JPH0439636B2 - - Google Patents
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- JPH0439636B2 JPH0439636B2 JP58250596A JP25059683A JPH0439636B2 JP H0439636 B2 JPH0439636 B2 JP H0439636B2 JP 58250596 A JP58250596 A JP 58250596A JP 25059683 A JP25059683 A JP 25059683A JP H0439636 B2 JPH0439636 B2 JP H0439636B2
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野〕
本発明は、原子炉用燃料の破損検出方法に係
り、特に燃料集合体内の冷却材をサンプリングし
て燃料の破損の有無を検出するとともに、破損位
置の推定を行なう燃料破損検出方法に関する。[Detailed Description of the Invention] [Technical Field of the Invention] The present invention relates to a method for detecting damage to fuel for a nuclear reactor, and in particular, to sampling coolant in a fuel assembly to detect the presence or absence of fuel damage. The present invention relates to a fuel damage detection method for estimating position.
〔発明の技術的背景およびその問題点〕
一般に、原子炉容器内には多数の燃料集合体が
配設され炉心部が構成されており、その各燃料集
合体内に、金属製の被覆管内に核燃料を挿入密封
した複数本の燃料棒が配列せしめられている。す
なわち、核燃料は金属製の被覆管によつて密封さ
れ、核分裂によつて発生する有害な核分裂生成物
が冷却材中に拡散しないようにしてある。[Technical background of the invention and its problems] Generally, a large number of fuel assemblies are arranged in a nuclear reactor vessel to form a reactor core, and each fuel assembly contains nuclear fuel in a metal cladding tube. Multiple fuel rods are inserted and sealed in an array. That is, the nuclear fuel is sealed with a metal cladding tube to prevent harmful fission products generated by nuclear fission from diffusing into the coolant.
しかしながら、被覆管の腐触や局所的な応力の
発生または製造上の欠陥等によつて、原子炉運転
中に燃料棒の被覆管が破損したような場合には、
核燃料の核分裂によつて発生する核分裂生成物が
冷却材中に拡散し、冷却材のみならず原子炉系機
器やタービン系機器等が放射能で汚染される可能
性がある。したがつて、破損した燃料棒を有する
燃料集合体の有無を時々点検し、破損した燃料棒
を有する燃料集合体がある場合には、当該燃料集
合体を新らしいものと交換する必要がある。 However, if the cladding of a fuel rod is damaged during reactor operation due to cladding corrosion, localized stress, or manufacturing defects,
Fission products generated by fission of nuclear fuel diffuse into the coolant, potentially contaminating not only the coolant but also nuclear reactor equipment, turbine equipment, etc. with radioactivity. Therefore, it is necessary to check from time to time whether there is a fuel assembly with a damaged fuel rod, and if there is a fuel assembly with a damaged fuel rod, it is necessary to replace the fuel assembly with a new one.
ところで、燃料集合体の燃料棒被覆管の破損の
有無は、原子炉を通過する冷却材をサンプリング
して冷却材中に含まれる核分裂生成物の濃度を測
定して検出することができる。しかし、多数ある
燃料集合体の中から破損している燃料棒を有する
燃料集合体を検出するためには、各燃料集合体に
ついて個別にその破損の有無の検出を行なわなけ
ればならない。しかも、燃料集合体の燃料棒に破
損がある場合には、不用意な取り扱いにより作業
員が被曝を受ける可能性があり、炉内機器も汚染
される可能性がある。そのため破損燃料集合体の
検出は原子炉内で行なうことが望ましい。 Incidentally, the presence or absence of damage to the fuel rod cladding of a fuel assembly can be detected by sampling the coolant passing through the reactor and measuring the concentration of fission products contained in the coolant. However, in order to detect a fuel assembly having a damaged fuel rod from among a large number of fuel assemblies, it is necessary to individually detect whether or not each fuel assembly is damaged. Furthermore, if a fuel rod in a fuel assembly is damaged, workers may be exposed to radiation due to careless handling, and equipment within the reactor may also be contaminated. Therefore, it is desirable to detect damaged fuel assemblies inside the reactor.
