KR102542254B1 - 핵연료 어셈블리의 침투 검사에 의한 밀봉 검증 장치 및 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 사이핑에 의한 핵연료 어셈블리(18)의 누출을 테스트하기 위한 누출 테스트 장치로서, 셀(24)에 담긴 물이 상기 셀(24)의 상단부(24A)를 통해 빠져 나가는 것을 방지하고, 상기 셀(24) 내에 포함된 핵연료 어셈블리(18)에 의해 방출되는 발생가능한 핵분열 생성물을 포함하는 생성물을 수집하기 위해, 원자로(4)로부터 배출된 핵연료 어셈블리(들)(18)를 저장하기 위한 스토리지 랙(22)의 셀(24)의 상단부(24A)를 폐쇄하도록 구성된 수집 어셈블리(32)를 포함하는 누출 테스트 장치에 관한 것이다.

Description

핵연료 어셈블리의 침투 검사에 의한 밀봉 검증 장치 및 방법
본 발명은 핵연료 어셈블리의 사이핑(sipping)에 의한 누출 테스트 장치 및 방법에 관한 것이다.
핵연료 원자로는 복수의 핵연료 어셈블리들이 함께 원자로의 노심을 형성하도록 배열된 용기를 포함한다. 용기는 핵연료 어셈블리를 장입 및 인출하기 위해 탈착되어야 하는 탈착식 커버가 있다.
원자로는 일반적으로 원자로가 정지될 때 물로 채워진 원자로 우물 내에 배치되며, 우물은 또한 물로 채워진 적어도 하나의 풀과 연통하여 유지 보수 작업을 수행할 수 있게 한다.
각 핵연료 어셈블리에는 핵연료가 들어 있다. 보다 상세하게, 각각의 핵연료 어셈블리는 핵연료 봉 다발을 포함하고, 각각의 핵연료 봉은 양 말단이 폐쇄되고 핵연료를 포함한 세장형 튜브형 클래딩을 포함한다.
운전 중, 핵연료 어셈블리를 따라, 특히 핵연료 봉을 따라 노심을 통해 냉각제가 순환한다. 냉각제는 노심을 작동 온도로 유지시키고 또한 핵반응의 감속제(moderator) 역할도 한다.
원자로에서 사용 중에, 핵연료 어셈블리의 핵연료 봉은 무결성을 잃을 수 있고, 예를 들어 봉의 클래딩이 뚫리거나 균열이 발생함으로써 누출이 될 수 있다. 이러한 누출은 원자로에서 발생한 핵분열 생성물이 특히 핵분열 가스(크세논, 크립톤)와 요오드 성분을 새어 나오게 한다. 이러한 핵분열 생성물은 냉각제와 혼합되어 원자로를 구성하는 요소들에 증착될 수 있어 이에 따라 시설의 방사능 레벨이 높아진다.
핵연료 어셈블리 봉의 클래딩은 핵분열 생성물의 제 1 격납 "배리어"를 구성한다. 이용 동안, 원자로에 장입된 핵연료 어셈블리 봉의 기밀성(tightness)의 모니터링은 냉각제에 있는 방사능의 규칙적인 측정에 의해 수행된다. 가스 및 요오드 성분의 활동 측정은 누출을 감지할 수 있으며 영향을 받은 봉의 갯수, 봉의 연소, 노심에서의 봉의 위치 및 결함(들)의 크기를 추정하는 데 사용된다. 그러나, 이들 측정으로 어떤 핵연료 어셈블리가 누출이 있는 연료봉을 포함하는지를 결정하는 것은 불가능하다. 이 결정은 원자로가 정지될 때 잠재적으로 영향을 받는 소모된 핵연료 어셈블리에 대한 개별 검사를 통해 이루어지며, 이를 위해, 원자로 용기의 커버가 제거된다.
사용된 핵연료 어셈블리의 발생가능한 누출을 감지하기 위해, 사이핑에 의한 누출 테스트를 수행할 수 있다.
사이핑에 의한 누출 테스트는 외부 압력에 비해 핵연료 어셈블리의 핵연료 봉의 내부 압력을 상대적으로 증가시키는 것으로 구성된다. 연료봉의 내부와 외부의 압력은 자연적으로 서로 균형을 이루는 경향이 있기 때문에, 본질적으로 핵연료 봉 내부에서 기체 형태인 핵분열 생성물이 외부로 이동이 발생한다. 핵연료 봉 내부 압력의 상대적인 증가는 예를 들어 핵연료 어셈블리의 온도를 증가시키거나 외부 압력을 감소시킴으로써 성립된다.
노심 내에, 즉 원자로 내에 사이핑에 의한 누출 테스트를 수행할 수 있다. 노심내 사이핑에 의한 누출 테스트는 원자로의 노심내 적소에 있는 핵연료 어셈블리에서 수행된다. 노심내 사이핑에 의한 누출 테스트 장치의 예가 US3856620A, US4082607A, US4248666A, EP1183692B1 및 EP1810297B1에 개시되어있다.
그러나, 핵연료 어셈블리에서 노심내 사이핑에 의한 누출 테스트는 냉각제에 갇혀 있고/있거나 인접한 어셈블리에서 나오는 잠재적 핵분열 생성물의 존재로 인해 중단되거나 방해받을 수 있다. 더욱이, 이 누출 테스트는 비등수형 원자로(Boiling Water Reactor, BWR)의 핵연료 봉의 경우와 같이 핵연료 봉 다발을 둘러싼 하우징을 포함하는 핵연료 어셈블리에 대해서만 가능하다. 따라서, 이러한 사이핑 장치는 하우징, 특히 가압수형 원자로(Pressurized Water Reactor, PWR)용 핵연료 어셈블리를 포함하지 않는 핵연료 어셈블리에 대해 매우 제한된 효과를 갖는다.
EP1183692B1에 기술된 바와 같이, 사이핑 장치가 장착된 장입장치를 사용하여, 노심 외부에 핵연료 어셈블리를 인출하는 동안 사이핑에 의한 누출 테스트를 수행하는 것이 가능하다. 실제로, 인출으로 인해, 핵연료 어셈블리는 일반적으로 원자로보다 낮은 깊이로 상승되므로, 핵연료 어셈블리 외부의 압력이 감소하여, 누출이 있는 핵연료 봉 외부로 핵분열 생성물의 방출을 야기한다. 특히, 기체성 핵분열 생성물 및 용해된 핵분열 생성물 및/또는 현탁 입자 형태의 생성물을 함유하는 물이 방출되므로, 사이핑에 의한 누출 테스트를 수행할 수 있다.
