JPH06273574A - 原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素 - Google Patents
原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素Info
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- JPH06273574A JPH06273574A JP5060606A JP6060693A JPH06273574A JP H06273574 A JPH06273574 A JP H06273574A JP 5060606 A JP5060606 A JP 5060606A JP 6060693 A JP6060693 A JP 6060693A JP H06273574 A JPH06273574 A JP H06273574A
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Abstract
(57)【要約】
【目的】 この発明は、原子炉運転時等に原子炉用燃料
要素に生じうるピンホール等のリーク箇所の有無を、容
易にかつ簡便に、しかも確実に検出することができる原
子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素
を提供することを目的とする。 【構成】 前記目的を達成するための請求項１に記載の
発明は、リーク箇所から侵入する水に由来する水蒸気又
は水素と反応して体積変化を生ずる物質を含有する原子
炉用燃料要素における前記物質に超音波を照射し、その
反射波を測定し、前記物質の体積変化の有無を検知する
ことにより、前記原子炉用燃料要素におけるリーク箇所
の有無を検出することを特徴とする原子炉燃料要素のリ
ーク検出方法である。
要素に生じうるピンホール等のリーク箇所の有無を、容
易にかつ簡便に、しかも確実に検出することができる原
子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素
を提供することを目的とする。 【構成】 前記目的を達成するための請求項１に記載の
発明は、リーク箇所から侵入する水に由来する水蒸気又
は水素と反応して体積変化を生ずる物質を含有する原子
炉用燃料要素における前記物質に超音波を照射し、その
反射波を測定し、前記物質の体積変化の有無を検知する
ことにより、前記原子炉用燃料要素におけるリーク箇所
の有無を検出することを特徴とする原子炉燃料要素のリ
ーク検出方法である。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】この発明は、原子炉用燃料要素の
リーク検出方法及び原子炉用燃料要素に関し、更に詳し
くは、原子炉運転時等に原子炉用燃料要素に生じうるピ
ンホール等のリーク箇所の有無を、容易にかつ簡便に、
しかも確実に検出することができる原子炉用燃料要素の
リーク検出方法及び原子炉用燃料要素に関する。
リーク検出方法及び原子炉用燃料要素に関し、更に詳し
くは、原子炉運転時等に原子炉用燃料要素に生じうるピ
ンホール等のリーク箇所の有無を、容易にかつ簡便に、
しかも確実に検出することができる原子炉用燃料要素の
リーク検出方法及び原子炉用燃料要素に関する。
【０００２】
【従来の技術と発明が解決しようとする課題】一般に、
原子炉用燃料要素はその使用により、フレッティング破
損、水素化破損等の種々の破損原因による損傷を受け
る。かかる損傷により、原子炉用燃料要素にリーク箇所
が発生すると、その内部に封入されていた放射性のガス
が冷却水中へ漏出し、そこに冷却水が侵入する。通常、
リーク箇所が発生するのは原子炉運転時であり、このと
きの原子炉用燃料要素の温度は高温であるので、原子炉
用燃料要素内に侵入した冷却水は直ちに気化し水蒸気と
なって拡散する。この水蒸気は原子炉用燃料要素内の燃
料ペレットに接触して、水素と酸素とに分解する。この
酸素は原子炉用燃料要素における燃料ペレットや燃料被
覆管内面の酸化反応に消費され、水素はその一部が燃料
被覆管に吸収され、残りが原子炉用燃料要素内に残存す
る。
原子炉用燃料要素はその使用により、フレッティング破
損、水素化破損等の種々の破損原因による損傷を受け
る。かかる損傷により、原子炉用燃料要素にリーク箇所
が発生すると、その内部に封入されていた放射性のガス
が冷却水中へ漏出し、そこに冷却水が侵入する。通常、
リーク箇所が発生するのは原子炉運転時であり、このと
きの原子炉用燃料要素の温度は高温であるので、原子炉
用燃料要素内に侵入した冷却水は直ちに気化し水蒸気と
