JPS585697A - 破損燃料位置検出装置 - Google Patents
破損燃料位置検出装置Info
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- JPS585697A JPS585697A JP56104917A JP10491781A JPS585697A JP S585697 A JPS585697 A JP S585697A JP 56104917 A JP56104917 A JP 56104917A JP 10491781 A JP10491781 A JP 10491781A JP S585697 A JPS585697 A JP S585697A
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- gas
- coolant
- sodium
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- reactor
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- Granted
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- 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
- 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
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
この発＠０胤子炉容養内に収容され九令燃料集合体を冷
却材κよ）冷却する原子炉において，ど０＠燃１ｐ＃集
合体に破損を生じているか否かを検出する破損燃料位置
検出装置に関する一のである。
却材κよ）冷却する原子炉において，ど０＠燃１ｐ＃集
合体に破損を生じているか否かを検出する破損燃料位置
検出装置に関する一のである。
こ０＠０＠損核燃科検出装置の従来のものに各核燃料具
合体の頂部付近の冷却材の一部をその各核ｆｆｉ科集合
体の頂部上方に配置され次すンプリング賃によりて，一
担デ外に尋き七の冷却材中に置台まれている執分裂成物
の存在を調べる手段や，炉内に挿入したバイ１を各核燃
料集合体の頂部に拳久かぶせてゆき，苦しくにそのパイ
プ内に核燃料集合体を引きよけて，そのパイプ内ｆ−浸
入した核燃料具合体のＩｊＩｉＩｌ付近の冷却材中にキ
ャリヤーガスを供給することκよル，冷却材中に含まれ
る核分裂生成物の放出を促し，Ｉａ分分生生成物含んだ
キャリャーガスｔ−回収して放射能を測定する手段など
があった。
合体の頂部付近の冷却材の一部をその各核ｆｆｉ科集合
体の頂部上方に配置され次すンプリング賃によりて，一
担デ外に尋き七の冷却材中に置台まれている執分裂成物
の存在を調べる手段や，炉内に挿入したバイ１を各核燃
料集合体の頂部に拳久かぶせてゆき，苦しくにそのパイ
プ内に核燃料集合体を引きよけて，そのパイプ内ｆ−浸
入した核燃料具合体のＩｊＩｉＩｌ付近の冷却材中にキ
ャリヤーガスを供給することκよル，冷却材中に含まれ
る核分裂生成物の放出を促し，Ｉａ分分生生成物含んだ
キャリャーガスｔ−回収して放射能を測定する手段など
があった。
しかしながら上記した公知技術手板でに，Ｉｌ燃科集合
体の頂部付近の冷趣＃を採取．＃ｊ定する九めに採取し
た冷却材中にｉ！まれる核分裂生成物のａ度に薄く．シ
かも目的の核燃料集合体の頂部付近の冷却材であるとい
う保ＩＥｒｊない、即ち目的の核燃料集合体のｍｓ付近
の冷却材以外に、隣接する他の核燃料集合体の頂部付近
などの冷却材が混じった冷却材を採取、−測定してｉる
ことに乍り。
体の頂部付近の冷趣＃を採取．＃ｊ定する九めに採取し
