JPH07113894A - Leaked fuel detecting device for reactor plant - Google Patents
Leaked fuel detecting device for reactor plantInfo
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- JPH07113894A JPH07113894A JP5257059A JP25705993A JPH07113894A JP H07113894 A JPH07113894 A JP H07113894A JP 5257059 A JP5257059 A JP 5257059A JP 25705993 A JP25705993 A JP 25705993A JP H07113894 A JPH07113894 A JP H07113894A
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- 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
Abstract
Description
【０００１】[0001]
【産業上の利用分野】本発明は原子力プラントの漏洩燃
料を検出するための漏洩燃料検出装置に関する。BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a leaked fuel detecting device for detecting leaked fuel in a nuclear power plant.
【０００２】[0002]
【従来の技術】原子力プラントに使用される核燃料は燃
料被覆材で被覆されており、核燃料物質そのものが直
接、漏洩しないように構成されている。しかし、燃料被
覆材に損傷や消耗が生じると、そこから核燃料物質が冷
却水中に漏れ出す。そこでこの冷却水中に溶け込んだ核
分裂生成物等の量を監視することにより、燃料棒の異常
を調べることができる。2. Description of the Related Art A nuclear fuel used in a nuclear power plant is coated with a fuel coating material so that the nuclear fuel material itself does not directly leak. However, when the fuel cladding material is damaged or consumed, nuclear fuel material leaks into the cooling water. Therefore, by monitoring the amount of fission products and the like dissolved in this cooling water, the abnormality of the fuel rod can be investigated.
【０００３】その測定の手法の一つとしてガス分析マス
トシッピング法がある。ガス分析マストシッピング法
は、原子力プラントにおける燃料マストチューブ内で核
燃料を上昇させる時に生じる水頭圧の差を利用して、燃
料棒内の核分裂生成物を吹き出させ、これを検出するこ
とによって燃料の漏洩の有無を検出する手法である。As one of the measuring methods, there is a gas analysis mast shipping method. The gas analysis mast shipping method uses the difference in the head pressure generated when the nuclear fuel is raised in the fuel mast tube in a nuclear power plant, blows out fission products in the fuel rods, and detects this to leak fuel. This is a method of detecting the presence or absence of.
【０００４】ところで、従来、原子力プラントにおける
ガス状の核分裂生成物の検出を行うには、ガス分析マス
トシッピング法を用いており、これによって水中に溶け
込んだガス成分を検出する。そして、水中に溶け込んだ
ガス成分を検出する為には、図２に示すように、Ｎ2 ガ
ス（窒素ガス）供給用のポンプ８を利用して管路ＰＬａ
にＮ2 ガスを送り、燃料マストチューブ１内に吹き込
む。そして、燃料マストチューブ１上部でこのＮ2 ガス
を回収する。燃料マストチューブ１上部には管路ＰＬｂ
が接続されており、この管路ＰＬｂはポンプ９に接続さ
れている。By the way, conventionally, in order to detect a gaseous fission product in a nuclear power plant, a gas analysis mast shipping method has been used, which detects a gas component dissolved in water. Then, in order to detect the gas component dissolved in the water, as shown in FIG. 2, a pump 8 for supplying N 2 gas (nitrogen gas) is used and the pipeline PLa is used.
N 2 gas is blown into and blown into the fuel mast tube 1. Then, the N 2 gas is recovered at the upper part of the fuel mast tube 1. At the upper part of the fuel mast tube 1, there is a line PLb.
Is connected, and this pipeline PLb is connected to the pump 9.
【０００５】当該ポンプ９を回転駆動させることによ
り、燃料マストチューブ１上部からＮ2 ガスが回収さ
れ、このＮ2 ガスは管路ＰＬｂおよびポンプ９を経てガ
スサンプラ５に送られる。そして、その回収したＮ2 ガ
スをガスサンプラを通じてシンチレーションカウンタで
測定することで、漏洩核物質の量を検出している。[0005] By rotationally driving the pump 9, the N 2 gas from the fuel mast tube 1 top is recovered, the N 2 gas is fed to the gas sampler 5 via line PLb and the pump 9. Then, the amount of leaked nuclear material is detected by measuring the collected N 2 gas with a scintillation counter through a gas sampler.
