(57)【要約】【課題】  試料水とガスとのいずれからも核燃料要素破損検出を実現可能とする。【解決手段】  シッピング容器３内を純水供給系１０からの純水で置換、及び圧縮空気供給系９の空気を供給してシッピング容器３内に液面を作り、液面上方の空気を真空ポンプ１３で排気してシッピング容器３内を減圧し、シッピング容器３内の核燃料要素内外の差圧で核燃料要素内の放射化ガスやＦＰを強制放出させ、そのＦＰを含む純水をシッピング容器３内と配管１４との間でポンプ５２で循環、及び放射化ガスをガス循環ホース１８とシッピング容器３内との間で真空ポンプ１３で循環し、循環後の放射化ガスからの放射線をガス放射線検出器１９で測定、及び配管１４中の純水をサンプル容器７内に採取して放射能を分析する。【選択図】図５
2006029930.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
核燃料集合体を周囲環境から隔離して収納する容器と、
前記容器内の液体を純水に置換する置換手段と、
前記純水を前記容器の外に排出し、その後再度前記容器内の底部に導く循環流路を有する循環手段と、
前記容器内に気体を圧入する圧入手段と、
前記容器内を減圧する減圧手段と、
前記循環流路からサンプル容器へ前記純水を採取するサンプル水採取流路と、
を有する炉外シッピング装置。
【請求項２】
請求項１において、
前記容器は内部に核燃料集合体を受ける支持板を備え、
前記容器は前記循環流路との接続口を前記容器の途中高さと、その高さよりも高い位置とに備え、
前記容器内に通されて前記支持板の下方の領域と前記容器の途中高さにある前記接続口とを連通する配管とを備える炉外シッピング装置。
【請求項３】
請求項１において、
前記循環流路内の純水中からの放射線を検出する配置で放射線検出器を備える炉外シッピング装置。
【請求項４】
請求項１において、
前記サンプル水供給流路から前記サンプル容器への前記純水の供給場所に前記サンプル容器内の純水中からの放射線を検出できる配置で備えられた放射線検出器を備える炉外シッピング装置。
【請求項５】
請求項１において、
前記減圧手段で前記容器内から吸引した気体を前記容器内に再度戻すガス循環流路と、
前記ガス循環流路を流通する気体中の放射化ガスを検出するガス放射線検出器と、
を有する炉外シッピング装置。
【請求項６】
請求項５において、
前記ガス循環流路に設けられて、前記ガス循環流路の経路の途中部分をバイパスさせるバイパス流路と、
前記バイパス流路と前記ガス循環流路との間の流通と遮断との切り替えを司る第１の弁と、
前記バイパス流路内の前記放射化ガスを検出するガス放射線検出器と、
を有する炉外シッピング装置。
【請求項７】
請求項５において、
前記ガス循環流路に設けられて、前記ガス循環流路の流路断面積よりも流路断面積の大きく、前記循環流路中の前記気体が出入するガス溜り容器と、
前記ガス溜り容器内に装備されたガス放射線検出器と、
を有する炉外シッピング装置。
【請求項８】
請求項１から請求項７までのいずれか一項において、
前記容器の配置高さよりも高い位置に配置した水タンクと、
前記核燃料要素を収納する容器内の途中の高さに開口を有し、前記開口を前記水タンク内に連通接続している排気流路と、
前記排気流路に設けられ、前記排気流路内の流れの流通と遮断の切り替えを司る第２の弁と、
を有する炉外シッピング装置。
【請求項９】
請求項１から請求項８までのいずれか一項において、
前記循環流路の途中に、前記循環流路を流れる純水中の異物を捕集するフィルタを着脱自在に備えている炉外シッピング装置。
【請求項１０】
核燃料要素を収納する密封容器と、
前記容器内を減圧する減圧手段と、
前記容器に連通接続され、前記容器内の気体を流通させるガス流路と、
前記ガス流路に連通接続され、流路断面が前記ガス流路のそれよりも大きなガス溜り容器と、
前記ガス溜り容器内に装備され、前記気体中の放射化ガスを検出するセンサと、
を備えた炉外シッピング装置。
【請求項１１】
核燃料集合体を収納する容器と、
前記容器内で前記核燃料集合体のフィルタに上方から下方に向けて液体を流通させる手段と、
前記容器に連通接続され、前記フィルタを流通した前記液体を通す流路と、
前記流路へ着脱自在に装備されていて、前記流体が通される他のフィルタと備えた炉外シッピング装置。
【請求項１２】
容器内に純水と気体と核燃料集合体を密封し、
前記容器内の圧力を減圧し、
前記減圧下で前記純水を前記核燃料集合体の内側に循環させ、
前記循環の後の前記純水を採取する炉外シッピング方法。
【請求項１３】
請求項１２において、前記純水が含む核分裂性生成物の放射線を、前記循環中の純水中から、又は前記純水を採取した場所で前記採取した純水中から検出する炉外シッピング方法。
【請求項１４】
請求項１２において、前記容器内を減圧した状況下で、前記容器内の気体を取り出しては再度前記容器内に循環させ、その循環させた気体中の放射化ガスをガス放射線検出器で検出する炉外シッピング方法。
【請求項１５】
請求項１４において、前記循環させた気体中の放射化ガスを大気圧下においてガス放射線検出器で検出する炉外シッピング方法。
【請求項１６】
請求項１４において、前記気体を前記容器から再度前記容器へ循環させる循環流路の途中で、前記循環流路断面が拡大するガス溜り部分に前記気体を通し、前記ガス溜り部分内で前記気体中の放射化ガスをガス放射線検出器で検出する炉外シッピング方法。
【請求項１７】
請求項１２において、前記容器内に前記核燃料集合体を収納し、前記核燃料集合体のフィルタに前記純水を上方から下方に向けて流通させ、前記フィルタを流通する前記純水の流れによって前記フィルタに捕集されていた異物を前記フィルタの外へ流しだし、前記流しだされた異物を前記容器の外側において他のフィルタで捕集しなおして、前記核燃料集合体のフィルタを浄化する過程を有する炉外シッピング方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、核燃料集合体内の核燃料要素の破損を検出するための試料をサンプリングするシッピング装置に関し、特に原子炉の炉心外において使用される炉外シッピング装置に係る。
【背景技術】
【０００２】
原子炉では原子炉圧力容器内の炉心に核燃料が置かれ、その炉心は原子炉圧力容器内の炉水中に浸漬している。核燃料は細い燃料被覆管内に収められて核燃料要素とされ、その核燃料要素を複数本束ねて核燃料集合体とし、その核燃料集合体を炉心に装荷して核燃料が炉心に置かれることになっている。
【０００３】
その核燃料集合体は、下部から導入した炉水を内部の核燃料要素に接触させて上方へ抜けさせることで、核燃料要素と炉水との熱交換状態を可能としている。その炉水の流れに同伴して核燃料集合体内に異物が流入することを防止するために、核燃料集合体の炉水の入口近傍には異物捕集用フィルタを設置していることが考えられる（例えば、特許文献１或いは特許文献２参照）。
【０００４】
