JPS63246700A - 破損燃料要素の診断方法 - Google Patents
破損燃料要素の診断方法Info
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- JPS63246700A JPS63246700A JP62317263A JP31726387A JPS63246700A JP S63246700 A JPS63246700 A JP S63246700A JP 62317263 A JP62317263 A JP 62317263A JP 31726387 A JP31726387 A JP 31726387A JP S63246700 A JPS63246700 A JP S63246700A
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- fissile
- radioactivity
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
-
- 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
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- Physics & Mathematics (AREA)
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- 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。
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、一般的には原子炉炉心内における破損燃料要
素の存在を検出するためのシステムに関するものであり
、ざらに詳しくは、原子炉内での破損燃料要素の同定と
状態を診断するためのオンラインシステムに関するもの
である。
素の存在を検出するためのシステムに関するものであり
、ざらに詳しくは、原子炉内での破損燃料要素の同定と
状態を診断するためのオンラインシステムに関するもの
である。
〈発明の背景〉
核分裂型原子炉の燃料はウラン２３５のような、ウラン
の同位体からなるのが一般的である。原子炉燃料は、濃
縮ウランの水溶液等液体の場合もあるが、一般にはウラ
ン酸化物、ウラン−プルトニウム酸化物等セラミックス
又は金属ウランのような固体である。固体燃料物質は板
、ペレット、ピン等に゛加工され、通常燃料要素と呼ば
れる集合部品に組立てられる。はとんどすべての固体燃
料要素は、燃料物質と原子炉冷却材との直接的な接触を
避けるため、保護コーティング又は被覆管で包まれる。
の同位体からなるのが一般的である。原子炉燃料は、濃
縮ウランの水溶液等液体の場合もあるが、一般にはウラ
ン酸化物、ウラン−プルトニウム酸化物等セラミックス
又は金属ウランのような固体である。固体燃料物質は板
、ペレット、ピン等に゛加工され、通常燃料要素と呼ば
れる集合部品に組立てられる。はとんどすべての固体燃
料要素は、燃料物質と原子炉冷却材との直接的な接触を
避けるため、保護コーティング又は被覆管で包まれる。
被覆管は燃料要素の＃ろ造の一部とみなされる。
燃料要素の運転によって熱が発生し、この熱は一般には
、原子炉を通過する冷却材によって奪われる。冷却材は
液体又は蒸気状態の水あるいはナトリウム又はす１〜リ
ウム一カリウム混合物のような液体金属である。冷ＩＪ
Ｊ材は、被覆された燃料要素と直接接触して通過する。
、原子炉を通過する冷却材によって奪われる。冷却材は
液体又は蒸気状態の水あるいはナトリウム又はす１〜リ
ウム一カリウム混合物のような液体金属である。冷ＩＪ
Ｊ材は、被覆された燃料要素と直接接触して通過する。
従って、叶仝な被覆管は放射性燃料物質を冷却材から隔
離又は分離する。しかし、被覆管が破損した場合には、
冷却材が直接燃料と接触する。そして放射性物質は冷却
材によって冷却システム全体に運ばれ、全システムを汚
染するであろう。
離又は分離する。しかし、被覆管が破損した場合には、
冷却材が直接燃料と接触する。そして放射性物質は冷却
材によって冷却システム全体に運ばれ、全システムを汚
染するであろう。
放出される放射性物質には、少なくとも９種のカンマ線
のみならず遅発中性子も放出する異なった同位体が含ま
れる。こうした同位体、すなわち遅発中性子放出核には
、臭素、ヨウ素。
のみならず遅発中性子も放出する異なった同位体が含ま
れる。こうした同位体、すなわち遅発中性子放出核には
、臭素、ヨウ素。
テルル等がある。遅発中性子放出核はいずれも液体ナト
リウム（冷却材）に溶解し、容易に冷却材と混ざるため
、燃料被覆管の破１０が発生すると冷却材中に流れ出る
。
リウム（冷却材）に溶解し、容易に冷却材と混ざるため
、燃料被覆管の破１０が発生すると冷却材中に流れ出る
。
従って、原子炉の設計、運転に際し、燃料被覆管の破損
事象を考慮する必要がおる。被覆管破線事象の迅速で正
確な診断ができれば、原子炉の運転員は破損発生に対し
て正確に対応できるようになる。破損した燃料の状態が
正確に診断できれば、原子炉プラント運転上のメリット
は大ぎい。原子炉は予め決定された放射能の許容制限値
に達するまでは、破損燃料が存在する状態で安全に運転
される。許容制限値まで達しない場合には、原子炉は次
回の定期的燃料交換時期まで、安全に運転できるであろ
う。さらに、破損燃料が安定か不安定か正確に診断でき
るならば、原子炉運転員は安定破損の場合には運転を継
続、不安定破損の場合には原子炉を停止することが可能
になる。安定な破損燃料の状態で原子炉の運転を継続す
れば、原子炉稼動率は飛躍的に向上するであろう。
事象を考慮する必要がおる。被覆管破線事象の迅速で正
確な診断ができれば、原子炉の運転員は破損発生に対し
て正確に対応できるようになる。破損した燃料の状態が
正確に診断できれば、原子炉プラント運転上のメリット
は大ぎい。原子炉は予め決定された放射能の許容制限値
に達するまでは、破損燃料が存在する状態で安全に運転
される。許容制限値まで達しない場合には、原子炉は次
回の定期的燃料交換時期まで、安全に運転できるであろ
う。さらに、破損燃料が安定か不安定か正確に診断でき
るならば、原子炉運転員は安定破損の場合には運転を継
続、不安定破損の場合には原子炉を停止することが可能
になる。安定な破損燃料の状態で原子炉の運転を継続す
れば、原子炉稼動率は飛躍的に向上するであろう。
従来、冷却材と混合する放射性元素は、ＧＬΔＳＳ（ゲ
