JP3854007B2 - Damaged fuel detection method and system - Google Patents
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Description
【0001】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力の分野で破損燃料を検出する方法およびシステムに関する。特に、原子炉の炉心に装荷された燃料集合体における燃料棒の破損を検出する際に用いられる燃料破損検出方法とシステムに関する。
【0002】
【従来の技術】
原子炉で用いられる燃料集合体は複数本の燃料棒から構成されており、この燃料棒中に多数の核燃料ペレットが充填されている。燃料棒は被覆材で被覆されており、核燃料そのものが直接漏洩しないように構成されている。しかし、何らかの理由で被覆管に破損が生じると内部の核分裂生成物が周囲の冷却材中に漏洩し、関連システムなどの放射能汚染を招く可能性があるため、燃料集合体の破損の発生を速やかに検出し、破損燃料の位置を見つけだす必要がある。
【0003】
シッピング法はこうした破損燃料を検出する方法の一つであり、湿式と乾式がある。どちらも原子炉を停止した状態で検出を行うが、前者は、水中の燃料集合体の上部から、核分裂生成物を含んだ水を吸い上げて分析する方法で、後者は冷却材を空気により排除した状態でその空気中に拡散した核分裂生成物をサンプリングにより測定する方法である。
【0004】
湿式においては、核分裂生成物としてヨウ素を測定する方法が多く用いられる。図13を参照してヨウ素測定方法を説明する。
【0005】
炉心に装荷された複数の燃料集合体1の上部には、シッパーキャップ51が装着されている。シッパーキャップ51の内部には、複数の内キャップ52が設けられており、各内キャップ52がそれぞれ対応する燃料集合体1を被冠するように、装着されている。
【0006】
このシッパーキャップ51と内キャップ52に気体を送気すると、燃料集合体1のチャンネルボックス8内の冷却材の流れが止められ、燃料棒周辺の冷却材の温度は燃料の崩壊熱で上昇させられる。
【0007】
こうして冷却材の温度が上昇すると、燃料棒の内圧が高まり、破損燃料棒54からヨウ素が冷却材中に放出される。放出されたヨウ素を減圧移送系53で補集し放射能を測定することで燃料棒の破損の有無を判定する。
【0008】
乾式においては、核分裂生成物としてガスを測定するガスシッピング法が一般に用いられる。図14を参照して、従来型アウトコアガスシッピング装置を使用したガスシッピング法を説明する。
【0009】
燃料集合体1を炉心から燃料貯蔵プール57へ移動し、減圧容器58に入れ密閉した後、減圧ポンプ59で減圧容器58内を減圧する。こうして、減圧容器58内と燃料棒内部との圧力差により破損燃料棒からガスを放出させる。放出されたガスをライン60で捕集しその放射能を測定することで破損燃料棒の存在を検出する。
【0010】
図15に、ガスシッピング法の別法を示す。炉心内において、燃料交換機マスト56で燃料集合体1を引き抜くと、水頭圧の差により破損燃料棒内部に蓄積された放射性のガスが放出される。放出されたガスを捕集マウスピースで捕集し、放射能を測定することで燃料棒の破損の有無を検出する。
【0011】
上述のように、破損燃料棒から放出されるヨウ素を捕集し測定する場合には、破損燃料棒を動かさないで燃料棒の破損の有無を検出できるが、炉水中に存在するバックグランドのヨウ素の影響で検出感度が低下する。また、気体をシッパーキャップ内に送気してチャンネルボックス内の冷却材を周囲から隔離することで燃料棒周辺の冷却材の温度を上昇させ、破損燃料棒からヨウ素を放出させる構成であるため測定に時間がかかる。
【0012】
破損燃料棒から放出された放射性のガスを測定する場合には、ヨウ素を測定する方法に比べて感度は向上するが、破損燃料を移動しなければならないため、破損が大きいと二次的に破損を拡大させる可能性がある。また、燃料を移動する時間が必要であるため、測定に時間を要する。
【0013】
【発明が解決しようとする課題】
上述のように、従来のシッピング法においては、燃料を移動させずに破損燃料棒から冷却材中に放出されたヨウ素などの測定を行える反面、検出感度が不十分、測定に時間がかかる等の問題があった。一方、破損燃料棒から放出された放射性のガスを測定する方法では、ヨウ素等を測定する方法に比べて感度は向上するが、破損燃料を移動するため二次的破損の拡大をもたらす可能性があり、燃料を移動する時間も必要であった。
【0014】
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたものであり、燃料を移動させることなく高い検出感度を達成できる、迅速かつ高感度のシッピング方法およびシステムを提供することを目的とする。
【0015】
【課題を解決するための手段】
上記目的を達成するため、請求項1記載の発明は、シッパーキャップを炉水内に存在する燃料集合体に装着する装着工程と、前記シッパーキャップ内に気体を注入して、前記シッパーキャップ内に存在する炉水の一部または全部を排除する気体注入工程と、前記燃料集合体のチャンネルボックス内の炉水の圧力と前記燃料集合体内に存在する破損燃料棒内の圧力との圧力差により破損燃料棒内部の核分裂生成物を放出させるように前記シッパーキャップ内を減圧する放出工程と、前記核分裂生成物を検出する検出工程とを有することを特徴とする破損燃料検出方法である。
【0016】
請求項2記載の発明は、請求項1記載の破損燃料検出方法において、前記放出工程において、前記シッパーキャップを減圧された流体タンクと連絡させ前記シッパーキャップ内の流体の一部または全部を急激に前記流体タンクへ移行させることで、前記シッパーキャップ内を減圧することを特徴とする。
【0017】
請求項3記載の発明は、請求項1または2記載の破損燃料検出方法において、前記気体が空気、窒素、不活性気体または二酸化炭素であることを特徴とする。
【0019】
請求項4記載の発明は、炉水内に存在する燃料集合体のチャンネルボックスの上部に装着され、前記チャンネルボックス内に存在する炉水の容積と同等以上の容積を有するシッパーキャップと、前記シッパーキャップ内へ気体を送り込む送気手段と、前記シッパーキャップ内の流体を貯留する流体タンクと、前記シッパーキャップと前記流体タンクとを接続する配管と、前記配管に設けられた弁を含み、前記シッパーキャップ内の圧力を変化させて前記チャンネルボックス内の炉水の圧力と前記燃料集合体内に存在する破損燃料棒内の圧力との圧力差により前記破損燃料棒内部の核分裂生成物を放出させる圧力制御手段と、この放出された前記核分裂生成物を検出する検出手段とを有することを特徴とする破損燃料検出システムである。
【0020】
請求項5記載の発明は、請求項4記載の破損燃料検出システムにおいて、前記圧力制御手段が、前記流体タンク内を減圧した状態で前記弁を開放して、前記シッパーキャップ内の流体の一部または全部を急激に前記流体タンクへ移行させることを特徴とする。
【0021】
請求項6記載の発明は、請求項4または5記載の破損燃料検出システムにおいて、前記核分裂生成物が破損燃料棒から気体状で放出され、前記流体タンク内に貯留される流体が気体であることを特徴とする。
【0022】
請求項7記載の発明は、請求項4または5記載の破損燃料検出システムにおいて、前記核分裂生成物が破損燃料棒から気体状で放出され、前記検出手段が前記流体タンク内に貯留される流体から前記気体状の核分裂生成物を分離する手段を有することを特徴とする。
【0023】
請求項8記載の発明は、請求項4または5記載の破損燃料検出システムにおいて、前記核分裂生成物がヨウ素であり、前記検出手段が前記流体タンク内に貯留される流体からヨウ素を分離する手段を有することを特徴とする。
【0024】
請求項9記載の発明は、請求項4乃至8のいずれか1項記載の破損燃料検出システムにおいて、前記シッパーキャップの下部に、前記シッパーキャップ内部の圧力が外部の圧力より低いときには閉鎖される気体放出口を有することを特徴とする。
【0025】
請求項10記載の発明は、請求項4乃至8のいずれか1項記載の破損燃料検出システムにおいて、前記シッパーキャップの上部を角錐型とすることを特徴とする。
【0026】
請求項11記載の発明は、請求項4乃至8のいずれか1項記載の破損燃料検出システムにおいて、前記シッパーキャップの下端部より上方部分あるいは下端部と上端部の中間部分を球形状あるいは円筒状とすることを特徴とする。
【0027】
請求項4乃至8のいずれか1項記載の破損燃料検出システムにおいて、前記シッパーキャップの前記燃料集合体への装着部分が着脱可能であってもよい。前記シッパーキャップが耐圧構造を有してもよい。また、前記シッパーキャップの水平断面が前記燃料集合体のチャンネルボックスの水平断面と同等の形状を有してもよい。
【0028】
請求項12記載の発明は、請求項4乃至11のいずれか1項記載の破損燃料検出システムにおいて、前記シッパーキャップを複数有することを特徴とする。
