JPH0252295A - 原子炉の制御棒漏れ特定方法及びその装置 - Google Patents
原子炉の制御棒漏れ特定方法及びその装置Info
- Publication number
- JPH0252295A JPH0252295A JP1172822A JP17282289A JPH0252295A JP H0252295 A JPH0252295 A JP H0252295A JP 1172822 A JP1172822 A JP 1172822A JP 17282289 A JP17282289 A JP 17282289A JP H0252295 A JPH0252295 A JP H0252295A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- solution
- control rod
- circuit
- shielded chamber
- nuclear reactor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims description 32
- BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N Silver Chemical compound [Ag] BQCADISMDOOEFD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 22
- 239000004332 silver Substances 0.000 claims abstract description 22
- 229910052709 silver Inorganic materials 0.000 claims abstract description 21
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 claims abstract description 17
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N Hydrochloric acid Chemical compound Cl VEXZGXHMUGYJMC-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N Sulfuric acid Chemical compound OS(O)(=O)=O QAOWNCQODCNURD-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 6
- 239000002245 particle Substances 0.000 claims abstract description 6
- 239000002253 acid Substances 0.000 claims abstract description 5
- GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N Nitric acid Chemical compound O[N+]([O-])=O GRYLNZFGIOXLOG-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 3
- 229910017604 nitric acid Inorganic materials 0.000 claims abstract description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 claims description 42
- 238000010438 heat treatment Methods 0.000 claims description 9
- 239000000126 substance Substances 0.000 claims description 9
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 claims description 8
- 239000002184 metal Substances 0.000 claims description 8
- APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N indium atom Chemical compound [In] APFVFJFRJDLVQX-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 7
- 229910052738 indium Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 5
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 5
- 229910052793 cadmium Inorganic materials 0.000 claims description 4
- BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N cadmium atom Chemical compound [Cd] BDOSMKKIYDKNTQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 230000002950 deficient Effects 0.000 claims description 4
- 150000003839 salts Chemical class 0.000 claims description 4
- 238000003780 insertion Methods 0.000 claims description 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 claims description 3
- 229910000925 Cd alloy Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 claims description 2
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 2
- 238000001730 gamma-ray spectroscopy Methods 0.000 claims description 2
- 150000002739 metals Chemical class 0.000 claims description 2