ルマニウム−リチウム・アルゴンスキャニングシステム
）のようなゲルマニウムーリヂウムガンマ線検出器、又
は他の容易に利用可能な検出システムによって検知され
る。これらのシステムは原子炉のカバーガス中の放射能
を検知するのに用いられる。しかし従来これらのシステ
ムは、燃料破損の発生を知るために利用されてきた。破
］Ω燃料いわゆる“ガスリーカー″の同定を行なった後
には、カバーガス中の核分裂性ガスの放射能は一般に原
子炉浄化系、例えばＥＢＲ−１１Ｆ炉で使用されている
ＣＧＣ３（カバーガス浄化系）によって除去される。こ
の系は原子炉カバーガスの一部を断続的に抽出し極低温
状態にして核分裂性ガスを除去するものであり、燃料破
損が生じた場合でも原子炉の運転を継続するのに役立つ
。しかし、この系を作動させると、ＧＬＡＳＳから得ら
れるガスデータに含まれる破損に関する情報を曖昧なも
のにしてしまう。
ルマニウム−リチウム・アルゴンスキャニングシステム
）のようなゲルマニウムーリヂウムガンマ線検出器、又
は他の容易に利用可能な検出システムによって検知され
る。これらのシステムは原子炉のカバーガス中の放射能
を検知するのに用いられる。しかし従来これらのシステ
ムは、燃料破損の発生を知るために利用されてきた。破
］Ω燃料いわゆる“ガスリーカー″の同定を行なった後
には、カバーガス中の核分裂性ガスの放射能は一般に原
子炉浄化系、例えばＥＢＲ−１１Ｆ炉で使用されている
ＣＧＣ３（カバーガス浄化系）によって除去される。こ
の系は原子炉カバーガスの一部を断続的に抽出し極低温
状態にして核分裂性ガスを除去するものであり、燃料破
損が生じた場合でも原子炉の運転を継続するのに役立つ
。しかし、この系を作動させると、ＧＬＡＳＳから得ら
れるガスデータに含まれる破損に関する情報を曖昧なも
のにしてしまう。
従って、従来ＣＧＣ３と連結させた遅発中性子システム
（例えば米国特許第４，４１５，５１２号）さらには燃
料破損位置システム（例えば米国特許第４．４９５．１
４３号）等、破損燃料の同定と状態を監視するシステム
を利用している。しかし、こうしたシステム“では、破
損燃料のタイプ（醒化物又は金属）や燃焼度（高、低）
等について非常に定性的な情報しか得られない。
（例えば米国特許第４，４１５，５１２号）さらには燃
料破損位置システム（例えば米国特許第４．４９５．１
４３号）等、破損燃料の同定と状態を監視するシステム
を利用している。しかし、こうしたシステム“では、破
損燃料のタイプ（醒化物又は金属）や燃焼度（高、低）
等について非常に定性的な情報しか得られない。
商業用液体金属炉において、破損燃料の継続運転を実施
する場合には、破損燃料のオンラインでの同定と破損燃
料の状態と進展に関する診断が不可欠になろう。破損燃
料の診断では、事象の進展状況の信頼できる予測を含む
べきである。′ 以上の観点から、本発明の目的は、破損燃わ１要素の破
損程度を診断するためのオンラインの装置と方法を提供
することである。
する場合には、破損燃料のオンラインでの同定と破損燃
料の状態と進展に関する診断が不可欠になろう。破損燃
料の診断では、事象の進展状況の信頼できる予測を含む
べきである。′ 以上の観点から、本発明の目的は、破損燃わ１要素の破
損程度を診断するためのオンラインの装置と方法を提供
することである。
また本発明の目的は、破損燃料要素の数を決定するため
のオンラインの装置と方法を提供覆ることである。
のオンラインの装置と方法を提供覆ることである。
さらに本発明の目的は、破損燃料要素から放出されたガ
スのモードを決定するための装置と方法を提供すること
である。
スのモードを決定するための装置と方法を提供すること
である。
さらに本発明の目的は、燃料要素の破損機構を決定する
ための装置と方法を提供することである。
ための装置と方法を提供することである。
ざらに本発明の目的は、燃料要素の被覆管の破損が穏や
かなのか、不安定なのかを決定するだめの装置と方法を
提供することである。
かなのか、不安定なのかを決定するだめの装置と方法を
提供することである。
本発明のその他の目的、利点および新規な特徴は以下の
説明から明らかとなるであろう。
説明から明らかとなるであろう。
〈発明の概要〉
本発明は、前述の目的等を達成するため、カバーガス浄
化系を備えた原子炉における破ｎ燃料要素を診断する装
置と方法を提供するものである。
化系を備えた原子炉における破ｎ燃料要素を診断する装
置と方法を提供するものである。
本発明によると、検出システムでは、原子炉のカバーガ
ス中の同位元素の放射能を測定する。
ス中の同位元素の放射能を測定する。
データ収集・処理システムでは、前記検出システムの出
力を監視し、測定放射能に及ぼすカバーガス浄化系の影
響を補正する。ざらにこのデータ収集・処理システムで
は、各測定同位体ごとに放射能補正値の時間微分曲線を
計算する。
力を監視し、測定放射能に及ぼすカバーガス浄化系の影
響を補正する。ざらにこのデータ収集・処理システムで
は、各測定同位体ごとに放射能補正値の時間微分曲線を
計算する。
表示装置では、補正された放射能とその微分値の曲線を
時間の関数としてグラフ表示する。微分曲線は破損燃料
要素からの核分裂性ガスの瞬間的放出率を表わす。
時間の関数としてグラフ表示する。微分曲線は破損燃料
要素からの核分裂性ガスの瞬間的放出率を表わす。
〈実施例〉
本発明の好ましい実施例を図面を参照して説明する。
第１図は、原子炉システムを模式的に示す。
原子炉１０は格納容器１２を有し、容器の内には燃料要
素１４の複数本からなる炉心が位回している。容器１２
には液体ナトリウムで代表される冷却材１６のプールが
ある。開口部１８により模式的に示される燃料要素１４
の被覆管の破損によって放出される放射性同位元素２０
は冷却材１６に入り込む。
素１４の複数本からなる炉心が位回している。容器１２
には液体ナトリウムで代表される冷却材１６のプールが
ある。開口部１８により模式的に示される燃料要素１４
の被覆管の破損によって放出される放射性同位元素２０
は冷却材１６に入り込む。
核分裂性ガス２０が破損した被覆管から炉心の流動ナト
リウム１６に放出される場合、プトリウムとの強制混合
によって核分裂性ガス気泡は十分小さな＝Ｊ法になり、
核分裂性ガスの移行はガス原子の移行とみなせるように
なる。核分裂性ガス２０はす１〜ツリウム１６を上昇し
、カバーガス２２に入る。核分裂性ガスは、崩壊、カバ
ーガス２２の漏洩、ヨーり索及び臭素親核種のコールド
トラップ効果、プトリウム中での保持、さらにはカバー
ガス浄化系の使用によって失われる。前述のごとく、カ
バーガス浄化系を使用することによって、破損燃料から
