JPH05150083A - 燃料集合体用金属材料の評価方法 - Google Patents
燃料集合体用金属材料の評価方法Info
- Publication number
- JPH05150083A JPH05150083A JP3310973A JP31097391A JPH05150083A JP H05150083 A JPH05150083 A JP H05150083A JP 3310973 A JP3310973 A JP 3310973A JP 31097391 A JP31097391 A JP 31097391A JP H05150083 A JPH05150083 A JP H05150083A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- reactor
- reactor water
- reaction
- fuel assembly
- soundness
- Prior art date
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- Pending
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-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】燃料棒の被覆管破損が生ずる以前に被覆管の表
面状態の異状を把握し、燃料棒の健全性維持の情報を得
ること。 【構成】燃料棒７の被覆管の構成材料であるジルコニウ
ム（Ｚｒ）と炉水９中の陽子ＰとをＺｒ（ｐ・ｎ）Ｎｂ
反応によりニオブ（Ｎｂ）を生成させる。このＮｂを炉
水中に移行させ、この炉水をサンプリングしたのち、Ｎ
ｂを化学的に分離し、放射線測定により定量する。この
定量値の変化から被覆管の健全性を評価する。
面状態の異状を把握し、燃料棒の健全性維持の情報を得
ること。 【構成】燃料棒７の被覆管の構成材料であるジルコニウ
ム（Ｚｒ）と炉水９中の陽子ＰとをＺｒ（ｐ・ｎ）Ｎｂ
反応によりニオブ（Ｎｂ）を生成させる。このＮｂを炉
水中に移行させ、この炉水をサンプリングしたのち、Ｎ
ｂを化学的に分離し、放射線測定により定量する。この
定量値の変化から被覆管の健全性を評価する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は燃料棒の被覆管，チャン
ネルボックスなど燃料集合体を構成する金属材料を原子
炉運転中にその健全性を連続的に評価することができる
燃料集合体用金属材料の評価方法に関する。
ネルボックスなど燃料集合体を構成する金属材料を原子
炉運転中にその健全性を連続的に評価することができる
燃料集合体用金属材料の評価方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】通常のプラント運転時に燃料棒の被覆管
表面の状態を把握しておくことは燃料集合体の健全性を
維持する上で重要である。しかしながら、従来、定期検
査時の燃料調査およびオフガスの変化等による情報以外
得られていない。これらの情報は被覆管に関して、表面
状態の観察や測定による状態の変化、およびピンホール
等の発生によるオフガスの変化等の何等かの破損等が生
じた場合についてのみ、その変化が認められるものであ
る。これらの変化を測定観察することにより被覆管の健
全性を評価している。
表面の状態を把握しておくことは燃料集合体の健全性を
維持する上で重要である。しかしながら、従来、定期検
査時の燃料調査およびオフガスの変化等による情報以外
得られていない。これらの情報は被覆管に関して、表面
状態の観察や測定による状態の変化、およびピンホール
等の発生によるオフガスの変化等の何等かの破損等が生
じた場合についてのみ、その変化が認められるものであ
る。これらの変化を測定観察することにより被覆管の健
全性を評価している。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、これら
の方法はいずれも異状の発生による変化を捕らえる方法
であるため、被覆管損傷の徴候を前もって評価すること
が困難な課題がある。また、定常的に炉水の水質を測定
することにより材料を健全に保つための方法が知られて
いるが、しかしながら、この方法は評価のための測定パ
ラメータが材料の現在の状態に対して間接的であるた
め、被覆管の表面状態を直接に把握することが困難な課
