JPH03160399A - 液体金属冷却型原子炉の破損燃料検出装置 - Google Patents

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、液体金属冷却型原子炉に使用される燃料集合
体の破損燃料の検出装置に関する。

〔従来の技術〕

沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）においては、通常、燃料集合
体上部にカバーを乗せて他の燃料集合体を隔離し、当該
燃料集合体内の冷却材中に溶出す核分裂生成物（通常、
放射性よう素）を冷却材と共に補集し、その放射能を検
出して破損の有無を判定する方法がとられている。

また，別の方法として、炉心下部より冷却水中に空気を
吹込んで気泡とし、燃料棒破損部に付着したガス状不純
物および冷却水中のガス状不純物を吸着させて補集し、
その不純物濃度より燃料捧の破損の有無を検出する方法
が提案されている（特開昭５１−９１４９２号）． 冷却材にナトリウムが用いられる高速増Ｍ炉では、後述
するようにナトリウムに溶出する核分裂生戊物を補集す
ることが難しいため，破損の疑いがあると判断された燃
料集合体を、一旦移送ポットに入れて炉外に取り出し、
該ポットを内部がアルゴンガスで保持された検査槽に移
して、燃料集合体の破損燃料被覆管内に残留する気体状
の核分裂生成物をアルゴンガス中に放出させ、これをサ
ンプリングして放射線検出器により検出を行なう方法が
考えられている． 前記の後者において、破損燃料被覆管内から核分裂生成
物を放出させる方法には、検査槽内を負圧に保持し、破
損燃料被覆管内圧力との差圧により核分裂生成ガスを放
出させる方法と、破損燃料を断熱して崩壊熱により内部
ガスが昇温することにより破損燃料被覆管内の核分裂生
戊ガスの熱膨張伴って排出させる方法とがある。

〔発明が解決しようとする課題〕

前記の方法は，燃料集合体を移送ポットに入れて炉内か
ら検査槽まで移送するが、その移送過程で燃料集合体が
崩壊熱により昇温するので，移送時間中の燃料被覆管の
温度が，設計温度以下に保つことができるようになるま
で崩壊熱を減衰させる必要がある。この待ち時間は燃料
集合体の冷却能力にもよるが、例えば，６〜ＩＯＭＷ／
体まで減衰させるものとすると、原子炉停止後、１０〜
５０口程必要と予想される。

一方，検出対象核種であるキセノン（１３３Ｘｅ）およ
びヨウ素（１３１Ｉ　）の半減期は，それぞれ次のよう
な値となっている． ”３Ｘｓ　：　５．２７日 ｌｓ１工　：８．０５口 従って、前記の崩壊熱の減衰期間内で，核分裂生或ガス
の放射能レベルが、減衰してしまうので検出精度が低く
なると云う問題がある．また，原子炉内から検査槽への
移送過程でも昇温し、破損燃料被覆管内の核分裂生成ガ
スが熱膨張し、膨張分が燃料被覆管から外部に放出され
，その分のガスは検出設備に送れず利用できないため検
出精度を低下させる原因となる．更に、このように炉外
の検査槽に移送する方法では破損燃料の検出手順が煩雑
であると云う問題がある．上記の方法の他に、炉内での
破損燃料検出法としては、破損燃料集合体内のナトリウ
ムを採取して、溶解性核分裂生成物であるよう素、セシ
ウムを放射化ナトリウムと分離して検出する方法や，サ
ンプリングしたナトリウムにアルゴン等の不活性ガスを
通してガス状の核分裂生成物を回収し、放射線検出器に
より検出する方法も考えられている， この方法では、必要な検出感度を得るためには放射化ナ
トリウムを分離することが不可欠であり、そのために放
射化ナトリウム含まないナトリウムを用いる分離処理が
必要である。また核分裂生成ガスはナトリウムへの溶解
度が低く、回収量が少ないと云う問題がある．また、第
２図に示すように燃料集合体内の流路内にある燃料被覆
管ｌとスペースワイヤ２によって形或れる狭隘部３に、
前記気泡４の微小なものがトラツプされ、核分裂生成ガ
スの採取効率が悪いと云う欠点もある．前記のとおり従
来の破損燃料から放出される核分裂生或ガスの採取法に
は、原子炉外の不活性ガス槽中で採取する方法，および
破損燃料集合体内のナトリウムから抽出する方法のいず
れにおいても、核分裂生或ガスの採取工程が煩雑であり
、がち、検出感度が低いと云う問題があった。