- 229910001316 Ag alloy Inorganic materials 0.000 claims 1
- 229910000846 In alloy Inorganic materials 0.000 claims 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 claims 1
- 230000001737 promoting effect Effects 0.000 claims 1
- 238000004611 spectroscopical analysis Methods 0.000 claims 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 4
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 4
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 239000008358 core component Substances 0.000 description 2
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 description 1
- 150000001661 cadmium Chemical class 0.000 description 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000006378 damage Effects 0.000 description 1
- 238000011161 development Methods 0.000 description 1
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 230000007613 environmental effect Effects 0.000 description 1
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 description 1
- 238000007654 immersion Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 150000002828 nitro derivatives Chemical class 0.000 description 1
- 238000003825 pressing Methods 0.000 description 1
- 238000004445 quantitative analysis Methods 0.000 description 1
- 230000035939 shock Effects 0.000 description 1
- 150000003378 silver Chemical class 0.000 description 1
- 230000009897 systematic effect Effects 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
-
- G—PHYSICS
- G01—MEASURING; TESTING
- G01M—TESTING STATIC OR DYNAMIC BALANCE OF MACHINES OR STRUCTURES; TESTING OF STRUCTURES OR APPARATUS, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
- G01M3/00—Investigating fluid-tightness of structures
- G01M3/02—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum
- G01M3/04—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point
- G01M3/20—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material
- G01M3/22—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators
- G01M3/226—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for containers, e.g. radiators
- G01M3/229—Investigating fluid-tightness of structures by using fluid or vacuum by detecting the presence of fluid at the leakage point using special tracer materials, e.g. dye, fluorescent material, radioactive material for pipes, cables or tubes; for pipe joints or seals; for valves; for welds; for containers, e.g. radiators for containers, e.g. radiators removably mounted in a test cell
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/07—Leak testing
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Sealing Material Composition (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［産業上の利用分野コ
本発明は、原子炉の中性子捕獲（吸収）鞘即ち制御棒に
おける漏流を特定する方法及びその装置に関する。
おける漏流を特定する方法及びその装置に関する。
［従来の技術］
電力生産のための原子力発電所にｒ受用されている加圧
水型原子炉においては、原子炉の核は、濃縮ウラン棒の
組立体によって形成されており、濃縮ウラン棒の間には
、原子炉の活動を制御するなめ、制御棒が挿入されてい
る。第１ａ図に図示されているように、一般的に、制御
棒はステンレス鋼製の中空のデユープからなっており、
各チューブの内側には８０％銀、５０％インジウム及び
５％カドミウムからなる合金か充填されている。