その核燃料要素の燃料被覆管に貫通孔等の傷が発生した場合には、燃料被覆管内からよう素およびセシウムなどの核分裂生成物（以下、ＦＰという。）や放射化ガス（ＫｒおよびＸｅ）が炉水中に放出される。その為、核燃料要素の破損（燃料破損ともいう。）は、そのＦＰや放射化ガスの核燃料要素からの放出の有無を調べることで検出できる。
【０００５】
その核燃料要素の破損の検出には、ＦＰを検出の対象にした方法と放射化ガスを検出の対象にした方法がある。前者は炉心に核燃料集合体を装荷した状態のままで行う例と、炉心から核燃料集合体を一旦他のプール内に移し、炉水から核燃料集合体を隔離してから行う例とが考えられており、各々炉内シッピング装置と炉外シッピング装置に該当する。
【０００６】
後者の例としては、（１）吸引装置を炉心の上方に位置させて冷却水を吸引し、その吸引した水から気体分を分離させてから、気体検知回路において核分裂生成物を濃縮してその採取された気体分を検査する基本的な考え方（例えば、特許文献３参照）と（２）核燃料集合体を収納した容器内に液相と気相を形成してその容器内を減圧し、核燃料要素の燃料被覆管内から外側へ放射化ガスを燃料被覆管の破損部から圧力差で強制排出させて、その排出させた放射化ガスの放射線を計測する基本的な考え方が知られている（例えば、特許文献４参照）。
【０００７】
上記（１）の例はマストシッピング装置に該当し、上記（２）の例はバキュームシッピング装置に該当する。
【０００８】
【特許文献１】特許第３４９０７６１号公報
【特許文献２】特開平６−３４７５７６号公報
【特許文献３】特開平７−１６７９８３号公報
【特許文献４】特公昭５８−５３７５８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００９】
マストシッピング装置は、破損した核燃料要素から放射化ガスが炉心の炉水中に１回排出されると炉心の放射能のバックグラウンドが上昇し、以降の検知感度が低下する心配があるとともに専用のマウスピースが必要である。
【００１０】
また、バキュームシッピング装置は、核燃料集合体を密封する容器内を検査ごとにフラッシングしてから用いることにより、炉水中の放射能のバックグラウンドの上昇の影響を受けにくくて検出感度や精度が向上するし、専用のマウスピースも不要となる。しかしながら、放射化ガスの検出を行うだけで、ＦＰの検出ができず、また、新規に装置を購入する場合は高額な費用が必要となる可能性もある。一方、核燃料集合体の下部には異物捕集用フィルタが設置される場合があるが、この異物捕集用フィルタを清掃する方法については、特に考慮されていなかった。
【００１１】
従って、本発明の目的は、核燃料要素の破損検出のための炉外シッピング装置において、核燃料要素の破損個所から放出されるＦＰを迅速且つ検出感度の向上に寄与できるサンプリングを達成することである。
【００１２】
他の目的は、ＦＰも放射化ガスも一つの設備でサンプリングできるようにすること、又は、サンプリングする時やその過程でも核燃料要素の破損の有無の目安をオンラインで検出可能とすること、又は、核燃料集合体の異物捕集フィルタを清掃して核燃料集合体内の流れを初期の状態へ回復させて円滑にする機能を炉外シッピング装置で達成できるようにすること、また、既納の炉外シッピング装置を改造することで新規に購入する費用よりも安価に、これらの機能を達成できるようにした炉外シッピング装置及び炉外シッピング方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１３】
本発明の課題を解決するための代表的手段は、核燃料集合体を周囲環境から隔離して収納する容器と、前記容器内の液体を純水に置換する置換手段と、前記容器内の純水を一旦前記容器の外に出して再度前記容器内に戻し入れる循環流路を有する循環手段と、前記容器内に気体を圧入する圧入手段と、前記容器内を減圧する減圧手段と、前記循環流路からサンプル容器へ前記純水を採取するサンプル水採取流路とを有する炉外シッピング装置が使用され、前記容器内に純水と気体と核燃料集合体を密封し、前記容器内の圧力を減圧し、前記減圧下で前記純水を前記核燃料集合体の内側に循環させ、前記循環の後の前記純水を採取する炉外シッピング方法が実施される。
【発明の効果】
【００１４】
本発明によれば、放射能のバックグランドからの影響が少ない炉外の密閉環境下で、且つ減圧下で強制的に核燃料要素内から核分裂生成物を漏れさせ、その漏れた核分裂生成物を迅速に且つ検出感度の良い状態で抽出できるので、核燃料要素の破損検出の検出時間が短縮され、検出精度も向上する。
【００１５】
従来の炉外シッピング装置を保有している場合は、これを本発明の炉外シッピング装置のように改造することで安価に検出精度を向上した炉外シッピング装置とすることができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１６】
本発明の炉外シッピング装置は、原子炉の炉心外に存在する使用済燃料貯蔵プールの制御棒貯蔵ラックにシッピング容器が設置され、そのシッピング容器内核燃料集合体を収納して炉水とともに密閉する。このようなシッピング容器と、これにホースおよびケーブルで接続しオペフロ床面に設置されて、シッピング容器蓋開閉，純水置換，純水循環およびサンプリングを制御するサンプリングユニットと、純水で置換されたシッピング容器内に気体を圧入して、その気体による気相と純水（液相）との二相状態を作り、且つその気相の気体を真空ポンプで吸引してシッピング容器内を減圧する制御装置とで構成されている。
【００１７】
炉内シッピング装置で核燃料要素の破損有無を明確に判定できない場合に、対象の核燃料要素を炉外シッピング装置のシッピング容器に収納し、炉水とともに密閉して周囲環境の変動要因から隔離し、純水と置換して検出感度を向上させ、減圧下のシッピング容器内にその容器内の核燃料要素内からＦＰを差圧で強制排出させて、そのＦＰの高濃度化のために一定時間シッピング容器内の純水を循環運転した後に試料水としてサンプリングして、その採取した試料水を化学分析室まで運搬して所定の処置を施した後、ＦＰの放射能
（放射線）を測定することにより当該燃料の破損の有無を確認可能とするものである。
【実施例１】
【００１８】
原子力発電所は、その原子炉建屋内に、原子炉圧力容器が格納され、その原子炉圧力容器内に炉心の領域が設定され、その炉心に複数体の核燃料集合体が置かれている。その炉心の核燃料集合体内の核燃料の核反応により生じた熱が炉心を通過して循環する原子炉圧力容器内の炉水に移行して、高温高圧な蒸気となって発電機を駆動する蒸気タービンへと供給されている。
【００１９】
その核燃料は細い燃料被覆管（単に、被覆管ということもある。）内に収められて核燃料要素とされ、その核燃料要素をチャンネルボックスという四角形の筒状の構造物の中に複数本束ねて装備することで核燃料集合体とし、その核燃料集合体を炉心に装荷して核燃料が炉心に置かれることになっている。
【００２０】
