JPH0854492A - 放射性核分裂生成物が漏れている核燃料棒を検出する漏れ検出方法及び装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】 放射性物質の漏れを生じている核燃料棒を個
々に検出する装置及び方法を提供する。 【構成】 漏れ検出装置は、燃料棒（30）を包囲するエ
ンクロージャ（90）及びエンクロージャに連結されてい
て、エンクロージャを通って流体を循環させる流体循環
回路を有する。このようにすると、流体は、燃料棒から
の漏れ物質を、流体循環回路を通してこれと連通してい
る放射線感応検出器組立体まで運ぶ。この検出器組立体
は、循環回路中を流れる流体により運ばれた放射性物質
の量及び強度を検出する。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、一般に漏れの検出に関
し、特に放射性物質が漏れ出ている核燃料棒を個々に検
出する漏れ検出装置及び方法に関する。

【０００２】

【従来の技術及び発明が解決しようとする課題】原子炉
内で一般的に用いられている燃料棒は漏れを生じる場合
のあることが知られている。かかる漏れを生じている
（以下、「漏れ状態の」と形容する場合がある）燃料棒
は望ましくないが、その理由は、漏れ状態の燃料棒が放
射性核分裂生成物（キセノン１３５及びクリプトン８
５）を燃料棒に沿って流れている液体減速冷却材中へ放
出し、それにより冷却材と流体連絡関係にある原子炉装
置の構成要素を放射能で汚染するからである。原子炉装
置の構成要素内の放射能汚染レベルの増大により構成要
素の点検整備に必要な時間が増加する。というのは、点
検整備員に対する放射線被ばくを軽減するために構成要
素は一般に点検整備前に除染されるからである。さら
に、燃料棒から漏れ出ている核分裂ガスが原子炉と関連
した排ガス処理システムを通って放出されると、漏れ状
態の燃料棒により原子炉の周囲環境中への許容量以上の
放射能の放出の恐れが高くなる。したがって、原子炉装
置の構成要素及び原子炉の周囲環境の望ましくない放射
能汚染を回避するために、漏れ状態の燃料棒を検出して
交換することが重要である。もし漏れ状態の燃料棒が検
出されると、この燃料棒は、漏れのない燃料棒又は中実
のステンレス鋼製「ダミー」棒で置き換えられる。

【０００３】上述の核燃料棒は複数の燃料集合体体内に
互いに束ねられる。個々の燃料集合体中に一又は二以上
の漏れ状態の燃料棒があるかどうかを検出することは可
能ではあるが、全ての燃料棒が漏れを生じているのでは
ないので燃料集合体全体を廃棄するのは望ましくない。
燃料棒のうち何本かだけが漏れを生じている場合に燃料
集合体全体を廃棄すると、漏れの生じていない（以下、
「非漏れ状態の」と形容する場合がある）多くの燃料棒
が比較的漏れの度合いの少ない燃料棒と一緒に廃棄され
るので、原子炉事業者にとって深刻な経済的不利益が生
じることになる。したがって、燃料棒のうち何本かしか
漏れを生じていないときには燃料集合体全体を廃棄しな
いことが重要である。

【０００４】さらに、本発明者は、燃料棒に生じた破れ
（breach) が小さな「ヘアライン」状の亀裂である場
合、かかる亀裂は漏れ状態の燃料棒の適正な検出を妨げ
る場合のあることを発見した。この理由は、例えば燃料
棒の熱膨張と熱収縮が交互に起こるのでかかる「ヘアラ
イン」状亀裂が断続的に開閉する場合があるからであ
る。かくして、ヘアライン状亀裂が閉じているときに検
査を行っても漏れ状態の燃料棒を検出できない。破れ部
が断続的に開閉しているときでもかかる漏れ状態の燃料
棒を検出することが重要である。

【０００５】特定の漏れ状態の燃料棒を識別する従来法
は、燃料棒の漏れが疑われる場合、各燃料集合体内の各
燃料棒を検査する超音波検査法を利用することである。
この方法の使用により、超音波検査器具を列状の燃料棒
中へ水平に挿入する。破れ部の存在に起因して燃料棒内
又は査器具の付近に存在する冷却材である水が、超音波
検査器具により検出されることになる。超音波検査法は
まずまずの成果を上げることが分かったが、全く正確で
あるというわけではない。すなわち、超音波検査法で
は、実際に漏れを生じている燃料棒が無くても、燃料棒
が漏れを生じていることを示す「間違った確固たる（fa
lse positive) 」読みが得られる場合がある。かかる
「間違った確固たる」読みが生じる原因は例えば、燃料
棒内の核燃料を包囲する燃料棒クラッディングの凸凹の
存在である。さらに、たとえ後で行う目視検査により
「間違った確固たる」読みであることが確かめられて
も、原子炉事業者はそれにもかかわらず予防措置として
漏れの疑いのある燃料棒を交換するのが慣例であり、そ
の結果、経済的不利益が生じる。加えて、この目的に用
いられる超音波検査装置は扱いにくくて、しかも時間が
かかり、従ってコスト高になる。

【０００６】上述の従来法は漏れ検出装置及び方法を開
示しているが、かかる従来法は、放射性物質が漏れてい
る漏れ状態の核燃料棒を個々に適切に検出する漏れ検出
装置及び方法を開示しているようには思えない。