水型原子炉においては、原子炉の核は、濃縮ウラン棒の
組立体によって形成されており、濃縮ウラン棒の間には
、原子炉の活動を制御するなめ、制御棒が挿入されてい
る。第１ａ図に図示されているように、一般的に、制御
棒はステンレス鋼製の中空のデユープからなっており、
各チューブの内側には８０％銀、５０％インジウム及び
５％カドミウムからなる合金か充填されている。
例えば９００ＭＷ（メカワット）の原子炉の場合、制御
棒の長さは３．６０Ｉｎのオーダである。複数の制御棒
は、それらの一端を金属製の支持部材に固定することに
よってクラスタ（束）状に組立てられる。第１ｂ図に概
略的に図示されているように、原子炉の活動をチエツク
するために、クラスタ状に組立てられた制御棒は、原子
炉の核に作られな制御棒カイトチューブ内に挿入される
。制御棒の挿入の程度がその時の原子炉の発電電力を決
定する。制御棒の完全な挿入は原子炉の停止に相当する
。原子炉の稼働中、電力分配ネットワークから要求され
た電力によって、クラスタを構成する制御棒は、逆に、
その全長の約４分の３なげ制御棒カイトチューブに沿っ
て引抜かれる。その時、原子炉の核及び制御棒は、３０
００Ｍ／秒のオーダの大量の加圧水流に晒される。この
加圧水流は、原子炉の核と接触し加熱される。原子炉の
核及び制御棒か晒されるこの加圧水流により、制御棒は
、制御棒カイトデユープと係合していないそれらの非充
填部をカイトプレートによって保持されていなければな
らない。
棒の長さは３．６０Ｉｎのオーダである。複数の制御棒
は、それらの一端を金属製の支持部材に固定することに
よってクラスタ（束）状に組立てられる。第１ｂ図に概
略的に図示されているように、原子炉の活動をチエツク
するために、クラスタ状に組立てられた制御棒は、原子
炉の核に作られな制御棒カイトチューブ内に挿入される
。制御棒の挿入の程度がその時の原子炉の発電電力を決
定する。制御棒の完全な挿入は原子炉の停止に相当する
。原子炉の稼働中、電力分配ネットワークから要求され
た電力によって、クラスタを構成する制御棒は、逆に、
その全長の約４分の３なげ制御棒カイトチューブに沿っ
て引抜かれる。その時、原子炉の核及び制御棒は、３０
００Ｍ／秒のオーダの大量の加圧水流に晒される。この
加圧水流は、原子炉の核と接触し加熱される。原子炉の
核及び制御棒か晒されるこの加圧水流により、制御棒は
、制御棒カイトデユープと係合していないそれらの非充
填部をカイトプレートによって保持されていなければな
らない。
［発明か解決しようとする課題］
上述した従来の加圧水型原子炉における加圧水の大量の
渦は、制御棒、特にカイトプレーＩ・及び制御棒カイト
チューブの位置に、繰返しの衝撃を与える。これら繰返
しの衝撃は、長期間にわたると、対応する制御棒の局地
的磨耗の原因となり、ひいては、各制御棒を構成してい
るステンレス鋼製のデユープの遮蔽性の喪失の危険をも
ならず。
渦は、制御棒、特にカイトプレーＩ・及び制御棒カイト
チューブの位置に、繰返しの衝撃を与える。これら繰返
しの衝撃は、長期間にわたると、対応する制御棒の局地
的磨耗の原因となり、ひいては、各制御棒を構成してい
るステンレス鋼製のデユープの遮蔽性の喪失の危険をも
ならず。
制御棒を構成しているステンレス鋼製のチューブに含ま
れている銀は、特に、中性子流を無視することかてきな
いこれら制御棒の下側部分の位置において中性子を捕獲
することにより放射性を帯びるにいたる。そして、各制
御棒を構成しているステンレス鋼製のチューブの遮蔽性
の喪失の危険は、必然的に、環境汚染及び原子炉の核の
外側において作業員がクラスタを取扱う際の重大な危険
を件っている。
れている銀は、特に、中性子流を無視することかてきな
いこれら制御棒の下側部分の位置において中性子を捕獲
することにより放射性を帯びるにいたる。そして、各制
御棒を構成しているステンレス鋼製のチューブの遮蔽性
の喪失の危険は、必然的に、環境汚染及び原子炉の核の
外側において作業員がクラスタを取扱う際の重大な危険
を件っている。
さらに、制御棒下側部分における制御棒の全破壊の危険
も無視できない。制御棒下側部分が全破壊すると、これ
ら下側部分は制御棒カイトチューブの底に沈む危険かあ
る。こうなると、制御棒カイトデユープか詰まり、原子
炉の停止かできなくなる新たな危険が発生する。システ
マチックな研究によれは、４〜５年の寿命かくると制御
棒の少なくとも５０％に全破壊か発生する。
も無視できない。制御棒下側部分が全破壊すると、これ
ら下側部分は制御棒カイトチューブの底に沈む危険かあ
る。こうなると、制御棒カイトデユープか詰まり、原子
炉の停止かできなくなる新たな危険が発生する。システ
マチックな研究によれは、４〜５年の寿命かくると制御
棒の少なくとも５０％に全破壊か発生する。
［課題を解決するだめの手段］
本発明に係る原子炉の制御棒漏れ特定方法及びその装置
の目的は、上述した従来技術の課題を解決し、原子炉の
制御棒における不時の漏れを特定することができる方法
及びその装置を提供することである。
の目的は、上述した従来技術の課題を解決し、原子炉の
制御棒における不時の漏れを特定することができる方法
及びその装置を提供することである。
本発明に係る原子炉の制御棒漏れ特定方法の注意すべき
特徴は、分析溶液と呼ばれる活性溶液を充填した遮蔽室
内に制御棒を置く点である。被疑欠陥制御棒の漏孔を通
って分析溶液か浸透することかできるように、分析溶液
に圧力か掛けられる。
特徴は、分析溶液と呼ばれる活性溶液を充填した遮蔽室
内に制御棒を置く点である。被疑欠陥制御棒の漏孔を通
って分析溶液か浸透することかできるように、分析溶液
に圧力か掛けられる。
この圧力は次に分析溶液が被疑欠陥制御棒から出てくる
ことができるように解放される。次に、分析溶液内に制
御棒の核部分の構成要素の化学誘導体が存在することを
示すため、分析溶液の分析か行われる。
ことができるように解放される。次に、分析溶液内に制
御棒の核部分の構成要素の化学誘導体が存在することを
示すため、分析溶液の分析か行われる。
本発明に係る原子炉の制御棒漏れ特定装置は、分析すべ
き少なくとも１本の制御棒を受入れることができる遮蔽
室を含むことを注目すべき特徴としている。遮蔽室には
、分析溶液を供給する回路及び遮蔽室に接続された分析
回路が設けられている。この分析回路は、分析溶液を循
環させるポンプと、放射性粒子を計数する容器と、放射
性粒子を計数する手段と、分析溶液のサンプルを採取す
るためのバルブとを有している。
き少なくとも１本の制御棒を受入れることができる遮蔽
室を含むことを注目すべき特徴としている。遮蔽室には
、分析溶液を供給する回路及び遮蔽室に接続された分析
回路が設けられている。この分析回路は、分析溶液を循
環させるポンプと、放射性粒子を計数する容器と、放射
