JPS61176876A - 使用済燃料集合体の放射線測定装置 - Google Patents
使用済燃料集合体の放射線測定装置Info
- Publication number
- JPS61176876A JPS61176876A JP60016992A JP1699285A JPS61176876A JP S61176876 A JPS61176876 A JP S61176876A JP 60016992 A JP60016992 A JP 60016992A JP 1699285 A JP1699285 A JP 1699285A JP S61176876 A JPS61176876 A JP S61176876A
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- JP
- Japan
- Prior art keywords
- detector
- fuel assembly
- spent fuel
- radiation
- used fuel
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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】
［発明の技術分野］
本発明は使用済燃料集合体の放射線測定装置に係わり、
特に使用済燃料集合体の放射線量率を使用済燃料集合体
貯蔵プール内において容器に測定することのできる使用
済燃料集合体の放射線測定装置に関する。
特に使用済燃料集合体の放射線量率を使用済燃料集合体
貯蔵プール内において容器に測定することのできる使用
済燃料集合体の放射線測定装置に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に、原子炉から取り出された使用済燃料集合体は、
所定の期間使用済燃料集合体貯蔵プール内に貯蔵され、
寿命の比較的短い放射能を減衰させた後、再処理工場ま
たは貯蔵施設へ運搬される。
所定の期間使用済燃料集合体貯蔵プール内に貯蔵され、
寿命の比較的短い放射能を減衰させた後、再処理工場ま
たは貯蔵施設へ運搬される。
このような使用済燃料集合体から放出されるガンマ線あ
る。いは中性子を測定すると、使用済燃料集合体の発送
および受取り時の同一性の確認あるいは使用済燃料集合
体の貯蔵または再処理工程における臨界安全性の確保あ
るいは放射線遮蔽等の面から極めて貴重なデータを得る
ことができる。
る。いは中性子を測定すると、使用済燃料集合体の発送
および受取り時の同一性の確認あるいは使用済燃料集合
体の貯蔵または再処理工程における臨界安全性の確保あ
るいは放射線遮蔽等の面から極めて貴重なデータを得る
ことができる。
従来、このような使用済燃料集合体の放射線測定装置と
して例えば西ドイツにおいて、ＩＡＥＡ−２６０／３０
．Ｈ，ＷＬＪＥＲＺ、１９８２１ＣＩａ載される発明が
ある。この発明では中性子測定装置は固定されており、
測定すべき使用済燃料集合体が軸方向に駆動される。
して例えば西ドイツにおいて、ＩＡＥＡ−２６０／３０
．Ｈ，ＷＬＪＥＲＺ、１９８２１ＣＩａ載される発明が
ある。この発明では中性子測定装置は固定されており、
測定すべき使用済燃料集合体が軸方向に駆動される。
従って、この発明では使用済燃料集合体を移動すべきか
なりの深さのプールが必要であり、このような深いプー
ルの配置されない原子炉施設では放射線の測定を行なう
ことができないという問題がある。
なりの深さのプールが必要であり、このような深いプー
ルの配置されない原子炉施設では放射線の測定を行なう
ことができないという問題がある。
［発明の目的１
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
比較的浅いプールでも使用済燃料集合体の軸方向放射線
分布の測定を容易に行なうことのできる使用済燃料集合
体の放射線測定装置を提供しようとするものである。
比較的浅いプールでも使用済燃料集合体の軸方向放射線
分布の測定を容易に行なうことのできる使用済燃料集合
体の放射線測定装置を提供しようとするものである。
［発明の概要１
すなわち本発明は、使用済燃料集合体貯蔵プールの壁面
に沿って垂直方向に配置される案内部材と、この案内部
材に沿って上下方向に移動自在とされる摺動部材と、こ
の摺動部材から水平方向に突出して形成される検出器支
持腕と、この検出器支持腕に吊持部材を介して支持され
放射線検出器を収容する検出器収納容器とを備えたこと
を特徴とする使用済燃料集合体の放射線測定装置である
。
に沿って垂直方向に配置される案内部材と、この案内部
材に沿って上下方向に移動自在とされる摺動部材と、こ
の摺動部材から水平方向に突出して形成される検出器支