【0030】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施の形態について図面を参照して説明する。上記した従来技術と同じ構成部分については、同一符号を付して詳細な説明を省略する。なお、本発明は、下記の実施の形態に限定されるものではなく、その要旨を変更しない範囲内で適宜変形して実施し得るものである。
【0031】
(第1の実施の形態)
図1に本実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す。8行8列の格子状に燃料棒が配列された燃料集合体1のチャンネルボックス8の上端には、シッパーキャップ2が装着されている。シッパーキャップ2は、輸送ライン3を介して、気体抽出タンク4と接続されている。
【0032】
輸送ライン3には、二方弁10および三方弁11、12が設けられている。また、弁12を介してコンプレッサ6および減圧ポンプ5が接続されている。弁10、11、12、減圧ポンプ5、コンプレッサ6等の動作を制御して、輸送ライン3内の流体の力を制御するライン圧力制御系(図示せず)も設けられている。
【0033】
さらに、気体抽出タンク4に抽出された気体の放射線を測定する放射線検出器7が設けられている。気体抽出タンク4、減圧ポンプ5、コンプレッサ6および放射線検出器7は、炉水外に設置されている。
【0034】
シッパーキャップ2は、燃料集合体の設置位置の炉水圧に耐えられる耐圧構造を有する。本実施の形態においては、燃料集合体を水深15m程度に設置するため、約2.5気圧の炉水圧に耐えられる必要がある。シッパーキャップ2の上端には、燃料交換マスト56を引っかけるための取っ手13が設けられている。
【0035】
また、シッパーキャップ2の容積は、燃料集合体1のチャンネルボックス8内の炉水、すなわち冷却材、の存在容積を下回らない範囲で、ほぼ同量である約40リットルとする。気体抽出タンク4の容積は、シッパーキャップ2の容積の約{(水深/10m)+1}倍とする。
【0036】
放射線検出器7としては、β線測定、γ線測定器等が用いられる。本実施の形態においては、気体抽出タンク4で抽出されたサンプルを、アンプルなどに蓄積してから放射線検出器7に移送して、放射線を測定するが、特にこうした構成に限られるものではなく、気体抽出タンク4と放射線検出器7を直接接続してもよい。いずれにしても、抽出した気体を分離操作することなく放射線測定を行うことができる。
【0037】
上述のシステムを使用して、実際に燃料破損を検出する方法について説明する。
【0038】
まず、取っ手13に燃料交換マスト56を引っかけて、シッパーキャップ2を移動させ、燃料集合体1に被冠させる。シッパーキャップ2の内部は冷却材で充満されている。この時点では、シッパーキャップ2内の圧力は、燃料集合体上部の炉水水深に相当する水圧である。
【0039】
次いで、弁11、12を操作して、減圧ポンプ5と気体抽出タンク4の輸送ライン3への接続を断ち、弁10を開放する。これにより、コンプレッサ6から圧縮空気をシッパーキャップ2内に送気し、シッパーキャップ2内の炉水、すなわち冷却材、の一部を排除し圧縮空気で置換する。
【0040】
このとき、冷却材を排除するためには、燃料集合体の設置位置の炉水水深圧以上の加圧が必要である。送気する圧縮空気の量は、燃料集合体の燃料棒が露出しない最大量とする。
【0041】
シッパーキャップ内を加圧空気で置換後、弁10を閉じ、弁11、12を操作して減圧ポンプ5と気体抽出タンク4の輸送ライン3への接続を開き、減圧ポンプ5を稼動させる。これにより、弁10よりコンプレッサ6側が減圧され、気体抽出タンク4内は実質的に真空状態となる。
【0042】
次いで、弁10と11を操作して、シッパーキャップの約2.5倍の容積を有する気体抽出タンク4と、弁11よりコンプレッサ6および減圧ポンプ5側のライン3との接続を断ち、かつ、気体抽出タンク4とシッパーキャップ2を連絡させる。これにより、シッパーキャップ2内の気体が減圧された気体抽出タンク4へ急激に移動し、シッパーキャップ2内が瞬時に減圧される。
【0043】
以上の工程における弁操作および減圧ポンプ5の稼動は、ライン圧力制御系により制御される。
【0044】
こうした減圧が生じると、燃料集合体上部の気−液界面での気相の圧力は、シッパーキャップ2と気体抽出タンク4の容積比により、燃料集合体の水深である約15mでの炉水圧力(約2.5気圧)から、約0.714気圧へと急激に減圧される。
【0045】
以下の式により得られる関係から、シッパーキャップ2と気体抽出タンク4の容積比を任意に変えることで、気相の減圧量を調整できる。
【0046】
P1・V1=P2(V1+V2)…式1
ここで、
P1=キャップ内の圧力(本実施の形態では約2.5気圧)
V1=キャップの容積あるいはキャップ内への送気量(本実施の形態では約40リットル)
P2=瞬時に減圧した時のシッパーキャップと気体抽出タンクの圧力(気圧)
V2=気体抽出タンクの容積(リットル)
一方、燃料集合体内の気−液界面の液相部分においては、冷却材と燃料集合体の構造材の圧損や炉水の粘性等により徐々に冷却材が燃料集合体内に上昇するため、瞬時には圧力バランスが解消されない。冷却材と燃料集合体の構造による圧力損失は、下式により大まかに評価できる。
【0047】
Δp=K ・ρ・v2…式2
ここで、
Δp:瞬時に減圧したことで生じる圧力差(2.5→0.714)、
K :集合体圧損係数( 約6) 、
ρ:冷却材密度( 1000kg/m3) 、
v:冷却材移動速度(m/s)
を代入すると、v=5m/sとなる。この値は燃料集合体を円筒と仮定したもので、実際にはこの値よりもvはかなり小さくなる。したがって、実際の燃料集合体上部を瞬時に減圧した場合には、燃料集合体下部から侵入する冷却材が燃料集合体内に充填するまでには、少なくとも2〜3秒かかることになり、この間は燃料集合体の内部環境圧が減圧状態となり、燃料棒内部と外部との間に圧力差が生じる。
【0048】
すなわち、周囲の冷却材と圧力平衡を保っていた破損燃料棒内圧は、周囲の冷却材が急激に減圧されると圧力差を生じ、破損燃料棒内部に蓄積されていた放射性の希ガス、ガス状のヨウ素等が燃料棒外部へ放出される。放出された放射性ガスは、圧力差により気体抽出タンク4に導入される。
【0049】
燃料棒内部と外部との圧力差を大きくするためには、シッパーキャップ2に対する気体抽出タンク4の容積比率が大きい方が効果的であるが、あまり気体抽出タンク4の容積を大きくすると、気体抽出タンク4内で放射性ガスが薄められ検出感度が損なわれる恐れがある。また、冷却材が気体抽出タンク4内に逆流する恐れもある。
【0050】
シッパーキャップ2内から気体抽出タンク4内に冷却材が流入すると、放射性ガスを冷却材から分離する必要があり、操作や装置が複雑化する。シッパーキャップ2から輸送ライン3への冷却材の流入が、炉水水位で止まるようにすれば、気体抽出タンク4内への冷却材の流入を防ぐことができる。
【0051】
弁10開放後の輸送ライン3への冷却材の流入を、炉水水位で止めるためには、シッパーキャップ2から気体抽出タンク4へ気体が流入した後に、気体抽出タンク4内の圧力が周囲の大気圧と同じになる必要がある。したがって、次の式が成立する。
【0052】
P1・V1=P2(V1+V2)=1xV2…式3
(ここで、P1、P2、V1、V2は、式1と同様である。)
P1やV1の値は、検査対象となる燃料集合体の容積、設置場所等により異なるが、本実施の形態では、P1が2.5気圧、V1が40リットルとする。この値を、式3に代入すると、V2(気体抽出タンクの容積)は100リットル、P2(瞬時に減圧した時のシッパーキャップと気体抽出タンクの圧力)は約0.714気圧となる。
【0053】
この条件を満たせば、シッパーキャップ2から輸送ライン3への冷却材の流入を炉水水位で止めて、気体抽出タンク4内への冷却材の流入を防ぐことができる。したがって、気体抽出タンク4内へ放射性ガスが移送される際に、冷却材と燃料棒から放出された気体とが分離されるため、測定対象となる放射性ガスの分離も迅速に行える。
【0054】
もちろん、シッパーキャップ2から気体抽出タンク4内への冷却材の流入を容認し、気体抽出タンク4において、気体と冷却材を分離する構成としてもよい。例えば、シッパーキャップ2と気体抽出タンク4との容積比を大きくすれば、燃料棒内部と外部と圧力差を大きくでき、放射性ガスの破損燃料棒外への放出が促進され好ましい。
【0055】
気体抽出タンク4においては、放射性ガスを燃料集合体1内に送気された圧縮空気から分離する。分離放射性ガスを放射線検出器7に送り、全放射能または核種別放射能放射線を測定することで燃料体の破損を検出する。放射線検出器に送る前に、放射性ガスを放射線核種ごとに更に分離してもよい。
【0056】
測定終了後は、全系統をコンプレッサ6の加圧気体で洗浄することにより、迅速に次の測定に移行できる。
【0057】
こうした構成によれば、燃料集合体内の冷却材の圧力と破損燃料棒内部の圧力の差から、破損燃料棒内の放射性ガスを放出させるため、サンプリングが迅速に行える。放出されたガスの放射能を直接測定することで、破損燃料を高い感度で検出できる。また、バックグランドの高低に関わらず一定の時間内で破損を検出する事ができる。
【0058】
燃料集合体を移動させなくても、炉内で破損の検出が行えるため、迅速に検査が行える。また、燃料棒の二次的破損の拡大の恐れもなくなる。
【0059】
式3を満たすように、シッパーキャップ2と気体抽出タンクの容積を設定すれば、弁10開放時の、シッパーキャップ2から輸送ライン3への冷却材の流入が、炉水水位で止まり、気体抽出タンク4内への冷却材の流入を防ぐことができる。シッパーキャップ内への圧縮空気の送気量を調整してもよい。結果として、気体抽出タンク4内へ放射性ガスが移送される際に、冷却材と燃料棒から放出された気体とが分離されるため、測定対象となる放射性ガスの分離も迅速に行える。
【0060】
また、シッパーキャップ2に注入する気体として空気を用いることにより、シッパーキャップ2内の圧力制御と気体の移送をコンプレッサ6からの圧縮空気で行えるため、装置が簡素化でき移送ライン3の洗浄も容易に行える。
【0061】
(第2の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2の燃料集合体への接合部分を取り外し可能としたこと以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0062】
第1の実施の形態において、シッパーキャップ2を燃料集合体1に装着すると、燃料集合体1の表面に付着した腐食生成物の放射性核種が、シッパーキャップ2と燃料集合体1との接合部分に付着する。
【0063】
図2に示すように、本実施の形態の構成によれば、シッパーキャップ2の燃料集合体装着部15は、シッパーキャップ2の本体から取り外し可能な構造となっている。したがって、放射性核種により著しく汚染された部分のみを取り外して、交換あるいは除去できる。これにより、シッパーキャップ2の燃料集合体への装着性能と除染性能を向上でき、コスト軽減にも寄与できる。
【0064】
(第3の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2の上部を角錐型としたこと以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0065】
図3に模式的に示すように、シッパーキャップ2の上部は、移送ライン3に近づくほど、シッパーキャップ2の水平断面積が小さくなるような角錐型となっている。
【0066】
第1の実施の形態で説明したようにして弁10を開放すると、シッパーキャップ2内の流体は移送ライン3を経て気体抽出タンク4へ輸送される。また、こうしてシッパーキャップ2内が減圧されると、冷却材と破損燃料棒から放出された放射性の気体とが急激にシッパーキャップ2内に流入し、移送ライン3を経て気体抽出タンク4へ輸送される。
【0067】
シッパーキャップ2の上部を角錐型とすると、流体が気体抽出タンク4へ輸送される途中でシッパーキャップ2に滞留することが防げる。したがって、放出された放射性の気体も効率よく移送ライン3に送れる。
【0068】
(第4の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2の燃料集合体装着部より上部分または中間部分を球形状あるいは円筒状としたこと以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0069】
第1の実施の形態で述べたように、減圧されたシッパーキャップ2の内圧と冷却材領域の外圧の差は約1.8気圧である。この圧力差に耐えるためには、シッパーキャップ2の構造材肉圧を厚くする必要があり、結果としてシッパーキャップ2の重量が増加する。
【0070】
本実施の形態においては、図4に模式的に示すように、シッパーキャップ2の燃料集合体装着部より上の中間部分16を球形状とすることで、構造材肉圧を厚くすることなく充分な耐圧強度が得られ、シッパーキャップ2を軽量化できる。
【0071】
図4には、中間部分16を球形状とする例を示したが、これに限られるものではなく、燃料集合体装着部より上部分または中間部分16を円筒状としてもよい。
【0072】
(第5の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2の水平断面が、燃料集合体1のチャンネルボックス8の水平断面と同等の形状を有し、シッパーキャップ2の内部に圧力差に耐えられる補強17が施されていること以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0073】
第1の実施の形態で述べたように、減圧されたシッパーキャップ2の内圧と冷却材領域の外圧の差は約1.8気圧である。この圧力差に耐えるためには、シッパーキャップ2を耐圧構造とする必要がある。
【0074】
本実施の形態においては、図5に模式的に示すように、シッパーキャップ2の内部に補強17を施し充分な耐圧強度を達成できるようになっている。補強17としては、例えば、トラス構造の内張りを設けること等ができるが、特にこれらに限られるものではなく、シッパーキャップ2の内圧と冷却材領域の外圧との圧力差に耐えられる充分な強度を付与できるものであればよい。
【0075】
さらに、シッパーキャップ2の水平断面が燃料チャンネルボックス8と同様の形状であるため、燃料交換機による装着脱着が容易で、作業時間の短縮が可能となる。
【0076】
(第6の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2の下部に加圧気体21の放出口20を有すること以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0077】
図6に、本実施の形態のシッパーキャップ2を模式的に示す。放出口20は、シッパーキャップ2内が減圧状態になったときには閉じるような構造になっている。こうした構造としては、例えば、逆流防止弁のようなものが挙げられるが、特にこれに限られるものではなく、燃料が気中に露出しないように冷却材液面の低下を防止できる構造であればよい。
【0078】
シッパーキャップ2内の冷却材を、加圧気体21により排除する際に、冷却材を排除しすぎて燃料集合体領域の冷却材が排除されると、燃料が気中に露出し急激な温度上昇によって更なる破損を生じる可能性がある。本実施の形態によれば、排除された冷却材の液面が放出口20より下になると放出口20から気体21が放出され、それ以上の冷却材液面の低下を防止できる。
【0079】
また、シッパーキャップ2内が減圧状態になったときには放出口20の開口を閉じる構成とすることで、シッパーキャップ2や燃料集合体1の外部に存在する冷却材がシッパーキャップ2内に流入することを防ぐ。
【0080】
(第7の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムにおいては、シッパーキャップ2内に注入する気体として圧縮空気の代わりに極性の強い気体を用い、この気体と破損燃料から放出されたガスとを分離して、分離されたガスの放射線を測定する。それ以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0081】
図7に本実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す。気体抽出タンク4には、ライン23を介して、分離装置22および分離ガス測定チャンバ26が接続されている。また、分離ガス測定チャンバ26に移送された気体の放射線を測定する放射線検出器7が設けられている。
【0082】
本実施の形態においては、極性の強い気体として、二酸化炭素を使用する。分離装置22にはモレキュラーシーブが充填されている。
【0083】
第1の実施の形態に述べたようにして、コンプレッサ6を用いて、圧縮空気の代わりに二酸化炭素を加圧気体としてシッパーキャップ2内に送気する。気体抽出タンク4内を実質的に真空状態としてから、弁10を開き、気体抽出タンク4とシッパーキャップ2を連絡させると、シッパーキャップ2内に送気された二酸化炭素と破損燃料棒内部から放出された放射性の気体とが、気体抽出タンク4に導入される。
【0084】
気体抽出タンク4から二酸化炭素と放射性の気体とをガス分離装置22に導入し、ガス分離装置22内のモレキュラーシーブに通す。
【0085】
燃料から放出される放射性の気体であるKrとXeを測定する場合、これらの気体は非常に不活性である。この不活性ガスが、極性の強い二酸化炭素等の気体中に含まれている場合には、両者をモレキュラーシーブを通すことで分離できる。
【0086】
本実施の形態においては、モレキュラーシーブを二酸化炭素の吸着剤として用いたが、特にこれに限られるものではなく、効率よく極性の強い気体と、KrとXe等の放射性気体とを分離できるものであればよい。例えば、活性炭等も使用できる。
【0087】
分離装置22で二酸化炭素と分離された放射性ガスは、分離ガス測定チャンバ26に移送され、放射線検出器7で放射線を測定される。
【0088】
こうした構成により、シッパーキャップ2内のガスから放射性の気体のみを分離して測定することが可能になり、検出感度を向上できる。
【0089】
(第8の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2内に注入する気体として圧縮空気の代わりに不活性気体を用いること以外は、図7に示した第7の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0090】
本実施の形態においては、不活性気体として、窒素を使用するが、特にこれに限られるものではなく、例えば、非放射性のKrやXeを用いることもできる。分離装置22には、第7の実施の形態と同様に、モレキュラーシーブが充填されている。
【0091】
第1の実施の形態に述べたようにして、コンプレッサ6を用いて、圧縮空気の代わりに窒素を加圧気体としてシッパーキャップ2内に送気する。気体抽出タンク4内を実質的に真空状態としてから、弁10を開き、気体抽出タンク4とシッパーキャップ2を連絡させると、シッパーキャップ2内に送気された窒素と破損燃料棒内部から放出された放射性の気体とが、気体抽出タンク4に導入される。
【0092】
次いで、気体抽出タンク4から窒素と放射性の気体とをガス分離装置22に導入し、ガス分離装置22内のモレキュラーシーブに通す。
【0093】
燃料から放出される放射性の気体ヨウ素等の極性の大きい気体は、非常に活性である。したがって、こうした活性気体が、極性の小さい窒素等の気体中に含まれている場合には、両者をモレキュラーシーブを通すことで分離できる。
【0094】
本実施の形態においては、モレキュラーシーブを窒素の吸着剤として用いたが、特にこれに限られるものではなく、極性の小さい気体と、気体ヨウ素などの極性の大きい放射性気体とを効率よく分離できるものであればよい。例えば、活性炭等も使用できる。
【0095】
また、適当な注入気体と吸着カラムとを選択すれば、放射性のKrとXeとを別々のカラムに吸着させて、Kr単独あるいはXe単独の測定も可能となり検出精度が向上する。
【0096】
分離装置22で窒素と分離された放射性ガスは、分離ガス測定チャンバ26に移送され、放射線検出器7で放射線を測定される。
【0097】
こうした構成により、シッパーキャップ2中のガスから放射性の気体のみを分離して測定することが可能になり、検出感度をさらに向上できる。
【0098】
(第9の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、シッパーキャップ2内に注入する気体として単一組成の気体を使用し、分離装置22が吸着分離カラムを有し、この分離装置22に吸着されたガスと、吸着分離カラムに吸着されずに分離ガス測定チャンバ26に収容されるガスとの両方について放射線測定を行う。それ以外は、第7の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0099】
図8に本実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す。内部に吸着分離カラムを有する分離装置22には分離ガス測定チャンバ26が接続されている。
【0100】
シッパーキャップ2内に注入する単一組成の気体としては、水素、アルゴン、窒素等が好ましく用いられる。例えば、ヨウ素を分離する場合に空気等の混合気体を使用すると、ヨウ素の化学形態が変化するとともに、空気も窒素と酸素に分離するため、ヨウ素の分離効果が低下する。したがって、単一組成のガスを用いることが好ましい。
【0101】
分離装置22の吸着カラムに吸着されたガスと、吸着されずに分離ガス測定チャンバ26に送られたガスのそれぞれの放射線強度を測定するために、それぞれ放射線検出器7a、7bが設けられている。1台の放射線検出装置を利用して測定を行ってもよい。
【0102】
例えば、分離装置22の吸着分離カラムとして、ヨウ素吸着カラムを使用すれば、放射線検出器7aでカラムに吸着されたヨウ素の放射線量を測定し、放射線検出器7bで吸着されなかったKrやXeの放射線量を測定することができる。
【0103】
こうした構成によれば、吸着カラムに吸着される放射性核種と、吸着されずに分離ガス測定チャンバへ送られる放射性核種と、複数核種の測定を別々に行うことで、放射性気体の容積を小さくでき検出感度を向上できる。
【0104】
(第10の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、気体抽出タンク4の代わりに、シッパーキャップ2内の気体および冷却材の両方を受け入れる流体抽出タンク40を設け、さらに、気体と冷却材の両方からヨウ素を分離するヨウ素分離装置41を設置したこと以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0105】
図9に本実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す。流体抽出タンク40は、容積約150リットルである。第1の実施の形態の気体抽出タンク4に比べ、容積が大きいのは、気体と冷却材の両方を抽出するためである。ヨウ素分離装置41内には、ヨウ素吸着分離カラムが設置されている。
【0106】
第1の実施の形態で述べたように、式1を満たすように、シッパーキャップ2と気体抽出タンク4の容積比を任意に変えることで、シッパーキャップ2内を減圧する際に、流体抽出タンク4内へ、シッパーキャップ2内の気体および冷却材の両方が流入するように調整できる。
【0107】
流体抽出タンク40に抽出した気液混合状態の放射性流体を、ヨウ素分離装置41へ移送し、ヨウ素吸着分離カラムを通過させる。この操作により燃料棒から放出された放射性ヨウ素は吸着分離カラムに留まり、他の炉水成分と気体はドレン口から炉心に返される。吸着分離カラムに吸着された放射性ヨウ素を、放射線検出器7で検出することで破損燃料体の検出が行われる。
【0108】
こうした構成によれば、シッパーキャップ2と気体抽出タンク4との容積比を大きくすることで、燃料棒内部と外部と圧力差が増加される。したがって、ヨウ素の破損燃料棒外への放出率を高め検出感度を向上できる。特に、破損位置が燃料棒下方に有りガス放出が小さい事象における破損燃料を検出する場合に、迅速かつ高感度の破損燃料の同定が可能になる。
【0109】
また、ヨウ素吸着分離カラムを用いることで、ヨウ素とそれ以外の物質とを確実に分離して検出感度を向上できる。
【0110】
(第11の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、チャンネルボックスをもたない燃料集合体の破損を検出するため、燃料集合体より長いシッパーキャップを使用すること以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0111】
図10に、本実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップ45を模式的に示す。チャンネルボックスをもたない燃料集合体46に被せられるシッパーキャップ45の長さは、シッパーキャップ45が所定の位置に装着されたときに燃料集合体46がシッパーキャップ45で覆われるように、この燃料集合体46より長くする。好ましくは、シッパーキャップ45装着時に燃料集合体46の燃料棒の全長が、シッパーキャップ45で過不足なく覆われるような長さにする。
【0112】
シッパーキャップ45を燃料集合体46に装着する際には、燃料集合体46の上部格子板等を利用して、シッパーキャップ45を適切な位置に配置できるようにする。
【0113】
シッパーキャップ45の容積は、次のようにして設定する。燃料集合体46にシッパーキャップ45を装着し、燃料集合体の燃料棒が気中に露出しない最大量の気体をシッパーキャップ45内に送気したときに、シッパーキャップ45内に存在する冷却材の容積をXとする。燃料集合体46の容積をYとする。シッパーキャップ45の容積は、2X+Yよりも大きい必要がある。好ましくは、2X+Yを下回らない範囲でほぼ同量とする。
【0114】
こうした構成により、第1の実施の形態と同様にして、シッパーキャップ45の内部に送気後、シッパーキャップ46上部を瞬時に減圧すると、燃料集合体構造の圧力損失により集合体45領域の冷却材の圧力が減圧状態になる。これにより、破損燃料棒内圧と外部の冷却材との間に圧力差が生じ、破損燃料棒内の放射性気体を燃料棒外へ放出させることができる。したがって、チャンネルボックスがない燃料集合体においても、感度の高い破損検出が迅速に行える。
【0115】
このように、本実施の形態によれば、シッパーキャップ46を長くして燃料集合体を覆うようにすることで、チャンネルボックスを有さない燃料集合体を燃料破損検出対象とする場合にも、第1の実施の形態と同様の効果が得られる。
【0116】
(第12の実施の形態)
