JPH08220285A - 加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置 - Google Patents

加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置

Info

Publication number
JPH08220285A
JPH08220285A JP7296443A JP29644395A JPH08220285A JP H08220285 A JPH08220285 A JP H08220285A JP 7296443 A JP7296443 A JP 7296443A JP 29644395 A JP29644395 A JP 29644395A JP H08220285 A JPH08220285 A JP H08220285A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
gas
reactor
fuel assembly
water
reactor water
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.)
Pending
Application number
JP7296443A
Other languages
English (en)
Inventor
Per Collin
コリン ペル
Roland Deleryd
デレリッド ロランド
Roland Ivars
イバルス ロランド
Fredrik Lundqvist
ルンドクビスト フレデリック
Norman R Stolzenberg
アール.ストルツェンベルグ ノーマン
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Westinghouse Electric Sweden AB
Original Assignee
ASEA Atom AB
ABB Atom AB
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ASEA Atom AB, ABB Atom AB filed Critical ASEA Atom AB
Publication of JPH08220285A publication Critical patent/JPH08220285A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • G21C17/07Leak testing
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Sampling And Sample Adjustment (AREA)
  • Examining Or Testing Airtightness (AREA)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 加圧水型原子炉の燃料集合体からの漏洩を高
感度で検出するための方法を提供すること。 【解決手段】 本発明は加圧水型原子炉(PWR)プラ
ントにおける燃料集合体からの漏洩検出手段に関するも
のであり、両端が開いたほぼ垂直な中空マスト装置が検
査しようとする燃料集合体を収納している。燃料集合体
は該マスト装置の中へ、その下側から引き込まれる。燃
料集合体を収納しているマスト装置の部分が、燃料集合
体が原子炉の内部の炉水の近くではあるがそれにより下
に位置するような位置にまで持ち上げられる。炉水はマ
スト装置の中の燃料集合体の上の位置から吸引される。
ガス分離器がマスト装置の内部から吸引された炉水内に
存在するガスを分離させる。分離された該ガスがガス分
析装置の中でその気体性核分裂生成物の量に関して分析
される。

