JPS6093387A - ガスタグとカバーガスとの改良された組合せを有する原子炉 - Google Patents

ガスタグとカバーガスとの改良された組合せを有する原子炉

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JPS6093387A
JPS6093387A JP59201396A JP20139684A JPS6093387A JP S6093387 A JPS6093387 A JP S6093387A JP 59201396 A JP59201396 A JP 59201396A JP 20139684 A JP20139684 A JP 20139684A JP S6093387 A JPS6093387 A JP S6093387A
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JP
Japan
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gas
tag
cover
reactor
fuel
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JP59201396A
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English (en)
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ケニイ シイ.グロス
マシユウ テイ.ロウグ
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Original Assignee
US Government
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Publication date
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    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/02Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
    • G21C17/04Detecting burst slugs
    • G21C17/048Detecting burst slugs characterised by a special construction of fuel elements, e.g. by a confined "tracer"
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

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  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

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。

Description

【発明の詳細な説明】 〈産業上の利用分野〉 本発明は原子かに関し、j、り具体的には液体金属高速
中性子1!!i’A炉に用いるカバーガスとタキング装
置との改良された絹合せをイ1する原子炉に1y1づる
らのである。
(従来の技11j) 典型的な原子炉は炉心をイjし、その中に連鎖反応づ−
る核燃料物質が配置される。その燃料物質は、III通
型内々ものでは、()、又は、Jag、又はpu のベ
レッ1−であって、これらは細長い燃料要素を形成する
ように、別個の耐腐蝕性で熱伝導性缶、lIIらクラツ
ディングの中に詰め込まれる(これは又、燃料棒、又は
燃料ビンと呼ぶ)、、何本かの燃料要素が1つのグルー
プをなして、より大きい燃お1集合体の中に支持される
その燃料集合体は、炉心の中に前もって配置され、間隔
をおいて位置覆るマトリックスの中に配置され、その炉
心内の別の前5って配置されたマトリックス内に、モデ
レータ又(よ他の形の制御装置が位置J−る。このにう
に、燃料要素と制御装置とがコン1ヘロールされて存在
づることにより、中性子のlII突が燃料要素の加熱を
したらづような、核反応の広がりを調整りる。1東了炉
の冷却材は、炉心を通り、燃わI集合体を通り、燃料要
素の上をifi −、)”(1llfi環し、それらの
要素を冷却する。この原子炉の冷JJロイは順次、熱交
換器を通って送られ、それにJ、っC普通、蒸気、又は
水である2次冷IJ1月が加熱され、その2次冷却拐は
、それから適切な蒸気膨01会装置を通って膨服し、典
型的なしのでは、電気の発生に適した有用な出力を生じ
る。
各燃料要素は!Iti型的なものでは、ステンレス鋼、
又はジルコニウム合金で成る密封外側缶、即ちタラッデ
イングを有(〕、その結果、燃判材おl(れ自体がシー
ルされ、冷却材から隔離される。このことは、第1に核
燃オ′1材料を冷却材から化学的に隔離づるために必要
であり、第2に、核反応C生じるh(削性核分裂生成物
の遊離を防ぐために必要で6つる、1局部の溶解や亀裂
によるようにクラツディングが1(4閲りると、そのJ
:うむ核分裂生成物が故山され、それが循]r!りる冷
却材を敢6J (illli’C汚染し、ぞのために、
このプラン1〜の操作)′)保守が妨害される。更に、
燃料要素が漏れると、ぞれが膨張するので、冷却材の流
れが妨げられ、イしCイの原子炉+、、i J:り大が
かりな費用のかかる加熱にJ、るl1il傷を受けるこ
とになる。かくし−て、そのような状態を知り、そのた
めに原子炉を停止させている間、費用と労力を最(+−
(眼にしlζ状態ひ、燃料の取り替え手順を迅速に11
イトえる、J、うに、出来るだけ早く漏れのある9&i