なって拡散する。この水蒸気は原子炉用燃料要素内の燃
料ペレットに接触して、水素と酸素とに分解する。この
酸素は原子炉用燃料要素における燃料ペレットや燃料被
覆管内面の酸化反応に消費され、水素はその一部が燃料
被覆管に吸収され、残りが原子炉用燃料要素内に残存す
る。
【０００３】ところで、原子炉用燃料要素は、例えば、
これを正方格子状に縦横それぞれ１７本ずつ配列・保持
してなる原子炉用燃料要素集合体として、一般に取り扱
われている。かかる原子炉用燃料集合体中に、リーク箇
所が生じた原子炉用燃料要素が含まれている場合、この
原子炉用燃料集合体を継続的に使用すると、そのリーク
箇所から放射性物質が漏出することによる放射能汚染等
を招くおそれがある。したがって、原子炉用燃料要素集
合体を再使用する場合には、その原子炉用燃料要素集合
体における各原子炉用燃料要素にリーク箇所が生じてい
ないかどうかを検出する作業が必須となる。
これを正方格子状に縦横それぞれ１７本ずつ配列・保持
してなる原子炉用燃料要素集合体として、一般に取り扱
われている。かかる原子炉用燃料集合体中に、リーク箇
所が生じた原子炉用燃料要素が含まれている場合、この
原子炉用燃料集合体を継続的に使用すると、そのリーク
箇所から放射性物質が漏出することによる放射能汚染等
を招くおそれがある。したがって、原子炉用燃料要素集
合体を再使用する場合には、その原子炉用燃料要素集合
体における各原子炉用燃料要素にリーク箇所が生じてい
ないかどうかを検出する作業が必須となる。
【０００４】従来においては、かかる検出を、原子炉
用燃料要素の外観検査をする、原子炉用燃料要素にお
ける燃料被覆管の歪量を測定することにより原子炉用燃
料要素内の放射性ガス量を評価する、原子炉用燃料要
素に超音波を照射した際の反射波の有無により原子炉用
燃料要素内に侵入した水を検出する、等の手段により行
なっていた。
用燃料要素の外観検査をする、原子炉用燃料要素にお
ける燃料被覆管の歪量を測定することにより原子炉用燃
料要素内の放射性ガス量を評価する、原子炉用燃料要
素に超音波を照射した際の反射波の有無により原子炉用
燃料要素内に侵入した水を検出する、等の手段により行
なっていた。
【０００５】しかしながら、前記の外観検査では、原
子炉用燃料要素の全面を検査することは困難である。ま
た、原子炉用燃料要素集合体の内部に配列・保持された
原子炉用燃料要素について外観検査を行なうことは非常
に困難である。更に、リーク箇所がピンホール等の微細
な孔の場合には、その場所を特定することは困難を極め
る。前記の原子炉用燃料要素内の放射性ガス量の評価
では、歪量の変化量が小さいので、放射性ガス量を正し
く評価することができない。また、検査装置が大掛りに
なる。前記の原子炉用燃料要素内に侵入した水の検出
では、リーク箇所の全てに水が侵入しているとは限ら
ず、水が侵入していないリーク箇所については検出する
ことができない。したがって、従来におけるリーク箇所
の検出方法にはそれぞれ問題がある。
子炉用燃料要素の全面を検査することは困難である。ま
た、原子炉用燃料要素集合体の内部に配列・保持された
原子炉用燃料要素について外観検査を行なうことは非常
に困難である。更に、リーク箇所がピンホール等の微細
な孔の場合には、その場所を特定することは困難を極め
る。前記の原子炉用燃料要素内の放射性ガス量の評価
では、歪量の変化量が小さいので、放射性ガス量を正し
く評価することができない。また、検査装置が大掛りに
なる。前記の原子炉用燃料要素内に侵入した水の検出
では、リーク箇所の全てに水が侵入しているとは限ら
ず、水が侵入していないリーク箇所については検出する
ことができない。したがって、従来におけるリーク箇所
の検出方法にはそれぞれ問題がある。
【０００６】一方、複数の原子炉用燃料要素集合体につ
いてリーク箇所の検出を行なう場合、１つの原子炉用燃
料要素集合体には複数の原子炉用燃料要素が含まれてい
るので、検出対象の数は膨大である。実際の検出作業に
おいては、かかる膨大な数の原子炉用燃料要素につい
て、それらの内どの原子炉用燃料要素にリーク箇所が発
生したかを特定する必要がある。したがって、検査すべ
き原子炉用燃料要素の数の多少に関わらず、簡便かつ容
易に、しかも確実にリーク箇所の有無を検知することが
できる、原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉
用燃料要素が望まれている。
いてリーク箇所の検出を行なう場合、１つの原子炉用燃
料要素集合体には複数の原子炉用燃料要素が含まれてい
るので、検出対象の数は膨大である。実際の検出作業に
