JPH037915B2 - - Google Patents

Info

Publication number
JPH037915B2
JPH037915B2 JP60203596A JP20359685A JPH037915B2 JP H037915 B2 JPH037915 B2 JP H037915B2 JP 60203596 A JP60203596 A JP 60203596A JP 20359685 A JP20359685 A JP 20359685A JP H037915 B2 JPH037915 B2 JP H037915B2
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel
rod
rods
fuel assembly
fuel rod
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.)
Expired - Lifetime
Application number
JP60203596A
Other languages
English (en)
Other versions
JPS6177798A (ja
Inventor
Furansu Boiru Reimondo
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of JPS6177798A publication Critical patent/JPS6177798A/ja
Publication of JPH037915B2 publication Critical patent/JPH037915B2/ja
Granted legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Examining Or Testing Airtightness (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は一般に原子炉に関し、より詳細には、
任意の1つの燃料棒が破損したか否かを検出する
ための非破壊検査方法に関するものである。
多くの原子炉において、その炉心部分は、燃料
集合体と呼ばれる骨格構造中に群別されて支持さ
れた非常に多数の長い燃料要素又は燃料棒から成
つている。燃料集合体は、一般に細長い形状をも
ち、横方向に延びる上部炉心支持板及び下部炉心
支持板によつて支持され整列されている。普通の
設計の燃料集合体は、複数の燃料棒と中空管即ち
案内シンブルを含み、これらは、燃料集合体の長
さに沿つて隔だてられ且つ案内シンブルに固着さ
れた格子によつて、組織化された1つの配列とな
るように保持されている。両端の上部ノズル及び
下部ノズルは、案内シンブルに固着され、それに
より1つの一体的な燃料集合体を形成している。
上部ノズルと下部ノズルとは、燃料棒の先端の少
し上方及び少し下方にそれぞれ突出し、その間に
燃料棒を収容している。一般に、多くの原子炉に
おいて、流体冷却材例えば水は、下部炉心支持板
中の通し孔を通り、各々の燃料集合体に沿つて上
方に流れ、燃料集合体から熱エネルギーを受け
る。
周知のように、燃料棒を内部から加圧すると、
原子炉の全体的な効率が改善され、燃料棒の使用
寿命が長くなる。そのため、燃料棒の製造に当
り、不活性ガス例えばヘリウムが加圧下に被覆管
中に導入され、次に端栓が被覆管の先端に、被覆
管を封止するために溶接される。製造工程の間
に、或る燃料棒を燃料集合体中に取付ける直前
に、可能性のある漏れについてその燃料棒の点検
を行なう。製造工程の間に漏れについて燃料棒を
点検するために用いられる多くの方法があり、そ
の2つの例が、米国特許第3247706号及び3968675
号明細書に記載されている。しかし、燃料集合体
が照射された後は、そのいくつかの燃料棒には、
照射過程の間に、被覆管又は端栓に割れ又は破断
が生じることがある。
エネルギー源としての原子力の利用に当面する
1つの問題に、原子炉設備の放射能汚染がある。
1つのそうした汚染源は、原子炉運転中の燃料棒
からの核分裂生成ガス又は他の放射性物質の漏れ
である。これらの汚染物は、冷却材に入り、原子
炉設備の他の領域に運ばれる。この汚染が発生し
た場合は、早期に破損した燃料棒束を、炉心から