持腕と、この検出器支持腕に吊持部材を介して支持され
放射線検出器を収容する検出器収納容器とを備えたこと
を特徴とする使用済燃料集合体の放射線測定装置である
。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す実施例について説明する
。
。
第１図は本発明の使用済燃料集合体の放射線測定装置の
一実施例を示すもので、図において符号１は使用済燃料
集合体を貯蔵する使用済燃料集合体貯蔵プールの壁面を
示しており、この壁面１にはレールからなる案内部材２
が垂直方向に配置されている。この案内部材２に沿って
上下方向に移動自在とされる摺動部材３が配置されてい
る。この摺動部材３は駆動チェーン４により上下方向に
移動される。摺動部材３から水平方向に突出して検出器
支持腕５が形成されている。この検出器支持腕５にはワ
イヤからなる吊持部材６を介して検出器収納容器７が吊
り持ち支持されている。検出器収納容器７内には集合体
取扱い装置８により貯蔵プール内に吊り持ちされる使用
済燃料集合体９の放射線を測定する図示しない中性子検
出器およびガンマ線検出器が収容されている。
一実施例を示すもので、図において符号１は使用済燃料
集合体を貯蔵する使用済燃料集合体貯蔵プールの壁面を
示しており、この壁面１にはレールからなる案内部材２
が垂直方向に配置されている。この案内部材２に沿って
上下方向に移動自在とされる摺動部材３が配置されてい
る。この摺動部材３は駆動チェーン４により上下方向に
移動される。摺動部材３から水平方向に突出して検出器
支持腕５が形成されている。この検出器支持腕５にはワ
イヤからなる吊持部材６を介して検出器収納容器７が吊
り持ち支持されている。検出器収納容器７内には集合体
取扱い装置８により貯蔵プール内に吊り持ちされる使用
済燃料集合体９の放射線を測定する図示しない中性子検
出器およびガンマ線検出器が収容されている。
この実施例では第２図に示すように、使用済燃料集合体
９の両側に一対の検出器支持腕５が配置されており、こ
の検出器支持腕５からは吊持部材６を介して検出器収納
容器７が吊り持ち支持されている。検出器収納容器７の
上部には水平方向にローラアーム１０が固着され、ロー
ラアーム１０の先端には使用済燃料集合体９側面に当接
するローラ１１が配置されている。吊持部材６の固着さ
れる検出器支持腕５の位置は検出器収納容器７の重心位
置より使用済燃料集合体９側寄りとされており、従って
検出器収納容器７の自重によりローラアーム１０の先端
に固着されるロー５１１は常に使用済燃料集合体９側に
密着されている。
９の両側に一対の検出器支持腕５が配置されており、こ
の検出器支持腕５からは吊持部材６を介して検出器収納
容器７が吊り持ち支持されている。検出器収納容器７の
上部には水平方向にローラアーム１０が固着され、ロー
ラアーム１０の先端には使用済燃料集合体９側面に当接
するローラ１１が配置されている。吊持部材６の固着さ
れる検出器支持腕５の位置は検出器収納容器７の重心位
置より使用済燃料集合体９側寄りとされており、従って
検出器収納容器７の自重によりローラアーム１０の先端
に固着されるロー５１１は常に使用済燃料集合体９側に
密着されている。
以上のように構成された使用済燃料集合体の放射線測定
装置では、検出各収納容器７を使用済燃料集合体９の軸
方向に沿って移動自在としたので、使用済燃料集合体９
を移動する必要はなくなり、水深の浅い貯蔵プールでも
使用済燃料集合体９の軸方向放射線分布を容易に測定す
ることができる。
装置では、検出各収納容器７を使用済燃料集合体９の軸
方向に沿って移動自在としたので、使用済燃料集合体９
を移動する必要はなくなり、水深の浅い貯蔵プールでも
使用済燃料集合体９の軸方向放射線分布を容易に測定す
ることができる。
また、検出器収納容器７は、この検出器収納容器７の自
重によりローラ１１を常に使用済燃料集合体９に密接さ
せて移動するため検出器収納容器７と使用済燃料集合体
９との間隔を精度よく一定の間隔に維持することができ
、精度の高い測定が可能である。
重によりローラ１１を常に使用済燃料集合体９に密接さ
せて移動するため検出器収納容器７と使用済燃料集合体
９との間隔を精度よく一定の間隔に維持することができ
、精度の高い測定が可能である。
なお、以上のように構成された使用済燃料集合体の放射
線測定装置では、一対の検出器支持腕５の間の距離を広
げることにより、使用済燃料集合体９を容易に検出器収
納容器７の間に挾み込むことができる。
線測定装置では、一対の検出器支持腕５の間の距離を広
げることにより、使用済燃料集合体９を容易に検出器収
納容器７の間に挾み込むことができる。
第３図および第４図は本発明の使用済燃料集合体の放射
線測定装置の他の実施例を示すもので、この実施例では
検出器支持腕５からは垂直下方に空気室部材１３が形成
