JPS5851240B2 - 燃料素子組立体の気密性検査用浸出室及び検査法 - Google Patents
燃料素子組立体の気密性検査用浸出室及び検査法Info
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- JPS5851240B2 JPS5851240B2 JP53034025A JP3402578A JPS5851240B2 JP S5851240 B2 JPS5851240 B2 JP S5851240B2 JP 53034025 A JP53034025 A JP 53034025A JP 3402578 A JP3402578 A JP 3402578A JP S5851240 B2 JPS5851240 B2 JP S5851240B2
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/07—Leak testing
-
- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】
本発明は核反応炉の遮蔽プール即ち失活プール内の燃料
素子組立体の気密性検査用浸出室及びこれに対応する検
査法に関する。
素子組立体の気密性検査用浸出室及びこれに対応する検
査法に関する。
核反応炉の炉心に既に炉内に於て一定期間使用された組
立体を再充填する場合には、燃料素子外装材料中の亀裂
による漏演を有する組立体の炉内装入を避けるため該組
立体の気密性を検査することが必要である。
立体を再充填する場合には、燃料素子外装材料中の亀裂
による漏演を有する組立体の炉内装入を避けるため該組
立体の気密性を検査することが必要である。
また使用済の組立体を再処理のため工場に送る場合には
汚染防毛のため必要な予防装置を講じる目的で該組立体
から放出される放射能のレベルを知る必要がある。
汚染防毛のため必要な予防装置を講じる目的で該組立体
から放出される放射能のレベルを知る必要がある。
従って現場に於て炉心からの取出時及び再装入時に燃料
組立体の亀裂欠陥を迅速に検出する必要がある。
組立体の亀裂欠陥を迅速に検出する必要がある。
この迅速検出実施のため最も広く使用されている一方法
は浸透法であり、該組立体と接触した流体の放射能を該
組立体の温度上昇時に測定することにより行なわれる。
は浸透法であり、該組立体と接触した流体の放射能を該
組立体の温度上昇時に測定することにより行なわれる。
該組立体の温度上昇時には燃料素子内に含まれる核分裂
ガスは膨張し、外装亀裂を通じての漏洩速度は増大し、
揮発性または水溶性の分裂生成物により組立体の周囲の
汚染が増加する。
ガスは膨張し、外装亀裂を通じての漏洩速度は増大し、
揮発性または水溶性の分裂生成物により組立体の周囲の
汚染が増加する。
この方法に於ては通常反応炉の遮蔽プール内に設けられ
る浸出室が使用される。
る浸出室が使用される。
該室内に於て該組立体は水を含むケーシング内に置かれ
る。
る。
従って燃料組立体の温度上昇時には分裂生成物は該組立
体が浸漬されている水中に放出される。
体が浸漬されている水中に放出される。
従ってこの水の試料を採取し放射能を測定することによ
り該組立体の気密性検査を行うことが出来る。
り該組立体の気密性検査を行うことが出来る。
燃料組立体の温度上昇を行うためには一般に該組立体が
置かれるケーシングと該組立体の放射熱を吸収し得ない
遮蔽プール水との間に熱的バリヤが形成される。
置かれるケーシングと該組立体の放射熱を吸収し得ない
遮蔽プール水との間に熱的バリヤが形成される。
この熱的バリヤを形成するためには該組立体を収納する
ケーシングが遮蔽プール底上に垂直に設けられた二重壁
チャンバ内に置かれ、該チャンバの外壁には孔即ちオリ
フィスが設けられて両壁間の間隙とプール内とを連通さ
せる。
ケーシングが遮蔽プール底上に垂直に設けられた二重壁
チャンバ内に置かれ、該チャンバの外壁には孔即ちオリ
フィスが設けられて両壁間の間隙とプール内とを連通さ