利費糸を見分;〕でつきとめることが望ましい。
殆んどの近代的原子炉、特に原子炉の冷却(号として液
体金属(例えば、ナ1−リウム)を使用するような増殖
炉は、循環づる冷7.II材中に運ばれる核分裂ガスの
収集1段として、不活性カバーガス、典型的なものでは
アルゴンを使った密閉原子炉システムを右する。該分裂
カスを除去覆るためにカバーガスを原子炉から移動させ
、それ−を例えば、極低ン品に保1・1Jされるf−1
・−1−ルベッドのようなカバーカス)11化シス−ア
ムで処理し、それにJ:つて純化したカバーガスを)京
了炉へ戻Jようにしなければならない7.その核分裂ガ
スは普通、キレノンやクリア1−ンの放剣性アイソ1−
−プを包含Jる。この浄化システムは連続的に操作され
るか、或いは割れ燃料要素を探知したあとにのみ操作さ
れる、。
カバーガスに気体性核分裂生成物が存在づるかどうかを
検査−!Yるために、普通、ノJンマー敢01線探知器
が使用される1、シかしながら、これは同定又は識別の
11i度が低いので・、漏れ燃料要素の識別とその漏れ
の程度を更に他の装置ににつで(jなわねばならない。
その漏れ燃斜及メ・;をつきどめるために、原子11j
内を循環りるカバーガス、及び/又は冷却月の1ノンノ
゛ルをとるシステムら使用されている。
即ら、“シバ−(Sippc+・S)°を使う方法であ
るが、これを使うどうまく適切に作動し、選択された;
!;お1集合体からの冷ノ、lI祠の一部分が遠隔のザ
ンブリングg jPYへΦl:向され、多方口弁が種々
の適切な)然H集含体から冷J、II iΔを定期的に
4ノンプルにどるJ、うにリノリ換えられる。しかしな
がら、コノシ/、 ノ111;L i?; 7Jl +
A ?& 及U 弁ヲ前−b ツ(組立℃た鐘・路を必
要とりるので、てれに必要なバー1〜つJj′を右(〕
ないJ、うな現存の多くのバ1ノーリアクター〈動力炉
)においてG、1、実際的(はhい。
カスタッλンクの賊念しJ、lこ周知てあ−)で、例え
ば、ゼネラルルりI−リック礼所有の米国1′7I乙′
1第3.(う32,470月や、米国11に簡のbつ米
国特3’l: @ 3,663.3G38、第3,71
1G、614号に示されている。刀スタッギングにa3
いて、アイソトープの独特の組合せを設定する手段とし
て、カスの安定したアイソトープがお互いに比例濃度の
パーセンテージで隔離される。恐らくはヘリウノ\の充
填カスと共に、そのようなアrソ1〜−プの独特の結合
体は、それから種々の燃料要県の製造時、その中にシー
ルされる。その充填ガスはほぼ90%のガス混合物で成
り、燃料月利と燃わI要素クラツディングとの間(−有
効な熱移動を行なう。独特のタグと」tに種1zの)〃
(お]要素は、炉心の成るマトリックスに従って分類さ
れる。
燃料要素のクラップインクか破壊りると、この独特の゛
タグガス゛混合物か冷却材中へ漏れ、@柊的にはカバー
カス部分へ運ばれる。そのカバーカスを買出分光81に
より分(;↑す゛ると、アイソトープの重用が重くなっ
て存(Iりるの−C1独特の「タグカス」を見分(]る
ことがCきる。これに対応づる燃第31集合体の[リ−
/J −j (1eake1・)も、マトリックスカタ
ログに従って見分+Jることができる。
〈発明がFR決しj:うとする問題点〉前記従来技術の
うち、まず米国特許第3,632゜470号(J、ネΔ
ンの3個の安定した非放用性ア20 2/ イソト−プ、1Ne 、NO、Ne22を使用すること
をJ足案している。しかしながら、カバーガス原子(!
11.!へ!的<rもの(・は、アルゴン)の買m勾ネ
Δンタグガス涼了のvjmが殆んど2対1であるので、
この方法は実際」ムイj効でない。
(策−ンて、りjルイAンのツノ)レゴンフフイソトー
−14−Oす+ 〈△、−) L、1. 、71帛分光t1て見た旧、甲
イΔ20十寸 ンのネΔンアイソト一ノ(NO)に殆/υど等しく児え
、a’ri密イ、・分4Jiはljめて難しい。
次に、米国b6′[第3,663,363月は、タグと
しU:l:L/シン24130 アーr’ソ1−−1を
使用している。これらのアイソトープゾは普通、原子炉
で介生りる(衣分裂生成物中にt;L (p在しない(
づれども、キレノン13113Gアイソトープとクリブ
!−ン83−8 G /’ イソ1〜−ブは殆んど共通
した気体性核分裂生成物である。その結果、タグ探知シ
ステムはタグと分裂アイソトープとを同tIXキセノン
から隔Hしなければならず、これは実際上、タグアイソ
トープの濃度を大変うづめでしまう。カバーガス浄化シ
ステムが連続的に作動する場合、これは実際にぞれが同
一キセノンアイソトープのためのタグカス11」」・探
知システムに卦j抗することを意味づる。カバーカス浄
化システムが停止、タグカス再ご[システムだ1Jで作
動する時、キレノンタグは核分裂生成物キゼノンC−面
覆うことににっC稀釈される。このにうな欠点にも拘わ
らず、この種のタグ探知システムが多年にねたっ゛(、
その成功度(,1変化しながらも、いくつかの液体金属
式高速中性子増殖炉において使用されている。
液体金属式高速中性子増殖炉において、カバーガスとし
て、ヘリウム及び]′ル:Jンの使用【り曲性が提案さ
れてさIζ()れどb、実際」−、アルゴンは比較的閉
じ込め易いために、)ツバ−ガスとして殆んど100%
使用されてさた。燃料集合体において、故障探知[タグ
1どしく適りるカスはキセノン、クリア1〜ン、アルイ
ン、ネAンの不活性ガスたけである。アルゴンカバーは
アルゴンタグの使用を排除する。なぜなら、勿論、天然
アルゴンが背■1に人さく存在Jるために、タグアイソ
1−−プを探知し1琴ないからである。
ネオンタグし使用できない。なぜなら、賀m分光旧にお
いて二重イオンのアルゴンの存在が、ネオンタグの分解
能力を妨0てしまうからである。これらの理由(゛、殆
/υどのクギングシステム(J、キセノンのアイソ1ヘ
ープか、或いはキレノンのアイソ1〜−/とクリア1−