本発明の目的は、破損燃料の検出のための核分裂生成ガ
スを簡便に、かつ、効率よく採取する液体金属冷却型原
子炉の破損燃料検出装置を提供することにある． 〔課題を解決するための手段〕 上記目的を達成するために，燃料集合体を液体金属中に
保持し、燃料集合体内に不活性ガスを注入して、破損燃
料から排出する核分裂生成ガスを凝集捕捉することによ
り、核分裂生成ガスを高感度に検出するもので、その要
旨は下記のとおりである。

液体金属中に置かれた燃料集合体のラッパ管内に不活性
ガスを注入する手段と、該ガスを補集する手段を備えた
ことを特徴とする液体金属冷却型原子炉の破損燃料検出
装置にある． 前記において不活性ガス注入手段が燃料集合体のラッパ
管下部から注入されるように配置する。

前記不活性ガスは間欠的に注入できるようにするのが好
ましい． また、不活性ガス注入は、燃料集合体のラッパ管上部か
ら行なってもよい．その際、該不活性ガスが燃料被覆管
の下端部まで充満したら燃料集合体上部から上記充満ガ
スを回収するのがよい．更にまた，燃料集合体内に液体
金属を循環させて該集合体を冷却する冷却手段を設ける
のがよい．これによって、崩壊熱による待ち時間を短縮
することができる． 〔作用〕 破損燃料検出のための核分裂生或ガスを効率良く採取で
きるのは、燃料集合体内に注入した不活性ガスによる。

上記核分裂生戊ガスの気泡は、微細なために燃料集合体
の狭隘部に滞留し易い．また、第３図に破損燃料被覆管
の内外差圧と破損孔の口径との関係を示すが、破損孔が
小さければ小さいほど液体金属の表面張力により破損孔
からの核分裂生或ガスの放出は抑制される．また，放出
される気泡も微細なものとなる． 従って、本発明では、下記のような手段により破損燃料
被覆管から放出する核分裂生成ガスを不活性ガスと接触
させるので，該ガスを容易に凝集，捕捉することができ
る。

（１）不活性ガスを燃料集合体下部から注入し、気泡と
して燃料集合体ラッパ管内を上昇させるものである。

このときの注入した不活性ガスによる核分裂生成ガスの
凝集捕捉の状況を第４図の模式図に示す。

第４図（ａ）に示すように、破損燃料被覆管６の管壁に
沿って下部より浮上してきた不活性ガス、例えば、アル
ゴンガスの比較的大きな気泡９は、燃料被覆管の破損孔
から排出されてきた核分裂生成ガスの小さな気泡１０を
、第４図（ｂ）に示すように凝集捕捉して気泡１１とな
り、上昇して上部に設けられた補集管に収集される． 上記核分裂生或ガスを含むアルゴンガスの気泡１１は比
較的大きいために、前記燃料被覆管工とスペースヮイヤ
２によって形成れる狭隘部３にトラップされることなく
、上昇し補集することができる。

（２）燃料集合体上部からラッパ管に不活性ガスを注入
し，燃料被覆管の下端部まで不活性ガスを充満させた後
、燃料集合体上部に設置されたガス採取ラインより吸い
上げる． これは、前記アルゴンガスの気泡を燃料被覆管の下部よ
り上昇させて核分裂生成ガスの気泡を凝集，捕捉する代
わりに、燃料集合体の周囲を不活性ガスで置換し，補集
する方法である．この方法は、前記狭隘部３にガスがト
ラップされる怖れがないと云う特長を有している． 一方、破損燃料被覆管から放出する核分裂生成ガスの量
は、破損燃料被覆管内の温度によっても決まるが、燃料
被覆管温度はその強度設計上から、約６５０℃を上限の
目安としている。従って破損燃料被覆管の検出中に、上
記温度を超えないように温度の管理を行なう必要がある
。