せる。
該チャンバの二重壁間の間隙は圧力下の不活性ガス供給
パイプに連結され、該間隙内に加圧不活性ガスを導入し
て該プール水を排出することにより熱的バリヤを形成す
る。
パイプに連結され、該間隙内に加圧不活性ガスを導入し
て該プール水を排出することにより熱的バリヤを形成す
る。
このような従来の装置及び方法においては反応炉の正常
な作動期間後に組立体が取出された直後に、即ち該組立
体が強い残留放射能を有する場合に検査を行わなければ
ならない。
な作動期間後に組立体が取出された直後に、即ち該組立
体が強い残留放射能を有する場合に検査を行わなければ
ならない。
これに対して、組立体が弱い残留放射能を有する場合、
即ち反応炉からの取出徒長時間を経たのち組立体の検査
を行なう場合または反応炉を早期に停上させた場合には
、組立体の温度上昇は非常に緩慢となり所要時間が著し
く延長されるので、かかる従来の方法を用いることがで
きない。
即ち反応炉からの取出徒長時間を経たのち組立体の検査
を行なう場合または反応炉を早期に停上させた場合には
、組立体の温度上昇は非常に緩慢となり所要時間が著し
く延長されるので、かかる従来の方法を用いることがで
きない。
従来の方法は組立体の温度上昇の前後における組立体周
囲の水の放射能の測定値を比較することにより行われる
。
囲の水の放射能の測定値を比較することにより行われる
。
従ってこの場合放射能の測定値の差は組立体の温度上昇
中の関数となる 一定時間内になるべく多数の組立体を込理するため多数
の浸出室を同時に使用する方法が提案されたが、この場
合には遮蔽プール内にこれに対応する面積が必要とされ
る。
中の関数となる 一定時間内になるべく多数の組立体を込理するため多数
の浸出室を同時に使用する方法が提案されたが、この場
合には遮蔽プール内にこれに対応する面積が必要とされ
る。
また組立体の温度上昇を迅速にするためケーシングから
水を排出する方法も提案されたが、この方法は制御が困
難でありある程度の危険を伴う。
水を排出する方法も提案されたが、この方法は制御が困
難でありある程度の危険を伴う。
また既知の方法すべてに於て放射能測定は手動採取され
る液体を用いており、この結果所要時間がさらに延長さ
れる。
る液体を用いており、この結果所要時間がさらに延長さ
れる。
従って本発明の目的は該組立体に接触させた流体の放射
能測定により該反応炉の遮蔽プール内に於て燃料組立体
の気密性検査を実施できかつ上記の欠点を有さぬ浸出室
を提供することにある。
能測定により該反応炉の遮蔽プール内に於て燃料組立体
の気密性検査を実施できかつ上記の欠点を有さぬ浸出室
を提供することにある。
本発明によれば、核反応炉の失活プール内で燃料組立体
に接触させた流体の放射能測定によって燃料組立体の気
密性検査を行うための浸出室であって 上記失活プールの底に垂直に置かれた二重壁チャンバよ
りなり、前記二重壁チャンバの外壁にはオリフィスが形
成され、前記オリフィスにより前記二重壁チャンバの両
壁間の間隙が前記失活プールと連通されており、 さらに、前記間隙を圧力下の不活性ガス源に連結して、
前記二重壁チャンバの内部と前記奪活プールとの間に熱
的バリアを形成するための手段と、燃料組立体を垂直位
置で収容するための気密ケーシングとよりなり、前記ケ
ーシングは前記二重壁チャンバの内部に配置され、かつ
燃料組立体を導入するための上部と、前記上部を閉鎖す
るための気密カバーとを包含しており、 さらに、前記ケーシングに水を導入してその水をそこか
ら取り出すたその手段と、 前記ケーシング内の水を直接接触によって加熱して前記
ケーシング内の燃料組立体の温度を上昇させるために前
記ケーシングの下部に取付けられた加熱手段と、 前記ケーシング内で不活性ガスを循環させるための手段
と、 燃料組立を浸漬している前記ケーシング内の水中を通過
した不活性ガスの放射能を連続的に測定するための手段
とよりなる浸出室が提供される。
に接触させた流体の放射能測定によって燃料組立体の気