その核燃料集合体は、チャンネルボックスの下端に装着した冷却材入口構造物を通して導入した炉水を上向きに流してチャンネルボックス内部の核燃料要素に接触させてチャンネルボックスの上方へ抜けさせることで、核燃料の反応で生じた熱が核燃料要素と炉水との間の熱交換で炉水に移行させることを可能としている。
【００２１】
その炉水の流れに同伴して核燃料集合体内に異物が流入することを防止するために、核燃料集合体の炉水の入口近傍には異物捕集用フィルタが設置されることもある。
【００２２】
このような核燃料集合体は炉心で所定期間使用されると、原子炉建屋内のオペレーテングフロアに設けられた使用済燃料貯蔵プール内の使用済燃料貯蔵ラック内に移されて貯蔵される。炉心内に出入させられて核燃料の核反応を制御する制御棒も使用済後は使用済燃料貯蔵プール内の制御棒貯蔵ラック内に移されて貯蔵される。
【００２３】
本実施例の炉外シッピング装置は、図１のように、その使用済燃料貯蔵プールＡ内とそのプール周辺のオペレーテングフロアＢに配備されている。即ち、使用済燃料貯蔵プールＡ内の底部には、プール水面Ｃ下で筒状の制御棒貯蔵ラック１が立てて設置されている。
【００２４】
その制御棒貯蔵ラック１の筒内には、シッピング容器３の下半分程度が挿入され、シッピング容器３が制御棒貯蔵ラック１により転倒しないように支持されている。シッピング容器３が制御棒貯蔵ラック１に挿入されて支持されている状態にあっては、シッピング容器３も使用済燃料貯蔵プールＡのプール水面Ｃ下となって、シッピング容器３の上方に放射線に対する水遮蔽層がプール水で設けられている。
【００２５】
シッピング容器３の構成は以下の通りである。即ち、シッピング容器３は核燃料集合体２が収納できる筒状の容器であり、その下端は底板で密封閉鎖し、上端には蝶番で開閉自在な上蓋を備える。シッピング容器３の下半分でシッピング容器３の外周囲には、板ばね３ａがシッピング容器３の半径方向にばね作用をするように上下複数箇所で周囲に複数個設置される。その板ばね３ａは、シッピング容器３が制御棒貯蔵ラック１の筒内に挿入された際に、弾性領域内での変形を生じてシッピング容器３を制御棒貯蔵ラック１の筒内の中心に位置させる。更には、その筒内でシッピング容器３ががたつくのを板ばね３ａがシッピング容器３と制御棒貯蔵ラック１の間で突っ張ることで抑制する。
【００２６】
シッピング容器３には、上蓋５を開閉する空気圧式のピストン・シリンダ装置３０と、回転軸３１を中心に上下方向に回転するリンク機構３２が装着されている。そのピストン・シリンダ装置３０はリンク機構３２に接続され、リンク機構３２はロッド３３を介して上蓋５に接続されている。そのため、ピストン・シリンダ装置３０の伸縮作用でリンク機構３２を回転駆動すると、その伸縮作用に応じて上蓋５を開いたり閉じたりすることができる。上蓋５が閉じられた状態においてはシッピング容器３の上端は密封され、密閉容器の状態となる。
【００２７】
制御棒貯蔵ラック１の筒内にシッピング容器３を挿入した状態での制御棒貯蔵ラック１よりも若干上のシッピング容器３の部位には、ホースの接続口（雄側）３４が設けられている。その接続口３４には配管３５の上端が連通接続され、配管３５の下端は核燃料集合体２を支持する支持板３６よりも下方のシッピング容器３内の領域に連通している。シッピング容器３の上蓋５に近い部位には、別のホースの接続口（雄側）３７が設けられている。
【００２８】
核燃料集合体２を支持する支持板３６はシッピング容器３内でその容器の底板３８よりも若干高い位置に固定装備されている。その支持板３６の中心位置には上下方向に貫通孔が形成され、その貫通孔には、冷却材入口構造物３９の下端部分を差し込んで核燃料集合体２を安定に支持、及び冷却材入口構造物３９の冷却材の入口が支持板３６とシッピング容器３の底板３８との間の空間に連通する状態が得られる。この支持板３６は、核燃料集合体２がシッピング容器３内に収納された状態では、シッピング容器３内におけるその支持板３６の上方と下方の連通はもっぱら冷却材入口構造物３９を通じて許容され、冷却材入口構造物３９の周囲ではシッピング容器３内の支持板３６を挟んで上下の空間が支持板３６で区画される。
【００２９】
図１，図２のように、ホース４ａ，４ｂの両端にはホースの接続口（雌側）が設けられる。ホース４ａの一端側の接続口（雌側）がホースの接続口（雄側）３７に接続される。同じく、ホース４ｂの一端側の接続口（雌側）が接続口３４に接続される。ホース４ａの他端側の接続口（雌側）４０ａがホースの接続口（雄側）８ａに接続される。同じく、ホース４ｂの他端側の接続口（雌側）４０ｂが接続口３４に接続される。ホース４ｂの他端側の接続口（雌側）４０ｂがホースの接続口（雄側）８ｂに接続される。接続口８ａ，
８ｂはオペレーテングフロアＢ上のサンプリング装置に設けられている。
【００３０】
ピストン・シリンダ装置３０には圧縮空気の給排気用のホース６ａ，６ｂの一端がホースの接続口で接続され、他端はサンプリング装置にホースの接続口６０ａ，６０ｂで接続されている。
【００３１】
サンプリング装置８は以下の構成を有する。即ち、サンプリング装置８の基板には、ホースの接続口（雄側）８ａ，８ｂを有し、その接続口（雄側）８ａ，８ｂにホース４ａ，４ｂの他端側の接続口（雌側）４０ａ，４０ｂが接続されている。同じく、サンプリング装置の基板には、ホースの接続口（雄側）８ｃ，８ｄを有し、その接続口８ｃ，８ｄ（雄側）にホース６ａ，６ｂの他端側の接続口（雌側）６０ａ，６０ｂが接続されている。
【００３２】
ホースの接続口（雄側）８ｃ，８ｄには配管４１，４２の一端が接続され、その配管
４１，４２の他端が切替弁４３へ接続される。その切替弁４３には給気配管４４と排気配管４５も接続される。その切替弁４３は、切替位置の切替操作で、各配管４１，４２への給気配管４４と排気配管４５との接続を逆にしたり、非接続状態（遮断）にしたりできる。
【００３３】
サンプリング装置の基板には、給気配管４４の端部に接続されたホースの接続口(雄側)４６が備わり、その接続口（雄側）４６には、給気ホース４８の一端に設けた接続口（雌側）４７が接続され、給気ホース４８の他端は原子炉建屋内の圧縮空気供給系９に高圧空気の供給を受けられるように接続される。その圧縮空気供給系９は、除湿及び浄化した空気を圧縮して高圧空気として供給する系統である。
【００３４】
切替弁４３は３ポジションの切替位置を有し、図２で示した切替ポジション（中立ポジション）では各配管４１，４２は給気配管４４とも排気配管４５とも非接続の遮断状態である。切替弁４３の切替ポジションを図２中の中立ポジションの位置に上部のポジションをシフトして切り替えると、圧縮空気供給系９からの高圧空気をピストン・シリンダ装置３０の一方のシリンダ室内に供給し、他方のシリンダ室内の空気を排気管に通じて排気できる。
【００３５】
逆に図２中の中立ポジションの位置に下方のポジションをシフトして切り替えると、高圧空気をピストン・シリンダ装置３０の他方のシリンダ室内に供給し、一方のシリンダ室内の空気を排気管に通じて排気できる。