されている。空気室部材１３と検出器収納容器７側壁と
の間にはベローズ１４により空気室１２が形成されてい
る。空気室１２内には空気室部材１３を貫通して空気吸
排気孔１５が穿設されている。検出器収納容器７の使用
済燃料集合体９側には一対のがイドローラ１６が配設さ
れている。検出器収納容器７内には例えばフイツション
チェンバからなる中性子検出器１７および例えばイオン
チェンバからなるガンマ線検出器１８が配置されている
。なお、放射線強度の関係から使用済燃料集合体９では
、フイツションチェンバは計数方式、イオンチェンバは
電流測定方式とするのが望ましい。
線測定装置の他の実施例を示すもので、この実施例では
検出器支持腕５からは垂直下方に空気室部材１３が形成
されている。空気室部材１３と検出器収納容器７側壁と
の間にはベローズ１４により空気室１２が形成されてい
る。空気室１２内には空気室部材１３を貫通して空気吸
排気孔１５が穿設されている。検出器収納容器７の使用
済燃料集合体９側には一対のがイドローラ１６が配設さ
れている。検出器収納容器７内には例えばフイツション
チェンバからなる中性子検出器１７および例えばイオン
チェンバからなるガンマ線検出器１８が配置されている
。なお、放射線強度の関係から使用済燃料集合体９では
、フイツションチェンバは計数方式、イオンチェンバは
電流測定方式とするのが望ましい。
中性子検出器１７およびガンマ線検出器１８は、例えば
ポリエチレンからなる中性子減速材１９により囲繞され
ている。また、中性子減速材１９を囲繞して、例えばカ
ドミウム板からなる熱中性子吸収材２ｏが配置され、こ
の熱中性子吸収材２０は熱中性子に対する簡易コリメー
タとしての機能を有している。熱中性子吸収材２０と検
出器収納容器７との間には、例えば鉛からなるガンマ線
遮蔽体２１が配置されており、このガンマ線遮蔽体２１
はガンマ線検出器１８に対して簡易コリメータとしての
機能を有している。
ポリエチレンからなる中性子減速材１９により囲繞され
ている。また、中性子減速材１９を囲繞して、例えばカ
ドミウム板からなる熱中性子吸収材２ｏが配置され、こ
の熱中性子吸収材２０は熱中性子に対する簡易コリメー
タとしての機能を有している。熱中性子吸収材２０と検
出器収納容器７との間には、例えば鉛からなるガンマ線
遮蔽体２１が配置されており、このガンマ線遮蔽体２１
はガンマ線検出器１８に対して簡易コリメータとしての
機能を有している。
なお、以上述べた部分を除いて第１図および第２図に示
した使用済燃料集合体の放射線測定装置とほぼ同様に構
成されているので、同一部分には同一符号を付して詳細
な説明を省略する。
した使用済燃料集合体の放射線測定装置とほぼ同様に構
成されているので、同一部分には同一符号を付して詳細
な説明を省略する。
以上のように構成された使用済燃料集合体の放射線測定
装置では、空気室１２がら空気を排気した状態において
一対の検出器収納容器７の間に使用済燃料集合体９を配
置し、この後空気室１２内に空気吸排孔１５がら空気を
供給することにより検出器収納容器７が使用済燃料集合
体９の方向へ移動し、ガイドローラ１６が使用済燃料集
合体９に密着される。これにより検出器収納容器７の上
下方向の移動時に使用済燃料集合体９と検出器収納容器
７との間隙を精度高く一定の値に維持することができる
。
装置では、空気室１２がら空気を排気した状態において
一対の検出器収納容器７の間に使用済燃料集合体９を配
置し、この後空気室１２内に空気吸排孔１５がら空気を
供給することにより検出器収納容器７が使用済燃料集合
体９の方向へ移動し、ガイドローラ１６が使用済燃料集
合体９に密着される。これにより検出器収納容器７の上
下方向の移動時に使用済燃料集合体９と検出器収納容器
７との間隙を精度高く一定の値に維持することができる
。
以上のように構成された使用済燃料集合体の放射線測定
装置においても、第１図および第２図に示した使用済燃
料集合体の放射線測定装置とほぼ同様の効果を得ること
ができる。
装置においても、第１図および第２図に示した使用済燃
料集合体の放射線測定装置とほぼ同様の効果を得ること
ができる。
なお、以上述べた実施例では、放射線検出器として中性
子検出器１７およびガンマ線検出器１８を用いた例につ
いて説明したが、測定の目的によってはいずれか一方の
みを用いるようにしてもよい。
子検出器１７およびガンマ線検出器１８を用いた例につ
いて説明したが、測定の目的によってはいずれか一方の
みを用いるようにしてもよい。
また、中性子検出器１７およびガンマ線検出器１８に代
えＢＦ３検出器を用いる場合にはガンマ線および中性子
を同時に測定することができる。
えＢＦ３検出器を用いる場合にはガンマ線および中性子
を同時に測定することができる。
この場合には使用済燃料集合体９とＢＦ３検出器との間
