JP3140015B1 - シッピング装置 - Google Patents
シッピング装置Info
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- JP3140015B1 JP3140015B1 JP11322545A JP32254599A JP3140015B1 JP 3140015 B1 JP3140015 B1 JP 3140015B1 JP 11322545 A JP11322545 A JP 11322545A JP 32254599 A JP32254599 A JP 32254599A JP 3140015 B1 JP3140015 B1 JP 3140015B1
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
【要約】
【課題】現場で直接漏洩している燃料集合体を迅速、か
つ容易に特定することができ、しかも作業者の被曝を低
減することにある。 【解決手段】開放された原子炉圧力容器４の上部に配置
され、燃料集合体１からの原子炉水を採取するシッパー
キャップ３と、このシッパーキャップ３により採取され
た原子炉水が導入され原子炉水中の放射性気体を抽出す
る気液分離装置５と、この気液分離装置５により抽出さ
れた放射性気体が導かれる測定チェンバー７と、この測
定チェンバー７に導かれた放射性気体を測定し、その計
数率を求める放射線モニタ装置８，９とを備える。
つ容易に特定することができ、しかも作業者の被曝を低
減することにある。 【解決手段】開放された原子炉圧力容器４の上部に配置
され、燃料集合体１からの原子炉水を採取するシッパー
キャップ３と、このシッパーキャップ３により採取され
た原子炉水が導入され原子炉水中の放射性気体を抽出す
る気液分離装置５と、この気液分離装置５により抽出さ
れた放射性気体が導かれる測定チェンバー７と、この測
定チェンバー７に導かれた放射性気体を測定し、その計
数率を求める放射線モニタ装置８，９とを備える。
Description
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、沸騰水型原子炉の
燃料集合体に放射能の漏洩が発生した場合、原子炉停止
後に実施される放射能漏洩燃料集合体を特定するための
シッピング装置に関する。
燃料集合体に放射能の漏洩が発生した場合、原子炉停止
後に実施される放射能漏洩燃料集合体を特定するための
シッピング装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水型原子炉において、燃料集合体に
放射能の漏洩が発生した場合には直ちに放射能が漏洩し
ている燃料集合体を特定して新たな燃料集合体と交換す
る必要がある。
放射能の漏洩が発生した場合には直ちに放射能が漏洩し
ている燃料集合体を特定して新たな燃料集合体と交換す
る必要がある。
【０００３】現状では、この漏洩燃料集合体を特定する
ためのインコアシッピングは、以下の手順で実施されて
いる。
ためのインコアシッピングは、以下の手順で実施されて
いる。
【０００４】（１）燃料交換機にシッパーキャップを取
付け、検査対象となる燃料集合体の上部タイプレート上
に被せる。
付け、検査対象となる燃料集合体の上部タイプレート上
に被せる。
【０００５】（２）燃料自身の残留崩壊熱により、シッ
パーキャップに取付けられた配管を介して、サンプリン
グラインに原子炉水が導かれる。
パーキャップに取付けられた配管を介して、サンプリン
グラインに原子炉水が導かれる。
【０００６】（３）ポリエチレン容器に原子炉水を汲取
り、化学分析室に持帰り、クラッドおよび陽イオンを取
除いた後、陰イオン樹脂カラムまたはアニオンペーパに
放射性ヨウ素を吸着させて、Ｇｅ検出器で測定する。こ
の測定で放射性ヨウ素が検出された場合に、当該燃料集
合体に放射能が漏洩していると判断される。
り、化学分析室に持帰り、クラッドおよび陽イオンを取
除いた後、陰イオン樹脂カラムまたはアニオンペーパに
放射性ヨウ素を吸着させて、Ｇｅ検出器で測定する。こ
の測定で放射性ヨウ素が検出された場合に、当該燃料集
合体に放射能が漏洩していると判断される。
【０００７】以上はインコアシッピングであるが、他の
公知の技術としては、燃料集合体を密閉容器の中に装荷
し、燃料集合体から放出される85Ｋｒからのベータ線を
測定する、アウトコアシッピングの手段も行なわれる場
合もある。
公知の技術としては、燃料集合体を密閉容器の中に装荷
し、燃料集合体から放出される85Ｋｒからのベータ線を
測定する、アウトコアシッピングの手段も行なわれる場
合もある。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】このような従来技術の
うち、インコアシッピングでは、一体の燃料集合体の放