【０００７】本発明の目的は、放射性物質を断続的に漏
出させる小さな「ヘアライン」亀裂が生じている漏れ状
態の核燃料棒を個々に検出できる漏れ検出装置及び方法
を提供することにある。

【０００８】

【課題を解決するための手段】本発明の要旨は、広義に
は、破れ部から放射性核分裂生成物が漏れ出ている核燃
料棒を個々に検出する漏れ検出装置において、燃料棒を
包囲するエンクロージャと、エンクロージャに連結され
ていて、流体をエンクロージャを通って循環させ、エン
クロージャを通って循環している流体が、漏れている核
分裂生成物を同伴して燃料棒から運び出すようにする流
体循環回路と、流体循環回路を通って循環している流体
に通じていて、流体により運ばれた核分裂生成物を検出
し、したがって燃料棒の破れ部から漏れている核分裂生
成物を検出する検出器組立体とを有することを特徴とす
る漏れ検出装置にある。

【０００９】本発明の要旨は又、広義には、放射性核分
裂生成物が漏れ出ている核燃料棒を個々に検出する漏れ
検出方法において、燃料棒をエンクロージャ内で密封的
に取り囲むことにより燃料棒を包囲し、エンクロージャ
に連結された流体循環回路を動作させることにより流体
をエンクロージャを通って循環させ、流体が燃料棒から
の漏れ核分裂生成物を運ぶようにし、流体と連絡状態に
ある検出器組立体を動作させることにより流体によって
運ばれた漏れ核分裂生成物を検出することを特徴巣取る
漏れ検出方法にある。

【００１０】本発明の特徴は、燃料棒を密封的に収容す
るために個々の燃料棒を包囲する適当なエンクロージャ
を設けたことにある。

【００１１】本発明の別の特徴は、エンクロージャに連
結されていて、流体をエンクロージャを通って循環さ
せ、エンクロージャを通って循環している流体が、漏れ
ている核分裂生成物を同伴して燃料棒から流体中の放射
性物質を検出するための放射線検出器まで運ぶようにす
る流体循環回路を設けたことにある。

【００１２】本発明の利点は、個々の漏れ状態の核燃料
棒から漏れている核分裂生成物の量、種類、及び漏れ率
を正確に確認できることにある。

【００１３】本発明のもう一つの利点は、個々の漏れ状
態の燃料棒と関連したコストが減少するということにあ
る。

【００１４】本発明のさらにもう一つの利点は、本発明
の利用により、燃料棒のうち何本かだけが漏れを生じて
いる場合に燃料集合体全体を廃棄するということに関連
した経済的不利益が避けられることにある。

【００１５】本発明のさらにもう一つの利点は、核分裂
生成物が燃料棒中に存在すれば、本発明により燃料棒の
比較的小さな破れ部を正確に検出されるので、検査精度
が向上するということにある。これは、超音波検出法と
比べて技術的改良をもたらす。というのは、超音波漏れ
検出法は、小径の破れ部、即ち、冷却材水の通らない破
れ部を見落としやすいからである。

【００１６】本発明の上記及びその他の目的、特徴及び
利点は、本発明の例示としての実施例が示されている添
付の図面を参照して以下の詳細な説明を読むと、当業者
には明らかであろう。

【００１７】

【実施例】図１を参照すると、全体を符号１０で示した
代表的な原子炉圧力容器が示されている。圧力容器１０
内には複数の核燃料集合体２０が収容され、各燃料集合
体２０は、核燃料３５（図４参照）の入った複数の細長
い核燃料棒３０を含む。

【００１８】図１を引き続き参照すると、燃料集合体２
０のうち少なくとも一つを貯蔵する全体を符号４０で示
した使用済み貯蔵プールが圧力容器１０の近傍に位置し
ている。貯蔵プール４０は、燃料集合体２０により放出
された放射線から点検作業員（貯蔵プール４０の近くに
配置される場合がある）を保護する生体遮蔽として役立
つ水４５を収容している。この点に関し、燃料集合体２
０を当該技術分野で周知の形式の適当な使用済み燃料貯
蔵ラック５０内に貯蔵するのが良く、貯蔵ラックは水４
５中に沈められている。かかる使用済み燃料貯蔵ラック
５０（これは、本発明の要部を構成しない）は、貯蔵の
ために燃料集合体２０のうち一つを受け入れるセル又は
燃料集合体受入れ用バスケット５７を備えたスケルトン
構造体５５を含むのが良い。

【００１９】図１を再び参照すると、全体を符号６０で
示した本発明の漏れ検出装置が示されており、この漏れ
検出装置６０は、核燃料３５を包囲するケーシング又は
クラッディング構造体３７に生じた破れ部（breach）８
０（図４参照）から放射性核分裂生成物７０（図４参
照）が漏れている漏れ状態の核燃料棒３０を個々に検出
する。かかる放射性核分裂生成物７０は、原子炉圧力容
器１０の使用中にぺほ３０内に蓄積された核分裂生成物
ガス及び／又は固体、例えばキセノン１３５及びクリプ
トン８５であるのが良い。漏れ検出装置６０は、漏れ検
査のために燃料集合体２０から取り出した燃料棒３０の
うち一本を包囲する全体を符号９０で示したエンクロー
ジャ手段を有する。流体をエンクロージャ手段９０中に
循環させて流体が燃料棒３０からの漏れ物質を同伴・運
搬するようにさせる全体を符号１００で示した流体循環
手段がエンクロージャ手段９０に連結されている。流体
は以下に詳細に示す理由で空気、窒素等であるのが良
い。加えて、循環手段１００を通って流れる流体により
運ばれる核分裂生成物を検出するための全体を符号１１
０で示す検出器手段が、かかる流体と連絡している。さ
らに、エンクロージャ手段９０を受入れ用バスケット５
７の頂部に取り付けたとき、エンクロージャ手段９０を
支持する全体を符号１２０で示した支持手段がエンクロ
ージャ手段９０に連結されている。漏れ検出装置６０の
上述の主要構成要素の各々を以下に詳細に説明する。