Description

【発明の詳細な説明】
【0001】
【発明の属する技術分野】本発明は加圧水型原子炉(P
WR)の燃料集合体の漏洩検出法に関するものである。
【0002】
【従来の技術】軽水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出の
ためには、ほぼ2つの近代的な方法がある。それらはP
WR用のマスト内シッピング(INMAST−sipp
ing)法と、BWR(沸騰水型原子炉)用のテレスコ
ープシッピング(TELESCOPE−sippin
g)法とである。
【0003】漏洩が発生すると、漏洩物は原子炉水中に
浸出し、原子炉の1次系の別の部品が放射性核分裂生成
物によって汚染される。原子炉水が汚染されていること
がわかったり、あるいは発生の疑いがある場合に最も重
要なことは、漏洩している燃料集合体を交換できるよう
に漏洩個所を確定して、その後に修理することである。
一体の燃料集合体はたいていの場合何本かの燃料棒から
なっている。
【0004】いわゆるマスト内シッピング法はPWRプ
ラント用に用いられる従来型シッピング法(sippi
ng method)であり、いわゆるオンライン式の
ガス検出法が用いられている。
【0005】前記マスト内シッピング法においては、漏
洩の疑いのある燃料集合体は吸引フード(suctio
n hood)の中へ引き込まれるが、これは燃料交換
器のマスト(mast)であることが好ましい。燃料集
合体から放出された気体性核分裂生成物はフードの上部
においてサンプルとして抽出され、その後でガス検出回
路内で検出される。損傷した燃料集合体からある量の気
体性核分裂生成物が検出される場合のガスの容積はかな
りの大容積になる。その結果、検出感度は極めて低い。
【0006】FR−2509898がPWRの燃料の漏
洩検出について記載しており、吸引フードの中へ引込ま
れる燃料集合体のユニットは、燃料集合体が依然として
炉水に取り囲まれながら、水圧に対して燃料棒の相対的
な内圧を増加させるために、炉心より数メートル上方に
まで持ち上げられる。炉水中およびフード(hood)
内の炉水レベルより上におけるガス容積(gas vo
lume)の中へ放出されたガスがフードの上部から吸
引され、前記フードはガス吸引装置のために閉じられ
る。吸引されたガス内に含有される放射性核分裂生成物
が検査される。検出感度は極めて低い。この感度を増加
させるために、フード内における燃料集合体の周りの水
の中に、その底部から頂部までにガスの流れが生じさせ
られる。しかしながら、検出感度はこの測定方法によっ
ても、極めて低い。
【0007】BWRプラントに全般的に適用されるいわ
ゆるテレスコープシッピング法においては、損傷した燃
料集合体の周囲の大量の炉水が、テレスコープマスト装
置(telescope mast arrangem
ent)におけるグリッパ(gripper)によって
原子炉炉心から少し持ち上げられた検査しようとする燃
料集合体の上部に位置したノズルあるいはその周囲に位
置したドームから吸引され、該ノズルから吸引された炉
水は小さな容積の測定回路へ供給される。この炉水はオ
ンラインでガス検出するためにガス抜きされる。この検
出法は大きな検出感度を有している。
【0008】この種のシッピング法はスウェーデン特許
第91015065に記載されており、それによると、
フードあるいはノズル装置(nozzle arran
gement)は、持ち上げられた燃料集合体の上部に
おけるグリッパー周囲の領域に位置している。ポンプが
その領域から炉水を吸引する。BWRプラントの燃料集
合体はそれ自身が周囲から閉鎖されており、したがって
ノズルから吸引された炉水は燃料集合体の内部に流れて
くる炉水から出てくる炉水が大部分である。持ち上げら
れた燃料集合体には炉水が貫流され、グリッパーは洗浄
される。燃料集合体が垂直方向に与えられた位置にまで
持ち上げられた後に、この位置に保持されたり、あるい
は再び降下される時にもまた、気体性核分裂生成物の漏
洩検出が行われる。
【0009】PWRのプラントの燃料集合体は、BWR
プラントの閉鎖した燃料集合体とはかなり異なった開放
構造を有している。PWRの燃料集合体の上部における
ノズルは多分、燃料集合体内の燃料棒の周囲の流れる炉
水を集める機能を有していない。放射性物質はその側部
から放出される。したがって、PWRプラントの燃料集
合体は、原子炉炉心から持ち上げられる時には、閉鎖空
間の中に位置させなければならない。
【0010】
【発明が解決しようとする課題】本発明の目的は高感度
のPWR燃料漏洩検出法を提供することにある。
【0011】
【課題を解決するための手段】本発明によると、マスト
内シッピング装置(INMAST−sippingde
vice)におけるガス測定回路は炉水サンプリング回
路(water sampling circuit)
によって置き換えられる。検査しようとする燃料集合体
を取り囲み、また、持ち上げられた燃料棒の内側に位置
している炉水は、燃料棒の内側の炉水から吸引され、水
/ガス分離器へ送られる。分離されたガスは、BWRプ
ラントのいわゆるテレスコープシッピング法と同じ方法
でオンライン式に検出される。
【0012】
【発明の実施の形態】本発明について添付図面を参照し
ながらもっと詳細に説明するが、該図面は燃料集合体を
有する原子炉容器を該略図的に示しており、また本発明
の装置の実施例を示している。