題がある。
の方法はいずれも異状の発生による変化を捕らえる方法
であるため、被覆管損傷の徴候を前もって評価すること
が困難な課題がある。また、定常的に炉水の水質を測定
することにより材料を健全に保つための方法が知られて
いるが、しかしながら、この方法は評価のための測定パ
ラメータが材料の現在の状態に対して間接的であるた
め、被覆管の表面状態を直接に把握することが困難な課
題がある。
【０００４】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、原子炉運転中に連続的に燃料集合体の金属材
料の健全性を正確かつ速やかに評価することができる燃
料集合体用金属材料の評価方法を提供することにある。
たもので、原子炉運転中に連続的に燃料集合体の金属材
料の健全性を正確かつ速やかに評価することができる燃
料集合体用金属材料の評価方法を提供することにある。
【０００５】
【課題を解決するための手段】本発明は原子炉運転中に
炉心で核分裂反応により生成した中性子と炉水中の水素
との反応によって生成した陽子を被評価金属材料中の特
定の元素と反応させて固有の放射性核種を生成させ、こ
の固有の放射性核種を含んだ炉水を化学的に分離したの
ち、放射線測定を行って前記固有の放射性核種を定量
し、この定量値の変化から前記被評価金属材料の健全性
を評価することを特徴とする。
炉心で核分裂反応により生成した中性子と炉水中の水素
との反応によって生成した陽子を被評価金属材料中の特
定の元素と反応させて固有の放射性核種を生成させ、こ
の固有の放射性核種を含んだ炉水を化学的に分離したの
ち、放射線測定を行って前記固有の放射性核種を定量
し、この定量値の変化から前記被評価金属材料の健全性
を評価することを特徴とする。
【０００６】
【作用】燃料集合体用金属材料の例として燃料棒の被覆
管について説明するが、他の金属材料についてもほぼ同
様に作用するので、その説明は省略する。被覆管の表面
でジルコニウムとのＺｒ（ｐ・ｎ）Ｎｂの反応により生
成した放射性のニオブは一部が炉水に移行する。ここ
で、炉水中の陽子束は核分裂により生成したエネルギー
の高い中性子と冷却水中の水素との反応によって生成す
る。この反応は他の原子炉構造材および不純物との反応
もしくは核分裂生成物には含まれず、被覆管の表面での
固有のものである。
管について説明するが、他の金属材料についてもほぼ同
様に作用するので、その説明は省略する。被覆管の表面
でジルコニウムとのＺｒ（ｐ・ｎ）Ｎｂの反応により生
成した放射性のニオブは一部が炉水に移行する。ここ
で、炉水中の陽子束は核分裂により生成したエネルギー
の高い中性子と冷却水中の水素との反応によって生成す
る。この反応は他の原子炉構造材および不純物との反応
もしくは核分裂生成物には含まれず、被覆管の表面での
固有のものである。
【０００７】すなわち、この炉水中のＮｂを測定するこ
とにより、直接に被覆管表面の反応を捕まえることがで
きる。被覆管の表面状態が剥離し易くなるような場合に
は炉水中に被覆管表面で生成したＮｂが炉水に溶解しや
すい状態になり、炉水中のＮｂの濃度が上昇する。この
炉水中のＮｂ濃度を測定することによって被覆管表面の
健全性を評価する手法である。
とにより、直接に被覆管表面の反応を捕まえることがで
きる。被覆管の表面状態が剥離し易くなるような場合に
は炉水中に被覆管表面で生成したＮｂが炉水に溶解しや
すい状態になり、炉水中のＮｂの濃度が上昇する。この
炉水中のＮｂ濃度を測定することによって被覆管表面の
健全性を評価する手法である。
【０００８】測定する炉水中の核種の半減期は原子炉運
転期間に対して比較的短いものが現象の蓄積を除外でき
るための有効である。特に本発明方法としては 90,92Ｎ
ｂ核種の測定が有効であり、従来の炉水採取装置とニオ
ブの化学的分離、およびＧｅ検出器を用いた化学的分離
後の試料のγ線測定により目的の核種の定量を行う。ま
た、核分裂生成物の濃度が比較的小さいプラントでは97
Ｚｒの測定も有効である。
転期間に対して比較的短いものが現象の蓄積を除外でき
るための有効である。特に本発明方法としては 90,92Ｎ
ｂ核種の測定が有効であり、従来の炉水採取装置とニオ
ブの化学的分離、およびＧｅ検出器を用いた化学的分離
後の試料のγ線測定により目的の核種の定量を行う。ま
た、核分裂生成物の濃度が比較的小さいプラントでは97
Ｚｒの測定も有効である。
【０００９】反応は他の原子炉構造材および不純物との