ンのアイソ1〜−1どの混合物のいずれかの使用が提案
されている。
しかし、ギセノンタグ、叉り、Lキはノン・クリア1−
ンタクはic:+ (lTli−(”複2,1Fなlこ
めに、600〜800の独特のタグを必要とづるJ、う
な大規模な原子炉’CI;L 、その使用がツ11シい
更に、キはノン(、上空中からの抽出が九しく、更に熱
拡tik Llラムによっで哲り的に瀧19にすること
し非常に難しい。これ(,1原子開が増づ時、隣接覆る
71′ソト一プ間の貢酊の僅かな差がまりまり小さくな
るため′Cある。熱中性子炉において(支出が大きいと
はいえ)xc””は]つ索の変形により基本的には純粋
な形ひ生じる(プれども、残りの安定したアイソトープ
に対して有限数の濃縮化手段が存在するだ(〕である。
がくして市販の濃縮化手段て1[)られる最人七ルバー
セントは、Xe c−は71O%、Xc(26(は1G
+24− −− %、Xe129では70%てあく)。更に、これJうの
ノフイソトーブの1つに如jづる所ノ)のili!縮化
丁縮化丁合、残りのアイソ1〜−ブの([1刊的割合が
基本的に一定している。
これらの考1ih ’li ln (1) l=め1こ
タクノ=l−t / ン、又はキセノン・クリ11ン系
にJζり冑られる独特のタグ組成の範囲に対していく′
っがの物理的制限が加えられる、。
キレノン・クリプトン系におりるbう−っの最も重大な
欠点は、燃わ1要素が破壊し核分裂カスが探知されIこ
口)、カバーカス値化システムが放射性キセノン・クリ
−i 1−ン懐分裂刀スを除去するように連続作動せね
ばならないことCある。
このことはキセノン又はクリ11〜ンの放出されたタグ
が全部この浄化システムに従い、しかも短時間のうらに
、即ち数11・−間以下のI!間で、完全に消火覆るこ
とを意味りる。かくして、もしタグがこの短時間の間に
何らかの理由で失ったとしたら、タグから遊離したり一
ノJ−は見分(プられイrいことになる5、 キしノン×はキしノン・クリプトンタグによるbう一゛
)の欠点(,1、事実」−での原子炉内の黒用の際に」
ニなタグ比が変化りるということである1、これらの大
きな変化を処理・」る最も一般的<7二つのhン去IJ
ン欠の如くである。イロし、そのどlうらも、タギング
の費用を増加させる。(1)照用系列の関数どし−(の
分Jli的軒験的手段にJ:つて原子炉内のあらゆるタ
グの組成を追跡する方法と、(2)黒用のあい1.1タ
グが隣のタグを焼き込まないJ、うに、隣接Jるタグ比
イ゛間(J十分なスペースをどるhンノ、とCある。キ
ーセノン・クリブl−ンタグかこのJ、うに広いスペー
スを必要とすることIJ 、最−し高価なアイソトープ
をより多く使用しな(づればならないという欠点がある
最後に、米国性¥[第3,746.C114月は、ナト
リウムで接着した燃料要素の1を被覆りるボンドの一部
分として、お互いに僅かに異なる車量比をもつ3個の安
定したアイソトープ、八〇+97゜+21 +913 sb、pt を使用している。かくして、種々の燃料要
素の独特のタグ比(,1、カンマ線の分光分析により見
分けられ、燃料要素タッギングカタログが、炉心にJ5
りる要素の位置を指摘りるために使用される。しかしな
がら、冷却祠は破損(]たククララディンを通−)でf
li+iれ、イれ(11その結果生じたタグが逅離しく
s+の冷ム114,1ど共に探知部分を通って流れる前
に燃オ′81要素に接触するに)Uいない。そのタグが
固形物であれば、そのシステムはノjスリーカーにλ1
1.T殆んど完全に感知しない。
〈問題点を解決するための手段) そこで本発明は、共通の炉心にマトリックスの形に配置
された多数の別個の燃オ′;1集合体を監視づるために
、液体金属高速中性子増殖炉に使用するカバーカスとタ
ギング装置の改良型絹合せに関し1本発明はマトリック
ス内の漏れのある燃料集合体を特別に隔離し、それをつ
きとめる際の感知と区別の改善を提供りるものである。
本発明(,1燃利要素クラツデイングの破損の際、留閉
じたQi科要素から漏れる核分裂ガス及びタギングガス
のアイソトープを含む不純物を、カバーカスから隔離づ
るためぞれぞれ低温に保持された別+11=Iのγl!
、性炭層、即らヂャ=1−ルベッドを使用し、又、その
J、うに隔離[されたカスアイソ1−−グを見分(〕る
ためにガス分分子膜を有する探知装置を使用17、本発
明は更にカバーガスどしてのヘリウムどり1ングガスア
イソト−1としCのネオン及びアルゴンン′イソ1−−
ブとの独特の組合けを使用りる。。
本発明はネオンの安定したアイソトープNa。
122 Ne 、NOを1史用し、お互いに前もって選択した相
異なる比率のアルゴンの3つの安定763B イソ1−−プAr 、△r 、Δr を使用することに
よってそのようなラギングアイソ1−−ブの多(の独特
の組合せを形成することを提供づる。各別々のタギング
組合けは、燃料材料により燃料要素の中にシールされる
1、但し、同様にタッグされた燃料要素を作り、それを
共通の燃料集合体に位置づりる。7燃旧要索クシツデイ
ングが破損すると、イの燃料要素の中に含まれている独
特のタギングガス相合せと、イこで生じた核分裂カスと
が漏れ、カバーガスと混合し′Cしよう。でのカバーガ
スは、最初にカバー刀゛ス浄化システムへ送られ、そこ
で核分裂ガスの不純物が最初にカバーカス/)r +ら
分離され、浄化したカバーガスの殆んどは原子すjlへ
戻される。浄化したカバーガスの一部分はガスタグ再生
システムへ送られ、そこでタグヵ゛スは浄化したカバー
ガスから隔離される。隔1i111され/ζタグカスは
それから質量分光分析部分、或いは他の同様の分析部分
へ送られ、にて漏れた燃料要素の独特のタグ組合°μを
児分け、イれが撚オ′31集合体のマツプ状71ヘリツ
クスに治って、炉心にある漏れた燃料要素をつきとめる
。このJうにし−C、ネオン及びアルゴンの核分裂カス
とタギングカスは独立して隔離され、非対抗シスiムに