第１図は、沸騰水型原子炉における燃料破損検
出方法の概略説明図であつて、符号１はチヤンネ
ルボツクス２内に概略的に示す燃料棒群３を装着
した燃料集合体であり、その燃料集合体１な炉心
支持板４上に支持装着されている。一方、冷却材
は上記炉心支持板４の下方から、上記燃料集合体
１のチヤンネルボツクス２の内外に流通せしめら
れ、その冷却材によつて燃料の核分裂により発生
する崩壊熱が冷却除去される。 FIG. 1 is a schematic explanatory diagram of a fuel failure detection method in a boiling water reactor, in which reference numeral 1 is a fuel assembly in which a group of fuel rods 3 schematically shown in a channel box 2 is installed, and the fuel The assembly 1 is supported and mounted on a core support plate 4. On the other hand, a coolant is made to flow into and out of the channel box 2 of the fuel assembly 1 from below the core support plate 4, and decay heat generated by nuclear fission of the fuel is cooled and removed by the coolant.
ところで、このような原子炉において燃料棒の
破損の検出に際しては、燃料集合体１の上端部
に、空気管５とサンプリング管６とが取り付けら
れたキヤツプ７を装着する。そして、上記空気管
５を通してキヤツプ７内に空気を供給し、キヤツ
プ７内に空気層８を形成する。したがつて、この
空気層８によつて燃料集合体１内の上部に液面９
が形成されるとともに、燃料集合体１内に流入す
る冷却材の流れが阻止される。 By the way, when detecting damage to a fuel rod in such a nuclear reactor, a cap 7 to which an air pipe 5 and a sampling pipe 6 are attached is attached to the upper end of the fuel assembly 1. Then, air is supplied into the cap 7 through the air pipe 5 to form an air layer 8 within the cap 7. Therefore, this air layer 8 creates a liquid level 9 at the upper part of the fuel assembly 1.
is formed, and the flow of coolant flowing into the fuel assembly 1 is blocked.
そこで、このような状態で一定時間保持する
と、燃料棒３の温度が上昇し、燃料棒３の被覆管
上に破損があると破損部から冷却材中に核分裂生
成物が放出され易くなり、また冷却材も加熱さ
れ、燃料集合体１内で冷却材が自然対流によつて
循環し、上記核分裂生成物が冷却材中に溶け込み
ながら燃料集合体１の内部を拡散していく。 Therefore, if this condition is maintained for a certain period of time, the temperature of the fuel rod 3 will rise, and if there is a break on the cladding tube of the fuel rod 3, fission products will be likely to be released from the break into the coolant. The coolant is also heated, and the coolant circulates within the fuel assembly 1 by natural convection, and the fission products diffuse inside the fuel assembly 1 while dissolving into the coolant.
しかして、上記一定時間経過後、燃料集合体１
の上部に被冠したキヤツプ７に取り付けてあるサ
ンプリング管６を経て冷却材を炉外に採取し、そ
の採取した冷却材中の放射能濃度を測定すること
によつて燃料集合体の破損の有無を検出する。 However, after the above-mentioned certain period of time has elapsed, the fuel assembly 1
Coolant is sampled outside the reactor through a sampling pipe 6 attached to a cap 7 that is capped on top of the reactor, and the presence or absence of damage to the fuel assembly is determined by measuring the radioactivity concentration in the sampled coolant. Detect.