た冷却材中にｉ！まれる核分裂生成物のａ度に薄く．シ
かも目的の核燃料集合体の頂部付近の冷却材であるとい
う保ＩＥｒｊない、即ち目的の核燃料集合体のｍｓ付近
の冷却材以外に、隣接する他の核燃料集合体の頂部付近
などの冷却材が混じった冷却材を採取、−測定してｉる
ことに乍り。
十分なｎａで放射ＩＩｌを検出することかできなかった
ー この発ａｔｘｃｏような点にかんがみてなされたもので
、採取部材を核燃料集合体に密着させ、核分裂生成物ｔ
ｉｔむ冷却＃を濃度の高いまま採堆し。
ー この発ａｔｘｃｏような点にかんがみてなされたもので
、採取部材を核燃料集合体に密着させ、核分裂生成物ｔ
ｉｔむ冷却＃を濃度の高いまま採堆し。
これをガスバブリングしてガス中へ核分裂生ｇ−を移行
せしめ、このガス中の放射濃度を針側することによ）、
原子炉内核燃料一体ごとの精度の＾い計欄ができかつ冷
却材を原子炉外へサンプリングしなくとも上記針側が行
なえる信頼性の高い破損燃料位置検出装置１ａ供するこ
とを目的としている。
せしめ、このガス中の放射濃度を針側することによ）、
原子炉内核燃料一体ごとの精度の＾い計欄ができかつ冷
却材を原子炉外へサンプリングしなくとも上記針側が行
なえる信頼性の高い破損燃料位置検出装置１ａ供するこ
とを目的としている。
以下、この発明の一実總１Ｍ１ｔＪＩＩＩ図に基づいて
ｇ例する０図ｕ本発例装置【−（ナトリウム）冷却高速
増殖炉に適用した場合を示し不発＃４鉄蝋が原子炉よｓ
Ｋ位置決めされ、原子炉内に挿入され次状！１を示す。
ｇ例する０図ｕ本発例装置【−（ナトリウム）冷却高速
増殖炉に適用した場合を示し不発＃４鉄蝋が原子炉よｓ
Ｋ位置決めされ、原子炉内に挿入され次状！１を示す。
図において、（１）６案内管で表面に硬買クロムメッキ
を施し、炉内Ｎ１付着しにくいものとしている。
を施し、炉内Ｎ１付着しにくいものとしている。
（■（の案内管（１）の先端ＩＫ添設され九町撓性部材
のシツピングボートで燃料集合休演８に密着しやすい構
造としてベローズを用いている。 ｉａ＋ｒｔ冷却材Ｎ
ａ ｆ採取するスパイラル形状のナトリウムサンプリン
グ管、 （４ｍ）０採取したナトリウムを蓄積するナ
トリウムタンク、 （４ｂ）Ｈカス吹込みノズル。
のシツピングボートで燃料集合休演８に密着しやすい構
造としてベローズを用いている。 ｉａ＋ｒｔ冷却材Ｎ
ａ ｆ採取するスパイラル形状のナトリウムサンプリン
グ管、 （４ｍ）０採取したナトリウムを蓄積するナ
トリウムタンク、 （４ｂ）Ｈカス吹込みノズル。
１５）ｒｉこのナトリウム中へガスを送ｐ込むガス供給
管、暢）にこの循環したガスを案内管（１）の外部へ導
くガスサンプリング管、（γ）に放射能＋１１１を計測
完了したガスを＾び原子炉内へもどすためのガス排出管
、＋８１上記案内管（１）を原子炉内へ挿入する−の案
内管（１）まわ）の軸對装置であるシールフランジ、＋
９１本発明装置と原子炉上部機器とシール境界を構成す
るドアパルプ叫に上記案内管（１）を原子炉内へ上下駆
動する駆動装置、 ａ１１σ案内管（１）の吊り上は用
のワイヤー、ａ３ｒｊ上記の循環ガス中の放射能濃ｉｔ
測定する放射縁検出器、 ａａｒｔガス循壌ユ循環ト、
α場にこれら駆動系およびガス傭槙糸を運転・制御する
ための制＃Ｉ盤である０以上の破損燃料位置検出装置と
の取合い部である原子炉筒ゎシの設備として、 ｕｒｒ
＃Ｉ％料交換孔用ドアバルブ。
管、暢）にこの循環したガスを案内管（１）の外部へ導
くガスサンプリング管、（γ）に放射能＋１１１を計測
完了したガスを＾び原子炉内へもどすためのガス排出管
、＋８１上記案内管（１）を原子炉内へ挿入する−の案
内管（１）まわ）の軸對装置であるシールフランジ、＋
９１本発明装置と原子炉上部機器とシール境界を構成す
るドアパルプ叫に上記案内管（１）を原子炉内へ上下駆
動する駆動装置、 ａ１１σ案内管（１）の吊り上は用
