JPH06242251A - 原子炉内γ線・中性子束測定装置 - Google Patents
原子炉内γ線・中性子束測定装置Info
- Publication number
- JPH06242251A JPH06242251A JP5024107A JP2410793A JPH06242251A JP H06242251 A JPH06242251 A JP H06242251A JP 5024107 A JP5024107 A JP 5024107A JP 2410793 A JP2410793 A JP 2410793A JP H06242251 A JPH06242251 A JP H06242251A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- neutron flux
- measuring
- gamma
- rays
- plug
- 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.)
- Granted
Links
Classifications
-
- 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)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 冷却水を抜き出さずに、水中でかつ非常に簡
便に原子炉内γ線・中性子束を測定可能にする。 【構成】 燃料体とほぼ同じサイズで圧力管内に装着さ
れる密閉構造容器内部にアルミ棒が設けられ、該アルミ
棒に沿って大放射線量測定用線量計あるいは中性子束測
定用放射箔が貼り付けられていることを特徴とする。
便に原子炉内γ線・中性子束を測定可能にする。 【構成】 燃料体とほぼ同じサイズで圧力管内に装着さ
れる密閉構造容器内部にアルミ棒が設けられ、該アルミ
棒に沿って大放射線量測定用線量計あるいは中性子束測
定用放射箔が貼り付けられていることを特徴とする。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は原子炉停止時に原子炉内
のγ線および中性子束を簡便に測定する装置に係わり、
水中仕様であり、使用済み燃料体が貯蔵保管されている
プール内等の高線量当量率の機材が水中で保管あるいは
使用されている箇所の測定にも適用可能なγ線・中性子
束測定装置に関するものである。
のγ線および中性子束を簡便に測定する装置に係わり、
水中仕様であり、使用済み燃料体が貯蔵保管されている
プール内等の高線量当量率の機材が水中で保管あるいは
使用されている箇所の測定にも適用可能なγ線・中性子
束測定装置に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】従来、原子炉停止時における原子炉内の
γ線や中性子束に関しては、予測解析コードによる計算
により求め、この計算結果をもとに原子炉停止時の炉心
管理及び原子炉内部構造物の検査装置開発に係わる耐放
射線性の設計や照射試験に反映することが行われてい
る。
γ線や中性子束に関しては、予測解析コードによる計算
により求め、この計算結果をもとに原子炉停止時の炉心
管理及び原子炉内部構造物の検査装置開発に係わる耐放
射線性の設計や照射試験に反映することが行われてい
る。
【０００３】
【発明が解決しようとする課題】しかし、実際に原子炉
内のγ線や中性子束を測定したデータがなかったために
予測解析コードの精度が不明であり、炉心管理や検査装
置の開発にあたってはマージンを見込む等の対応が必要
であった。そこで、原子炉停止時における原子炉内のγ
線や中性子束を簡便に測定し、予測解析コードの精度評
価や見直しを行うと共に、原子炉停止時の炉心管理およ
び原子炉内部構造物の検査装置開発に係わる設計に反映
することが望まれていたが、測定にあたっては以下のよ
うな解決すべき課題があった。
内のγ線や中性子束を測定したデータがなかったために
予測解析コードの精度が不明であり、炉心管理や検査装
置の開発にあたってはマージンを見込む等の対応が必要
であった。そこで、原子炉停止時における原子炉内のγ
線や中性子束を簡便に測定し、予測解析コードの精度評
価や見直しを行うと共に、原子炉停止時の炉心管理およ
び原子炉内部構造物の検査装置開発に係わる設計に反映
することが望まれていたが、測定にあたっては以下のよ
うな解決すべき課題があった。
【０００４】ふげん発電所の場合、原子炉は燃料体を
装着する圧力管と呼ばれる内径約１２０ｍｍの細長い管
が格子状に竪に２２４本並べられて構成されており、そ
のため、測定にあたってはこの圧力管内に装置を挿入す
る必要があり、外径の大きさに制限がある。
装着する圧力管と呼ばれる内径約１２０ｍｍの細長い管