【００３６】
このようにして、給排気するシリンダ室内を変更できるので、ピストン・シリンダ装置３０の伸縮を制御して上蓋５の開閉を制御できる。給気配管４４には、給気配管４４内の流れを流通及び遮断に切り替える弁４９や給気配管４４内の圧力を計測する圧力計５０が装備されている。
【００３７】
サンプリング装置８の基板に装備されたホースの各接続口（雌側）８ａ，８ｂには、配管１４の両端が接続され、その配管１４の途中には、配管１４内の流体を図２中の一点差線で表示した矢印方向へ駆動して循環させるポンプ５２や配管１４内の液体の流れを遮断及び流通状態とに切り替える弁５４や逆循環流の発生を防ぐ逆止弁５３が設けられている。
【００３８】
その配管１４の途中には、サンプル水（試料水）採取流路としてのサンプリング配管
５５と、排液配管（ドレン配管）５６とが接続される。排液配管（ドレン配管）５６にはホース５７へホースの接続口５９で接続される。その排液配管５６とサンプリング配管
５５とには、途中に管内の液体の流れを遮断及び流通状態とに切り替える弁６１，６２が設けられている。
【００３９】
サンプリング配管５５の液体吐出口には、サンプリング配管５５から吐出される液体を受けるサンプル容器７が配備されている。そのサンプル容器７はこぼれた液体を受け止めて他の排液配管６３に導くトレイ６４の上に置かれている。その排液配管６３はホース
５８へ接続口６０で接続されている。ホース５７，５８の下端は排液貯蔵タンクに接続されている。そのトレイ６４とサンプル容器７とが置かれている個所がサンプル水(試料水)の採取場所となっている。核燃料集合体２をシッピング容器３内に収納して上蓋５を閉じた状態でポンプ５２を駆動すると、シッピング容器３内の液体が核燃料集合体２の冷却材入口構造部３９から核燃料集合体２のチャンネルボックス内を通って核燃料要素に接しながら図２中で一点鎖線で示した矢印のように循環駆動される。そのため、サンプリング装置８内の配管１４やその装置外のホース４ａ，４ｂやシッピング容器３内や配管３５とによって循環流路が構成される。
【００４０】
サンプリング装置８の基板には、ホースの接続口（雄側）７０が設けられ、その接続口（雄側）７０には、ホース７１の一端に接続したホースの接続口（雌側）７２が接続される。そのホース７２の他端は純水供給系１０に接続されている。純水供給系１０は純水をホース７１でサンプリング装置８側に供給する系統である。ホースの接続口（雄側）７０にはホース７１とは反対側に配管７３の一端が接続され、その配管７３の他端が配管１４の途中に接続されている。その配管７１の途中には、配管７１内の流れを遮断と流通とに切り替える弁７４，７６や逆止弁７５等が備わっている。
【００４１】
弁６１，６２，７４，７６を開いた状態でポンプ５２を稼働し、さらには純水供給系
１０から配管１４内への純水の供給流量をポンプ５２による配管１４内の液体の吸込乃至は吐出流量以上にする。このようにすると、配管１４内にポンプ５２で吸込む以上の多量の純水が供給されることになるので、ポンプ５２で吸込めない余分な純水の流量がホース４ａを経由してシッピング容器３内に注入される。この時点では、上蓋５は閉じられている。配管１４内へ供給された純水はポンプ５２で吸込んでポンプ吐出側の配管１４内へ吐出するので、配管１４内にも純水が注入される。
【００４２】
このようにすると、シッピング容器３内や配管１４等の循環流路内に元々存在していた液体が排液配管５６やサンプリング配管５５から排出され、排出が進むに従って、純水でシッピング容器３内や配管１４等の循環流路内が徐々に置換され、ついには完全に置換することができる。その置換後には各弁７４，７６，６１，６２を元のように閉じて置換状態を維持できる。なお、この時のシッピング容器３内の流れは、図２中で一点鎖線で示した矢印のような循環とは逆方向の流れとなる。また、その置換を行う際には、弁５４を閉じてその弁５４の個所で配管１４内の流れを止め、弁５４の左右から加わる圧力が互いに干渉しないようにし、その置換後に弁５４を開くようにしても良い。サンプリング配管
５５をその置換時における排水配管として利用する場合には、サンプル容器７はトレイ
６４からその排水期間にわたって一時的に退去させておく。
【００４３】
シッピング容器３の上蓋５には、シッピング容器３内へ圧縮空気を圧入したり、逆に排気したりするホース１１の一端が接続される。そのホース１１の他端にはホースの接続口（雌側）８０が接続される。その一方、その接続口（雌側）８０に接続されるホースの接続口（雄側）８１が制御装置１２に装備され、両接続口８０，８１が接続されている。制御装置１２は、シッピング容器３内に空気による気相を作り且つその容器内を減圧することを司る。
【００４４】
制御装置１２は次のような構成を有する。即ち、接続口（雄側）８１には、配管８２の一端側が接続され、他端側にはホースの接続口（雄側）８３が接続されている。その接続口（雄側）８３には、ホースの接続口（雌側）８４が接続されている。その接続口(雌側)８４にはホース８５の一端が接続され、他端は圧縮空気供給系９に接続されている。その配管８２の途中には、三方弁８６を介して真空ポンプ１３の吸込側が配管で接続され、その真空ポンプの吐出口（排気側）は配管８７の一端側が接続され、その配管８７の他端側には、ホースの接続口（雄側）８８が接続される。その接続口８８には、ホース８９の一端に接続された接続口（雌側）９０が接続されている。そのホース８９の他端側は図１のようにフィルタ９１を有する排気処理装置に接続されている。
【００４５】
シッピング容器３の上蓋５には、ホース９１の下端が上蓋５の内側に突き出して設けられ、その下端までの突き出し長さは、シッピング容器３内に形成する気相の上下厚さ寸法分とする。そのホース９１と上蓋５との接触境界には液密が維持できるように処置されている。
【００４６】
そのホース９１の上端側は使用済燃料貯蔵プールＡの水面Ｃに浮かしてシッピング容器３よりも高所に配置した上部開放形状の水タンク１５に連通接続されている。その水タンク１５内には水が蓄えられていて、またそのホース９１の途中には、ホース９１内の流体の流れの遮断と流通とを切り替える弁９２が備えられている。
【００４７】
制御装置１２で、三方弁８６を操作して、圧縮空気供給系を上蓋５を閉じた状態のシッピング容器３内に連通すると、圧縮空気供給系９から供給されてきた圧縮空気が配管８２からホース１１を通じて純水で置換後のシッピング容器３内に入る。上蓋５を閉じた状態のシッピング容器３内に圧縮空気を入れることによってシッピング容器３内から押し出される純水は、弁６１を開いて排水しても、弁９２を開いて水タンク１５側には排水しても良い。このようにして、シッピング容器３内に圧縮空気を入れて純水の液面を作り、その液面をシッピング容器３内へ更に圧縮空気を送り込むことで下方へ下げてゆくことができ、その純水の液面の上方には空気による気相の層が形成される。
【００４８】