그러나, 일부 경우에, 특히 사이핑 장치가 이전에 검증된 핵연료 어셈블리에 의해 방출된 핵분열 생성물에 의해 오염될 때, 이 장입장치는 핵연료 어셈블리가 누출이 있는지 확실하게 결정할 수 없고, 핵연료 어셈블리는 단지 "의심스러운"것으로 분류될 수 있다. 그런 다음, 누출을 확인하기 위해 전용 사이핑 셀에서 사이핑에 의한 누출 테스트를 수행하는 것이 적절한다.
사이핑에 의한 누출 테스트는 사이핑 전용인 사이핑 셀에서 행해지고 원자로가 위치한 원자로 우물과 연통하는 풀에 배치될 수 있다. 상기 사이핑 셀은 검증될 핵연료 어셈블리(들)를 수용하기 위한 하나 또는 여러 개의 수용부를 포함한다. 이러한 사이핑 셀은 참조문헌 US4072559A, US4039376A 및 JP5726688B2에 개시되어있다.
고정된 사이핑 셀을 제공하는 것이 가능하다. 그러나, 오래된 원자력 발전소에서는, 이러한 사이핑 셀도 또한 오래되었으며, 유지 및 갱신에 비용이 많이 든다.
원자로의 유지 보수 작업 중에 풀에 특별히 설치할 수 있는 이동식 사이핑 셀을 제공할 수 있으며 유지 보수 작업이 완료되면 제거될 수 있다. 그러나, 이러한 사이핑 셀은 일반적으로 설치, 정화 및 제거에 번거롭고 무겁고 시간 소모적이다.
모든 경우에, 잠재적으로 영향을 받는 각각의 핵연료 어셈블리의 사이핑에 의한 누출 테스트는, 사이핑 셀까지 핵연료 어셈블리를 취급하고, 사이핑에 의한 누출 테스트를 수행하며, 사이핑 셀 외부에서 핵연료 어셈블리를 다시 취급하고, 헹굼 및 선택적으로 오염을 제거한 다음에 연이은 핵연료 어셈블리의 삽입을 필요로 한다. 사이핑에 의한 누출 테스트의 마지막에, 사이핑 셀은 더 정화되어야 한다. 따라서, 핵연료 어셈블리의 많은 취급 작업이 필요하며, 이는 수행에 시간 소모적이고 핵연료 어셈블리를 손상시킬 위험을 증가시킨다.
더욱이, 사이핑 셀은 풀에 배치된다. 상기 셀은 환경(앵커 포인트 등)과 호환가능해야 하며 정상적인 작동 및 사고의 경우, 특히 지진의 경우에 대비해 설계되어야 한다. 이러한 사이핑 셀은 일회적 사용과 관련하여 값 비싼 투자를 의미한다.
본 발명의 한가지 목적은 이들 어셈블리의 부가적인 취급 동작을 감소시키거나 심지어는 제거하고 인접한 어셈블리들이 있으므로 인한 누출 테스트 결과를 왜곡시킬 수 있는 간섭 효과를 제한하면서 핵연료 어셈블리에 간단하고, 신속하며, 저렴하게 사이핑함으로써 누출 테스트를 수행할 수 있게 하는 사이핑 장치를 제안하는 것이다.
이를 위해, 본 발명은 사이핑에 의한 핵연료 어셈블리의 누출을 테스트하기 위한 누출 테스트 장치로서, 셀 내에 포함된 물이 상기 셀의 상단부를 통해 빠져 나가는 것을 방지하고 상기 셀 내에 포함된 핵연료 어셈블리에 의해 방출되는 발생가능한 핵분열 생성물을 포함하는 생성물을 수집하기 위해, 원자로로부터 배출된 핵연료 어셈블리(들)를 저장하기 위한 스토리지 랙의 셀의 상단부를 폐쇄하도록 구성된 수집 어셈블리를 포함하는 누출 테스트 장치를 제안한다.
본 발명의 다른 유리한 태양에 따르면, 상기 장치는 단독으로 또는 기술적으로 가능한 모든 조합에 따라 고려되는 다음 특징들 중 하나 이상을 포함한다:
- 수집된 생성물은 셀에 포함된 가스 및/또는 물이다;
- 수집된 생성물에 함유된 잠재적 핵분열 생성물은 기체 형태이고/이거나 셀에 담긴 물에 용해되고/되거나 셀에 담긴 물에 부유된다;
- 수집 어셈블리는 셀을 상방으로 연장시키면서 셀의 상단부에 배치되도록 구성된 튜브형 익스텐더(tube extender)를 포함하고, 상기 익스텐더를 벨형(bell-shaped) 커버가 덮도록 구성된다;
- 커버의 하부 가장자리는 익스텐더의 상부 가장자리의 높이보다 아래쪽에 위치되면서 상기 익스텐더를 감싼다;
- 익스텐더와 커버는 서로 고정되어 공동으로 처리될 수 있다;
- 커버는 위쪽으로 수렴하는 피라미드형 또는 원추형이다;
- 커버는 커버 아래에 가압 가스를 공급하기 위한 적어도 하나의 탭을 포함한다;
- 커버는 임의의 핵분열 생성물을 수집하기 위한 적어도 하나의 탭을 포함한다;
- 커버는 가압 가스의 공급과 임의의 기체성 핵분열 생성물의 수집을 모두 수행하는 탭을 포함한다;
- 수집 어셈블리와 분리되고 상기 수집 어셈블리에 연결된 제어 어셈블리가 상기 수집 어셈블리에 의해 수집된 생성물을 분석하여 핵분열 생성물의 존재 가능성을 검출하도록 구성된다;
- 가열 유닛은 셀의 바닥에 배열되고 셀 내에 수용된 핵연료 어셈블리를 지지하도록 구성된다.
- 버블링 장치는 핵연료 어셈블리로부터 핵분열 생성물 기포를 풀어놓도록 구성된다.
본 발명은 또한 원자로로부터 배출되는 핵연료 어셈블리를 저장하기 위한 랙의 셀에 핵연료 어셈블리가 저장되는 동안 수행되는, 사이핑에 의한 핵연료 어셈블리의 누출을 테스트하는 방법에 관한 것이다.