が格子状に竪に２２４本並べられて構成されており、そ
のため、測定にあたってはこの圧力管内に装置を挿入す
る必要があり、外径の大きさに制限がある。
【０００５】原子炉内のγ線や中性子束は縦軸方向の
分布に違いを有しており、この分布性を測定するために
原子炉を構成する圧力管長さ約５ｍの全領域を測定する
必要がある。
分布に違いを有しており、この分布性を測定するために
原子炉を構成する圧力管長さ約５ｍの全領域を測定する
必要がある。
【０００６】測定する圧力管１本の冷却水（軽水）の
抜き出しは構造的にできず、また、全体の冷却水の抜き
出しも他の圧力管に燃料体が装荷されていることから不
可能で、このため装置は水中仕様とする必要がある。
抜き出しは構造的にできず、また、全体の冷却水の抜き
出しも他の圧力管に燃料体が装荷されていることから不
可能で、このため装置は水中仕様とする必要がある。
【０００７】原子炉を構成する圧力管を開閉する箇所
は最下端にあり、そのシールは特殊なプラグによってな
されているため、装置を圧力管内に挿入した場合には冷
却水のシールのためこのプラグを再装着することから装
置より信号ケーブルを引き回すことはできない。
は最下端にあり、そのシールは特殊なプラグによってな
されているため、装置を圧力管内に挿入した場合には冷
却水のシールのためこのプラグを再装着することから装
置より信号ケーブルを引き回すことはできない。
【０００８】構造上から直接人手により測定すること
ができない。
ができない。
【０００９】本発明はかかる事情に鑑みてなされたもの
であり、原子炉停止時に原子炉内のγ線及び中性子束を
原子炉内の冷却水を抜き出さずに、水中でかつ非常に簡
便に測定することができる原子炉内γ線・中性子束測定
装置を提供することを目的とする。
であり、原子炉停止時に原子炉内のγ線及び中性子束を
原子炉内の冷却水を抜き出さずに、水中でかつ非常に簡
便に測定することができる原子炉内γ線・中性子束測定
装置を提供することを目的とする。
【００１０】
【課題を解決するための手段】本発明の原子炉内γ線・
中性子束測定装置は、燃料体とほぼ同じサイズで圧力管
内に装着される密閉構造容器内部にアルミ棒が設けら
れ、該アルミ棒に沿って大放射線量測定用線量計あるい
は中性子束測定用放射箔が貼り付けられていることを特
徴とする。
中性子束測定装置は、燃料体とほぼ同じサイズで圧力管
内に装着される密閉構造容器内部にアルミ棒が設けら
れ、該アルミ棒に沿って大放射線量測定用線量計あるい
は中性子束測定用放射箔が貼り付けられていることを特
徴とする。
【００１１】
【作用】本発明は原子炉内γ線及び中性子束の測定容器
の大きさを燃料体とほぼ同じ程度として圧力管内に挿入
できるようにするとともに、密閉容器構造とし、密閉容
器内にアルミ棒を設けてγ線測定時には大放射線量測定
用線量計を、また中性子束測定時には放射箔をアルミ棒
の全長にわたって貼りつけて測定するようにしたので、
原子炉内のγ線および中性子束を冷却水を抜き出さずに
水中でかつ非常に簡便に測定することが可能となる。
の大きさを燃料体とほぼ同じ程度として圧力管内に挿入
できるようにするとともに、密閉容器構造とし、密閉容
器内にアルミ棒を設けてγ線測定時には大放射線量測定
用線量計を、また中性子束測定時には放射箔をアルミ棒
の全長にわたって貼りつけて測定するようにしたので、
原子炉内のγ線および中性子束を冷却水を抜き出さずに
水中でかつ非常に簡便に測定することが可能となる。
【００１２】
【実施例】ふげん発電所の原子炉の構造は、図２に示す
ように、格納容器８内に長さ約５ｍ、内径約１２０ｍｍ
の圧力管３が格子状に竪に２２４本並べられ、この圧力
管各１本毎にそれぞれ燃料体４が装荷されて構成されて
いる。原子炉停止時の燃料体４の取り替えは、燃料交換
機９により遠隔操作で行われ、圧力管３内の原子炉冷却
水をシールしているシールプラグ１も同時に着脱、交換
される。なお、燃料交換機９内にも原子炉冷却水と同じ
軽水が満たされており、これら交換作業は全て水中で行
われる。また、原子炉停止時の原子炉内γ線・中性子束
測定容器５は燃料体４と同程度の大きさとし、燃料体４
の交換作業と同じように燃料交換機９により圧力管３内
に装着したり、取り出したりできるようになっている。
この原子炉から蒸気ドラム１０により取り出された蒸気
はタービン１１を回し、発電機１２を駆動して発電して
いる。
ように、格納容器８内に長さ約５ｍ、内径約１２０ｍｍ
の圧力管３が格子状に竪に２２４本並べられ、この圧力
管各１本毎にそれぞれ燃料体４が装荷されて構成されて
いる。原子炉停止時の燃料体４の取り替えは、燃料交換
機９により遠隔操作で行われ、圧力管３内の原子炉冷却
水をシールしているシールプラグ１も同時に着脱、交換
される。なお、燃料交換機９内にも原子炉冷却水と同じ