のワイヤー、ａ３ｒｊ上記の循環ガス中の放射能濃ｉｔ
測定する放射縁検出器、 ａａｒｔガス循壌ユ循環ト、
α場にこれら駆動系およびガス傭槙糸を運転・制御する
ための制＃Ｉ盤である０以上の破損燃料位置検出装置と
の取合い部である原子炉筒ゎシの設備として、 ｕｒｒ
＃Ｉ％料交換孔用ドアバルブ。
０１１１ａｔ、中へいプラグ、ｒｎｒ！ホールドダウン
軸、＋１ｒｔ息子炉内のカバーガス、 ａｓｒｔ炉内冷
却材のナトリウム、ａｌｒｔ燃料集合体である。上記ナ
トリウムサンプリング管（３）等ＯＮｍおよびＮａベー
パと接触する配管・−ン夕＠に０籐２図に示されるよう
にＭ１７−スのマイクロヒー４からなる予熱と−Ｊ１２
１１１とこの予熱ヒーＪ咽のｉｌＦ！ＬＩｔＩ理のため
０Ｍｌシースの熱電対（２）とがそれぞれ巻回されてい
る。ｔｆｌ：、上記ナトリウム１ンク（４ａ）内Ｋａガ
スバブル発生用としてガス供給管先端８に２重の円筒形
パンチングメタルが堆付けら誠ガス炊き込みノズル（４
ｂ）が第６図に示されるように上記パンチングメＪＡが
横向きになるよう蝦付けられている。これ１ｊＮａＪン
クより排出した際−がパンチングメタル齢へ付着し、固
着しないようにしたものである。
軸、＋１ｒｔ息子炉内のカバーガス、 ａｓｒｔ炉内冷
却材のナトリウム、ａｌｒｔ燃料集合体である。上記ナ
トリウムサンプリング管（３）等ＯＮｍおよびＮａベー
パと接触する配管・−ン夕＠に０籐２図に示されるよう
にＭ１７−スのマイクロヒー４からなる予熱と−Ｊ１２
１１１とこの予熱ヒーＪ咽のｉｌＦ！ＬＩｔＩ理のため
０Ｍｌシースの熱電対（２）とがそれぞれ巻回されてい
る。ｔｆｌ：、上記ナトリウム１ンク（４ａ）内Ｋａガ
スバブル発生用としてガス供給管先端８に２重の円筒形
パンチングメタルが堆付けら誠ガス炊き込みノズル（４
ｂ）が第６図に示されるように上記パンチングメＪＡが
横向きになるよう蝦付けられている。これ１ｊＮａＪン
クより排出した際−がパンチングメタル齢へ付着し、固
着しないようにしたものである。
以上のように構成され九本発Ｉｊｉ４装置の動作を。
本発明装置における破損燃料の検知状態を示す第４図を
用いて説明する。纂４図において第１図乃至纂６図と同
一符号に同一のものを示すので七のａ明を省略する１図
において案内管（１）か原子炉内の燃料集合体−頂部に
シツピングボー） ｔ２）にて位置決めされている。こ
こで燃料集合体（至）内に浴は込んでいる核分裂生成物
Ｏ１０シツピングボー） １ｊｌｌ内よシ、ナトリウム
サンプリング管１８）を通ルナトリウム４ンク（４ａ）
内に４人され、このナトリウム中へガス循環ユニット側
よシガス供給管（６）を遥してガス吹き込みノズル（４
ｂ）にてガスバブリングし。
用いて説明する。纂４図において第１図乃至纂６図と同
一符号に同一のものを示すので七のａ明を省略する１図
において案内管（１）か原子炉内の燃料集合体−頂部に
シツピングボー） ｔ２）にて位置決めされている。こ
こで燃料集合体（至）内に浴は込んでいる核分裂生成物
Ｏ１０シツピングボー） １ｊｌｌ内よシ、ナトリウム
サンプリング管１８）を通ルナトリウム４ンク（４ａ）
内に４人され、このナトリウム中へガス循環ユニット側
よシガス供給管（６）を遥してガス吹き込みノズル（４
ｂ）にてガスバブリングし。
このガス気ｊｌｉ１１１２３をガスサンプリング管轄）
循環ホンプ（財）、ガス配管（２）の経路で放射線検出
器−へ至らしめる。
循環ホンプ（財）、ガス配管（２）の経路で放射線検出
器−へ至らしめる。
なおガス循環ユニット０の運転手順としてｒ！。
始めに清浄ガス供給源−手前のパルプＢ＠を閉とし次状
態で、バルプム（至）およびパルプＣ＠全開とすれ＃ｉ
原子炉内カバーガス（至）の圧力とガス循環ユニット側
内のガス圧が均等にパ２ンスすることで。
態で、バルプム（至）およびパルプＣ＠全開とすれ＃ｉ