本実施の形態の破損燃料検出システムは、複数のシッパーキャップを有すること以外は、第1の実施の形態の破損燃料検出システムと基本的に同様である。
【0117】
図11では、便宜上2個のシッパーキャップが示されているが、本実施の形態のシッパーキャップ48は、縦横2個ずつ合計4個のシッパーキャップがまとめられており、移動時に燃料交換マスト56に掛けるための取っ手47が設けられている。各シッパーキャップには、移送ライン49、3を介して、気体抽出タンク4、減圧ポンプ5、放射線検出器7等が接続されている。
【0118】
本実施の形態においては、各シッパーキャップのそれぞれに移送ライン49を設けたが、図12に示すように、4個のシッパーキャップの上部を一体に形成して、移送ライン3のみを使用してもよい。
【0119】
第1の実施の形態と同様にして、各シッパーキャップを対応する燃料集合体1に装着し、各シッパーキャップに圧縮空気を送気する。その後、弁10を開いてシッパーキャップ内を減圧し、破損燃料棒から放射性の気体を放出させ、シッパーキャップ内の気体と共に移送ライン49、3を経て気体抽出タンク4へ移動させる。こうして、同時に4個のシッパーキャップ48から気体のサンプリングを行えば、破損燃料検出時間を大幅に短縮できる。
【0120】
通常の炉心構成では1〜4サイクル燃焼の燃料集合体が1つのセルにあるため、あらかじめ破損燃料体の燃焼度がわかっていれば、大幅に時間を短縮できる。
【0121】
本実施の形態においては、4つの燃料集合体からのサンプルの混合物を放射線検出に供したが、例えば、各シッパーキャップのラインにそれぞれ弁を設ければ、これらの弁を操作して、時間差を設けて各シッパーキャップからの気体のサンプリングを行うことができる。したがって、同一の気体抽出タンク4を使用しても、各燃料集合体毎に、破損燃料の検出を行うことができる。
【0122】
また、各シッパーキャップのそれぞれに移送ライン3と気体抽出タンク4とを設ける構成も可能である。複数の燃料集合体から同時にサンプリングが可能となり、破損燃料検出時間を大幅に短縮できる。加えて、各燃料集合体毎に、破損燃料の検出を行うことができる。
【0123】
さらに、シッパーキャップの数は、4個に限られるものではなく、検出感度、作業効率、コスト等を考慮して、適宜選択可能である。
【0124】
第2〜11の実施の形態に係る破損燃料検出システムにおいて、本実施の形態のように複数のシッパーキャップをまとめた構成とすることも可能である。
【0125】
【発明の効果】
本発明によれば、燃料集合体内の冷却材の圧力と破損燃料棒内部の圧力の差から、破損燃料棒内の放射性ガスを放出させることで、燃料を移動させることなく迅速かつ高感度に破損燃料を検出できる。
【図面の簡単な説明】
【図1】第1の実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す図。
【図2】第2の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図3】第3の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図4】第4の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図5】第5の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図6】第6の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図7】第7の実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す図。
【図8】第9の実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す図。
【図9】第10の実施の形態に係る破損燃料検出システムの概要を示す図。
【図10】第11の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図11】第12の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの概要を示す図。
【図12】第12の実施の形態に係る破損燃料検出システムのシッパーキャップの他の例の概要を示す図。
【図13】ヨウ素シッピング装置を使用した従来のシッピング法の一例を示す図。
【図14】アウトコアガスシッピング装置を使用した従来のシッピング法の一例を示す図。
【図15】従来のガスシッピング法の他の一例を示す図。
【符号の説明】
1、46…燃料集合体、2、45、48、51…シッパーキャップ、3、23、49、60…輸送ライン、4…気体抽出タンク、5、59…減圧ポンプ、6…コンプレッサ、7…放射線検出器、8…チャンネルボックス、10…二方弁、11、12…三方弁、13、47…取っ手、15…燃料集合体装着部、16…中間部分、17…トラス、20…放出口、21…加圧気体、22…分離装置、26…分離ガス測定チャンバ、40…流体抽出タンク、41…ヨウ素分離装置、52…内キャップ、53…減圧移送系、54…破損燃料棒、55…減圧ポンプ、56…燃料交換機マスト、57…燃料貯蔵プール、58…減圧容器。[0001]
BACKGROUND OF THE INVENTION
The present invention relates to a method and system for detecting damaged fuel in the field of nuclear power. In particular, the present invention relates to a fuel breakage detection method and system used when detecting breakage of a fuel rod in a fuel assembly loaded in a reactor core.
[0002]
[Prior art]
A fuel assembly used in a nuclear reactor is composed of a plurality of fuel rods, and the fuel rods are filled with a large number of nuclear fuel pellets. The fuel rod is coated with a coating material, and is configured so that the nuclear fuel itself does not leak directly. However, if the cladding tube breaks for some reason, the internal fission products may leak into the surrounding coolant and cause radioactive contamination of related systems. It is necessary to detect quickly and find the location of the damaged fuel.
[0003]
The shipping method is one of the methods for detecting such damaged fuel, and there are a wet type and a dry type. In both cases, detection is performed with the reactor shut down, but the former is a method in which water containing fission products is sucked from the top of the fuel assembly in water and analyzed, and the latter excludes the coolant by air. In this method, fission products diffused in the air in a state are measured by sampling.
[0004]
In the wet process, a method of measuring iodine as a fission product is often used. The iodine measuring method will be described with reference to FIG.
[0005]
A
[0006]
When gas is supplied to the
[0007]
When the temperature of the coolant rises in this way, the internal pressure of the fuel rod increases and iodine is released from the damaged