軽水が満たされており、これら交換作業は全て水中で行
われる。また、原子炉停止時の原子炉内γ線・中性子束
測定容器５は燃料体４と同程度の大きさとし、燃料体４
の交換作業と同じように燃料交換機９により圧力管３内
に装着したり、取り出したりできるようになっている。
この原子炉から蒸気ドラム１０により取り出された蒸気
はタービン１１を回し、発電機１２を駆動して発電して
いる。
【００１３】図１は原子炉を構成する圧力管２２４本の
うち、１本を拡大し、通常の燃料体装荷状態（図１
（ａ））と、測定容器装着状態（図１（ｂ））を比較し
て示したもので、図１（ｃ）は測定容器５の部分拡大図
である。図１（ａ）に示す通常の場合では、圧力管３の
下端に原子炉冷却水をシールするシールプラグ１が、そ
の上にしゃへいプラグ２が装着されており、燃料体４は
このしゃへいプラグ２と連結されて保持されている。原
子炉内γ線・中性子束測定時には、前述したように燃料
交換機により測定容器５が燃料体４の代わりにしゃへい
プラグ２と連結されて圧力管３内に装着される。測定容
器５は密閉容器となっており、この中に市販されている
小型の測定器として、γ線測定時には大放射線量測定用
線量計を、また中性子束測定時には放射箔をアルミ棒６
に全長にわたって任意の箇所に取り付けて測定容器５内
に挿入しておくことにより原子炉内のγ線や中性子束を
測定する。なお、大放射線量測定用線量計は、原子炉内
のγ線照射により着色が発生し、この着色の程度を分光
光度計により測定してγ線の強度を定量化するものであ
り、放射箔は中性子の照射により生成する核種および生
成核種の半減期をゲルマニウム半導体検出器により測定
して中性子束を定量化するものである。
うち、１本を拡大し、通常の燃料体装荷状態（図１
（ａ））と、測定容器装着状態（図１（ｂ））を比較し
て示したもので、図１（ｃ）は測定容器５の部分拡大図
である。図１（ａ）に示す通常の場合では、圧力管３の
下端に原子炉冷却水をシールするシールプラグ１が、そ
の上にしゃへいプラグ２が装着されており、燃料体４は
このしゃへいプラグ２と連結されて保持されている。原
子炉内γ線・中性子束測定時には、前述したように燃料
交換機により測定容器５が燃料体４の代わりにしゃへい
プラグ２と連結されて圧力管３内に装着される。測定容
器５は密閉容器となっており、この中に市販されている
小型の測定器として、γ線測定時には大放射線量測定用
線量計を、また中性子束測定時には放射箔をアルミ棒６
に全長にわたって任意の箇所に取り付けて測定容器５内
に挿入しておくことにより原子炉内のγ線や中性子束を
測定する。なお、大放射線量測定用線量計は、原子炉内
のγ線照射により着色が発生し、この着色の程度を分光
光度計により測定してγ線の強度を定量化するものであ
り、放射箔は中性子の照射により生成する核種および生
成核種の半減期をゲルマニウム半導体検出器により測定
して中性子束を定量化するものである。
【００１４】このように原子炉内γ線及び中性子束の測
定容器の大きさを燃料体とほぼ同じ程度とし、密閉容器
構造としてこの中に大放射線量測定用線量計あるいは中
性子束測定時の放射箔をアルミ棒全長にわたって貼り付
けることにより容易に冷却水を抜き出さずに水中でγ線
及び中性子束を測定することが可能となる。
定容器の大きさを燃料体とほぼ同じ程度とし、密閉容器
構造としてこの中に大放射線量測定用線量計あるいは中
性子束測定時の放射箔をアルミ棒全長にわたって貼り付
けることにより容易に冷却水を抜き出さずに水中でγ線
及び中性子束を測定することが可能となる。
【００１５】
【発明の効果】以上のように本発明によれば、原子炉内
は非常に狭隘な構造となっているものの、燃料体に代わ
りにいかなる位置にも測定容器を装着することができ、
また原子炉の高さ（圧力管の長さ）方向の全領域の測定
が可能となる。また、原子炉内の測定容器の装着及び取
り出しは燃料交換機により遠隔操作で行うことができ、
原子炉内の冷却水の抜き出しを行う必要がなく、水中に
おける測定が可能である。さらに大放射線量測定用線量
計や中性子束測定時の放射箔は原子炉内で照射させた
後、測定容器から取り出して定量化するため信号ケーブ
ルを引き回す必要がなく、また大放射線量測定用線量計
や放射箔は密閉容器内に挿入されているため、原子炉冷
却水に曝されないことから、放射性物質による汚染がな
く、定量化に伴う計測装置の制限等その取扱いが非常に
簡略化できる。
は非常に狭隘な構造となっているものの、燃料体に代わ
りにいかなる位置にも測定容器を装着することができ、
また原子炉の高さ（圧力管の長さ）方向の全領域の測定
が可能となる。また、原子炉内の測定容器の装着及び取
り出しは燃料交換機により遠隔操作で行うことができ、
原子炉内の冷却水の抜き出しを行う必要がなく、水中に
おける測定が可能である。さらに大放射線量測定用線量