おいては、かかる膨大な数の原子炉用燃料要素につい
て、それらの内どの原子炉用燃料要素にリーク箇所が発
生したかを特定する必要がある。したがって、検査すべ
き原子炉用燃料要素の数の多少に関わらず、簡便かつ容
易に、しかも確実にリーク箇所の有無を検知することが
できる、原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉
用燃料要素が望まれている。
【０００７】この発明は、前記問題を解消し、原子炉運
転時等に原子炉用燃料要素に生じうるピンホール等のリ
ーク箇所の有無を、容易にかつ簡便に、しかも確実に検
出することができる原子炉用燃料要素のリーク検出方法
及び原子炉用燃料要素を提供することを目的とする。
転時等に原子炉用燃料要素に生じうるピンホール等のリ
ーク箇所の有無を、容易にかつ簡便に、しかも確実に検
出することができる原子炉用燃料要素のリーク検出方法
及び原子炉用燃料要素を提供することを目的とする。
【０００８】
【前記課題を解決するための手段】前記課題を解決する
ための前記請求項１に記載の発明は、リーク箇所から侵
入する水に由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化
を生ずる物質を含有する原子炉用燃料要素における前記
物質に超音波を照射し、その反射波を測定し、前記物質
の体積変化の有無を検知することにより、前記原子炉用
燃料要素におけるリーク箇所の有無を検出することを特
徴とする原子炉燃料要素のリーク検出方法であり、前記
請求項２に記載の発明は、リーク箇所から侵入する水に
由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化を生ずる物
質を含有することを特徴とする原子炉用燃料要素であ
り、前記請求項３に記載の発明は、前記物質をその内部
に中空状に有してなる前記請求項２に記載の原子炉用燃
料要素であり、前記請求項４に記載の発明は、前記物質
を上部端栓及び下部端栓の少なくとも１箇所に有してな
る前記請求項２又は３に記載の原子炉用燃料要素であ
り、前記請求項５に記載の発明は、前記物質がウランメ
タル及びその合金である前記請求項２から４のいずれか
に記載の原子炉用燃料要素である。
ための前記請求項１に記載の発明は、リーク箇所から侵
入する水に由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化
を生ずる物質を含有する原子炉用燃料要素における前記
物質に超音波を照射し、その反射波を測定し、前記物質
の体積変化の有無を検知することにより、前記原子炉用
燃料要素におけるリーク箇所の有無を検出することを特
徴とする原子炉燃料要素のリーク検出方法であり、前記
請求項２に記載の発明は、リーク箇所から侵入する水に
由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化を生ずる物
質を含有することを特徴とする原子炉用燃料要素であ
り、前記請求項３に記載の発明は、前記物質をその内部
に中空状に有してなる前記請求項２に記載の原子炉用燃
料要素であり、前記請求項４に記載の発明は、前記物質
を上部端栓及び下部端栓の少なくとも１箇所に有してな
る前記請求項２又は３に記載の原子炉用燃料要素であ
り、前記請求項５に記載の発明は、前記物質がウランメ
タル及びその合金である前記請求項２から４のいずれか
に記載の原子炉用燃料要素である。
【０００９】
【作用】この発明に係る原子炉用燃料要素のリーク検出
方法においては、燃料要素における、リーク箇所から侵
入する水に由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化
を生ずる物質を含有する部位に超音波を照射する。する
と、前記超音波はリーク箇所が発生していない場合は、
前記物質により反射され、リーク箇所が発生している場
合は、前記物質以外によりあるいは体積変化を起こした
前記物質により反射される。次に、この反射波を測定す
ることにより、前記物質の体積変化の有無が検知され、
原子炉用燃料要素におけるリーク箇所の有無が検出され
る。
方法においては、燃料要素における、リーク箇所から侵
入する水に由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化
を生ずる物質を含有する部位に超音波を照射する。する
と、前記超音波はリーク箇所が発生していない場合は、
前記物質により反射され、リーク箇所が発生している場
合は、前記物質以外によりあるいは体積変化を起こした
前記物質により反射される。次に、この反射波を測定す