【００２０】図２、図３及び図４を参照すると、エンク
ロージャ手段９０は、燃料棒３０を包囲する長手方向止
まり穴又は盲孔１４０を備えた細長い隔離キャニスタ１
３０を含む。止まり穴１４０は、閉鎖された第１の端部
１５０及び開口した第２の端部１６０を有する。開口し
た第２の端部１６０は、漏れ検査が行われる対象である
燃料棒３０を受け入れるよう寸法決めされている。キャ
ニスタ１３０は又、後述の理由で止まり穴１４０と連通
した取入れポート１６５を含む。止まり穴１４０と同軸
状に整列する長手方向通路１９０を備えた全体的に円筒
形のコネクタ又は結合具１８０が例えば円形溶接部１７
０によりキャニスタ１３０の開口端１６０に密封的に取
り付けられており、細長い燃料棒３０を通路１９０を通
して止まり穴１４０内へ入れることができるようになっ
ている。以下に一層詳細に説明するように、コネクタ１
８０は、支持手段１２０の一部であるベースプレート２
００に例えば円形溶接部１８５により密封的に取り付け
られている。ベースプレート２００はそれ自体、燃料棒
３０を受け入れるための横断方向の穴２１０を有し、ス
ケルトン構造体５５の一部である受入れ用バスケット５
７の頂部に載っている。後述の理由で雄ネジ付き部分２
４０を備えた全体として円筒形の継手又はカップラ２３
０が例えば円形溶接部２２０によりベースプレート２０
０に密封的に取り付けられている。継手２３０は燃料棒
３０を受け入れるための長手方向に延びるチャンネル２
５０を備える。さらに、細長いハンドル２７０が一体に
取り付けられた全体としてピラミッド形のキャップ２６
０が、以下に詳細に述べる理由により継手２３０に螺着
している。キャップ２６０は、閉鎖端部２９０及び継手
２３０の雄ネジに螺合する雌ネジ付き開口端部３００を
備えたキャビティ２８０を有する。以下の理由により横
に向いた吸込みポート２９５が、キャビティ２８０と連
通した状態でキャップ２６０を貫通して形成されてい
る。かくして、上述の説明から、キャップ２６０を継手
２３０に螺着すると、キャニスタ１３０、コネクタ１８
０、継手２３０及びキャップ２６０は、燃料棒３０が止
まり穴１４０を貫通し、通路１９０を通り、さらにチャ
ンネル２５０を通ってキャビティ２８０内へ延びると、
燃料棒３０を包囲することになる。さらに、継手２３０
とキャップ２６０の間に位置した状態でキャビティ２８
０内に密封手段、例えば環状エラストマー製密封体３１
０が設けられており、この密封体３１０は、継手２３０
とキャップ２６０を互いに封止締まり関係に維持して、
燃料棒３０がエンクロージャ９０内に包囲された状態で
密封的に隔離されるようにする。上述の説明から、エン
クロージャ手段９０を上述の方法で組み立てて燃料棒３
０を包囲すると、ぺほ３０から出る放射線から作業員を
保護するためにエンクロージャ手段９０は水中で（即
ち、貯蔵プール４０内で）組み立てられるので、或る量
の水４５がエンクロージャ手段９０内に取り込まれるよ
うになる（即ち、止まり穴１４０、通路１９０、チャン
ネル２５０及びキャビティ２８０を満たすようになる）
ことは理解されよう。

【００２１】図２及び図３で最も良く分かるように、支
持手段１２０は、受入れ用バスケット５７の頂部に載っ
ている上述のベースプレート２００を有する支持フレー
ム３１５を含む。かくして、支持手段１２０は、ベース
プレート２００が受入れ用バスケット５７の頂部に載る
と、燃料貯蔵ラック５０に取り付けられる。ベースプレ
ート２００と対向すると共にこれから間隔を置いて、細
長いハンドル２７０を受け入れるよう寸法決めされた横
断方向スロット又は穴３３０を備えた上部プレート３２
０が設けられている。上部プレート３２０の目的は、燃
料棒３０をキャニスタ１３０内へ挿入するのに用いられ
る燃料棒取扱い器具（図示せず）の支持体となることに
ある。燃料棒取扱い器具が燃料棒３０をキャニスタ１３
０内へ挿入するときに支持フレーム３１５に構造的な剛
性を与える少なくとも一つの支持柱３４０がベースプレ
ート２００と上部プレート３２０との間に設けられてい
る。