性粒子を計数する手段と、分析溶液のサンプルを採取す
るためのバルブとを有している。
本発明に係る原子炉の制御棒漏れ特定方法及び装置は、
加圧木型原子力発電所の原子炉の制御棒における遮蔽性
のチエツクを行うのに適用することかできる。
加圧木型原子力発電所の原子炉の制御棒における遮蔽性
のチエツクを行うのに適用することかできる。
［実施例コ
次に、本発明の原子炉の制御棒漏れ特定方法及び装置に
ついて図面を参照して説明する。
ついて図面を参照して説明する。
初めに、本発明の原子炉の制御棒漏れ特定方法を第２図
を参照して説明する。
を参照して説明する。
第２図に概略的に図示されているように、制御棒Ｃｒは
遮蔽室１内に置かれる。この遮蔽室１は分析溶液と呼ば
れる活性溶液か充填されている。
遮蔽室１内に置かれる。この遮蔽室１は分析溶液と呼ば
れる活性溶液か充填されている。
この活性溶液は、硝酸、硫酸及び塩酸からなるグループ
より一つ選んだ酸溶液より作ることかできる。この溶液
の濃度は、Ｎ／１００と１ＯＮ との間になる。非限定
的例であるが、この溶液の濃度は、Ｎを溶液の規定度と
してＮ／３０とすることがてきる。
より一つ選んだ酸溶液より作ることかできる。この溶液
の濃度は、Ｎ／１００と１ＯＮ との間になる。非限定
的例であるが、この溶液の濃度は、Ｎを溶液の規定度と
してＮ／３０とすることがてきる。
この分析溶液は、次に、被疑欠陥制御棒の漏孔を通って
制御棒Ｃｒ内にこの分析溶液が浸透することかてきるよ
うに高圧力ＨＰが掛けられる。次に、この圧力は解放さ
れ、分析溶液は、漏孔内に浸透した分析溶液か外部に出
てきて遮蔽室１内に戻ることがてきるように低圧力Ｌ
Ｐになされる。
制御棒Ｃｒ内にこの分析溶液が浸透することかてきるよ
うに高圧力ＨＰが掛けられる。次に、この圧力は解放さ
れ、分析溶液は、漏孔内に浸透した分析溶液か外部に出
てきて遮蔽室１内に戻ることがてきるように低圧力Ｌ
Ｐになされる。
しかる後、この分析溶液はこの分析溶液内に制御棒の核
部分を構成している金属の金属塩を明示するために分析
される。カドミウムＣｄ、インジウムＴｎ及び銀Ａｇの
合金からなる核部分を持つ制御棒Ｃ１−の場合、金属塩
は銀、インジウム及びカドミウム塩となる。
部分を構成している金属の金属塩を明示するために分析
される。カドミウムＣｄ、インジウムＴｎ及び銀Ａｇの
合金からなる核部分を持つ制御棒Ｃ１−の場合、金属塩
は銀、インジウム及びカドミウム塩となる。
有利なことに、本発明方法においては、ニトロ化合物を
明示する他に、圧力が解放された後、遮蔽室１内に収納
された分析溶液内の上記合金の放射性同位体、より特定
すると、この同位体の濃度の閾域値を参照して銀Ａ ｇ
１１０Ｆの同位体を検出す１す るステップを含むことができる。
明示する他に、圧力が解放された後、遮蔽室１内に収納
された分析溶液内の上記合金の放射性同位体、より特定
すると、この同位体の濃度の閾域値を参照して銀Ａ ｇ
１１０Ｆの同位体を検出す１す るステップを含むことができる。
有利なことに、銀Ａｇ１１０ｍの放射性同位体はガンマ
分光測定法によって検出することかてきる。
分光測定法によって検出することかてきる。
上述した銀Ａ ｇ １１０ｍの放射性同位体の検出を改
善するために、酸溶液（この溶液は初期溶液を構成する
）を充填した遮蔽室１内に制御棒Ｃｒを置くステップの
前に、本発明方法は、上述した初期溶液の銀Ａ ｇ １
１０ｍを含む放射性同位体の濃度を分光測定法によって
決定しておくステップを含むようにすることがてきる。
善するために、酸溶液（この溶液は初期溶液を構成する
）を充填した遮蔽室１内に制御棒Ｃｒを置くステップの
前に、本発明方法は、上述した初期溶液の銀Ａ ｇ １
１０ｍを含む放射性同位体の濃度を分光測定法によって
決定しておくステップを含むようにすることがてきる。
初期溶液中の銀Ａｇ１１０ｍを含む放射性同位体の濃度
は、次に、濃度の閾域値として選択され、それによって
、放射性同位体、特に銀の濃度を測定する。
は、次に、濃度の閾域値として選択され、それによって
、放射性同位体、特に銀の濃度を測定する。
水の中に含まれる銀の化学濃度もまた測定することがで
きる。
きる。
本発明方法の特に有利な特徴によれば、この分析溶液か
制御棒Ｃ１−に浸透する事がてきるようにこの分析溶液
に掛Ｇすられる高圧力ＨＰは少なくとも１０分の間維持
される。この圧力は、有利なことに、数バールとするこ
とがてきる。
制御棒Ｃ１−に浸透する事がてきるようにこの分析溶液
に掛Ｇすられる高圧力ＨＰは少なくとも１０分の間維持
される。この圧力は、有利なことに、数バールとするこ
とがてきる。
さらに、制御棒Ｃｒの核部分を構成する金属に対する分
析溶液の化学反応を促進するため、制御棒を遮蔽室Ｊ内
に導入する前又は後に、分析溶液に熱を加えるようにす
ることがてきる。
析溶液の化学反応を促進するため、制御棒を遮蔽室Ｊ内
に導入する前又は後に、分析溶液に熱を加えるようにす
ることがてきる。
さらに、本発明方法は、制御棒を遮蔽室１内に置く前に
水の中に含まれる銀、インジウム及びカドミウムの化学
的濃度を測定するステップを含むようにすることができ
る。このステップは、加圧ステップ及び加熱ステップの
後繰返して行われる。
水の中に含まれる銀、インジウム及びカドミウムの化学
的濃度を測定するステップを含むようにすることができ
る。このステップは、加圧ステップ及び加熱ステップの
後繰返して行われる。
本発明方法を実施する装置について、第２図を参照して
以下説明する。
以下説明する。
第２図を参照すると、本発明装置は、分析すべき少なく
とも１本の制御棒Ｃｒを受入れることができる上述した
遮蔽室１を含んている。もちろん、本発明装置は、遮蔽
室１が１本の制御棒Ｃｒではなくてそのヂエックを行う
なめに全クラスタを取出すことができるように、有利に
設備することもできる。
とも１本の制御棒Ｃｒを受入れることができる上述した
遮蔽室１を含んている。もちろん、本発明装置は、遮蔽
室１が１本の制御棒Ｃｒではなくてそのヂエックを行う
なめに全クラスタを取出すことができるように、有利に
設備することもできる。
遮蔽室１には分析溶液を供給するための分析溶液供給回
路２か設けられている６分析溶液を供給するための分析
溶液供給回路２は、バルブＶ１が設けられた高圧管と■
２が設けられた低圧管とを有している。バルブ■１、バ
ルブＶ２を作動さぜることにより、例えば、高圧管１−
Ｉ Ｐを圧縮機に接続し、最初に遮蔽室１内の分析溶液
を加圧し、バルブＶ１を開はバルブ■２を閉めた′：！
、まにすることによって分析溶液を加圧したままとし、
次に、逆にバルブｖ１を閉め低圧管に設置されたバルブ
■２を開は分析溶液の圧力を十分低い圧力まで低下させ
る。これにより、制御棒Ｃｒ内に浸透し制御棒の核部分
を化学的に浸蝕した分析溶液が遮蔽室１内に収容されて