射能漏洩検査を行なうためには、試料採取、科学的前処
理、測定という何段階もの手順を踏まなくてはならな
い。
うち、インコアシッピングでは、一体の燃料集合体の放
射能漏洩検査を行なうためには、試料採取、科学的前処
理、測定という何段階もの手順を踏まなくてはならな
い。
【０００９】一方、シッピング検査は膨大な数に及ぶ燃
料集合体の全数について行なうため、試料採取の頻度に
対し、測定が追いつかないという問題がある。また、漏
洩の判定に放射性ヨウ素を対象とするため、燃料集合体
に明いた微小な孔（ピンホール）の大きさや位置によっ
ては、原子炉水中に放出されないことがある。
料集合体の全数について行なうため、試料採取の頻度に
対し、測定が追いつかないという問題がある。また、漏
洩の判定に放射性ヨウ素を対象とするため、燃料集合体
に明いた微小な孔（ピンホール）の大きさや位置によっ
ては、原子炉水中に放出されないことがある。
【００１０】本発明は上記のような事情に鑑みてなされ
たもので、現場で直接漏洩している燃料集合体を迅速、
かつ容易に特定することができ、しかも作業者の被曝を
低減することができるシッピング装置を提供することを
目的とする。
たもので、現場で直接漏洩している燃料集合体を迅速、
かつ容易に特定することができ、しかも作業者の被曝を
低減することができるシッピング装置を提供することを
目的とする。
【００１１】
【課題を解決するための手段】本発明は上記の目的を達
成するため、次のような手段によりシッピング装置を構
成する。
成するため、次のような手段によりシッピング装置を構
成する。
【００１２】請求項１に対応する発明は、開放された原
子炉圧力容器の上部に配置され、燃料集合体からの原子
炉水を採取する手段と、この手段により採取された原子
炉水を一旦空間部に噴出させて気相分を分離する気液分
離装置と、この気液分離装置により分離された放射性気
体を測定系に導く手段と、この測定系に導かれた放射性
気体を測定し、その計数率を求める放射線モニタ装置
と、前記気液分離装置により分離された液相分を前記原
子炉圧力容器に戻す戻り配管部に設けられ、この配管部
に純水補給水系から純水又は空気系から空気を合流させ
る手段とを備える。
子炉圧力容器の上部に配置され、燃料集合体からの原子
炉水を採取する手段と、この手段により採取された原子
炉水を一旦空間部に噴出させて気相分を分離する気液分
離装置と、この気液分離装置により分離された放射性気
体を測定系に導く手段と、この測定系に導かれた放射性
気体を測定し、その計数率を求める放射線モニタ装置
と、前記気液分離装置により分離された液相分を前記原
子炉圧力容器に戻す戻り配管部に設けられ、この配管部
に純水補給水系から純水又は空気系から空気を合流させ
る手段とを備える。
【００１３】上記請求項１に対応する発明のシッピング
装置にあっては、原子炉水の採取、前処理、測定等の多
くの手順を踏むことなく、直接放射性気体を測定でき
る。また、排出系の汚染部を少なくすることができる。
さらに、原子炉水の流量を増加させ、液相分撹拌を助長
させるので、放射性希ガスの空気中への放出量を増加さ
せることができる。
装置にあっては、原子炉水の採取、前処理、測定等の多
くの手順を踏むことなく、直接放射性気体を測定でき
る。また、排出系の汚染部を少なくすることができる。
さらに、原子炉水の流量を増加させ、液相分撹拌を助長
させるので、放射性希ガスの空気中への放出量を増加さ
せることができる。
【００１４】請求項２に対応する発明は、開放された原
子炉圧力容器の上部に配置され、燃料集合体からの原子
炉水を採取する手段と、この手段により採取された原子
炉水を一旦空間部に噴出させて気相分を分離する気液分
離装置と、この気液分離装置により分離された放射性気
体を測定系に導く手段と、この測定系に導かれた放射性
気体中に含まれる放射性核種からガンマ線の計数率又は
放射能濃度を測定してその結果を表示器、記録計又は印
字装置に出力するデータ処理手段と、前記気液分離装置
により分離された液相分を前記原子炉圧力容器に戻す戻
り配管部に設けられ、この配管部に純水補給水系から純
水又は空気系から空気を合流させる手段とを備える。
子炉圧力容器の上部に配置され、燃料集合体からの原子
炉水を採取する手段と、この手段により採取された原子
炉水を一旦空間部に噴出させて気相分を分離する気液分
離装置と、この気液分離装置により分離された放射性気
体を測定系に導く手段と、この測定系に導かれた放射性
気体中に含まれる放射性核種からガンマ線の計数率又は
放射能濃度を測定してその結果を表示器、記録計又は印
字装置に出力するデータ処理手段と、前記気液分離装置
により分離された液相分を前記原子炉圧力容器に戻す戻
り配管部に設けられ、この配管部に純水補給水系から純
水又は空気系から空気を合流させる手段とを備える。
【００１５】上記請求項２に対応する発明のシッピング
装置にあっては、請求項１に対応する発明と同様の作用
効果が得られるほか、放射性気体中に含まれる放射性核
種からガンマ線の計数率又は放射性濃度を測定している
ので、検出部を放射性気体中に露出させなくても良く、
検出部の除染が不要である。
装置にあっては、請求項１に対応する発明と同様の作用
効果が得られるほか、放射性気体中に含まれる放射性核
種からガンマ線の計数率又は放射性濃度を測定している
ので、検出部を放射性気体中に露出させなくても良く、
検出部の除染が不要である。
【００１６】
【００１７】
【００１８】
【００１９】
【００２０】
【００２１】
【００２２】
【００２３】
【００２４】
【００２５】
【００２６】
【００２７】
【００２８】
【００２９】
【００３０】
【００３１】
【００３２】
【００３３】
【発明の実施の形態】以下本発明の実施の形態を図面を
参照して説明する。
参照して説明する。
【００３４】図１は、本発明によるシッピング装置の第
１の実施の形態の構成を示す模式図である。
１の実施の形態の構成を示す模式図である。
【００３５】図１において、１は沸騰水型原子炉におけ
る原子炉圧力容器４内に格納された複数個の燃料集合体
（図では１個の燃料集合体のみを示している）で、この
燃料集合体１は内部に複数本の燃料棒が収納されてい
る。
る原子炉圧力容器４内に格納された複数個の燃料集合体
（図では１個の燃料集合体のみを示している）で、この
燃料集合体１は内部に複数本の燃料棒が収納されてい
る。
【００３６】また、３は燃料集合体１に対して、原子炉
圧力容器４の上部蓋を開放した状態で、燃料集合体１の
上部を覆うように上部タイプレート２に被せられたシッ
パーキャップである。
圧力容器４の上部蓋を開放した状態で、燃料集合体１の
上部を覆うように上部タイプレート２に被せられたシッ
パーキャップである。
【００３７】一方、５は燃料集合体１内で熱せられたシ
ッパーキャップ３内の原子炉水が配管を通して導入さ
れ、気相分と液相分に分離する気液分離装置、７はコリ
メータおよび遮蔽体６内に配設され、且つ気液分離装置
５で分離された気相分が配管を通して導かれる測定チェ
ンバーで、この測定チェンバー７内に滞留した液相分は
気液分離装置５内で分離された液相分と共に、戻り配管
を通して原子炉圧力容器へ戻される。
ッパーキャップ３内の原子炉水が配管を通して導入さ
れ、気相分と液相分に分離する気液分離装置、７はコリ
メータおよび遮蔽体６内に配設され、且つ気液分離装置
５で分離された気相分が配管を通して導かれる測定チェ
ンバーで、この測定チェンバー７内に滞留した液相分は
気液分離装置５内で分離された液相分と共に、戻り配管
を通して原子炉圧力容器へ戻される。
【００３８】また、８はコリメータおよび遮蔽体６の一
部に有する開口部に放射線入射部を測定チェンバー７に
臨ませて設けられた放射線モニタ、９はこの放射線モニ
タ８により測定チェンバー７内の放射性気体の測定信号
が入力され、その計数率を測定する計数装置、１０はこ
の計数装置９で測定された係数率を表示または記録する
表示器又は記録計である。
部に有する開口部に放射線入射部を測定チェンバー７に
臨ませて設けられた放射線モニタ、９はこの放射線モニ
タ８により測定チェンバー７内の放射性気体の測定信号
が入力され、その計数率を測定する計数装置、１０はこ
の計数装置９で測定された係数率を表示または記録する
表示器又は記録計である。
【００３９】次にこのように構成されたシッピング装置
の作用を述べる。
の作用を述べる。
【００４０】いま、シッパーキャップ３が図示するよう
に上部タイプレート２上に被せられている状態で、燃料
棒の残留崩壊熱により燃料集合体１内の原子炉内の原子
炉水が熱せられているものとすれば、この原子炉水はシ
ッパーキャップ３より配管を通して気液分離装置５に導
かれる。この気液分離装置５では、その上部から原子炉
水が飛沫状に吐出され、液相分は下部に溜まり、気相分
は気液分離装置５の側面部に接続された配管から測定チ
ェンバー７へと導かれる。
に上部タイプレート２上に被せられている状態で、燃料
棒の残留崩壊熱により燃料集合体１内の原子炉内の原子
炉水が熱せられているものとすれば、この原子炉水はシ
ッパーキャップ３より配管を通して気液分離装置５に導
かれる。この気液分離装置５では、その上部から原子炉
水が飛沫状に吐出され、液相分は下部に溜まり、気相分
は気液分離装置５の側面部に接続された配管から測定チ
ェンバー７へと導かれる。
【００４１】この測定チェンバー７内の放射性気体は、
放射線モニタ８により測定され、その測定信号が計数装
置９に入力されるとその計数率が測定され、表示器又は
記録計１０により操作者に知らされる。
放射線モニタ８により測定され、その測定信号が計数装
置９に入力されるとその計数率が測定され、表示器又は