본 발명의 다른 유리한 태양에 따르면, 본 방법은 단독으로 또는 기술적으로 가능한 모든 조합에 따라 다음 특징 중 하나 이상을 포함한다:
- 셀에 담긴 물이 상기 셀의 상단부를 통해 빠져 나가지 않도록 상기 셀의 상단부를 폐쇄하게 구성된 수집 어셈블리를 사용하여 생성물을 수집하는 단계 및 상기 셀에 포함된 핵연료 어셈블리에 의해 배출된 발생가능한 핵분열 생성물을 검출하기 위해 수집된 생성물을 분석하는 단계;
- 셀을 상방으로 연장시키기 위해 수집 어셈블리의 벨형 커버에 의해 덮인 상기 수집 어셈블리의 튜브형 익스텐더를 셀의 상단부에 배치하는 단계;
- 핵연료 어셈블리의 누출을 테스트하기 위해 수집 어셈블리를 셀들 중 하나에서 다른 하나로 연이어 이동시킴으로써, 동일한 스토리지 랙의 각각의 셀에 배열된 다수의 핵연료 어셈블리의 누출을 테스트하는 단계;
- 셀에 수용된 핵연료 어셈블리를 가열하는 단계; 및
- 셀 바닥에 부착된 가열 유닛을 사용해 가열을 수행하는 단계.
본 발명의 내용에 포함됨.
본 발명 및 본 발명의 이점은 비제한적인 예로서 제공되고 첨부도면을 참조하여 하기의 설명을 읽을 때 더 잘 이해될 것이다.
도 1은 원자로 및 핵연료 어셈블리의 누출을 테스트하기 위해 사이핑에 의한 누출 테스트 장치를 도시한 원자력 발전소의 개략도이다.
도 2는 원자로로부터 배출된 핵연료 어셈블리를 저장하기 위한 랙의 일부 및 사이핑에 의한 누출 테스트 장치의 개략도이다.
도 3은 일 변형예에 따라 사이핑에 의한 누출 테스트 장치를 도시한 도 2와 유사한 도면이다.
도 4는 일 변형예에 따른 사이핑에 의한 누출 테스트 장치의 부분도로서, 사이핑에 의한 이 누출 테스트 장치의 가열 유닛 및 버블링 장치를 도시한 것이다.
도 1에 도시된 원자력 발전소(2)는 원자로 우물(6)에 배열된 원자로(4) 및 상기 원자로(4)로부터 배출된 핵연료 어셈블리(18)를 저장하기 위한 스토리지 풀(8)을 포함한다. 스토리지 풀(8)은 원자로 우물(6)과 연통되어있다.
원자로 우물(6) 및 스토리지 풀(8)은 물로 채워져 상기 어셈블리에 방사선 방호를 제공한다. 고도는 유지 보수 작업 동안 필요한 취급, 특히 핵연료 어셈블리(18)의 취급이 수중에서 이루어지도록 제공된다.
원자로(4)는 용기(10) 및 상기 용기(10) 상에 탈착식으로 장착된 커버(14)를 포함한다. 용기(10)는 상기 용기(10)를 통한 냉각제의 순환을 위해 튜빙(16)으로 1 차 회로에 연결된다.
원자로(4)에 나란히 배열되고 원자로(4)의 노심(20)을 함께 형성하는 한 세트의 핵연료 어셈블리(18)가 장입된다. 핵연료 어셈블리(18)의 장입 및 인출을 위해, 용기(10)의 커버(14)가 제거되어 용기(10) 내부로의 접근이 자유로워진다.
원자력 발전소(2)는 스토리지 풀(8)에 배치되고 특히 원자로(4)로부터 배출된 원자력 연료 어셈블리(18), 특히 원자로(4)의 유지 보수 작업 동안을 저장하도록 구성된 하나 이상의 스토리지 랙(22)을 포함한다.
스토리지 랙(22)은 각각의 핵연료 어셈블리(18)를 수용하도록 각각 구성된 복수의 개별 튜브형 셀(24)을 포함한다.
각각의 셀(24)은 수직으로 세장되어 있다. 각 셀(24)은 상단부(24A) 및 하단부(24B)를 갖는다.
각각의 셀(24)은 셀(24)의 상단부(24A)에 위치한 상부 개구(26)와 셀(24)의 하단부(24B)에 위치한 하부 개구(28)를 갖는다.
상부 개구(26)는 핵연료 어셈블리(18)를 수직으로 삽입 및 제거하기 위한 크기다. 하부 개구(28)는 셀(24) 내에 수용된 핵연료 어셈블리(18)를 지지하도록 구성된 바닥에 배열된다.
하부 개구(28) 및 상부 개구(26)는 대류에 의해 셀(24)을 통해 바닥으로부터 상부를 향해 물이 순환하게 한다. 핵연료 어셈블리(18)가 셀(24)에 수용될 때, 이 순환으로 핵연료 어셈블리(18)의 온도가 조절된다.
각각의 셀(24)은 셀(24)에 삽입된 핵연료 어셈블리(18)가 셀(24) 내에 완전히 수용되도록 충분한 높이를 갖는다.
원자로(4)의 연료와 함께 유지 보수 및 재장입 작업 중에, 원자로(4)의 모든 핵연료 어셈블리(18)가 배출된다. 원자로(4)의 냉각제에서 핵분열 생성물의 존재가 미리 검출되면, 잠재적으로 영향을 받는 핵연료 어셈블리(18)의 누출을 테스트하기 위한 시험이 수행된다. 실제로, 원자로(4)의 안전 및 방사선 청정성 이유로, 원자로(4)에는 누설을 갖는 핵연료 어셈블리(18)가 재장입될 수 없다.
원자력 발전소(2)에는 핵연료 어셈블리(18)를 사이핑함으로써 누출 테스트를 수행하도록 구성된 누출 테스트 장치(30)가 설비된다.
도 1 및 도 2에 도시된 바와 같이, 누출 테스트 장치(30)는 스토리지 랙(22)의 셀(24)에 저장된 핵연료 어셈블리(18)를 사이핑함으로써 누출 테스트를 수행하도록 구성된다.
누출 테스트 장치(30)는 스토리지 랙(22)의 셀(24)의 상단부(24A)에 배치되도록 구성된 수집 어셈블리(32)를 포함하고, 상기 수집 어셈블리(32)는 물이 상단부(24A)를 통해 나오지 않도록 하고 셀(24)에 수용된 핵연료 어셈블리(18)에 의해 방출된 임의의 기체성 핵분열 생성물을 수집하기 위해 셀(24)의 상단부(24A)를 폐쇄하도록 구성된다.
셀(24)의 상단부(24A)의 폐쇄로 어셈블리의 잔류 전력으로 인해 셀(24)에 저장된 소비된 핵연료 어셈블리(18)의 온도 증가가 야기될 수 있다. 이 전력은 주로 핵연료 어셈블리(18)에 포함된 핵연료의 방사능뿐만 아니라 잔류 핵분열에 의해 생성된다. 사이핑 검증은 핵연료 어셈블리(18)가 원자로(4)로부터 셀(24)로 이송된 직후에 수행될 때 보다 효과적이며, 그 후 핵연료 어셈블리(18)의 잔류 전력은 더 높다.
수집 어셈블리(32)는 셀(24)의 상단부(24A)를 폐쇄하고 셀(24) 내에 수용된 핵연료 어셈블리(18)에 의해 방출된 임의의 기체성 핵분열 생성물을 수집하기 위한 커버(34)를 포함한다.
커버(34)는 벨 형태를 취한다. 커버(34)는 내부 용적을 한정한다. 커버(34)는 하부 에지(34A) 및 정점(34B)을 갖는다. 바람직하게는, 커버(34)는 높이의 전부 또는 일부에 걸쳐 수렴하는 형상을 갖는다. 여기에서, 커버(34)의 상부는 정점(34B)을 향하여 수렴하는 피라미드형 또는 원추형 형상을 갖는다.
커버(34)는 상기 커버(34) 아래에 있는 가스를 수집하기 위한 적어도 하나의 탭을 포함한다. 가스를 수집하기 위한 브랜치가 바람직하게는 정점(34B) 근처에 위치된다.
커버(34)는 상기 커버(34) 상에 위치된 적어도 하나의 탭을 포함하고, 가압 가스, 예를 들어 가압 공기를 커버(34)에 공급할 수 있게 한다.
가압 공기로 채워지고 셀(24) 위에 위치된 커버(34)는 심지어 상기 커버(34) 내에서 물이 순환할 수 없는 경우에도 셀(24) 내의 물의 순환을 추가로 제한할 수 있게 한다. 반대로, 핵분열 생성물이 물에서 빠져 나갈 수 있고 커버(34)에 의해 수집될 수 있다.
예시된 예에서, 커버(34)는 상기 커버(34)에 의해 포획된 가스의 수집 및 커버(34) 아래로 가압 가스의 유입을 모두 수행하기 위한 탭(36)을 포함한다. 일 변형으로, 커버(34)는 가스 수집 및 가압 가스의 주입을 위한 별개의 탭을 포함한다.
선택적으로, 커버(34)는 사이핑 장치가 배치된 셀(24)에 담긴 물의 온도를 측정하도록 구성된 온도 프로브(38)를 갖는다. 온도 프로브(38)는 예를 들어 수집 어셈블리(32)가 셀(24)의 상단부(24A)에 배열될 때 셀(24)에 담긴 물에 잠기도록 구성된다.
선택적으로, 커버(34)는 수집 어셈블리(32)가 배열된 셀(24)에서 물을 배출하도록 구성된 탭을 포함한다.
커버(34)는 예를 들어 스테인레스 스틸, 특히 AISI 304, 304L, 316 또는 316L 스틸로 제조된 기계적으로 용접된 어셈블리에 의해 형성된다.
도시된 예에서, 수집 어셈블리(32)는 위로 연장하기 위해 셀(24)의 상단부(24A)에 배열된 튜브형 익스텐더(40)를 포함한다.
익스텐더(40)는 인접한 셀(24)의 상부 에지를 지나 셀(24)을 연장할 수 있게 한다. 작동 위치에서, 익스텐더(40)는 인접한 셀(24)에 대해 돌출된다. 특히, 익스텐더(40)는 인접한 셀(24)의 상단부(24A)보다 높은 고도에 위치된 상부 에지(40A)를 갖는다.
예시된 예에서, 익스텐더(40)는 셀(24) 내로 부분적으로 가라앉도록 구성된다. 익스텐더(40)는 셀(24)에 끼워지도록 구성된 하부 부분(42) 및 익스텐더(40)가 셀(24)에 끼워질 때 셀(24)로부터 위쪽으로 돌출되도록 제공된 상부 부분(44)을 갖는다.
익스텐더(40)는 하부(42)와 상부(44) 사이의 접합부에서 외부 숄더(46)를 갖는다. 외부 숄더(46)는 익스텐더(40)의 하단부(40B)를 셀(24)로 푸시를 제한하는 정지부를 형성한다.
익스텐더(40)를 셀(24)에 끼움으로써 셀(24)에 대한 익스텐더(40)의 정확한 수평 위치 결정이 보장된다. 또한, 외부 숄더(46)는 정확한 수직 위치 결정을 보장한다.
익스텐더(40)는 예를 들어 스테인레스 스틸, 특히 AISI 304, 304L, 316 또는 316L 스틸로 제조된 기계적으로 용접된 어셈블리에 의해 형성된다.
커버(34)는 익스텐더(40)를 덮도록 구성된다. 커버(34) 및 익스텐더(40)는 셀(24)의 상단부(24A)를 폐쇄하고 셀(24)로부터 나오는 가스를 수집하도록 효과적으로 협력한다.
특히, 익스텐더(40)는 커버(34) 내부에 부분적으로 결합된다. 커버(34)의 하부 에지(34A)는 익스텐더(40)의 상부 에지(40A)보다 낮은 고도에 위치된다.
이 구성으로, 수집 어셈블리(32)가 셀(24)의 상단부(24A)에 설치되고 커버(34)가 가압 가스로 충전될 때, 가압 가스의 부피가 셀(24)의 상부 에지(40A)보다 낮은 고도로 떨어질 수 있다. 셀(24)에 담긴 물은 셀(24)의 상부를 통해 따라서 셀(24)을 통과하는 것이 방지된다. 이는 커버(34)의 하부 에지(34A)가 인접한 셀(24)의 상단부(24A)를 방해하지 않고 얻어진다.
화살표(F)로 도시된 바와 같이, 셀(24)에 담긴 물은 셀(24)의 폐쇄 루프에서 선택적으로 순환한다.
커버(34)의 하부 에지(34A)는 익스텐더(40)가 커버(34) 내부와 맞물릴 수 있도록 익스텐더(40)의 상부 에지(40A)보다 큰 치수를 갖는다.
바람직하게는, 커버(34)의 하부 에지(34A)는 핵연료 어셈블리(18)의 상단보다 높은 고도에 위치된다. 이 배열은 핵연료 어셈블리(18)가 항상 물에 의해 둘러싸인 상태를 유지하고 따라서 핵연료 어셈블리(18)의 제어되지 않은 가열을 피하기 위해 물의 존재를 요구하는 핵 안전 기준을 충족시킬 수 있다.
한가지 특정 실시예에서, 커버(34) 및 익스텐더(40)는 단일 유닛으로서 공동으로 취급될 수 있도록 서로 고정된다. 따라서, 수집 어셈블리(32)는 하나이다. 여기서, 커버(34) 및 익스텐더(40)는 상기 커버(34) 및 익스텐더(40)를 통과하는 수평봉(47)에 의해 연결된다. 선택적으로, 커버(34) 및 익스텐더(40)는 단일의 동일한 기계적 용접 또는 볼트식 어셈블리를 형성할 수 있다.
수집 어셈블리(32)는 상기 수집 어셈블리(32)를 취급하기 위한 핸들링 시스템(48)을 포함한다. 여기서, 핸들링 시스템(48)은 커버(34) 상에 위치된다. 핸들링 시스템(48)은 예를 들어 핵연료 어셈블리를 취급하기 위해 제공된 취급 도구를 사용하여 파지될 수 있도록 구성된다. 따라서, 핵연료 어셈블리를 취급하기 위해 이미 제공된 취급 도구는 특정 취급 도구를 제공할 필요없이 수집 어셈블리(32)를 취급할 수 있게 한다.
선택적으로, 수집 어셈블리(32)는 상기 수집 어셈블리(32)를 셀(24) 상에 설치된 위치에 유지시키는 유지장치(50)를 포함한다. 유지장치(50)는 예를 들어 밸러스트를 포함한다. 밸러스트는 셀(24) 상에 수집 어셈블리(32)를 유지하는 연속적인 수직력을 가한다. 변형으로 또는 추가로서, 유지장치는 기계적 락킹 시스템(51)을 포함한다. 이러한 락킹 시스템(51)은 예를 들어 스토리지 랙(22)과 맞물리도록 제공된 하나 또는 여러 개의 후크(들) 또는 래치(들)를 포함한다. 이러한 락킹 시스템(51)은 예를 들어 폴을 사용하여 원격으로 작동될 수 있다.
누출 테스트 장치(30)는 수집 어셈블리(32)와 분리되어 있고 원격인 제어 어셈블리(52)를 포함한다.
도 2에 도시된 바와 같이, 제어 어셈블리(52)는 스토리지 풀(8)의 가장자리에 배치되도록 제공되며, 예를 들어 파이프(56) 및/또는 케이블에 의해 수집 어셈블리(32)에 연결된다.
제어 어셈블리(52)는 커버(34)에 가압 가스를 공급하기 위해 파이프(56)에 의해 커버(34)의 탭(36)에 연결된 가압 가스 소스(54), 예를 들어 가압 공기를 포함한다.
제어 어셈블리(52)는 커버(34)에 의해 포획된 가스를 수집하기 위해 파이프(56)에 의해 커버(34)의 탭(36)에 연결되고 커버(34)에 의해 수집된 가스에 대한 측정을 수행하도록 구성된 측정장치(58)를 포함한다.
측정장치(58)는 예를 들어 수집된 가스에 의해 방출된 광선, 예를 들어 감마선 및/또는 베타선을 측정하도록 구성된다. 측정장치(58)는 예를 들어 광선 카운팅 측정을 수행하도록 구성된다.
제어 어셈블리(52)는 측정장치(58)에 의해 제공된 측정 신호를 분석하도록 구성된 컴퓨터(60)를 포함한다. 컴퓨터(60)는 바람직하게는 측정장치(58)에 의해 제공된 측정 신호에 기초하여 수집된 가스 내에 발생가능한 기체성 핵분열 생성물의 유무를 결정하도록 구성된다.
제어 어셈블리(52)는 사용자를 위해 컴퓨터(60)에 의해 제공된 분석 결과를 복원하도록 구성된 인간-기계 인터페이스 장치(62)를 포함한다. 인간-기계 인터페이스 장치(62)는 예를 들어 터치 감지식일 수도 있거나 아닐 수 있는 디스플레이 스크린, 키보드, 포인팅 장치, 터치 감지식 슬랩 및/또는 프린터를 포함한다.
선택적으로, 컴퓨터(60)는 수집 어셈블리(32)를 탑재한 온도 프로브(38)에 의해 제공된 온도 측정 신호를 기술하고/하거나 인간-기계 인터페이스 장치(62)를 통해 사용자에 대한 온도를 복원시키도록 구성된다. 온도를 앎으로써 셀(24)에 담긴 물을 끓이지 않고 안전한 상태에서 사이핑이 행해지는 것이 모니터될 수 있다.
선택적으로, 측정장치(58)는 수집 어셈블리(32)를 사용하여 셀(24)에 샘플링된 물에 부유된 고체 및/또는 용해된 기체성 핵분열 생성물 및/또는 핵분열 생성물을 검출하도록 구성된다. 용해되거나 현탁된 핵분열 생성물의 검출은 예를 들어 분광계를 사용한 감마선 계수 측정에 의해 행해진다. 물에 용해된 및/또는 현탁된 핵분열 생성물을 검출함으로써 검출의 유효성이 향상될 수 있다.
이하, 누출 테스트 장치(30)를 이용하여 구현된 사이핑에 의한 누출 테스트 방법을 설명한다.
소모된 핵연료 어셈블리(18)가 원자로(4)로부터 배출되고 셀(24)에 각각 삽입된다.
나란히 그리고 원자로(4)를 배출하는 동안, 수집 어셈블리(32)는 제 1 셀(24)의 상단(24A)에 설치된다. 이를 위해, 익스텐더(40)의 하부(42)가 셀(24)에 맞물린다. 적용가능한 경우, 수집 어셈블리를 셀(24)에 고정되게 하기 위해 락킹 시스템(51)이 작동된다. 그런 후 수집 어셈블리(32)는 도 2의 위치에 있다. 익스텐더(40)는 수직 상방으로 연장시키기 위해 셀(24)의 상단부(24A)에 배치되고 커버(34)가 익스텐더(40)를 덮는다.
가압 가스가 커버(34)로 보내진다. 상기 가압 가스는 커버(34) 내에 있는 물을 몰아 낸다. 커버(34) 아래에 가스 포켓이 가두어지고 셀(24)에 담긴 물이 그 상부 개구(26)를 통해 나오는 것을 방지한다. 가압 가스는 파이프(56)에 의해 커버(34)에 연결된 가압 가스 소스(54)를 사용하여 커버(34) 아래에 주입된다.
셀(24)에 있는 물은 핵연료 어셈블리(18)의 잔류 전력 때문에 점차 가열된다. 커버(34)의 존재는 커버(34) 없이 대류에 의해 행해지듯이 물이 셀(24)을 나가는 것을 방지한다. 따라서, 핵연료 어셈블리(18)가 덜 냉각되어 온도가 증가한다.
셀(24)에 담긴 물은 가능하게는 대류로 인해 셀(24) 내의 폐루프 내에서 순환한다. 핵연료 어셈블리(18)를 따라 위로 순환하면서 가열되고 셀(24)의 벽을 따라 다시 하강한다.
