JPH047478B2 - - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の技術分野］ 本発明は原子炉用燃料の破損検出方法に係り、
特に沸騰水型原子炉の炉心内に装架された燃料集
合体内の冷却材をサンプリングして燃料破損が生
じていないか否かを検出することができる燃料破
損検出方法に関する。

［発明の技術的背景］ 一般に、原子炉容器内には多数の燃料集合体が
配設され炉心部が構成されており、その各燃料集
合体内に、金属製の被覆管内に核燃料を挿入密封
した複数本の燃料棒が配列せしめられている。

すなわち、核燃料は金属製の被覆管によつて密封
され、核分裂によつて発生する有害な核分裂生成
物が冷却材中に混合しないようにしてある。

しかしながら、被覆管の腐蝕や局所的な応力の
発生または製造上の欠陥等によつて、原子炉運転
中に燃料棒の被覆管が破損したような場合には、
核燃料の核分裂によつて発生する核分裂生成物が
冷却材中に混合し、冷却材のみならず原子炉系機
器やタービン系機器等が放射能で汚染される可能
性がある。したがつて、破損した燃料棒を有する
燃料集合体の有無を時々点検し、破損した燃料棒
を有する燃料集合体がある場合には、当該燃料集
合体を新しいものと交換する必要がある。

ところで、燃料集合体の燃料棒被覆管の破損の
有無は、原子炉を通過する冷却材をサンプリング
して冷却材中に含まれる核分裂生成物の濃度を測
定して検出することができる。しかし、炉心内に
多数装荷されている燃料集合体の中から破損して
いる燃料棒を有する燃料集合体を検出するために
は、各燃料集合体について個別にその破損検出を
行わなければならない。しかも、燃料集合体の燃
料棒に破損がある場合には、不用意な取り扱いに
より作業員が放射線被曝を受ける可能性があり、
炉内機器も汚染される可能性がある。そのため破
損燃料集合体の検出は原子炉内で行なうことが望
ましい。

第１図および第２図は沸騰水型原子炉に使用さ
れる燃料破損検出装置の概略断面図であつて、符
号１はチヤンネルボツクス２内に概略的に示す燃
料棒群３を装着した燃料集合体であり、その燃料
集合体１は炉心支持板４上に支持装着されてい
る。一方、冷却材は上記炉心支持板４の下方か
ら、蒸気燃料集合体１のチヤンネルボツクス２の
内外に流通せしめられ、その冷却材によつて燃料
の核分裂により発生する崩壊熱が冷却除去され
る。

ところで、このような原子炉において燃料棒の
破損の検出に際しては、燃料集合体１の上端部
に、空気管５とサンプリング管６とが取り付けら
れキヤツプ７（第２図では７ａ）を装着する。そ
して、上記空気管５を通してキヤツプ７，７ａ内
に空気を供給し、キヤツプ７，７ａ内に空気層８
を形成する。したがつて、この空気層８によつて
燃料集合体１内の上部に液面９が形成されるとと
もに、燃料集合体１内に流入する冷却材の流れが
阻止される。

そこで、このような状態で一定時間保持する
と、燃料棒３の温度が上昇し、燃料棒３の被覆管
上に破損があると、破損部から冷却材中に核分裂
生成物が放出され易くなり、また冷却材も加熱さ
れ、燃料集合体１内で冷却材が自然対流によつて
循環し、上記核分裂生成物が冷却材中に溶け込み
ながら燃料集合体１の内部を拡散していく。

しかして、上記一定時間経過後、燃料集合体１
の上部に被冠したキヤツプ７，７ａに取り付けて
あるサンプリング管６を経て冷却材を炉外に採取
し、その採取した冷却材中の放射能濃度を測定す
ることによつて燃料集合体の破損の有無を検出す
る。

［背景技術の問題点］ しかしながら、このような燃料破損検出装置に
おいては、下記のような不都合がある。すなわ
ち、破損燃料の検出作業は、炉内の放射能濃度の
低下待ちおよび水張り遮へい作業等のために炉停
止後５〜７日経過してから行なわれる。したがつ
て、崩壊熱量は小さく核分裂生成物の放出量も極
めて少なくなつた状態にある。また核分裂生成物
は燃料集合体内を冷却材の自然対流によつて拡散
する。そのためサンプリングを行なつている燃料
集合体下部に核分裂生成物が放出された場合、そ
の核分裂生成物が溶け込んだ冷却材がサンプリン
グ管６が挿入されている燃料集合体上部に到達す
るまでに長時間を要する。また燃料集合体内で生
じる自然対流の流動如何によつては燃料集合体下
部の冷却材が上部に到達することがなく、燃料集
合体の中途で冷却材が逆流して、核分裂生成物の
サンプリングが十分に行なえない等の問題点があ
る。