原子炉内カバーガス（至）の圧力とガス循環ユニット側
内のガス圧が均等にパ２ンスすることで。
ナトリウム４ンク（４ａ）内のナトリウムレベルと炉内
ナトリウム唾レベルとか一敏する。久にノ（ルプＣ＠を
閉とし、循壌ポンプ（至）１蔵動じ、ガスを循環（第４
図中の矢印方向）させることで、ナトリウム中の放射能
濃度を放射線検出器（２）にて測定することができる。
ナトリウム唾レベルとか一敏する。久にノ（ルプＣ＠を
閉とし、循壌ポンプ（至）１蔵動じ、ガスを循環（第４
図中の矢印方向）させることで、ナトリウム中の放射能
濃度を放射線検出器（２）にて測定することができる。
計測を完了したガスに、予めナトリウム４ンク（４ａ）
中のナトリウムを排出し九ｉ。
中のナトリウムを排出し九ｉ。
パル７’ Ｃｍ ＆開、バルプム＠ ｔ Ｍ 、 ／＜
Ａ フｓ（至）を開トシ、ガス排管（））よりカッ（
−ガス■中へ排出するー 以上の工租會各燃料集合体ごとに一ル返し行うことで、
炉心燃料全てにわたル、破損燃Ｐｒの有無を計測できる
− ま九案内管（１）自体の駆動条件としてμ精度の高い破
損燃料の検出を行）声めに、燃料集合体（至）円の核分
裂生成＠ａｏｏｔナトリウム（ンク（４１）内へ蓄８１
７！ｊ状］％ｉで、約４００−５００ ｗｍ燃、ｕｒｎ
ｓよ夕駆動装置にて上昇させ、上記のガスバブリングを
行う方式とする。これにガス中の放射総＊Ｉｔｔｔｔ欄
し九級、ナトリウムｔ−排出する―、シツピングボート
（２）が燃料頂部に密着し九ままで６．直接燃料集合体
彌内郁ヘガスを吹き込み隣接する燃料へｔ外乱を与え１
次回に測定しようとする隣接の核分裂生成物が炉内冷却
材ナトリウム回申へ拡散し、破損１１１１１８位ｔの検
出が崩しくなる次めである。
Ａ フｓ（至）を開トシ、ガス排管（））よりカッ（
−ガス■中へ排出するー 以上の工租會各燃料集合体ごとに一ル返し行うことで、
炉心燃料全てにわたル、破損燃Ｐｒの有無を計測できる
− ま九案内管（１）自体の駆動条件としてμ精度の高い破
損燃料の検出を行）声めに、燃料集合体（至）円の核分
裂生成＠ａｏｏｔナトリウム（ンク（４１）内へ蓄８１
７！ｊ状］％ｉで、約４００−５００ ｗｍ燃、ｕｒｎ
ｓよ夕駆動装置にて上昇させ、上記のガスバブリングを
行う方式とする。これにガス中の放射総＊Ｉｔｔｔｔ欄
し九級、ナトリウムｔ−排出する―、シツピングボート
（２）が燃料頂部に密着し九ままで６．直接燃料集合体
彌内郁ヘガスを吹き込み隣接する燃料へｔ外乱を与え１
次回に測定しようとする隣接の核分裂生成物が炉内冷却
材ナトリウム回申へ拡散し、破損１１１１１８位ｔの検
出が崩しくなる次めである。
上記のように燃料頂部エフ４００〜５００１１１１上静
にて針側完了したナトリウム１に排出することで、炉内
ナトリウム（至）中へ拡散した核分裂生成物の影響がｇ
＋ｘかどうか問題となるが１本発明装置で１前述の７ツ
ピングボー） ＋２）が燃料集合体ｃｌＱ頂部へ密着す
るため、燃料集合体内−のナトリウムがこのシツピング
ボート（（２）にて流れを止められる作用を受け、Ｖｋ
分裂生成物（転）の＃ｌｋ度に炉内ナトリウム（２）中
にうすめられたものより高くな□るため、これらノ（ｆ
フグラウンドレベルとＯ弁別が容易となる。
にて針側完了したナトリウム１に排出することで、炉内
ナトリウム（至）中へ拡散した核分裂生成物の影響がｇ
＋ｘかどうか問題となるが１本発明装置で１前述の７ツ
ピングボー） ＋２）が燃料集合体ｃｌＱ頂部へ密着す
るため、燃料集合体内−のナトリウムがこのシツピング
ボート（（２）にて流れを止められる作用を受け、Ｖｋ
分裂生成物（転）の＃ｌｋ度に炉内ナトリウム（２）中
にうすめられたものより高くな□るため、これらノ（ｆ
フグラウンドレベルとＯ弁別が容易となる。
なお系内管（１）、ナトリウムサンプリング管（３）お
よびナトリウム４ンク（４畠）等炉内ナトリウム−中に
浸漬あるいはす）リウムと接触する一ンク・配管類にナ
トリウム温度が原子炉停止時など約２５０゛０と為温の
ため、予め十分に予熱されてなけれは熱応力にて破断す
る恐れかあるが、第２図および籐６図に示される予熱ヒ
ータ（２）および熱電対ａ２によ〕、ナトリウムとの温
度差が小さ、〈、かつ全体を均一に加熱されてお１２．
ｔたスパイクに形状である九め配管等の熱膨張ｒＩｌｌ
！に収され安全である。
よびナトリウム４ンク（４畠）等炉内ナトリウム−中に
浸漬あるいはす）リウムと接触する一ンク・配管類にナ
トリウム温度が原子炉停止時など約２５０゛０と為温の
ため、予め十分に予熱されてなけれは熱応力にて破断す
る恐れかあるが、第２図および籐６図に示される予熱ヒ
ータ（２）および熱電対ａ２によ〕、ナトリウムとの温
度差が小さ、〈、かつ全体を均一に加熱されてお１２．
ｔたスパイクに形状である九め配管等の熱膨張ｒＩｌｌ
！に収され安全である。
ｔａナトリウムーンク（４畠）内Ｋｒｊ円筒状のパンチ
ングメＪ ｘ ｆ二重に配列したガス吹き込みノズル（
４ｋ）が配設されているので、小さなカス気胞口か多く
発生するのでナトリウム叫中Ｋｌｌけ込んでいる核分裂
生成物（至）の循環ガク中への移行か活発となシ、放射
縫検出装置Ｑ１の分解能か向上し、破損燃料検出が有効
に行なわれる。
ングメＪ ｘ ｆ二重に配列したガス吹き込みノズル（
４ｋ）が配設されているので、小さなカス気胞口か多く
発生するのでナトリウム叫中Ｋｌｌけ込んでいる核分裂
生成物（至）の循環ガク中への移行か活発となシ、放射
縫検出装置Ｑ１の分解能か向上し、破損燃料検出が有効
に行なわれる。
なお、上記説明でに１本発明装置管Ｎａ冷却高速増殖炉
に適用し次場合について述べ九が、Ｉ！重水炉重水炉等
にも過吊しうろことに勿論のことで６１７゜上記実施偽
とｐｉＩ＊ｏ効果を有する。また検出対象としては炉心
の核燃料集合体Ｋｗ＆らず、炉内貯蔵ラック内の核燃料
集合体重検出対象とすることができる。
に適用し次場合について述べ九が、Ｉ！重水炉重水炉等
にも過吊しうろことに勿論のことで６１７゜上記実施偽
とｐｉＩ＊ｏ効果を有する。また検出対象としては炉心
の核燃料集合体Ｋｗ＆らず、炉内貯蔵ラック内の核燃料
集合体重検出対象とすることができる。
を次第４図鑑おいて、ナトリウム４ンクにナトリウムレ
ベル針（接点式あるいは連続式）をａｔすれは、ガスバ
ブリング時を含み、タン炉内のナトリウムレベル変動を
把握でき、ナトリウム−）ｌｕｌｌの異常変化の監視な
ど、装置の安全性を増すことか可能である。
ベル針（接点式あるいは連続式）をａｔすれは、ガスバ
ブリング時を含み、タン炉内のナトリウムレベル変動を
把握でき、ナトリウム−）ｌｕｌｌの異常変化の監視な
ど、装置の安全性を増すことか可能である。
以上のように仁の発明に可撓性部材を燃料系合体頂部に
豐ｙ＃嘔せ集合体のみの冷却材を採堆し。
豐ｙ＃嘔せ集合体のみの冷却材を採堆し。
かつガス吹き込みノズルにより小さなガス気胞を多く発
生せしめ上記冷却材中に浴は込んでいる核分裂生成物の
循環ガス中への移行を活発にしているので破損燃料位置
検出が精度高く行なえ、かり予熱ヒー−および熱電対に
より過切な予熱が行なえ熱応力の低減が計られ破断など
が防止石れ安全性が向上される等諸効来がある。
生せしめ上記冷却材中に浴は込んでいる核分裂生成物の
循環ガス中への移行を活発にしているので破損燃料位置
検出が精度高く行なえ、かり予熱ヒー−および熱電対に
より過切な予熱が行なえ熱応力の低減が計られ破断など
が防止石れ安全性が向上される等諸効来がある。
籐１図にこの発明の一実施例を示す＃面図、第２図ｒｊ
纂１図のナトリウムサンプリング管部における予熱ヒー
４および熱電対取付状況を示すＩｍ曲図、第６図に第１
図のナトリウム４ンク部の詳細を示す断面図、＄４図に
この発ｄＡ装置の動作状妙を示す断面図である。 図におｉて−１（凰）は案内管−１／ッピングボート、
（６）はナトリウムサンプリング管、 （４ａ）ｌｊナ
トリクム４ンク、 （４ｋ）はガス吹き込みノズル、＋
ａ＋ｒ！ガス供給管、（２）にガスサンプリング管、（
ｉｎシールフランジ、ｅｒｒ駆動装置、ｏｓμ放射−検
出装置。 錦、にガス循環ユニット、ｕμｉｉｌ！ｌｌ−盤、（社
）に予熱と−４，＠（Ｊ熱電対である。なお図中間−符
ｇに同一またに相尚邸分會示す。 代焉人 葛 野 傷 − 第２図 第３図 第４図 手続補正書（自発） 特許庁１）宮殿 １、事件の表示 特願昭 ５６−１０４９１７２
、発明の名称 破損燃料位置検出装置３、補正をする者 ５、補正の対象 明細書の「特許請求の範囲」及び「発明の詳細な説明」
の各欄◇ ６、補正の内容 １）明細書のｒｅ畦請求の範囲」を別紙のとうり補正す
る。 ２）明細書第２頁第４行の［破損核燃料検出装置］を「
破損燃料検出装置」と補正する。 ３） 明細書第１６〜１７行の「とシール境界」を［と
のシールバウンダリー」と補正する。 ４）明細書＃！７頁第１６行の［約４００〜５００ ｍ
ｍＪを「案内管（１）を約４００〜５００ ｍｍ Ｊと
補正する。 以 上 別紙 特許請求の範囲（補正） 原子炉容器内に収容された核燃料集合体頂部に密着する
可撓性部材を先端部に有する案内管と上記案内管内部に
設けられた冷却材タンクへ上記可撓性部材を介し採取さ
れた冷却材を導入する冷却材サンプリング管と、上記冷
却材タンク中へ円筒状のパンチングメタルを介し循環ガ
スを供給しガスノ２プリングする吹き込みノズルと、上
記ガスメプリングされた循環ガスを採取するガスサンプ
リング管と、上記ガスサンプリング管で採取された循環
ガス中の放射濃度を検出する放射線検出器と、上記冷却
材タンクおよび、冷却材サンプリング管を所定温度に予
熱する予熱ヒータおよび熱電対とからなる加熱手段を備
えていることを特徴とする破損燃料位置検出装置。 特開昭５８−５６９７ （６）
纂１図のナトリウムサンプリング管部における予熱ヒー
４および熱電対取付状況を示すＩｍ曲図、第６図に第１
図のナトリウム４ンク部の詳細を示す断面図、＄４図に
この発ｄＡ装置の動作状妙を示す断面図である。 図におｉて−１（凰）は案内管−１／ッピングボート、
（６）はナトリウムサンプリング管、 （４ａ）ｌｊナ
トリクム４ンク、 （４ｋ）はガス吹き込みノズル、＋
ａ＋ｒ！ガス供給管、（２）にガスサンプリング管、（
ｉｎシールフランジ、ｅｒｒ駆動装置、ｏｓμ放射−検
出装置。 錦、にガス循環ユニット、ｕμｉｉｌ！ｌｌ−盤、（社
）に予熱と−４，＠（Ｊ熱電対である。なお図中間−符
ｇに同一またに相尚邸分會示す。 代焉人 葛 野 傷 − 第２図 第３図 第４図 手続補正書（自発） 特許庁１）宮殿 １、事件の表示 特願昭 ５６−１０４９１７２
、発明の名称 破損燃料位置検出装置３、補正をする者 ５、補正の対象 明細書の「特許請求の範囲」及び「発明の詳細な説明」
の各欄◇ ６、補正の内容 １）明細書のｒｅ畦請求の範囲」を別紙のとうり補正す
る。 ２）明細書第２頁第４行の［破損核燃料検出装置］を「
破損燃料検出装置」と補正する。 ３） 明細書第１６〜１７行の「とシール境界」を［と
のシールバウンダリー」と補正する。 ４）明細書＃！７頁第１６行の［約４００〜５００ ｍ
ｍＪを「案内管（１）を約４００〜５００ ｍｍ Ｊと
補正する。 以 上 別紙 特許請求の範囲（補正） 原子炉容器内に収容された核燃料集合体頂部に密着する
可撓性部材を先端部に有する案内管と上記案内管内部に
設けられた冷却材タンクへ上記可撓性部材を介し採取さ
れた冷却材を導入する冷却材サンプリング管と、上記冷
却材タンク中へ円筒状のパンチングメタルを介し循環ガ
スを供給しガスノ２プリングする吹き込みノズルと、上
記ガスメプリングされた循環ガスを採取するガスサンプ