しかしながら、このような燃料破損検出方法に
おいては、下記のような不都合がある。すなわ
ち、破損燃料の検出作業は、炉内の放射能濃度の
低下待ちや水張り遮へい作業等のために炉停止後
５〜７日経過してから行なわれるため、崩壊熱量
は小さく核分裂生成物の放出量も極めて少なくな
つた状態にある。しかも核分裂生成物は燃料集合
体内を冷却材の自然対流によつて拡散するため、
サンプリングを行なつている燃料集合体下部に核
分裂生成物が放出された場合、その核分裂生成物
が溶け込んだ冷却材がサンプリング管６が挿入さ
れている燃料集合体上部に到達するまでに長時間
を要し、また燃料集合体内で生じる自然対流の流
動如何によつては燃料集合体下部の冷却材が上部
に到達することがなく、燃料集合体の中途で冷却
材が逆流することがある。また、燃料集合体内に
複数個の自然対流渦が形成される場合には、核分
裂生成物が局所的に滞溜してしまうこともある。
したがつて、核分裂生成物のサンプリングが十分
に行なえない等の問題点がある。 However, such a fuel damage detection method has the following disadvantages. In other words, the detection of damaged fuel is carried out 5 to 7 days after the reactor has been shut down in order to wait for the radioactive concentration inside the reactor to decrease and to perform water-filling shielding work, so the amount of decay heat is small and the release of fission products is difficult. The amount is also extremely low. Furthermore, fission products diffuse within the fuel assembly due to the natural convection of the coolant.
If fission products are released into the lower part of the fuel assembly where sampling is being performed, it may take a long time for the coolant containing the fission products to reach the upper part of the fuel assembly where the sampling tube 6 is inserted. In addition, depending on the flow of natural convection occurring within the fuel assembly, the coolant in the lower part of the fuel assembly may not reach the upper part, and the coolant may flow backward in the middle of the fuel assembly. Furthermore, if a plurality of natural convection vortices are formed within the fuel assembly, fission products may accumulate locally.
Therefore, there are problems such as insufficient sampling of fission products.
そこで、上記問題点を解消するため、原子炉容
器内に装架されている燃料集合体の頂部を空気管
およびサンプリング管を設けたキヤツプで覆い、
そのキヤツプ内に空気を封入することによつて、
燃料集合体の下方より流入して上方に流出する冷
却材流れを停止させ、その状態一定時間保持させ
た後、燃料集合体上部の空気層を排除し、燃料集
合体内の冷却材流れを再開させ、燃料集合体内に
滞溜していた冷却材を所定時間サンプリングし、
サンプリングした冷却材の放射能測定によつて燃
料棒の破損を検出する方法が提案されている（特
願昭58−16565号）。 Therefore, in order to solve the above problem, the top of the fuel assembly installed in the reactor vessel was covered with a cap equipped with an air pipe and a sampling pipe.
By enclosing air within the cap,
The flow of coolant flowing in from the bottom of the fuel assembly and flowing out upward is stopped, and after this state is maintained for a certain period of time, the air layer above the fuel assembly is removed and the flow of coolant within the fuel assembly is restarted. , samples the coolant accumulated in the fuel assembly for a predetermined time,
A method has been proposed for detecting damage to fuel rods by measuring the radioactivity of sampled coolant (Japanese Patent Application No. 16565/1982).
ところが、このような方法によれば、局所的な
破損においても燃料集合体の全域にわたつて冷却
材をサンプリングできるため、その破損の有無を
検出することができるが、測定すべき核分裂生成
物がサンプリングした冷却材の中で希釈されるた
め、核分裂生成物が極めて少ない場合には測定が
難かしくなる。さらに、燃料集合体の全域にわた
つて冷却材を一度にサンプリングするため、当該
燃料集合体の破損の有無は検出できても、破損の
位置の推定は不可能である等の問題がある。 However, with this method, it is possible to sample the coolant over the entire area of the fuel assembly even in the case of localized damage, making it possible to detect the presence or absence of damage, but the fission products to be measured are Because they are diluted in the sampled coolant, measurements are difficult when the fission products are very small. Furthermore, since the coolant is sampled over the entire area of the fuel assembly at once, there is a problem that even if it is possible to detect the presence or absence of damage to the fuel assembly, it is impossible to estimate the location of the damage.
本発明はこのような点に鑑み、燃料棒の破損が
比較的小さく核分裂生成物の流出が極めて少ない
場合においても、燃料棒の破損の有無を高い検出
態度で測定し、かつ破損位置の推定をも行なうこ
とができる燃料破損検出方法を得ることを目的と
する。
In view of these points, the present invention provides a method for measuring the presence or absence of fuel rod breakage with a high level of detection attitude and estimating the location of the breakage, even when the breakage of the fuel rod is relatively small and the outflow of nuclear fission products is extremely small. It is an object of the present invention to obtain a method for detecting fuel damage that can also be performed.
本発明は、原子炉容器内に装架されている燃料
集合体の頂端部を、空気管およびサンプリング管
を設けたキヤツプで覆いそのキヤツプ内に空気を
封入することによつて、燃料集合体の下方より流
入し上方に流出する冷却材流れを停止させ、その
状態を一定時間保持させた後燃料集合体上部の空
気層を排除し、燃料集合体内の冷却材流れを再開
させ、燃料集合体内に滞溜していた冷却材を時系
列的に分割して複数の容器に順次サンプリング
し、各容器にサンプリングした冷却材の放射能測
定を行なうことにより、燃料破損の有無を検出す
ることを特徴とするものであつて、冷却材中の核
分裂生成物の割合を高め、放射能測定の感度を向
上させ燃料破損検出の精度を向上させるととも
に、燃料の破損位置をも推定し得るようにしたも
のである。
The present invention covers the top end of a fuel assembly installed in a reactor vessel with a cap provided with an air pipe and a sampling pipe, and seals air in the cap. The flow of coolant flowing in from below and flowing upward is stopped, and after this state is maintained for a certain period of time, the air layer above the fuel assembly is removed, and the flow of coolant within the fuel assembly is restarted. The system is characterized by detecting the presence or absence of fuel damage by dividing the accumulated coolant in chronological order and sequentially sampling it into multiple containers, and measuring the radioactivity of the coolant sampled in each container. It increases the proportion of fission products in the coolant, improves the sensitivity of radioactivity measurement, improves the accuracy of fuel damage detection, and also makes it possible to estimate the location of fuel damage. be.
以下、第２図乃至第７図を参照して本発明の一
実施例について説明する。
An embodiment of the present invention will be described below with reference to FIGS. 2 to 7.
第２図は燃料破損検出装置の概略構成図であつ
て、原子炉の点検等に際しては原子炉の作動停止
後、原子炉容器１０の上蓋が取り外されるととも
に、残留熱除去系によつて冷却材が原子炉容器に
供給され、上記原子炉容器１０内に配設された炉
心１１部の冷却が行なわれる。すなわち、残留熱
除去系ポンプ１２の始動によつて圧力抑制室等の
冷却材源１３から冷却材が汲み上げられ熱交換器
１４で冷却された後原子炉容器１０内に供給され
る。上記冷却材温度は30〜40℃程度であつて、こ
の冷却材によつて炉心１１の異常な温度上昇を防
ぐとともに、炉心１１を構成する燃料集合体から
放出される核分裂生成物の量を少なくし、作業員
の放射能被曝の危険性が減少せしめられる。 FIG. 2 is a schematic diagram of the fuel failure detection system. When inspecting the reactor, after the reactor has stopped operating, the top cover of the reactor vessel 10 is removed, and the coolant is removed by the residual heat removal system. is supplied to the reactor vessel, and a portion of the reactor core 11 disposed within the reactor vessel 10 is cooled. That is, by starting the residual heat removal system pump 12, coolant is pumped up from a coolant source 13 such as a pressure suppression chamber, cooled by a heat exchanger 14, and then supplied into the reactor vessel 10. The temperature of the coolant is about 30 to 40 degrees Celsius, and this coolant prevents abnormal temperature rises in the core 11 and reduces the amount of fission products released from the fuel assemblies that make up the core 11. This reduces the risk of radiation exposure for workers.