ることにより、前記物質の体積変化の有無が検知され、
原子炉用燃料要素におけるリーク箇所の有無が検出され
る。
【００１０】
【実施例】以下にこの発明に係る原子炉用燃料要素のリ
ーク検出方法の実施例につき、この発明に係る原子炉用
燃料要素の実施例と共に、図面を参照しながら説明す
る。なお、この発明は以下の実施例に何ら限定されるも
のではない。
ーク検出方法の実施例につき、この発明に係る原子炉用
燃料要素の実施例と共に、図面を参照しながら説明す
る。なお、この発明は以下の実施例に何ら限定されるも
のではない。
【００１１】図１は、リーク箇所が発生する前後におけ
る、中空円柱形状に成形したウランメタルを上部端栓内
に有してなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検
出を行なっている状態を示す概略説明図である。なお、
図１における、ａはリーク箇所が発生する前の状態を示
し、ｂはリーク箇所が発生した後の状態を示している。
る、中空円柱形状に成形したウランメタルを上部端栓内
に有してなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検
出を行なっている状態を示す概略説明図である。なお、
図１における、ａはリーク箇所が発生する前の状態を示
し、ｂはリーク箇所が発生した後の状態を示している。
【００１２】図１のａに示す通り、この発明に係る原子
炉用燃料要素のリーク検出方法においては、試験対象た
る原子炉用燃料要素１と、超音波センサー９とを用い
る。
炉用燃料要素のリーク検出方法においては、試験対象た
る原子炉用燃料要素１と、超音波センサー９とを用い
る。
【００１３】前記原子炉用燃料要素１は、通常の原子炉
用燃料として使用されるものであり、その燃料被覆管１
１に接続される上部端栓２に、リーク箇所から侵入する
水に由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化を生ず
る物質を含有する。この実施例においては、前記物質は
ウランメタル３である。
用燃料として使用されるものであり、その燃料被覆管１
１に接続される上部端栓２に、リーク箇所から侵入する
水に由来する水蒸気又は水素と反応して体積変化を生ず
る物質を含有する。この実施例においては、前記物質は
ウランメタル３である。
【００１４】前記ウランメタル３は、燃料被覆管１１に
接続される上部端栓２内に配置された、貫通孔５を有す
るプラグ４の上に中空孔６を有する中空円柱形状に形成
される。このとき、前記中空孔６の中心軸と前記貫通孔
５の中心軸とが一致するように前記ウランメタル３は前
記プラグ４の上に配置される。
接続される上部端栓２内に配置された、貫通孔５を有す
るプラグ４の上に中空孔６を有する中空円柱形状に形成
される。このとき、前記中空孔６の中心軸と前記貫通孔
５の中心軸とが一致するように前記ウランメタル３は前
記プラグ４の上に配置される。
【００１５】前記超音波センサー９は、原子炉用燃料要
素１における上部端栓２の上部であって前記ウランメタ
ル３に超音波を照射することができる場所に配置され
る。
素１における上部端栓２の上部であって前記ウランメタ
ル３に超音波を照射することができる場所に配置され
る。
【００１６】前記超音波センサー９は、前記ウランメタ
ル３に超音波を照射すると共にその照射波のピークを測
定することができ、前記ウランメタル３からの反射波の
ピークを測定することができる機能を有する。また、体
積変化を起こす前の前記ウランメタル３からの反射波の
ピークと、体積変化を起こした後の前記ウランメタル３
の反射波にピークとを比較し、両ピークの差異を検知
し、警報を発する機能を有する。この実施例において
は、それ自体公知の超音波センサーを用いる。
ル３に超音波を照射すると共にその照射波のピークを測
定することができ、前記ウランメタル３からの反射波の
ピークを測定することができる機能を有する。また、体
積変化を起こす前の前記ウランメタル３からの反射波の
ピークと、体積変化を起こした後の前記ウランメタル３
の反射波にピークとを比較し、両ピークの差異を検知
し、警報を発する機能を有する。この実施例において
は、それ自体公知の超音波センサーを用いる。
【００１７】次に、この発明に係る原子炉用燃料要素の
リーク検出方法における測定原理について説明する。
リーク検出方法における測定原理について説明する。
【００１８】前記超音波センサー９から前記ウランメタ
ル３に超音波を照射すると、その照射から一定時間後に
前記ウランメタル３からの反射波が前記超音波センサー
９に到達する。超音波センサー９が超音波を照射したと