【0013】図において、1は加圧水型原子炉用の燃料
集合体のための装荷装置を示し、2は原子炉建屋の床で
あり、それに沿って該装荷装置が移動することができ、
3は原子炉容器、4は原子炉炉心、5は原子炉水を入れ
た原子炉容器上のプール、6は原子炉容器と前記プール
内の原子炉水である。前記装荷装置には好ましくは入れ
こ式設計になったリフティングマスト(lifting
mast)7が設けられている。該マスト7は円筒状
になっており、燃料集合体を収納するのに十分な巾を有
した内部チェンバー(internal chambe
r)を有している。前記マスト7の内側に設けられたワ
イヤ8′の端部に取り付けられたグリッパ装置8が燃料
集合体10におけるリフティングハンドル(lifti
ng handle)を握るようになっており、ここで
説明しているケースにおいては、該燃料集合体はモータ
11によって原子炉炉心から引き抜かれ、マストの中へ
引き込まれている。燃料集合体9を収納したマストは、
燃料集合体が上部の水面近くにまで来るが、炉水12に
よって取り囲まれるように、プール5内にまで上昇させ
られる。
【0014】前記マストは、燃料集合体を通過する水が
マストの外側の領域へ広がって、漏洩した核分裂生成物
が失われて分析できなくならないように作用する。ホー
ス14または他の導管が、マスト7の上部部分から、マ
スト内部の水のレベルより下へ少し入っているが燃料集
合体9より上のところにまで延在している。該導管14
はポンプ13を有し、これによって水は下端が開放した
マスト7の内側から水12を汲み上げる。
【0015】原子炉水はポンプ13の作用によって、矢
印によって示したように下からマスト7の内部へ流入さ
せられ、燃料集合体9の周囲およびその中へ流される。
燃料集合体は常に炉水のレベル以下に位置している。
【0016】炉水はポンプ13によってガス分離器22
へ汲み上げられ、そこで炉水内に存在するガスは、圧力
を下げ、それによって炉水中のガスの溶解度を減少させ
ることによって炉水から分離される。前記ガス分離器2
2は、小さな容器の少なくとも1つのガス空間23と、
1つの炉水溜め24とからなっている。該ガス空間23
と炉水溜め24とは水シール(waterseal)2
5によって分離されている。本発明に関して、サンプル
中に存在するガスをより効果的に分離させるために、炉
水はガス分離器22へ炉水を通過させることと組み合わ
せて、ガス空間23内に取り付けられたスプレー装置2
6によって微細に分割、また原子化される。
【0017】炉水から分離されたガスには多分気体性核
分裂生成物が含まれているが、これらはガス分離器22
内に存在する作動ガスと混合され、ガス回路27を介し
て測定チェンバー28へ吸引され、そこでガスはガス中
の放射能を検出する機能を有する検出器によって、気体
性核分裂生成物の発生状況を分析される。この検出結果
はディスプレー35に表示される。ガス抜きされた炉水
は炉水溜め24へ送られ、水中の全ての放射能が分離的
に検出することができる(図示せず)。あるいは、炉水
のサンプルは分析のために別の研究所へ送ることができ
る。次にガス抜きされた炉水はホース36を通してプー
ル5へ戻される。
【0018】炉水サンプル中の放射能が低い場合には、
検出目的のために必要な検出装置における気体性核分裂
生成物の濃縮は、大量の炉水サンプルをガス抜きするガ
ス分離器22を介して吸引することによって行われる。
ガス回路27は回路27内と回路27の周りにおけるガ
ス空間23とに存在する全てのガスを吸引、吐出する機
能を有するポンプ31を有し、該ガス空間23を前記ポ
ンプとともに存在する全ての気体性核分裂生成物を濃縮
する。
【0019】ガス中の放射能を検出するために乾燥した
ガスを測定チェンバー(measuring cham
ber)28に確実に供給するために、ガス回路27は
便利なことに湿分分離器32と、ガス乾燥器33と、ガ
ス空間23と測定チェンバー28との間のヨウ素トラッ
プ(iodine trap)34とを有している。
【0020】本発明について特別な実施例を参照しなが
ら説明してきたが、当業界にとっては、本発明の真の精
神およびその範囲を逸脱することなしに、各種の変更を
行い、その要素をその同等物と置き換えることが可能で
あることが理解されるであろう。さらに、添付した特許
請求の範囲において表現したような本発明の本質的な教
示から逸脱することなしに修正を加えることができる。
【図面の簡単な説明】
【図1】燃料集合体を有する原子炉容器を示す本発明の
実施例の概略図。
【符号の説明】
7 マスト装置 9 燃料集合体 12 炉水 13 炉水吸引装置 22 ガス分離器 23 ガス空間 24 炉水溜め 25 水シール 26 微細分割装置 27 ガス回路 28 測定チェンバー 31 ポンプ 32 湿分分離器 33 ガス乾燥器 34 ヨウ素トラップ
フロントページの続き (51)Int.Cl.6 識別記号 庁内整理番号 FI 技術表示箇所 G21C 19/02 G21C 17/06 GDPH (72)発明者 ロランド イバルス スウェーデン国ランスタ,ハールビィベー ゲン 27 (72)発明者 フレデリック ルンドクビスト スウェーデン国ベステルオース,ドムキィ ルコエスプラナデン 7ビー (72)発明者 ノーマン アール.ストルツェンベルグ アメリカ合衆国コネチカット州ウエスト サフィールド,サウス ストーン ストリ ート 245

Claims (5)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項1】 加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出
    装置において、 検査しようとしている前記燃料集合体を収納することの
    できる、ほぼ垂直になった中空のマスト装置と、 前記燃料集合体を、前記マスト装置の内部へ、それの下
    側から引込むための装置と、 前記燃料集合体を収納している前記マスト装置の少なく
    とも一部分を、該燃料集合体が前記原子炉内部の炉水の
    表面近くではあるがそれより下に位置するまで持ち上げ
    るための装置と、 前記マスト装置の内部で前記燃料集合体より上の位置か
    ら、炉水を吸引するための装置と、 前記マスト装置の内部から吸引された炉水中に存在する
    ガスを分離するためのガス分離器と、 前記分離されたガス中における気体性核分裂生成物の量
    を分析するためのガス分析装置とを具備する、加圧水型
    原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置。
  2. 【請求項2】 請求項1に記載の装置において、前記ガ
    ス分析装置がガス回路を有し、該ガス回路が該ガス回路
    内と、該ガス回路の周りの前記ガス分離器におけるガス
    空間とに存在する全てのガスを吸引、吐出する機能を有
    するポンプを有し、該ガス空間が前記ポンプとともに、
    前記マスト装置の内部から吸引した炉水内に存在する全
    ての気体性核分裂生成物を濃縮させる、加圧水型原子炉
    の燃料集合体の漏洩検出装置。
  3. 【請求項3】 請求項1に記載の装置において、前記炉
    水吸引装置と、それに関連する核分裂生成物分析回路と
    が、前記吸引された炉水に随伴する気体性核分裂生成物
    を検出するように構成されており、前記吸引装置が炉水
    を前記マスト装置の内部から前記核分裂生成物検出回路
    へ送るようになっており、前記検出回路が溢水路を有す
    る液体容器と、該容器の上部に連結されたガス検出回路
    とからなり、該ガス検出回路が該ガス検出回路内の気体
    性核分裂生成物を濃縮させるために、前記容器に戻って
    連結されている、加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検
    出装置。
  4. 【請求項4】 請求項1に記載の装置において、前記気
    体性核分裂生成物検出回路が、ガス空間および炉水シー
    ルによって相互に分離された炉水溜めからなるガス分離
    器と、前記ガス空間へ送られる炉水を微細に分割するた
    めの装置と、前記ガス空間に連結されたガス回路と、該
    ガス回路内に位置し、発生した気体性核分裂生成物を測
    定する機能を有する測定チェンバーとを具備している、
    加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置。
  5. 【請求項5】 請求項4に記載の装置において、前記ガ
    ス回路が湿分分離器と、ガス乾燥器と、ガスの送給方向
    から見て前記測定チェンバーの上流側に位置するヨウ素
    トラップとからなっている加圧水型原子炉の燃料集合体
    の漏洩検出装置。
JP7296443A 1994-11-16 1995-11-15 加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置 Pending JPH08220285A (ja)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US341153 1994-11-16
US08/341,153 US5546435A (en) 1992-11-16 1994-11-16 Fission product leak detection in a pressurized-water reactor

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH08220285A true JPH08220285A (ja) 1996-08-30

Family

ID=23336444

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP7296443A Pending JPH08220285A (ja) 1994-11-16 1995-11-15 加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置

Country Status (4)

Country Link
US (1) US5546435A (ja)
JP (1) JPH08220285A (ja)
DE (1) DE19542330A1 (ja)
FR (2) FR2726936B1 (ja)

Cited By (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010503828A (ja) * 2006-09-12 2010-02-04 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 燃料集合体取扱装置
JP2011221013A (ja) * 2010-03-31 2011-11-04 Global Nuclear Fuel Americas Llc 軽水炉内の燃料集合体をサービスするためのシステムおよび方法
JP2022018444A (ja) * 2020-07-15 2022-01-27 三菱重工業株式会社 ヨウ素挙動確認装置、ヨウ素挙動確認システムおよびヨウ素挙動確認方法

Families Citing this family (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE4238563C2 (de) * 1991-05-17 2002-01-03 Asea Atom Ab Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren
DE19612947C1 (de) * 1996-04-01 1997-09-11 Siemens Ag Einrichtung und Verfahren zur Leckageerkennung
SE509630C2 (sv) * 1996-06-28 1999-02-15 Asea Atom Ab Anordning och förfarande för läcksökning vid ett kärnbränsleelement
US5754610A (en) * 1996-12-05 1998-05-19 Framatome Technologies, Inc. In-mast sipping modular mast modification
DE19924066A1 (de) 1999-05-26 2000-04-20 Siemens Ag Verfahren und Vorrichtung zum Prüfen von Kernreaktor-Brennelementen
RU2186429C2 (ru) * 2001-10-19 2002-07-27 Славягин Павел Дмитриевич Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления
DE10163615B4 (de) * 2001-12-21 2004-02-05 Siemens Ag Verfahren und Vorrichtung zur Detektion von Leckagen in wassergekühlten elektrischen Maschinen
US8087430B1 (en) 2009-02-26 2012-01-03 Betz James C Leak detecting hose
ES2351020B1 (es) 2009-06-08 2011-11-18 Enusa Industrias Avanzadas S.A. Escaner para el analisis de una barra de combustible nuclear.
EA016571B1 (ru) * 2010-10-06 2012-05-30 Зао "Диаконт" Способ автоматизированного контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора при перегрузке и система для его осуществления
FR3000215B1 (fr) * 2012-12-21 2016-02-05 Aneolia Dispositif et procede de test d'un echantillon, en particulier de discrimination d'un gaz d'un echantillon
JP6693879B2 (ja) 2014-01-16 2020-05-13 ドミニオン エンジニアリング, インク.Dominion Engineering, Inc. シッピングシステムの感度を向上させるシステム及び方法
DE102014118623B3 (de) 2014-12-15 2016-04-28 Areva Gmbh Vorrichtung und Verfahren zur Durchführung einer Dichtheitsprüfung an Brennstabkapseln
DE102017114835B3 (de) 2017-07-04 2018-10-31 Framatome Gmbh Analysevorrichtung zum Nachweis von Spaltprodukten durch Messung einer Radioaktivität und Analysesystem
CN108182980A (zh) * 2017-11-27 2018-06-19 中核控制系统工程有限公司 一种适用于燃料包壳在线啜吸检测装置的气路系统
FR3120981B1 (fr) * 2021-03-19 2023-02-10 Framatome Sa Dispositif pour monter ou descendre un assemblage de combustible nucléaire dans une piscine d’une installation nucléaire
FR3131061B1 (fr) * 2021-12-16 2023-11-24 Framatome Sa Dispositif pour monter ou descendre un assemblage de combustible nucléaire dans une piscine d’une installation nucléaire

