、実際上、既知
である。放射線源28がコイル部のループ上部に達する
と、再び降下して、第１帯域に隣接する垂直帯域を覆
う。帯域の水平方向における幅d2が両管70,72の互いに
隣接する２つのターン間の間隔d1を僅かに越えるように
走査されることが指摘されているが、その理由は、放射
線源の放射線が平行ではなく、後に説明するように、鋭
角εを有しているからである。

第１図ないし第５図に関して説明した装置は次のよう
に機能する。即ち、放射線源28のγ放射線はそれが横切
る媒質によって減衰する。この減衰は、出会う種々の材
料の密度によって変わる。

γ放射線束は点検されるべき帯域の片側において、検
出器２を備えた検出チェインの助けで検出される。この
検出器によって与えられる値はディジタル化され、そし
てマイクロコンピュータ８に記憶される。放射線源28の
通過は所要の精度が得られるように数回繰り返される
が、これは検出器２によって与えられる値の平均化に続
いて行われる。この一連の値は、点検されるべき帯域10
の全走査を表す。次いで、機械的システムによって、生
物的保護カスケット内のエネルギe1の第１放射線源28の
代りに、e1と比較して異なるエネルギe2の第２放射線源
が点検されるべき帯域の放射位置に配置される。エネル
ギ源e2は第１エネルギ源と同じ経路をたどり、かくし
て、通過時間中、点検されるべき帯域のメッシングが限
定される。第１放射線源の場合と同様に、第２放射線源
からのγ放射線は横切った媒質によって減衰され、この
減衰は、第１放射線源のそれとは異なるが、それはこれ
等放射線源の有するエネルギが異なるからである。かく
して、異なる材料の線形減衰係数は、個々のエネルギ間
で変動するが、同じ比率ではない。この変動の相異は、
有用な信号を表すもので、そしてより低い吸収係数を有
する材料中に存在する吸収係数をもつ材料のフラクショ
ンを見積もることができ、並びに点検されるべき帯域の
高吸収係数でのこれ等材料の精密なロケーションが可能
となる。

サイクルの“標準”クロノグラムは、第１源の０−36
sec通過transitでも、そして第２源36−72sec通過（ベ
ンド位置から出発して、バケツの表面を走査し、次い
で、ベンド位置に戻る）でもあり得る。本発明の実施例
では、あるサイクル中にて各源によって覆われる距離は
13m（外方向へ、そして戻る）で、移動スピードは0.36m
/secである。

２個の異なるエネルギのγ放射線源により放射に続い
て、二個の未知数をもつ２個の方程式からなる線形系が
得られるが、上記ｎ個の未知数は溶解炉中に存在する各
材料それぞれの質量である。この線形方程式系はマイク
ロコンピュータ８によって解かれ、これにより、溶解炉
ホイール10に存在する各材料の質量が得られるが、同時
に、上記材料の精密なロケーションが、特に、高い不均
一性の場合に、即ち、高い吸収係数ｚをもつ材料および
それより低い吸収係数ｚを有する材料が溶解炉内で非常
に不等に分布している場合に、得られる。

この計算方法の例を示すが、これに用いられる種々の
記号について次に説明する。

Ｓ（Ｅ）４πの立体角において秒毎に発生するエ
ネルギＥでの放射線源のγ強度 d cmで表示した放射線源−検出器間の距離 l_g バケツの内幅 μ_Zr（Ｅ）エネルギＥ（cm^-1）でのジルカロイの総
減衰係数 μ_comb（Ｅ）エネルギＥ（cm^-1）での酸化物燃料の総
減衰係数 f γの伝播によって点検される帯域のシェ
ルの膨張または乗算の係数（factor）、ｆはγの伝播に
よって制御されたバケツの領域においてジルカロイによ
って占められた容量フラクションとして限定されている
（０≦ｆ≦１）、ｆの平均値は0.12である。

η（Ｅ） γ検出器の係数、即ち、エネルギＥでの
γ束についての検出器による秒毎に計数されるパルス
数、１γ・cm^-2・sec検出器に入射 x 未溶解残存燃料フラクションいかなるストレイガンマエミッタの影響もなく、
かつ放射線源Ｓ（Ｅ）の存在する場合に、γ検出器信号
が書き込まれ得る：方程式中、μ（E,f,x）は、シェルの混合物エネルギＥ
でのγの（乗算係数ｆを用いて）総減衰係数（cm^-1）で
ある。このシェル中には任意に未溶解燃料フラクション
x:μ（E,x,f）は次式によって与えられる：（２） μ（E,x,f）＝ｆμ_Zr（Ｅ）＋ｆ×2.98μ_comb
（Ｅ）を含む。

方程式中、ファクタ2.98は、燃料容量の、REPコアにお
けるジルカロイ容量に対する比（燃料が7.98×10⁶cm³お
よびジルカロイが2.65×10⁶cm³）である。