きの照射波のピークと、その照射から一定時間後に前記
超音波センサー９に到達する反射波のピークとを、前記
超音波センサー９が測定する。このときの測定結果は図
２のａに示す通りであり、前記照射波の大きいピークが
現われてから一定時間後に反射波の小さな２つのピーク
が確認される。
ル３に超音波を照射すると、その照射から一定時間後に
前記ウランメタル３からの反射波が前記超音波センサー
９に到達する。超音波センサー９が超音波を照射したと
きの照射波のピークと、その照射から一定時間後に前記
超音波センサー９に到達する反射波のピークとを、前記
超音波センサー９が測定する。このときの測定結果は図
２のａに示す通りであり、前記照射波の大きいピークが
現われてから一定時間後に反射波の小さな２つのピーク
が確認される。
【００１９】前記原子炉用燃料要素１にリーク箇所が発
生していない場合には、前記ウランメタル３は反応しな
いので、その体積に変化はなく、常に図２のａに示すピ
ークが検知される。
生していない場合には、前記ウランメタル３は反応しな
いので、その体積に変化はなく、常に図２のａに示すピ
ークが検知される。
【００２０】ところで、例えば原子炉使用時に前記原子
炉用燃料要素１にリーク箇所が発生すると、そのリーク
箇所から内部に封入していた放射性ガスが漏出すると共
に冷却水が内部に侵入する。このとき前記原子炉用燃料
要素１は高温であるので、前記冷却水は直ちに気化し、
水蒸気となって前記原子炉用燃料要素１内を拡散する。
また、前記水蒸気の一部は原子炉用燃料要素１内の燃料
ペレットに接触し、酸素と水素とに分解した状態で前記
原子炉用燃料要素１内を拡散する。前記水蒸気及び水素
の内、前記原子炉用燃料要素１の上部端栓２の位置にま
で拡散し上昇移動してきたものは、続いてプラグ４にお
ける貫通孔５を通過し、前記ウランメタル３と接触し、
次々に反応する。なお、前記ウランメタル３には中空孔
６が形成されているので、前記接触・反応が容易であ
る。すると、前記ウランメタル３は、前記水蒸気との間
で下記反応式（１）で示される反応により、体積変化を
起こし、微粉末状の物質であるＵ3 Ｏ8 に容易に変化す
る。また、前記水素との間で下記反応式（２）で示され
る反応により、体積変化を起こし、微粉末状の物質であ
るＵＨ3 に容易に変化する。
炉用燃料要素１にリーク箇所が発生すると、そのリーク
箇所から内部に封入していた放射性ガスが漏出すると共
に冷却水が内部に侵入する。このとき前記原子炉用燃料
要素１は高温であるので、前記冷却水は直ちに気化し、
水蒸気となって前記原子炉用燃料要素１内を拡散する。
また、前記水蒸気の一部は原子炉用燃料要素１内の燃料
ペレットに接触し、酸素と水素とに分解した状態で前記
原子炉用燃料要素１内を拡散する。前記水蒸気及び水素
の内、前記原子炉用燃料要素１の上部端栓２の位置にま
で拡散し上昇移動してきたものは、続いてプラグ４にお
ける貫通孔５を通過し、前記ウランメタル３と接触し、
次々に反応する。なお、前記ウランメタル３には中空孔
６が形成されているので、前記接触・反応が容易であ
る。すると、前記ウランメタル３は、前記水蒸気との間
で下記反応式（１）で示される反応により、体積変化を
起こし、微粉末状の物質であるＵ3 Ｏ8 に容易に変化す
る。また、前記水素との間で下記反応式（２）で示され
る反応により、体積変化を起こし、微粉末状の物質であ
るＵＨ3 に容易に変化する。
【００２１】 ３Ｕ＋８Ｈ2 Ｏ → Ｕ3 Ｏ8 ＋８Ｈ2 ・・・（１） ２Ｕ＋３Ｈ2 → ２ＵＨ3 ・・・（２） かかる反応により、体積変化を起こし微粉末状化したウ
ランメタル３は、図１のｂに示すように、前記プラグ４
における貫通孔５より下方に剥落する。この状態におけ
る前記照射波及び反射波の測定結果は図２のｂに示す通
りであり、照射波の大きいピークが現われてから一定時
間後に反射波の大きな１つのピークが確認される。
ランメタル３は、図１のｂに示すように、前記プラグ４
における貫通孔５より下方に剥落する。この状態におけ
る前記照射波及び反射波の測定結果は図２のｂに示す通
りであり、照射波の大きいピークが現われてから一定時
間後に反射波の大きな１つのピークが確認される。
【００２２】したがって、この反射波の大きな１つのピ
ークを測定することにより、前記原子炉用燃料要素１に
リーク箇所が発生したことを示す前記ウランメタル３の
体積変化を検知し、原子炉用燃料要素１にリーク箇所が
発生したことを検出することができる。
ークを測定することにより、前記原子炉用燃料要素１に
リーク箇所が発生したことを示す前記ウランメタル３の
体積変化を検知し、原子炉用燃料要素１にリーク箇所が