記録計１０により操作者に知らされる。
【００４２】また、気液分離装置５の下部に滞留した液
相分は配管を通して排出されるが、その際化学分野で公
知の吸引装置（アスピレータ）と同等の原理により測定
チェンバー７に滞留した放射性気体は吸引され、液相分
は気液分離装置５から排出される液相分と合流して戻り
配管を通して原子炉圧力容器へ戻される。
相分は配管を通して排出されるが、その際化学分野で公
知の吸引装置（アスピレータ）と同等の原理により測定
チェンバー７に滞留した放射性気体は吸引され、液相分
は気液分離装置５から排出される液相分と合流して戻り
配管を通して原子炉圧力容器へ戻される。
【００４３】このように第１の実施の形態では、燃料集
合体１に漏洩がある場合には、放射性気体を含む気相分
が測定チェンバー７内に滞留し、これを放射線モニタ８
で測定して計数装置９により計数率を測定することによ
り、漏洩燃料集合体を特定できるようにしたので、従来
のように多くの手順を踏んで行なわれていた放射能測定
を試料採取現場で直接測定することができ、作業の省力
化と作業員の被曝の低下を図ることができる。
合体１に漏洩がある場合には、放射性気体を含む気相分
が測定チェンバー７内に滞留し、これを放射線モニタ８
で測定して計数装置９により計数率を測定することによ
り、漏洩燃料集合体を特定できるようにしたので、従来
のように多くの手順を踏んで行なわれていた放射能測定
を試料採取現場で直接測定することができ、作業の省力
化と作業員の被曝の低下を図ることができる。
【００４４】図２は本発明によるシッピング装置の第２
の実施の形態の構成を示す模式図であり、図１と同一部
分には同一符号を付してその説明を省略し、ここでは異
なる点について述べる。
の実施の形態の構成を示す模式図であり、図１と同一部
分には同一符号を付してその説明を省略し、ここでは異
なる点について述べる。
【００４５】前述した第１の実施の形態において、漏洩
燃料から放出される放射性核種のうち、ベータ放出核種
では、その飛程や測定チェンバー７での遮蔽効果を考慮
すると、放射線モニタ８の検出部を放射性気体を含む気
相中に露出させなくてはならない。このため、漏洩燃料
が発見される度に検出部を除染しなくてはならず、作業
能率が低下する。
燃料から放出される放射性核種のうち、ベータ放出核種
では、その飛程や測定チェンバー７での遮蔽効果を考慮
すると、放射線モニタ８の検出部を放射性気体を含む気
相中に露出させなくてはならない。このため、漏洩燃料
が発見される度に検出部を除染しなくてはならず、作業
能率が低下する。
【００４６】これを防ぐため、第２の実施の形態では放
射性気体のうち、ガンマ線に着目して以下の構成にて測
定するものである。
射性気体のうち、ガンマ線に着目して以下の構成にて測
定するものである。
【００４７】図２に示すように、コリメータおよび遮蔽
体６に有する開口部にガンマ線検出器１１を設け、この
ガンマ線検出器１１で検出された放射性気体中に存する
ガンマ線の検出信号を波高分析装置１２に入力して波高
分析（エネルギー弁別）し、そのデータをデータ処理装
置１３に取込んでガンマ線の計数率または放射性濃度を
算出し、その算出結果を表示器、記録計または印字装置
１４へ出力するものである。
体６に有する開口部にガンマ線検出器１１を設け、この
ガンマ線検出器１１で検出された放射性気体中に存する
ガンマ線の検出信号を波高分析装置１２に入力して波高
分析（エネルギー弁別）し、そのデータをデータ処理装
置１３に取込んでガンマ線の計数率または放射性濃度を
算出し、その算出結果を表示器、記録計または印字装置
１４へ出力するものである。
【００４８】このような構成のシッピング装置とすれ
ば、第１の実施の形態と同様の作用効果が得られること
は勿論のこと、ガンマ線検出器を用いることで、放射性
気体を含む気相中に露出させなくてもよく、漏洩燃料が
発見される度に検出部を除染する必要がないので、作業
効率を向上させることができる。
ば、第１の実施の形態と同様の作用効果が得られること
は勿論のこと、ガンマ線検出器を用いることで、放射性
気体を含む気相中に露出させなくてもよく、漏洩燃料が
発見される度に検出部を除染する必要がないので、作業
効率を向上させることができる。
【００４９】ここで、上記第２の実施の形態において、
波高分析装置１２に２つ以上のメモリ部を内蔵し、一方
のメモリ部に測定データを収集中に、他方のメモリ部に
蓄えられた測定済みのデータをデータ処理装置１３へ取
込み、ガンマ線の計数率又は放射能濃度を算出し、その
結果を表示器、記録計または印字装置１４へ出力すると
いう一連の処理を繰返すことにより、無欠測で且つ連続
的にデータを収集することができ、効率的である。
波高分析装置１２に２つ以上のメモリ部を内蔵し、一方
のメモリ部に測定データを収集中に、他方のメモリ部に
蓄えられた測定済みのデータをデータ処理装置１３へ取
込み、ガンマ線の計数率又は放射能濃度を算出し、その
結果を表示器、記録計または印字装置１４へ出力すると
いう一連の処理を繰返すことにより、無欠測で且つ連続
的にデータを収集することができ、効率的である。
【００５０】また、波高分析装置１２に２つのメモリ部
を内蔵する代わり、２台以上の波高分析装置を使用して
その一方の波高分析装置に測定データの収集中に、他方
の波高分析装置でガンマ線の測定を行なって測定済みの
データをデータ処理装置１３へ転送するようにしてもよ
い。
を内蔵する代わり、２台以上の波高分析装置を使用して
その一方の波高分析装置に測定データの収集中に、他方
の波高分析装置でガンマ線の測定を行なって測定済みの
データをデータ処理装置１３へ転送するようにしてもよ
い。
【００５１】さらに、着目すべきガンマ線放出核種とし
て、85Ｋｒ、133Ｘｅなどの放射性希ガスを測定するこ
とにより、破損燃料から放出されたものであることを確
認することができる。
て、85Ｋｒ、133Ｘｅなどの放射性希ガスを測定するこ
とにより、破損燃料から放出されたものであることを確
認することができる。
【００５２】ここで、波高分析装置１２から得られる測
定スペクトルの模式図を図３に示す。即ち、波高分析装
置１２にて、図３に示す測定スペクトル１５の中から、
85Ｋｒ、133Ｘｅなど特定の放射性希ガスの正味計数分
１６を算出し、そこから特定着目核種の正味計数率や放
射能濃度を求めることができる。
定スペクトルの模式図を図３に示す。即ち、波高分析装
置１２にて、図３に示す測定スペクトル１５の中から、
85Ｋｒ、133Ｘｅなど特定の放射性希ガスの正味計数分
１６を算出し、そこから特定着目核種の正味計数率や放
射能濃度を求めることができる。
【００５３】また、上記放射性希ガスを測定するに際し
て、放射性希ガスの濃度が低い場合には、検出感度の向
上させるために測定スペクトル１５の全計数値を積算
し、全ガンマ線の計数率を監視するようにしてもよい。
て、放射性希ガスの濃度が低い場合には、検出感度の向
上させるために測定スペクトル１５の全計数値を積算
し、全ガンマ線の計数率を監視するようにしてもよい。
【００５４】上述した本発明の第２の実施の形態では、
放射性核種のうちガンマ線を検出するガンマ線検出器を
用いたが、このガンマ線検出器としてエネルギー分解能
が良く、且つシッピング検査中の保守を不要とした液体
窒素蒸発防止型のＧｅ半導体検出器やＣｄＺｎＴｅなど
の常温半導体検出器を用いても良い。
放射性核種のうちガンマ線を検出するガンマ線検出器を
用いたが、このガンマ線検出器としてエネルギー分解能
が良く、且つシッピング検査中の保守を不要とした液体
窒素蒸発防止型のＧｅ半導体検出器やＣｄＺｎＴｅなど
の常温半導体検出器を用いても良い。
【００５５】図４は液体窒素蒸発防止型Ｇｅ検出器を使
用する場合の実施の形態を示す構成図である。
用する場合の実施の形態を示す構成図である。
【００５６】図４に示すようにＧｅ半導体検出器１７は
液体窒素を充填した密閉された断熱容器１８内に挿入さ
れた熱伝導体に冷却可能に接続され、また断熱容器１８
には冷凍機ヘッド１９が装着され、この冷凍機ヘッド１
９にガスを供給する圧縮機２０が接続されている。
液体窒素を充填した密閉された断熱容器１８内に挿入さ
れた熱伝導体に冷却可能に接続され、また断熱容器１８
には冷凍機ヘッド１９が装着され、この冷凍機ヘッド１
９にガスを供給する圧縮機２０が接続されている。
【００５７】このような構成の液体窒素蒸発防止型Ｇｅ
検出器とすれば、圧縮機２０から冷凍機ヘッド１９を介
して断熱容器１８に供給されるガスの断熱膨張により、
断熱容器１８内を窒素の液化温度以下に保つことがで
き、これにより液体窒素を蒸発させることなく、長期間
使用することができる。
検出器とすれば、圧縮機２０から冷凍機ヘッド１９を介
して断熱容器１８に供給されるガスの断熱膨張により、
断熱容器１８内を窒素の液化温度以下に保つことがで
き、これにより液体窒素を蒸発させることなく、長期間
使用することができる。
【００５８】この液体窒素蒸発防止型Ｇｅ検出器１７を
図２に示すコリメータおよび遮蔽体に有する開口部に設
けることにより、シッピング検査において、液体窒素の
補給という作業を省略でき、効率的な測定作業を行なう
ことができる。
図２に示すコリメータおよび遮蔽体に有する開口部に設
けることにより、シッピング検査において、液体窒素の
補給という作業を省略でき、効率的な測定作業を行なう
ことができる。
【００５９】図５は本発明によるシッピング装置の第３
の実施の形態の構成を示す模式図である。
の実施の形態の構成を示す模式図である。
【００６０】図１または図２において、気液分離装置５
の原子炉水吸入量および排出量は燃料集合体１の残留崩