計や中性子束測定時の放射箔は原子炉内で照射させた
後、測定容器から取り出して定量化するため信号ケーブ
ルを引き回す必要がなく、また大放射線量測定用線量計
や放射箔は密閉容器内に挿入されているため、原子炉冷
却水に曝されないことから、放射性物質による汚染がな
く、定量化に伴う計測装置の制限等その取扱いが非常に
簡略化できる。
【図１】 本発明の一実施例を示す図である。
【図２】 原子炉の構造を説明する図である。
１…シールプラグ、２…しゃへいプラグ、３…圧力管、
４…燃料体、５…測定容器、６…アルミ棒、７…大放射
線量測定用線量計又は放射箔、８…格納容器、９…燃料
交換機、１０…蒸気ドラム、１１…タービン、１２…発
電機。
４…燃料体、５…測定容器、６…アルミ棒、７…大放射
線量測定用線量計又は放射箔、８…格納容器、９…燃料
交換機、１０…蒸気ドラム、１１…タービン、１２…発
電機。
Claims (1)
- 【請求項１】 燃料体とほぼ同じサイズで圧力管内に装
着される密閉構造容器内部にアルミ棒が設けられ、該ア
ルミ棒に沿って大放射線量測定用線量計あるいは中性子
束測定用放射箔が貼り付けられていることを特徴とする
原子炉内γ線・中性子束測定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5024107A JP2941138B2 (ja) | 1993-02-12 | 1993-02-12 | 原子炉内γ線・中性子束測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5024107A JP2941138B2 (ja) | 1993-02-12 | 1993-02-12 | 原子炉内γ線・中性子束測定装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06242251A true JPH06242251A (ja) | 1994-09-02 |
| JP2941138B2 JP2941138B2 (ja) | 1999-08-25 |
Family
ID=12129121
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5024107A Expired - Fee Related JP2941138B2 (ja) | 1993-02-12 | 1993-02-12 | 原子炉内γ線・中性子束測定装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2941138B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2000003266A1 (fr) * | 1998-07-09 | 2000-01-20 | Mitsubishi Denki Kabushiki Kaisha | Detecteur de rayonnement |
| JP2017125792A (ja) * | 2016-01-15 | 2017-07-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 放射線計測システム及びそれに使用される中性子捕捉装置 |
-
1993
- 1993-02-12 JP JP5024107A patent/JP2941138B2/ja not_active Expired - Fee Related
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2000003266A1 (fr) * | 1998-07-09 | 2000-01-20 | Mitsubishi Denki Kabushiki Kaisha | Detecteur de rayonnement |
| JP2017125792A (ja) * | 2016-01-15 | 2017-07-20 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 放射線計測システム及びそれに使用される中性子捕捉装置 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2941138B2 (ja) | 1999-08-25 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JP3121077B2 (ja) | 加圧水型原子炉における炉心計装装置 | |
| CA2986976C (en) | Method of producing radioisotopes using a heavy water type nuclear power plant | |