Cs¹³⁷源の存在においてはτ（660keV,f,x）を、そし
てCo⁶⁰源の存在においてはτ_ｕ（1.25MeV,f,x）を測定
することによって、２つの未知数をもつ二方程式系によ
って、乗算係数ｆ（これは測定の対象ではない）、およ
びγの伝播によって制御されるバケツの帯域における未
溶解残存燃料フラクションｘとを決定し得る。

かくして、＝（ｆ＝0.12）およびｘ＝０の付近に
おいて線形化することによって、次のように書き込むこ
とができる：この系のディターミナントはゼロと異なる。これはＥ
の変動によるμ_Zr（Ｅ）の変分がＥ＝660keVとＥ＝1.25
MeVとの間でのＥの変動によるμ_comb（Ｅ）のそれとは
異なる事実と連結している、即ち、μ_Zrは1.25から660k
eVまでに約40％変化する、これに対して、Ｅの同一変動
について、μ_combは約100％変化する。

非常に要約すると、Co⁶⁰源が、点検された帯域におけ
るローカル乗算係数ｆを測定するのに用いられ、並びに
Cs¹³⁷源が、点検された帯域における未溶解の残存燃料
フラクションｘを測定するのに用いられる（但し、ｆは
ｘを計算するために測定していなければならない）と考
えられ得る。

上述の方程式（３）および（４）に基づいて、２％未
溶解燃料が位置11aに残存するならば、Cs¹³⁷源の存在す
る場合における信号は、正常値ｘ＝０と比較して−24％
変化する。かくして、検出器の信号の未溶解燃料フラク
ションｘに対する感度は非常に高い（比較として、乗算
係数ｆの２％変動はCs¹³⁷源の存在において−2.5％を、
またCo⁶⁰源の存在において−1.9％の変化を誘発す
る）。

非常なノイズ状態下での測定の場合、即ち、信号対ノ
イズの比が低い、例えば、10^-2より小さい場合は、例え
ば、フーリエ（Fourier）変換に基づく信号処理を用い
得るし、また有効信号を取り出すことが可能である。し
かし、この方法は信号の処理に遅延が伴う。換言すれ
ば、各放射線源１からｎまでの繰返し通過中に得られる
全ての情報をメモリに記憶し、次いで、これ等をコンテ
ナで処理することが必要である。

このようにして、上記２つの放射線源γ伝播法によっ
てバケツ内の未溶解燃料、特に、完全なバケツ内での総
未溶解燃料フラクションの分布地図を決定し、かつ表示
することが可能である。

簡単に説明するが、Cs¹³⁷源の場合、未溶解燃料フラ
クションｘを測定することが可能で、この方法は未溶解
燃料の存在におけるカウント・レードが高鋭敏（２％未
溶解燃料は信号に応じて正常値と比較して、−24％の変
化を惹起する）であることが有利である。Co⁶⁰源の場
合、ジルカロイ密度のローカル値を測定することが可能
で、かくして、上述の測定値を精密に解釈できる。両放
射線源Co¹³⁷およびCo⁶⁰は可動である、即ち、バケツの
完全な表面を走査し、Cs¹³⁷およびCo⁶⁰放射線を変え
て、サイクル中に得られる信号を平均化することが可能
である、簡単で丈夫な、かつ信頼される機械的システム
によって移動され、かくして、ストレイ・エミッタに原
因するノイズ条件が取り出される。

第５図に放射線源を移動させる手段の構造的に改変し
たものを図解したが、これは支持構造体102を載置する
水平ビーム100からなっている。放射線源ホルダ・キャ
リジ104は構造体102に沿ってスクリューナット機構の手
段によって垂直方向に並進移動可能であり、また一端に
放射線源28を担持する放射線源ホルダ・アーム106は、
スクリューナット・システムによって放射線源ホルダ・
キャリジ104に関して水平並進移動が可能である。

各放射線源の移動装置をプロッティング・テーブルを
操作する原理に基づいている。各放射線源の移動は座標
軸ｘおよびｙに関し交互に、即ち、一放射線源を測定
に、他の放射線源を収納位置にあるようにして用いられ
る。両移動システムは同じもので、かつ同一枠上に載せ
られている。

キャリジ104は各スクリューによって、それぞれ並進
移動し、放射線源ホルダ・アーム106は２台の段切替式
減速モータ108,110によって駆動されるが、これにより
各放射線源の位置に関する情報がいつでも得られ、かく
して、検出器上で測定される信号値を防護壁12の反対側
に設置されたバケツの点検された帯域とリンクさせるこ
とが可能である。駆動シャフト112,114および傘歯車11
6,118,120,122は上記モータ108,110のトルクを駆動スク
リューへ伝える役をする。

勿論のことであるが、各放射線源それぞれにこの種の
駆動装置を備える必要がある。それ故、例えば、放射線
源が２つある場合、キャリジ104を２個および放射線源
ホルダ・アーム106を２個備えることが必要である。