【０００６】[0006]
【発明が解決しようとする課題】このように、従来の方
法は、Ｎ2 ガスの供給系と回収系の２系統を用意しなけ
ればならず、従ってＮ2 ガスを通す配管が長くなるこ
と、また、回収したガスを検出に供した後は排気してし
まうため、核燃料からの漏出したガス量に比べて漏洩核
物質回収に使用するＮ2 ガス量が極めて大きくなり、漏
出ガス濃度が低くくなるために、測定精度が良くない。As described above, in the conventional method, it is necessary to prepare two systems of the N 2 gas supply system and the recovery system, so that the pipe for passing the N 2 gas becomes long, Further, since the recovered gas is exhausted after being used for detection, the amount of N 2 gas used for recovering the leaked nuclear material becomes extremely larger than the amount of gas leaked from the nuclear fuel, and the leaked gas concentration becomes low. Therefore, the measurement accuracy is not good.
【０００７】また、従来の方法では、Ｎ2 ガスをマスト
チューブ内より吸い上げる部分において、水とＮ2 ガス
を分離する必要があり、構造が複雑になる。従って、測
定精度の向上と、測定系の構造の簡素化が望まれる。Further, in the conventional method, it is necessary to separate water and N 2 gas at the portion for sucking N 2 gas from the inside of the mast tube, which complicates the structure. Therefore, it is desired to improve the measurement accuracy and simplify the structure of the measurement system.
【０００８】そこで、この発明の目的とするところは、
検出感度が良好であり、しかも、構造が簡易となってコ
ストダウンを図ることができるようにした漏洩燃料検出
装置を提供することにある。Therefore, the object of the present invention is to
It is an object of the present invention to provide a leaked fuel detection device which has a good detection sensitivity and which has a simple structure and enables cost reduction.
【０００９】[0009]
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するた
め、本発明はつぎのように構成する。すなわち、原子力
プラントにおける核燃料マストチューブから水をサンプ
リングするサンプリング手段と、このサンプリング手段
にてサンプリングした水を分離室に導き、この分離室内
で噴射または攪拌することによりガスを分離するガス分
離手段と、このガス分離手段の分離室内からガスを導
き、当該分離室内に戻すガス循環手段と、このガス循環
手段により循環されるガスより放射線量を測定する測定
手段とより構成する。In order to achieve the above object, the present invention is configured as follows. That is, a sampling means for sampling water from a nuclear fuel mast tube in a nuclear power plant, and a gas separation means for guiding the water sampled by this sampling means to a separation chamber and injecting or stirring the water in the separation chamber to separate the gas, The gas circulation means comprises gas circulation means for guiding the gas from the separation chamber of the gas separation means and returning it to the separation chamber, and measurement means for measuring the radiation dose from the gas circulated by the gas circulation means.
【００１０】[0010]
【作用】このような構成は、サンプリング手段により核
燃料マストチューブから水をサンプリングし、このサン
プリングした水をガス分離手段の分離室に導くと共に、
この分離室内で噴射または攪拌することにより前記サン
プリングした水に含まれているガスを分離する。ガス循
環手段はこのガス分離手段の分離室内からガスを導き、
当該分離室内に戻す。そして、測定手段はこのガス循環
手段により循環されるガスより放射線量を測定する。With this structure, water is sampled from the nuclear fuel mast tube by the sampling means, and the sampled water is guided to the separation chamber of the gas separation means.
The gas contained in the sampled water is separated by injecting or stirring in this separation chamber. The gas circulation means guides gas from the separation chamber of the gas separation means,
Return to the separation chamber. The measuring means measures the radiation dose from the gas circulated by the gas circulating means.
【００１１】本発明装置は、従来のようなＮ2 ガスを直
接、燃料マストチューブ内で噴射して燃料マストチュー
ブ内の水に溶け込んでいる核分裂生成物質（ガス）を回
収するのではなく、燃料マストチューブ内の水をポンプ
でサンプリングし、シャワー装置あるいは、泡だて器の
ような水中に溶融しているガス成分を分離する様なガス
分離手段を通過させることで分離回収する。分離された
ガスは、この分離室部分を循環するループ内のみを巡
り、測定系を通過させることによってガス成分のみ分析
する様にする。従って、燃料マストチューブの構造は複
雑とならない。The device of the present invention does not directly recover the fission product (gas) dissolved in the water in the fuel mast tube by directly injecting the N 2 gas into the fuel mast tube, but rather recovers the fuel. The water in the mast tube is sampled by a pump, and separated and recovered by passing through a gas separation means such as a shower device or a bubbler which separates the gas components dissolved in the water. The separated gas is circulated only in the loop circulating in the separation chamber portion and passed through the measurement system so that only the gas component is analyzed. Therefore, the structure of the fuel mast tube is not complicated.