いる分析溶液内に出てくることかてきるようになる。高
圧回路ＨＰは、例えば、１〜１５バールの圧力を供給す
る圧縮機に接続される。非限定的な例であるが、この圧
力は１２バ一ル程度とすることかできる。逆に、低圧回
路ＬＰは、遮蔽室１内において、この遮蔽室１内の周囲
圧力に近い圧力、即ち数バールの圧力を形成するのに使
用する回路に接続される。
路２か設けられている６分析溶液を供給するための分析
溶液供給回路２は、バルブＶ１が設けられた高圧管と■
２が設けられた低圧管とを有している。バルブ■１、バ
ルブＶ２を作動さぜることにより、例えば、高圧管１−
Ｉ Ｐを圧縮機に接続し、最初に遮蔽室１内の分析溶液
を加圧し、バルブＶ１を開はバルブ■２を閉めた′：！
、まにすることによって分析溶液を加圧したままとし、
次に、逆にバルブｖ１を閉め低圧管に設置されたバルブ
■２を開は分析溶液の圧力を十分低い圧力まで低下させ
る。これにより、制御棒Ｃｒ内に浸透し制御棒の核部分
を化学的に浸蝕した分析溶液が遮蔽室１内に収容されて
いる分析溶液内に出てくることかてきるようになる。高
圧回路ＨＰは、例えば、１〜１５バールの圧力を供給す
る圧縮機に接続される。非限定的な例であるが、この圧
力は１２バ一ル程度とすることかできる。逆に、低圧回
路ＬＰは、遮蔽室１内において、この遮蔽室１内の周囲
圧力に近い圧力、即ち数バールの圧力を形成するのに使
用する回路に接続される。
第２図より分かるように、本発明装置は、また遮蔽室１
に接続された分析回路３を有している。
に接続された分析回路３を有している。
この分析回路３は、少なくとも１つの分析溶液のための
循環ポンプ３２と、銀の同位体Ａ ｇ １１０ｍを含む
放射性同位体を計数するための計数容器３０とを有して
いる。放射性粒子を計数するための手段計数手段３１も
また設けられており、これら手段３１は計数容器３０に
関連して設けられている。
循環ポンプ３２と、銀の同位体Ａ ｇ １１０ｍを含む
放射性同位体を計数するための計数容器３０とを有して
いる。放射性粒子を計数するための手段計数手段３１も
また設けられており、これら手段３１は計数容器３０に
関連して設けられている。
有利なことに、計数容器３０及び計数手段３Ｊは、ガン
マ線を計数するなめの市販されているシステムによって
構成することがてきる。勿論、計数容器３０及び計数手
段３１は、」二連した計数測定値の結果を表示すること
がてきるように、デイスプ】５ レイシステム３３に有利に接続されている。
マ線を計数するなめの市販されているシステムによって
構成することがてきる。勿論、計数容器３０及び計数手
段３１は、」二連した計数測定値の結果を表示すること
がてきるように、デイスプ】５ レイシステム３３に有利に接続されている。
さらに、分析回路３は、また分析溶液を採取するための
バルブＶ３を有している。第２図を参照すると、本発明
方法を実施する操作シーケンスは以下の通りである。
バルブＶ３を有している。第２図を参照すると、本発明
方法を実施する操作シーケンスは以下の通りである。
特に有利な態様によれば、遮蔽室１を加圧する前に且つ
遮蔽室１内において制御棒Ｃｒを導入して試験する前に
、分析溶液中の金属塩の、特に銀塩の含有量を測定する
ため、バルブＶ３を用いて分析溶液のサンプルを採取す
る。同様にして、上述した銀Ａｇ１１０ｍを含む放射性
同位体の存在に対応する閾域値を決定するなめ、この初
期溶液内の放射性粒子を計数するための計数手段３１を
用いて、計数を実行する。試験すべき制御棒Ｏｒを遮蔽
室１内に導入した後、バルブＶ］を開けて遮蔽室１を加
圧する。この圧力は、１〜１５バールの範囲となるよう
になされる。
遮蔽室１内において制御棒Ｃｒを導入して試験する前に
、分析溶液中の金属塩の、特に銀塩の含有量を測定する
ため、バルブＶ３を用いて分析溶液のサンプルを採取す
る。同様にして、上述した銀Ａｇ１１０ｍを含む放射性
同位体の存在に対応する閾域値を決定するなめ、この初
期溶液内の放射性粒子を計数するための計数手段３１を
用いて、計数を実行する。試験すべき制御棒Ｏｒを遮蔽
室１内に導入した後、バルブＶ］を開けて遮蔽室１を加
圧する。この圧力は、１〜１５バールの範囲となるよう
になされる。
この圧力は、少なくとも１０分維持され、しかる後、減
圧か行われるように、バルブ■１は再び閉じられバルブ
■２は開けられる。
圧か行われるように、バルブ■１は再び閉じられバルブ
■２は開けられる。
デイスプレィシステム３３は、計数手段３１から送られ
てくるオン−ラインの計数信号の展開をフォローするな
めに使用することかできる。
てくるオン−ラインの計数信号の展開をフォローするな
めに使用することかできる。
バルブ■３を介しての分析溶液のサンプリングにより、
分析溶液中の物質の評価及び分析溶液中の銀、インジウ
ム及びカドミウム或いはそれらの放射性同位体の量的分
析を行うことがてきる。
分析溶液中の物質の評価及び分析溶液中の銀、インジウ
ム及びカドミウム或いはそれらの放射性同位体の量的分
析を行うことがてきる。
制御棒の核部分の構成要素の二ｌ〜ロ化合物中の測定値
と閾域値として採った初期溶液のそれらの値とを比較す
ることにより、制御棒Ｃ１−又は漏れクラスタを特定す
ることがてきる。
と閾域値として採った初期溶液のそれらの値とを比較す
ることにより、制御棒Ｃ１−又は漏れクラスタを特定す
ることがてきる。
第２図より分かる通り、分析回路３は、またこの分析回
路に対してバイパスとして接続された分析溶液を加熱す
るための回路加熱回路４を有している。
路に対してバイパスとして接続された分析溶液を加熱す
るための回路加熱回路４を有している。
加熱口Ｆｌ＠ ４は、分析溶液を収容し循環ポングア
３２によって循環させるサーモスタット制御室を電気的
に加熱し、３０’Ｃから９０°Ｃの温度範囲とするいか
なる形式の回路によっても構成することができる。非制
限的な例であるが、この温度は７５°Ｃとすることかで
きる。
に加熱し、３０’Ｃから９０°Ｃの温度範囲とするいか
なる形式の回路によっても構成することができる。非制
限的な例であるが、この温度は７５°Ｃとすることかで
きる。
第３図は、原子炉の制御棒の漏れ特定装置の全設備のブ
ロック図である。勿論、単数又は複数の制御棒或いは対
応するクラスタは、無視することができない程度の放射
性を有している。そして、クラスタの操作は、対応する
原子炉の水のプールに浸漬することによって行うもので
ある。この点に関し、単数又は複数の制御棒及びクラス
タを操作するための装置は、第３図には図示されていな
いが、本発明装置、特に遮蔽室１は、原子炉のプールＰ
内に浸漬される。勿論、高圧回路ＨＰ、低圧回路ＬＰ、
遮蔽室１及び分析回路３によって構成されるセットは、
プールＰの水に対して不浸透とされている。
ロック図である。勿論、単数又は複数の制御棒或いは対