反応もしくは核分裂生成物には含まれず、燃料被覆管の
表面での固有のものである。すなわち、炉水中の 90,92
Ｎｂ核種を測定することにより、直接に被覆管表面の反
応を捕まえることができる。したがって、運転中に被覆
管表面の健全性を評価することができ、かつ被覆管損傷
の徴候を前もって評価し連続的な管理を行うことができ
る。
反応もしくは核分裂生成物には含まれず、燃料被覆管の
表面での固有のものである。すなわち、炉水中の 90,92
Ｎｂ核種を測定することにより、直接に被覆管表面の反
応を捕まえることができる。したがって、運転中に被覆
管表面の健全性を評価することができ、かつ被覆管損傷
の徴候を前もって評価し連続的な管理を行うことができ
る。
【００１０】
【実施例】図１から図４を参照しながら本発明に係る燃
料集合体用金属材料の評価方法の一実施例を説明する。
なお、本実施例では説明の都合上燃料集合体用金属材料
について燃料棒の被覆管の例で説明するが、他の構成材
料たとえばチャンネルボックスについても適用できる。
料集合体用金属材料の評価方法の一実施例を説明する。
なお、本実施例では説明の都合上燃料集合体用金属材料
について燃料棒の被覆管の例で説明するが、他の構成材
料たとえばチャンネルボックスについても適用できる。
【００１１】図１はＢＷＲの炉心１内の一部を示してい
る。すなわち、破線２で囲んだ上部格子板の格子部梁材
３内には４体の燃料集合体４と、１体の制御棒５が配置
されている。燃料集合体４は正方角筒状のチャンネルボ
ックス６内に８×８列に燃料棒７が束ねられたものから
なっている。制御棒５は４枚羽根内に中性子吸収材８が
充填されたものからなっている。燃料棒７は内面にジル
コニウムがライニングされたジルカロイ−２製被覆管内
に二酸化ウランペレットが充填されたものからなってい
る。
る。すなわち、破線２で囲んだ上部格子板の格子部梁材
３内には４体の燃料集合体４と、１体の制御棒５が配置
されている。燃料集合体４は正方角筒状のチャンネルボ
ックス６内に８×８列に燃料棒７が束ねられたものから
なっている。制御棒５は４枚羽根内に中性子吸収材８が
充填されたものからなっている。燃料棒７は内面にジル
コニウムがライニングされたジルカロイ−２製被覆管内
に二酸化ウランペレットが充填されたものからなってい
る。
【００１２】図２は図１中の“Ａ”部を拡大して作用を
合わせて記載したもので、燃料棒７の被覆管と炉水９と
の核反応状態を示している。図３は炉水をサンプリング
するためのＢＷＲの系統図を示している。図３中符号10
は原子炉で、この原子炉10の再循環系配管11から分岐し
た浄化系配管12にサンプリングライン13を接続してい
る。浄化系配管12は浄化系循環ポンプ14を介して給水系
配管15に接続している。給水系配管15はタービン16で仕
事を終えた蒸気を冷却し復水にする復水器17に接続して
いる。図４は炉水をサンプリングした後の炉水中に含ま
れる核分裂生成物中からＺｒとＮｂとを分離する工程を
流れ線図で示している。
合わせて記載したもので、燃料棒７の被覆管と炉水９と
の核反応状態を示している。図３は炉水をサンプリング
するためのＢＷＲの系統図を示している。図３中符号10
は原子炉で、この原子炉10の再循環系配管11から分岐し
た浄化系配管12にサンプリングライン13を接続してい
る。浄化系配管12は浄化系循環ポンプ14を介して給水系
配管15に接続している。給水系配管15はタービン16で仕
事を終えた蒸気を冷却し復水にする復水器17に接続して
いる。図４は炉水をサンプリングした後の炉水中に含ま
れる核分裂生成物中からＺｒとＮｂとを分離する工程を
流れ線図で示している。
【００１３】図１に示した炉心１において、図２に示し
たように核分裂により生成したエネルギーの高い中性子
と冷却水つまり炉水９中の水素との反応によって炉水９
中に陽子Ｐが生成する。この陽子Ｐは炉心１の燃料棒７
の被覆管表面において、被覆管の主材料であるジルコニ
ウム（Ｚｒ）との（ｐ・ｎ）反応により、被覆管表面で
固有の 90,92Ｎｂ核種を生成する。被覆管の表面で生成
した 90,92Ｎｂ核種は被覆管表面の状況、すなわち表面
の酸化状態やダメージの程度によって炉水９中に放出さ
れる割合が異なってくる。一般に表面状態が良好な場合
にはＮｂは放出され難く酸化状態が進行したり表面が多
孔性になってくるとＮｂの放出量は増加する。
たように核分裂により生成したエネルギーの高い中性子
と冷却水つまり炉水９中の水素との反応によって炉水９