【００２２】図２、図３及び図５を参照すると、上述の
流体循環手段１００は、流体（例えば、空気及び／又は
水）を止まり穴、通路１９０、チャンネル２５０及びキ
ャビティ２６０を通って循環させる流体循環回路３５０
を含む。以下に、流体循環回路３５０について詳細に説
明する。流体循環回路３５０は可撓性の第１の導管３６
０を含み、以下の理由により、その一端は吸込みポート
２９０内に密封的に嵌まり、他端は空気と水を分離する
ための容積部を提供するようになった分離タンク３７０
に連結されている。分離タンク３７０の目的は、真空が
引かれる容積部を増大させると共に水を漏れ検出装置か
ら強制排出した時期を確かめる手段となることにある。
分離タンク３７０は、以下に詳細に説明するように、水
が漏れ検出装置から強制排出されて「排水」動作モード
中に用いられることを目で見て確かめるための透明な蓋
（図示せず）を有する。第２の導管３８０が分離タンク
３７０と第１の弁３９０を相互に連結している。第１の
弁３９０は後述の理由によりいわゆる「四方弁」である
のが良い。かかる「四方弁」は、米国オハイオ州ハイラ
ンドハイツ所在のスエージロックカンパニイのホイット
ニー部門から入手できる形式のものであるのが良い。以
下に説明するように、使用済み燃料貯蔵プール４０で終
端する一端を有していて、「排水」動作モード中に水を
貯蔵プール４０内へ排出するドレンライン又は第３の導
管４００が第１の弁３９０の出口端に連結されている。
また、以下に説明するように、原子炉プラントの外部の
大気中で終端する一端を有していて、「開放ループ」動
作モード中に空気を大気中へ逃がすための第４の導管４
１０が第１の弁３９０に連結されている。さらに、検出
器手段１１０で終端する一端を有する第５の導管４２０
が第１の弁３９０に連結されている。第６の導管４３０
が検出器手段１１０に連結されており、第６の導管４３
０の一端は検出器手段１１０に連結され、他端は真空ポ
ンプ又は吸引ポンプ４４０に連結されている。吸引ポン
プ４４０は、以下に詳細に説明するように、「開放ルー
プ」及び「閉鎖ループ」動作モード中に空気をキャビテ
ィ２８０から導管３６０／３８０／４２０／４３０を通
って吸引できる。

【００２３】依然として図２、図３及び図５を参照する
と、第７の導管４５０が、ポンプ４４０と全体を符号４
６０で示すスプリット流れ回路を相互に連結している。
第７の導管４５０は、交差点４６５のところでポンプ４
４０とスプリット流れ回路４６０を相互に連結してい
る。スプリット流れ回路４６０は、交差点４６５から原
子炉プラントの外部の大気まで延びる第８の導管４７９
を含む。以下に詳細に説明するように、「開放ループ」
動作モード中に第８の導管４７０を通る空気の流量を制
御するための第２の弁４８０が、第８の導管４７０内に
設けられている。また、第９の導管４９０が交差点４６
５から延びており、この第９の導管４７０内には、後述
のように「閉鎖ループ」動作モード中に第９の導管４９
０を通るガスの流量を制御する第３の弁５００が設けら
れている。第９の導管４９０は例えば交差点５０５のと
ころで第３の弁５００と第１０の導管５１０を相互に連
結している。第１０の導管５１０の一端は、以下に詳細
に説明するように、「排水」動作モード中に空気を加圧
下で循環回路３５０に供給する加圧空気リザーバ５２０
又は空気圧縮機に連結されている。リザーバ５２０は、
好ましくは約０．１７２〜０．２４１ＭPa（２５〜３５
psia）の圧力の加圧空気を供給する。第１０の導管５１
０の他端は、加圧空気をキャニスタ１３０の止まり穴１
４０に供給するため取入れポート１６５内に嵌め込まれ
ている。上述の説明から、導管５１０は図５に示すよう
に交差点５０５のところで導管４００に連結されている
ことが理解されよう。第１０の導管５１０内の空気の流
量を制御する第４の弁５３０が第１０の導管５１０内に
設けられている。

【００２４】図１及び図５を参照すると、上述の検出器
手段１１０は、例えば上述の第６の導管４３０で吸引ポ
ンプ４４０に連結されているセンサ室５５５内に密封的
に収容された放射線感知検出器又はセンサ５５０を含む
検出器組立体５４０を有する。センサ５５０は、以下に
一層詳細に説明するように、放射性核分裂生成物７０に
より放出された放射線を検知する。センサ５５０は、セ
ンサ５５０により検知された放射線に応答してセンサ出
力信号を発生するようになっている。センサ出力信号を
受けてセンサ出力信号の分析を行う全体を符号５６０で
示した分析器が、例えば配線５７０によりセンサ５５０
に電気的に接続されている。分析器５６０は、分析器５
６０による分析結果と関連した分析器出力信号を発生す
るようになっている。分析器５６０による分析により、
センサ５５０により検知された放射性核種の放射能強さ
の特性を把握する。本発明の好ましい実施例では、セン
サ５５０を動作状態にする高圧電源５８０が、例えば配
線５７０によりセンサ５５０に電気的に接続されてい
る。センサ５５０は又、分析器５６０内に設けられてい
て、センサ５５０により検出された放射線の単位時間当
たり（例えば、一秒当たり）の平均カウント数を表示す
るアナログ計数率計５９０に電気的に接続されている。
アナログ計数率計５９０により、センサ室５５５内にお
ける核分裂生成物７０からの放射線の量又は強さは、時
間の関数として検出される。適当な増幅器６００がセン
サ５５０とアナログ計数率計５９０を電気的に相互接続
している。増幅器６００の目的は、アナログ計数率計５
９０により取扱い又は使用可能なセンサ出力信号を発生
させることにある。分析器５６０の動作状態を制御する
コントローラ又は制御装置６１０を分析器５６０に電気
的に接続するのが良い。加えて、検出器組立体５４０は
又、分析器５６０に電気的に接続されていて、分析器出
力信号を受けてこれを表示するディスプレイ６２０を有
する。ディスプレイ６２０により、分析器の行った分析
結果は、漏れ検出装置６０のオペレータに目に見えるよ
うに表示される。検出器組立体５４０は、当該技術分野
において「フロースルー（flow-through）」β−γシン
チレーション検出器と通称されている装置であるのが良
い。

【００２５】作 用 漏れ検出装置６０は、個々の核燃料棒３０からの放射性
核分裂生成物７０の漏れを検出できる。この点に関し、
原子炉の炉心冷却材の化学分析により、一又は二以上の
ぺほ３０が漏れを生じていることが分かると、各燃料集
合体２０を圧力容器１０から取り出し、好ましくは、使
用済み燃料貯蔵プール４０内の使用済み燃料貯蔵ラック
５０内に配置する。支持フレーム３１５の一部であり、
継手２３０、コネクタ１８０及びキャニスタ１３０が連
結されているベースプレート２００は、受入れ用バスケ
ット５７のうち空のものの頂部に取り付けてキャニスタ
１３０が受入れ用バスケット５７内へ下方へ吊り下げら
れるようにする。漏れ検査の対象である燃料棒３０を通
常の方法で燃料集合体２０から取り出してチャンネル２
５０、通路１９０を挿通させて止まり穴１４０内へ挿入
し、燃料棒３０の下端部がキャニスタ１３０の底部上に
載るようにする。燃料棒３０の取扱いにおいて、当該技
術分野で慣例的に用いられている任意適当な手段、例え
ば燃料棒３０を把持してこれをキャニスタ１３０内へ配
置できる適当な燃料棒把持器具（図示せず）を用い、燃
料棒を任意チャンネル２５０、通路１９０を通って止ま
り穴１４０内へ挿入する。キャニスタ１３０の底部上に
載っていない燃料棒３０の他端部は、継手２３０の上方
へ突出しており、従って、後で燃料棒把持器具で燃料棒
を取り扱って漏れ検査後にキャニスタ１３０から取り出
すことができるようになっている。

【００２６】次に、キャビティ２８０の開口端３０の一
部である上述の雌ネジを継手２３０の雄ネジ２４０に螺
合させてキャップ２６０を継手２３０に締結する。キャ
ップ２６０の雌ネジを、例えばキャップ２６０と一体に
形成された細長いハンドル２７０を回すことにより雄ネ
ジ２６０に螺合させる。当然のことながら、キャビティ
２８０の雌ネジが雄ネジ２４０に螺合すると、キャップ
２６０と継手２３０の間に設けられている環状密封体３
１０は、キャビティ２８０の内部に密着して、キャップ
２６０と継手２３０を互いに封止締まり関係に保つ。こ
のようにして、燃料棒３０を密封的に隔離する。図３に
示すように、上部プレート３２０を支持柱３４０に連結
してハンドル２７０が上部プレート３２０に形成されて
いるスロット又は穴３３０を挿通するようにする。付
に、第１の導管３６０の端部を吸込みポート２９５に取
り付けて第１の導管３６０がキャビティ２８０と連通し
て流体（例えば、空気及び／又は水）をキャビティ２６
０から吸い込むようにする。同様に、第１０の導管５１
０の端部を取入れポート１６５に連結して第１０の導管
５１０が止まり穴１４０と連通して加圧空気を止まり穴
１４０内へ供給するようにする。

【００２７】上述の連結を行うと、漏れ検出装置６０を
用い、次の種々の動作モードに従って、即ち、（ａ）
「排水」モード、（ｂ）「開放ループ」モード、（ｃ）
「再循環」又は「閉鎖ループ」モードをこの順序で行っ
て燃料棒の漏れ検出を実施する。