応するクラスタは、無視することができない程度の放射
性を有している。そして、クラスタの操作は、対応する
原子炉の水のプールに浸漬することによって行うもので
ある。この点に関し、単数又は複数の制御棒及びクラス
タを操作するための装置は、第３図には図示されていな
いが、本発明装置、特に遮蔽室１は、原子炉のプールＰ
内に浸漬される。勿論、高圧回路ＨＰ、低圧回路ＬＰ、
遮蔽室１及び分析回路３によって構成されるセットは、
プールＰの水に対して不浸透とされている。
第３図は、また電離放射線に対して遮蔽された室内のバ
ルブＶ３を図示している。これにより、上述した室内に
ある各制御棒の核部分の構成要素の化学的誘導体の分析
が可能となる６ 我々は、原子炉の１又は２以上の制御棒の漏れを検出又
は特定することがてきる方法及び装置について説明して
きた。
ルブＶ３を図示している。これにより、上述した室内に
ある各制御棒の核部分の構成要素の化学的誘導体の分析
が可能となる６ 我々は、原子炉の１又は２以上の制御棒の漏れを検出又
は特定することがてきる方法及び装置について説明して
きた。
［発明の効果］
本発明の原子炉の制御棒漏れ特定方法及びその装置は、
それらによって、加圧水型原子炉の稼働に重要な部分、
特に、制御棒及びそれに対応するクラスタ等の重要な部
分をシステマチックにチエツクでき、それにより、原子
炉の稼働をチエツクできる点において、特に有用である
。
それらによって、加圧水型原子炉の稼働に重要な部分、
特に、制御棒及びそれに対応するクラスタ等の重要な部
分をシステマチックにチエツクでき、それにより、原子
炉の稼働をチエツクできる点において、特に有用である
。
第１ａ図及び第１ｂ図は、原子力発電所に使用されてい
る現１＠設の制御棒の正面図及びクラスタの概略図であ
る。 第２図は、本発明方法を実行することができる１ｍ設の
プロ・ンク図である。そして、第３図は、原子炉の制御
棒の漏れ特定装置の全設備のブロック図である。 ］・・・遮蔽室 ２・・・分析溶液供給回路 ３・・・分析回路 ３０・・・計数容器 ３１・・・計数手段 ３２・・・循環ポンプ３３・
・・デイスプレシステム ４・・・加熱回路 Ｃｒ・・・制御棒
る現１＠設の制御棒の正面図及びクラスタの概略図であ
る。 第２図は、本発明方法を実行することができる１ｍ設の
プロ・ンク図である。そして、第３図は、原子炉の制御
棒の漏れ特定装置の全設備のブロック図である。 ］・・・遮蔽室 ２・・・分析溶液供給回路 ３・・・分析回路 ３０・・・計数容器 ３１・・・計数手段 ３２・・・循環ポンプ３３・
・・デイスプレシステム ４・・・加熱回路 Ｃｒ・・・制御棒
Claims (13)
- （１）分析溶液と呼ばれる活性溶液で充填された遮蔽室
に制御棒を置くステップと、 活性溶液が被疑欠陥制御棒の漏孔欠陥を通って被疑欠陥
制御棒内に浸透させるように、前記活性溶液に高圧力を
掛けるステップと、 しかる後、前記圧力を解放して、前記活性溶液が遮蔽室
内の被疑欠陥制御棒から出てくることができるようにす
るステップと、そして、 前記被疑欠陥制御棒の核部分の構成金属の前記活性溶液
内における化学的誘導体を示すことができるように、前
記活性溶液の分析を行うステップと、 を有する原子炉の制御棒漏れ特定方法。 - （２）請求項１に記載の方法において、 前記活性溶液が、硝酸、硫酸及び塩酸からなるグループ
より選んだ酸溶液である方法。 - （３）請求項１に記載の方法において、 カドミウム、インジウム及び銀の合金からなる核部分を
持つ制御棒の場合、前記化学的誘導体は、該合金の構成
要素の金属塩である方法。 - （４）請求項１に記載の方法において、 前記化学的誘導体を示す上に、さらに、前記圧力を解放
した後、前記活性溶液について、前記合金の放射性同位
体、特に、銀Ａｇ１１０ｍを、濃度の閾域値を参照して
検出するステップを含む方法。 - （５）請求項４に記載の方法において、 前記合金の放射性同位体、特に、銀Ａｇ１１０ｍの検出
を、ガンマ分光測定法によって行う方法。 - （６）請求項５に記載の方法において、 初期溶液を構成する酸溶液で充填された遮蔽室に制御棒
を置くステップに先立って、分光測定法によって、該初
期溶液の銀Ａｇ１１０ｍを含む放射性同位体の濃度を決
定するステップを含んでおり、該初期溶液の前記濃度が
濃度の閾域値として選択される方法。 - （７）請求項１に記載の方法において、 溶液を制御棒に浸透させるように前記溶液に掛けられた
高圧力が、少なくとも１０分の間維持される方法。 - （８）請求項１に記載の方法において、 前記溶液の前記制御棒の核部分の構成要素に対する化学
反応を促進するための加熱ステップを、前記制御棒の前
記溶液内への挿入の前又は後に、前記溶液に付与する方
法。 - （９）請求項７に記載の方法において、 前記制御棒を前記溶液内へ挿入する前に、水の中の銀、
インジウム及びカドミウムの化学的濃度を測定するステ
ップと、 加圧ステップ及び加熱ステップの後、この測定ステップ
を繰返すステップと、 を有する方法。 - （１０）分析すべき少なくとも１本の制御棒を受入れる
ことができる遮蔽室であって、分析溶液を供給する回路
が設けられている遮蔽室と、前記遮蔽室に接続された分
析回路であって、前記分析溶液を循環させるポンプ、銀
同位体Ａｇ１１０ｍを含む放射性同位体を計数する容器
、前記放射性粒子を計数する手段及び前記分析溶液のサ
ンプルを採取するためのバルブとを有している分析回路
と、 を有する原子炉の制御棒漏れ特定装置。 - （１１）請求項１０に記載の装置において、分析溶液を
供給する前記回路が、制御バルブを有する高圧力回路及
び制御バルブを有する低圧力回路を含む装置。 - （１２）請求項１０に記載の装置において、前記分析回
路が、バイパスとして、溶液加熱回路をさらに含んでい
る装置。 - （１３）請求項１０に記載の装置において、本発明装置
が、原子炉のプール内に浸漬されると共に、高圧力回路
、低圧力回路、遮蔽室及び分析回路によって構成される
セットが、プールの水に対して不浸透とされている装置
。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR8809160 | 1988-07-06 | ||
| FR8809160A FR2634049B1 (fr) | 1988-07-06 | 1988-07-06 | Procede et dispositif d'identification du defaut d'etancheite d'un crayon absorbeur de neutrons d'un reacteur nucleaire |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0252295A true JPH0252295A (ja) | 1990-02-21 |