온도가 상승하기 때문에, 핵연료 어셈블리(18)의 핵연료 봉 내부의 압력이 증가한다. 핵연료 봉이 누출된 경우, 핵분열 생성물은 핵연료 어셈블리(18)의 상기연료봉로부터 빠져 나와 셀(24)에서 상승하고 커버(34)에 의해 수집된다.
커버(34) 아래에 포획된 가스는 측정장치(58)로 안내되고, 측정장치(58)에 의해 이들 가스에 대한 측정이 수행되며, 컴퓨터(60)에 의해 측정 신호의 분석을 수행한다.
분석 결과는 인간-기계 인터페이스 장치(62)에 의해 사용자에게 복원된다.
누출 테스트 장치(30)는 검증될 다음 핵연료 어셈블리(18)를 포함하는 셀(24)쪽으로 다음에 이동된다.
이 방법은 바람직하게는 다음의 누출 테스트를 수행하기 위해 누출 테스트 장치(30)를 한 셀(24)에서 다른 셀(24)로 이동시킴으로써, 상기 스토리지 랙 또는 다수의 스토리지 랙(22)의 각각의 셀(24)에 위치한 다수의 핵연료 어셈블리들(18)에서 연속으로 누출 테스트의 실행을 포함한다.
따라서, 핵연료 어셈블리(18)를 취급할 필요없이 각각의 셀(24)에 수용된 몇몇 핵연료 어셈블리(18)에 대해 여러 차례의 연속 누출 검사를 수행할 수 있다.
또한, 원자로(4)로부터 배출된 핵연료 어셈블리(18)는 일반적으로 스토리지 랙(22)에 저장된다. 따라서, 핵연료 어셈블리(18)의 누출 테스트는 정상적인 조작에 비해 핵연료 어셈블리(18)를 추가로 조작하지 않고도 행해질 수 있어, 이는 상당한 시간 절약을 나타낸다.
선택적으로, 누출 테스트는 원자로(4)로부터 핵연료 어셈블리(18)의 배출이 끝날 때 수행될 수 있다.
익스텐더(40)는 셀(24)에 있는 핵연료 어셈블리(18)에 의해 방출되는 가능한 기체성 핵분열 생성물을 효과적으로 포획하기 위해 커버(34)를 위치시킬 수 있도록 셀(24)을 인접한 셀(24) 위로 연장할 수 있게 한다.
특히, 커버(34)는 익스텐더(40)의 상부 에지(40A)의 고도보다 낮은 고도에 위치된 커버(34)의 하부 에지(34A)와 함께 익스텐더(40)를 덮을 수 있으며, 이는 적어도 커버(34) 아래의 가스의 압력이 커버(34)의 하부 에지(34A)에서의 물의 압력보다 낮은 한 가스가 커버(34)에서 나가는 것을 막는다.
일부 "저온" 핵연료 어셈블리(18)는 다른 것보다 잔류 전력이 낮다. 잔류 전력이 너무 낮으면, 셀(24)의 상단부(24A)에 수집 어셈블리(32)의 설치로 인해 핵연료 어셈블리(18)가 저장된 셀(24)의 상단부(24A)를 단지 폐쇄하는 것만으로 사이핑을 만족시키기 충분치 않을 수 있다.
선택적으로, 도 3에 도시된 바와 같이, 누출 테스트 장치(30)는 셀(24)의 바닥에 삽입되고 셀(24)에 담긴 물을 가열하도록 구성된 가열 유닛(64)을 포함한다.
가열 유닛(64)은 셀(24)에 저장된 핵연료 어셈블리(18)를 지지하도록 구성된다. 따라서, 가열 유닛(64)은 셀(24)에 저장된 핵연료 어셈블리(18)의 무게를 지지하도록 크기가 정해진다.
가열 유닛(64)은 핵연료 어셈블리(18)가 셀(24) 외부로 돌출하는 것을 방지하기 위해 가능한 한 작은 높이로 제공된다.
가열 유닛(64)은 예를 들어 평행육면체형 박스(66)를 포함한다. 박스(66)는 예를 들어 AISI 304, 304L, 316 또는 316L 스틸과 같은 스테인레스 스틸로 제조된 기계적으로 용접된 어셈블리에 의해 형성된다.
박스(66)는 셀(24)에 어떠한 사이핑 싸이클도 구현되지 않을 때 바닥에서 상단으로 수직으로 셀(24) 내의 물의 순환을 허용하도록 물 순환 통로를 구비한다.
가열 유닛(64)은 사이핑 사이클 동안 셀(24)에 담긴 물을 가열하기 위한 열원(68)을 포함한다. 열원(68)은 박스(66) 내에 포함된 가열 전기저항이다. 열원(68)은 박스(66) 내에 위치된다.
가열 유닛(64)은 열원(68)에 전기를 공급하기 위한 전원(70)을 포함한다.
전원(70)은 가열 유닛(64)에 수용된 전기 배터리 및/또는 원격 전원에 가열 유닛(64)을 연결하기 위한 전력 케이블을 포함한다.
여기서, 전원(70)은 가열 유닛(64)이 셀(24)의 상부 개구(26)를 통해 셀(24)에 삽입될 때 셀(24)의 하부 개구(28)를 통해 나오도록 제공된 전원 케이블(72)을 포함한다. 전원 케이블(72)에는 가열 유닛(64)의 반대편 단부에 전기 커넥터(74)가 제공된다.
바람직하게는, 가열 유닛(64)은 전력 케이블(72)을 운반하는 케이블 핸들링 체인(76)을 포함한다. 케이블 핸들링 체인(76)은 그 무게와 유연성으로 인해 가열 유닛(64)을 셀(24) 내로 삽입 동안 셀(24)의 하부 개구(28)를 통한 케이블의 통과를 용이하게 한다.
하나의 특정 실시예에서, 케이블 핸들링 체인(76)은 일단 가열 유닛(64)이 셀(24)의 바닥에 삽입되면, 전기 커넥터(74)가 스토리지 풀(8)의 바닥에 놓이도록 구성된다.
바람직하게는, 케이블 핸들링 체인(76)은 가열 유닛(64)이 지면에 더 근접할 때 전기 커넥터(74)가 가열 유닛(64)에 대해 결정된 측에서 측방향으로 오프셋되도록 서로에 대해 분절된 세그먼트(78)를 포함한다.