ところで、炉心１１を構成する多数本の燃料集
合体の任意の一つに順次燃料破損検出要のキヤツ
プ７が被冠されるが、上記キヤツプ７には空気管
５およびサンプリング管６が取り付けられてい
る。上記空気管５の一端部は原子炉容器１０外に
あるブロワー１５に開閉弁１６を介して連接され
ており、さらに上記開閉弁１６のキヤツプ７側に
は空気放出弁１７が設けられている。一方、サン
プリング管６には原子炉容器１０の外方において
開閉弁１８を介してサンプリングポンプ１９が設
けられ、さらにその先端部に複数個のサンプリン
グ容器２０ａ，２０ｂ，２０ｃ……が配設されて
いる。 Incidentally, a cap 7 for detecting fuel damage is sequentially placed on any one of the many fuel assemblies that make up the reactor core 11, and an air pipe 5 and a sampling pipe 6 are attached to the cap 7. There is. One end of the air pipe 5 is connected to a blower 15 outside the reactor vessel 10 via an on-off valve 16, and an air release valve 17 is provided on the cap 7 side of the on-off valve 16. On the other hand, a sampling pump 19 is provided on the outside of the reactor vessel 10 in the sampling pipe 6 via an on-off valve 18, and a plurality of sampling containers 20a, 20b, 20c, . . . are arranged at the tip thereof. There is.
しかして、燃料破損の検出に際しては、従来と
同様に点検しようとする燃料集合体１の頂部にキ
ヤツプ７をかぶせ、空気放出弁１７を閉じるとと
もに開閉弁１６を開け、ブロワー１５によつてキ
ヤツプ７内に空気を送る。すると、上記燃料集合
体１の上部とキヤツプ７に空気層８が形成され
て、燃料集合体１内上部に液面９が形成され、燃
料集合体１内への冷却材の流入が停止する。 When detecting fuel damage, the cap 7 is placed over the top of the fuel assembly 1 to be inspected in the same manner as in the past, the air release valve 17 is closed, the on-off valve 16 is opened, and the blower 15 is used to close the cap 7. Send air inside. Then, an air layer 8 is formed in the upper part of the fuel assembly 1 and the cap 7, a liquid level 9 is formed in the upper part of the fuel assembly 1, and the flow of coolant into the fuel assembly 1 is stopped.
そこで、この状態で一定時間放置する。しかし
て、上記燃料集合体１内に滞溜している冷却材は
その温度が上昇し、燃料集合体１の下部にはプレ
ナム２１の冷却材との温度差によつて温度境界層
２２が形成される（第３図）。第４図はこのとき
の燃料集合体の軸線方向の温度分布の時間変化を
概略的に示したもので、冷却材の流れを停止した
時間をt0から順次t1，t2……と長くすると、燃料
集合体１の下部では時間の経過とともに温度勾配
の急な温度境界層ができる。しかも燃料集合体の
冷却材は、燃料棒の崩壊熱により加熱され、プレ
ナム２１の冷却材より軽くなるため上記温度境界
層は安定なものとなり、その結果核分裂生成物の
溶け込んだ燃料集合体内の冷却材のプレナム２１
側への拡散は殆どなくなる。 Therefore, leave it in this state for a certain period of time. As a result, the temperature of the coolant accumulated in the fuel assembly 1 rises, and a temperature boundary layer 22 is formed in the lower part of the fuel assembly 1 due to the temperature difference with the coolant in the plenum 21. (Figure 3). Figure 4 schematically shows the temporal change in the temperature distribution in the axial direction of the fuel assembly at this time.The time during which the flow of coolant is stopped is sequentially increased from t 0 to t 1 , t 2 , etc. As a result, a temperature boundary layer with a steep temperature gradient is formed in the lower part of the fuel assembly 1 over time. Moreover, the coolant in the fuel assembly is heated by the decay heat of the fuel rods and becomes lighter than the coolant in the plenum 21, so the temperature boundary layer becomes stable, resulting in cooling of the fuel assembly in which the fission products are dissolved. Timber plenum 21
Diffusion to the sides is almost eliminated.
次に、上記温度境界層が安定状態となる一定時
間経過後ブロワー１５の駆動を止めて燃料集合体
１に供給していた空気を止めるとともに開閉弁１
６を閉じ、空気放出弁１７を開ける。しかして、
燃料集合体１の上部および空気管５内の空気が排
気され、これに応じて燃料集合体１内に残留熱除
去系から原子炉容器に供給されている冷却材がプ
レナム２１から流入しはじめる。したがつて、燃
料集合体１への冷却材供給再開以前に燃料集合体
１に滞留していた冷却材と新らたに燃料集合体１
に流入した冷却材との温度差による温度境界層２
２も燃料集合体１内で上昇する（第５図および第
６図参照）。 Next, after a certain period of time has elapsed for the temperature boundary layer to reach a stable state, the drive of the blower 15 is stopped to stop the air being supplied to the fuel assembly 1, and at the same time, the on-off valve 1
6 and open the air release valve 17. However,
The air in the upper part of the fuel assembly 1 and in the air pipe 5 is exhausted, and in response, the coolant that is being supplied to the reactor vessel from the residual heat removal system begins to flow into the fuel assembly 1 from the plenum 21. Therefore, the coolant that had accumulated in the fuel assembly 1 before the resumption of coolant supply to the fuel assembly 1 and the new fuel assembly 1
Temperature boundary layer 2 due to the temperature difference with the coolant flowing into the
2 also rises within the fuel assembly 1 (see FIGS. 5 and 6).
ところで、一般的に残留熱除去系より冷却材材
が燃料集合体を流れる場合、燃料集合体内の冷却
材流速は約６〜12cm／Ｓ程度しかない。したがつ
て、このような低流速においては前記温度境界層
２２が冷却材の流れによつて乱されることもな
く、その温度境界層の上部の冷却材、すなわち燃
料集合体１で一定時間滞在し核分裂生成物濃度が
高められた冷却材はピストン状に押し上げられ
る。そのため、前記核分裂生成物濃度が高められ
た冷却材層がピストン状に押し上げられて燃料集
合体から流出する時間（約１〜２分）だけ、冷却
材をサンプリング管６を介して採取し続けること
により、冷却材中に溶け込んだ核分裂生成物を捕
集することができる。 By the way, generally when the coolant material flows through the fuel assembly from the residual heat removal system, the flow rate of the coolant within the fuel assembly is only about 6 to 12 cm/s. Therefore, at such a low flow rate, the temperature boundary layer 22 is not disturbed by the flow of the coolant, and the coolant above the temperature boundary layer, that is, the fuel assembly 1, remains for a certain period of time. The coolant, which has an increased concentration of fission products, is pushed up like a piston. Therefore, the coolant must be continuously sampled through the sampling pipe 6 for the time period (approximately 1 to 2 minutes) during which the coolant layer with increased fission product concentration is pushed up like a piston and flows out of the fuel assembly. This makes it possible to collect fission products dissolved in the coolant.
そこで、上記サンプリング管６によつて採取さ
れる冷却材は、例えば採取開始から或る一定時間
は第一のサンプリング容器２０ａに流入させ、次
の一定時間には第二のサンプリング容器２０ｂに
流入捕集し、以後同様にして順次時系列的に第
三、第四のサンプリング容器２０ｃ，２０ｄに上
記冷材を流入捕集する。しかして、燃料集合体１
内に滞溜していた冷却材は、燃料集合体の軸方向
に複数領域、、……Ｎに区劃され、各領域
の冷却材が順次別々のサンプリング容器に捕集さ
れることとなる（第７図）。 Therefore, the coolant sampled by the sampling pipe 6 is allowed to flow into the first sampling container 20a for a certain period of time from the start of sampling, and then to the second sampling container 20b for the next certain period of time. Thereafter, in the same manner, the cold material is sequentially introduced into the third and fourth sampling containers 20c and 20d and collected. However, fuel assembly 1
The coolant accumulated in the fuel assembly is divided into multiple regions,...N in the axial direction of the fuel assembly, and the coolant in each region is sequentially collected in separate sampling containers ( Figure 7).
したがつて、上記各サンプリング容器２０ａ，
２０ｂ，２０ｃ……に捕集した冷却材の放射能の
測定を行なうことによつて、当該燃料集合体の燃
料破損の有無を検出することができる。 Therefore, each of the sampling containers 20a,
By measuring the radioactivity of the coolant collected in 20b, 20c, . . . , it is possible to detect whether or not the fuel in the fuel assembly is damaged.
このように、燃料集合体内の冷却材が軸方向に
複数領域に区劃され、各領域における冷却材が順
次別々のサンプリング容器に捕集されるため、例
えば領域部において燃料破損が生じた場合に
は、その部分の冷却材を捕集したサンプリング容
器２０ｃ内における冷却材の放射能が異常に高く
なることとなり、その放射能の測定によつて上記
領域部において燃料破損が生じていることを推
定することができる。しかもこの場合、上記燃料
破損によつて放出された核分裂生成物は他の領域
の冷却材によつて希釈されることがなく、破損部
の放射能濃度を低下させる恐れが少なくなり、検
出感度が大幅に向上する。 In this way, the coolant in the fuel assembly is divided into multiple regions in the axial direction, and the coolant in each region is sequentially collected in separate sampling containers. In this case, the radioactivity of the coolant in the sampling container 20c that collected the coolant in that area became abnormally high, and it was estimated from the measurement of the radioactivity that fuel damage had occurred in the above area. can do. Furthermore, in this case, the fission products released due to the fuel failure will not be diluted by the coolant in other areas, reducing the risk of lowering the radioactivity concentration in the damaged area and lowering the detection sensitivity. Significantly improved.
また、冷却材のサンプリングを数回に分けて行
なう場合、２回目以降のサンプリング開始と前回
のサンプリング終了とを互いに重複させることに
より、サンプリング時間は従来と変りなくしかも
むらなくサンプリングすることができる。さら
に、サンプリングした冷却材が複数の容器に分割
して捕集されるためには、測定においては従来以
上の測定機器や時間を要するので、分割して採取
した冷却材を１つの容器に少量ずつ混合させ、そ
の混合サンプリング冷却材の放射能を測定して異
常の有無を判定した上で、各容器に捕集してある
冷却材を個別に測定するようにしてもよい。 Furthermore, when sampling the coolant in several parts, by overlapping the start of the second and subsequent samplings and the end of the previous sampling, the sampling time can be the same as before and the sampling can be done evenly. Furthermore, since the sampled coolant is divided into multiple containers and collected, it requires more measuring equipment and time than conventional methods, so the coolant sampled is divided and collected in small quantities into each container. The radioactivity of the mixed sampled coolant may be measured to determine the presence or absence of an abnormality, and then the coolant collected in each container may be individually measured.
以上説明説明したように、本発明においては原
子炉容器内に装架されている燃料集合体の頂端部
を、空気層およびサンプリング管を設けたキヤツ
プで覆い、そのキヤツプ内に空気を封入すること
によつて燃料集合体の下方より流入し上方に流出
する冷却材流れを停止させ、その状態を一定時間
保持させた後燃料集合体上部空気層を排除し、燃
料集合体内の冷却材流れを再開させ、燃料集合体
内に滞溜していた冷却材を時系列的に分割して複
数の容器に順次サンプリングし、各容器にサンプ
リングした冷却材の放射能測定し燃料破損の有無
を検出するようにしたので、各容器中特に放射能
濃度が高い容器を確認することによつて、その容
器に採取された冷却材の位置にしたがつて燃料破
損の位置を推定することができる。しかも、破損
部から放出される核分裂生成物の自然対流による
燃料集合体内での高さ方向の移動は少ないため、
燃料破損が生じた部分の冷却材を捕集したサンプ
リング容器内においては、冷却材に対する核分裂
生成物の割合が高く、放射能の検出感度が高くな
り、燃料破損の有無を精度よく検出することがで
き、燃料破損検出の信頼性を向上させることがで
きる。
As explained above, in the present invention, the top end of the fuel assembly installed in the reactor vessel is covered with a cap provided with an air layer and a sampling tube, and air is sealed within the cap. The flow of coolant flowing into the fuel assembly from below and flowing out upward is stopped, and after this state is maintained for a certain period of time, the air layer above the fuel assembly is removed, and the flow of coolant within the fuel assembly is resumed. The coolant accumulated in the fuel assembly was divided in time series and sampled into multiple containers, and the radioactivity of the coolant sampled in each container was measured to detect whether or not there was fuel damage. Therefore, by identifying the container with particularly high radioactivity concentration among the containers, it is possible to estimate the location of fuel damage according to the location of the coolant collected in that container. Moreover, the movement of fission products in the height direction within the fuel assembly due to natural convection is small, so
In the sampling container that collected the coolant from the area where fuel damage occurred, the ratio of nuclear fission products to the coolant is high, and the detection sensitivity of radioactivity is high, making it possible to accurately detect the presence or absence of fuel damage. This can improve the reliability of fuel damage detection.