中に陽子Ｐが生成する。この陽子Ｐは炉心１の燃料棒７
の被覆管表面において、被覆管の主材料であるジルコニ
ウム（Ｚｒ）との（ｐ・ｎ）反応により、被覆管表面で
固有の 90,92Ｎｂ核種を生成する。被覆管の表面で生成
した 90,92Ｎｂ核種は被覆管表面の状況、すなわち表面
の酸化状態やダメージの程度によって炉水９中に放出さ
れる割合が異なってくる。一般に表面状態が良好な場合
にはＮｂは放出され難く酸化状態が進行したり表面が多
孔性になってくるとＮｂの放出量は増加する。
【００１４】炉水中に放出されたＮｂは再循環系に移行
し図３に示すサンプリングライン13によってフィルタ上
に捕集される。捕集されたＮｂの定量には他の放射性核
種との分離が必要である。Ｎｂの化学的分離法は図４に
示す方法で行う。
し図３に示すサンプリングライン13によってフィルタ上
に捕集される。捕集されたＮｂの定量には他の放射性核
種との分離が必要である。Ｎｂの化学的分離法は図４に
示す方法で行う。
【００１５】図４においてサンプリングライン13からサ
ンプリングした炉水の試料中には核分裂生成物，放射性
クラッドなどの元素としてＲＥ，Ｎｐ，Ｚｎ，Ｚｒ，Ｎ
ｂ，Ｃｒ，Ｆｅ，Ｃｏ，Ｃｓ，Ｓｒが含まれている。こ
れを濃ＨＣｌと作用させるとＲＥ，Ｃｒ，Ｃｓ，Ｓｒが
流出し、Ｎｂ，Ｚｎ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｆｅ，Ｃｏが保持さ
れる。この保持元素に６ＮＨＣｌ， 0.5ＨＦを作用させ
るとＮｐ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｃｏが流出し、ＺｎとＦｅが保
持される。流出したＮｂ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｃｏに0.1ＮＨ
2 ＳＯ4 と 0.3ＮＨＦを作用させるとＮｐとＣｏが流出
し、ＺｒとＮｂが保持される。保持されたＺｒとＮｂに
６ＮＨＣｌと 0.5ＮＨＦを作用させＺｒとＮｂをフラク
ションで分ける。
ンプリングした炉水の試料中には核分裂生成物，放射性
クラッドなどの元素としてＲＥ，Ｎｐ，Ｚｎ，Ｚｒ，Ｎ
ｂ，Ｃｒ，Ｆｅ，Ｃｏ，Ｃｓ，Ｓｒが含まれている。こ
れを濃ＨＣｌと作用させるとＲＥ，Ｃｒ，Ｃｓ，Ｓｒが
流出し、Ｎｂ，Ｚｎ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｆｅ，Ｃｏが保持さ
れる。この保持元素に６ＮＨＣｌ， 0.5ＨＦを作用させ
るとＮｐ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｃｏが流出し、ＺｎとＦｅが保
持される。流出したＮｂ，Ｚｒ，Ｎｂ，Ｃｏに0.1ＮＨ
2 ＳＯ4 と 0.3ＮＨＦを作用させるとＮｐとＣｏが流出
し、ＺｒとＮｂが保持される。保持されたＺｒとＮｂに
６ＮＨＣｌと 0.5ＮＨＦを作用させＺｒとＮｂをフラク
ションで分ける。
【００１６】Ｎｂの分離精製後γ線の測定をＧｅ半導体
検出器で行う。定常的に得られた定量値を解析すること
によって 90,92Ｎｂ核種の濃度変化が得られた場合に被
覆管の表面での異状を検出する。
検出器で行う。定常的に得られた定量値を解析すること
によって 90,92Ｎｂ核種の濃度変化が得られた場合に被
覆管の表面での異状を検出する。
【００１７】Ｎｂの生成量は以下の式によって評価され
る。 （炉水中放射能濃度）＝（炉心でのＺｒの核種数）×
（反応有効陽子束密度または中性子束密度）×（反応断
面積）×（炉心での被覆管全表面積）／（全炉水量）×
（炉水への移行率）×（サンプリング効率） 上の式で（炉水への移行率）のみが被覆管表面での異状
によって変動することからその健全性を事前に評価する
ことが可能になる。
る。 （炉水中放射能濃度）＝（炉心でのＺｒの核種数）×
（反応有効陽子束密度または中性子束密度）×（反応断
面積）×（炉心での被覆管全表面積）／（全炉水量）×
（炉水への移行率）×（サンプリング効率） 上の式で（炉水への移行率）のみが被覆管表面での異状
によって変動することからその健全性を事前に評価する
ことが可能になる。
【００１８】炉心での核分裂によって生成されたエネル
ギーの高い中性子は冷却水中の水素との反応によって陽
子束を生成する。この陽子束は被覆管表面のジルコニウ
ムと反応しＮｂを生成する。このＮｂは炉水９中に移行
し、さらに再循環系を通ってサンプリングライン13でフ