除去し、新燃料と交換することが必要となる。発
電所の計画された運転停止期間中に通常行なうこ
の交換作業には、2つの工程が含まれる。第1
に、欠陥燃料棒を含むものと思われる燃料集合体
を特定化し、これらを炉心から取出し、良好な燃
料集合体と交換する。取出し後に、これらの疑わ
しい燃料集合体を分解し、非破壊検査によつて欠
陥燃料棒を分け、良好な燃料棒と共に再び組立て
る。
欠陥燃料棒を含むことが凝われている燃料集合
体を特定化するための最も普通の方法は、遮蔽ガ
ス、排ガス又は水減速材をサンプリングし、その
放射能の度合についてモニターする、周知の「シ
ツピング」検査法である。この手順は、或る与え
られた燃料集合体が欠陥燃料棒を含むか否かを定
めるだけで、どの燃料棒に欠陥があるかとか、燃
料集合体中のこれらの欠陥燃料棒の位置などにつ
いての情報は与えないという点で、総合的な方法
である。燃料集合体が欠陥燃料棒を有するか否か
を定める別の方法は、米国特許第3632470号明細
書に記載されているが、この場合も、破損燃料集
合体を特定化するだけで、どの燃料棒に欠陥があ
るかとか、欠陥燃料棒の位置とかについての検出
はできない。
或る燃料集合体が欠陥をもつものとして特定化
されると、これは炉心から取出され、どの燃料棒
に欠陥があるかとか、欠陥燃料棒の特定の位置と
かを特定化するために、更に検査されるのが一般
的である。特定化された欠陥燃料集合体中の破損
燃料棒を検出するための多くの試験法及びそれら
の試験法を実施する装置が従来から知られてい
る。米国特許第4079620号明細書に記載された1
つのそうした試験法によれば、1つの燃料集合体
中の全部の欠陥燃料棒が同時に検出される。この
場合、欠陥燃料棒の探知方法には、凹所を備えた
端キヤツプを有する燃料棒の使用が含まれ、これ
らの端キヤツプは、内部に存在しうる漏れ液を蒸
発させるために加熱される。次に赤外温度装置に
よつて、端キヤツプの温度を測定し、欠陥燃料棒
と無欠陥燃料棒とを判別するために、これらの温
度を比較する。欠陥燃料棒を探知するための、米
国特許第4353863号明細書に記載された別の方法
によれば、1つの燃料集合体の各々の燃料棒につ
いて、燃料棒が含まれる少くとも2つの別々の棒
列の放射能を測定し、無欠陥燃料棒の各列の放射
能に対する各燃料棒が含まれる被検列の放射能の
変化を検出することによつて、漏れが生じた燃料
棒を探知する。米国特許第4204908号明細書に記
載された燃料集合体の欠陥燃料棒の更に別の特定
化方法によれば、燃料棒に希ガスを充満させ、漏
洩燃料棒は、サチユレーシヨン分光法を使用した
同位体分析によつて検出する。その他の破損燃料
棒の検出方法は、米国特許第2504530号、第
3551792号、第3803900号、第4033813号、第
4299661号及び第4347214号明細書に開示されてい
る。
燃料集合体を炉心から除去することなく燃料集
合体中の欠陥燃料棒を検出する方法も知られてお
り、例えば、米国特許第4039375号及び第4289987
号明細書に記載されている。米国特許第4039375
号明細書によれば、燃料要素の上部の端キヤツプ
内に封入した弾性−可撓性手段の振動特性の測定
によつて、燃料棒の漏洩を判定する。弾性−可撓
性手段(好ましくは金属ダイアフラム)は、外部
磁場によつて作動される内部の金属棒の衝撃によ
つて運動することにより、溶接された燃料集合体
を破壊することなく燃料要素の内部の圧力を指示
させることができる。振動周波数のチエツクによ
つて、燃料棒の内部に正常な圧力が成立したか否
かを判定すると共に、燃料棒に漏れが生じていた
場合に、有意な圧力が存在していないことを判定
することができる。米国特許第4289987号明細書
には、燃料棒の被覆管又は端キヤツプを機械的又
は物理的に貫通することなく圧力の測定を行なう
ために周知のビラーリ効果を主に使用して個別の
燃料棒中の核分裂ガスの圧力を測定する方式が開
示されている。この測定は、燃料棒の内部好まし
くはその近接可能端の付近に配設したセンサーに
隣接又は近接して、外部電磁サーチコイルを配設
することによつて行なう。サーチコイルを励磁す
ると、圧力封じ込め金属壁を透過してセンサーの
磁気的性質を検査するための交流磁界が発生す
る。
前記米国特許に示された欠陥燃料棒の探知方式