Family
ID=9368144
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP1172822A Pending JPH0252295A (ja) | 1988-07-06 | 1989-07-04 | 原子炉の制御棒漏れ特定方法及びその装置 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5028380A (ja) |
| EP (1) | EP0350401B1 (ja) |
| JP (1) | JPH0252295A (ja) |
| KR (1) | KR900002339A (ja) |
| DE (1) | DE68908800T2 (ja) |
| ES (1) | ES2044171T3 (ja) |
| FR (1) | FR2634049B1 (ja) |
| ZA (1) | ZA895067B (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4746047B2 (ja) * | 2005-09-07 | 2011-08-10 | Ｊｘ日鉱日石エネルギー株式会社 | 面状発熱体、床暖房用電熱ボード、および床暖房用電熱ボード集合体 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH678767A5 (ja) * | 1989-06-30 | 1991-10-31 | Jozef Hanulik Dipl Chem | |
| FR2666924B1 (fr) * | 1990-09-13 | 1992-12-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de detection de fuite sur un element combustible d'un assemblage pour reacteur nucleaire. |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3042598A (en) * | 1960-10-03 | 1962-07-03 | Gen Electric | Shielded thorium fuel element |
| DE1248822B (ja) * | 1965-03-31 | |||
| DE2258727A1 (de) * | 1972-11-30 | 1974-06-06 | Siemens Ag | Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen |
| US4033813A (en) * | 1975-10-22 | 1977-07-05 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Method of detecting leakage of reactor core components of liquid metal cooled fast reactors |
| NL7600394A (nl) * | 1976-01-15 | 1977-07-19 | Kema Nv | Werkwijze en inrichting voor het op lek controleren van een splijtstofelement. |
| FR2569041B1 (fr) * | 1984-08-08 | 1987-01-02 | Fragema Framatome & Cogema | Procede et dispositif de controle par ressuage de l'etancheite des gaines d'un assemblage de combustible nucleaire |
| JPS626200A (ja) * | 1985-07-03 | 1987-01-13 | 株式会社東芝 | 制御棒破損検出装置 |
| FR2585869B1 (fr) * | 1985-08-01 | 1987-11-13 | Fragema Framatome & Cogema | Procede et dispositif de controle des crayons de grappe pour assemblage de combustible nucleaire. |
-
1988
- 1988-07-06 FR FR8809160A patent/FR2634049B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-07-04 ZA ZA895067A patent/ZA895067B/xx unknown
- 1989-07-04 JP JP1172822A patent/JPH0252295A/ja active Pending
- 1989-07-06 KR KR1019890009584A patent/KR900002339A/ko not_active Application Discontinuation
- 1989-07-06 US US07/377,229 patent/US5028380A/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-07-06 EP EP89401945A patent/EP0350401B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-07-06 ES ES89401945T patent/ES2044171T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1989-07-06 DE DE89401945T patent/DE68908800T2/de not_active Expired - Fee Related
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP4746047B2 (ja) * | 2005-09-07 | 2011-08-10 | Ｊｘ日鉱日石エネルギー株式会社 | 面状発熱体、床暖房用電熱ボード、および床暖房用電熱ボード集合体 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE68908800T2 (de) | 1993-12-16 |
| FR2634049A1 (fr) | 1990-01-12 |
| DE68908800D1 (de) | 1993-10-07 |
| EP0350401A1 (fr) | 1990-01-10 |