壊熱に依存している。このため、検査対象の燃料集合体
により流量が変化し、単位時間当たりの放射能量も変動
する。
の原子炉水吸入量および排出量は燃料集合体１の残留崩
壊熱に依存している。このため、検査対象の燃料集合体
により流量が変化し、単位時間当たりの放射能量も変動
する。
【００６１】第３の実施の形態では、この点を最適化す
るため、図５に示すように気液分離装置５の戻り配管部
に純水補給水系（ＭＵＷＰ）または所内空気系（ＳＡ）
２１から純水または空気を合流させ、その流量を調整す
ることにより、シッパーキャップからの原子炉水の流量
を一定化させ、且つ放射性気体の気相分への移行量を増
加させることができる。
るため、図５に示すように気液分離装置５の戻り配管部
に純水補給水系（ＭＵＷＰ）または所内空気系（ＳＡ）
２１から純水または空気を合流させ、その流量を調整す
ることにより、シッパーキャップからの原子炉水の流量
を一定化させ、且つ放射性気体の気相分への移行量を増
加させることができる。
【００６２】図６は本発明によるシッピング装置の第４
の実施の形態の構成を示す模式図である。
の実施の形態の構成を示す模式図である。
【００６３】第４の実施の形態では、気液分離装置５の
戻り配管部に純水補給水系（ＭＵＷＰ）または所内空気
系（ＳＡ）を設ける代わり、図６に示すように戻り配管
部にポンプ２２を設けるものである。
戻り配管部に純水補給水系（ＭＵＷＰ）または所内空気
系（ＳＡ）を設ける代わり、図６に示すように戻り配管
部にポンプ２２を設けるものである。
【００６４】このような構成とすれば、気液分離装置５
を通過する原子炉水の流量を安定化できる。
を通過する原子炉水の流量を安定化できる。
【００６５】図７は本発明によるシッピング装置の第５
の実施の形態の構成を示す模式図である。
の実施の形態の構成を示す模式図である。
【００６６】図７に示すように燃料集合体１の上部に対
応する位置に存するタイプレート２上にシッパーキャッ
プ２３が載置される。このシッパーキャップ２３は側面
部に原子炉水吐出口２４ａと上面部に放射性気体を図示
しない気液分離装置に接続される気体流出口２４ｂとを
有し、タイプレート２上に載置されるとシッパーキャッ
プ２３内には原子炉水面より上方に空気層２５が形成さ
れている。
応する位置に存するタイプレート２上にシッパーキャッ
プ２３が載置される。このシッパーキャップ２３は側面
部に原子炉水吐出口２４ａと上面部に放射性気体を図示
しない気液分離装置に接続される気体流出口２４ｂとを
有し、タイプレート２上に載置されるとシッパーキャッ
プ２３内には原子炉水面より上方に空気層２５が形成さ
れている。
【００６７】また、シッパーキャップ２３の原子炉水吐
出口２４ａとは反対側の側面部に、シッパーキャップ２
３内の原子炉水を撹拌するための撹拌機２６が取付けら
れている。
出口２４ａとは反対側の側面部に、シッパーキャップ２
３内の原子炉水を撹拌するための撹拌機２６が取付けら
れている。
【００６８】このような構成のシッピング装置におい
て、燃料集合体１の残留崩壊熱により押し上げられた原
子炉水がシッパーキャップ２３内に流入すると、この原
子炉水は撹拌装置２６によりシッパーキャップ２３内で
撹拌され、上部空気層２５に気相分が移行する。このと
き液相分は原子炉水吐出口２４から排出される。
て、燃料集合体１の残留崩壊熱により押し上げられた原
子炉水がシッパーキャップ２３内に流入すると、この原
子炉水は撹拌装置２６によりシッパーキャップ２３内で
撹拌され、上部空気層２５に気相分が移行する。このと
き液相分は原子炉水吐出口２４から排出される。
【００６９】そして、上部空気層２５へ移行した放射性
気体のみが測定系へ導かれる。
気体のみが測定系へ導かれる。
【００７０】従って、このような構成とすれば、測定系
の気液分離装置を簡略化でき、且つ排出系に関わる機器
を省略することができる。
の気液分離装置を簡略化でき、且つ排出系に関わる機器
を省略することができる。
【００７１】図８は本発明によるシッピング装置の第６
の実施の形態の構成を示す模式図である。
の実施の形態の構成を示す模式図である。
【００７２】第６の実施の形態では、気液分離装置５の
上部に純粋補給水系２７を連繋すると共に、測定チェン
バー７内に空気を流入する空気系２８を連繋する構成と
するものである。
上部に純粋補給水系２７を連繋すると共に、測定チェン
バー７内に空気を流入する空気系２８を連繋する構成と
するものである。
【００７３】このような構成とすれば、漏洩燃料集合体
の発見後、気液分離装置５および測定チェンバー７内に
は放射性物質が滞留するが、純粋補給水系２７および空
気系２８からそれぞれ純水および空気を流入することに
より、放射性物質を除去することができる。
の発見後、気液分離装置５および測定チェンバー７内に
は放射性物質が滞留するが、純粋補給水系２７および空