【００１２】また、ガスをループさせること、ガス部分
の容積が小さいことなどのために、一定容積内に含まれ
る核分裂生成物の量が大きくなるので、検出感度が上昇
する。Further, because the gas is looped and the volume of the gas portion is small, the amount of fission products contained in a certain volume increases, so that the detection sensitivity increases.
【００１３】このようにガス分析マストシッピング法を
用いた漏洩燃料検出装置において、ガスの抽出機構を別
々にしているため、構造が簡単になり、コストダウンを
図ることができる。また、配管が短くなるために、取り
込むＮ2 ガスの量が小さくなることから、検出感度を向
上させることができる。As described above, in the leaked fuel detection device using the gas analysis mast shipping method, the gas extraction mechanism is separate, so that the structure is simplified and the cost can be reduced. Further, since the pipe is shortened, the amount of N 2 gas taken in is reduced, so that the detection sensitivity can be improved.
【００１４】[0014]
【実施例】以下、本発明の実施例について、図面を参照
して説明する。本発明の装置は、図１に示すように、燃
料マストチューブ１の上部より管路ＰＬ１で冷却水Ｗの
水面上方にあるポンプ２に導かれる。ポンプ２には管路
ＰＬ２が接続され、管路ＰＬ２はシャワー室３の天井に
接続されている。また、シャワー室３の下部は冷却水Ｗ
側に通じる管路で結ばれている。シャワー室３はその天
井側と床側近傍の側壁に連通する管路ＰＬ３が接続され
ており、この管路ＰＬ３にはポンプ４とガスサンプラ５
が接続されている。従って、ポンプ４を駆動させると、
シャワー室３内の気体が管路ＰＬ３を経てシャワー室３
内に戻る循環経路を辿ることになり、その間に、ガスサ
ンプラ５でサンプリングされることになる。ガスサンプ
ラ５にはシンチレータカウンタ６に接続されており、ガ
スサンプラ５でサンプリングされるガスはシンチレータ
カウンタ６によって、放射線量のカウントがなされる仕
組みとしてある。Embodiments of the present invention will be described below with reference to the drawings. As shown in FIG. 1, the apparatus of the present invention is guided from the upper portion of the fuel mast tube 1 to a pump 2 above the surface of the cooling water W in a conduit line PL1. A pipe line PL2 is connected to the pump 2, and the pipe line PL2 is connected to the ceiling of the shower room 3. The lower part of the shower room 3 has cooling water W.
It is connected by a pipe leading to the side. The shower room 3 is connected to a pipe line PL3 communicating with the side wall near the ceiling side and the floor side, and the pump line 4 and the gas sampler 5 are connected to the pipe line PL3.
Are connected. Therefore, when the pump 4 is driven,
The gas in the shower room 3 passes through the conduit PL3, and the shower room 3
The circulation path that returns to the inside will be followed, and during that time, sampling will be performed by the gas sampler 5. The gas sampler 5 is connected to a scintillator counter 6, and the gas sampled by the gas sampler 5 has a mechanism in which the scintillator counter 6 counts the radiation dose.
【００１５】このような構成において、ポンプ２を駆動
させると燃料マストチューブ１上部に一端側が接続され
た管路ＰＬ１を介して燃料マストチューブ１内の冷却水
（サンプル水）は汲み上げられる。燃料マストチューブ
１内よりポンプ２で吸い上げられたサンプル水は、シャ
ワー室３を通過する。シャワー室３ではその天井から床
側にシャワー状に噴射されることから、その際、当該サ
ンプル水に溶けているガス状の成分が分離され、シャワ
ー室３内を満たすＮ2 ガス中に混入する。In such a structure, when the pump 2 is driven, the cooling water (sample water) in the fuel mast tube 1 is pumped up through the conduit PL1 having one end side connected to the upper portion of the fuel mast tube 1. The sample water sucked up by the pump 2 from the fuel mast tube 1 passes through the shower chamber 3. In the shower room 3, since it is jetted from the ceiling to the floor side in a shower shape, at that time, the gaseous component dissolved in the sample water is separated and mixed into the N 2 gas filling the shower room 3. .