密性検査を行うための浸出室であって 上記失活プールの底に垂直に置かれた二重壁チャンバよ
りなり、前記二重壁チャンバの外壁にはオリフィスが形
成され、前記オリフィスにより前記二重壁チャンバの両
壁間の間隙が前記失活プールと連通されており、 さらに、前記間隙を圧力下の不活性ガス源に連結して、
前記二重壁チャンバの内部と前記奪活プールとの間に熱
的バリアを形成するための手段と、燃料組立体を垂直位
置で収容するための気密ケーシングとよりなり、前記ケ
ーシングは前記二重壁チャンバの内部に配置され、かつ
燃料組立体を導入するための上部と、前記上部を閉鎖す
るための気密カバーとを包含しており、 さらに、前記ケーシングに水を導入してその水をそこか
ら取り出すたその手段と、 前記ケーシング内の水を直接接触によって加熱して前記
ケーシング内の燃料組立体の温度を上昇させるために前
記ケーシングの下部に取付けられた加熱手段と、 前記ケーシング内で不活性ガスを循環させるための手段
と、 燃料組立を浸漬している前記ケーシング内の水中を通過
した不活性ガスの放射能を連続的に測定するための手段
とよりなる浸出室が提供される。
また、本発明によれば、燃料組立体の気密性を検査する
方法があって、 燃料組立体を浸漬した水を収容する気密ケーシング内で
不活性ガスを循環させて、燃料組立体から放出された核
分裂生成物を同伴させ、循環する不活性ガスの放射能を
連続的に測定し、 燃料組立体を収容する前記ケーシングを熱的に絶縁して
、不活性ガスの循環期間中の一部に亘って前記ケーシン
グを取り巻く加熱手段を附勢し、燃料組立体を熱的に絶
縁しないでしかも加熱しない場合と、燃料組立体を熱的
に絶縁して加熱して場合とでの循環中の不活性ガスの放
射能の測定値を比較することによって燃料組立体の気密
性を検査する方法が提供される。
方法があって、 燃料組立体を浸漬した水を収容する気密ケーシング内で
不活性ガスを循環させて、燃料組立体から放出された核
分裂生成物を同伴させ、循環する不活性ガスの放射能を
連続的に測定し、 燃料組立体を収容する前記ケーシングを熱的に絶縁して
、不活性ガスの循環期間中の一部に亘って前記ケーシン
グを取り巻く加熱手段を附勢し、燃料組立体を熱的に絶
縁しないでしかも加熱しない場合と、燃料組立体を熱的
に絶縁して加熱して場合とでの循環中の不活性ガスの放
射能の測定値を比較することによって燃料組立体の気密
性を検査する方法が提供される。
以下本発明の実施例について添附図面を参照して説明す
る。
る。
第1図に於て調整板1はジヤツキ3を介してプール2の
底上に設置され、従って調整板1の水平度を調整しうる
。
底上に設置され、従って調整板1の水平度を調整しうる
。
調整板1には位置合せピン4が設けられ、浸出室6を保
持する保持板5に設けられた開口部が該ピンと係合する
。
持する保持板5に設けられた開口部が該ピンと係合する
。
該室の外面には保持腕7が固設され、各室の上部を第1
図に示されない保存ラックの上部に結合することが出来
る。
図に示されない保存ラックの上部に結合することが出来
る。
また腕8は浸出室の持上及び取扱に使用される。
浸出室の上部はプール水面下にありこれと平行な移動運
動を行ないうる気密カバー即ち蓋10を有する。
動を行ないうる気密カバー即ち蓋10を有する。
該運動は浸出室外壁上に固定されたシリンダ装置11と
、一端が蓋に連接され他端が浸出室上に連接されたロッ
ド12とにより行なわれる。
、一端が蓋に連接され他端が浸出室上に連接されたロッ
ド12とにより行なわれる。
シリンダ装置11のロッドはロッド12の一方に固定さ
れる。
れる。
第1図に於て蓋10の閉止位置10a及び開放位置10
bを示す。
bを示す。
浸出室6の外壁の下部にはオリフィス即ち窓15が設け
られ、浸出室チャンバを構成する二重壁13.14の間
隙内にプール水を導入する。
られ、浸出室チャンバを構成する二重壁13.14の間
隙内にプール水を導入する。
第2図に於て浸出室6のチャンバは二個の同軸管13.