燃料集合体が上記の温度を超えない状態で破損検出が可
能なように、燃料集合体内に液体金属を循環させて燃料
集合体を冷却しながら行なうことが望ましい． 〔実施例〕 次に実施例により本発明を具体的に説明する。

第１図は本発明の一実施例である破損燃料検出装置の系
統図である． 破損燃料検査槽２１．ガス補集キャップ２２，アルゴン
ガス供給ライン２３，エントランスプレナム２４，アル
ゴンガス供給タンク２５，圧力計２６，流量計２７，ア
ルゴンガス採取ライン２８，ベーパトラップ２９，核分
裂生或ガス採取タンク３０，真空ポンプ３１，気体廃棄
物処理装置３２，放射線検出装置３３から構成されてい
る．本装置の炉外配管および機器には保温材並びにベー
バトラップまでの配管および機器には予熱ヒータ（図示
せず）が付設され、機器配管内へのナトリウムの付着を
防止している．炉内に設置した破損燃料検査槽２１には
，破損燃料集合体３５を直立に保持し、アルゴンガス供
給ライン２３よりエントランスプレナム２４ヘアルゴン
ガスを吹き込み，破損燃料集合体のエントランスノズル
よりラッパ管へアルゴンガスを注入する． このアルゴンガスはラッパ管内を上昇中に破損燃料から
放出する核分裂生成ガスを捕捉し，ガス補集キャップ２
２に補集される．この操作を間欠的に繰り返すことによ
り採取されたアルゴンガスは、アルゴンガス採取ライン
２８を経て、予め真空ポンプにより負圧に保持した核分
裂生成ガス採取タンク３０に集められる。

採取されたアルゴンガスは、真空ポンプ３１により放射
線検出装置３３に送られ、ここで核分裂生或ガスの検出
が行なわれる。

第５図は本発明の他の実施例である。

装置としての構成は第１図とほとんど同じであるが、燃
料集合体へのアルゴンガスの挿入方法が異なる． 本実施例は，アルゴンガス供給ライン２３をガス捕集キ
ャップ２２の上部に設けたことを特徴とし、アルゴンガ
ス採取時にはアルゴンガス供給ライン２３よりラッパ管
内にアルゴンガスを導入し、圧力計２６、流量計２７に
よりアルゴンガスが燃料被覆管の下端に達したこと確認
した後，アルゴンガス採取ライン２８を開いて核分裂生
成ガスを含んだアルゴンガスを真空ボンプ３１により核
分裂生成ガス採取タンク３０に集め、これを放射線検出
装置３３に移送して、核分裂生成ガスを検出するもので
ある． 第６図は本発明の更に他の実施例を示すものである． 装置としての基本的な構成は第１図とほとんど同じであ
るが、破損燃料集合体３５内にナトリウムを流通させ、
燃料被覆管を強制冷却させるために電磁ポンプ３６，電
磁ポンプ隔離弁３７，ナトリウム循環ライン３８から構
成される装置を追加したものである． これによって、破損燃料集合体を冷却しながら核分裂生
戒ガスを補集し、検出することができるので、原子炉停
止からの待ち時間をいっそう短縮することができ、より
高精度な検出を行なうことができる． 〔発明の効果〕 本発明によれば、炉内に設置した検査槽内で核分裂生成
ガスを採取し，検出することができるので、炉外への搬
出過程で放出されていた核分裂生成ガスを検出に利用で
きる効果があるので、従来の検出感度を、最大約３０％
向上することができる． また、燃料集合体内のナトリウムを採取し、このナトリ
ウムから核分裂生成ガスを分離処理して、破損燃料を検
出する方法に比べて、本発明は核分裂生成ガスを直接採
取するので、上記のような分離処理が不要となり工程が
簡略化される。