よりl\リウムのツノバーガスから分離され、ラギング
アイソ1−−ゾを兄分ける際の優れた感1哀と粕1尭を
元押りる。
l\リウムカバーと、アルゴン・ネオンのタギングとの
相合ぼの効果は、ガス比が安価でタグ比の安定・1」が
高く、質量分光計による探知感度が擾れ、熱移動状態が
91′ましく、カバーカス浄化シス71\どタギンクガ
ス隔離システムとの間で対抗1jることがなく、クギン
グガスの分析時、敢IJJ 1!1分裂カスをr(ま4
4いことである。
ネオン及びノノルゴンノ′イソ1−−プのもう1つの優
れたQ:’j it3は、どららのカスし中性子を捕集
りるtM IIJi面がJ1茄に小さく、ウラン分裂又
はfルl−−ウ111000一1’れの場合し、核分裂
収量が基本的【、1看(・あること(・ある。かくし’
tネネオ・戸ルーjンのタグ比(,1、炉内での照射中
、殆んど変化しないと見ることができる。迅速なエネル
−へ′−の中性子と、中等度のエネルギーの中111T
−の場合、中性rの安定度が高く、ぞの捕集性が低い状
態で、(1)このアル−エン・ネオンタグシステムにお
いて、分析の矯1Fは恐1)<必要てなく 、 (2j
両タグ比をより一層接近さUることができるので、費用
を贅しく口1)約(・さ、 (3) +(、l傷を見分
りる確実性が非1:チに増強さシ県る。現在のキセノン
・クリプトンタグ組成及び中性子矯1法に比べた[la
には、1で1にそう(ある、。
ネオン及びアルゴンのアイソ1ヘープは1.:lしノン
・クリア1〜ンのアイソ1〜−−/J5すM m分光計
により一層容易に分解される。、、でれ(。1単に、こ
れらの軽いカスの2個のpg J>:りる7/、イソ1
−−プに対する質量のlIi!かな差がギヒノンか、或
いはクリプトンのいり゛れかのJ、すj[j fi3の
あるカスの場合にり人さいためε、二J、るらのCある
。史fJ、不活性カスのン′イソ!−一−)か夕/)(
hG)I、二めに、質量分光計にJ3りる合唱信号はネ
オン・ノノルゴンの場合の力が核分裂を4し、I・ラン
プを発生するキセノン及びクリブ1〜ンの背田万スの間
合よりもつと小さくなる。での結束、Vニレノン・クリ
ブトンタグシスアムを使−)だ110こ比へ(。
ネオン・アルゴンタグシス7ムを使った的の方が、買出
分光計により、より強い感度が得られる。
更に、ネオン及びアルゴンは、!114型的なものでは
、クラブ1〜ン及びキレノンの更に質量の高いアイソト
ープに比べてあらゆる温度の場合、熱伝導値がづ゛っと
高くなる。燃11要素に入れるタグカスのfit lよ
一般に、熱移動の点で制限されない(°)れども、8燃
オ′シ要糸に加えられるネオン及び7ノルゴンの串に対
−!I ;j、1Qt’l I’lJは、キレノン及び
クラブ1〜ンの場合上り少4j−い、。
ネオン及びアルゴンアイソ1−−ブの1リットル当りの
費用(,1、殆/シ7ソの場合、菖通に使用される97
7 A/どの1−レノン及びクリ11〜ンアイソトープ
の場合J、り実?1的C−ヒン1llli (’ある。
特に、両タグノード間のスペースを同じにしたとすれば
、5〜10%は安1tlliとなる(・あろう。
カバーガス)9化システムは連続的に作動することらで
き、父、サブアツレンプリーに漏れが生じた後だ()に
作動させることもできる。ネオン・アルゴンタグの場合
、カバー)Jス)9化システムを連続的に作動ざぜ、そ
こ′cM 04性分裂Iイソトープをカバーカスから除
去し、タグ))イソトープを大げさに除去したり、その
淵庶を減退させることもないようにりることができる。
それから分析のため、タグカス7/イソ1−一74除去
、又は回復さけるために浄化しIζ:ノコバー、カスに
対して、タギングガス収巣シスjムを作動させることも
できる。更に、ノJバーガス浄化システムによっ(タグ
が枯木的に震警されない時、そのタグガスi11度はタ
グ再生システムの作動1)うにカバーガス内で上昇し、
かくして適切な4Jンプル濃度が隔離され、jE 1i
ffな見分1りが川面どhる。更に何らかの誤動作(例
λば (J−ンブルの汚染やデ1m分光旧又1、L」ン
ビJ〜ターの読み間違いなど)が生じた場合、次のタグ
カスのリンプルは満足な分析が41されるまて取ること
がrきる。それからはじめCタグカスをカバーガスから
排除づ−る。
第1図は、原子炉11ど熱交換器12とを包囲覆る包l
111体即ち一1ンデインメント10を示す。
開放端をf>−)通路1/I(第4図〉を蜂の果状に配
回したちのC成る炉心13は、その原子炉の中に配設さ
れ(いる。核燃料F’ G、L第4図に示づ、1うに成
る既定のパターン、即ち71〜リツクス1こ従って炉心
の通路の成るもの内に位置づる。
制御all棒又は他の−IIQ的な中性子吸収用制御装
置Ct)又、特定のマトリックス、IIIちパターンに
従って他の特定の炉心通路内に適合゛りる。その制御棒
Cは殆んどの!11!型的ti′らのく・は、核燃オ′
1ににクリし=(成る種の存6、/L設定゛づるために
、炉心13に対しく1:手動し、核燃わIFは中性子の
鈎撃にJ、り核分裂反応を生じ、炉心に熱を発生させる
電力を光【(−さけるlこめに44用な熱を得るばかり
C<’t <、炉心を冷M1りるために、原子炉の冷j
、II kAとしての溶融り一1〜リウムがポンプ15
にJり原子炉11へ循環し、イこです1−リウムは、1
.1じめC炉心13ど原子炉11の壁どの缶の環1〕:
空間を下方へ移動し、イれから炉心13の通路14を通
って上昇し、ライン1Gを通って熱交換器12へ流れる
。原子炉のす1−リウム(よ熱交換器のコイル17に隔
離された第2溶81!プトリウム流へ熱を移し、それ/
)+ rろポンプ15を通って原子炉11へ戻される。
原子炉11内の溶融ナトリウムの液面が点線18で示さ
れ、カバーガスが原子炉11内のナトリウムの上の空間
1つを満たしている。
熱交換器のコイル17内の加熱された第2−ノトリウム