そのシッピング容器３内に純水の液面の高さがホース９１の下端の位置よりも低くなった場合には、弁９２を開いておくことで、水タンク１５内に圧縮空気がシッピング容器３内からホース９１を通って排気され、その排気が水タンク１５内の気泡で確認できる。その確認がなされた直後に各弁９２，６１を閉じてシッピング容器３内に気相が形成されている状態を維持できる。
【００４９】
制御装置１２は、更に次のような機能も有する。即ち、三方弁８６を切り替えて、シッピング容器３と圧縮空気供給系９との連通状態を遮断し、真空ポンプ１３の吸引口とシッピング容器３内とを連通する。この連通状態でその真空ポンプ１３を稼働し続けると、シッピング容器３内の空気が制御装置１２を経由して排気され、シッピング容器３内の圧力が減圧される。従って、制御装置１２はシッピング容器３内の圧力を減圧する機能を発揮する減圧手段を備えたことになる。シッピング容器３内を減圧する場合には、各弁６１，６２，９２を閉じて行う。
【００５０】
このような第１実施例では、次のようにして、迅速且つ放射能のバックグランドの少ない試料水を採取する。即ち、先ず、使用済燃料貯蔵プールＡ内の制御棒貯蔵ラック１内にシッピング容器３を吊り下ろして上蓋５が上方になるように挿入する必要があるので、シッピング容器３の上蓋５はピストン・シリンダ装置３０を作動させて予め開けて置く。
【００５１】
次に、原子炉圧力容器内の炉心から核燃料要素の破損を調べる対象の核燃料集合体２を使用済燃料貯蔵プールＡ内に移送する。その移送経路は原子炉圧力容器内と使用済燃料貯蔵プールＡ内とを連絡する水路を利用する。即ち、核燃料集合体２を炉心から吊り上げて、吊った状態で水路の水面下を移動させて使用済燃料貯蔵プールＡ内に搬入し、制御棒貯蔵ラック１で支持したシッピング容器３内に吊り入れる。このようにして核燃料集合体２の移送中は水面下で行われ、移送中の核燃料集合体２からの放射線を遮蔽するための水遮蔽状態を確実なものとする。
【００５２】
シッピング容器３内に核燃料集合体２が収納されたら、ピストン・シリンダ装置３０を作動させて上蓋５を閉じる。これで、核燃料集合体２はシッピング容器３内に密閉される。原子炉圧力容器内と使用済燃料貯蔵プールＡ内とは、水路で接続されているので、原子炉圧力容器内の炉水が使用済燃料貯蔵プールＡ内に流入し、シッピング容器３内にも炉水や使用済燃料貯蔵プールＡのプール水が入って密閉される。
【００５３】
炉水や使用済燃料貯蔵プールＡのプール水がサンプリングされる試料水に混入することを抑制するために次のような操作を行う。その操作は、シッピング容器３内の炉水やプール水を放射能を有しない純水に置換する操作である。その置換を行うために、弁７４，
７６，６１，６２を開いてポンプ５２を駆動し純水供給系１０から純水を配管１４内およびシッピング容器３内に注入し純水に置換することになる。なお、配管１４からの排液は弁６１，６２から配管５６，６３を通じてホース５７，５８側へ排水する。
【００５４】
このように、純水の配管１４への注入と配管１４を通過しようとする液体の排水とを継続させながら、シッピング容器３内と配管１４内とホース４ａ，４ｂと配管３５内の液体は純水に置換する。それら各内部に存在しているクラッドなどの異物を純水で洗い流し排液配管５６を通る排水と一緒に排出することで、清浄な状態とする。
【００５５】
以上のような純水の注水と排水とを継続しながらの純水の循環流は、シッピング容器３内においては、接続口３７からシッピング容器３内の核燃料集合体２内の核燃料要素に沿って下降し冷却材入口構造３０から支持板３６の下方に流出し、支持板３６の下方に流出した純水は配管３５を通って接続口３４からシッピング容器３外へ出て弁６１，配管５６を通ってホース５７により排出される。このようにして核燃料集合体２の内側も純水に置換でき、且つ浄化されることになる。
【００５６】
このような純水による置換が終了した後に、各弁７４，７６，６１，６２を閉じて純水の注入と排水を止める。次に、制御装置１２の三方弁８６を操作して圧縮空気供給系９側とシッピング容器３側との間を連通し、圧縮空気供給系９側と真空ポンプ１３側との間を遮断する。その後に弁９３を開いて圧縮空気供給系９から圧縮された高圧な空気を配管
８２とホース１１を経由してシッピング容器３内に圧入する。このときには、弁９２を開いてシッピング容器３内の純水をホースを経由して水タンク方向へ逃し、空気がシッピング容器３内に入れられることによるシッピング容器３内の過度の圧力上昇を避ける。シッピング容器３内の過度の圧力上昇を避ける場合、弁６１を開いて排水することによっても良い。
【００５７】
シッピング容器３内に、圧縮空気供給系９からの空気が注入されてシッピング容器３内に液面が発生し、その液面が降下して行く。ここで、弁９２を開いた状態にして置くと、その液面の位置がホース９１よりも低い位置に達すると、シッピング容器３内の空気がホース９１の下端からホース９１内に流入して水タンク内へ気泡として排出される。水タンク内にその気泡が形成されたことを目視することによってホース９１の下端位置、即ち計画した所定の位置にシッピング容器３内の液面が到達し、計画したとおりの上下厚さの気相がシッピング容器３内に形成されたことがわかる。
【００５８】
水タンク１５内での気泡の発生を確認した後に、各弁９２，９３，６１を閉じる。その後に、圧縮空気供給系９側とシッピング容器３側との間を遮断し、圧縮空気供給系側と真空ポンプ側との間を連通できるように制御装置１２の三方弁８６を切替操作する。圧縮空気供給系９側と真空ポンプ１３側との間を連通させた状態で真空ポンプ１３でシッピング容器３内の空気を排出し、シッピング容器３内を減圧する。
【００５９】
シッピング容器３内の減圧状況下でポンプ５２で配管１４内の純水を一点差線の矢印の方向に駆動して、純水を配管１４とホース４ａ，４ｂと配管３５とシッピング容器３内とに循環させる。その循環中の純水は、シッピング容器３内の配管３５を通じて支持板３６の下方に流出してから、核燃料集合体２の冷却材入口構造３９を通過して核燃料集合体２内を通過し、上方に抜ける。その際には、純水は核燃料集合体２内の核燃料要素に接して流れる。
【００６０】
核燃料要素の被覆管に貫通孔がある場合（核燃料要素の破損状態の場合）には、シッピング容器３内が減圧されて被覆管内よりも低い圧力環境となっているから、被覆管内の放射化ガスやＦＰが急速に被覆管外へ排出されて循環中の純水に同伴されて、その放射化ガスがシッピング容器３の上方に溜り、純水の循環が繰り返されるうちに時間が経過して
ＦＰの排出量も増加して純水中のＦＰの濃度も上昇する。
【００６１】
このようにして、純水を一定時間循環させてＦＰの純水中の濃度を上昇した後に弁６２を開いてサンプリング配管５５から配管１４内の純水を試料水として、トレイ６４の上に置かれたサンプル容器７内に入れて採取する。その採取に際しては、制御装置１２の三方弁８６を切り替えて、圧縮空気供給系９とシッピング容器３内とを連通し、圧縮空気をシッピング容器３内に供給してシッピング容器３内の圧力を大気圧に昇圧するとともに、弁７４，７６を開いて純水を配管１４内に注水してサンプル配管５５を通じてのサンプル容器７への純水の排出がスムーズに行えるようにする。