[0008]
In the dry process, a gas shipping method for measuring gas as a fission product is generally used. A gas shipping method using a conventional out-core gas shipping apparatus will be described with reference to FIG.
[0009]
The
[0010]
FIG. 15 shows another method of the gas shipping method. When the
[0011]
As described above, when collecting and measuring iodine released from damaged fuel rods, it is possible to detect the presence or absence of fuel rod damage without moving the damaged fuel rods. The detection sensitivity decreases due to the influence of. In addition, measurement is performed because gas is sent into the sipper cap and the coolant in the channel box is isolated from the surroundings to raise the temperature of the coolant around the fuel rod and release iodine from the broken fuel rod. Takes time.
[0012]
When measuring radioactive gas released from a broken fuel rod, the sensitivity is improved compared to the method of measuring iodine, but the broken fuel must be moved, so if the damage is large, it will be broken secondarily. There is a possibility of expanding. In addition, since it takes time to move the fuel, measurement takes time.
[0013]
[Problems to be solved by the invention]
As described above, in the conventional shipping method, it is possible to measure iodine released from the broken fuel rod into the coolant without moving the fuel, but the detection sensitivity is insufficient and the measurement takes time. There was a problem. On the other hand, the method of measuring the radioactive gas released from the broken fuel rod improves the sensitivity compared to the method of measuring iodine etc., but it may cause the expansion of secondary damage because the damaged fuel is moved. Yes, it took time to move the fuel.
[0014]
The present invention has been made in view of such a conventional situation, and an object thereof is to provide a fast and highly sensitive shipping method and system capable of achieving high detection sensitivity without moving fuel.
[0015]
[Means for Solving the Problems]
To achieve the above purpose , Contract The invention described in
[0016]
According to a second aspect of the present invention, in the damaged fuel detection method according to the first aspect, in the discharging step, the sipper cap is brought into communication with a decompressed fluid tank so that part or all of the fluid in the sipper cap is rapidly By transferring to the fluid tank, the inside of the sipper cap is decompressed.
[0017]
A third aspect of the present invention is the damaged fuel detection method according to the first or second aspect, wherein the gas is air. , Nitrogen, inert gas or carbon dioxide It is characterized by being.
[0019]
[0020]
[0021]
[0022]
[0023]
[0024]
Claim 9 The described invention is claimed. 4 Thru 8 5. The damaged fuel detection system according to
[0025]
[0026]
[0027]
[0028]
[0030]
DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described with reference to the drawings. The same components as those of the above-described conventional technology are denoted by the same reference numerals, and detailed description thereof is omitted. In addition, this invention is not limited to the following embodiment, In the range which does not change the summary, it can implement suitably.
[0031]
(First embodiment)
FIG. 1 shows an outline of a damaged fuel detection system according to the present embodiment. A
[0032]
The
[0033]
Furthermore, a
[0034]
The
[0035]
Further, the volume of the
[0036]
As the
[0037]
A method of actually detecting fuel damage using the above-described system will be described.
[0038]
First, the
[0039]
Next, the
[0040]
At this time, in order to eliminate the coolant, pressurization higher than the reactor water deep pressure at the installation position of the fuel assembly is required. The amount of compressed air to be sent is the maximum amount that does not expose the fuel rods of the fuel assembly.