気系２８からそれぞれ純水および空気を流入することに
より、放射性物質を除去することができる。
【００７４】なお、図示はしないが系統にバルブや逆止
弁が配設されることは言うまでもない。
弁が配設されることは言うまでもない。
【００７５】図９は本発明によるシッピング装置の第７
の実施の形態の構成を示す模式図であり、図１と同一部
分には同一符号を付してその説明を省略し、ここでは異
なる点についてのみ述べる。
の実施の形態の構成を示す模式図であり、図１と同一部
分には同一符号を付してその説明を省略し、ここでは異
なる点についてのみ述べる。
【００７６】第７の実施の形態では、図９に示すように
複数の燃料集合体１にそれぞれ対応させてシッパーキャ
ップ２９をタイプレート２上に載置し、これら各シッパ
ーキャップ２９内に連通させて接続された配管を気液分
離装置５に共通にして接続する構成とすると共に、各配
管にバルブ３１をそれぞれ設け、これらのバルブ３１を
原子炉水採取制御装置３０により切替操作を行なうよう
にしたものである。
複数の燃料集合体１にそれぞれ対応させてシッパーキャ
ップ２９をタイプレート２上に載置し、これら各シッパ
ーキャップ２９内に連通させて接続された配管を気液分
離装置５に共通にして接続する構成とすると共に、各配
管にバルブ３１をそれぞれ設け、これらのバルブ３１を
原子炉水採取制御装置３０により切替操作を行なうよう
にしたものである。
【００７７】このような構成とすれば、複数の燃料集合
体１に対応するシッパーキャップ２９から気液分離装置
５に導かれる原子炉水は、原子炉水採取制御装置３０に
より切替操作されるバルブ３２により選択されて気液分
離装置５に導かれる。この場合、原子炉水採取制御装置
３０は測定系と連動して動作するようになっている。
体１に対応するシッパーキャップ２９から気液分離装置
５に導かれる原子炉水は、原子炉水採取制御装置３０に
より切替操作されるバルブ３２により選択されて気液分
離装置５に導かれる。この場合、原子炉水採取制御装置
３０は測定系と連動して動作するようになっている。
【００７８】これにより、効率良くシッピング検査を行
なうことが可能となる。
なうことが可能となる。
【００７９】
【発明の効果】以上述べたように本発明によるシッピン
グ装置によれば、漏洩燃料集合体からの放射性核種を、
直接測定、監視でき、また対象核種として放射性希ガス
を液相部より分離して測定できるので、従来と比べて確
実に漏洩燃料集合体を特定できる。また従来のように試
料採取、前処理、測定といった多くの手順をふむことが
ないため、効率的なシッピングが行なえる。さらに、試
料採取、前処理などの氏人為的な作業を伴わないため、
作業員の被曝を低減でき、併せて前処理によって発生す
る放射性廃棄物をなくすことができる。
グ装置によれば、漏洩燃料集合体からの放射性核種を、
直接測定、監視でき、また対象核種として放射性希ガス
を液相部より分離して測定できるので、従来と比べて確
実に漏洩燃料集合体を特定できる。また従来のように試
料採取、前処理、測定といった多くの手順をふむことが
ないため、効率的なシッピングが行なえる。さらに、試
料採取、前処理などの氏人為的な作業を伴わないため、
作業員の被曝を低減でき、併せて前処理によって発生す
る放射性廃棄物をなくすことができる。
【図１】本発明によるシッピング装置の第１の実施の形
態の構成を示す模式図。
態の構成を示す模式図。
【図２】本発明によるシッピング装置の第２の実施の形
態の構成を示す模式図。
態の構成を示す模式図。
【図３】同実施の形態において、波高分析装置から得ら
れる測定スペクトルを示す図。
れる測定スペクトルを示す図。
【図４】同実施の形態において、液体窒素蒸発防止型Ｇ
ｅ検出器を使用する場合の構成図。
ｅ検出器を使用する場合の構成図。
【図５】本発明によるシッピング装置の第３の実施の形
態における放射性気体抽出部の構成を示す模式図。
態における放射性気体抽出部の構成を示す模式図。
【図６】本発明によるシッピング装置の第４の実施の形
態における放射性気体の抽出部の構成を示す模式図。
態における放射性気体の抽出部の構成を示す模式図。
【図７】本発明によるシッピング装置の第５の実施の形
態における原子炉水の採取部の構成を示す模式図。
態における原子炉水の採取部の構成を示す模式図。
【図８】本発明によるシッピング装置の第６の実施の形
態における放射性気体の抽出部の構成を示す模式図。
態における放射性気体の抽出部の構成を示す模式図。
【図９】本発明によるシッピング装置の第６の実施の形
態の構成を示す模式図。
態の構成を示す模式図。