の核分裂性ガスの放射能と破損状態の関係を知るための
オンライン診断が困難になる。そうした関係を検討する
ためには、破損燃料１４から放出された核分裂性ガスの
検出器２６による放射能測定値に及ぼすカバーガス浄化
系２４の影響を補正する必要がある。補正は核分裂性ガ
スの輸送に関する微分方程式を解くことによってＭ粋で
きる。炉心部で放出された核分裂性ガスのカバーガスへ
の移行を記）ホする微分方程式はＳＯ等（文献丁ｒａｎ
ｓ、 Ａｍ、 Ｎｕｃ、 Ｓｏｃ、 、 ２７巻１９７
７年１１月）によって導出されている。計鋒では、検出
系２６によって監視される核分裂性ガス同位体、親核様
、不安定娘核種、娘核種の生成と崩壊に対する微分方程
式の解を求める。検出系２６には、ＥＢＲ−Ｉ［で使用
されてぎたゲルマニウム−リチウム・アルゴンスキＶニ
ングシステムが適している。
リウム１６に放出される場合、プトリウムとの強制混合
によって核分裂性ガス気泡は十分小さな＝Ｊ法になり、
核分裂性ガスの移行はガス原子の移行とみなせるように
なる。核分裂性ガス２０はす１〜ツリウム１６を上昇し
、カバーガス２２に入る。核分裂性ガスは、崩壊、カバ
ーガス２２の漏洩、ヨーり索及び臭素親核種のコールド
トラップ効果、プトリウム中での保持、さらにはカバー
ガス浄化系の使用によって失われる。前述のごとく、カ
バーガス浄化系を使用することによって、破損燃料から
の核分裂性ガスの放射能と破損状態の関係を知るための
オンライン診断が困難になる。そうした関係を検討する
ためには、破損燃料１４から放出された核分裂性ガスの
検出器２６による放射能測定値に及ぼすカバーガス浄化
系２４の影響を補正する必要がある。補正は核分裂性ガ
スの輸送に関する微分方程式を解くことによってＭ粋で
きる。炉心部で放出された核分裂性ガスのカバーガスへ
の移行を記）ホする微分方程式はＳＯ等（文献丁ｒａｎ
ｓ、 Ａｍ、 Ｎｕｃ、 Ｓｏｃ、 、 ２７巻１９７
７年１１月）によって導出されている。計鋒では、検出
系２６によって監視される核分裂性ガス同位体、親核様
、不安定娘核種、娘核種の生成と崩壊に対する微分方程
式の解を求める。検出系２６には、ＥＢＲ−Ｉ［で使用
されてぎたゲルマニウム−リチウム・アルゴンスキＶニ
ングシステムが適している。
補正訓算の方法を次に述べる。補正訓算には一次系す１
〜リウム１６からカバーガス２２への放射性核分裂性ガ
ス（ＦＧ）２０の移行と崩壊を扱った方程式を用いる。
〜リウム１６からカバーガス２２への放射性核分裂性ガ
ス（ＦＧ）２０の移行と崩壊を扱った方程式を用いる。
カバーガス２２における同位体生成項Ｐｊは、時間間隔
ｄｔにおいて線形近似が成立するとして、次式で与えら
れる。
ｄｔにおいて線形近似が成立するとして、次式で与えら
れる。
ｄｃ
Ｐｊ−コマ＋Ｃｊ（Ｘ、 ＋Ｘ、＋Ｘ、 ）
・−イ１）ここで ｄＴ：ｊｊとｔ ｊ＋１における時間間隔ｄＣ：時間間
隔ｄｔにおける核分裂性ガス同位体ｉの放射能差、Ｃｊ
＋１−Ｃｊ Ｃｊ ：ｔｊにａ３ける放射能 ×ｉ ：核分裂性ガス同位体１の崩壊定数ＸＬ二カバー
ガス漏洩定数 Ｘ、二カバーガス浄化率定数 すなわらカバーガス浄化率／カバーガ ス体積（Ｆ／Ｖ ） ＣＧＣＳカバーガス浄化系を運転しない場合、式（１）
は次式に書ぎ換えられる。
・−イ１）ここで ｄＴ：ｊｊとｔ ｊ＋１における時間間隔ｄＣ：時間間
隔ｄｔにおける核分裂性ガス同位体ｉの放射能差、Ｃｊ
＋１−Ｃｊ Ｃｊ ：ｔｊにａ３ける放射能 ×ｉ ：核分裂性ガス同位体１の崩壊定数ＸＬ二カバー
ガス漏洩定数 Ｘ、二カバーガス浄化率定数 すなわらカバーガス浄化率／カバーガ ス体積（Ｆ／Ｖ ） ＣＧＣＳカバーガス浄化系を運転しない場合、式（１）
は次式に書ぎ換えられる。
ここで
ｄｃ：ｃＧｃｓを運転しない場合のｄＴにお（）る放射
能差 一Ｃ＊ｊ・１−Ｃ＊ｊ Ｃｏ・ ：ｔ・における放射能 Ｊ 従って、ｔ・ における補正放射能びｊ＋１は式（１）
でｊｄられるＰｊを用いて式（２）からｊｄられる。
能差 一Ｃ＊ｊ・１−Ｃ＊ｊ Ｃｏ・ ：ｔ・における放射能 Ｊ 従って、ｔ・ における補正放射能びｊ＋１は式（１）
でｊｄられるＰｊを用いて式（２）からｊｄられる。
すなわち、
ｃ”、、−［ＰＪ−ｃ”、（Ｘ、＋ＸＬ）１ｄｔ十Ｇ”
、 −・−・（３１漏洩定ａＸ、は、カバーガス２
２の圧力を一定に保つために必要とされるフレッシュア
ルゴンの量を測定することによって得られる。ｃ。
、 −・−・（３１漏洩定ａＸ、は、カバーガス２
２の圧力を一定に保つために必要とされるフレッシュア
ルゴンの量を測定することによって得られる。ｃ。
を繰返し計亦の初期条件ｔ における値ｃｏと定義する
。カバーガス浄化率（Ｆ）は測定手段２８によって決定
される。自然崩壊定数は）１．Ｅ。
。カバーガス浄化率（Ｆ）は測定手段２８によって決定
される。自然崩壊定数は）１．Ｅ。
）ｌｅｅｋとＢ、 Ｆ、 Ｒｙｄｅｒの”Ｃｏｍｐｉｌ
ａｔｉｏｎ ｏｆ ＦｉｓｓｉｏｎＰｒｏｄｕｃｔｓ
Ｙｉｅｌｄｓ ” ＮＥＤＯ−１２１５６−２，１９７
６からｊｑられる。主要な崩壊定数を第１表に示Ｊ０第
１表 Ｋｒ−８７１，５２Ｘｌ ０−４ Ｋｒ−８８６，８８Ｘｌ ０−５ Ｘｅ−１３３１，５２Ｘ１Ｏ−６ Ｘ ｅ −１３５１１１７，５５Ｘ ’Ｉ ０−４Ｘｅ
−１３５２，１０Ｘｌ ０’ Ｘｅ−１３８８，１４ｘｌ ０−４ ＣＧＣ３２４を運転しない場合の核分裂性ガスの補正放
射能を得るには、データ収集・処理システムを利用する
。第２図は本発明を模式的に説明するものであり、第１
図と同じ要素には同じ番号を付しである。ＧＬＡＳＳ２
６からの見ＩＤＧプの核分裂性ガス放射能出力はデータ
収集・処理システム５０で監視され、前）ホの式に従っ
てＣＧＣ３２４を運転しない場合の核分裂性ガス放射能
の補正値を計算する。
ａｔｉｏｎ ｏｆ ＦｉｓｓｉｏｎＰｒｏｄｕｃｔｓ
Ｙｉｅｌｄｓ ” ＮＥＤＯ−１２１５６−２，１９７
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１表 Ｋｒ−８７１，５２Ｘｌ ０−４ Ｋｒ−８８６，８８Ｘｌ ０−５ Ｘｅ−１３３１，５２Ｘ１Ｏ−６ Ｘ ｅ −１３５１１１７，５５Ｘ ’Ｉ ０−４Ｘｅ
−１３５２，１０Ｘｌ ０’ Ｘｅ−１３８８，１４ｘｌ ０−４ ＣＧＣ３２４を運転しない場合の核分裂性ガスの補正放
射能を得るには、データ収集・処理システムを利用する
。第２図は本発明を模式的に説明するものであり、第１
図と同じ要素には同じ番号を付しである。ＧＬＡＳＳ２
６からの見ＩＤＧプの核分裂性ガス放射能出力はデータ
収集・処理システム５０で監視され、前）ホの式に従っ