따라서, 가열 유닛(64)이 셀(24) 내로 하강될 때, 케이블 핸들링 체인(76)은 셀(24)의 하부 개구(28)를 통과하고, 전기 커넥터(74)는 스토리지 풀(8)의 바닥에 놓인 다음, 가열 유닛(64)을 계속 하강시킬 때 측방향으로 이동된다.
바람직하게는, 작동 동안, 가열 유닛(64)은 도 3에 도시된 바와 같이 전기 커넥터(74)가 스토리지 랙(22)의 측면에서 이동되고 상기 스토리지 랙(22)의 측면에서 접근 가능하도록 스토리지 랙(22)의 주변 셀(24)에 삽입된다.
전기 커넥터(74)가 이동하는 측면은 가열 유닛(64)의 방향에 따른다. 바람직하게는, 가열 유닛은 주변 셀(24)로의 삽입 중에 올바르게 방향을 맞추는 실수 방지 마크를 포함하여, 전기 커넥터(74)가 스토리지 랙(22)의 측면에서 나오고 스토리지 풀(8)의 에지로부터 접근 가능하는 것을 보장한다.
원격 전원에 연결하기 위해, 누출 테스트 장치(30)는 예를 들어 전원 케이블(72)의 전기 커넥터(74)에 상보적인 전기 커넥터(84)와 함께 하단에 제공된 전기 연결 케이블(82)을 갖는 커넥팅 폴(80)을 포함한다.
핵연료 어셈블리(18)의 가열을 위해 가열 유닛(64)에 의해 열이 제공된다는 점을 제외하고, 사이핑 장치의 작동은 도 2의 사이핑 장치의 작동과 유사하다.
설치를 위해, 먼저 가열 유닛(64)이 셀(24)의 바닥에 설치되고, 핵연료 어셈블리(18)가 가열 유닛(64) 상에 놓이도록 셀(24)에 삽입된 다음, 수집 어셈블리(32)가 셀(24)의 상단에 배치된다. 가열 유닛(64)은 커넥팅 폴(80)을 사용하여 전력 케이블(72)에 의해 전원에 연결될 수 있다.
도 4에 도시된 변형에서, 가열 유닛(64)은 핵연료 봉의 튜브형 외피에 잠재적으로 달라붙는 핵분열 생성물의 수집을 개선하기 위해 가스 버블, 예를 들어 기포를 발생시키기 위한 버블링 장치(86)를 더 포함한다. 버블링 장치(86)는 특히 충분한 잔류 전력을 갖는 핵연료 어셈블리(18)에 대한 누출 테스트의 경우 가열 유닛(64)과 별개로 구현될 수 있다.
작동 중에, 버블링 장치(86)에 의해 생성된 기포는 핵연료 어셈블리(18)를 따라 상승하고, 핵연료 어셈블리(18), 특히 상기 핵연료 어셈블리(18)의 연료봉 또는 핵연료 어셈블리(18)의 격자에 달라붙은 기체성 핵분열 생성물로부터 기포를 몰아낸다. 다시 말하면, 버블링 장치(86)는 핵연료 어셈블리(18)로부터 핵분열 생성물 기포를 흩어트리도록 구성된다. 따라서, 이는 누설 검출의 효과를 향상시킨다.
버블링 장치(86)는 예를 들어 짧은 높이를 갖는 격자 또는 링(들), 또는 토 로이드(들)의 형태여서 셀(24)이 수집 어셈블리(32)에 의해 폐쇄되지 않을 경우 상기 셀(24) 내의 물의 순환을 위한 리세스를 배열하면서 버블링 장치(86)의 표면의 전부 또는 일부에 걸쳐 기포를 발생시킬 수 있다.
기포를 발생시키기 위해, 버블링 장치(86)는 예를 들어 기체 소스(미도시)에 연결된다. 커버(34)를 채우도록 제공된 가압 가스 공급원(54)을 사용하는 것이 가능하다.
이 연결을 위해, 가열 유닛(64)은 예를 들어 케이블 핸들링 체인(76)에 의해 운반되는 공급 파이프를 포함하고, 전기 커넥터(74)는 이 공급 파이프를 커넥팅 폴(80)에 의해 운반되고 가스 공급원에 연결된 연결 파이프에 유체 연결하도록 추가로 구성된다.
본 발명에 따르면, 간단하고, 신뢰할 수 있으며, 신속하게 사이핑함으로써 원자로(4)로부터 배출된 핵연료 어셈블리(18)의 누출을 테스트할 수 있다.
누설 테스트는 원자로(4)로부터 배출된 핵연료 어셈블리(18)가 저장되는 스토리지 랙(22)에서 직접 수행된다.
충분한 잔류 전력을 갖는 핵연료 어셈블리(18)를 검증하기 위해 반드시 스토리지 랙(22)으로부터 분리된 전용 고정 또는 이동식 사이핑 셀을 갖거나 저장된 핵연료 어셈블리(18)를 취급할 필요가 없다.
누출 테스트는 원자로(4) 외부에서 더 행해지며, 이는 원자로(4) 자체 위에 취급 작업을 제한하며 그러한 절차에 내재된 위험을 제한한다.
본 발명은 또한 가열 유닛(64)이 설비된 셀(24)에서 "저온" 핵연료 어셈블리(18)의 누출 테스트를 수행하는 것을 가능하게 한다.
누출 테스트 장치(30)는 가볍고 콤팩트하며 설치 및 제거가 용이하다. 이는 특히 충분한 잔여 전력을 가질 때 핵연료 어셈블리(18)의 취급을 줄일 수 있기 때문에, 절차 시간을 단축시키고 핵연료 어셈블리(18)를 손상시키는 위험을 감소시킬 수 있다. 누출 테스트 장치(30)를 이용한 누출 테스트는 상기 누출 테스트 장치(30)를 하나의 셀(24)에서 다른 셀(24)로 이동시키기만 하면 되므로, 여러 핵연료 어셈블리(18)의 연속 테스트 동안 시간 절약이 무시할 수 없다.
누출 테스트 장치(30)는 스토리지 풀(8)에 이미 존재하는 스토리지 랙(22)을 사용한다. 따라서, 예를 들어 전용 고정식 또는 이동식 사이핑 셀의 경우와 같이 반드시 스토리지 풀(8)에 추가적인 앵커 포인트를 제공할 필요가 없다. 원자력 안전 당국에 사고가 났을 때 그 행동을 정당화하기 위해 더 이상 성가시고 비용이 드는 연구를 제공할 필요도 없다.
핵연료 어셈블리(18)와 직접 접촉함으로써 누출 테스트 장치(30)의 오염 위험이 제거된다.
누출 테스트 장치(30)는 2회 연속 누출 테스트 간에 헹굼 또는 정화를 수행하지 않고 동일한 수집 어셈블리(32)를 사용하여 여러 차례 연속 누출 테스트를 수행할 수 있게 한다.