発生したことを検出することができる。
【００２３】この発明に係る原子炉用燃料要素のリーク
検出方法によると、リーク箇所が発生していない状態を
示す反射波の小さな２つのピークと異なる、反射波の大
きな１つのピークを検知するだけで、容易にかつ簡便
に、しかも確実に原子炉用燃料要素におけるピンホール
等のリーク箇所の発生の有無を検出することができる。
検出方法によると、リーク箇所が発生していない状態を
示す反射波の小さな２つのピークと異なる、反射波の大
きな１つのピークを検知するだけで、容易にかつ簡便
に、しかも確実に原子炉用燃料要素におけるピンホール
等のリーク箇所の発生の有無を検出することができる。
【００２４】この発明においては、前記原子炉用燃料要
素１に代えて、図３のａに示すような円錐台形状に成形
したウランメタル３を上部端栓２内に有してなる原子炉
用燃料要素１を用いてもよい。この場合、原子炉用燃料
要素１にリーク箇所が発生すると、前記ウランメタル３
が体積変化を起こすと共に微粉末化して、図３のｂに示
すようにプラグ４における貫通孔５を通って下方に剥落
する。測定原理は前述の通りである。また、図４のａに
示すような一端有底中空円柱形状に成形されると共に、
その底面及び周側面を銀ロウで固着されたウランメタル
３を下部端栓８内に有してなる原子炉用燃料要素１を用
いてもよい。この場合、原子炉用燃料要素１にリーク箇
所が発生すると、前記ウランメタル３は前記反応式
（１）及び／又は（２）で示される反応により変化し、
微粉末化し、その体積が膨張する。ここで生じた前記微
粉末は、図４のｂに示すように下部端栓８内にそのまま
収容される。測定原理は前述の通りである。
素１に代えて、図３のａに示すような円錐台形状に成形
したウランメタル３を上部端栓２内に有してなる原子炉
用燃料要素１を用いてもよい。この場合、原子炉用燃料
要素１にリーク箇所が発生すると、前記ウランメタル３
が体積変化を起こすと共に微粉末化して、図３のｂに示
すようにプラグ４における貫通孔５を通って下方に剥落
する。測定原理は前述の通りである。また、図４のａに
示すような一端有底中空円柱形状に成形されると共に、
その底面及び周側面を銀ロウで固着されたウランメタル
３を下部端栓８内に有してなる原子炉用燃料要素１を用
いてもよい。この場合、原子炉用燃料要素１にリーク箇
所が発生すると、前記ウランメタル３は前記反応式
（１）及び／又は（２）で示される反応により変化し、
微粉末化し、その体積が膨張する。ここで生じた前記微
粉末は、図４のｂに示すように下部端栓８内にそのまま
収容される。測定原理は前述の通りである。
【００２５】なお、この発明においては、前記ウランメ
タル３の代わりに、ウランメタルの合金、窒化ウラン、
炭化ウラン等を用いることができる。前記ウランとして
は、劣化ウラン、天然ウラン等を用いるのが好ましい。
タル３の代わりに、ウランメタルの合金、窒化ウラン、
炭化ウラン等を用いることができる。前記ウランとして
は、劣化ウラン、天然ウラン等を用いるのが好ましい。
【００２６】前記ウランメタル３の原子炉用燃料要素１
内における形状及び位置としては、特に制限はなく適宜
選択することができる。前記超音波センサー９の配置
は、前記ウランメタル３の位置に応じて適宜選択するこ
とができる。例えば、図３及び図４に示すように、前記
ウランメタル３とほぼ同じ高さの位置の原子炉用燃料要
素１における周側面に配置し、原子炉用燃料要素１の中
心軸と照射する超音波の進行方向とが直交するように構
成してもよい。
内における形状及び位置としては、特に制限はなく適宜
選択することができる。前記超音波センサー９の配置
は、前記ウランメタル３の位置に応じて適宜選択するこ
とができる。例えば、図３及び図４に示すように、前記
ウランメタル３とほぼ同じ高さの位置の原子炉用燃料要
素１における周側面に配置し、原子炉用燃料要素１の中
心軸と照射する超音波の進行方向とが直交するように構
成してもよい。
【００２７】この発明に係る原子炉用燃料要素のリーク
検出方法は、例えば、縦横に１４本ずつ正方格子状に配
列された加圧水型原子炉用の原子炉用燃料要素につき同
時に実施することもできる。かかる場合、各原子炉用燃
料要素毎に配置された超音波センサーによる検出操作及
び検出結果をコンピュータ等の手段を用いて集中制御・
管理し、リークの発生した原子炉用燃料要素の位置、番
号等を画像表示し、更に警報を発するように構成しても
よい。このように構成すると、測定すべき原子炉用燃料
要素の数が多いときに極めて便利である。
検出方法は、例えば、縦横に１４本ずつ正方格子状に配
列された加圧水型原子炉用の原子炉用燃料要素につき同