【００６２】
このようにしてサンプル容器７内の試料水中には炉水やプール水や異物などの核燃料要素の破損を検査するのに邪魔となるような物質を含まない状態で破損検出を精度良く且つ感度良く実施できる状態の試料水が得られる。即ち、試料水中には、核燃料要素から今回の排出されたＦＰだけが放射線を発する物質として存在し、放射線計測時に計測目的の
ＦＰ以外からの放射線の混入、即ち外乱となる放射線を発する物質が混入しないで、サンプル容器７内に採取した試料水は核燃料破損の検出感度が向上できる状態となる。
【００６３】
しかも、その試料水を得る際には、シッピング容器３内を減圧して減圧環境下とし、その減圧環境下で核燃料要素内の放射化ガスやＦＰを減圧環境下と核燃料要素内との差圧で強制的に核燃料要素内からシッピング容器３内に排出させるので、ＦＰを短時間で多く含む試料水をサンプル容器７内に採取することができる。短時間のうちにＦＰが試料水中に多い状態にできれば、その分、核燃料要素の破損検出の感度を向上し、その検出の結果を出す時間も短縮できる。サンプル容器７内に採取された試料水は、サンプル容器７ごと放射性化学分析室まで運搬されて所定の処置を施した後に、よう素の放射能分析を実施する。なお、試料水の採取時期が原子炉停止から長時間経過している場合には、長半減期のセシウムを分析対象核種として放射能分析を実施する。それらの、放射能分析結果から核燃料要素の破損の可能性の有無を判定する。
【００６４】
以上のような第１実施例では、試料水を放射性化学分析室まで運び入れて分析しなければ核燃料要素の破損の可能性について判定できない。試料水を採取（サンプリング）したと同時、或いは採取前や採取の過程で、破損燃料の可能性を判定することができれば、最終的には、放射性化学分析室での放射能分析に頼るにしても、大まかな判定が迅速に行えるので便利である。
【００６５】
次に解説する第２実施例は、試料水を採取（サンプリング）したと同時、或いは採取前や採取の過程で、破損燃料の可能性を判定する機能を第１実施例に付加したものである。そのため、第２実施例は、第１実施例に構成を付加したもので、付加した構成は以下の通りである。第２実施例で、その他の構成や作用は第１実施例と同じなのでその同じ内容については解説を省略する。
【００６６】
図３に示した第２実施例では、第１実施例におけるホース４ａ，４ｂの途中部位でＡの状態、或いは、サンプル容器７が置かれている試料水の採取場所（トレイ６４の場所）でＢの状態のように、放射線検出器１６を配備した。Ａの状態は、ホース４ａ，４ｂ内を流れる純水を対象とし、その純水中に含まれているＦＰからの放射線を検出できるように、ホース４ａ，４ｂに接近させて放射線検出器１６を設置した状態である。Ｂの状態は、サンプル容器７内の試料水を対象として、その試料水に含まれているＦＰからの放射線を検出できるように、試料水の採取場所でサンプル容器７に接近させて放射線検出器１６を設置した状態である。
【００６７】
いずれの状態の場合でも、放射線測定の対象側からの放射線を検出し、外乱となるその他の側からの外来放射線を検出しないように、放射線検出器１６の周囲には、放射線の遮蔽材を施すことが好ましい。
【００６８】
放射線検出器１６には、放射線検出器１６で検出した結果を記録及び表示する記録表示装置１７が電気的に接続されている。その記録表示装置１７はオペレーテングフロアＢ上のサンプリング装置８の基板上に設置されている。
【００６９】
このような第２実施例の構成では、第１実施例と同様に、ポンプ５２で配管１４内の純水を一点差線の矢印方向へ循環させている最中に、その純水に同伴して循環しているＦＰからの放射線をＡの状態の放射線検出器１６で検出し、その検出結果が記録表示装置１７に表示及び記録される。その記録表示装置１７による表示を見て、放射線検出器１６での放射線の検出の有無と検出量から核燃料要素の破損の可能性の有無を判定する。このようにして、サンプル容器７に試料水を採取する前に、純水の循環過程で核燃料要素の破損の可能性について判定する。
【００７０】
また、放射線検出器１６をＢの状態に置いた場合には、第１実施例のように、試料水をサンプル容器７に採取する。その採取直後であって、試料水を放射線化学分析室に運ぶ前に、放射線検出器１６でサンプル容器７内の試料水に含まれるＦＰからの放射線を放射線検出器１６で検出する。放射線検出器１６で検出した結果は、記録表示装置１７に表示及び記録され、その表示内容から放射線の検出の有無や検出量を基に核燃料要素の破損の可能性の有無を判定する。その他の作用効果は第１実施例と同じである。
【００７１】
図４に示した第３実施例は、核燃料要素の破損個所（被覆管に生じた貫通孔等）から放出された放射化ガスを検出して試料水の放射能分析によらずに核燃料の破損の可能性をその場で判定する例である。第３実施例は、第１実施例に構成を付加したもので、付加した構成は以下の通りである。第３実施例で、その他の構成や作用は第１実施例と同じなのでその同じ内容の解説を省略する。
【００７２】
図４のように、制御装置１２内の真空ポンプ１３の吐出口に接続された配管８７には、三方弁５１を介して配管９５の一端が接続される。その三方弁５１は、真空ポンプ１３の吐出口を配管９５に接続したり、ホース８９側に接続したりすることができる。
【００７３】
配管９５の他端には、ホースの接続口（雄側）９６が設けられ、その接続口９６はガス循環ホース１８の一端に設けた接続口（雌側）９７が接続されている。このガス循環ホース１８の他端には三方弁９８を介してホース４ｂの途中部分が接続されている。その三方弁９８は、弁操作によって、ホース４ｂをシッピング容器３のホース接続口３４に連通したり、その連通を遮断状態としたうえでガス循環ホース１８をホースの接続口３４に連通したりすることができる。ガス循環ホース１８の途中には、ガス放射線検出器１９がガス循環ホース１８中を流れる放射化ガスからの放射線を検出するように設置されている。
【００７４】
このような第１実施例に付加された構成により、次の作用効果を発揮する。即ち、第１実施例と同じく、シッピング容器３内を減圧した上で置換後の配管１４内の純水をポンプ５２で一定時間循環させると、核燃料要素の被覆管内とシッピング容器３内との差圧によって、被覆管に生じた貫通孔から強制的に放射化ガスやＦＰが被覆管内からシッピング容器３内に放出されてシッピング容器３の上部にその放射化ガスが溜まり、循環した純水中にＦＰが循環回数や時間に応じて増加して存在する状態となる。
【００７５】
第１実施例と同様にシッピング容器３内の減圧を行った後に、次に、三方弁８６で真空ポンプ１３と配管８２とを接続し、三方弁５１で真空ポンプ１３と配管９５とを接続し、三方弁９８でガス循環ホース１８と接続口３４とを接続し、その他との間を遮断する操作を行う。
【００７６】