14により構成され、該両管はその下部に於て該室6の
保持板5上に固定された環18により、また上部に於て
環19により相互に連結されており、該環上にはチャン
バ9内に挿入されるケーシング20の上部が側板21を
介して支承される。
14により構成され、該両管はその下部に於て該室6の
保持板5上に固定された環18により、また上部に於て
環19により相互に連結されており、該環上にはチャン
バ9内に挿入されるケーシング20の上部が側板21を
介して支承される。
パイプ25が該チャンバ9の上部に接続され、両壁13
,14の間隙内に開口する。
,14の間隙内に開口する。
パイプ25はバルブを介して不図示の加圧不活性ガス源
に接続されて加圧ガスを該間隙内に圧入し、水を窓15
から排除しチャンバ9内部とプール水との間に熱的隔壁
を作ることが出来る。
に接続されて加圧ガスを該間隙内に圧入し、水を窓15
から排除しチャンバ9内部とプール水との間に熱的隔壁
を作ることが出来る。
ケーシング20は正方形断面のチューブから成り、その
下端にはピラミッド状部27が接続されまた上部には円
錐台状部材28が接続され、これに気密ジヨイント30
を有する水平側板29が接続され可動蓋10を支承する
。
下端にはピラミッド状部27が接続されまた上部には円
錐台状部材28が接続され、これに気密ジヨイント30
を有する水平側板29が接続され可動蓋10を支承する
。
ケーシングの下端27は気密ジヨイントを有する環31
を介してケーシング20の中央部を形成する四角形断面
パイプに接続される。
を介してケーシング20の中央部を形成する四角形断面
パイプに接続される。
環31上には組立体保持部22及び検査中に該組立体か
ら脱落する固体粒子の回収用装置33が設けられる。
ら脱落する固体粒子の回収用装置33が設けられる。
ケーシング下部に於て四角形断面パイプの各面上には板
状支持体に巻付けられた発熱ワイヤから成る加熱板35
が取付けられる。
状支持体に巻付けられた発熱ワイヤから成る加熱板35
が取付けられる。
これら加熱板は各々4臥の出力を有し必要時には迅速交
換なるよう取外し可能である。
換なるよう取外し可能である。
加熱板35位置に於てケーシング20は窓36を有し加
熱板35とケーシング内の水が直接に接触する。
熱板35とケーシング内の水が直接に接触する。
加熱板35はケーシング20の外壁に密着される。
ケーシング20の上部に固設される側板21はその一側
に電気接続部を有して電線38を介して加熱板への電力
供給を行ない、また他側にはケーシング内で循環される
水及び不活性ガスの供給パイプが設けられる。
に電気接続部を有して電線38を介して加熱板への電力
供給を行ない、また他側にはケーシング内で循環される
水及び不活性ガスの供給パイプが設けられる。
該パイプにはケーシング20基部のピラミッド状部27
内に開口する水供給パイプ40および同じくケーシング
20のピラミッド状部27内に開口する不活性ガスパイ
プ42とを有する。
内に開口する水供給パイプ40および同じくケーシング
20のピラミッド状部27内に開口する不活性ガスパイ
プ42とを有する。
水の排出はケーシング20の円錐台状頂部に連結された
パイプ41により行なわれる。
パイプ41により行なわれる。
またガスの排出は蓋10に固定され湾曲路44を有する
ガスリザーブ45に接続されたパイプ43により行なわ
れる。
ガスリザーブ45に接続されたパイプ43により行なわ
れる。
室内の水温は該室の両端及び中間に設けられた三個の熱
電対ならびに水供給パイプ40及び水排出パイプ41に
設けられた二個の熱電対により制御される。
電対ならびに水供給パイプ40及び水排出パイプ41に
設けられた二個の熱電対により制御される。
ガス及び水の排出パイプは実験室分析用の水試料を採取
すると共にケーシングから排出される不活性ガスの放射
能を連続的に測定する装置に連結される。
すると共にケーシングから排出される不活性ガスの放射
能を連続的に測定する装置に連結される。
またガス及び水の回路はケーシング内における攪拌を確
実に行うため不図示のポンプに接続される。
実に行うため不図示のポンプに接続される。
浸出室に付随する装置にはケーシング内の水温を一定閾
値をこえた場合あるいはマノメータにより検出される水
圧が過大になった場合に警報を発する保安装置が含まれ
る。
値をこえた場合あるいはマノメータにより検出される水
圧が過大になった場合に警報を発する保安装置が含まれ
る。
熱論上記と同一の複数個の浸出室を並列に使用すること
が可能であり、上記付随装置は共通となしうる。
が可能であり、上記付随装置は共通となしうる。
以下に本発明の装置を用いて燃料組立体の検査を行う方
法を述べる。
法を述べる。
浸出室は第1図に示す如く遮蔽プール内に設けられ、蓋
10は開放位置10bに置かれる。