時に実施することもできる。かかる場合、各原子炉用燃
料要素毎に配置された超音波センサーによる検出操作及
び検出結果をコンピュータ等の手段を用いて集中制御・
管理し、リークの発生した原子炉用燃料要素の位置、番
号等を画像表示し、更に警報を発するように構成しても
よい。このように構成すると、測定すべき原子炉用燃料
要素の数が多いときに極めて便利である。
【００２８】
【効果】この発明によると、原子炉運転時等に原子炉用
燃料要素に生じうるピンホール等のリーク箇所の有無
を、容易にかつ簡便に、しかも確実に検出することがで
きる原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃
料要素を提供することができる。
燃料要素に生じうるピンホール等のリーク箇所の有無
を、容易にかつ簡便に、しかも確実に検出することがで
きる原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃
料要素を提供することができる。
【図１】図１は、リーク箇所が発生する前後における、
中空円柱形状に成形したウランメタルを上部端栓内に有
してなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検出を
行なっている状態を示す概略説明図である。
中空円柱形状に成形したウランメタルを上部端栓内に有
してなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検出を
行なっている状態を示す概略説明図である。
【図２】図２は、原子炉用燃料要素に照射した超音波の
ピークと原子炉用燃料要素からの反射波のピークとを示
す概略説明図である。
ピークと原子炉用燃料要素からの反射波のピークとを示
す概略説明図である。
【図３】図３は、リーク箇所が発生する前後における、
円錐台形状に成形したウランメタルを上部端栓内に有し
てなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検出を行
なっている状態を示す概略説明図である。
円錐台形状に成形したウランメタルを上部端栓内に有し
てなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検出を行
なっている状態を示す概略説明図である。
【図４】図４は、リーク箇所が発生する前後における、
一端有底中空円柱形状に成形すると共にその底面及び周
側面を銀ロウで固着したウランメタルを下部端栓内に有
してなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検出を
行なっている状態を示す概略説明図である。
一端有底中空円柱形状に成形すると共にその底面及び周
側面を銀ロウで固着したウランメタルを下部端栓内に有
してなる原子炉用燃料要素についてリーク箇所の検出を
行なっている状態を示す概略説明図である。
１ 原子炉用燃料要素 ２ 上部端栓 ３ ウランメタル ４ プラグ ５ 貫通孔 ６ 中空孔 ７ 体積変化を起こし微粉末化したウランメタル ８ 下部端栓 ９ 超音波センサー １０ 銀ロウ １１ 燃料被覆管
【手続補正書】
【提出日】平成５年３月２３日
【手続補正１】
【補正対象書類名】図面
【補正対象項目名】全図
【補正方法】変更
【補正内容】
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
Claims (5)
- 【請求項１】 リーク箇所から侵入する水に由来する水
蒸気又は水素と反応して体積変化を生ずる物質を含有す
る原子炉用燃料要素における前記物質に超音波を照射
し、その反射波を測定し、前記物質の体積変化の有無を
検知することにより、前記原子炉用燃料要素におけるリ
ーク箇所の有無を検出することを特徴とする原子炉燃料
要素のリーク検出方法。 - 【請求項２】 リーク箇所から侵入する水に由来する水
蒸気又は水素と反応して体積変化を生ずる物質を含有す
ることを特徴とする原子炉用燃料要素。 - 【請求項３】 前記物質をその内部に中空形状に有して
なる前記請求項２に記載の原子炉用燃料要素。 - 【請求項４】 前記物質を上部端栓及び下部端栓の少な
くとも１箇所に有してなる前記請求項２又は３に記載の
原子炉用燃料要素。 - 【請求項５】 前記物質がウランメタル及びその合金で
ある前記請求項２から４のいずれかに記載の原子炉用燃