このような各三方弁の操作の後に、真空ポンプ１３を稼働し続けて、シッピング容器３内に溜まった放射化ガスを真空ポンプ１３によってガス循環ホース１８から配管３５を通じてシッピング容器３内に一定時間循環させる。循環した放射化ガスは、ガス放射線検出器１９の検出領域を通過する際に、その放射化ガス中から発する放射線を検出してその放射線量を測定する。
【００７７】
ガス放射線検出器１９の検出領域を通過した放射化ガスはガス循環ホース１８を通って三方弁９８と配管３５とシッピング容器３内の核燃料集合体２内と、ホース１１と三方弁８６と真空ポンプ１３と三方弁５１とを循環して再度ガス放射線検出器１９に戻ることを繰り返す。その循環中に核燃料要素内から放出された放射化ガスの量が増加し、循環する気体中の放射性ガスの割合が増加し、放射性ガスの濃度が増加する。
【００７８】
このようにして濃度を増加した放射性ガスをガス放射線検出器１９の検出領域を通過する際に、その放射化ガス中から発する放射線を検出してその放射線量を感度良く現場で測定するようにする。
【００７９】
本実施例のシッピング装置で試料水を採取する場合には、三方弁９８で接続口３４とホース４ｂとを接続し、接続口３４とガス循環ホース１８との間を遮断する。このような状態に三方弁９８を操作しておいて、第１実施例と同様に試料水をサンプル容器７内に採取し、サンプル容器７内の試料水を放射能化学分析室で放射能分析して試料水によっても核燃料要素の破損状態の可能性を判定し、確実をきする。
【００８０】
このようにして、放射能分析すべき試料水の採取と放射化ガスの放射線検出との両方を一つのシッピング装置で達成できる。第３実施例による放射化ガスの放射線検出をもって核燃料要素の破損検出を行う場合には、ＦＰが拡散した循環水を試料水として採取して分析室で分析するのに比べて、放射線量を直接測定できて検出感度を向上でき、検出時間も短縮出来る。
【００８１】
図５に示す第４実施例も、核燃料要素の破損個所（被覆管に生じた貫通孔等）から放出された放射化ガスを検出して核燃料の破損の可能性をその場で判定する例である。第４実施例は、第３実施例の構成を変更及び付加したもので、変更及び付加した構成は以下の通りである。第４実施例で、その他の構成や作用は第１実施例及び第３実施例と同じなのでその同じ内容については解説を省略する。
【００８２】
ガス循環ホース１８の途中には、分岐配管２０の一端が三方弁２１を介して接続され、分岐配管２０の他端は弁９９を介して接続されている。そのため、ガス循環ホース１８の一部分と分岐配管２０とは並列接続関係にある。その分岐配管２０の途中には、ガス放射線検出器１９が分岐配管２０内を通過する放射性ガス中からの放射線を検出できるように設けられている。
【００８３】
その三方弁２１は、弁操作によって、三方弁２１の左右両側のガス循環ホース１８の間を連通し、且つ分岐配管２０とガス循環ホース１８の間を遮断したり、三方弁２１の左右両側のガス循環ホース１８の間を遮断し、且つ分岐配管２０と三方弁２１の右側のガス循環ホース１８の間を連通したりできる。また、弁９９は、弁開閉操作によって、分岐配管２０とガス循環ホース１８の間を連通したり遮断したりできる。
【００８４】
第４実施例では、三方弁２１の操作で、三方弁２１の両側のガス循環ホースの間を連通させ、分岐配管２０とガス循環ホース１８との間を遮断し、更に弁９９を閉じて分岐配管２０とガス循環ホース１８との間を遮断する。このような状態で、第１及び第３実施例と同様にシッピング容器３内の減圧と放射性ガスの強制放出を成す。
【００８５】
その減圧の分岐配管２０側への圧力影響の伝播が弁９９や三方弁２１によって遮断されているから、分岐配管２０の途中に設けたガス放射線検出器１９にも減圧による圧力影響の伝播が至らない。そのため、分岐配管２０内やガス放射線検出器１９に加わる圧力は、ガス循環ホース内の圧力よりも大きな大気圧に近い圧力に維持できる。このような状態で、シッピング容器３内の放射化ガスを含む気体をホース１１と三方弁８６とを通じて真空ポンプ１３で吸引し、その真空ポンプ１３の吐出口から各三方弁５１，２１を経由してガス循環ホース１８に通し、三方弁９８を通じて接続口３４から配管３５に通してシッピング容器３内の核燃料集合体２内に通すという循環を一定時間繰り返す。その循環中に循環する気体中の放射化ガスが増加し、放射性ガスの濃度が増加する。この循環では、弁９９や三方弁２１の弁操作によって、分岐配管２０が循環流路から外されているうえ、三方弁２１と弁９９とによって分岐配管２０内にガス循環ホース１８から減圧圧力が伝わらないように遮断されるから、ガス放射線検出器１９は大気圧の状態に維持される。
【００８６】
このような循環を繰り返した後に、放射化ガス中の放射線を検出する場合には、一旦真空ポンプ１３を停止させ、弁９３を開いた上で三方弁８６を操作して、圧縮空気供給系９をホース１１あるいは真空ポンプ１３側に連通するようにする。このようにすると、圧縮空気供給系９がホース１１あるいは真空ポンプ１３側に圧縮空気を供給するので、ガス循環ホース１８内とそれに連通する各部所の圧力が減圧状態から大気圧状態に増圧する。
【００８７】
ガス循環ホース１８が大気圧になった後に、弁９９を開いた上、三方弁２１を操作して三方弁２１の両側のガス循環ホース間を遮断し、三方弁２１よりも配管９５寄り（三方弁２１の右側）のガス循環ホース１８と分岐配管２０との間を連通する。その後に、真空ポンプ１３を再稼働させて放射化ガスを分岐配管２０を通じてガス放射線検出器１９の検出領域に流し、弁９９を通じてガス循環ホース１８内に戻す循環運転を行う。この時には、三方弁８６を操作して、配管８２側と真空ポンプ１３側とを連通して他との間を遮断しておく。
【００８８】
分岐配管２０を放射性ガスが通り抜ける際に、その放射性ガス中から発せられる放射線をガス放射線検出器１９が検出及び放射線量を測定する。その放射線量の大きさによって核燃料要素の被覆管に貫通孔が生じているという核燃料要素の破損状態がその場で判定できる。
【００８９】
このように、シッピング容器３内やガス循環ホース１８内を大気圧未満に減圧した状態の時も、放射化ガスの放射線を検出する状態の時も、ガス放射線検出器１９は大気圧下に置かれる状態に維持できる。そのため、第４実施例の場合は、第３実施例による作用効果に加えて、ガス放射線検出器１９が耐圧性を考慮した高価なものになるということはなく、経済的なガス放射線検出器１９をシッピング装置に採用できる作用効果が得られる。その他の作用効果は第１実施例や第３実施例と同じである。
【００９０】
図６に示す第５実施例は、第３実施例を変更した例であり、変更した内容を以下に説明する。その他の内容は第３実施例と同じであるので、同じ内容は説明を省略している。即ち、第３実施例のガス循環ホース１８の途中に、そのガス循環ホース１８の流路断面積よりも大きな流路断面積を有するガス溜りとなる容器２２をガス循環ホース１８と直列に接続し、その容器２２も放射化ガスを含む気体の循環流路として用いる。
【００９１】