10は開放位置10bに置かれる。
核反応炉の取扱装置により燃料組立体を浸出室上方に運
搬する。
搬する。
ついで燃料組立体をケーシング20内に挿入するが、そ
の上部が円錐台形26であるためこの挿入操作は容易と
なる。
の上部が円錐台形26であるためこの挿入操作は容易と
なる。
ついで操作室から遠隔操作されるシリンダ装置により蓋
10を閉じ、ケーシング内の水中に浸漬された組立体上
方に不活性気体の保護部を形成する。
10を閉じ、ケーシング内の水中に浸漬された組立体上
方に不活性気体の保護部を形成する。
操作開始時にはチャンバ9の内外壁間の間隙ならびに該
チャンバの内壁とケーシング20との間で電源ワイヤ及
び不活性ガス及び水供給パイプが通過する空間ならびに
ケーシングの内部は水で充填されている。
チャンバの内壁とケーシング20との間で電源ワイヤ及
び不活性ガス及び水供給パイプが通過する空間ならびに
ケーシングの内部は水で充填されている。
ついでパイプ42.43によるガスの循環を開始し、循
環不活性ガス放射能の連続計数測定を開始する。
環不活性ガス放射能の連続計数測定を開始する。
組立体の温度上昇を行なわずに循環及び計数を開始した
のち不活性ガスをパイプ25からチャンバ9の壁13,
14間の間隙に過大して該間隙内のプール水を浸出室下
部の窓15から排除する。
のち不活性ガスをパイプ25からチャンバ9の壁13,
14間の間隙に過大して該間隙内のプール水を浸出室下
部の窓15から排除する。
ついで加熱板に給電すると組立体の温度は該組立体の残
留能力及び加熱板の作用により迅速に上昇する。
留能力及び加熱板の作用により迅速に上昇する。
かくして比較的短時間(約10分間)にケーシング内の
水温が40〜50’程度上昇する。
水温が40〜50’程度上昇する。
またケーシング内の水と組立体の温度平衡も非常に迅速
に遠戚され、組立体の温度上昇により放射能測定の感度
が著しく上昇する。
に遠戚され、組立体の温度上昇により放射能測定の感度
が著しく上昇する。
測定が完了するとガスの循環を停止し組立体上方の残留
ガスを排出する。
ガスを排出する。
測定全体には約15分を要する。
ついでシリンダ装置11により蓋10を開き、中央取扱
装置によりケーシングから組立体を取出す。
装置によりケーシングから組立体を取出す。
ついでパイプ40.41により水を循環させて浸出室を
洗浄する。
洗浄する。
測定期間中ケーシング底部に於てパイプ42からリザー
ブ室45およびパイプ43に向ってガス循環を行うこと
により、燃料素子の分裂によりケーシング内の水に浸入
した揮発性分裂生成物、特にXe133を取出し搬送ガ
ス中で計数を行うことが出来る。
ブ室45およびパイプ43に向ってガス循環を行うこと
により、燃料素子の分裂によりケーシング内の水に浸入
した揮発性分裂生成物、特にXe133を取出し搬送ガ
ス中で計数を行うことが出来る。
放射能測定は水溶性生成物についても実施することが出
来、この場合には不活性ガス循環の代りに水を循環させ
この循環路内に設けられる装置により水を採取し、実験
室に於て処理を行う。
来、この場合には不活性ガス循環の代りに水を循環させ
この循環路内に設けられる装置により水を採取し、実験
室に於て処理を行う。
循環中の水の採取はケーシング中を循環する不活性ガス
の連続測定により得られる結果を確認するよう組織的に
実施することが出来る。
の連続測定により得られる結果を確認するよう組織的に
実施することが出来る。
本発明の装置の利点は温度差の増大により検出感度を増
大させうる点にあり、また加熱板による加熱の調節によ
り組立体の測定温度を一定にしうる点にあり、また感度
の増大によりバックグラウンドノイズが大なる場合には
測定を実施しうる点にあり、さらに活性除去から長期間
後たとえば再処理のため長距離運送後に於ても組立体の
測定が可能であり、さらに本装置により浸出室の最適利
用が可能となる点にある。
大させうる点にあり、また加熱板による加熱の調節によ
り組立体の測定温度を一定にしうる点にあり、また感度
の増大によりバックグラウンドノイズが大なる場合には
測定を実施しうる点にあり、さらに活性除去から長期間
後たとえば再処理のため長距離運送後に於ても組立体の
測定が可能であり、さらに本装置により浸出室の最適利
用が可能となる点にある。
さらに不活性ガスを測定用試料採取なしに閉回路内で使
用することにより被爆及び汚染を防止することが出来る
。
用することにより被爆及び汚染を防止することが出来る
。
本発明は上述の実施例に限定されるものではなく本発明
の範囲内に於て細部の変更、修正を行なうことが可能で
ある。
の範囲内に於て細部の変更、修正を行なうことが可能で
ある。
加熱板は前述の如くケーシングの外面に取付はケーシン
グ壁に窓を設けてケーシング内の水と加熱板との直接接