なお、燃料破損検出を行う場合一回でサンプリ
ングする燃料集合体の本数が多くなるほど作業能
率が向上する。第２図は上記作業能率の向上の点
を考慮して複数の燃料集合体１，１に共通する幅
広いキヤツプ７ａをかぶせて冷却材をサンプリン
グするように構成した装置である。しかしなが
ら、この装置では冷却材の流れ再開時に軸方向中
央部の冷却材が阻害されるだけでなく、冷却材の
相互干渉により隣接の冷却材をサンプリングする
ことがあり、破損燃料の検出に誤りを生じる欠点
がある。

［発明の目的］ 本発明は背景技術の問題点を解決するためにな
されたもので、複数本の燃料集合体を幅広のキヤ
ツプで覆つた状態で冷却材の流れを再開しても軸
方向中央部の冷却材の流れが阻害されることがな
く、また隣接する燃料集合体の冷却材をサンプリ
ングすることを防止しさらに比較的核分裂生成物
の流出が少なくしかも燃料集合体下部で核分裂生
成物が放出された場合でも、核分裂生成物を含有
した冷却材を十分にサンプリングでき、そのうえ
核分裂生成物の有無の検出精度がすぐれた燃料破
損検出方法を提供することを目的とする。

［発明の概要］ 本発明は、原子炉容器内に装荷されている燃料
集合体の頂端部を、空気管およびサンプリング管
を設けたキヤツプで覆いそのキヤツプ内に空気を
封入することによつて、燃料集合体の下方から流
入し上方に流出する冷却材流れを停止させ、その
状態を一定時間保持させた後燃料集合体上部の空
気層を前記空気管を介して排除し、燃料集合体内
の冷却材流れを残留熱除去系から供給される冷却
材の流れによつて再開させ、燃料集合体内に滞留
していた冷却材を所定時間サンプリング管によつ
てサンプリングし、そのサンプリングした冷却材
の放射能測定により燃料棒の破損の有無を検出し
て成ることを特徴とする燃料破損検出方法であ
る。

［発明の実施例］ 以下、第３図から第６図を参照して本発明の一
実施例について説明する。

第３図は本発明に係る燃料破損検出方法に適用
される燃料破損検出装置系の構成を概略的に示す
系統図であつて、原子炉の点検等に際しては原子
炉の作動停止後、原子炉圧力容器１０の上蓋（図
示せず）が取り外されるとともに、残留熱除去系
１２によつて冷却材が圧力容器１０に供給され、
上記圧力容器１０内に配設された炉心１１部の冷
却が行なわれる。すなわち、崩壊熱または残留熱
除去系ポンプ１３の始動によつて炉心１１の下部
プレナム室２５の冷却材が炉心１１の上方に流れ
込んで炉心１１を冷却し圧力容器１０外へ流出し
て熱交換器１４で冷却された後再び圧力容器１０
内に循環流通される。上記冷却材の温度は30〜40
℃程度であつて、この冷却材によつて炉心１１の
異常な温度上昇を防ぐとともに、炉心１１を構成
する燃料集合体から放出される核分裂生成物の量
を少なくし、作業員の放射能被曝の危険性が減少
せしめられる。

ところで、炉心１１を構成する多数本の燃料集
合体の任意の一つに順次燃料破損検出用のキヤツ
プ７がかぶされるが、上記キヤツプ７には第５図
に示したように空気管５およびサンプリング管６
が取り付けられている。上記空気管５の一端部は
原子炉容器１０外に配置された空気供給ユニツト
１５に接続している。

すなわち、空気管５は空気供給ユニツト１５の
ブロワー１６に開閉弁１７を介して連接されてお
り、さらに上記開閉弁１７のキヤツプ７側には空
気放出弁１８が設けられている。一方、サンプリ
ング管６は圧力容器１０の外方においてサンプリ
ングユニツト１９に接続されている。すなわち、
サンプリング管６はサンプリングユニツト１９の
開閉弁２０を介してサンプリングポンプ２１が設
けられ、さらにその先端部にサンプリング容器２
２が配設されている。また、キヤツプ７には第４
図に示したように空気管５およびサンプリング管
６のほかに排水管２３が設けられており、排水管
２３には弁２４が介在されている。