[0041]
After replacing the inside of the sipper cap with pressurized air, the
[0042]
Next, the
[0043]
The valve operation and the operation of the
[0044]
When such pressure reduction occurs, the pressure of the gas phase at the gas-liquid interface above the fuel assembly depends on the volume ratio of the
[0045]
From the relationship obtained by the following equation, the pressure reduction amount of the gas phase can be adjusted by arbitrarily changing the volume ratio between the
[0046]
P 1 ・ V 1 = P 2 (V 1 + V 2 ) ...
here,
P 1 = Pressure in the cap (about 2.5 atm in this embodiment)
V 1 = Cap volume or amount of air fed into the cap (in this embodiment, about 40 liters)
P 2 = Sipper cap and gas extraction tank pressure (atmospheric pressure) when pressure is reduced instantaneously
V 2 = Volume of gas extraction tank (liter)
On the other hand, in the liquid phase part of the gas-liquid interface in the fuel assembly, the coolant gradually rises into the fuel assembly due to pressure loss of the coolant and the structural material of the fuel assembly, the viscosity of the reactor water, etc. Does not cancel the pressure balance. The pressure loss due to the structure of the coolant and the fuel assembly can be roughly evaluated by the following equation.
[0047]
Δp = K ・ ρ ・ v 2 ...
here,
Δp: Pressure difference (2.5 → 0.714) generated by instantaneous pressure reduction,
K: Aggregate pressure loss coefficient (about 6)
ρ: coolant density (1000 kg / m 3 ),
v: Coolant moving speed (m / s)
Is substituted, v = 5 m / s. This value assumes that the fuel assembly is a cylinder. In practice, v is considerably smaller than this value. Therefore, when the actual upper part of the fuel assembly is instantaneously depressurized, it takes at least 2 to 3 seconds for the coolant entering from the lower part of the fuel assembly to fill the fuel assembly. The internal environmental pressure of the assembly is reduced, and a pressure difference is generated between the inside and outside of the fuel rod.
[0048]
That is, the internal pressure of the damaged fuel rod that was in pressure equilibrium with the surrounding coolant produced a pressure difference when the surrounding coolant was suddenly depressurized, and the radioactive noble gas or gas accumulated inside the damaged fuel rod -Like iodine is released to the outside of the fuel rod. The released radioactive gas is introduced into the
[0049]
In order to increase the pressure difference between the inside and outside of the fuel rod, it is effective that the volume ratio of the
[0050]
When the coolant flows from the
[0051]
In order to stop the inflow of the coolant into the
[0052]
P 1 ・ V 1 = P 2 (V 1 + V 2 ) = 1xV 2 ...
(Where P 1 , P 2 , V 1 , V 2 Is similar to Equation 1. )
P 1 Or V 1 The value of varies depending on the volume of the fuel assembly to be inspected, the installation location, etc., but in this embodiment, P 1 Is 2.5 atm, V 1 Is 40 liters. Substituting this value into
[0053]
If this condition is satisfied, the coolant can be prevented from flowing into the
[0054]
Of course, the coolant may be allowed to flow into the
[0055]
In the
[0056]
After the measurement is completed, the entire system can be quickly washed with the pressurized gas of the
[0057]
According to such a configuration, since the radioactive gas in the damaged fuel rod is released from the difference between the pressure of the coolant in the fuel assembly and the pressure in the damaged fuel rod, sampling can be performed quickly. Damaged fuel can be detected with high sensitivity by directly measuring the radioactivity of the released gas. In addition, damage can be detected within a certain time regardless of the background level.
[0058]
Even without moving the fuel assembly, damage can be detected in the furnace, so inspection can be performed quickly. Moreover, there is no risk of secondary damage to the fuel rods.
[0059]
If the volume of the
[0060]
Further, by using air as the gas to be injected into the
[0061]
(Second Embodiment)
The damaged fuel detection system of the present embodiment is basically the same as the damaged fuel detection system of the first embodiment, except that the joint portion of the
[0062]
In the first embodiment, when the
[0063]
As shown in FIG. 2, according to the configuration of the present embodiment, the fuel
[0064]
(Third embodiment)
The damaged fuel detection system of the present embodiment is basically the same as the damaged fuel detection system of the first embodiment, except that the upper part of the
[0065]
As schematically shown in FIG. 3, the upper portion of the
[0066]
When the
[0067]
If the upper part of the
[0068]
(Fourth embodiment)
The damaged fuel detection system according to the present embodiment is the same as the damaged fuel detection system according to the first embodiment, except that the upper portion or the middle portion of the
[0069]
As described in the first embodiment, the difference between the reduced internal pressure of the
[0070]
In the present embodiment, as schematically shown in FIG. 4, the
[0071]
FIG. 4 shows an example in which the
[0072]
(Fifth embodiment)
In the damaged fuel detection system according to the present embodiment, the horizontal cross section of the
[0073]
As described in the first embodiment, the difference between the reduced internal pressure of the
[0074]
In the present embodiment, as schematically shown in FIG. 5, a reinforcement 17 is applied to the inside of the
[0075]
Furthermore, since the horizontal cross section of the
[0076]
(Sixth embodiment)
The damaged fuel detection system according to the present embodiment is basically the same as the damaged fuel detection system according to the first embodiment except that a
[0077]
FIG. 6 schematically shows the
[0078]
When the coolant in the
[0079]
Further, when the inside of the
[0080]
(Seventh embodiment)
In the damaged fuel detection system of the present embodiment, a highly polar gas is used instead of compressed air as the gas injected into the
[0081]
FIG. 7 shows an outline of the damaged fuel detection system according to the present embodiment. A
[0082]
In the present embodiment, carbon dioxide is used as a highly polar gas. The
[0083]
As described in the first embodiment, the
[0084]
Carbon dioxide and radioactive gas are introduced from the
[0085]
When measuring Kr and Xe, which are radioactive gases released from the fuel, these gases are very inert. When the inert gas is contained in a gas such as carbon dioxide having a strong polarity, it can be separated by passing the both through a molecular sieve.
[0086]
In this embodiment, the molecular sieve is used as an adsorbent for carbon dioxide. However, the present invention is not limited to this, and it can efficiently separate a highly polar gas and a radioactive gas such as Kr and Xe. I just need it. For example, activated carbon can be used.
[0087]
The radioactive gas separated from the carbon dioxide by the
[0088]
With such a configuration, it is possible to separate and measure only a radioactive gas from the gas in the
[0089]
(Eighth embodiment)
The damaged fuel detection system of the present embodiment is the same as that of the seventh embodiment shown in FIG. 7 except that an inert gas is used instead of compressed air as the gas injected into the
[0090]
In the present embodiment, nitrogen is used as the inert gas. However, the present invention is not limited to this, and for example, non-radioactive Kr or Xe can also be used. Similar to the seventh embodiment, the
[0091]
As described in the first embodiment, the
[0092]
Next, nitrogen and radioactive gas are introduced from the
[0093]
A highly polar gas, such as radioactive gaseous iodine released from fuel, is very active. Therefore, when such an active gas is contained in a gas such as nitrogen having a small polarity, it can be separated by passing both through a molecular sieve.