触を計ってもよいが、また加熱板をケーシング内に設け
てもよい。
グ壁に窓を設けてケーシング内の水と加熱板との直接接
触を計ってもよいが、また加熱板をケーシング内に設け
てもよい。
但し加熱板の取外しを容易にしたい場合にはこの配置は
避けるべきである。
避けるべきである。
また組立体挿入及びケーシング閉正のためにはシリンダ
による自動操作蓋の代りに手動操作蓋を用いてもよい。
による自動操作蓋の代りに手動操作蓋を用いてもよい。
また分裂生成物搬送用の不活性ガスとしては窒素または
アルゴンが使用可能である。
アルゴンが使用可能である。
第1図は遮蔽プール内に設けられる浸出室の正面図、第
2図は第1図の浸出室の垂直軸断面図である。 6・・・・・・浸出室、9・・・・・・チャンバ、シン
グ、10・・・・・・蓋。 20・・・・・・ケー
2図は第1図の浸出室の垂直軸断面図である。 6・・・・・・浸出室、9・・・・・・チャンバ、シン
グ、10・・・・・・蓋。 20・・・・・・ケー
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 1 核反応炉の失活プール内で燃料組立体に接触させた
流体の放射能測定によって燃料組立体の気密性検査を行
うための浸出室であって、 前記失活プールの底に垂直に置かれた二重壁チャンバよ
りなり、前記二重壁チャンバの外壁にばオリフィスが形
成され、前記オリフィスにより前記二重壁チャンバの両
壁間の間隙が前記失活プールと連通されており、 さらに、前記間隙を圧力下の不活性ガス源に連通して、
前記二重壁チャンバの内部と前記失活プールとの間に熱
的バリアを形成するための手段と、燃料組立体を垂直位
置で収容するための気密ケーシングとよりなり、前記ケ
ーシングは前記二重壁チャンバの内部に配置され、かつ
燃料組立体を導入するための上部と、前記上部を閉鎖す
るための気密カバーとを包含しており、 さらに、前記ケーシングに水を導入してその水をそこか
ら取り出すための手段と、 前記ケーシング内の水を直接接触によって加熱して前記
ケーシング内の燃料組立体の温度を上昇させるために前
記ケーシングの下部に取付けられた加熱手段と、 前記ケーシング内で不活性ガスを循環させるための手段
と、 燃料組立を浸漬している前記ケーシング内の水中を通過
した不活性ガスの放射能を連続的に測定するための手段
とよりなる浸出室。 2 前記第1項に記載の浸出室において、さらに、前記
気密カバーの開閉を制御するための制御手段よりなり、
前記制御手段が少なくとも2つのリンクロッドを包含し
、各リンクロッドの一端は前記カバーに枢着され、また
その他端は前記ケーシングの上部に枢着され、前記制御
手段はさらにシリンダ装置を包含し、前記シリンダ装置
の一方の部分が前記ケーシングの上部に固着され、また
その他方の部分が前記リンクロッドの一方に枢着されて
いることを特徴とする浸出室。
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR7712938A FR2389202A1 (fr) | 1977-04-29 | 1977-04-29 | Cellule de ressuage pour le controle de l'etancheite d'assemblages d'elements combustibles et procede de controle correspondant |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS53136193A JPS53136193A (en) | 1978-11-28 |
JPS5851240B2 true JPS5851240B2 (ja) | 1983-11-15 |
Family
ID=9190068
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP53034025A Expired JPS5851240B2 (ja) | 1977-04-29 | 1978-03-24 | 燃料素子組立体の気密性検査用浸出室及び検査法 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4225388A (ja) |
JP (1) | JPS5851240B2 (ja) |
BE (1) | BE866560A (ja) |
DE (1) | DE2818900C2 (ja) |
ES (1) | ES468616A1 (ja) |
FR (1) | FR2389202A1 (ja) |
GB (1) | GB1594522A (ja) |
NL (1) | NL182597C (ja) |
ZA (1) | ZA782124B (ja) |