第１図は沸騰水型原子炉における従来の燃料破
損検出方法の概略説明図、第２図は燃料破損検出
装置の概略構成図、第３図、第５図、第６図およ
び第７図は本発明の燃料破損検出方法の作動説明
図、第４図は燃料集合体内の冷却材の軸方向温度
分布図である。
１……燃料集合体、３……燃料棒、５……空気
管、６……サンプリング管、７……キヤツプ、１
９……サンプリングポンプ、２０ａ，２０ｂ，２
０ｃ……サンプリング容器。
Figure 1 is a schematic explanatory diagram of a conventional fuel failure detection method in a boiling water reactor, Figure 2 is a schematic diagram of a fuel failure detection device, and Figures 3, 5, 6, and 7 are FIG. 4, which is an explanatory diagram of the operation of the fuel failure detection method of the present invention, is an axial temperature distribution diagram of the coolant in the fuel assembly. 1... Fuel assembly, 3... Fuel rod, 5... Air pipe, 6... Sampling tube, 7... Cap, 1
9...Sampling pump, 20a, 20b, 2
0c...Sampling container.
Claims (1)
頂端部を、空気管およびサンプリング管を設けた
キヤツプで覆いそのキヤツプ内に空気を封入する
ことによつて、燃料集合体の下方より流入し上方
に流出する冷却材流れを停止させ、その状態を一
定時間保持させた後燃料集合体上部の空気層を排
除し、燃料集合体内の冷却材流れを再開させ、燃
料集合体内に滞溜していた冷却材を時系列的に分
割して複数の容器に順次サンプリングし、各容器
にサンプリングした冷却材の放射能測定を行なう
ことにより、燃料破損の有無を検出するようにし
たことを特徴とする、燃料破損検出方法。 ２ 各容器にサンプリングした冷却材の少量ずつ
を混合させ、混合サンプリング冷却材の放射能を
測定して燃料破損の有無を検出することを特徴と
する、特許請求の範囲第１項記載の燃料破損検出
方法。[Scope of Claims] 1. The top end of a fuel assembly installed in a reactor vessel is covered with a cap provided with an air pipe and a sampling pipe, and air is sealed in the cap to remove fuel. The flow of coolant flowing in from the bottom of the fuel assembly and flowing out to the top is stopped, and after this state is maintained for a certain period of time, the air layer above the fuel assembly is removed, and the flow of coolant within the fuel assembly is restarted. The coolant accumulated in the assembly is divided in time series and sampled into multiple containers, and the presence or absence of fuel damage is detected by measuring the radioactivity of the coolant sampled in each container. A method for detecting fuel damage, characterized in that: 2. Fuel damage according to claim 1, characterized in that the presence or absence of fuel damage is detected by mixing a small amount of the sampled coolant in each container and measuring the radioactivity of the mixed sampled coolant. Detection method.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58250596A JPS60142294A (en) | 1983-12-28 | 1983-12-28 | Method of detecting damage of fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP58250596A JPS60142294A (en) | 1983-12-28 | 1983-12-28 | Method of detecting damage of fuel |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60142294A JPS60142294A (en) | 1985-07-27 |
| JPH0439636B2 true JPH0439636B2 (en) | 1992-06-30 |
Family
ID=17210233
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58250596A Granted JPS60142294A (en) | 1983-12-28 | 1983-12-28 | Method of detecting damage of fuel |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS60142294A (en) |
-
1983
- 1983-12-28 JP JP58250596A patent/JPS60142294A/en active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS60142294A (en) | 1985-07-27 |
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Legal Events
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