流はポンプ21にJ:り於気光生器22を通って循環し
、その発生器内のニ1イル233の位置で、その熱を水
に移して蒸気を発生させる。
蒸気発生器22内の液面が点線24−C示され、水面上
の空間25にある脂気は1(ン26を通ってタービン2
7へ送られ、このタービン27が発電1m 28を駆り
)する。タービン27を1illlれた蒸気はコンデシ
リ−29内−(凝縮され、ポンプ30によりライン31
を通ってチ^気発生器22へ戻される。
原子炉11と熱交換器12 LL、図面を簡単にするた
めに、第1図にはJI 7ijに簡単に示されているが
、実際は機構的に複屑(である。燃料補給のために、時
々、原子炉を聞く必要がある。液体金属で冷)Jl 7
する原子炉ではナトリウムをその溶融記度以」−にイ2
:持せねばならづ゛、取扱いに危険な材料であるので、
それらの操作は困デ1である。炉心13内の核燃わ1か
らb’l川性物性物質れると、それがナトリウム冷却材
や、熱交換器12やそれにt!I Jlザるポンプや配
管を汚染することになり、そのような敢則r1ヒによる
汚染がこれらの保守操作を一層困テIIにしている。
第4図は第1図の炉心13の水平断面図の概略図であっ
て、核燃131 rと制御装置Cの1ガ型的なマトリッ
クス配置を右する。核燃料「は一般に、外側六角化37
をイjりる図示の燃お1集合体35(第2図参照)内に
内蔵される。但し、その仙の適切な横断面の形が例えば
四角形のものC′シ、それにM、l応づる形の心通路1
4内に使用することがeさる。図示の燃料集合体35は
、六角化37の中に間隔をおいて平行な関係に支持され
た7木のほぼ平行な別々の燃お1棒3って成り、六角沿
の各コーナーに1本づつ燃判敢素をおき、最後の1本は
中心にJj <。それら別個の燃料要素39を缶37の
rlrに保持するために少なくとも2個の格子支持体4
0(ここでは1個のみ図示)が使用され、図示の格子支
持体は、缶37の周囲に取(=J【:)られたバンド7
′12ど、そのバンド42と個々の燃料要素に位置する
別個のカラー45との間を接続づる横行ウェブ713と
を有する。缶37はその相対づる両端(図示せず)が問
いているので、冷ノ11月は心の通路内を一方の開放端
から他方の開放端までその缶を通って軸方向へ容易に通
過することかでさ、ウェブとウェブとの間の洲敢空11
11を、冷III召CJソ薫別要素39に沿って、イの
、1−を軸方向へ通過(きる。
第3図は典型的な燃わl要素39を示し、営に″。
用原子炉におい−(、燃料要ヌi; 39 CALA1
円筒形部ちクラツディング52で成り、そのクラップイ
ンク52は長さが約5〜18m(2〜Gノイ−ト)で、
内径が約0.G−1,27cm (0,25〜0.5イ
ンチ)である。イのrfi、即15クラツディング52
の中に(J、各々同様のほぼ円筒形の複数1固の燃オ9
1ベレット54が嵌まり込み、それらのベレン1〜はク
ラップインクの殆んど全長にわたー)て輻:部まで上下
に(貞み重ねられ(いる。そのクラツディングはでの両
端に溶接された端部蓋体56,57によっ(閉鎖され、
更に、端部皿体557の近くにtel、孔あき中間壁5
9が備わっている5、燃オ′り1ベレッ1−を、15互
いにきlうんと押圧りるJ、うに、端部W+体5Gと孔
あき中間壁59ど最も端部【こ位置りる燃オ′;1要系
ベレッ1〜54a 、 !+旧]トノ間に、1,1′ね
装置fji(ioa、 60bが介在づる1、燃ill
ベレットり/I L、1、くれ白身、その外径がクラッ
プインクIJ2の内部にり僅かに小さいので、敢IJi
lプ〕向のクリノ′ノンスが生じ、その燃料要素39の
内部には、ての一端がら他端まで軸1ノ向へカスが流入
づる。
端部燕体巳)7ど中間壁59との間の空間62は、ガス
室としC知られ(おり、最初、その製造中にこのガス室
62は、既定の比率でタグカスにより加圧される。燃料
要M30はシールされるので、そのタグガスと燃料ペレ
ット54のあとで起る反応により生じたづぺ(′の核分
裂ガスとは、その燃わ1要素内に閉じ込められるが、そ
れらは燃料要素の全長に冶−)で自由に移動できる。
本発明によれば、カバーカス浄化シス7’ 1.z64
がライン65,67及びポンプ68によりカバーガス空
間19から接続し、−多イン69により原子炉の空間1
つへ戻される1、タグ再生分析シス5ム72が前記’t
’f+化シスt l)64の下流で、しかもライン69
にある−「字ff75J、り下流に位置するので、カバ
ーが又は核分裂カスから浄化されたものだ(プとなる3
、該分裂ガス探2.IIシステム、即ら警報シス″jL
 78が典型的’、E ’bのでは、カバーガス浄化シ
ステム64と平行に連(j(シた状態−(ポン179と
Jjに備えられ、でれはカバーガス中に核分裂ガスが存
在しないか否かを連続的に探知づるIこめに使用される
。従つて、ポンプ79のイ乍動によりカバーガスのサン
プルが少量、連続的に採取され、探知システ1178に
より分(JiされるJ、うになっている。そのカバーガ
ス浄化システム64. CAL、ポンプ68の作動時に
連続して作動りるが、その他、カバー)fメ中の該分裂
ガスを探知づる際にも作動でる。
タグ1■生、分析システム72は、タグ再生装置αと再
生したタグの分析装置6とをイ]りる。その?Ii牛シ
スーiノ\は弁801こJ、リカス戻りライン6つから
分離され、イれから又、弁82ライン83を通り、ライ
ン69を通って原子炉へ戻る、J、うに接続する。分析
装置84は弁86を通って再生シス−I−ムに接続する
。タグ再1システム(,1、弁80..’12が間き、
弁8Gが閉鎖した状態で竹動じ、又核分裂カスが/Jバ
ーカス中に探知された時のみ、叉、カバーガス浄化シス
アームが作動づる時のみ、イ′1動りる。かくして全て
の核分裂ガス【、11、カバーガス浄化シスjムロ4′
C″除去され、浄化されたカバーガスの一部が連続的に
、又間歇的にタグ再生システム72を通って送られる。