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Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2461337A1 (fr) * | 1979-07-06 | 1981-01-30 | Centre Etd Energie Nucleaire | Methode de localisation d'un barreau fuyard dans un assemblage de combustible nucleaire |
FR2466082A1 (fr) * | 1979-09-26 | 1981-03-27 | Framatome Sa | Procede de detection acoustique et ultrasonique d'assemblages combustibles d'un reacteur nucleaire devenus defectueux en service et dispositif de detection correspondant |
JPS58134797U (ja) * | 1982-03-05 | 1983-09-10 | 原子燃料工業株式会社 | シツピング装置におけるシツピングキャン |
US4643866A (en) * | 1983-08-24 | 1987-02-17 | The Babcock & Wilcox Company | Nuclear fuel pellet-cladding interaction test device and method modeling in-core reactor thermal conditions |
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 |
US4659536A (en) * | 1985-06-14 | 1987-04-21 | Proto-Power Corporation | System and method for consolidating spent fuel rods |
FR2666924B1 (fr) * | 1990-09-13 | 1992-12-18 | Framatome Sa | Procede et dispositif de detection de fuite sur un element combustible d'un assemblage pour reacteur nucleaire. |
US5754610A (en) * | 1996-12-05 | 1998-05-19 | Framatome Technologies, Inc. | In-mast sipping modular mast modification |
CN117129152B (zh) * | 2023-10-26 | 2024-02-09 | 合肥中航天成电子科技有限公司 | 一种壳体气密性测试设备 |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5129697A (ja) * | 1974-05-20 | 1976-03-13 | Babcock Brown Boveri Reaktor |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE7303327U (de) * | 1974-09-05 | Interatom Gmbh | Vorrichtung zur Überprüfung von Brennelementen flüssigkeitsgekühlter Kernreaktoren auf Hüllrohrschäden | |
FR1375685A (fr) * | 1961-07-29 | 1964-10-23 | Siemens Ag | Dispositif pour la permutation axiale des éléments combustibles d'un réacteur nucléaire |
FR1328935A (fr) * | 1962-02-23 | 1963-06-07 | Grenobloise Etude Appl | Perfectionnements aux dispositifs de détection des ruptures de gaine dans les réacteurs atomiques |
DE1248822B (ja) * | 1965-03-31 | |||
US3801441A (en) * | 1971-10-12 | 1974-04-02 | Transfer Systems | Failed nuclear reactor fuel detection apparatus |
