JPH02298893A

JPH02298893A - 溶解炉溶液中の核残渣の溶解レート点検装置

Info

Publication number: JPH02298893A
Application number: JP1112277A
Authority: JP
Inventors: Patrice Bernard; パトリス　ベルナルド; Jean Cloue; ジャン　クルエ; Alain Leperon; アラーン　レペロン; Raymond Pasquali; レイモンド　パスクウァリ; Gilles Bignan; ジレ　ビニアン
Original assignee: Commissariat a lEnergie Atomique CEA
Current assignee: Commissariat a lEnergie Atomique et aux Energies Alternatives CEA
Priority date: 1988-05-03
Filing date: 1989-05-02
Publication date: 1990-12-11
Anticipated expiration: 2013-04-22
Also published as: EP0341140B1; FR2631121B1; FR2631121A1; DE68907785D1; JP2742914B2; EP0341140A1

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

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錆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
、これ等燃料ペレットの非溶解レートは１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、１４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０．５〜１．５１４ｅＶ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１
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。

（、）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液のひどい
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（ｉｎｔ
ｅｒｌｉｎｋｉｎｇ）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１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ツシュ
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Ｃｏｒ″０およびＣｓ”
’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
ンで構成される。

検出チェインは、検出器２例えば、高さ１５１゜幅１０
０ｃｎ、厚さ５〜ＩＯＣ！Ｉ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Ｌ　２２６２型
の迅速ホトマルチプライア、　ＴＩ（Ｔサプライを備え
た５ＥＩＮ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
低バス増幅器ユニット・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１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
するカスケラ８２個５０．５２、およびこれ等力スケッ
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５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ｅｌ。

ｅ２１例えば、Ｇｏ”およびＣｓ”’、のみを備える。

しかし１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１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７
０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Ｔｅ１ｅｆｌｅｘ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力スケット５０ま
たは５２に導かれている。収納力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１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
他端が収納力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■−■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
ブ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によって直接比められ得る
ように、但し１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、規準化された検出器を備えた装置が、有効高
さが３．５ａ＊および有効幅８０ａ＊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Ｉｃ！１１および長さ２０ｃ
ｍである。

放射ＩＩＡ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は取るが、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２８
□および低い陰影域２８□に配置されている第１位［２
８１および第２位Ｉｉ！２８□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２８□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２
２．２４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４
２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ｄｌ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ｄｌ、即ち１点検されるべき
帯域を通過した放射線に相当する線量（ａｑｕｉｓｉｔ
ｉｏｎ）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１点検されるべき帯域１０
の全走査を表す０次いで、機械的システムによって。

生物的保護力スケット内のエネルギｅ１の第１放射線源
２８の代りに、ｅｌ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３６−７
２ｓｅｃ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１
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１３−（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２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。

５（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　　　　　個で表示した放射ａｍ−検出器間の距離ＩＡ（Ｅ）　　　　γ（溶解炉の壁、バケツ、等）によ
って横切ら、れる固定された媒質１（Ｃ１，Ｎ）内においてエネルギＥでのγの総減衰係数
−μシ１（ＩＡ　　　　　放射線源のγによって横切られる各媒
質主の厚さＱ、　　　　バケツの内幅 μＺ、（Ｅ）　　　エネルギＥ（ａｍ−１）でのジルカ
ロイの総減衰係数 μｏ０□（Ｅ）　　エネルギＥ（ｍ−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（Ｏ≦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１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・ａｍ−２・ｓｅｅ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５（
Ｅ）の存在する場合に、γ検出器信号が書き込まれ得る
：（Ａ）：固定項　Ｔ（Ｅ）（Ｂ）　：　ｘおよびｆによって変化する項方程式中、
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（ａ＝−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）　　Ｊ’　（Ｅ　＋　Ｘ　、ｆ　）＝ｆ　μ！ｒ
（Ｅ）　＋　ｆ　Ｘ　２．９８ｕ−ｏ−ｂ（Ｅ）を含む
。

方程式中、ファクタ２．９８は、燃料容量の、ＲＦＰコ
アにおけるジルカロイ容量に対する比（燃料が７．９８
　Ｘ　１０’　ｃｗｔおよびジルカロイが２，６５　Ｘ
　１０＠ｃｄ）である。

Ｃｓ”’源の存在においてはｔ　（６６０ｋａＶｔ　ｆ
　＊　ｘ　）を、そしてＧｏ”源の存在においてはτｕ
（１，２５にｅＶ、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１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、了＝　ｆ　（ｆ　＝０．１２）およびＸ＝Ｏ
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：５．８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μｚ、ＣＥ）の変分がＥ＝ｆｉ６０　ｋｅＶ
とＥ：１．２５　ＭｓＶとの間でのＥの変動によるμ。

。、、ｋ（Ｅ）のそれとは異なる事実と連結している、
即ち、μむは１．２５から６６０　ｋｅＶ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、μｅｏｍｈは約
１００％変化する。

非常に要約すると、Ｇｏ”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ｏ　Ｃｓ　１３’
源の存在する場合における信号は、正常値Ｘ＝Ｏと比較
して一２４％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１乗算係数ｆの２％変動はＣｓ”’源の存在にお
いて−２，５％を、またＣｏ”＊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。Ｃｏ５ａ
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
。再放射線′ｇＣｓ”’およびＣｏ“０は可動である、
即ち、バケツの完全な表面を走査しｓ　Ｃｓ　”　３７
およびＧｏ’。

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。ＷＪ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ツト
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、スクリューナツト・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はプロッティング・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、−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１
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１０１１１．１１０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１１６゜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、バケッ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、垂直ブ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、平方メツシュ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０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、各メツシュに関する情報は記憶さ
れ、次いで、各メツ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、バケツが硝酸溶解塔を離れる時に、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１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、各放射線源をメツシュ・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■−■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・・・収納力スケッ
ト、５６、５８・・・ベンド・カスケット、７０．７２
・・・管、　　１０２・・・支持構造体、１０４・・・
放射ｌｌＡｌ水源ダ・キャリジ、１０６・・・放射線源
ホルダ・アーム、１０８．１１０・・・減速モータ、１
１２．１１４・・・駆動シャフト、１１６、１１８．１
２０．１２２・・・傘歯車、１３０・・・平方メツシュ
・特許出願人　コミサリアアレネルジアトミツクＲＧ、　
Ｂ

Claims

【特許請求の範囲】

（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。
（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。
（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。
（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（
１０４）および各放射線源ホルダ・アームを作動する手
段（１０８、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。
（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（１０４）に、および各傘歯車（１１６、１１
８）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。