さらに、従来では、破損燃料の検査開始は炉外への搬出
後，崩壊熱の減衰を待って開始していたが、本発明では
、炉内で液体金属により冷却しながら核分裂生成ガスを
採取できるため、核分裂生戊ガスの放射能レベルが高い
時期に検出を行なうことができるので破損検出の感度が
向上し，また，炉の停止期間を従来の１／３〜１／４と
短縮することができ、原子炉の稼働率を著しく改善する
ことができる．

【図面の簡単な説明】

第１図，第５図および第６図は本発明の実施例の装置の
系統図，第２図は破損燃料から放出される核分裂生成ガ
スの気泡発生状況を示す酩図、第３図は破損燃料被覆管
の内外差圧と破損孔の口怪との関係を示すグラフ、第４
図は破損燃料から放出される核分裂生成ガスの気泡が注
入不活性ガスに凝集，捕捉される状態を示す模式図であ
る．１，６・・・燃料被覆管，２・・・スペースワイヤ
、３・・・燃料被覆管とスペースワイヤにより形戊され
る狭隘部、４，１０・・・核分裂生成ガス気泡，５・・
・燃料ペレット、８・・・破損孔，９・・・アルゴンガ
ス気泡、ｌ１・・・核分裂生成ガスを含むアルゴンガス
気泡，２１・・・検査槽、２２・・・ガス補集キャップ
、２３・・・アルゴンガス供給ライン，２４・・・エン
トランスプレナム、２５・・・アルゴンガス供給タンク
、２６・・・圧力計、２７・・・流量計、２８・・・ア
ルゴンガス採取ライン、２９・・・ベーパトラップ、３
０・・・核分裂生或ガス採取タンク，３１・・・真空ポ
ンプ，３２・・・気体廃棄物処理装置、３３・・・放射
線検出装置、３４・・・しやへいプラグ，３５・・・破
損燃料集合体、３６・・・電磁ポンプ，３７・・・電磁
ポンプ隔離弁、３８・・・ナトリウム循環ライン． 第 １ 図 第 ２ 図 １ １ １ ｌ・・・燃料被覆管、２・・スペースフィヤ、３・・・
狭隘部（気泡）４・・・気泡、５・・・燃料ベレノト、
８・・・破損孔。 第 ３ 図 燃料被覆管破損孔の口径（ｍｍ） 第 ４ 図 ｆａ） ６・　忙料被覆管、７・・液体金属、 １０　・核分裂生成ガス気泡、１１ アルゴ／ガス気泡。 ９・・アルゴンガス気泡、 ・・核分裂生成ガスを含む 第 ５ 図

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １、液体金属中に置かれた燃料集合体のラツパ管内に不
   活性ガスを注入する手段と、該ガスを補集する手段を備
   えたことを特徴とする液体金属冷却型原子炉の破損燃料
   検出装置。 ２、請求項第１項記載の不活性ガス注入手段が燃料集合
   体のラツパ管下部から不活性ガスが注入されるように配
   置し、燃料集合体上部で該ガスを補集するようにしたこ
   とを特徴とする液体金属冷却型原子炉の破損燃料検出装
   置。 ３、請求項第２項記載の不活性ガス注入手段が、不活性
   ガスを間欠的に注入できるようにしたことを特徴とする
   液体金属冷却型原子炉の破損燃料検出装置。 ４、請求項第１項記載の不活性ガス注入手段が、燃料集
   合体のラツパ管上部から不活性ガスを注入するようにし
   たことを特徴とする液体金属冷却型原子炉の破損燃料検
   出装置。 ５、請求項第４項において、燃料集合体のラツパ管上部
   より注入した不活性ガスが燃料被覆管の下端部まで充満
   したら、燃料集合体上部から該充満ガスを回収する手段
   を設けたことを特徴とする液体金属冷却型原子炉の破損
   燃料検出装置。 ６、燃料集合体内に液体金属を循環させて該集合体を冷
   却する冷却手段を備えたことを特徴とする請求項第２〜
   第５項のいずれかに記載の液体金属冷却型原子炉の破損
   燃料検出装置。