てＣＧＣ３２４を運転しない場合の核分裂性ガス放射能
の補正値を計算する。
小型ル１算機システム５０によっても計算できるＣＧＣ
３２４を運転しないとした場合の核分裂性ガスの補正放
射能曲線の時間微分によって、破損燃料１４からそれぞ
れの時間において放出される核分裂性ガス２０の瞬間的
放出率のプロットを得る。これによって予め存在してい
た特に半減期の長いキレノン１３３やキセノン１３５等
の同位体の放射能を無視できるであろう。本発明の実施
例では、小型計算機システムはデータ収集・処理システ
ム５０から構成されている。
３２４を運転しないとした場合の核分裂性ガスの補正放
射能曲線の時間微分によって、破損燃料１４からそれぞ
れの時間において放出される核分裂性ガス２０の瞬間的
放出率のプロットを得る。これによって予め存在してい
た特に半減期の長いキレノン１３３やキセノン１３５等
の同位体の放射能を無視できるであろう。本発明の実施
例では、小型計算機システムはデータ収集・処理システ
ム５０から構成されている。
表示手段５２は、好ましくはプロッティング手段である
が、データ収集・処理システム５０からの出力に呼応し
ており、真の核分裂性ガス放射能と微分した核分裂性ガ
スの曲線のプロン！・を表示又はグラフ化する。従って
燃料１４からの僅かなガスの放出は瞬間的放出率を表わ
す微分核分裂性ガス曲線を調べることによって、容易に
検出できるであろう。第３図は２種類の同位体の時間に
対する核分裂性ガス放射能の補正値を破線で、それらの
微分値を実線で示す。
が、データ収集・処理システム５０からの出力に呼応し
ており、真の核分裂性ガス放射能と微分した核分裂性ガ
スの曲線のプロン！・を表示又はグラフ化する。従って
燃料１４からの僅かなガスの放出は瞬間的放出率を表わ
す微分核分裂性ガス曲線を調べることによって、容易に
検出できるであろう。第３図は２種類の同位体の時間に
対する核分裂性ガス放射能の補正値を破線で、それらの
微分値を実線で示す。
これらの代表的曲線はＥＢＲ−ｎで実施された破損燃料
継続照射試験で得られたものである。
継続照射試験で得られたものである。
時間とともに原子炉カバーガス２２に放出される核分裂
性ガス２Ｑの量は、破損燃料の数と破損は横の両者を推
定するのに非常に有用な情報となる。適当な時間間隔に
おいて放出されたガスの量は、真の放出率（同位体の生
成項ＰｊからＧＬＡＳＳによって測定されるバックグラ
ンド生成項を差し引いた値）と時間間隔とカバーガス体
積の積で与えられる。放出された放射能の時間に伴う積
算は、各時間間隔において放出されたガスの量を加算す
ることによって得られる。この方法は、最も半減期の長
いキセノン１３３に適用できるものであり、得られた値
は同位体崩壊の大きな補正を行なうことなく、燃料に蓄
積されたガスの放射能計算値と直接比較できる。
性ガス２Ｑの量は、破損燃料の数と破損は横の両者を推
定するのに非常に有用な情報となる。適当な時間間隔に
おいて放出されたガスの量は、真の放出率（同位体の生
成項ＰｊからＧＬＡＳＳによって測定されるバックグラ
ンド生成項を差し引いた値）と時間間隔とカバーガス体
積の積で与えられる。放出された放射能の時間に伴う積
算は、各時間間隔において放出されたガスの量を加算す
ることによって得られる。この方法は、最も半減期の長
いキセノン１３３に適用できるものであり、得られた値
は同位体崩壊の大きな補正を行なうことなく、燃料に蓄
積されたガスの放射能計算値と直接比較できる。
燃料破損位置決めシステム３０、例えばタグガスシステ
ムからの情報によって、破損燃料の位置を決めることが
できる。従って、小型計算機５０によってタグガスシス
テム３０からの出力と燃料と核分裂データを結びつけ、
破損燃料１４に蓄積されたキセノン１３３の理論的核分
裂性ガス放射能の値を決定することができる。核分裂性
ガスの積算放射能を燃料内に元来蓄積されたキセノーン
１３３の放射能の理論的計算値で割ることによって、破
損燃料の数が出せる。この放射能計算値は、キセノン１
３３の主要核分裂元素（ウラン２３５、ウラン２３８、
プルトニウム２３９）に対する核分裂収率が殆んど等し
いこと′から、積分製元素の種類に影響されない。
ムからの情報によって、破損燃料の位置を決めることが
できる。従って、小型計算機５０によってタグガスシス
テム３０からの出力と燃料と核分裂データを結びつけ、
破損燃料１４に蓄積されたキセノン１３３の理論的核分
裂性ガス放射能の値を決定することができる。核分裂性
ガスの積算放射能を燃料内に元来蓄積されたキセノーン
１３３の放射能の理論的計算値で割ることによって、破
損燃料の数が出せる。この放射能計算値は、キセノン１
３３の主要核分裂元素（ウラン２３５、ウラン２３８、
プルトニウム２３９）に対する核分裂収率が殆んど等し
いこと′から、積分製元素の種類に影響されない。
破損燃料からのガス放出は３種類のメカニズムのうちの
一つによって生ずる。これら３種類のガス放出モードを
区分することは、破損燃料の診断を行なう上で重要であ
る。蓄積型ガス放出とは、その名が示す通り、冷却材１
６への内部蓄積ガスの圧力差による放出である。蓄積ガ
スは大部分放射平衡にあり、すべての放出において同じ
同位体組成を持つガスが出てくる。拡散型ガス放出は燃
料そのものの内部から出てくるものであり、その速度は
燃料内の同位体濃度勾配に支配される。リコイル放出は
核分裂の瞬間に表面から自由に反跳する核分裂生成原子
の放出をいう。
一つによって生ずる。これら３種類のガス放出モードを
区分することは、破損燃料の診断を行なう上で重要であ
る。蓄積型ガス放出とは、その名が示す通り、冷却材１
６への内部蓄積ガスの圧力差による放出である。蓄積ガ
スは大部分放射平衡にあり、すべての放出において同じ
同位体組成を持つガスが出てくる。拡散型ガス放出は燃
料そのものの内部から出てくるものであり、その速度は
燃料内の同位体濃度勾配に支配される。リコイル放出は
核分裂の瞬間に表面から自由に反跳する核分裂生成原子
の放出をいう。
放出率／生成率（Ｒ／Ｂ）の解析が、ガス放出の三つの
モードを区分するのに利用される。
モードを区分するのに利用される。
以下に示すとおり、任意の時間間隔におけるｌｏｇ（Ｒ
・／Ｂ・）のｌｏｇＸｉに対する勾配の最適近似値を求
めれば、ガス放出のタイプを知ることができる。単純化
した状態におけるＲｉ／Ｂｉ比の式を三つのモードのガ
ス放出に対して以下に示す。
・／Ｂ・）のｌｏｇＸｉに対する勾配の最適近似値を求
めれば、ガス放出のタイプを知ることができる。単純化
した状態におけるＲｉ／Ｂｉ比の式を三つのモードのガ
ス放出に対して以下に示す。
蓄積ガス放出：
Ｒ，／［３，−Ｘｏ［１−ｅｘｐ＜−Ｘ、ｔ）］／Ｘ、
−（４］リコイルガス放出： Ｒ，／Ｂ、 −ＫＳＬ、 ｄ／（４Ｗ、 ）
・・・・・イ（珍ＩＩ
Ｉ Ｊ ここで ＸＱ ：有効逃散係数 ｔ ：照射１４間 Ｄｉ ：拡散係数 ａ ：燃Ｈの等（血球の半径 ｋ ：に因子 Ｓ ：幾何学的欠陥面積 Ｌｉ ：核分裂性ガス核種ｉのリコイル領域ｄ ：核分
裂性物質の密度 Ｗｊ ：燃料中の核分裂性同位体ｊの重殖これらの式は
、定常状態においてＲｉ ／ＢｉのＸｉ依存性が、蓄積
ガス放出、拡散型ガス放出、リコイルガス放出メカニズ
ムのそれぞれについて、両対数プロットにおいて、−１
゜−１／２．○となることを示している（リコイルガス
放出に対する真の解は僅かな負の値となる）。本解析で
はナトリウム１６からカバーガス２２への「Ｐ同位体ｉ
の離脱率Ｒｉを次の式で定収する。
−（４］リコイルガス放出： Ｒ，／Ｂ、 −ＫＳＬ、 ｄ／（４Ｗ、 ）
・・・・・イ（珍ＩＩ
Ｉ Ｊ ここで ＸＱ ：有効逃散係数 ｔ ：照射１４間 Ｄｉ ：拡散係数 ａ ：燃Ｈの等（血球の半径 ｋ ：に因子 Ｓ ：幾何学的欠陥面積 Ｌｉ ：核分裂性ガス核種ｉのリコイル領域ｄ ：核分
裂性物質の密度 Ｗｊ ：燃料中の核分裂性同位体ｊの重殖これらの式は
、定常状態においてＲｉ ／ＢｉのＸｉ依存性が、蓄積
ガス放出、拡散型ガス放出、リコイルガス放出メカニズ
ムのそれぞれについて、両対数プロットにおいて、−１
゜−１／２．○となることを示している（リコイルガス
放出に対する真の解は僅かな負の値となる）。本解析で
はナトリウム１６からカバーガス２２への「Ｐ同位体ｉ
の離脱率Ｒｉを次の式で定収する。
Ｒ１＝ ［ｎ ｉ］ Ｎａ （ｘｄ ） 叫・・
（７ｒここで ［ｎｉ］Ｎａ：ナトリＩクム中の同位体ｉの原子数 Ｘｄ ：離脱定数 Ｒ１は核分裂性ガスの輸送の微分方程式にＣＧＣ３運転
を補正した放射能Ｃと微分子ｌ１１ｄｃ／ｄｔを入れ小
型計算機５０によって次のとａ３りに求め°られる。
（７ｒここで ［ｎｉ］Ｎａ：ナトリＩクム中の同位体ｉの原子数 Ｘｄ ：離脱定数 Ｒ１は核分裂性ガスの輸送の微分方程式にＣＧＣ３運転
を補正した放射能Ｃと微分子ｌ１１ｄｃ／ｄｔを入れ小
型計算機５０によって次のとａ３りに求め°られる。
クリ１１〜ン８５ｍ、クリプトン８７．クリプトン８８
゜キセノン１３５ｍ、及びキセノン１３８に対しここに ｆ：分枝係数（親核種が２個以上の崩壊を生じた時の同
位体ｉの割合） ■二カバーガス体積 測定されたカバーガス放射能の変化によって放出率を定
義すれば、ヨウ素及び臭素先行核のコールドトラップに
よる捕獲、固体先行核の崩壊による複雑な過程をモデル
化して解析的に解くことをしなくてよい。燃料中にけお
る同位体ｉの生成率は、次式で与えられる。
゜キセノン１３５ｍ、及びキセノン１３８に対しここに ｆ：分枝係数（親核種が２個以上の崩壊を生じた時の同
位体ｉの割合） ■二カバーガス体積 測定されたカバーガス放射能の変化によって放出率を定
義すれば、ヨウ素及び臭素先行核のコールドトラップに
よる捕獲、固体先行核の崩壊による複雑な過程をモデル
化して解析的に解くことをしなくてよい。燃料中にけお
る同位体ｉの生成率は、次式で与えられる。
Ｂ・＝ＹｉｊＦｊＷｊ ・・・・・・（１
０）ここに Ｙｉｊ：同位元素ｉの核分裂収率、 Ｆｊ ：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度、核分裂速度
Ｆｊは、原子炉出力検出手段３２によって測定される炉
出力から決定できる。
０）ここに Ｙｉｊ：同位元素ｉの核分裂収率、 Ｆｊ ：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度、核分裂速度
Ｆｊは、原子炉出力検出手段３２によって測定される炉
出力から決定できる。
このようにして、原子炉の運転員はプロッティング手段
５２によって書かれたＲ／Ｂ曲線のグラフを眺めること
によって、破損燃料から放出されるガスのタイプを決定
できる。
５２によって書かれたＲ／Ｂ曲線のグラフを眺めること
によって、破損燃料から放出されるガスのタイプを決定
できる。
時間に対する破損燃料からの核分裂性ガスの放出特性の
変化を、さらに見やすくするために、小型計算ｌＸ１５
０の出力をｌｏｇＲ／Ｂ−ＩＱ（］Ｘｉ 一時間の三
次元曲面としてプロットすることができる。
変化を、さらに見やすくするために、小型計算ｌＸ１５
０の出力をｌｏｇＲ／Ｂ−ＩＱ（］Ｘｉ 一時間の三
次元曲面としてプロットすることができる。
三次元プロン１〜の代表例を、蓄積ガス放出に対し第４
図、拡散型ガス放出に対し第５図、リコイルガス放出に
対し第６図にそれぞれ示す。これらの図はＥＢＲ−ＩＩ
における破損燃料継続実験で１ｑられた。ガス放出挙動
の曲面マツプのこれら代表図において、Ｘ−Ｙ面が完全
にフラットな曲面の場合は核分裂性ガスのりコイル放出
のみに対応する。プロットの後方に対し４５゜の勾配を
もつくさび型の山は純粋な蓄積ガス放出を表わす。モし
て３０’の勾配は燃料１４ｈ１らの核分裂性ガスの純粋
な拡散型放出を表わず。
図、拡散型ガス放出に対し第５図、リコイルガス放出に
対し第６図にそれぞれ示す。これらの図はＥＢＲ−ＩＩ
における破損燃料継続実験で１ｑられた。ガス放出挙動
の曲面マツプのこれら代表図において、Ｘ−Ｙ面が完全
にフラットな曲面の場合は核分裂性ガスのりコイル放出
のみに対応する。プロットの後方に対し４５゜の勾配を
もつくさび型の山は純粋な蓄積ガス放出を表わす。モし
て３０’の勾配は燃料１４ｈ１らの核分裂性ガスの純粋
な拡散型放出を表わず。
本発明のもう１つの好ましい実施例として、この破損燃
料診断システムはざらに遅発中性子検出手段３４、好ま
しくは３連遅発中性子検出訓を含むことができる。遅発
中性子検出手段３４からの出力は、小型計ｔｕｉ５ｏに
よって監視される。遅発中性子検出手段３４からの小型
Ｈ−ＩＦＬａ５０の出力はプロッティング手段５２によ
ってグラフ化される。遅発中性子信号は本発明の診断シ
ステムからの出力と組合−けることによって、破損部Ｈ
の状態を分析するための有用な情報となる。核分裂性ガ
ス放出と涯発中性子放出との時間的隔りは、破損タイプ
によって変化する。ピンホール型破損の場合、最初のガ
ス放出から最初の遅発中性子信号までの経過時間は、よ
り厳しい破］ｉの場合の経過時間より圧倒的に長い。ピ
ンホール型破損の場合、破損部お１内のガスが完全にピ
ンホールを通して扱けて減圧状態になって初めてす１ヘ
リウムが燃料内に入り、燃料と接触するにおよび遅発中
性子信号が発生する。より厳しい破損の場合、燃料表面