に、例えば鉛からなるガンマ線遮蔽体を配置するのが望
ましく、また計数方式により測定するのが望ましい。
に、例えば鉛からなるガンマ線遮蔽体を配置するのが望
ましく、また計数方式により測定するのが望ましい。
なお、イオンチェンバで得られたガンマ線強度分布は、
原子炉停止後から測定までの冷却期間が約９カ月以降で
はほぼ燃焼度に比例することが米国特許４３３５４６６
に示されており、イオンチェンバの測定値から使用済燃
料集合体９の燃焼度分布の相対値を容易に求めることが
できる。
原子炉停止後から測定までの冷却期間が約９カ月以降で
はほぼ燃焼度に比例することが米国特許４３３５４６６
に示されており、イオンチェンバの測定値から使用済燃
料集合体９の燃焼度分布の相対値を容易に求めることが
できる。
一方、冷却期間が約２年以上のときには、中性子検出器
１７の計数値は燃焼度と一定の関係があり、その相関関
係を燃焼計算コードで求めることにより燃焼度の絶対値
を求めることができる。また、中性子検出器１７の感度
校正は使用済燃料集合体の放射線測定装置の一部に金箔
を取付けて放射化し、その誘導放射能を測定することに
より容易に行なうことができる。
１７の計数値は燃焼度と一定の関係があり、その相関関
係を燃焼計算コードで求めることにより燃焼度の絶対値
を求めることができる。また、中性子検出器１７の感度
校正は使用済燃料集合体の放射線測定装置の一部に金箔
を取付けて放射化し、その誘導放射能を測定することに
より容易に行なうことができる。
一般に、イオンチェンバでの測定は、極めて短時間で行
なうことができるが、相対値しか得ることができず、一
方中性子検出器１７による測定では、−測定点に１〜２
分程度と時間がかかるが絶対値を求めることができるた
め、イオンチェンバおよび中性子検出器１７を相補的に
用いることにより短時間で使用済燃料集合体９の軸方向
燃焼度およびプルトニウム濃度等を決定することが可能
となる。
なうことができるが、相対値しか得ることができず、一
方中性子検出器１７による測定では、−測定点に１〜２
分程度と時間がかかるが絶対値を求めることができるた
め、イオンチェンバおよび中性子検出器１７を相補的に
用いることにより短時間で使用済燃料集合体９の軸方向
燃焼度およびプルトニウム濃度等を決定することが可能
となる。
［発明の効果］
以上述べたように本発明の使用済燃料集合体の放射線測
定装置によれば、比較的水深の浅いプール内において、
使用済燃料集合体９の軸方向放射線分布を容易に測定す
ることができる。
定装置によれば、比較的水深の浅いプール内において、
使用済燃料集合体９の軸方向放射線分布を容易に測定す
ることができる。
第１図は本発明の使用済燃料集合体の放射線測定装置の
一実施例を示す側面図、第２図は第１図のＡ矢視方向正
面図、第３図は本発明の使用済燃料集合体の放射線測定
ｖｔ＠の他の実施例を示す第４図の■−■線に沿う正面
図、第４図は第３図の■−ＩＶ線に沿う上面図である。 ２・・・・・・・・・・・・案内部材 ３・・・・・・・・・・・・摺動部材 ５・・・・・・・・・・・・検出器支持腕６・・・・・
・・・・・・・吊持部材 ７・・・・・・・・・・・・検出器収納容器９・・・・
・・・・・・・・使用済燃料集合体１２・・・・・・・
・・・・・空気室 １７・・・・・・・・・・・・中性子検出器１８・・・
・・・・・・・・・ガンマ線検出器代理人弁理士
須 山 佐 − 第１図
一実施例を示す側面図、第２図は第１図のＡ矢視方向正
面図、第３図は本発明の使用済燃料集合体の放射線測定
ｖｔ＠の他の実施例を示す第４図の■−■線に沿う正面
図、第４図は第３図の■−ＩＶ線に沿う上面図である。 ２・・・・・・・・・・・・案内部材 ３・・・・・・・・・・・・摺動部材 ５・・・・・・・・・・・・検出器支持腕６・・・・・
・・・・・・・吊持部材 ７・・・・・・・・・・・・検出器収納容器９・・・・
・・・・・・・・使用済燃料集合体１２・・・・・・・
・・・・・空気室 １７・・・・・・・・・・・・中性子検出器１８・・・
・・・・・・・・・ガンマ線検出器代理人弁理士
須 山 佐 − 第１図
Claims (2)
- （１）使用済燃料集合体貯蔵プールの壁面に沿って垂直
方向に配置される案内部材と、この案内部材に沿って上
下方向に移動自在とされる摺動部材と、この摺動部材か
ら水平方向に突出して形成される検出器支持腕と、この
検出器支持腕に吊持部材を介して支持され放射線検出器
を収容する検出器収納容器とを備えたことを特徴とする
使用済燃料集合体の放射線測定装置。 - （２）放射線検出器は、中性子検出器またはガンマ線検
出器の少なくとも一方である特許請求の範囲第１項記載