ィルタ上に捕集される。ここで化学的分離を行いＧｅ半
導体放射線検出器で放射線測定を行い定量される。この
定量値の変化によって被覆管表面での異状とその健全性
を事前に評価することが可能になる。
ギーの高い中性子は冷却水中の水素との反応によって陽
子束を生成する。この陽子束は被覆管表面のジルコニウ
ムと反応しＮｂを生成する。このＮｂは炉水９中に移行
し、さらに再循環系を通ってサンプリングライン13でフ
ィルタ上に捕集される。ここで化学的分離を行いＧｅ半
導体放射線検出器で放射線測定を行い定量される。この
定量値の変化によって被覆管表面での異状とその健全性
を事前に評価することが可能になる。
【００１９】
【発明の効果】本発明によれば、従来の評価方法に比較
して、原子炉内金属材料表面の反応を直ちに捕らえるこ
とができるため、運転中に原子炉内の核燃料集合体金属
材料表面の健全性を評価することができ、かつ原子炉内
核燃料集合体の損傷の徴候を前もって評価し連続的な管
理を行うことができる。
して、原子炉内金属材料表面の反応を直ちに捕らえるこ
とができるため、運転中に原子炉内の核燃料集合体金属
材料表面の健全性を評価することができ、かつ原子炉内
核燃料集合体の損傷の徴候を前もって評価し連続的な管
理を行うことができる。
【図１】本発明方法に係る一実施例を説明するための炉
心の一部を示す縦断面図。
心の一部を示す縦断面図。
【図２】図１における“Ａ”部を拡大してその作用を示
す模式図。
す模式図。
【図３】本発明方法の一実施例における炉水サンプリン
グラインを説明するためのＢＷＲの系統図。
グラインを説明するためのＢＷＲの系統図。
【図４】本発明方法の一実施例におけるＮｂの分離方法
を示す流れ線図。
を示す流れ線図。
１…炉心、２…破線、３…格子部梁材、４…燃料集合
体、５…制御棒、６…チャンネルボックス、７…燃料
棒、８…中性子吸収材、９…炉水、10…原子炉、11…再
循環系配管、12…浄化系配管、13…サンプリングライ
ン、14…浄化系循環ポンプ、15…給水系配管、16…ター
ビン、17…復水器。
体、５…制御棒、６…チャンネルボックス、７…燃料
棒、８…中性子吸収材、９…炉水、10…原子炉、11…再
循環系配管、12…浄化系配管、13…サンプリングライ
ン、14…浄化系循環ポンプ、15…給水系配管、16…ター
ビン、17…復水器。
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉運転中に炉心で核分裂反応により
生成した中性子と炉水中の水素との反応によって生成し
た陽子を被評価金属材料中の特定の元素と反応させて固
有の放射性核種を生成させ、この固有の放射性核種を含
んだ炉水を化学的に分離したのち、放射線測定を行って
前記固有の放射性核種を定量し、この定量値の変化から
前記被評価金属材料の健全性を評価することを特徴とす
る燃料集合体用金属材料の評価方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3310973A JPH05150083A (ja) | 1991-11-26 | 1991-11-26 | 燃料集合体用金属材料の評価方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3310973A JPH05150083A (ja) | 1991-11-26 | 1991-11-26 | 燃料集合体用金属材料の評価方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05150083A true JPH05150083A (ja) | 1993-06-18 |
Family
ID=18011624
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3310973A Pending JPH05150083A (ja) | 1991-11-26 | 1991-11-26 | 燃料集合体用金属材料の評価方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH05150083A (ja) |
-
1991
- 1991-11-26 JP JP3310973A patent/JPH05150083A/ja active Pending
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