は流動ナトリウムに容易に曝される。ＥＢＲ−ＩＩの破
損燃料継続試験で得られた典型的な時間間隔は、ピンホ
ール型破損で約９００時間、厳しい破損で僅か２０時間
であった。さらに上部溶接欠陥型の破損に対し、蓄積ガ
スの放出が少なくとも１ザイクル運転の間、遅発中性子
信号が全く増加することなく続く。従って、原子炉運転
員は本発明を利用することによって、燃料のカラム部破
損と上部溶接破損を区別することができる。
料診断システムはざらに遅発中性子検出手段３４、好ま
しくは３連遅発中性子検出訓を含むことができる。遅発
中性子検出手段３４からの出力は、小型計ｔｕｉ５ｏに
よって監視される。遅発中性子検出手段３４からの小型
Ｈ−ＩＦＬａ５０の出力はプロッティング手段５２によ
ってグラフ化される。遅発中性子信号は本発明の診断シ
ステムからの出力と組合−けることによって、破損部Ｈ
の状態を分析するための有用な情報となる。核分裂性ガ
ス放出と涯発中性子放出との時間的隔りは、破損タイプ
によって変化する。ピンホール型破損の場合、最初のガ
ス放出から最初の遅発中性子信号までの経過時間は、よ
り厳しい破］ｉの場合の経過時間より圧倒的に長い。ピ
ンホール型破損の場合、破損部お１内のガスが完全にピ
ンホールを通して扱けて減圧状態になって初めてす１ヘ
リウムが燃料内に入り、燃料と接触するにおよび遅発中
性子信号が発生する。より厳しい破損の場合、燃料表面
は流動ナトリウムに容易に曝される。ＥＢＲ−ＩＩの破
損燃料継続試験で得られた典型的な時間間隔は、ピンホ
ール型破損で約９００時間、厳しい破損で僅か２０時間
であった。さらに上部溶接欠陥型の破損に対し、蓄積ガ
スの放出が少なくとも１ザイクル運転の間、遅発中性子
信号が全く増加することなく続く。従って、原子炉運転
員は本発明を利用することによって、燃料のカラム部破
損と上部溶接破損を区別することができる。
燃料が一次系のナトリウム中曝され、遅発中１１子先行
核が破１Ω燃料から放出される場合、放出ガスはりコイ
ル型になる。しかし、ナトリウム中ム損燃料内に侵入し
未反応の燃料表面と接触した場合、ガス状の核分裂生成
物が固体の遅発中性子先行核よりもナトリウム中に容易
にリコイル放出される。従ってリコイル型のガス曲面に
対して、核分裂性ガスの放出がまず先行し、その後遅発
中性子信号の急激な立ち上がりが生ずる。原子炉の運転
日は、リコイルガス放出の最初の指示信号によって遅発
中性子信号の増加を予測し、その１捻の遅発中性子信号
の立ち上がりを見て、必要に応じ炉を停止するための準
備をすることができる。
核が破１Ω燃料から放出される場合、放出ガスはりコイ
ル型になる。しかし、ナトリウム中ム損燃料内に侵入し
未反応の燃料表面と接触した場合、ガス状の核分裂生成
物が固体の遅発中性子先行核よりもナトリウム中に容易
にリコイル放出される。従ってリコイル型のガス曲面に
対して、核分裂性ガスの放出がまず先行し、その後遅発
中性子信号の急激な立ち上がりが生ずる。原子炉の運転
日は、リコイルガス放出の最初の指示信号によって遅発
中性子信号の増加を予測し、その１捻の遅発中性子信号
の立ち上がりを見て、必要に応じ炉を停止するための準
備をすることができる。
Ｒ／８−Ｘｉ曲線の勾配は遅発中性子信号と組合せると
、破損それ自体の安定性を判断するのにも有用となる。
、破損それ自体の安定性を判断するのにも有用となる。
Ｒ／８曲線の勾配が、リコイル型のガス放出が支配的で
あり、遅発中性子放出が第７図に示すように変動しない
場合、破損部は安定で穏やかな状態を維持している。し
かし、曲面が不規則に突然変化する第８図のような場合
は不安定な破損状態、例えば複数の脆性的クラックの発
生を示す。前図で示したとおり、遅発中性子信号は、原
子炉の運転員が容易に出力データの組合ｌを目で児て解
析できるよう他の出力グラフに市ね合わけて用いられる
。
あり、遅発中性子放出が第７図に示すように変動しない
場合、破損部は安定で穏やかな状態を維持している。し
かし、曲面が不規則に突然変化する第８図のような場合
は不安定な破損状態、例えば複数の脆性的クラックの発
生を示す。前図で示したとおり、遅発中性子信号は、原
子炉の運転員が容易に出力データの組合ｌを目で児て解
析できるよう他の出力グラフに市ね合わけて用いられる
。
小型訓偉機又は他の計算手段には種々のシステムの出力
を解釈し、原子炉の運転を停止するか継続するかを指示
する出力信号を出すためのプログラムが予め組込まれる
。
を解釈し、原子炉の運転を停止するか継続するかを指示
する出力信号を出すためのプログラムが予め組込まれる
。
〈発明の効果〉
以上説明したように、本発明は原子炉における破１（１
燃料の状態を解析するための装置と方法を提供するもの
である。核分裂性ガス検出手段２６の出力及びカバーガ
ス浄化系の浄化率測定手段２８の出力は、小型計算機５
０によって監視される。小型ｉＨＪ機５０は検出手段２
６によって測定される核分裂性ガスの放射能に及ぼすカ
バーガス浄化系の影響を、一連の微分方程式を解くこと
によって補正する。小型計算機５゜はさらに各測定同位
体ごとに時間の関数として核分裂性ガスの放射能補正値
の微分値を計算する。
燃料の状態を解析するための装置と方法を提供するもの
である。核分裂性ガス検出手段２６の出力及びカバーガ
ス浄化系の浄化率測定手段２８の出力は、小型計算機５
０によって監視される。小型ｉＨＪ機５０は検出手段２
６によって測定される核分裂性ガスの放射能に及ぼすカ
バーガス浄化系の影響を、一連の微分方程式を解くこと
によって補正する。小型計算機５゜はさらに各測定同位
体ごとに時間の関数として核分裂性ガスの放射能補正値
の微分値を計算する。
プロッティング手段５２は、破ｊΩ燃料からの核分裂性
ガスの瞬間的な放出率を表わす核分裂性ガスの補正放射
能の微分曲線をグラフ化する。
ガスの瞬間的な放出率を表わす核分裂性ガスの補正放射
能の微分曲線をグラフ化する。
本発明ではざらに破損燃料同定手段３０を、その出力を
小型計算機５０で監視することによって利用する。同定
手段３０の出力は、小型計ｐ機で利用できる燃料と核分
裂データと組合せ、カバーガス２２に放出されるガスの
積算値を計算するのに利用される。核分裂性ガスの放出
のタイプは、Ｒ／ＢとＸｉの関係をプロットし、その曲
線の勾配を求めることによって決定される。遅発中性子
信号検出手段３４は、ざらに破損燃料の安定度合を決定
するのに利用される。
小型計算機５０で監視することによって利用する。同定
手段３０の出力は、小型計ｐ機で利用できる燃料と核分
裂データと組合せ、カバーガス２２に放出されるガスの