タグ分析システム84は一般に、弁80.82が閉鎖し
、弁8Gが聞いた状態で作動し、典型的なものでは、イ
のシステム84は、存在する特定タグを鑑定づるために
、質量分光泪(図示せず)を右りる。質量分光h1の出
力は、しばしば、グラフの形でプリントされる。
タグ再生、分析システム74を通過したカバーガスのは
/υの少ff’ri♂;ノしか、その分411では)出
費されず、残り(よ)イン83.C394)山・)”(
カバーガス空間19へ戻される。
カバーガス浄化システム6/Iとタグ再生システム72
とは両方ともチャ:1−ルベツトをイJし、除去、又は
再生されるべき不純物を含むガスがそこを通過する。ヂ
ャ]−ルベツトの具体的(?τ1造は、本発明にとっC
重要なことではないが<64a、 72aFlll略的
に示J)、各々特定の低温で作動する。かくして、核分
裂カスは低温層64aでカバーガスから吸収され、ネオ
ン及び)′ルゴンのタグガスが低温層72aでカバーガ
スから吸収される。
本発明にa5いて、カバーがスとしてヘリウムを使用し
、タグガスとしてネオンとアルゴンを使用する。具体的
には3個の安定したネオンア20 21 イソI−一/、即lう、Nc 、Ne 、Ne22と3
個の安定したアルゴンアイソ1〜−ブ、即ち、36 3
B Δ1゛、Δ1゛、△1゛ が1史用され、そこでイのよ
うなタグIイソトープの1個又はいくつかのバー1ごン
j−ジを淵くづることによって、多くの別1g11のそ
して独1JJで且つ区別のつく割合のタグ相合せを限定
ηることができるであろう。
でのタグ相合μはネオン/イソトープだ()やアルゴン
ノフイソト一ノだ()、或いは各々の混合で構成Jるこ
とb′Cさる。1!1定の燃料集合体の全ての燃i11
要素が回しタグを右りるところでは、別個のタグ相合l
を燃2i1 y2索へ注入し、原子炉の71−リックス
内の種ノンの位6に、種々異なったタグの燃料集合体が
存(E′8Jる。従って、賀旦分光甜中でそのようなタ
グガス組合せをあとで特定の同一化を行4Tうことが、
独特の一致を与え、かくして″漏れ゛′燃料要素の位置
を知ることができる。買出分光81において、多量の変
化するアイソトープによる分離は全て、飴通のやり方で
ある。
正常な操作において、カバーカス浄化システムの低温層
64aは、例えばはぼ0〜−25℃で作動し、タグガス
再生1172a IJ>17(1・−一−185”cの
範囲で作動する。タグガス及び該分裂ガスど共にカバー
ガスは、低温ヂト=1−ルl\ツドG4nを通りライン
69を通って原子炉へ導かれる。、核分裂ガスに含まれ
る不純物は、カバーガス浄化システムの層64aで、刀
バーガスか吸収される。
浄化されたカバーガスの一部(依然どし−CCタフ含む
)は、それからタグ再生ヂト」−ルヘッド72aを通過
し、そこeツノバーカスから使用されるネオン・アルゴ
ンタグガスノノイソトーブが吸収される。、そのU)、
ヘリウ11のカバーカス(3L原子炉へ戻される。
好ましい実施例にa3いて、タグ再生・分417システ
ム72は、三連の別々で同様に配冒されたベッド72a
及び分析を覧買84(その1つだけを図示)で作られる
ので、8連のベッド及び分析装置は独特に作動し、そし
て、連続的収集を行ないながら、交qに1回分を処理す
るようにづる。かくして、第1の装置が低溜1で作動し
、ガスを収集りるn:1.第2の装置直は多分150〜
200°CにIJI+熱され、収集されたカスを分析装
置へ送り出し、第3の装置は、低)品に冷711され、
再度収集−りる。同4了に他のシステムがまだ作動して
いる11冒ご、11)4々の層の再生及び、・′又は取
り替えさえもCさるJ、うに、複数のカバーガス浄化層
64aを使用(・さる(1つの層だけを図示)。各タグ
再生・分析シス7ム層、又は一連の図、及び・′叉はカ
バーカス)吊止シスフッ1同を通過づる)kれtま、p
6通、ブr(へ’: (’r a:+ 萌間トif+、
1III +7) シーケンスにJ、り自動的にm、1
ノ1〜【−1−ルされる。
又、好ましいタクli牛層72J1は実際に、一連の流
れひ接続づ゛る第1タグ囮と第2タグ層(詳しく l;
I示され(いない)とをイ」ツるので、それにJ、−)
(ダ11層に収束されたタグ)lイソ1−一プ(j熱に
より放出され、そして約−170・・〜 185℃に再
び保持された第2層にもつと高温度で再び収集される。
第1タグ層から第2タク層への移動の開始時(よ、弁が
カバーカスを次の連続第1層へ導くように切換えられ、
最初の第11ffi’\のカバーガスの流れが1亭止し
た藺であるつきれいなヘリウムカスは、イれが)貨され
る助、第1肋の木炭にあふれるJ、うに01コ人てきる
。タグ層からの流出ガスは、分析装置84にある予冷却
した空のサンプルひん弯(図示せず)に入れられる1゜
その4ノンプルびんはでのシス7ムから取出して、分析
のために遮蔽コンテナで実験室l\44されるか、又は
そのυシフ1しをΔンライン土の24 m分光計(図示
l!づ”)へ導くことらでさる。その(ノンプルび/υ
を拮通に取りがく液体窒克(J沸騰して、そのびんの記
庶が約50″G −L 昇させ、タグカスが質量分光計
を通るようにさせる。それから吸収したタグガスの識別
が、原子炉内の47i定的にタグした瘤i 1’+ 片
合体のマ[〜リツクスのマツピングににり行なわれ、漏
れの燃I!′+1要素をつさとめる。
木光明にa3い−C1hに注目に1直りるのは、カバー
ガス浄化シス’j 1.s 64とフグ1工生・分析シ
ステム72どがa3互いに独3“Iしで作動し、お互い
に対抗しないということである。このこと(よ、カバー
カス中I\漏れた核分裂ガスがタグカスとは異なる時に
特に重要である。更に、カバーガスひ化シス−7ムの製
64aはタグ再イ1システムの層72aと自列1ト絖状
a IL、 r’/) ・) ’(’ 、その上流で作
動し、ぞのJこう<〔(k分裂カスの吊天の割合を除去
づるJ、うにh4もイj効にf+動づ−る。ネオン及び