第６図には、バケツ11の輪郭が図示してあり、その上
にコリメーション・ブロック20と交差する直方体が載置
されている。

上記直方体の垂直寸法Ａは、垂直プレーンにおけるコ
リメータの開口角αによって決定されるが、他方、その
水平寸法Ｂは並列配置された面22,24の間隔によって決
まる。直方体は、例えば、平方メッシュ130に細分さ
れ、後者は放射線源28を担持するアーム106の直方形経
路によって決定される。以上説明したように、垂直プレ
ーンにおける開口角δおよび水平プレーンにおける開口
角γをもつビームは制御されるべき帯域において方形を
底とするピラミッド帯域をカットする。第６図において
矢印により指示されるキャリジ104によって限定される
直方体経路に沿ったアーム106の移動は、バケツ11にお
けるメッシングと交差する。以上説明したように、各メ
ッシュに関する情報は記憶され、次いで、各メッシュに
関する溶解レートが計算される。

（発明の効果）本発明によれば、バケツが硝酸溶解浴を離れる時に、
燃料の溶解が適正に行われているかどうかを、並びに未
溶解燃料フラクションが上記許容最高閾値より以下でし
かないことを確認することができるから、核残渣、時
に、核燃料の溶解炉溶液中への溶解レートを正確に点検
することを可能にする装置を得ることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は、各放射線源をメッシュ・ネットワークに従っ
て確実に移動させる手段を有する燃料溶解速度点検装置
の第１実施例についての展望図、第２図は、第１図の溶
解速度点検装置のプレーンに沿った垂直断面図、第３図
は、第１図および第２図に図解した溶解速度点検装置の
第２図におけるIII−III線に沿った水平断面図、第４図
は、第１図装置における点検されるべき帯域のメッシン
グ手段を拡大図解したもの、第５図は、核溶液中の残渣
の溶解速度点検装置の第２実施例の展望図、第６図は、
第５図装置による溶解炉のバケツのメッシングまたはイ
ンタリンキングである。２……検出器、６……変換器、８……マイクロコンピュ
ータ、10……溶解炉ホイール、11……バケツ、13……コ
ンテナ、14……鉛層、20……コリメーション・ブロッ
ク、25……放射帯域、28……放射線源、50,52……収納
カスケット、56,58……ベンド・カスケット、70,72……
管、102……支持構造体、104……放射線源ホルダ・キャ
リジ、106……放射線源ホルダ・アーム、108,110……減
速モータ、112,114……駆動シャフト、116,118,120,122
……傘歯車、130……平方メッシュ。

フロントページの続き (72)発明者レイモンドパスクウァリフランス共和国，04100 マノスク，プラスデゴウチェ５ (72)発明者ジレビニアンフランス共和国，13100 エクスアンプロヴァンス，シャメデュコトンルージ（番地の表示なし) (56)参考文献特開昭58−129238（ＪＰ，Ａ) 特開昭57−116240（ＪＰ，Ａ)

Claims

(57)【特許請求の範囲】

【請求項１】密度の異なるｎ個の材料が溶解する溶解炉
溶液中への核残渣の溶解レートを点検するための装置に
おいて、ｎ個のγ放射線源と、放射線検出器（２）と、
これ等放射線源によって発生される放射線が上記検出器
によって認められる立体角を限定するためのコリメータ
（14,20）と、検出器から発生される信号の処理手段
と、並びに点検されるべき帯域のメッシングまたはイン
タリンキングに従って上記放射線源を移動させ得るよう
にする手段（70,72）とを具備し、ｎ個の材料を含む上
記溶液は上記検出器と上記各γ放射線源間に配置されて
いることを特徴とする装置。
【請求項２】上記ｎ個のγ放射線源を移動させるための
手段が、点検されるべき帯域に面して配置されて、かつ
上記帯域のメッシングを限定するコイル部を有する少な
くとも一個の管（70,72）、および上記各γ放射線源（2
8）を或る与えられた既知のスピードで上記コイル内を
逐次移動させる手段とからなることを特徴とする請求項
（１）に記載の装置。
【請求項３】上記管の一端がベンド・カスケットに接続
され、そして他端が放射線源を収納するカスケットに接
続されたことを特徴とする請求項（２）に記載の装置。
【請求項４】上記ｎ個のγ放射線源（28）を移動させる
ための手段が、それぞれ一端にγ放射線源（28）を担持
した各放射線源ホルダ・アーム（106）が垂直可動に取
り付けられた水平に移動可能な放射線源ホルダ・キャリ
ッジ（104）と、上記放射線源ホルダ・キャリッジ（10
4）および各放射線源ホルダ・アームを作動する手段（1
08,110）とからなっていることを特徴とする請求項
（１）に記載の装置。
【請求項５】各放射線源ホルダ・キャリジ（104）を作
動するための手段がそれぞれ生物的保護壁（12）の外に
取り付けられた減速モータ（108,110）と、上記各モー
タ（108,110）をそれぞれ放射線源ホルダ・キャリジ（1
04）に、および各傘歯車（116,118）を経て各放射線源
ホルダ・アームに接続する駆動シャフト（112,114）と
からなることを特徴とする請求項（４）に記載の装置。