しかして、燃料破損の検出に際しては、従来と
同様に点検しようとする燃料集合体１の頂部にキ
ヤツプ７をかぶせ、空気放出弁１８を閉じるとと
もに開閉弁１７を開け、ブロワー１６によつてキ
ヤツプ７内に空気を送る。すると、第４図に示し
たように上記燃料集合体１の上部とキヤツプ７内
に空気層８が形成されて、燃料集合体１内上部に
液面９が形成され、燃料集合体１内への流入が停
止する。

そこで、この状態で一定時間放置する。しかし
て、上記燃料集合体１内に滞留している冷却材は
その温度が上昇し、燃料集合体１の下部にはプレ
ナム２５の冷却材との温度差によつて温度境界層
２６が形成される。第６図はこのときの燃料集合
体の軸線方向の温度分布の時間変化を概略的に示
したもので、冷却材の流れを停止した時間をt₀か
ら順次t₁，t₂…と長くすると、燃料集合体１の下
部では時間の経過とともに温度勾配の急な温度境
界層ができる。しかも燃料集合体の冷却材は、燃
料棒の崩壊熱により加熱され、プレナム２５の冷
却材より軽くなるため上記温度境界層は安定なも
のとなり、その結果核分裂生成物の溶け込んだ燃
料集合体内の冷却材のプレナム２５側への拡散は
殆どなくなる。

また、燃料集合体１内に流入する冷却材流れを
一定時間放置することによつて、その間核分裂生
成物が冷却材中に放出し続け、燃料集合体１内の
冷却材の自然対流によつて上記核分裂生成物の燃
料集合体内での拡散が生じ、かつ冷却材中の核分
裂生成物濃度が高められる。

次に、上記温度境界層が安定状態となる一定時
間経過後ブロワー１６の駆動を止めて燃料集合体
１に供給していた空気を止めるとともに開閉弁１
７を閉じ、空気放出弁１８を開ける。しかして、
燃料集合体１の上部および空気管５内の空気が排
気され、これに応じて燃料集合体１内に残留熱除
去系１２から原子炉容器１０に供給されている冷
却材がプレナム２５から流入しはじめる。したが
つて、燃料集合体１への冷却材供給再開以前に燃
料集合体１に滞留していた冷却材と新たに燃料集
合体１に流入した冷却材の温度差による温度境界
層２６も第５図に示したように燃料集合体１内で
上昇する。

ところで、一般的に残留熱除去系１２から冷却
材が燃料集合体１を流れる場合、燃料集合体内の
冷却材流速は約６〜12cm／ｓ程度しかない。した
がつて、このような低流速においては前記温度境
界層２６が冷却材の流れによつて乱されることも
なく、その温度境界層２６の上部の冷却材、すな
わち燃料集合体１で一定時間滞在し核分裂生成物
濃度が高められた冷却材はピストン状に押し上げ
られる。そのため、前記核分裂生成物濃度が高め
られた冷却材層がピストン状に押し上げられて燃
料集合体から流出する時間（約１〜２分間）だ
け、冷却材をサンプリング管６を介して採取し続
けることにより、冷却材中に溶け込んだ核分裂生
成物を捕集することができる。

しかして、従来のように自然対流のみによつて
核分裂生成物が拡散してサンプリング管６に到達
するのを待つのではなく、冷却材の上方への移動
によつて核分裂生成物を冷却材とともにサンプリ
ング管６まで導くので、燃料集合体１の下部で燃
料破損が発生した場合においても、核分裂生成物
の検出を確実に行うことができる。

ここでサンプリングする冷却材の量或はサンプ
リング時間は、サンプリングポンプ２の能力や開
閉弁２０の調節により任意に選定可能であるが、
前記燃料集合体に滞留した核分裂生成物濃度が高
められた冷却材が燃料集合体からサンプリング管
６から流出し始めてから流出し終るまでの時間
（１〜２分間）だけ連続的に行うことが望ましい。

そのためには、サンプリング管６に流入する冷
却材の温度を測定し、燃料集合体１内に滞留して
核分裂生成物を含みかつ崩壊熱により加熱された
冷却材と、冷却材流れを再開したのちプレナム２
５から燃料集合体１に流入する冷却材との温度
差、温度境界層２６で生じる温度差を検出してサ
ンプリング時間を調整すればよい。