料要素。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5060606A JP2800930B2 (ja) | 1993-03-19 | 1993-03-19 | 原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5060606A JP2800930B2 (ja) | 1993-03-19 | 1993-03-19 | 原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH06273574A true JPH06273574A (ja) | 1994-09-30 |
| JP2800930B2 JP2800930B2 (ja) | 1998-09-21 |
Family
ID=13147086
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5060606A Expired - Lifetime JP2800930B2 (ja) | 1993-03-19 | 1993-03-19 | 原子炉用燃料要素のリーク検出方法及び原子炉用燃料要素 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2800930B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008203043A (ja) * | 2007-02-19 | 2008-09-04 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 超音波による燃料棒破損同定方法と検査プローブ |
| CN106297919A (zh) * | 2015-06-11 | 2017-01-04 | 爱德森（厦门）电子有限公司 | 一种快速检测核燃料棒内进水的检测装置及方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS49100496A (ja) * | 1972-12-29 | 1974-09-24 | ||
| JPS49127100A (ja) * | 1973-03-23 | 1974-12-05 | ||
| JPS5061596A (ja) * | 1973-10-03 | 1975-05-27 | ||
| JPS60154895U (ja) * | 1984-03-24 | 1985-10-15 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料棒 |
-
1993
- 1993-03-19 JP JP5060606A patent/JP2800930B2/ja not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS49100496A (ja) * | 1972-12-29 | 1974-09-24 | ||
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| JPS5061596A (ja) * | 1973-10-03 | 1975-05-27 | ||
| JPS60154895U (ja) * | 1984-03-24 | 1985-10-15 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料棒 |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008203043A (ja) * | 2007-02-19 | 2008-09-04 | Global Nuclear Fuel-Japan Co Ltd | 超音波による燃料棒破損同定方法と検査プローブ |
| CN106297919A (zh) * | 2015-06-11 | 2017-01-04 | 爱德森（厦门）电子有限公司 | 一种快速检测核燃料棒内进水的检测装置及方法 |
| CN106297919B (zh) * | 2015-06-11 | 2017-09-19 | 爱德森（厦门）电子有限公司 | 一种快速检测核燃料棒内进水的检测装置及方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JP2800930B2 (ja) | 1998-09-21 |
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Legal Events
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|---|---|---|---|
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