【００１６】シャワー室３内のＮ2 ガスはポンプ４を駆
動することにより管路ＰＬ３を通ってシャワー室３に戻
る経路を循環することになり、その間にガスサンプラ５
を通る。そして、循環するＮ2 ガスはガスサンプラ５で
サンプリングされ、このサンプリングされたガスはシン
チレータカウンタ６によって、放射線量の計測がなされ
るこのように、燃料マストチューブ１内の水Ｗはポンプ
によりシャワー室に汲み上げられてシャワー状に噴射さ
れ、ガス分離されて元の位置に戻る構成であり、シャワ
ー室でガス分離されて得られたガスは測定系を介してシ
ャワー室に戻る構成としたので、従来のように、燃料マ
ストチューブ１内から回収したガスは外部に排出される
ことがなく、測定系とシャワー室との間を循環する。そ
のため、燃料マストチューブ１内から回収したガスの濃
度は高くなるから、精度の高い放射線量測定が可能にな
る。また、燃料マストチューブ１内の水を燃料マストチ
ューブ１内からシャワー室に汲み上げて噴射させるだけ
で、ガス分離できるので、構成が簡単であり、また、従
来のように、窒素ガスを吹き込む構成を不要とするの
で、配管も簡素となる。By driving the pump 4, the N 2 gas in the shower room 3 circulates in the path returning to the shower room 3 through the line PL3, and the gas sampler 5 in the meantime.
Pass through. The circulating N 2 gas is sampled by the gas sampler 5, and the sampled gas is measured for radiation dose by the scintillator counter 6. Thus, the water W in the fuel mast tube 1 is pumped in the shower chamber. Since it is configured to be pumped up to and ejected in the shape of a shower, separated into gas and returned to its original position, and the gas obtained by gas separation in the shower room is returned to the shower room via the measurement system. As described above, the gas recovered from the inside of the fuel mast tube 1 is not discharged to the outside and circulates between the measurement system and the shower room. Therefore, the concentration of the gas recovered from the inside of the fuel mast tube 1 becomes high, so that the radiation dose can be measured with high accuracy. Further, since the water in the fuel mast tube 1 can be separated from the gas only by pumping the water from the fuel mast tube 1 into the shower chamber and injecting it, the structure is simple, and the conventional structure in which nitrogen gas is blown Since it is unnecessary, piping is simple.
【００１７】なお、本発明上述した実施例に限定される
ものではなく、その要旨を変更しない範囲内で適宜変形
して実施し得るものであり、例えば、ガスを水から分離
する構造としては実施例にあげたシャワー方式以外に
も、ジュースミキサーの様な羽根でかきまわす装置や、
Ｎ2 ガスを送り込んでサンプル水を泡立てる等の方法が
考えられる。The present invention is not limited to the above-described embodiments, but can be carried out by appropriately modifying it within a range not changing the gist of the present invention. For example, it is carried out as a structure for separating gas from water. In addition to the shower method given in the example, a device such as a juice mixer that stirs with blades,
It is conceivable to send N 2 gas and bubble the sample water.
【００１８】従来の方法は、Ｎ2 ガスを通す配管が長く
なること、またガスを排気してしまうため、核燃料から
の漏出したガス量に比べてＮ2 ガス量が大きくなり、漏
出ガス濃度が低かった。In the conventional method, since the pipe for passing N 2 gas becomes long and the gas is exhausted, the amount of N 2 gas becomes larger than the amount of gas leaked from the nuclear fuel, and the leaked gas concentration is high. It was low.