また、本発明における燃料破損検出装置をより
確実にするためには、燃料集合体への冷却材流れ
を停止させる前に、放射能汚染の少ない低バツク
グランドの冷却材を燃料集合体に注入することに
より、燃料集合体内の冷却材を清浄な冷却材と置
換することが効果的である。この場合、燃料集合
体に注入する置換用冷却材としては、浄化系によ
り洗浄されたものや別途用意された、放射能に汚
染されていない清浄水を用いるのが理想的ではあ
るが、必ずしも完全な清浄水を用いる必要はな
い。すなわち、検査を希望すべき破損規模のとき
予想される放出蓄積される放射能レベルに対して
相対的に放射能レベルが低いものであれば、原子
炉容器等に貯蔵されている冷却材の一部を用いて
もよい。

第７図は本発明の第２の実施例を示す斜視図
で、複数体の燃料集合体１の上端から表面積が大
きい幅広のキヤツプ７ａをかぶせてそれぞれの燃
料集合体からサンプリングできるようにした例で
ある。すなわち、キヤツプ７ａにはそれぞれの燃
料集合体の上端開口に対応した位置の真下にサン
プリング管６を設けるとともに排水管２３を設け
ている。なお、排水管２３には排水弁２４が接続
されている。

この実施例ではそれぞれの燃料集合体１は圧力
損失がそれぞれ異なるためサンプリング時の流量
が一定にならないが、弁２４の上流側排水管２３
の途中にあらかじめそれぞれの燃料集合体の流出
流量が一様になるような口径比を有するオリフイ
スを設けることによつて一定できる。

第８図から第９図は本発明の第３の実施例を示
す断面図で、第８図はチヤンネルボツクス２内に
燃料集合体内のサンプリングする冷却材の混合を
促進するためサンプリング管６の先端のサンプリ
ング孔６ａの上流側にミキシング板２７を固定部
材２８によつて取着した例である。しかして、こ
の例では第４図の実施例に示すように燃料集合体
１の上部にキヤツプ７をかぶせ第３図に示した空
気供給ユニツト１５を作動させ、空気管５を介し
キヤツプ７に空気を供給する。このとき、弁１７
は開、弁１８は閉となつている。

キヤツプ７に空気が供給されることにより燃料
集合体１の上部には液面９が形成され、燃料集合
体１に流入する冷却材は停止する。このような状
態でしばらく放置すると、燃料集合体１の冷却材
温度は上昇し燃料集合体１の下部にはプレナム２
５の冷却材との温度差による温度境界層２６が形
成される。しかも燃料集合体１の冷却材は燃料ピ
ンの崩壊熱により加熱されプレナム２５の冷却材
より軽くなるため温度境界層２６は安定なものと
なる。

その結果核分裂生成物が溶け込んだ燃料集合体
内の冷却材はプレナム２５内に混合しにくくな
る。ここで燃料集合体１に流入する冷却材流れを
停止させ、一定時間放置する効果は上記の温度境
界層２６を形成するだけでなく、核分裂生成物を
冷却材中に放出させ続け、その間の核分裂生成物
を燃料集合体１の冷却材の自然対流により、燃料
集合体１の中で混合させながら、かつ、冷却材中
の核分裂生成物濃度を高めることにもなる。

次にブロワー１６を停止して燃料集合体１に供
給していた空気を止め、続いて弁１７を閉にし、
弁１８を開にして空気管５の内部の空気を排気
し、燃料集合体１の上部とキヤツプ７との間に形
成された液面９をなくす。

これによつて燃料集合体１には残留熱除去系１
２から原子炉圧力容器１０に供給されている冷却
材がプレナム２５から第９図に示したように流入
し始める。

ここで燃料集合体１への冷却材供給を再開させ
る以前に燃料集合体１に滞留していた冷却材と新
たに燃料集合体１に流入した冷却材の温度差に起
因した温度境界層２６も燃料集合体１内で上昇す
る。