| US5537450A (en) | On-line analysis of fuel integrity | |
| Jansson | Studies of nuclear fuel by means of nuclear spectroscopic methods | |
| Lee et al. | Investigation of a fast partial defect detection method for safeguarding PWR spent fuel assemblies | |
| KR20210083908A (ko) | 원전해체 방사성 폐기물의 특성평가를 위한 이동형 핵종분석장치 | |
| JP2941138B2 (ja) | 原子炉内γ線・中性子束測定装置 | |
| US3293434A (en) | Photoneutron monitor for detecting reactor fuel element failures | |
| US4578237A (en) | Nondestructive determination of nuclear fuel burnup | |
| CA1057425A (en) | Inspection of nuclear fuel rods | |
| US20230054651A1 (en) | Apparatus and method for real-time precision measurement of the thermal power of a nuclear reactor | |
| RU2527489C2 (ru) | Нейтронно-активационный способ контроля выгорания отвс реакторов на тепловых нейтронах и устройство для его реализации | |
| KR102607743B1 (ko) | 원자로 압력용기 중성자 조사량 감시방법 | |
| Singh et al. | Non destructive evaluation of irradiated nuclear fuel pins at cirus research reactor by neutron radiography | |
| IL22375A (en) | Method of and apparatus for measuring physical properties of x-rays,particularly gamma-rays and their energies | |
| JPH1039085A (ja) | 燃料の燃焼度モニタ方法および簡易型燃焼度モニタ | |
| EP4174876A1 (en) | Device for detecting leaks in nuclear fuel elements inside storage containers | |
| Perry et al. | TFTR DT preparation project status | |
| Attas et al. | A nuclear fuel verification system using digital imaging of Cherenkov light | |
| JP2000155175A (ja) | 放射能測定装置および放射線検出器 | |
| Roure et al. | Non-destructive examination development for the JHR material testing reactor | |
| Jansson | Determination of the residual thermal power in spent nuclear fuel from gamma-ray measurements | |
| Usatyi et al. | Condition Evaluation of Spent Nuclear Fuel Assemblies from the First-Generation Nuclear-Powered Submarines by Gamma Scanning | |
| Schaer | Health dosimeter plays an unusual role as a safeguards device | |
| GALTIER | IRRADIATION OF 33SV IN THE SILOE REACTOR FOR THE PRODUCTION OF" Mo, 131I AND 133Xe RADIOISOTOPES |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |