JPS5931030B2 - 原子炉の燃料要素破損検査装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は冷却材中からパージガスによって除去されるガ
ス状核分裂生成物によって燃料要素の被覆の損傷を検査
し、その際燃料要素が力ｎ熱制御される液体金属冷却形
原子炉の燃料要素の破損の有無を検査する装置に関する
。

本発明による装置は特に液体ナトリウムで充された原子
炉において使用するのに適する。

またこの装置は燃料要素のほかに、いわゆる高速増殖炉
の増殖要素をも検査するのに用いることができる。

原子炉の燃料要素は核燃料を充填した薄い被覆管の形の
多数の燃料棒からなる。

燃料棒は原子炉内に装着されている間に種々の理由から
気密でなくなり、その際核分裂過程によって生じた核分
裂生成物が被覆管から冷却材中に入ったり、保守点検作
業に障害となる高い放射能による原子炉冷却系の汚染を
起こすことがある。

気密性が若干損われているにすぎない場合原子炉の運転
はある程度の時間、例えば原子炉の運転停止をもともと
必要とする次の燃料交換まで続行される。

万一漏洩個所の数または程度が一定値を越える場合には
、特に大きな損傷が認められる場合にはこのために行わ
れる予定外の原子炉の運転停止の後に被覆管が損傷して
いる燃料要素の交換が必要である。

漏洩の確認はまず第一に一定の放射性核分裂生成物に関
する冷却材の監視によって可能となる。

損傷している燃料要素が位置する燃料領域を大まかに確
認することは、複数の冷却材循環回路が存在する場合三
角測量により、例えば個々の冷却材循環回路内の頻度の
異なる気泡発生を測定することにより可能である。

しかしながらそれ以上に破損の疑いのある燃料要素のよ
り正確な検査が必要である。

破損した燃料要素の位置確認のために既に多数の方法が
提案されている。

例えば燃料要素の製造の際に燃料要素内に各燃料要素に
特定の少量のアイソトープを封入する方法があるが、こ
のアイソトープはその際被覆管の破損の際に被覆管から
出て冷却材を介して原子炉の保護ガス零囲気中に達し、
そこでアイソトープが検出される。

原子炉に多数の燃料要素がある場合このことは多数のア
イソトープからその燃料要素のそれぞれを検出するため
に甚だしい装置の出費を必要とし、更に燃料要素の製造
原価を著しく高めることになる。

例えば米国特許第３６１２８６０号に述べられているよ
うな各燃料要素から出る冷却材流の連続的或いは間欠的
な監視を行う方法もまた高い経費を必要とし、特に他の
装置のために使用される原子炉の燃料領域の上部空間に
広い場所が要求きれる。

更に別な方法は、燃料領域内の制御棒の適当な運動によ
って破損した燃料から出る核分裂生成物による局部的出
力上昇を検出する方法である。

この方法はしかしながら原子炉の制御された運転を妨害
し、特に高速増殖炉において効果が制限される。

この欠点を回避するために既に次のことが提案されてい
る。

即ち、破損した疑いのある燃料棒または燃料要素が燃料
領域から特別な検査容器に移送でれ、その検査容器中に
おいて、検査すべき燃料要素が加熱制御され、その際液
状試薬が冷却材中に十分融解した核分裂生成物に関して
、例えば放射性ヨードアイソトープに関して試験される
（湿式法）か、又はガス状試薬が冷却材中にほんの僅か
融けている核分裂生成物、例えば放射性キセノンアイソ
トープまたはクリプトンアイソトープに関して試験され
る（乾式法）。

前者の水冷却原子炉に適した方法はドイツ連邦共和国特
許公報第１２４８８２２号に述べられている。

ここでは検査すべき燃料要素が密閉可能な検査容器内に
置かれ、圧力変動及び温度変化を受け、検査容器内にあ
ってかつ漏出した核分裂生成物を含む冷却材はある時間
経過後検出装置を具備する他の容器内に送り込まれる。

冷却材の高い固有の反応が破損した燃料棒から出て冷却
材中にある核分裂生成物の確実な検出を妨害するので、
この方法は液体金属冷却形原子炉に対しては適当でない
。

上述の方法のうち後者は感度が低いために満足すべき成
果をもたらさない。

即ちガス状核分裂生成物はごく小さな気泡の形で生じ、
この気泡は冷却材から著しく緩慢にしか消失しない。

それ酸パージガス例えばアルゴンが冷却材によって泡立
てられることによって冷却材からこの核分裂生成物が除
去されることが既に提案されている。

冷却材中に存在するガス状核分裂生成物を吸収している
このパージガスは検出装置内でこの核分裂生成物の存在
に関して検査される。

この方法を実際に実施する場合数々の難点があり、これ
らの難点を克服することが本発明の目的である。

これらの難点の一つは検査すべき燃料要素を比較的高温
に加熱して、漏洩個所から核分裂生成物の多量の放出を
促すことが必要とされることで、これは燃料要素内に含
まれた燃料自体の崩壊熱によってまたは付加的な加熱に
よって行われる。

しかしこれは、液体金属の高い熱伝導量のため燃料要素
がこの過程中十分に熱損失を防がれている場合にのみ満
足すべき程度に達成される。

他方において高温に加熱きれた検査済燃料要素を冷却材
中に戻す場合、温度を十分に均一化するための用意が全
くなされていない場合には熱衝撃による破損の危険が生
ずる。

そのうえ燃料要素の検査容器への移送、加熱、冷却及び
検査自体のような個々の作業工程はそれぞれある程度の
時間を必要とする。

それ故原子炉の運転停止時間をできるだけ短縮するため
、被覆管の破損した燃料要素の検査のための装置をこれ
らの作業ができるだけ短時間に行われ、かつもともと存
在する燃料要素交換装置の利用によって達成されうるよ
うに構成し、かつ原子炉内に配置することが本発明の目
的である。

この目的の達成のために本発明によれば、次のことが提
案される。

即ち検査すべき燃料要素が各燃料要素上部に移送可能な
持上機構によって個々に検査期間中冷却材液面下に達し
ている非密閉収納管内を原子炉の燃料領域上部の冷却材
液面より上にその一部が持ち上げられ、核分裂生成物の
測定装置と接続されるものである。

その際燃料要素は燃料を収容する部分は冷却材液面下に
あるように冷却材の液面より上に持ち上げられると有利
である。

燃料要素は崩壊熱または付加的な加熱の影響でかなりの
高温になシ、この温度は前述の核分裂生成物の放出促進
につながる。

放出を更に促進するのは、燃料要素が持ち上げられたた
めに冷却材の測地掌上の圧力が低いことによって生じる
。

泡立ち状態にあるパー、ジガスは核分裂生成物の大部分
を冷却材から除去し、測定装置に導かれる。

本発明の一実施態様においては、次のことが折案される
。

即ち燃料要素は移送装置によって原子炉の燃料領域から
非密閉検査容器内に移送されうるようにし、かつ検査容
器内の収納管内にあって部分的に冷却材の液面より上に
持ち上げられうるようにする。

非密閉検査容器の上縁が冷却材の液面より上にあるので
、残留冷却材を有する検査容器内への冷却材の循環は全
く行われない。

本発明の他の実施例においては、検査すべき燃料要素の
熱損失ができるだけ小きくなるように収納管が半径方向
に熱絶縁されることが提案される本発明の他の構成にお
いては、収納管が冷却材液面の下に開口を有することが
提案される。

それによって検査容器と収納管との間の環状空隙内にお
ける冷却材の循環が可能となる。

その際検査容器と収納管とは、収納管内に検査容器を完
全に挿入した際前記の循環が阻止され、従って検査容器
内の冷却材の高速加熱が可能になるように形成されると
有利である。

燃料要素の検査終了後環状空隙内に循環が再び生じ、検
査容器が外方から冷却されるように沈降きれる。

この冷却は検査容器内にある冷却材によって減衰きれて
燃料要素にゆっくり伝達されるので、熱衝撃による破損
の危険が回避される。

本発明の他の特徴とするところによれば、検査容器の下
端は下方に拡ったホッパ状に呈し、そのホッパの小さな
開口は検査容器内にある燃料要素によってふさがれるよ
うにされる。

本発明の他の構成においては、収納管が検査容器内への
パージガスの導入のための装置を有することが提案され
る。

収納管内での検査容器の運動の妨害を回避するために、
この装置は収納管の壁内に配置され、更にそこからパー
ジガスが半径方向内方に吹き出され、このパージガスが
気泡の形で検査容器の下方のホッパ状部分内を上昇し、
そこから必然的に燃料要素を通って導かれるように構成
される。

本発明による装置の他の特徴は、収納管内の燃料要素と
核分裂生成物の検出装置との間の接続がほぼ気密である
ことである。

これにより燃料要素を通して上昇するパージガスがその
周囲のガスによって薄められることなく、核分裂生成物
の検出装置内に達することが保証きれる。

他方燃料要素からパージガスが出ることを塞ぐ場合、冷
却材が燃料要素から逃げること及び冷却材の危険な加熱
が生じることを完全な気密でないために防止しうる。

本発明の他の構成においては、収納管が二重壁になって
おり、壁間の空間が冷却材で充きれていることが提案さ
れる。

この二重壁構成により空間内に燃料要素の加熱装置、検
査容器内へのパージガスの導入のための装置、及び必要
な器具、例えば熱電対等が保護された状態で取付けられ
ることが可能になる、他方冷却材を充填することは、力
ロ熱装置から燃料要素への迅速な熱伝達を確実にし、ま
た逆に燃料要素から力目熱装置への伝達を確実にする。

本発明の他の構成においては、原子炉の燃料領域の周り
の検査容器と、移送装置と、収納管が検査容器上に走行
する際に第二の検査容器と燃料領域内の燃料要素が移送
装置によって運ばれることが提案される。

このことは、燃料要素が検査のために検査容器および収
納管内にある間に他の燃料要素が移送装置によって燃料
領域から他の検査容器内に又は逆の方向に動かきれるの
で、検査工程が著しく促進されることを意味する。

本発明の一実施例を図に基づいて詳細に説明する。

部分１は液面３迄液体金属冷却材、例えば液体ナトリウ
ムが充だきれた容器２内に配置された多数の燃料棒から
なる原子炉の燃料領域である。

原子炉容器２は上部を回転プラグ４で閉ざされ、この回
転プラグ内に燃料要素に対する周知の移送装置５が配置
されている。

この移送装置５によって破損の疑いのある燃料要素又は
増殖要素６が燃料領域１から取り出され、燃料領域１０
周りに配置きれた多数の検査容器７の一つに移送てれる
。

同様に原子炉プラグ４内にはガス化の核分裂生成物の検
出のための測定装置８が配置てれ、この測定装置は例え
ば周知の一種のシンチレーションカウンタを有する。

測定装置８は更に持上機構９を有し、との持上機構によ
って検査容器７が検査容器中に位置する燃料要素６とと
もに燃料領域１の上部まで収納管１０内を持ち上げられ
、そして一部は冷却材の液面３の上部に持ち上げられる
。

更に輸送スリーブ１１があり、これから燃料要素６が排
出管１３を通る他の持上機構１２によって原子炉容器２
から取り出される。

原子炉プラグ４は公知のように多数の互いに偏心配置さ
れた個々のプラグ４０，４１．４２からなり、その際収
納管１０が最も大きなプラグ部分４０内に配置σれ、従
ってこの収納管１０は回転プラグ部分４０の同一円周上
に配置きれた検査容器１のそれぞれの上に移送され、他
方移送装置５１／ｉ最も小さなプラグ部分４２内に配置
きれ、プラグ部分４０，４Ｌ４２の相対回転によって燃
料領域１内の各燃料要素６及び検査容器７のそれぞれに
および輸送スリーブ１１上に移送される。

破損した疑いのある燃料要素６は１ず移送装置５によっ
てＡで示す行程を検査容器７内に移送きれる。

その結果収納管１０はこの検査容器７上に移送され、こ
の検査容器は検査容器内にある燃料要素６と共に持上機
構９によって収納管１０内を上方に持ち上げられ（行程
Ｂ）、検査容器１の上縁が冷却材液面３上に達するよう
にし、検査容器７の７ランジ３７は対応して形成きれた
収納管１０の凹部に当接する。

燃料要素６の被覆管の破損の有無を検査後、燃料要素６
は持上機構９はよって検査容器７と共に再び沈降される
（行程Ｃ）。

検査された燃料棒６が破損していない場合には、燃料要
素は移送装置５によって再び燃料領域１内に戻烙れる（
行程Ｄ）。

破損した燃料棒６はそれに反して移送装置５によって検
査容器７から輸送スリーブ１１内にもたらきれ（行程Ｅ
）、そしてそこから排出管１３を輸送スリーブ１１上に
持ってきた後持上機構１２によって原子炉容器２から取
り出される。

収納管１０内における燃料要素６の検査工程期間中移送
装置５によって他の燃料要素６が他の検査容器Ｉ内に置
かれ、従って検査工程は収納管１０が新たな検査容器７
に達した後スムーズに続けられる。

移送工程及び検査工程を同時に行うことによって全工程
が時間的に短縮され、回転プラグ４及び回転プラグ部分
４０，４Ｌ４２の必要な回転運動が最小量に減少てれる
。

第３図ないし第５図には収納管１０内にある燃料要素６
を有する検査容器１と持上機構９とが拡大図で示きれて
いる。

燃料要素６は束ねられた多数の燃料棒１６から構成され
る。

燃料棒は下端に脚１７を有し、この脚は燃料領域１内に
挿入する際の必要に合わせて形成され、冷却材の質流の
ために開口を有する。

従って燃料要素の脚１７の形は燃料領域１の異なる部分
の燃料要素又は増殖要素に応じて異っている。

検査容器γ内の支持体３１の適描な構成によって、燃料
要素脚１７内の開口２０のみがパージガスの貫流のため
に開かれ、パージガスが燃料要素６内を強制的に導かれ
るように、検査容器がいかなる場合にも要素６によって
下方が閉じられることが達成される。

パージガス、例えばアルゴンはここでは図示しない貯蔵
容器から導管１９を介して収納管１０の下端まで導かれ
、そこから半径方向内方に吹き出される。

逆ホッパ状の検査容器７の下端１８の構成によって上昇
する気泡が開口２０に導かれる。

そこから気泡は燃料棒１６の間を上昇し、その際冷却材
中に含まれかつ破損した燃料棒１６から出る核分裂生成
物の一部を吸収する。

パージガスは燃料要素１６の上端において、中空ねじス
ピンドル２６内にほぼ密封された連結部材２４を介して
進入し、例えば焼結金属からなるフィルタ２５内で予め
いくらか付着していた冷却材粒子と分離され、次いで詳
細には図示しない測定装置８に導かれる。

検査容器７はその上端の内周面に突出部２１を有し、こ
の突出部によって検査容器は持上機構９のグラブ２２を
介して杷まれ、持ち上げられる。

これは、ねじスピンドル２６が電動機駆動装置２７によ
り回転され、ナツト２８を介してナツトと接続された管
２９の垂直運動を行わせることによって行われる。

なお、この管２９にグラブ２２の下端が固定きれている
。

収納管１０は２つの同心の互いに入れ千秋に形成きれた
管３２．３３からなり、とれらの管の間に電気加熱装置
２３が配置され、この方口熱装置は燃料要素６の燃料室
の力ロ熱のために役立ち、また燃料要素及び増殖要素の
崩壊熱が小感くてその固有の崩壊熱が検査温度に到達す
るのに充分でない場合には、全燃料要素の力ロ熱のため
に役立つ。

加熱装置２３及び燃料要素６の燃料を有する部分の領域
内において収納管１０は断熱材３４を有する。

管３３の下端は少なくとも一つの開口３５を有し、更に
、冷却材液面３の直下に少くとも一つの開口３６を有し
、この開口３６は管３２を通って伸びている。

第４図に示された状態においては検査容器７は収納管１
０内に完全に挿入されており、従ってフランジ３７は収
納管１０に対応して変形された切欠に当接し、管３３と
検査容器７との間の空隙内の冷却材の循環を阻止する。

第５図に示した状態の場合検査容器７はいくらか沈降さ
れ、管３３と検査容器７との間の環状空隙における冷却
材の種々の温度の状態従って密封状態が開口３５及び３
６を介して検査容器１が冷却きれるように冷却材を循環
させる。

この冷却は検査容器内の冷却材を介して次第に燃料要素
６に伝達きれる。

【図面の簡単な説明】

第１図は本発明による装置を有する原子炉炉心の軸方向
断面図、第２図は第１図における線Ａ−Ｂに沿う横断面
図、第３図、第４図は収納管の上部縦断面図、上部縦断
面図をそれぞれ示し、第５図は検査容器が収納管内に完
全に嵌っていない状態の縦断面図を示す。 図において、３は冷却材の液面、６は燃料要素、８は測
定装置、９は持上機構、１０は収納管を示□ す。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. １ 冷却材中からパージガスによって除去されるガス状
   核分裂生成物によって燃料要素の被覆の破損を検査し、
   この際燃料要素力’ＩＪＤ熱制御されるものにおいて、
   検査すべき燃料要素６が各燃料要素上部に移送可能な持
   上機構９によって個々に検査期間中冷却材液面下に達し
   ている非密閉収納管内を原子炉の燃料領域上部の冷却材
   液面より上にその一部が持ち上げられ、核分裂生成物の
   測定装置と接続されることを特徴とする液体金属冷却形
   原子炉の燃料要素破損検査装置。