アルゴンのタグノ〕ス(ま、浄化システム64aににり
大幅に吸収されイrいC1rp化されたヘリウムカバー
カスと其に、タグ内牛層72aへ送られる。
他方、)1:+:3イヱ低dIIi(・(0−・−25
℃に対して−170へ・−185°C)伯動りる下流の
タグ再生層72a(よ、ネオンとアルゴンの軽いタグガ
スを集めるが、)γI化されたヘリウムカバーガスは原
子炉へ送る3゜ 〈発明の効果〉 ヘリウムカバーガスと、ネオンとアルゴンのタグアイソ
1〜−ブの特有の混合物とを右ブるこの原子炉システム
の一つの人さな効果は、そのシステムの総費用が安価な
ことである。事実。
もつと一般的に使用されCいるJ、う/Jアルゴンカバ
ーカスとキセノン・クリグ1〜ンタグとをイJづる総シ
ステムの:1ストのは/υの20〜・30%で済む。こ
のシステムのらう一つの効果は、ネオン・アルゴンのア
イソ1−一1が非単に安定しCtJ3す、従って、中性
子の衝撃にJ、−)て人さく変化することがないのC、
タグ比率の一員性とでの照合をより容易かつ確実に保持
りることがで゛きる。このカバーカス・タグ組合せの゛
しう一゛つの大さな効果は、より重い一ルノン・クリf
トンアイソトープタグの分解に比へて、ネオン・アルゴ
ンアイソ1−−ブをJ、り正確に分解りる能力を有プる
ことである。又、再生・分析操作は、キセノン・クリブ
1−ンの放射性アイソl−−ブに人が曝されるのを減ら
りために、敢川能1!1核分裂カスから19化され!、
:カスに対して行なわれる。しかしながら、最し「0要
ど思われることはカバー浄化システムとタグガス再生シ
ステムとが同 カス、及び/叉に艮アイソ1−−ブに対
しく灼抗ぜザ、A3Uiいに独立して作動規るので、タ
グシスj’ l−sの(眼!食と141亘や、カバーガ
ス浄化シスツムの右動41がJl 7iiに増強すると
いうことである。
【図面の簡単な説明】
第1図は原子かとその11)却回路の概略図であ−)T
、特に本発明のりj′ましい実IM例を承り。 第2図は第1図に承り原子炉の炉心に位置するり(型内
な燃料集合1本の斜視図であって、内部を4つかり易<
 cJるlこめ一都すJ除して示され−Cおり、での束
合イホはダ)3図(、−示り、J、うに、複数の個々の
燃ii、l要索−C形成されζいる。 第3図(J第2図の燃fil第合体に位置づる!111
型的<L t:利要$の…i面図Cあり、′!7”、 
/1図はi+i+ ’!8を示すリ11」〜?的な炉心
(第1図)の部分横断面図であって、その通路の中には
第2図に示す型の燃料集合体が、規定のマトリックスに
従って配置されている。 10・・・コンデインメン1〜.11・・・原子炉、1
2・・・熱交換器、13・・・炉心、14・・・通路、
15・・・ポンプ、1G・・・ライン、17・・・T1
イル、19・・・空間部、21・・・ポンプ、22・・
・蒸気発生器、23・・・コイル、25)・・・空間部
、2G・・・ライン、27・・・タービン、28・・・
発電(幾、29・・・−Iンデンサ、30・・・ポンプ
、31・・・ライン、35・・・燃料集合体、37・・
・六角化、3つ・・・燃え)1要素、40・・・格子形
支持体、/12・・・パン1〜.43・・・ウェブ、5
2・・・クラッfイング、5/I・・・ベレット、56
.5/・・・端部蓋体、59・・・中間壁、(ioa、
 t30b・・・ぽね装置、62・・・万λ室、C・・
制御装置、F・・・核燃第31゜ 特許出願人 アメリカ合衆国 代 理 人 屈 般 行 k1F

Claims (1)

  1. 【特許請求の範囲】 1、密月容器イホど、子の中にJ&i ill毒素保持
    づる炉心と、(の炉心を通り、燃料要素をまわっ−(’
     l/i I米づる(1々休体屈ン負人IJ材と、その
    滲入1]12の上ノ)で前記容器体内に閉じこめたカバ
    ー万スと、liJ別要素クラりj’−rフグ中に漏れが
    生じた11,11.ぞのガ1′81問素から漏れたキヒ
    ノン及びクリ1トンのような核分裂ガスのカバーガスを
    lJi除Jるためのカバーガス浄化シスアムの相合Uと
    、ilj TH7いに対し独特の組合せに混合されたネ
    オン・アルゴンガスの選択されたタグアイソ1−一/の
    種々の燃料要素とし°C容器に入れること、お」、ひ、
    炉心部にa3ける燃利要系の配置に従−)(、独特にタ
    グされた燃本+1曹素のカタログ化とを含む燃斜要素識
    別装岡と、更にカバーガス浄化システムの下流で、その
    システムと一連をなづタグガス再生・分析システムをイ
    jする装置とを右し、該)Jパーガス浄化シスiムとタ
    グ再生シスアムの各々は、低温チト]−ルベッドをイj
    し、それによってカバーガス浄化シス7ムの層は核分裂
    ガスを隔離するにうに第1温痘CV「動じ、該タグガス
    再生システムの層は、ネΔン・アルゴンタグガスを回1
    9させるために、」−記第142度より低い第2湿1頁
    で作動し、前記タグ分析シスーアム(よ、これらのネオ
    ン・アルゴンアイソ1−−ブの独特の組合せを見分1)
    丁1つ炉心のカタログに従って湯1れのあるフ然わ1要
    素をつさとめる質量分光ε1を使用3Jることを合み、
    前記カバーガス(J、ヘリウムであることを’I;i 
    徴どづるガスタグとカバー/Jスとの改良され人:組合
    ぜをイiづる原子炉。 2、カバー)Jス浄化シス7ムのr+ IJ、約O′C
    ・−一25℃の第1温I哀で作1IJI!Jる。BI、
    、!l請求の範囲第1項記載の原子炉。 3、タグガス再生システムの層は、杓−170℃〜−1
    85℃の第2濡度で作!I!IJリ−る特許請求の範囲
    第i Iji記載の原子炉。 4、カバーカス浄化シスンムの囮は、約O℃〜−25℃
    の第1湿度で作動し、タグガス再生シス7ムの層は、約