は、その設計作動条件の範囲内で、満足に作動
し、その目的も達成しているが、検査手順を実行
するうえの時間及び費用の点から、実行された特
別の検査法の信頼性に至るまで、いろいろの形の
難点があつた。そのため、信頼性を高くし、コス
トを低減し、操作を容易にするように、この一般
的な形式の探知方式を更に改善することが要望さ
れている。
本発明は、この要望に応えうるように改善され
た検査方法を提供することを目的とするものであ
る。本発明による改良された検査方法の原理は、
予め加圧された燃料棒が照射後に加圧された不活
性ガス例えばヘリウムをなお含んでいるか否かを
判定することに存する。燃料集合体の上部ノズル
を除去し、選択された燃料棒を上動させた後、そ
の燃料棒のプレナム室中のヘリウムの存在又は不
存在を検知するために、可搬型の核磁気共鳴装置
を、その燃料棒の回りに位置させる。ヘリウムが
検出されたら、その燃料棒は無欠陥と判定され、
ヘリウムの不存在が検出されたら、その燃料棒
は、破損したものとされ、燃料集合体から除去さ
れる。
従つて、本発明は、(a)作動状態にあれば加圧ヘ
リウムガスを収容している、燃料集合体中の複数
の燃料棒のうちの、選択された1本の燃料棒の上
端部を出し、(b)該1本の燃料棒の上端部の回りに
核磁気共鳴装置を配置し、(c)該1本の燃料棒中の
加圧ヘリウムガスの存在又は不存在を検出するよ
うに、該核磁気共鳴装置を作動させる、各ステツ
プから成る、核燃料棒の破損を検出するための非
破壊検査方法に向けられている。加圧されたヘリ
ウムガスの存在が検出された場合には、その燃料
棒は、燃料集合体中に保持される。しかし、加圧
ヘリウムガスの不存在が検出された場合には、そ
の燃料棒は、燃料集合体から除去される。この検
査方法は燃料集合体の残りの燃料棒のうち選択さ
れたものについて次々に反復実施される。
より詳しくは、燃料棒のうちの選択された上端
部を露出させるには、燃料集合体の上部ノズルを
最初に除去し、次に、検査しようとする燃料棒を
上動させ、その燃料棒の上端部を、燃料集合体の
上方に延長させる。上動させた燃料棒に加圧ヘリ
ウムガスの存在が検出されたら、その燃料棒は、
燃料集合体中に下動させ、別の燃料棒を検査のた
めに上動させる。この燃料棒検査方法は、少ない
人員で最少時間内に容易に実施でき、検査に用い
た機器は、その可搬性により、1つの燃料集合体
から別の燃料集合体に容易に移送できる。
これらの目的及びその他の目的は、添付図面に
示した本発明の好ましい実施例についての以下の
説明によつて一層明らかにされよう。
以下の説明において、同一又は同様の部分には
各図を通じて、同一の符号が用いられている。ま
た、以下の説明において、「前方」、「後方」、「左
側」、「右側」、「上方」又は「下方」などは、説明
の都合上使用されるもので、限定的に使用されて
いるものではない。
図面特に第1図には、周知の方法に従つて組立
てられた燃料集合体が、全体的に符号10によつ
て、一部は切欠いて、また一部は断面によつて表
わした側面図により図示されている。
燃料集合体10は、基本的には、原子炉(図示
しない)の炉心領域の下部炉心支持板(やはり図
示しない)上に燃料集合体10を支持するための
下端構造物即ち下部ノズル12と、この下部ノズ
ルから上方に長手方向に延長している多数の制御
棒案内管即ち案内シンブル14と、これらの案内
シンブルに沿つて軸方向に隔置された複数の横方
向の格子16と、これらの格子16によつて横方
向に隔置され支持された長い燃料棒18の組織化
された配列と、燃料集合体10の中心部に配設さ
れた計装管20と、燃料集合体の各要素を損傷さ
せることなく普通のように取扱うことの可能な一
体的なアセンブリーを形成するように案内シンブ
ル14の上端に固着された上端構造物即ち上部ノ
ズル22とを全体的に備えている。
上部ノズル22は、横方向に延長するアダプタ
板24を含み、このアダプタ板24の周縁部に
は、立上り状の側部壁26が固着され、囲い又は
ハウジングを画定している。側部壁26の頂部に
は環状フランジ28が固着されている。環状フラ
ンジ28には、板ばね30(1つのみ第1図に示
す)が適宜固着してあり、これらの板ばねは、上
部炉心板(図示しない)と通常のように協働し、
炉心によつて誘起された熱膨張による燃料集合体