【００１９】これに比べて、上述した本発明装置では、
ガスを循環すること、配管が短くなることから、ガスの
濃度が高くなり、検出感度が上昇する。また、従来の方
法では、Ｎ2 ガスをマストチューブ内より吸い上げる部
分は、水とＮ2 ガスを分離する必要があり、構造が複雑
になる。すなわち、従来のように燃料マストチューブよ
りガスを吸いあげる構成とすることは、原子炉プラント
において核燃料を掴むロッドが上下動する構造であるこ
と等によって構造が複雑になり、困難を伴うものであっ
たが、本発明ではガス抽出機構を分離したことによって
構造が簡単になり、コストが下がる。On the other hand, in the above-mentioned device of the present invention,
Since the gas is circulated and the piping is shortened, the concentration of the gas is increased and the detection sensitivity is increased. Further, in the conventional method, the portion for sucking N 2 gas from the inside of the mast tube needs to separate water and N 2 gas, and the structure becomes complicated. That is, the conventional structure in which gas is sucked from the fuel mast tube is complicated and complicated due to the structure in which the rod that holds the nuclear fuel moves up and down in the nuclear reactor plant. However, the present invention simplifies the structure and lowers the cost by separating the gas extraction mechanism.
【００２０】[0020]
【発明の効果】以上、詳述したように本発明によれば、
構造が簡易であり、コストダウンを図ることができる
他、ガス部分の配管が短くなるため、Ｎ2 ガスの量が減
ること、また、ガスを循環させることによって、Ｎ2 ガ
ス中のガス成分の濃度が高くなることなどにより、検出
感度を向上させることができる。As described above in detail, according to the present invention,
The structure is simple and the cost can be reduced. In addition, since the piping of the gas portion is shortened, the amount of N 2 gas is reduced, and by circulating the gas, the gas components in the N 2 gas can be reduced. The detection sensitivity can be improved by increasing the concentration.
【図１】本発明の実施例を説明するための図であって、
本発明装置の要部の概略構成を説明するための図。FIG. 1 is a diagram for explaining an embodiment of the present invention,
The figure for demonstrating the schematic structure of the principal part of this invention apparatus.
【図２】従来例を説明するための図であって、マストシ
ッピング法を用いた従来装置のの概略構成図。FIG. 2 is a diagram for explaining a conventional example and is a schematic configuration diagram of a conventional device using a mast shipping method.
１…燃料マストチューブ ２，４…ポンプ ３…シャワー室 ５…ガスサンプラ ６…シンチレーションカウンタ ７…燃料 ＰＬ１〜ＰＬ３…管路 Ｗ…冷却水。 1 ... Fuel mast tube 2, 4 ... Pump 3 ... Shower room 5 ... Gas sampler 6 ... Scintillation counter 7 ... Fuel PL1-PL3 ... Pipeline W ... Cooling water.
Claims (1)
ューブから水をサンプリングするサンプリング手段と、 このサンプリング手段にてサンプリングした水を分離室
に導き、この分離室内で噴射または攪拌することにより
ガスを分離するガス分離手段と、 このガス分離手段の分離室内からガスを導き、当該分離
室内に戻すガス循環手段と、 このガス循環手段により循環されるガスより放射線量を
測定する測定手段とより構成することを特徴とする原子
力プラントの漏洩燃料検出装置。1. A sampling means for sampling water from a nuclear fuel mast tube in a nuclear power plant, and a gas separation for separating gas by introducing the water sampled by the sampling means into a separation chamber and injecting or stirring the water in the separation chamber. Means, a gas circulating means for guiding gas from the separation chamber of the gas separating means and returning the gas to the separation chamber, and a measuring means for measuring radiation dose from the gas circulated by the gas circulating means. Leakage fuel detection device for nuclear power plant.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5257059A JPH07113894A (en) | 1993-10-14 | 1993-10-14 | Leaked fuel detecting device for reactor plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP5257059A JPH07113894A (en) | 1993-10-14 | 1993-10-14 | Leaked fuel detecting device for reactor plant |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07113894A true JPH07113894A (en) | 1995-05-02 |
Family
ID=17301170
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP5257059A Pending JPH07113894A (en) | 1993-10-14 | 1993-10-14 | Leaked fuel detecting device for reactor plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH07113894A (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2726936A1 (en) * | 1994-11-16 | 1996-05-15 | Asea Atom Ab | DETECTION OF LEAKAGE OF A FISSION PRODUCT IN A PRESSURE WATER REACTOR |
-
1993
- 1993-10-14 JP JP5257059A patent/JPH07113894A/en active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2726936A1 (en) * | 1994-11-16 | 1996-05-15 | Asea Atom Ab | DETECTION OF LEAKAGE OF A FISSION PRODUCT IN A PRESSURE WATER REACTOR |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20000208 |