の使用済燃料集合体の放射線測定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60016992A JPS61176876A (ja) | 1985-01-31 | 1985-01-31 | 使用済燃料集合体の放射線測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60016992A JPS61176876A (ja) | 1985-01-31 | 1985-01-31 | 使用済燃料集合体の放射線測定装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS61176876A true JPS61176876A (ja) | 1986-08-08 |
Family
ID=11931516
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60016992A Pending JPS61176876A (ja) | 1985-01-31 | 1985-01-31 | 使用済燃料集合体の放射線測定装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS61176876A (ja) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1998016935A1 (en) * | 1996-10-15 | 1998-04-23 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by an object, such as spent nuclear fuel |
| JP2006112804A (ja) * | 2004-10-12 | 2006-04-27 | Toshiba Corp | 照射燃料集合体の中性子放出率測定方法及び測定評価プログラム |
| KR100733700B1 (ko) | 2006-05-29 | 2007-06-28 | 한국원자력연구원 | 사용후핵연료집합체에서 방출되는 감마선을 이용한 재료시험용 조사장치 |
| KR100876669B1 (ko) | 2006-12-29 | 2009-01-09 | 한국원자력연구원 | 연구용 원자로의 재료 피로시험용 조사피로캡슐 |
| JP2015087115A (ja) * | 2013-10-28 | 2015-05-07 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 中性子数分析装置および放射線計測装置 |
-
1985
- 1985-01-31 JP JP60016992A patent/JPS61176876A/ja active Pending
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO1998016935A1 (en) * | 1996-10-15 | 1998-04-23 | European Atomic Energy Community (Euratom) | A monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by an object, such as spent nuclear fuel |
| US6035010A (en) * | 1996-10-15 | 2000-03-07 | European Atomic Energy Community (Euratom) | Monitor for measuring both the gamma spectrum and neutrons emitted by an object, such as spent nuclear fuel |
| JP2006112804A (ja) * | 2004-10-12 | 2006-04-27 | Toshiba Corp | 照射燃料集合体の中性子放出率測定方法及び測定評価プログラム |
| KR100733700B1 (ko) | 2006-05-29 | 2007-06-28 | 한국원자력연구원 | 사용후핵연료집합체에서 방출되는 감마선을 이용한 재료시험용 조사장치 |
| KR100876669B1 (ko) | 2006-12-29 | 2009-01-09 | 한국원자력연구원 | 연구용 원자로의 재료 피로시험용 조사피로캡슐 |
| JP2015087115A (ja) * | 2013-10-28 | 2015-05-07 | 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 | 中性子数分析装置および放射線計測装置 |
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