| FR2634049B1 (fr) | 1991-05-24 |
| EP0350401B1 (fr) | 1993-09-01 |
| ES2044171T3 (es) | 1994-01-01 |
| ZA895067B (en) | 1990-03-28 |
| US5028380A (en) | 1991-07-02 |
| KR900002339A (ko) | 1990-02-28 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Kučera et al. | The 1993 ISO Guide to the expression of uncertainty in measurement applied to NAA | |
| Kołacińska et al. | Automation of sample processing for ICP-MS determination of 90Sr radionuclide at ppq level for nuclear technology and environmental purposes | |
| Taddei et al. | Determination of 63Ni and 59Ni in spent ion-exchange resin and activated charcoal from the IEA-R1 nuclear research reactor | |
| JPH0252295A (ja) | 原子炉の制御棒漏れ特定方法及びその装置 | |
| Dulanská et al. | Determination of 107 Pd in radwaste using Ni® Resin | |
| US4510117A (en) | Apparatus for in situ determination of burnup, cooling time and fissile content of an irradiated nuclear fuel assembly in a fuel storage pond | |
| Scates et al. | Fission product monitoring and release data for the advanced gas reactor-1 experiment | |
| CN114662419A (zh) | 核电厂功率运行工况下管道沉积源项本底评估系统及方法 | |
| Dulanská et al. | Scaling model for prediction of radionuclide activity in cooling water using a regression triplet technique | |
| Chevalier et al. | The CABRI fast neutron Hodoscope: calibration campaign results | |
| Scates et al. | Fission product monitoring of TRISO coated fuel for the advanced gas reactor-1 experiment | |
| US3842283A (en) | Method for determining the proportion of broken particles in the fuel compacts employed in high temperature reactors | |
| Ducros et al. | Use of gamma spectrometry for measuring fission product releases during a simulated PWR severe accident: Application to the VERDON experimental program | |
| Evans et al. | Radiochemical analysis of iodine behaviour in the radioiodine test facility | |
| Block et al. | Fissile assay of spent fuel using a slowing down time device | |
| TWI543939B (zh) | 超鈾元素之自動萃取分析方法 | |
| Aytan et al. | Sipping tests for the irradiated fuel elements of the TR-2 research reactor | |
| Hadzistelios et al. | Radiochemical separation and determination of europium by Ge (Li) detector in biological tissues | |
| Larsson et al. | Qualification of helium measurement system for detection of fuel failures in a BWR | |
| Kysela et al. | Loop capabilities in Rez for water chemistry and corrosion control of cladding and in-core components | |
| Miller et al. | FFTF fuel failure detection and characterization by cover gas monitoring. Final report | |
| Tariq et al. | Determination of selenium in animal tissue samples using radioisotope induced X-ray fluorescence | |
| Burukin et al. | Techniques and results of examination of fission product release from VVER fuel rods with artificial defects and a burnup of∼ 60 MWd/kgU at the MIR loop facility | |
| Blotcky | Applications of a low power nuclear reactor | |
| Cline et al. | Assay of long-lived radionuclides from reactors |