【００２８】先ず最初に、「排水」動作モードに関し、
上述の方法によるエンクロージャ手段９０の水中におけ
る組立て後、水４５は止まり穴１４０、通路１９０、チ
ャンネル２５０及びキャビティ２８０内に存在し、或い
はこれらを満たしている。したがって、エンクロージャ
手段９０内に存在し、或いはこれを満たしている水４５
を除去するために、「排水」動作モードを実施すること
が重要である。これが重要である理由は、ガス充満容積
部を生じさせて真空を作り、それにより漏れている核分
裂生成物を引き込むためには、燃料棒３０の漏れ検査を
実施する前に、エンクロージャ手段９０を満たしている
水４５をこれから除去することが好ましいからである。
この点において、「四方」第１弁３９０を開いて、次の
作用を有する第１の位置にする。即ち、第１の位置で
は、水４５が第２の導管３６０から排水し、分離タンク
３７０、第１の弁３９０を通り、第４の導管４００内へ
入り、それから貯蔵プール４０内へ流入するようにな
る。また、第１の弁３９０を開いてその第１の位置にす
ると、漏れ検出装置６０内の空気は、導管４２０、弁３
９０及び導管４１０を経て大気に通じる。「排水」動作
モード中、第２の弁と第３の弁を閉鎖し、第４の弁５３
０を開放する。「排水」動作モード中、吸引ポンプ４４
０を動作させない。第４の弁５３０を開くと、リザーバ
５２０内の加圧空気は、第１０の導管５１０を通って止
まり穴１４０に流入することになる。次に、リザーバ５
２０内の加圧空気は通路１９０及びチャンネル２５０を
通り、キャビティ２８０内へ流入することになる。その
目的は、これらの中の水４５を第１の導管３６０内へ圧
送することにある。この水４５は、第１の導管３６０か
ら強制排出されて分離タンク３７０内へ送り込まれるこ
とになる。次に、加圧空気は水４５を分離タンク３７０
から押し出して第２の導管３８０内に押し込み、次い
で、水４５は第１の弁３９０を通って第４の導管４００
内へ流入し、貯蔵プール４０内へ移される。このよう
に、エンクロージャ手段９０内に滞留している水４５を
これから排出して貯蔵プール４０内へ送り込む。「排
水」動作モードは第４の弁４００を出る水４５が実質的
に無くなれば完了する。さらに、「排水」動作モードの
完了は、分離タンク３７０の透明な頂部を通して中を見
て分離タンク３７０内に水が無いことを確かめることに
よっても確認できる。以下に詳細に説明するように、次
に漏れ検出装置６０を「開放ループ」動作モード又は
「閉鎖ループ」動作モードで動作させるのが良い。

【００２９】「開放ループ」動作モードに関し、「四
方」第１弁３９０を第２の位置にして導管３８０を導管
４２０に連結すると共に導管４００を導管４１０に連結
する。「開放ループ」動作モード中、第２の弁４８０を
開き、第３の弁５００及び第４の弁５３０を閉じる。こ
の「開放ループ」動作モード中、吸引ポンプ４４０を動
作させて第６の導管４３０中に水銀柱約５５８．８〜６
０９．６ｍｍ（２２〜２４インチ）の真空を引く。吸引
ポンプ４４０を動作させると、この吸引ポンプは第６の
導管４３０内に真空を生じさせることになり、それによ
りセンサ室５５５内に真空を発生させる。当然のことな
がら、上述の説明から、吸引ポンプ４４０が動作して空
気を第６の導管４３０内に吸引すると、空気は吸引ポン
プ４４０を通ってスプリット流れ回路４６０内へ流入す
ることになるということは理解されよう。より詳細に
は、吸引ポンプ４４０が動作すると、空気は第８の導管
４７０内へ流入し、原子炉プラント現場の外部の大気に
至る途中で第８の導管４７０内に設けられた第２の弁４
８０を通って流れることになる。センサ室５５５内の真
空は、第５の導管４２０内に空気を第１の弁３９０に引
き込む真空を生じさせると共に第２の導管３８０内に真
空を生じさせる。第２の導管３８０内の真空により分離
タンク３７０内に真空が生じ、これにより空気を分離タ
ンク３７０から引き出す。分離タンク３７０内に生じた
真空により、真空を第１の導管３６０内に生じさせ、そ
れによりエンクロージャ手段９０のキャビティ２６０か
ら核分裂生成物７０を吸引する。当然のことながら、核
分裂生成物がキャビティ２８０から吸引されると、それ
と同時に、この核分裂生成物はチャンネル２５０、通路
１９０及び止まり穴１４０から吸引され、それにより、
漏れている核分裂生成物７０を燃料棒３０の付近から除
去する。

【００３０】「開放ループ」動作モードに代わる手段と
して、漏れ検出装置６０を「再循環」又は「閉鎖ルー
プ」動作モードで動作させても良い。これについては、
以下に詳細に説明する。「閉鎖ループ」動作モードは、
燃料棒３０の内部に隠れてしまう（hide-out）傾向のあ
る核分裂生成物を検出するのに特に有用である。かかる
核分裂生成物７０は、特に破れ部８０が小さなものであ
る場合（例えば、破れ部８０が壁貫通「ヘアライン」亀
裂である場合）、燃料棒３０の内部に隠れてしまいがち
である。かかる「ヘアライン」亀裂は、損傷した燃料棒
３０の正しい検出を阻害する場合がある。この理由は、
燃料棒が貯蔵プール４０内にあるとき、例えば燃料棒の
熱膨張と熱収縮が交互に生じるために、かかる「ヘアラ
イン」亀裂が断続的に開いたり閉じたりする場合がある
からである。以下に詳細に説明するように、本発明を利
用すると、かかる「ヘアライン」亀裂のある燃料棒の検
出が可能である。この点に関し、漏れ検出装置内に引か
れる真空により、燃料棒３０内の核分裂生成物７０（即
ち、核分裂生成物ガス）が破れ部８０から漏れ出る。再
循環しているガス（例えば、空気、窒素等）が核分裂生
成物７０を同伴し、これを検出器組立体５４０まで運
ぶ。このようにして燃料棒３０からの核分裂生成物の除
去を容易にすることにより、本発明の漏れ検出法の精度
が高くなる。というのは、燃料棒３０内に隠れてしまう
傾向のある核分裂生成物７０は、真空の作用で燃料棒か
ら除去されるからである。上述の説明から、「再循環」
又は「閉鎖ループ」動作モードでは、大気中或いは貯蔵
プール４０内へ放出される核分裂生成物７０は無く、核
分裂生成物７０は、エンクロージャ手段９０及び流体循
環手段１００を通って再循環される。漏れ検出装置６０
を「再循環」又は「閉鎖ループ」動作モードで動作させ
る重要な利点は、クラッディング３７の「ヘアライン」
亀裂又は比較的小さな破れ部８０により放出される比較
的少量の核分裂生成物７０を検出できることにある。こ
のように検出できる理由は、「再循環」動作モードによ
り、核分裂生成物７０の僅かな放出量が流体循環回路３
５０内に蓄積して「閉鎖ループ」動作モード中に検出で
きるようになるからである。

【００３１】かくして、「閉鎖ループ」動作モードに関
し、空気を流体循環回路３５０及びエンクロージャ手段
９０を通って再循環させるために第２の弁４８０を閉じ
ると共に第３の弁５００を開くことを除き、漏れ検出装
置６０は「開放ループ」動作モードと同一の方法で動作
する。

【００３２】しかしながら、「開放ループ」動作モード
又は「閉鎖ループ」動作モードにおいて、放射性核分裂
生成物を同伴した空気は、放射線感応センサ５５０によ
り検出が行われるセンサ室５５５を通って流れることに
なる。この点に関し、高圧電源５８０により、電力をセ
ンサ５５０に供給してセンサ５５０を動作させ、センサ
５５０がセンサ室５５５内の核分裂生成物を検出するよ
うにする。センサ５５０が核分裂生成物７０を検知する
と、センサ５５０はセンサ出力信号を発生する。センサ
５５０の出力信号を分析器５６０に送って分析を行う。

【００３３】分析器５６０の一部である増幅器６００
は、センサ５５０とアナログ計数率計５９０を電気的に
相互接続している。アナログ計数率計５９０はセンサ５
５０により検出される放射線の単位時間当たり（例え
ば、一秒当たり）の平均カウント数を表示する。このよ
うに、核分裂生成物７０により放出される放射線の特性
を把握して放射線の量又は強さが時間の関数として検出
されるようにする。

【００３４】分析器５６０に電気的に接続されているコ
ントローラ６１０は、分析器５６０の動作状態を制御す
る。さらに、分析器５６０に電気的に接続されているデ
ィスプレイ６２０は、分析器出力信号を受けてこれを表
示する。

【００３５】燃料棒３０を上述の方法で漏れ検査した
後、この燃料棒を、エンクロージャ手段９０内へ配置し
たのと実質的に逆の順序でエンクロージャ手段９０から
取り出す。燃料棒３０が漏れを生じていることが分かる
と、この燃料棒を後で処分するために貯蔵プール４０内
に貯蔵し、そしてこれに代えて燃料集合体２０内に非漏
れ状態の燃料棒又はステンレス鋼製「ダミー」棒を用い
る。燃料棒３０が漏れを生じていないことが分かると、
これを燃料集合体２０内へ戻す。燃料集合体２０内の漏
れの疑いのある燃料棒を全て適切に漏れ検査した後、燃
料集合体２０を再構成して圧力容器１０に戻し、別の燃
料集合体２０を圧力容器１０から選択して取出しこの中
の燃料棒を漏れ検査する。

【００３６】上述の説明から、本発明の装置及び方法は
幾つかの利点を有することが理解されよう。例えば、各
燃料集合体内の核燃料棒を個々に正確に漏れ検査するこ
とが今や可能である。本発明の装置及び方法の利用によ
り得られるもう一つの利点は、破損状態の燃料棒に「ヘ
アライン」亀裂があってもかかる燃料棒を正確に検出す
ることが今や可能になったということにあり、本発明を
用いなければ、このような「ヘアライン」亀裂は燃料棒
の検出精度を低くする傾向がある。

【００３７】当然のことながら、上述の説明から、漏れ
検出装置６０は個々の核燃料棒からの核分裂生成物の漏
れの検出に限定されず、検出中の核分裂生成物について
適当な検出器を含む漏れ検出装置６０は、検出可能な物
質が漏れている類似の細長い容器からの漏れ率を検出す
るのに使用できることは理解されよう。

【００３８】したがって、本明細書において、放射性物
質が漏れている漏れ状態の核燃料棒を個々に検出する漏
れ検出装置装置及び方法を開示した。

【００３９】

【図面の簡単な説明】

【図１】図面が複雑になるのを避けるために幾つかの部
品を省略して示す代表的な原子炉圧力容器の部分縦断面
図であり、圧力容器内には複数本の核燃料集合体が収容
され、核燃料集合体貯蔵ラックが圧力容器の近くに位置
した使用済み燃料貯蔵プール内に配置され、貯蔵ラック
には本発明の漏れ検出装置が取り付けられ、燃料集合体
のうち予め選択された一つが貯蔵ラック内に収容されて
いる状態を示す図である。

【図２】漏れ検査されるべき燃料棒のうち予め選択され
た一つを包囲するエンクロージャ及び使用済み燃料貯蔵
ラックの頂部に設けられると共にエンクロージャに連結
されていてエンクロージャを支持する支持フレームを示
す立面図である。

【図３】エンクロージャ及び支持フレームの部分立面図
である。

【図４】放射性核分裂生成物を漏出させる破れ部のある
破損した燃料棒の部分図であり、燃料棒がエンクロージ
ャの一部で包囲されている状態を示す図である。

【図５】流体（例えば、空気及び／又は水）をエンクロ
ージャを通って循環させて燃料棒から漏れている核分裂
生成物を同伴できるよう連結できる流体循環回路及び流
体循環回路と連絡していて、流体循環回路内の放射性核
分裂生成物を検出する検出器手段を示す線図である。

【符号の説明】

１０ 原子炉圧力容器 ２０ 燃料集合体 ３０ 燃料棒 ３５ 核燃料 ４０ 使用済み燃料貯蔵プール ４５ 水 ５０ 貯蔵ラック ６０ 漏れ検出装置 ７０ 放射性核分裂生成物 ８０ 破れ部 ９０ エンクロージャ手段 １００ 流体循環手段 １１０ 検出器手段 １２０ 支持手段 １３０ キャニスタ １４０ 止まり穴 １８０ コネクタ ２３０ 継手 ２６０ キャップ ２８０ キャビティ ３１０ 密封体 ３１５ 支持フレーム

Claims (9)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 破れ部から放射性核分裂生成物が漏れ出
   ている核燃料棒を個々に検出する漏れ検出装置におい
   て、燃料棒を包囲するエンクロージャと、エンクロージ
   ャに連結されていて、流体をエンクロージャを通って循
   環させ、エンクロージャを通って循環している流体が、
   漏れている核分裂生成物を同伴して燃料棒から運び出す
   ようにする流体循環回路と、流体循環回路を通って循環
   している流体に通じていて、流体により運ばれた核分裂
   生成物を検出し、したがって燃料棒の破れ部から漏れて
   いる核分裂生成物を検出する検出器組立体とを有するこ
   とを特徴とする漏れ検出装置。
2. 【請求項２】 エンクロージャは、燃料棒を包囲してい
   て、閉鎖端及び開口端を備え、開口端を通して燃料棒を
   受け入れる止まり穴が設けられた細長いキャニスタと、
   キャニスタの止まり穴の開口端に連結された継手と、継
   手に螺着されたキャップとで構成され、継手は燃料棒及
   び雄ネジ付き部分を受け入れるチャンネルを備え、キャ
   ップは燃料棒の一端を包囲していて、閉鎖端部及び継手
   の雄ネジと螺合する雌ネジ付き下位後端部を有するキャ
   ビティを備え、燃料棒が止まり穴を通り、そしてチャン
   ネルを通ってキャビティ内へ延びると、前記キャニスタ
   と前記継手と前記キャップは協働して燃料棒を包囲する
   ことを特徴とする請求項１の漏れ検出装置。
3. 【請求項３】 継手とキャップとの間に設けられてい
   て、継手とキャップを封止締まり関係に維持する密封体
   を更に有することを特徴とする請求項２の漏れ検出装
   置。
4. 【請求項４】 流体循環回路は、キャニスタの止まり穴
   と連通していて、流体を加圧下で止まり穴に供給し、そ
   れにより流体が止まり穴に入り、チャンネルを通り、キ
   ャビティ内へ流入するようにする加圧流体供給リザーバ
   と、キャップのキャビティと連通していて、流体をキャ
   ビティから吸引する吸引ポンプとを有することを特徴と
   する請求項２の漏れ検出装置。
5. 【請求項５】 検出器組立体は、吸引ポンプと連絡関係
   にあり、吸引ポンプにより吸引された流体によって運ば
   れた核分裂生成物の放射線を検出し、検出した放射線に
   応答してセンサ出力信号を発生する放射線感応センサ
   と、センサに接続されていて、センサ出力信号を受けて
   センサ出力信号の分析を行い、分析結果と関連した出力
   信号を発生する分析器と、分析器に接続されていて、分
   析器出力信号を受けて表示するディスプレイとを有する
   ことを特徴とする請求項４の漏れ検出装置。
6. 【請求項６】 分析器に接続されていて、分析器の動作
   を制御するコントローラを更に有することを特徴とする
   請求項５の漏れ検出装置。
7. 【請求項７】 エンクロージャに連結されていて、エン
   クロージャ内に入れられた燃料棒を漏れ検査するときに
   エンクロージャを支持する支持フレームを更に有するこ
   とを特徴とする請求項１の漏れ検出装置。
8. 【請求項８】 放射性核分裂生成物が漏れ出ている核燃
   料棒を個々に検出する漏れ検出方法において、燃料棒を
   エンクロージャ内で密封的に取り囲むことにより燃料棒
   を包囲し、エンクロージャに連結された流体循環回路を
   動作させることにより流体をエンクロージャを通って循
   環させ、流体が燃料棒からの漏れ核分裂生成物を運ぶよ
   うにし、流体と連絡状態にある検出器組立体を動作させ
   ることにより流体によって運ばれた漏れ核分裂生成物を
   検出することを特徴巣取る漏れ検出方法。
9. 【請求項９】 支持フレームをエンクロージャに連結す
   ることによりエンクロージャを支持することを特徴とす
   る請求項８の漏れ検出方法。