１……燃料集合体 ２……タイプレート ３……シッパーキャップ ４……原子炉圧力容器 ５……気液分離装置 ６……コリメータ及び遮蔽体 ７……測定チェンバー ８……放射線モニタ ９……計数装置 １０……記録計 １１……ガンマ線検出器 １２……波高分析装置 １３……データ処理装置 １４……印字装置 １７……Ｇｅ半導体検出器 １８……断熱容器 １９……冷凍機ヘッド ２０……圧縮機 ２１……純水補給水系又は空気系 ２２……ポンプ ２３……シッパーキャップ ２４ａ……原子炉水排出口 ２５……気層部 ２６……撹拌機 ２７……純粋補給水系 ２８……空気系 ２９……シッパーキャップ ３０……原子炉水採取制御装置 ３１……バルブ
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 及川 満 東京都府中市東芝町１番地 株式会社東 芝府中工場内 (56)参考文献 特開 昭63−75697（ＪＰ，Ａ) 特開 平11−30689（ＪＰ，Ａ) 特開 昭48−91497（ＪＰ，Ａ) 特開 昭60−205292（ＪＰ，Ａ) (58)調査した分野(Int.Cl.7，ＤＢ名) G21C 17/07
Claims (2)
- 【請求項１】 開放された原子炉圧力容器の上部に配置
され、燃料集合体からの原子炉水を採取する手段と、こ
の手段により採取された原子炉水を一旦空間部に噴出さ
せて気相分を分離する気液分離装置と、この気液分離装
置により分離された放射性気体を測定系に導く手段と、
この測定系に導かれた放射性気体を測定し、その計数率
を求める放射線モニタ装置と、前記気液分離装置により
分離された液相分を前記原子炉圧力容器に戻す戻り配管
部に設けられ、この配管部に純水補給水系から純水又は
空気系から空気を合流させる手段とを備えたことを特徴
とするシッピング装置。 - 【請求項２】 開放された原子炉圧力容器の上部に配置
され、燃料集合体からの原子炉水を採取する手段と、こ
の手段により採取された原子炉水を一旦空間部に噴出さ
せて気相分を分離する気液分離装置と、この気液分離装
置により分離された放射性気体を測定系に導く手段と、
この測定系に導かれた放射性気体中に含まれる放射性核
種からガンマ線の計数率又は放射能濃度を測定してその
結果を表示器、記録計又は印字装置に出力するデータ処
理手段と、前記気液分離装置により分離された液相分を
前記原子炉圧力容器に戻す戻り配管部に設けられ、この
配管部に純水補給水系から純水又は空気系から空気を合
流させる手段とを備えたことを特徴とするシッピング装
置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11322545A JP3140015B1 (ja) | 1999-11-12 | 1999-11-12 | シッピング装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP11322545A JP3140015B1 (ja) | 1999-11-12 | 1999-11-12 | シッピング装置 |
Related Child Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2000330616A Division JP3289010B2 (ja) | 2000-10-30 | 2000-10-30 | シッピング装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JP3140015B1 true JP3140015B1 (ja) | 2001-03-05 |
| JP2001141875A JP2001141875A (ja) | 2001-05-25 |
Family
ID=18144875
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP11322545A Expired - Fee Related JP3140015B1 (ja) | 1999-11-12 | 1999-11-12 | シッピング装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP3140015B1 (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP6081127B2 (ja) * | 2011-11-11 | 2017-02-15 | 株式会社東芝 | 原子炉水位計の水張り設備 |
-
1999
- 1999-11-12 JP JP11322545A patent/JP3140015B1/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2001141875A (ja) | 2001-05-25 |
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| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |