JPS5950956B2 - 核燃料集合体中の漏洩燃料棒の位置決め方法及びその装置 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】 本発明は核燃料集合体中の漏洩燃料棒の位置決め方法に
関する。

核燃料は通常、ペレットの積み重ねと、原子炉の運転中
ペレットから逃れ出るガス状分裂生成物を集めるための
プレナム部分とを含む気密な管の形をしている。

本明細書においては、 ８燃料棒“と呼ばれろこれらの
管は、例えば正方形または三角形に配列された規則正し
い網目構造にしたがって集落状に集められており、その
全体で燃料棒の集合体を形成している。

正常運転状態では、集合体の中で最も多く使用された部
分の取り出しと新しい集合体への取り替えを確実に行な
うために原子炉を規則的に停止させる。

いろいろの原因から、ある種の燃料棒は原子炉の運転中
にその気密性を失うことがあり得る。

これらの燃料棒はその際に放射性のガス状分裂生成物を
放出し、それが原子炉の１次冷却回路の中に・蓄積する
と、その回路に近付くのが次第に困難になる。

原子力発電所の要員が、原子炉の取出しの際に、特にそ
の１次回路の放射能が予じめ定められたある一定の規格
を超えている場合に集合体の検査を行なう理由の一つは
ここにある。

この検査によって、漏洩集合体が無損傷の集合体から分
離される。

ゝ漏洩集合体“という用語は、したがってそのうちの少
なくとも１本の燃料棒がもはや必要とされる気密性を有
していないような上記集合体を意味するものと理解され
なければならない。

一般に、このような検査を行なうために、 ”ウェット
・ショッピング（ｗｅｔ Ｓｉｐｐｉｎｇ）“またはゝ
ドライ・ショッピング（ｄｒｙ ｓｉｐｐｉｎｇ）“と
呼ばれる方法が使用される。

検査すべき集合体は燃料棒と直接接触させられた水また
は空気の放射性ガス状分裂生成物による汚染を、その水
または空気をγ線検出器の前を通過させるか、あるいは
放射能を測定する空気または水の試料を抜き取ることに
よって測定することができるような条件に置かれる。

多くの場合漏洩集合体は、それがたとえ完全に使用し尽
されていなくても、再び原子炉中への装入されることは
ない。

したがって１本の漏洩燃料棒の存在は集合体の全体、す
なわち加圧水型原子炉については燃料棒約３００本、沸
騰水型原子炉については燃料棒約５０本、高速増殖炉に
ついては燃料棒約２５０本を不利な立場に置くことにな
る。

このため、ある集合体の中のこのような漏洩燃料棒の存
在は原子力発電所の運転コストに経済的に大きな負担と
なる。

他の一つの問題は、恐らく経済的には左程重大ではない
が、将来ますます大きくなる安全上の制約がそれに附与
されると思われるものであるが、漏洩燃料棒の輸送とそ
の再処理工場への受入れである。

この問題は、当該集合体がしかるべき再処理工場によっ
て受は入れられるようになる前に貯蔵される期間が長期
にわたればわたるほど、一層深刻となってくるものであ
る。

本発明の本質的な目的の一つは、以上概括的に述べてき
た不都合な点を除去しつる方法を提供することである。

上記の目的を達成するために、本発明によれば、該燃料
集合体の燃料棒の各々について、漏洩燃料棒を含んでい
る少くとも二つの異なった燃料棒列で放射能を測定し、
漏洩していない燃料棒から成る同様な列の放射能に比較
して前記燃料棒を含んでいる被検査列の放射能の低下を
検出することによって漏洩燃料棒の位置決めを行なう。

本発明の好ましい一実施の態様によれば、燃料棒のプレ
ナム部分中に蓄積されたガス状分裂生成物の放射能を測
定する。

好ましくは、分裂生成物によって放出される放射線を測
定する。

本発明はまた、燃料棒のプレナム部分のみが検出器の検
出領域または視野の中に入るような大きさのコリメータ
の後に置かれている少くとも１個の検出器を含む、上記
方法を実施するための設備に関する。

本発明の特別な一実施の態様によれば、検出器と集合体
とが燃料棒の軸に対して横方向に互に他に対して移動す
ることが出来るように取り付けられている。

本発明のその他の詳細および特徴は添付の図面を参照し
てなされる核燃料集合体の中での漏洩燃料棒の位置決め
方法、および設備のいくつかの特別の実施の態様の以下
に示される記載から明らかとなるであろうが、それらは
例示に過ぎず、何らそれに限るものではない。

一般に、本発明による核燃料集合体の中での漏洩燃料棒
の位置決め方法は、該集合体中の燃料棒の各々について
、漏洩燃料棒を含んでいる少なくとも二つの異なった燃
料棒列で放射能、特にγ放射能を測定し、漏洩していな
い燃料棒から成る同様な列の放射能に比較して、前記燃
料棒を含んでいる被検査列合放射能の低下を検出するこ
とによって漏洩燃料棒の位置決めを行なうことから成っ
ている。

更に詳しくいえば、冷却材（水、ナトリウム、等々を含
む冷却槽、または遮蔽されたセルの中に存在する燃料棒
のプレナム部分中に蓄積されたガス状分裂生成物の放射
能を測定しようとするものである。

第１図から第５図までは、この方法の特定の実施の一態
様を図示する。

第１図は、核分裂性物質７を含む燃料棒５本の列Ａ、
Ｂ、 Ｃ，ＤおよびＥの集合体６を図式的に示す。

核分裂性物質７の上にはプレナム部分８があり、原子炉
の運転中に核分裂物質から逸出するガス状分裂生成物が
その中に集められる。

それの燃料棒は正方形に配置された規則正しい網目構造
にしたがって集落状に集められている。

しかしながら、集合体形成の手段は図には示されていな
い。

プレナム部分中に蓄積されたガス状分裂生成物の中のい
くつかのものは放射能で、γ線を放射する。

例えば、５００ｋｅｖ以上というような高いエネルギの
γ線は、プレナム部分８と同じ高さの位置で集合体の構
造材料を容易に通過する。

周囲の放射線に対して正しく防護されたγ線検出器９は
、一回に１列の燃料棒のプレナム部分のみが検出器９の
視野１１の中に入るような太きかのコリメータ１０の後
に置かれている。

視野または検出の場１１は、第１図から第３図までに明
瞭に示されているように、主として燃料棒の軸の方向に
広がりをもったピラミッド形をしている。

このようにして、ある燃料棒から遠いことによるγ線測
定感度の低下が、上記視野１１を形成し、かつ検出器に
よって検知される放射線のビームのこのピラミッド形に
よって少くとも部分的に補償される。

事実、ある特定の燃料棒が遠ければ遠い程、視野１１の
中に入るプレナム部分はそれだけ大きくなる。

コリメータの立体角はγ線の吸収による損失を近似的に
補償するように選ぶのが有利である。

このような観点から燃料棒の軸に沿ったコリメータ１０
のスリット１２の大きさを調節することできよう。

このスリット１２の幅について述べると、これは測定し
ようとする放射能の強さと統計的な精度によって定まる
。

好ましくは、図には示されていない燃料棒の先端部やバ
ネのセンタリング等のよラな、周辺効果を除去するため
に、この幅は燃料棒の外径よりも可成り小さくする。

γ線検出器９は、例えばＮａｌ、 Ｇｅ （Ｌｉ）、真
性Ｇｅ、 ｃｄ、Ｔｅ、 Ｈｇ１２．・・・・・・のよ
うな結晶を含有している。

この検出器は、例えば全放射能記録装置、あるいは例え
ば１チヤンネル、多チャンネル、等の助けで特徴的な分
裂生成物に対応するエネルギのγ線弁別装置から成って
いる測定装置１３に接続されている。

測定方法の選択は実際の作業条件、特に集合体の種類、
照射時間、冷却時間、等々に依存する。

第１図から第３図までは漏洩燃料棒の位置決めの実際の
例を示す。

この方法は集合体６の矢印１４の方向につらなっている
列１から５までのγ放射能を、例えばこれらの列１から
５までの各列の燃料棒のプレナム部分８がコリメータ１
０の視野１１の中を通過するように、この集合体を矢印
１５の方向に平行移動させながら別個に相連続して測定
することから成っている。

ついで、燃料棒がコリメータ１０に対して第３図に示さ
れているような相対的位置を占めるように、第３図に矢
印１６で示されているように、燃料棒の集合体６を燃料
棒に平行な軸の周りで９０゜の角度だけ回転させる。

燃料棒の集合体６をコリメータ１０の前で矢印１５の方
向に平行移動させながら、同様にして、矢印１４の方向
につらなっている列ＡからＥまでの各列のγ放射能を再
び測定する。

この平行移動は連続的であっても、歩進的であってもよ
い。

連続的な平行移動の場合には、γ放射能の測定は第４図
に示されているようにグラフに画くことができる。

縦軸にはγ放射能が示され、一方横軸にはコリメータ１
０に対する燃料棒集合体の移動を示す。

わかり易くするために、横軸には１から５までおよびＡ
からＥまでの列の番号を記した。

グラフ１８は第２図に示すようにして行なわれた測定を
示し、一方グラフ１９は第３図に示すようにして行なわ
れた測定を示す。

例えば、この集合体が位置Ｂ４にあるたパ１本の漏洩燃
料棒を含んでいると仮定すれば、この燃料棒を含んでい
る列４およびＢのγ放射能は、第４図に示されているよ
うに低下するものと考えられる。

歩進的な平行移動の場合に行なわれたγ放射能の測定の
結果は第５図のグラフによって示される。

第５図もまた漏洩燃料棒Ｂ４を直ちに位置決めすること
を可能にする。

歩進的な平行移動の場合における相連続する二つのステ
ップの間の距離は当該集合体の中の燃料棒の隣接する二
つの列の軸面を隔てている距離に実質上等しくなければ
ならない。

燃料棒の集合体６の平行移動および回転の場合には、検
出器は固定されたままでよく、この場合にはコリメータ
は前記集合体を収容した冷却槽または貯蔵槽、あるいは
遮蔽されたセルの壁に燃料棒のプレナム部分８の高さに
作ることができる。

この場合、この壁は検出器９のγ線に対する防護壁の本
質的な部分を構成している。

しかしながら、例えばコリメータが実際的な理由から壁
に作ることが出来ない場合には、本発明による漏洩燃料
棒の位置決め方法の変形として、コリメータ１０、検出
器９、および周囲の放射線に対する検出器の特別な防護
装置によって形成される組合せ体の平行移動が考えられ
る。

その場合には、この組合せ体が、例えば冷却槽または貯
蔵槽あるいは遮蔽されたセルの中で、例えばそれらの槽
あるいはセルの壁２０の内面に沿ってその組合せ体を平
行移動させることができるような、図に示されていない
機構と一緒に動作することができる。

したがって、第２図および第３図に示すような正方形の
網目構造の場合には、上記組合せ体が燃料棒集合体の外
側の辺の水平方向に互に直角をなす二つの平行移動を受
けることができなければならない。

この組合せ体を前述の槽の中に含まれている冷却材に浸
すことも可能である。

一方においては、燃料棒集合体と検出器−コリメータの
組合せ体の平行移動を組み合わせることも可能である。

このような実施の態様においては、燃料棒集合体の移動
を例えば燃料棒に平行な軸の周りの単なる回転に限定し
、検出器−コリメータの組合せ体の平行移動をたパ一つ
の方向に限定することも可能である。

燃料集合体が三角形の配置を持っている場合には、この
集合体における上記回転は９０°でなくて６０°に限ら
れよう。

他方、固定された集合体の場合には、検出器−コリメー
タの可動の組合せ体の二つの平行移動の間に形成される
角もまた６０°でなけれは゛ならない。

大きな体積をもつ集合体については、一つの列への１本
の燃料棒の寄与は構造材料および場合によっては冷却材
におけるγ線吸収の結果遠くなるにしたがって段々小さ
くなる。

正方形の配置をもつ集合体における四つの面、あるいは
三角形の配置をもつ集合体における六つの面に沿った測
定は、一つの面から遠くに離れている燃料棒は反対側の
面に近いから、二つの面で得られる結果を確認すること
を可能にする。

そのほか、正方形の配置をもった集合体においては対角
線に平行な列に沿って測定を行なうのが有利であること
があり得る。

しかしながら、既に前に述べたように、ある特定の燃料
棒が遠くなることに起因する感度の低下はコリメータの
視野をピラミッド形にすることによって部分的に補償す
ることができる。

冷却材の中でのγ線の吸収が後の方の燃料棒の寄与を余
りに大きく低下させる場合には、この吸収に基因する感
度の低下は、放射能の測定を受けなければならない燃料
棒の部分、すなわちプレナム部分８の該当領域から冷却
材を一時的に排除することによって避けることが可能と
なる。

そのほか、漏洩燃料棒からのガス状分裂生成物の逸失が
確実な位置決めを行なうのには不十分である場合には、
更に大きい洩れを作り出すことによって位置決めを一層
容易に行ないうるように、放射能の測定の際に集合体を
加熱することも考えることが出来よう。

なお、第４図および第５図にグラフで示された位置決め
の例は、燃料棒が均一に消耗した単純な集合体を想定し
ていることには注意しなければならない。

しかじなら、実際には、集合体には、ＲＣＣ制御棒、パ
イル測定装置、等のような空の管を含んでいることがあ
り、それらは最初から不規則性を形成している。

そのうえ、燃料棒は一般に均一には消耗せず、このこと
は当然放射能の不均一な分布の原因となる。

与えられた型式の集合体および原子炉については、集合
体相互間の差は僅かでしかないから、上記不規則性の影
響を排除するために、漏洩していない同型式の集合体と
測定結果を比較することが可能である。

既に前に述べたように、本発明はまた核燃料集合体中に
おける漏洩燃料棒の位置決めのための設備に関する。

そのような燃料棒の位置決め方法に関連して、これまで
述べて来た考察から明らかなように上記の設備は少くと
も部分的に燃料棒の集合体を含んでいる容器（貯蔵槽ま
たは冷却槽または遮蔽されたセル）と燃料棒のプレナム
部分のみが検出器の検出領域または視野に入るような寸
法のコリメータの後に置かれた少なくとも１個のγ線検
出器を有している。

第６図はそのような設備の一部の特定の実施の態様を示
す。

この設備は、燃料棒集合体６の上に置かれ、かつ冷却槽
または貯蔵槽の冷却材２２の中に少なくとも部分的に浸
された蓋部２１をもっており、ここにはコリメータ１０
と検出器９が備えられているγ線に対する防護壁２０の
一部を示した。

この蓋部はその上部で、γ線の吸収を低下させるために
、上記視野または検出領域１１の下にある水準線まで蓋
部の下の冷却材を駆逐することができるように、導管２
３を通して図には示されていない加圧ガス源に接続され
ている。

このことは、分裂生成物の損失が比較的小さい漏洩燃料
棒のより良い検出を可能にするであろう。

更に、蓋部の中の冷却材の水準面の一層大きな低下によ
って、分裂生成物の損失が比較的小さい、漏洩燃料棒の
より優れた検出を行なうことが可能になる。

核分裂性物質と同じ高さの位置に冷却材が一時的に存在
しないことは集合体内部におけるγ線による加熱および
漏洩燃料棒からの分裂生成物ガスの逸出を容易にする。

遮蔽されたセルの設備の特定の実施の態様では、集合体
を加熱することによって同じ効果が得られる。

本発明が以上記載された漏洩燃料棒の位置決めのための
方法および設備の実施の態様に限られないこと、および
本特許の枠を越えることなく沢山の変形を考慮すること
ができることは勿論である。

したがって、場合によっては同じ一つの燃料棒集合体に
ついて複数個の検出器を備えることが可能である。

放射能を測定しなければならない列毎に検出器を備える
ことさえも可能である。

このような場合には、検出器も燃料棒も固定したま・に
しておくことが可能となる。

漏洩燃料棒を容易に取り換えることができるように、燃
料棒は集合体中で取りはずし可能なものが好ましい。

【図面の簡単な説明】

第１図は核燃料集合体中における漏洩燃料棒の位置決め
のための方法およびそれに対応する設備の特定の態様の
図式的表示の側面図、第２図は第１図のＩＩ−ＩＩ線に
沿って切った図式的平面図、第３図もまた第２図と同じ
であるが、燃料棒集合体が垂直軸の周りで９０°の角度
だけ回転を受けた図式的平面図、第４図は集合体中での
燃料棒の互に垂直な２連の列のγ放射能のグラフ表示、
第５図は他の一つの互に垂直な２連の列のγ放射能のグ
ラフ表示、第６図は核燃料集合体中の漏洩燃料棒の位置
決めのための設備の特定の実施の態様の垂直断面図であ
る。 １〜５． Ａ−Ｅ・・・・・・燃料棒の列、６・・・・
・・燃料集合体、７・・・・・・核分裂性物質、８・・
・・・・プレナム部分、９・・・・・・γ線検出器、１
０・・・・・・コリメータ、１１・・・・・・視野、１
２・・・・・・スリット、２０・・・・・・壁、２１・
・・・・・蓋部、２２・・・・・・冷却材、２３・・・
・・・導管。

Claims (1)

1. 【特許請求の範囲】 １ 核燃料集合体の燃料棒の各々について、漏洩燃料棒
   を含んでいる少なくとも二つの異なった燃料棒列で放射
   能を測定し、漏洩していない燃料棒から成る同様な列の
   放射能に比較して前記燃料棒を含んでいる被検査列の放
   射能の低下を検出することによって前記漏洩燃料棒の位
   置決めを行なうことを特徴とする、核燃料集合体中の漏
   洩燃料棒の位置決め方法。 ２ 上記燃料棒のプレナム部分の中に蓄積されたガス状
   分裂生成物の放射能を測定することを特徴とする特許請
   求の範囲第１項による方法。 ３ 分裂生成物によって放出されるγ放射線を測定する
   ことを特徴とする特許請求範囲第１項および第２項のう
   ちのいずれか一つによる方法。 ４ 水を含む原子炉については冷却材を含む冷却槽また
   は貯蔵槽の中で、また高速中性子原子炉については遮蔽
   されたセルの中で、集合体の燃料棒の放射能の測定を行
   なうことを特徴とする特許請求の範囲第１項から第３項
   までのいずれか一つによる方法。 ５ 放射能測定の対象となる燃料棒の領域から、冷却材
   を排出させることを特徴とする特許請求の範囲第１項か
   ら第４項までのいずれか一つによる方法。 ６ 漏洩燃料棒を取り替えることができるように、取り
   はずし可能な集合体を使用することを特徴とする特許請
   求の範囲第１項から第５項までのいずれかによる方法。 ７ 一列の燃料棒の放射能を検出器によって一時に測定
   することができるように、γ線検出器と燃料棒集合体と
   を、燃料棒の軸の方向に対して横の方向に、好ましくは
   実質上それに対して垂直な方向に相対的に移動させるこ
   とから成ることを特徴とする特許請求範囲第１項から第
   ６項までのいずれか一つによる方法。 ８ 上記移動が上記集合体および／または上記検出器の
   連続的な平行移動から成っていることを特徴とする特許
   請求範囲第７項による方法。 ９ 上記移動が燃料棒の軸の方向に対して横の方向に、
   好ましくは垂直な方向に、上記集合体の中の燃料棒の相
   隣接する二つの列の軸面を隔てている距離に実質上等し
   い距離だけ歩進的に平行移動させることから成っている
   ことを特徴とする特許請求範囲第７項による方法。 １０ 上記放射能の測定に前に燃料棒を加熱するか、ま
   たは燃料棒の温度上昇を放置することを特徴とする特許
   請求範囲第１項から第９項までのいずれか一つによる方
   法。 １１ 燃料棒の集合体が少くなくとも部分的に浸ってい
   る冷却材を含んでいる槽と、燃料棒のプレナム部分のみ
   が検出器の検出領域または視野の中に入るような大きさ
   のコリメータの後に置かれている少なくとも、１個の放
   射線検出器を含むことを特徴とする特に特許請求範囲第
   １項から第１０項までのいずれか一つによる方法を実施
   するための核燃料集合体中の漏洩燃料棒の位置決めのた
   めの設備。 １２ 上記検出器と上記集合体が燃料棒の軸の方向に対
   して横の方向に、好ましくは垂直な方向に相互に移動す
   ることが出来るように取り付けられていることを特徴と
   する特許請求範囲第１１項による設備。 １３ コリメータが上記集合体の燃料棒のプレナム部分
   に対向するように、槽またはセルの側壁の中に取り付け
   られていることを特徴とする特許請求範囲第１１項およ
   び第１２項のいずれか一つによる設備。 １４ 上記検出器と上記コリメータによって形成されて
   いる組合せ体が槽の中に浸されていることを特徴とする
   特許請求範囲第１１項および第１２項のいずれか一つに
   よる設備。 １５ 上記コリメータが上記検出器に対向して、その幅
   が燃料棒の外径よりも小さい、例えば燃料棒の外径のお
   よそ８０％であるスリットをもっていることを特徴とす
   る特許請求範囲第１１項から第１４項までのいずれか一
   つによる設備。 １６ 燃料棒の集合体の上に設けられ、少くとも部分的
   に槽の冷却材の中に浸ることが出来る蓋部を含み、該蓋
   部が上記検出領域の下にある水準線まで、該蓋部の下の
   冷却材を駆逐することができるように、その上部で加圧
   ガスの取入れ口に接続されていることを特徴とする特許
   請求の範囲第１１項から第１５項までのいずれか一つに
   よる設備。