FR2202341B1 (ja) * | 1972-10-09 | 1976-11-19 | Aristarkhov Nikolai | |
DE2258727A1 (de) * | 1972-11-30 | 1974-06-06 | Siemens Ag | Verfahren fuer das zonenweise umsetzen von kernreaktorbrennelementen |
US3947318A (en) * | 1973-12-17 | 1976-03-30 | Ivan Ilich Zhuchkov | Liquid-metal-cooled reactor |
US4039376A (en) * | 1974-06-24 | 1977-08-02 | Wachter William J | Method and apparatus for inspection of nuclear fuel rods |
US4034599A (en) * | 1975-06-18 | 1977-07-12 | General Electric Company | Device for locating defective fuel |
US4082607A (en) * | 1976-09-30 | 1978-04-04 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel subassembly leak test chamber for a nuclear reactor |
JPS5512078A (en) * | 1978-07-14 | 1980-01-28 | Nichiban Kk | Device for seallup with tape |
-
1977
- 1977-04-29 FR FR7712938A patent/FR2389202A1/fr active Granted
-
1978
- 1978-03-10 NL NLAANVRAGE7802647,A patent/NL182597C/xx not_active IP Right Cessation
- 1978-03-24 JP JP53034025A patent/JPS5851240B2/ja not_active Expired
- 1978-04-05 GB GB13287/78A patent/GB1594522A/en not_active Expired
- 1978-04-07 ES ES468616A patent/ES468616A1/es not_active Expired
- 1978-04-12 ZA ZA00782124A patent/ZA782124B/xx unknown
- 1978-04-27 US US05/901,007 patent/US4225388A/en not_active Expired - Lifetime
- 1978-04-28 BE BE187268A patent/BE866560A/xx not_active IP Right Cessation
- 1978-04-28 DE DE2818900A patent/DE2818900C2/de not_active Expired
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS5129697A (ja) * | 1974-05-20 | 1976-03-13 | Babcock Brown Boveri Reaktor |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BE866560A (fr) | 1978-10-30 |
FR2389202A1 (fr) | 1978-11-24 |
US4225388A (en) | 1980-09-30 |
GB1594522A (en) | 1981-07-30 |
DE2818900A1 (de) | 1978-11-02 |
NL182597B (nl) | 1987-11-02 |
NL182597C (nl) | 1988-04-05 |
ES468616A1 (es) | 1979-04-01 |
DE2818900C2 (de) | 1988-12-22 |
FR2389202B1 (ja) | 1981-04-17 |
JPS53136193A (en) | 1978-11-28 |
ZA782124B (en) | 1979-03-28 |
NL7802647A (nl) | 1978-10-31 |
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