の長さの変化を許容しながら、冷却材の上向き流
によつてひき起こされる燃料集合体の液圧に基づ
いた上動を阻止する。環状フランジ28によつて
限定された開口中には、半径方向に延長する案内
板34を備えた普通の制御棒クラスタ組立体32
が配設してあり、これらの案内板34は、制御棒
36を制御棒案内シンブル14中において周知の
ように上下方向に案内するために、制御棒36の
上端に連結されている。
横方向の格子16は、燃料集合体10を形成す
るように、軸方向に隔だてられた所定の個所で、
長手方向に延長する案内シンブル14に固着され
ている。燃料棒18は、格子16に挿入され、下
部ノズル12は、案内シンブル14の下端部に適
宜固着され、上部ノズル22は、案内シンブルの
上端部に固着されている。
周知のように、上部ノズル22を案内シンブル
14に固着する多くの方法があり、固着手段の或
るものは、固定型もしくは恒久型であり、他のも
のは、再構成を容易にするように、着脱自在型で
ある。第1図に示した実施例によれば、この固着
手段(一般に符号38によつて示す)は、J.M.
シヤーレンベルガーの係属中の米国特許願S.N.
「着脱自在な上部ノズルを備えた原子
炉燃料集合体」に詳細に記載されているような着
脱自在型である。
燃料棒18は、特願昭60−36731号明細書に詳
細に記載されたような、既知の形式のものであ
る。簡単に説明すると、各々の燃料棒18は、ほ
ぼ円筒状の燃料管即ち被覆管42中に端部同士互
いに接触するように配置された複数の円筒状の燃
料ペレツト40から成つている。被覆管42は、
上端及び下端をそれぞれ閉ざすための上部端栓4
4及び下部端栓46を備えた薄い壁厚の長い管体
である。燃料ペレツト40は、慣用されるよう
に、被覆管42を単に部分的に満たしているに過
ぎず、燃料棒18の上端には、プレナム室48が
形成されている。つる巻ばね(図示しない)は、
プレナム室48中に配置され、上部端栓44と最
上部の燃料ペレツト40との間に圧縮状態に保た
れ、これによつて、燃料ペレツト40は、取扱い
の間、下部端栓46に押付けられ、所定位置にお
いて互いに密接した状態に保たれる。燃料棒18
は、普通の慣行として、その使用寿命を長くし、
原子炉の全体的な効率を高くするために、ヘリウ
ムのようなガスによつて、内部的に加圧されてい
る。
図示した燃料集合体10は、燃料棒18の正方
配列を有し、制御棒36の案内シンブル14が燃
料棒の配列中に計画的に位置された形式のもので
ある。下部ノズル12も、上部ノズル22と同様
に、ほぼ正方形の断面形状を備えている。また上
部ノズル22は、再構成を容易にするように、着
脱自在型である。図示した特定の燃料集合体は、
単に説明のためのものであり、燃料棒及び案内シ
ンブルの数及び形状又はノズルの形状並びに上部
ノズルの着脱自在の組付けは、限定的ではなく、
本発明は、ここに示したもの以外の形状又は構成
にも同様に適用されることは言うまでもない。
前述したように、全部の燃料棒18は、二酸化
ウランの燃料ペレツト40からの熱伝達特性を改
善するために、1気圧以上のヘリウムガス雰囲気
で加圧されている。本発明の原理は、割れ、破断
その他によつて燃料棒が破損した場合には、与圧
されたヘリウムガスがこの欠陥を通つて漏れると
いう事実である。本発明は、燃料棒18が良好な
作動状態にあり、従つて無欠陥であることを指示
する、照射済み燃料棒中のヘリウムガスの存在
を、又は、燃料棒に欠陥があること、即ち、燃料
棒が破損していることを指示する、照射済み燃料
棒中のヘリウムの不存在を、それぞれ検出するた
めに、可搬型の核磁気共鳴装置を使用する。
核磁気共鳴装置は、公知であり、例えば米国特
許第2999381号明細書に記載されている。要約す
ると、この装置は、核磁気共鳴周波数で発生する
エネルギー吸収に応答して作動する。他の条件が
同じならば、全吸収エネルギーが存在する原子核
の関数であることによつて、問題の元素の相対的
な比率を吸収の測定から決定することができる。
この形式の装置は、角度モーメント及び磁気モー
メントを原子核に備えている元素例えばH1
He3、Li6、Be9、B10及びN14を定量的に定めるた
めに使用することができる。更に、零以外の磁気
モーメントを有する種々の同位体が同一の外部の
磁場中において異なつた共鳴周波数をどんな場合