その容器２２内には、ガス放射線検出器１９が設置され、検出結果を示す信号を送信する信号線が制御装置１２に設けた表示装置２４に接続されている。その表示装置２４には、ガス放射線検出器１９が測定した放射線量を表示できるようにされている。
【００９２】
第３実施例に対してこのような構成が追加されたことによって、放射化ガスの含まれる気体が減圧下で循環して容器２２内に入った際に、その気体の流速がガス循環ホース１８内の流速に比べて遅くなる上、減圧下の圧力はガス放射線検出器１９の内側外側の全体に及ぶので、ガス放射線検出器１９には圧力差による無理が加わらない。そのため、ガス放射線検出器１９に圧力差に耐える構成や早い流速に耐える構成を付与する必要がなく、その分安価なガス放射線検出器１９が採用できる。
【００９３】
ガス放射線検出器はその容器２２内で放射化ガス中からの放射線量を測定し表示装置
２４に測定結果を表示する。その表示結果から核燃料要素の破損の可能性を判定できる。容器２２内のガス放射線検出器１９に放射線量測定結果を表示する表示装置が一体に備わる場合には、容器２２の一部分をガラスなどの透明の部材にして観察窓２３とし、その観察窓２３からガス放射線検出器１９に一体の表示装置の表示結果を容器の外側から観察し、その表示結果から放射線量を知るようにしても良い。
【００９４】
このような第５実施例によれば、ガス放射線検出器１９の全体が、放射化ガスの循環速度が一時的に低下するとともに放射化ガスの循環する流路と同じ減圧環境下となる容器
２２内に内蔵されているので、耐圧等の特別な構成を伴わない安価なガス放射線検出器が採用できる。その他の作用効果は第３実施例と同じである。
【００９５】
図７に示す第６実施例は、第１実施例に一部構成を追加したもので、その他の内容は第１実施例と同じであるので同じ部分の説明を省略する。追加した個所は、ホース４ｂの途中を分断し、分断した端部に分断した両側のホースを接続したり分離したりするためにボルトで結合および結合解除できる接続フランジ１００を設け、さらには各接続フランジ
１００の間にフィルタ２６を挟んでボルトで各接続フランジ１００を接続して分断した両側のホースを接続したものである。
【００９６】
そのフィルタ２６に検出端側を接近させて放射線検出器１６が置かれている。その放射線検出器の周囲には、フィルタ２６側方向以外からの放射線を検出しにくくするように放射線遮蔽材が置かれている。
【００９７】
このような第６実施例では、第１実施例と同様な作用効果の他に、次のような作用効果を有する。即ち、純水置換時のシッピング容器３内の純水の流れ（核燃料集合体２の上部から核燃料集合体２の内部に流入して核燃料要素に沿って下方へ流れ、冷却材入口構造
３９から支持板３６の下方の空間に流出する。）によって、核燃料集合体２のフィルタ
２５に捕集されていた異物がフィルタ２５から離脱し配管３５の下端から配管３５内に入りホース４ａを通って装置内に混入するのを、フィルタ２６で捕捉して防止する作用効果がある。このような純水の置換過程では、図７中の一点差線で示した矢印の方向へ純水が流れるので、核燃料集合体２のフィルタ２５への純水の通過方向が核燃料集合体２を炉心で使用している場合の炉水の通過方向と反対となる。そのため、核燃料集合体２を炉心で使用している際にフィルタ２５に捕集された異物がフィルタ２５から純水の流れでフィルタ２５の下方へ流しだされ、フィルタ２５から異物が離脱するというフィルタ２５の浄化作用がなされる。
【００９８】
フィルタ２５の浄化作用によって、フィルタ２５から離脱した異物は純水の流れに同伴して配管３５からホース４ａを通じてフィルタ２６に到達し、ここでフィルタ２６によって捕集される。フィルタ２６によって補修された異物は配管１４内に入らないようにフィルタ２６に留まる。フィルタ２６に異物が捕集された時点でその異物から発せられた放射線を放射線検出器１６が検出する。そのため、放射線検出器１６の検出結果でフィルタ
２６に異物が捕集されたことが知れる。
【００９９】
フィルタ２６に異物が捕集された場合には、ホース４ａの各接続フランジ１００間を分解してフィルタ２６を取り出し、フィルタ２６に捕集された異物を採取してその異物が何であるかを分析する。フィルタ２６は異物が取り除かれた後に接続フランジ１００に挟んで再利用する。
【０１００】
このようにして、核燃料要素の破損の有無を判定する際に、核燃料集合体２のフィルタ２５を清掃することになるが、異物が捕集されていた場合に、その異物が装置の系統内に混入して装置内部の損傷および放射線量の増加、それに伴う検出感度の低下等を防止する。その他の作用効果は、第１実施例と同じである。
【産業上の利用可能性】
【０１０１】
本発明は、核燃料要素の破損を検出する際に用いられるシッピング装置に適用できる。
【図面の簡単な説明】
【０１０２】
【図１】本発明の第１実施例による炉外シッピング装置の全体図である。
【図２】図１の炉外シッピング装置の系統図である。
【図３】本発明の第２実施例による炉外シッピング装置の系統図である。
【図４】本発明の第３実施例による炉外シッピング装置の系統図である。
【図５】本発明の第４実施例による炉外シッピング装置の系統図である。
【図６】本発明の第５実施例による炉外シッピング装置の系統図である。
【図７】本発明の第６実施例による炉外シッピング装置の系統図であり、（ａ）図は系統の全体を示し、（ｂ）図は（ａ）図中の核燃料集合体の下部の断面を示し、(ｃ)図は（ａ）図中の接続フランジ部の拡大図を示し、（ｄ）図は（ｃ）図中の接続フランジの接続解除の状態を表した図である。
【符号の説明】
【０１０３】
１…制御棒貯蔵ラック、２…核燃料集合体、３…シッピング容器、４，６，１１…ホース、５…上蓋、７…サンプル容器、８…サンプリング装置、９…圧縮空気供給系、１０…純水供給系、１２…制御装置、１３…真空ポンプ、１４…配管、１５…水タンク、１６…放射線検出器、１７…記録表示装置、１８…ガス循環ホース、１９…ガス放射線検出器、２０…分岐配管、２１…三方弁、２２…容器、２３…観察窓、２４…表示装置、２５，
２６…フィルタ。
【図１】
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【図２】
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【図３】
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【図４】
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【図５】
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【図６】
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【図７】
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