[0094]
In the present embodiment, the molecular sieve is used as an adsorbent for nitrogen. However, the present invention is not particularly limited to this, and it can efficiently separate a gas having a small polarity and a radioactive gas having a large polarity such as gaseous iodine. If it is. For example, activated carbon can be used.
[0095]
Further, if an appropriate injection gas and an adsorption column are selected, radioactive Kr and Xe can be adsorbed on separate columns, and Kr alone or Xe alone can be measured, thereby improving detection accuracy.
[0096]
The radioactive gas separated from nitrogen by the
[0097]
With such a configuration, it is possible to separate and measure only radioactive gas from the gas in the
[0098]
(Ninth embodiment)
The damaged fuel detection system according to the present embodiment uses a gas having a single composition as a gas to be injected into the
[0099]
FIG. 8 shows an outline of the damaged fuel detection system according to the present embodiment. A separation
[0100]
As a single composition gas to be injected into the
[0101]
[0102]
For example, if an iodine adsorption column is used as the adsorption separation column of the
[0103]
According to such a configuration, the radionuclide adsorbed on the adsorption column, the radionuclide that is sent to the separation gas measurement chamber without being adsorbed, and the measurement of multiple nuclides are performed separately, so that the volume of the radioactive gas can be reduced and detected. Sensitivity can be improved.
[0104]
(Tenth embodiment)
The damaged fuel detection system of the present embodiment is provided with a
[0105]
FIG. 9 shows an outline of the damaged fuel detection system according to the present embodiment. The
[0106]
As described in the first embodiment, when the inside of the
[0107]
The gas-liquid mixed radioactive fluid extracted in the
[0108]
According to such a configuration, the pressure difference between the inside and outside of the fuel rod is increased by increasing the volume ratio between the
[0109]
Further, by using an iodine adsorption separation column, iodine and other substances can be reliably separated to improve detection sensitivity.
[0110]
(Eleventh embodiment)
The damaged fuel detection system of the present embodiment detects the damaged fuel of the first embodiment except that a sipper cap longer than the fuel assembly is used in order to detect the failure of the fuel assembly having no channel box. It is basically the same as the detection system.
[0111]
FIG. 10 schematically shows the
[0112]
When the
[0113]
The volume of the
[0114]
With this configuration, as in the first embodiment, after supplying air to the inside of the
[0115]
As described above, according to the present embodiment, by extending the
[0116]
(Twelfth embodiment)
The damaged fuel detection system of the present embodiment is basically the same as the damaged fuel detection system of the first embodiment except that it has a plurality of sipper caps.
[0117]
In FIG. 11, two sipper caps are shown for convenience, but the
[0118]
In this embodiment, each sipper cap is provided with a
[0119]
In the same manner as in the first embodiment, each sipper cap is attached to the corresponding
[0120]
In a normal core configuration, since a fuel assembly for 1 to 4 cycle combustion is in one cell, the time can be greatly reduced if the burnup of the damaged fuel body is known in advance.
[0121]
In the present embodiment, the mixture of samples from the four fuel assemblies was subjected to radiation detection. However, for example, if a valve is provided in each sipper cap line, these valves are operated to reduce the time difference. It is possible to perform sampling of gas from each sipper cap. Therefore, even if the same
[0122]
Moreover, the structure which provides the
[0123]
Furthermore, the number of sipper caps is not limited to four, and can be appropriately selected in consideration of detection sensitivity, work efficiency, cost, and the like.
[0124]
In the damaged fuel detection system according to the second to eleventh embodiments, a configuration in which a plurality of sipper caps are combined as in the present embodiment is also possible.
[0125]
【The invention's effect】
According to the present invention, the radioactive gas in the damaged fuel rod is released from the difference between the pressure of the coolant in the fuel assembly and the pressure in the damaged fuel rod, so that the fuel is quickly and highly sensitively broken without moving. Fuel can be detected.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a diagram showing an outline of a damaged fuel detection system according to a first embodiment.
FIG. 2 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a second embodiment.
FIG. 3 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a third embodiment.
FIG. 4 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a fourth embodiment.
FIG. 5 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a fifth embodiment.
FIG. 6 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a sixth embodiment.
FIG. 7 is a diagram showing an outline of a damaged fuel detection system according to a seventh embodiment.
FIG. 8 is a diagram showing an outline of a damaged fuel detection system according to a ninth embodiment.
FIG. 9 is a diagram showing an outline of a damaged fuel detection system according to a tenth embodiment.
FIG. 10 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to an eleventh embodiment.
FIG. 11 is a diagram showing an outline of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a twelfth embodiment.
FIG. 12 is a diagram showing an outline of another example of a sipper cap of a damaged fuel detection system according to a twelfth embodiment.
FIG. 13 is a diagram showing an example of a conventional shipping method using an iodine shipping apparatus.
FIG. 14 is a diagram showing an example of a conventional shipping method using an out-core gas shipping device.
FIG. 15 is a view showing another example of a conventional gas shipping method.
[Explanation of symbols]
DESCRIPTION OF
Claims (12)
前記シッパーキャップ内に気体を注入して、前記シッパーキャップ内に存在する炉水の一部または全部を排除する気体注入工程と、
前記燃料集合体のチャンネルボックス内の炉水の圧力と前記燃料集合体内に存在する破損燃料棒内の圧力との圧力差により破損燃料棒内部の核分裂生成物を放出させるように前記シッパーキャップ内を減圧する放出工程と、
前記核分裂生成物を検出する検出工程と
を有することを特徴とする破損燃料検出方法。A mounting step of mounting the sipper cap on the fuel assembly existing in the reactor water;
A gas injection step of injecting a gas into the sipper cap to eliminate part or all of the reactor water present in the sipper cap;
In the sipper cap, the fission product in the damaged fuel rod is released by a pressure difference between the pressure of the reactor water in the channel box of the fuel assembly and the pressure in the damaged fuel rod existing in the fuel assembly. A depressurizing release process;
A method for detecting damaged fuel, comprising a step of detecting the fission product.
前記シッパーキャップ内へ気体を送り込む送気手段と、
前記シッパーキャップ内の流体を貯留する流体タンクと、
前記シッパーキャップと前記流体タンクとを接続する配管と、
前記配管に設けられた弁を含み、前記シッパーキャップ内の圧力を変化させて前記チャンネルボックス内の炉水の圧力と前記燃料集合体内に存在する破損燃料棒内の圧力との圧力差により前記破損燃料棒内部の核分裂生成物を放出させる圧力制御手段と、
この放出された前記核分裂生成物を検出する検出手段と
を有することを特徴とする破損燃料検出システム。A sipper cap mounted on top of the channel box of the fuel assembly existing in the reactor water and having a volume equal to or greater than the volume of the reactor water present in the channel box;
An air supply means for sending gas into the sipper cap ;
A fluid tank for storing fluid in the sipper cap;
Piping connecting the sipper cap and the fluid tank;
Including a valve provided in the piping, and changing the pressure in the sipper cap to cause the damage due to the pressure difference between the pressure of the reactor water in the channel box and the pressure in the broken fuel rod existing in the fuel assembly Pressure control means for releasing fission products inside the fuel rod ;
A damaged fuel detection system comprising: a detection means for detecting the released fission product.
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