にも有していることによつて、或る元素の多くの
同位体を定量的に定めることもできる。核磁気共
鳴の吸収現象は、種々の化合物中の成分比を測定
するためにも使用される。
次に、図面、特に第2〜4図を第1図と共に参
照して、燃料棒18の破損の検査工程について説
明する。第1に、燃料棒18の1つを核磁気共鳴
装置50(第4図)に対して露すには、最初にこ
の燃料棒18に近接する必要があり、これは、燃
料集合体10から上部ノズル22を除去すること
により達成される。前述したように、燃料集合体
10から上部ノズル22を取外すための、種々の
方法が知られており、その1つは、特開昭59−
90081号公報に記載された再構成方法である。第
1図に示した燃料集合体10に特定的に適用可能
な別の上部ノズル除去方法は、J.M.シヤーレン
ベルガーの前出の米国特許願「着脱自在な上部ノ
ズルを備えた原子炉燃料集合体」に記載されてい
る。基本的には、除去方法は、前述した固着手段
38を形成する係止管(図示しない)、内部ソケ
ツト及び外部ソケツトを操作することに存する。
上部ノズル22を除去した後に、燃料棒18に、
第2図に示すようにして近付くことができる。第
2図は、上部ノズル22を除去した後の燃料集合
体10の上部が断片的に示されている。即ち、格
子16によつて保持された燃料棒18の上端部及
び案内シンブル14の上端部のみが見られる。
上部ノズル22を除去した後の、検査方法の次
の工程は、燃料集合体10の内部から燃料棒18
の1つを垂直上方に持ち上げ、燃料棒18の上端
部52を、第3図に示すように、燃料集合体10
の上方に延長させる工程である。
燃料棒18を上動させた後、この燃料棒18の
上端部52の回りに核磁気共鳴装置50を配置す
る。普通の電源装置54を導線56によつて、ま
た検出器58を導線60によつて、核磁気共鳴装
置50に、この共鳴装置を作動させるために接続
する。共鳴装置50は、燃料棒18中の加圧ヘリ
ウムガスの存在又は不存在を検出するために作動
可能となつている。検出器58は、検出されたヘ
リウムガスの量の可視的な読みを与える。
前述したように、燃料棒18は、作動状態にあ
れば、加圧ヘリウムガスを収容しており、欠陥状
態にあれば、加圧ヘリウムガスを収容してなく、
即ちヘリウムガスは、割れ、破断その他の燃料棒
18の破損個所を通つて漏出している。従つて、
核磁気共鳴装置50がヘリウムガスの存在を検出
した場合は、その燃料棒18は、無欠陥、即ち、
良好な作動状態にあるものと考えられるため、上
動させた燃料棒18は、燃料集合体10中に返却
される。しかしヘリウムガスの不存在が検出され
た場合は、その燃料棒18は、欠陥があるものと
考えられるので、燃料集合体10から除去され、
無欠陥の燃料棒と交換される。
1本の燃料棒を前記のように検査した後は、第
2の燃料棒を、その上端部52が燃料集合体10
の上方に延長するようにひと先ず上動させ、燃料
棒の上端部52の回りに核磁気共鳴装置50を位
置させ、ヘリウムガスの存在又は不存在を検出す
るように作動させ、この燃料棒が欠陥状態にある
か又は良好な作動状態にあるかに従つて、燃料棒
を除去するか又は燃料集合体10中に下動復帰さ
せる。燃料集合体10の全部の燃料棒18を破損
について検査し終わるまでこの検査手順を燃料棒
18ごとに反復実施する。
本発明をその特定の実施例について以上に説明
したが、本発明は、前述した実施例のほかにもい
ろいろと変更して実施できるので、前述した特定
の形態は、単なる例示に過ぎず、本発明を限定す
るものではない。
【図面の簡単な説明】
第1図は、本発明の検査方法に従つて漏れにつ
いて検査しようとする燃料棒を有する既知の燃料
集合体の一部断面側面図であり、図を分り易くす
るために一部切欠き、且つ上下方向に短縮して示
した図、第2図は、燃料棒に近付くために上部ノ
ズルを取除いて示した第1図の燃料集合体の上端
部の断片的な側面図、第3図は、1本の燃料棒を
燃料集合体の上端部の上方に延長するように上動
させて示した第2図と同様の側面図、第4図は、
燃料棒内の加圧されたヘリウムガスの存在又は不
存在を検出するための可搬型の核磁気共鳴装置を
上動させた燃料棒の回りに配置して示した第3図
と同様の側面図である。 10……燃料集合体、18……燃料棒、50…
…核磁気共鳴装置、52……燃料棒の上端部。