リング管と、上記ガスサンプリング管で採取された循環
ガス中の放射濃度を検出する放射線検出器と、上記冷却
材タンクおよび、冷却材サンプリング管を所定温度に予
熱する予熱ヒータおよび熱電対とからなる加熱手段を備
えていることを特徴とする破損燃料位置検出装置。 特開昭５８−５６９７ （６）
Claims (1)
- 腺子炉谷器内に収容された核燃料具合体に管層する可憐
性部材を先Ｍｌ！ＩＩＫ有する茶内管円郵に設けられた
冷却材タンクへ上記町−性部ＪＫを介し採取されル冷却
材を導入する冷却材サンプリング管と、上記冷却Ｉｔタ
ンク中へ円筒状のパンチングメタルを介し循環ガスを供
給しガスパラリングする吹き込みノズルと、上記ガスバ
ブリングされた微積ガスを採取するガスサンプリング管
と、上記ガスサンプリング管で採取された循１ｍ＃スψ
の放射総置を検出する放射能度針と、上記冷却材−ンク
および冷却材サン１リング管を所定温良に予熱する予熱
ヒー−および熱電対とからなる加熱手段を儂えているこ
とを特徴とする破損燃料位置検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56104917A JPS585697A (ja) | 1981-07-02 | 1981-07-02 | 破損燃料位置検出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56104917A JPS585697A (ja) | 1981-07-02 | 1981-07-02 | 破損燃料位置検出装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS585697A true JPS585697A (ja) | 1983-01-13 |
| JPS642236B2 JPS642236B2 (ja) | 1989-01-17 |
Family
ID=14393448
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56104917A Granted JPS585697A (ja) | 1981-07-02 | 1981-07-02 | 破損燃料位置検出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS585697A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60156546A (ja) * | 1984-01-09 | 1985-08-16 | ストウフアー・ケミカル・カンパニー | 複数の種類のマイクロカプセルの製造法 |
| JP2013061199A (ja) * | 2011-09-13 | 2013-04-04 | Toshiba Corp | 破損燃料検査装置及び方法 |
-
1981
- 1981-07-02 JP JP56104917A patent/JPS585697A/ja active Granted
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS60156546A (ja) * | 1984-01-09 | 1985-08-16 | ストウフアー・ケミカル・カンパニー | 複数の種類のマイクロカプセルの製造法 |
| JP2013061199A (ja) * | 2011-09-13 | 2013-04-04 | Toshiba Corp | 破損燃料検査装置及び方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS642236B2 (ja) | 1989-01-17 |
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