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3878040A (en) * 1973-09-20 1975-04-15 Combustion Eng Failed fuel detector
US3929570A (en) * 1974-01-14 1975-12-30 Transfer Systems Failed fuel detection for PWR
SE414685B (sv) * 1977-05-06 1980-08-11 Asea Atom Ab Forfarande vid sokning och identifiering av en brenslepatron innehallande en brenslestav med leckande kapsel
FR2509898B1 (fr) * 1981-07-17 1987-09-25 Commissariat Energie Atomique Procede de detection rapide d'une fissure dans la gaine d'un crayon combustible d'un assemblage de reacteur nucleaire
US4537740A (en) * 1983-03-31 1985-08-27 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fission gas detection system
US4650637A (en) * 1984-02-14 1987-03-17 Westinghouse Electric Corp. Method and apparatus for locating a leaking fuel rod in an assembly containing many rods
FR2569041B1 (fr) * 1984-08-08 1987-01-02 Fragema Framatome & Cogema Procede et dispositif de controle par ressuage de l'etancheite des gaines d'un assemblage de combustible nucleaire
DE3527163A1 (de) * 1985-07-30 1987-02-05 Hochtemperatur Kernkraftwerk Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors
DE4238563C2 (de) * 1991-05-17 2002-01-03 Asea Atom Ab Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren
JPH07113894A (ja) * 1993-10-14 1995-05-02 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子力プラントの漏洩燃料検出装置
US5414742A (en) * 1993-11-10 1995-05-09 Westinghouse Electric Corporation Leak-detection system and method for detecting a leaking container

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2010503828A (ja) * 2006-09-12 2010-02-04 ウェスティングハウス エレクトリック スウェーデン アーベー 燃料集合体取扱装置
US8917808B2 (en) 2006-09-12 2014-12-23 Westinghouse Electric Sweden Ab Device for handling a fuel assembly
JP2011221013A (ja) * 2010-03-31 2011-11-04 Global Nuclear Fuel Americas Llc 軽水炉内の燃料集合体をサービスするためのシステムおよび方法
JP2022018444A (ja) * 2020-07-15 2022-01-27 三菱重工業株式会社 ヨウ素挙動確認装置、ヨウ素挙動確認システムおよびヨウ素挙動確認方法

Also Published As

Publication number Publication date
FR2726936A1 (fr) 1996-05-15
FR2743185A1 (fr) 1997-07-04
US5546435A (en) 1996-08-13
DE19542330A1 (de) 1996-05-23
FR2743185B1 (fr) 1998-06-05
FR2726936B1 (fr) 1997-04-30

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JPH08220285A (ja) 加圧水型原子炉の燃料集合体の漏洩検出装置
US5414742A (en) Leak-detection system and method for detecting a leaking container
KR101048503B1 (ko) 사용후연료 결함검출시스템
CN107316664B (zh) 核电站燃料组件破损在线检测装置与方法
US3878040A (en) Failed fuel detector
US4696788A (en) Process and device for detecting defective cladding sheaths in a nuclear fuel assembly
JP2003500679A (ja) 原子炉の燃料要素の検査方法及び設備
US5383226A (en) Method of carrying out leak detection of nuclear fuel assemblies
CN207408391U (zh) 一种污水在线检测装置
CN219936112U (zh) 放射性材料浓度的在线测量装置
KR102372548B1 (ko) 방사능의 측정에 의해 핵분열 생성물을 검출하기 위한 분석 장치
JPH07167983A (ja) 核燃料炉心からの漏れを検出する方法および装置
EP0684612B1 (en) Leak-detection system and method for detecting an individual leaking nuclear fuel rod having radioactive material leaking therefrom
JP4184910B2 (ja) 漏えい検出方法
JPS5822996B2 (ja) 原子炉の圧力容器内に配置された燃料棒の被覆物における漏洩を検知する装置
RU2186429C2 (ru) Способ перегрузки и контроля герметичности тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем и устройство для его осуществления
JP2021514473A (ja) 原子力発電所のベントシステムのための排気監視システム
JPH0313898A (ja) インコアハウジング内クラッド排出装置
CN216909518U (zh) 一种土壤测氡仪辅助气液分离器
JP3140015B1 (ja) シッピング装置
CN209495970U (zh) 一种拉曼光谱延长采样镜头附件
JPH09189794A (ja) 燃料破損検出用採水装置
JP2001159695A (ja) シッピング装置
JPS6139999Y2 (ja)
RU44861U1 (ru) Устройство для перемещения и контроля герметичности твэлов тепловыделяющей сборки реактора с жидким теплоносителем