積算値を計算するのに利用される。核分裂性ガスの放出
のタイプは、Ｒ／ＢとＸｉの関係をプロットし、その曲
線の勾配を求めることによって決定される。遅発中性子
信号検出手段３４は、ざらに破損燃料の安定度合を決定
するのに利用される。
本発明を液体金属炉に適用した場合について述べてきた
が、適当な修正によって軽水炉に対しても本発明は通用
できることは、当業者であれば理解できるであろう。
が、適当な修正によって軽水炉に対しても本発明は通用
できることは、当業者であれば理解できるであろう。
本発明の好ましい実施例に関するこれまでの記述は説明
を目的としたものであり、本発明を余すところなく記述
したものではなく、本発明の記述された通りの形式に限
定することを意図していない。従って、上述した教示に
照らして多くの修正や変更が可能である。
を目的としたものであり、本発明を余すところなく記述
したものではなく、本発明の記述された通りの形式に限
定することを意図していない。従って、上述した教示に
照らして多くの修正や変更が可能である。
上述の実施例は、発明の諸原理とその実用的な応用例を
より良く説明するために選定し記述したものであって、
これによって当業者が種々の実施例において本発明を最
良の方法で利用でき、また意図する特別な用途に適する
ようにその他の修正を付り加えて本発明を利用できるよ
うにしたものである。本発明の範囲は、特許請求の範囲
によって特定される。
より良く説明するために選定し記述したものであって、
これによって当業者が種々の実施例において本発明を最
良の方法で利用でき、また意図する特別な用途に適する
ようにその他の修正を付り加えて本発明を利用できるよ
うにしたものである。本発明の範囲は、特許請求の範囲
によって特定される。
第１図は本発明の破１１燃料診断システムを備えた原子
炉の模式図； 第２図は本発明の破損燃料診断システムの模式図： 第３図は補正された核分裂性ガスの放射能及び放射能微
分値の時間に対する代表的曲線：第４図は燃料的蓄積ガ
ス放出の代表的三次元曲線； 第５図は拡散性ガス放出の代表的三次元曲線；第６図は
りコイル型ガス放出の代表的三次元曲線； 第７図はりコイル型の優先的ガス放出と関連する遅発中
性子放出の典型的グラフ； 第８図は不安定な破損状態に関連する不規ｎｌＪ的、突
発的表面変化の典型的グラフである。 １０・・・原子炉、１２・・・格納容器、１４・・・燃
お１要素、１６・・・冷却材、２０・・・放射性同位元
素（核分裂性ガス）、２２・・・カバーガス、２４・・
・カバーガス浄化系、２６・・・核分裂性ガス検出器、
３０・・・タグガスシステム、３２・・・原子炉出力検
出装置、３４・・・遅発中性子検出装置、５０・・・デ
ータ収集・処理装置、５２・・・表示装置。 第 １７ 手粘′、、ネ市正手丼（方式） 昭和６３年４月１９目
炉の模式図； 第２図は本発明の破損燃料診断システムの模式図： 第３図は補正された核分裂性ガスの放射能及び放射能微
分値の時間に対する代表的曲線：第４図は燃料的蓄積ガ
ス放出の代表的三次元曲線； 第５図は拡散性ガス放出の代表的三次元曲線；第６図は
りコイル型ガス放出の代表的三次元曲線； 第７図はりコイル型の優先的ガス放出と関連する遅発中
性子放出の典型的グラフ； 第８図は不安定な破損状態に関連する不規ｎｌＪ的、突
発的表面変化の典型的グラフである。 １０・・・原子炉、１２・・・格納容器、１４・・・燃
お１要素、１６・・・冷却材、２０・・・放射性同位元
素（核分裂性ガス）、２２・・・カバーガス、２４・・
・カバーガス浄化系、２６・・・核分裂性ガス検出器、
３０・・・タグガスシステム、３２・・・原子炉出力検
出装置、３４・・・遅発中性子検出装置、５０・・・デ
ータ収集・処理装置、５２・・・表示装置。 第 １７ 手粘′、、ネ市正手丼（方式） 昭和６３年４月１９目
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、被覆管をもった複数本の燃料要素を有する炉心と、
カバーガスと、カバーガスから核分裂性ガスの放射能を
除去するためのカバーガス浄化系とを備えた原子炉にお
いて使用される破損燃料要素診断方法であって、 ａ）カバーガス中の核分裂性ガス放射能を測定する工程
、 ｂ）測定された核分裂性ガス放射能に及ぼす前記カバー
ガス浄化系の影響を補正する工 程、 ｃ）前記ガス放射能補正値の時間微分値を計算する工程
、および ｄ）前記ガス放射能補正値と破損燃料要素からの核分裂
性ガスの瞬間的放出率を示す前 記ガス放射能補正値の微分値を時間の関数としてプロッ
トする工程 からなることを特徴とする破損燃料要素の診断方法。 ２、前記カバーガス浄化系がアルゴン浄化系で構成され
、カバーガス浄化系の影響を補正する前記工程が前記ア
ルゴンガス浄化系のアルゴンガス浄化率を測定する工程
と下記式を解くことによつて前記ガス放射能補正値Ｃ＾
＊＿ｊ＿＋＿１およびその微分値を計算する工程とから
なる特許請求の範囲第１項記載の診断方法： Ｐ＿ｊ＝（ｄｃ）／ｄｔ＋Ｃ＿ｊ（Ｘ＿ｉ＋Ｘ＿Ｌ＋Ｘ
＿Ｐ）（ｄｃ＾＊）／ｄｔ＝Ｐ＿ｊ−Ｃ＿ｊ（Ｘ＿ｉ＋
Ｘ＿Ｌ）Ｃ＾＊＿ｊ＿＋＿１＝［Ｐ＿ｊ−Ｃ＾＊＿ｊ（
Ｘ＿ｉ＋Ｘ＿Ｌ）］ｄｔ＋Ｃ＾＊＿ｊここで ｄｔ：ｔ＿ｊとｔ＿ｊ＿＋＿１における時間間隔 ｄｃ：時間間隔ｄｔにおける核分裂性ガス 同位体ｉの放射能差、Ｃ＿ｊ＿＋＿１−Ｃ＿ｊＣ＿ｊ：
ｔ＿ｊにおける放射能 Ｘ＿ｉ：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 Ｘ＿Ｌ：カバーガス漏洩定数 Ｘ＿Ｐ：カバーガス浄化率定数 ｄｃ＾＊：カバーガス浄化系を運転しない場合のｄｔに
おける放射能差、Ｃ＾＊＿ｊ＿＋＿１−Ｃ＾＊＿ｉ Ｃ＾＊＿ｊ：ｔ＿ｊにおける放射能補正値。 ３、破損燃料要素を持つ特定の燃料集合体を同定する工
程； 前記同定された燃料集合体の中に蓄積される理論的ガス
放射能を計算する工程； 特定の時間間隔におけるカバーガス中の同位体の真の放
出率を決定する工程； 前記時間間隔において破損燃料要素から放出されたガス
の量を前記真の放出率と前記時間間隔とカバーガス体積
との積によって計算する工程； 複数の時間間隔における放出ガス量を加算して積算放出
ガス量を決定する工程；および前記積算放出量を前記蓄
積ガス放射能理論計算値で割算する工程をさらに有し、
これによって破損燃料要素の数を決定する特許請求の範
囲第２項記載の方法。 ４、原子炉出力を測定する工程； 前記核分裂性ガス同位体の放出率と生成率の比（Ｒ／Ｂ
）を計算する工程；および ｌｏｇＸ＿ｉの関数としてｌｏｇＲ／Ｂの曲線をプロッ
トする工程をさらに有し、これによって破損燃料要素か