    −170°C〜−185℃の第2(品度で作動′!する
    1閲訂品求の範囲第1項記載の原子炉。
JP59201396A 1983-09-26 1984-09-26 ガスタグとカバーガスとの改良された組合せを有する原子炉 Pending JPS6093387A (ja)

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Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4657729A (en) * 1984-06-19 1987-04-14 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Solid tags for identifying failed reactor components
US4764335A (en) * 1987-03-02 1988-08-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Method and apparatus for diagnosing breached fuel elements
US5333157A (en) * 1993-09-08 1994-07-26 University Of Chicago Expert system for identification of simultaneous and sequential reactor fuel failures with gas tagging
US5586157A (en) * 1993-12-28 1996-12-17 The University Of Chicago Method and apparatus for manufacturing gas tags
US5537450A (en) * 1994-01-31 1996-07-16 Radiological & Chemical Technology, Inc. On-line analysis of fuel integrity
US5457720A (en) * 1994-04-15 1995-10-10 General Electric Company System for krypton-xenon concentration, separation and measurement for rapid detection of defective nuclear fuel bundles
US5473643A (en) * 1994-08-19 1995-12-05 Westinghouse Idaho Nuclear Company Corrosion testing using isotopes
US5602886A (en) * 1995-10-10 1997-02-11 The University Of Chicago Neural net controlled tag gas sampling system for nuclear reactors
US5706321A (en) * 1996-05-01 1998-01-06 The University Of Chicago Method for nonlinear optimization for gas tagging and other systems
US7461793B2 (en) * 2005-12-09 2008-12-09 Sun Microsystems, Inc. Secure passive tagging scheme
US20070134722A1 (en) * 2005-12-09 2007-06-14 Sun Microsystems, Inc. Passive tagging of products
US20090238321A1 (en) * 2008-03-20 2009-09-24 Areva Np Inc. Nuclear power plant with actinide burner reactor
US11031140B2 (en) 2017-11-30 2021-06-08 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for maintaining cover gas in nuclear reactors

Family Cites Families (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3632470A (en) * 1968-05-15 1972-01-04 Gen Electric Reactor fuel leak detection
US3663363A (en) * 1969-03-13 1972-05-16 Atomic Energy Commission Identification of failed fuel elements
US4012490A (en) * 1972-07-25 1977-03-15 Airco, Inc. Removing radioactive noble gases from nuclear process off-gases
JPS52104691A (en) * 1976-02-27 1977-09-02 Toshiba Corp Detecting apparatsu for nuclear fuel injury inside reactor
US4347214A (en) * 1979-04-23 1982-08-31 Tokyo Shibaura Denki Kabushiki Kaisha Failed fuel detection and location apparatus

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