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1 (a) 作動状態にあれば加圧ヘリウムガスを収
    容している、燃料集合体中の複数の燃料棒のう
    ちの、選択された1本の燃料棒の上端部を出
    し、 (b) 該1本の燃料棒の上端部の回りに核磁気共鳴
    装置を配置し、 (c) 該1本の燃料棒中の加圧ヘリウムガスの存在
    又は不存在を検出するように、該核磁気共鳴装
    置を作動させる、 各ステツプからなる核燃料棒の破損検出のため
    の非破壊検査方法。
JP60203596A 1984-09-17 1985-09-17 核燃料棒の非破壊検査方法 Granted JPS6177798A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US65139084A 1984-09-17 1984-09-17
US651390 1984-09-17

Publications (2)

Publication Number Publication Date
JPS6177798A JPS6177798A (ja) 1986-04-21
JPH037915B2 true JPH037915B2 (ja) 1991-02-04

Family

ID=24612685

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP60203596A Granted JPS6177798A (ja) 1984-09-17 1985-09-17 核燃料棒の非破壊検査方法

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPS6177798A (ja)

Also Published As

Publication number Publication date
JPS6177798A (ja) 1986-04-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CA1091339A (en) Apparatus and method for detecting defective fuel rods
US3945245A (en) Method and equipment for detecting deflective nuclear fuel rods
US4016749A (en) Method and apparatus for inspection of nuclear fuel rods
EP0607057B1 (en) Electrochemical monitoring of vessel penetrations
US4039376A (en) Method and apparatus for inspection of nuclear fuel rods
US4650637A (en) Method and apparatus for locating a leaking fuel rod in an assembly containing many rods
US5539789A (en) Method and apparatus for identifying failed nuclear fuel rods during refueling in a reactor core
US4828782A (en) Apparatus and method for inspection of fuel assemblies
US4728482A (en) Method for internal inspection of a pressurized water nuclear reactor pressure vessel
JP2001004782A (ja) 原子炉停止時に燃料集合体における核燃料の故障をその場で検出するための燃料集合体機械的流れ制限装置
JPS5950956B2 (ja) 核燃料集合体中の漏洩燃料棒の位置決め方法及びその装置
JPH05180980A (ja) 核燃料棒の超音波検査方法と装置
JPS5834798B2 (ja) 燃料棒検査装置
US8903034B2 (en) Fuel rod internal pressure measurement
JPH037915B2 (ja)
US4578237A (en) Nondestructive determination of nuclear fuel burnup
JP4063895B2 (ja) 燃料集合体内の欠陥燃料棒を検出するシステム
JP4909278B2 (ja) 沸騰水形原子炉の燃料集合体における燃料棒の漏れ検査方法
US4410484A (en) Process and apparatus for acoustic and ultrasonic detection of defective nuclear reactor fuel assemblies
US4517153A (en) Device for removing cooling fluid, making it possible to locate defective arrays in a nuclear reactor in operation
JPH11281631A (ja) 核燃料棒の超音波検査のための方法及び装置
US8842796B2 (en) Nuclear fuel rod pellet stack inspection
EP0143542B1 (en) Apparatus for detecting defective nuclear reactor fuel rods
KR100579399B1 (ko) 증기발생기 전열관의 시편 제작 방법
Baqué et al. Generation IV nuclear reactors-R&D program to improve sodium-cooled systems inspection