ら放出される核分裂性ガスのタイプが予め前記曲線の勾
配から求められた値によって示される特許請求の範囲第
３項記載の方法。 ５、Ｒ／Ｂを下記式から計算する特許請求の範囲第４項
記載の方法： クリプトン８５ｍ、クリプトン８７、クリプトン８８、
キセノン１３５ｍ、及びキセノン１３８に対し ▲数式、化学式、表等があります▼ キセノン１３３及びキセノン１３５に対し ▲数式、化学式、表等があります▼ ここに Ｖ：カバーガス体積 ｆ：分枝係数 Ｂ＿ｉ＝Ｙ＿ｉ＿ｊＦ＿ｊＷ＿ｊ Ｙ＿ｉ＿ｊ：同位体ｉの核分裂収率 Ｆ＿ｊ：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度 Ｗ＿ｊ：核分裂性同位元素ｊの重量。 ６、破損燃料要素からの遅発中性子信号を測定する工程
；および 時間の関数として破損燃料要素からの遅発 中性子信号の曲線をプロットする工程をさらに有し、こ
れによつて破損燃料要素の破損機構が前記ｌｏｇＲ／Ｂ
−ｌｏｇＸ＿ｉ曲線と前記遅発中性子信号−時間曲線と
の組合せを予め決めておくことによつて示される特許請
求の範囲第５項記載の方法。 ７、前記ｌｏｇＲ／Ｂ−ｌｏｇＸ＿ｉ、曲線をｌｏｇＲ
／Ｂ−ｌｏｇＸ＿ｉ−時間の三次元曲面にプロットする
工程をさらに有する特許請求の範囲第６項記載の方法。 ８、被覆管をもった複数本の燃料要素を有する炉心と、
カバーガスと、カバーガスから核分裂性ガスの放射能を
除去するためのカバーガス浄化系とを備えた原子炉にお
いて使用されるオンライン破損燃料要素診断装置であっ
て、 ａ）カバーガス中の核分裂性ガス同位体の放射能の検出
装置、 ｂ）前記検出装置の出力を監視し、前記検出装置によつ
て測定された核分裂性ガスの放射能に及ぼす前記カバー
ガス浄化系の影響を補正でき、時間の関数として前記ガ
ス放射能補正値の微分値を計算できるデータ収集・処理
装置、および ｃ）前記ガス放射能補正値と破損燃料要素からの核分裂
性ガスの瞬間的放出率を表わす前記ガス放射能補正値の
微分値の曲線を時間の関数として表示するための前記デ
ータ収集・処理手段の出力に応答する表示装置からなる
ことを特徴とする破損燃料要素の診断装置。 ９、前記カバーガス浄化系がアルゴンガス浄化系で構成
され、前記データ収集・処理装置が前記アルゴンガス浄
化系のアルゴン浄化率を測定する装置と、前記検出器お
よび前記アルゴン浄化率測定装置の出力に応答しかつ下
記式を解くことによって前記ガス放射能補正値Ｃ＾＊＿
ｊ＿＋＿１およびその微分値を計算できるデータ処理手
段とからなる特許請求の範囲第８項記載の診断装置： Ｐ＿ｊ＝（ｄｃ）／ｄｔ＋Ｃ＿ｊ（Ｘ＿ｉ＋Ｘ＿Ｌ＋Ｘ
＿Ｐ）（ｄｃ＾＊）／ｄｔ＝Ｐ＿ｊ−Ｃ＿ｊ（Ｘ＿ｉ＋
Ｘ＿Ｌ）Ｃ＾＊＿ｊ＿＋＿１＝［Ｐ＿ｊ−Ｃ＾＊＿ｊ（
Ｘ＿ｉ＋Ｘ＿Ｌ）］ｄｔ＋Ｃ＾＊＿ｊここで ｄｔ：ｔ＿ｊとｔ＿ｊ＿＋＿１における時間間隔ｄｃ：
時間間隔ｄｔにおける核分裂性ガス 同位体ｉの放射能差、Ｃ＿ｊ＿＋＿１−Ｃ＿ｊＣ＿ｉ：
ｔ＿ｉにおける放射能 Ｘ＿ｉ：核分裂性ガス同位体ｉの崩壊定数 Ｘ＿Ｌ：カバーガス漏洩定数 Ｘ＿Ｐ：カバーガス浄化率定数 ｄｃ＾＊：カバーガス浄化系を運転しない場合のｄｔに
おける放射能差、Ｃ＾＊＿ｊ＿＋＿１−Ｃ＾＊＿ｊ Ｃ＾＊＿ｊ：ｔ＿ｊにおける放射能補正値。 １０、前記検出装置がゲルマニウム−リチウム・アルゴ
ンスキャンシステムである特許請求の範囲第９項記載の
診断装置。 １１、前記処理装置が計算機で構成される特許請求の範
囲第１０項記載の診断装置。 １２、前記計算機が特定の燃料要素内に蓄積される核分
裂性ガス放射能の理論値を計算でき、かつある時間間隔
でカバーガス中の同位体の真の放出率を決定でき、その
結果ある時間間隔において破損燃料要素から放出された
ガス量が前記真の放出率と時間間隔とカバーガス体積と
の積で計算でき、さらに、特定の破損燃料要素集合体を
同定するための破損燃料位置決め装置を備え、これによ
って破損燃料要素の数は、複数の時間間隔にわたる放出
ガスの量を積算し、次に同定された前記破損燃料集合体
のガス放射能の理論的計算値で割ることによって決定で
きるようにした特許請求の範囲第１１項記載の診断装置
。 １３、前記破損燃料位置決め装置がタグガスシステムで
ある特許請求の範囲第１２項記載の診断装置。 １４、真の放出率を決定する前記装置がキセノン１３３
の真の放出率を求めることができるものである特許請求
の範囲第１３項記載の診断装置。 １５、原子炉出力検出装置と表示装置とをさらに備え、
前記計算機はこの原子炉出力検出装置に応答しかつ核分
裂性ガス同位体の放出率と生成率の比（Ｒ／Ｂ）の勾配
を計算でき、この表示装置は前記小型計算機の出力に応
答してｌｏｇＸ＿ｉの関数としてｌｏｇＲ／Ｂの曲線を
表示し、これによつて破損燃料要素から放出される核分
裂性ガスのタイプが予め前記曲線の勾配から求められた
値によつて示されるようにした特許請求の範囲第１４項
記載の診断装置。 １６、前記計算機が下記式からＲ／Ｂを計算するもので
ある特許請求の範囲第１５項記載の診断装置： クリプトン８５ｍ、クリプトン８７、クリプトン８８、
キセノン１３５ｍ及びキセノン１３８に対し▲数式、化
学式、表等があります▼ キセノン１３３及びキセノン１３５に対し ▲数式、化学式、表等があります▼ ここに Ｖ：カバーガス体積 ｆ：分枝係数 Ｂ＿ｉ＝Ｙ＿ｉ＿ｊＦ＿ｊＷ＿ｊ Ｙ＿ｉ＿ｊ：同位体ｉの核分裂収率 Ｆ＿ｊ：核分裂性同位元素ｊの核分裂速度 Ｗ＿ｊ：核分裂性同位元素ｊの重量。 １７、破損燃料要素からの遅発中性子信号を測定する遅
発中性子検出装置および前記遅発中性子検出装置に応答
して破損燃料要素からの遅発中性子信号の時間に対する
曲線を表示する表示装置をさらに備え、これによって破
損燃料要素の破損機構が前記ｌｏｇＲ／Ｂ−ｌｏｇＸ＿
ｉ曲線と前記遅発中性子信号−時間曲線との組合せを予
め決めておくことによって示されるようにした特許請求
の範囲第１６項記載の診断装置。 １８、前記ｌｏｇＲ／Ｂ−ｌｏｇＸ＿ｉ曲線を表示する
装置がさらに時間の関数として前記ｌｏｇＲ／Ｂ−ｌｏ
ｇＸ＿ｉ曲線をプロットでき、これによつてｌｏｇＲ／
Ｂ−ｌｏｇＸ＿ｉ−時間の三次元曲面を描くことができ
る特許請求の範囲第１７項記載の診断装置。 １９、前記遅発中性子信号−時間曲線が前記三次元プロ
ットのｌｏｇＲ／Ｂ−時間軸に重ね合わされる特許請求
の範囲第１８項記載の診断装置。 ２０、前記遅発中性子検出装置が３連遅発中性子検出計
である特許請求の範囲第１９項記載の診断装置。
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