본 발명은 상술한 예시적인 실시예에 국한되지 않는다. 대안들이 고려될 수 있다.
여기서, 누출 테스트 장치(30)는 단일 수집 어셈블리(32)를 포함한다. 변형예에서, 누출 테스트 장치(30)는 여러 수집 어셈블리(32)를 포함한다. 이는 다수의 각각의 핵연료 어셈블리(18)에 대해 다수의 누출 테스트를 동시에 수행하거나 다른 수집 어셈블리(32)를 사용하여 또 다른 핵연료 어셈블리(18)에 대한 또 다른 누출 테스트를 준비하는 동안 수집 어셈블리(32)를 사용하여 핵연료 어셈블리(18)에 대한 누출 테스트를 수행할 수 있게 한다.
누출 테스트 장치(30)가 다수의 수집 어셈블리(32)를 포함할 때, 다수의 수집 어셈블리(32)에 의해 공유되고 한 번에 이들 수집 어셈블리(32) 중 하나에 연결될 수 있는 제어 어셈블리(52)를 제공할 수 있다. 공유 제어 어셈블리(52)는 이어서 다른 수집 어셈블리(32)에 연속적으로 연결된다.
도시된 예에서, 익스텐더(40)는 수집 어셈블리(32)가 설치되는 셀(24)을 지지한다. 선택적으로 또는 변형에서, 익스텐더(40)는 수집 어셈블리(32)가 설치되는 셀(24)에 인접한 하나 또는 다수의 셀(24)을 지지하도록 구성된다. 이는 수집 셀(32)의 무게를 여러 셀(24)에 분산시키는 것을 가능하게 한다.
예시된 예에서, 커버(34) 및 익스텐더(40) 중에서, 익스텐더만이 셀(24)을 지지한다. 변형예에서 또는 선택적으로, 커버(34)는 수집 어셈블리(32)가 설치된 셀(24) 및/또는 수집 어셈블리(32)가 설치된 셀(24)에 인접한 하나 또는 다수의 셀(24)을 지지한다.

Claims (15)

  1. 사이핑에 의한 핵연료 어셈블리(18)의 누출을 테스트하기 위한 누출 테스트 장치로서,
    셀(24)에 담긴 물이 상기 셀(24)의 상단부(24A)를 통해 빠져 나가는 것을 방지하고, 상기 셀(24) 내에 포함된 핵연료 어셈블리(18)에 의해 방출되는 발생가능한 핵분열 생성물을 포함하는 생성물을 수집하기 위해, 원자로(4)로부터 배출된 핵연료 어셈블리(들)(18)를 저장하기 위한 스토리지 랙(22)의 셀(24)의 상단부(24A)를 폐쇄하도록 구성된 수집 어셈블리(32)를 포함하고,
    상기 수집 어셈블리(32)는 상기 셀(24)을 위로 연장시키면서 상기 셀(24)의 상단부(24A)에 배치되도록 구성된 튜브형 익스텐더(40)를 포함하고, 벨형 커버(34)가 상기 익스텐더(40)를 덮도록 구성된 누출 테스트 장치.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 커버(34)의 하부 에지(34A)는 상기 익스텐더(40)의 상부 에지(40A)보다 낮은 고도에 위치하면서 상기 익스텐더(40)를 둘러싸는 누출 테스트 장치.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 익스텐더(40)와 커버(34)는 공동으로 취급될 수 있도록 서로 고정되는 누출 테스트 장치.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 커버(34)는 상방으로 수렴하는 피라미드형 또는 원뿔형을 갖는 누출 테스트 장치.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 커버(34)는 상기 커버(34) 아래에 가압 가스를 공급하기 위한 적어도 하나의 탭(36)을 포함하는 누출 테스트 장치.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 수집 어셈블리(32)로부터 분리되고 상기 수집 어셈블리(32)에 연결되는 제어 어셈블리(52)를 포함하며, 상기 제어 어셈블리(52)는 핵분열 생성물의 가능한 유무를 검출하기 위해 수집 어셈블리(32)에 의해 수집된 생성물을 분석하도록 구성된 누출 테스트 장치.
  7. 제 1 항에 있어서,
    셀(24)의 바닥에 배치되고 상기 셀(24)에 수용된 핵연료 어셈블리(18)를 지지하도록 구성된 가열 유닛(64)을 포함하는 누출 테스트 장치.
  8. 제 1 항에 있어서,
    핵연료 어셈블리(18)로부터 핵분열 생성물 기포를 흩어지게 하도록 구성된 버블링 장치(86)를 포함하는 누출 테스트 장치.
  9. 사이핑에 의한 핵연료 어셈블리(18)의 누출 테스트 방법으로서,
    원자로(4)에서 배출되는 핵연료 어셈블리(18)를 저장하기 위해 상기 핵연료 어셈블리(18)가 랙(22)의 셀(24)에 저장되는 동안 누출 테스트가 수행되고,
    셀(24)에 담긴 물이 상기 셀(24)의 상단부(24A)를 통해 빠져 나가지 않도록 상기 셀(24)의 상단부(24A)를 폐쇄하도록 구성된 수집 어셈블리(32)를 사용하여 생성물을 수집하는 단계 및 셀(24)에 포함된 핵연료 어셈블리(18)에 의해 배출된 발생가능한 핵분열 생성물을 검출하기 위해 수집된 생성물을 분석하는 단계를 포함하고,
    셀(24)을 위로 연장하도록 수집 어셈블리(32)의 튜브형 익스텐더(40)의 셀(24)의 상단부(24A)에 배치하는 단계를 포함하고, 상기 익스텐더(40)는 수집 어셈블리(32)의 벨형 커버(34)에 의해 덮이는 누출 테스트 방법.
  10. 제 9 항에 있어서,
    핵연료 어셈블리(18)의 누출을 테스트하기 위해 수집 어셈블리(32)를 셀(24) 중 하나에서 다른 하나로 연속적으로 이동시킴으로써 동일한 스토리지 랙(22)의 각 셀(24)에 배치된 다수의 핵연료 어셈블리(18)의 누출을 테스트하는 단계를 포함하는 누출 테스트 방법.
  11. 제 9 항에 있어서,
    셀(24)에 수용된 핵연료 어셈블리(18)를 가열하는 단계를 포함하는 누출 테스트 방법.
  12. 제 11 항에 있어서,
    상기 가열하는 단계는 상기 셀(24)의 바닥에 부착된 가열 유닛(64)을 사용하여 행해지는 누출 테스트 방법.
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