一般的に残留熱除去系１２による冷却材流速は
低流速のため温度境界層２６は冷却材の流れによ
つて乱れにくい。

したがつて、温度境界層２６から上部の冷却材
つまり、燃料集合体１で一定時間滞留し、核分裂
生成物の濃度が高められた冷却材はピストン状に
流れる。核分裂生成物の濃度が高められた冷却材
は、前記ミキシング板２７に衝突するとともにミ
キシング板２７と集合体１の内壁との間では流路
が狭くなり冷却材は加速され、ミキシング板２７
の背後ではカルマン渦が発生し、冷却材の混合が
促進される。（第９図参照） その結果、核分裂生成物が冷却材中に局所的に
溶け込んでいる場合においても核分裂生成物が流
路断面内に平均的に混合するため、サンプリング
管６を通して採取し続けることにより燃料集合体
１において核分裂生成物の放出があつた場合核分
裂生成物の検出が確実になる。しかもこの装置に
よると、従来のように自然対流のみにより核分裂
生成物が混合し、サンプリング管６に到達するの
を待つのではなく、残留熱除去系１２による強制
対流による冷却材流れによつて核分裂生成物をサ
ンプリング管６まで導くことから燃料集合体１の
下部で発生した破損においても核分裂生成物の検
出を確実に行なうことができる。

第１０図は、本発明の第４の実施例を示す縦断
面図である。すなわち、チヤンネルボツクス１内
のミキシング板２７を複数枚に分割した例であ
る。この例では燃料集合体１はその上部に把手２
９が対角線上に取着されているのでミキシング板
２７を一枚板で形成するよりも分割した方が有利
になる効果がある。

［発明の効果］ 以上説明したように、本発明においては原子炉
容器内の装荷されている燃料集合体の頂端部を、
空気管およびサンプリング管ならびに排水管を有
しかつこの排水管に接続した弁を設けたキヤツプ
で覆いそのキヤツプ内に空気を封入することによ
つて燃料集合体の下方から流入し上方に流出する
冷却材流れを停止させ、その状態を一定時間保持
させた後燃料集合体上部の空気層を排除し、燃料
集合体内の冷却材流れを再開させ、燃料集合体内
に滞留していた冷却材を所定時間サンプリング
し、サンプリングした冷却材の放射能測定により
燃料棒の破損の有無を検出することができる燃料
破損検出方法である。したがつてサンプリング作
動時に核分裂生成物が溶け込んだ冷却材がピスト
ン状にそのまま順次押し上げられてサンプリング
管に送入され、冷却材中に溶け込んだ核分裂生成
物を確実に捕集することができ、しかも燃料集合
体の下部で燃料破損が発生した場合においても、
隣接する燃料集合体内の冷却材をサンプリングす
ることなく、冷却材の流出流量が一様になり、核
分裂生成物の検出を確実に且つ短時間に行なうこ
とができて、燃料破損検出の信頼性および操作性
を向上させることができる。

【図面の簡単な説明】

第１図および第２図は従来の燃料破損検出方法
に適用される燃料破損検出装置を示す縦断面図、
第３図は沸騰水型原子炉における本発明の燃料破
損検出装置系を示す系統図、第４図は本発明に係
る燃料破損検出装置を示す縦断面図、第５図は第
４図における燃料破損検出装置の作動例を説明す
るための断面図、第６図は燃料集合体内の冷却材
の軸方向の温度分布を示す分布図、第７図、第８
図および第１０図はそれぞれ本発明に係る他の実
施例を示す図で、第９図は第８図の装置の作動例
を示す縦断面図である。 １……燃料集合体、２……チヤンネルボツク
ス、３……燃料棒群、４……炉心支持板、５……
空気管、６……サンプリング管、７……キヤツ
プ、８……空気層、９……液面、１０……原子炉
圧力容器、１１……炉心、１２……残留熱除去
系、１３……残留熱除去系ポンプ、１４……熱交
換器、１５……空気供給ユニツト、１６……ブロ
ワー、１７……開閉弁、１８……空気放出弁、１
９……サンプリングユニツト、２０……開閉弁、
２１……サンプリングポンプ、２２……サンプリ
ング容器、２３……排水管、２４……弁、２５…
…プレナム、２６……温度境界層、２７……ミキ
シング板、２８……固定部材、２９……把手。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 原子炉容器内に装荷されている複数の燃料集
   合体の頂端部を空気管およびサンプリング管を設
   けたキヤツプで覆い、そのキヤツプ内に空気を封
   入して燃料集合体の下方から流入して上方に流出
   する冷却材流れを停止させ、その状態を一定時間
   保持させた後燃料集合体上部の空気層を前記空気
   管を介して排除し、燃料集合体内の冷却材流れを
   残留熱除去系から供給される冷却材の流れによつ
   て再開させ、燃料集合体内に滞留していた冷却材
   を所定時間サンプリング管によつてサンプリング
   し、そのサンプリングした冷却材の放射能測定に
   より燃料棒の破損の有無を検出して成ることを特
   徴とする燃料破損検出方法。