(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
水で満たされた使用済み燃料集合体及び燃料ラックのスペースに挿入されこの使用済み燃料集合体の周囲を加熱する加熱ロッドと、
前記加熱により前記使用済み燃料集合体の内部に発生した気泡をその上部において捕集するシッパーキャップと、
前記捕集された気泡を回収して放射性成分が含まれているか否かを検査するガス検査部と、を備え、
前記加熱ロッドの先端部分の側面には、互いに直角方向に分岐する案内路を有するノズルが形成され、この案内路に案内された高温水を前記スペースに放出することを特徴とする破損燃料検査装置。
【請求項２】
請求項１に記載の破損燃料検査装置において、
前記スペースの水温を測定する測温センサを備えることを特徴とする破損燃料検査装置。
【請求項３】
水で満たされた使用済み燃料集合体及び燃料ラックのスペースに、先端部分の側面に互いに直角方向に分岐する案内路を有するノズルが形成された加熱ロッドを、挿入する工程と、
前記案内路に案内された高温水を前記スペースに放出して前記使用済み燃料集合体の周囲を加熱する工程と、
前記加熱により前記使用済み燃料集合体の内部に発生した気泡をその上部に配置したシッパーキャップで捕集する工程と、
前記捕集された気泡を回収して放射性成分が含まれているか否かを検査する工程と、を含むことを特徴とする破損燃料検査方法。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、破損した燃料集合体の放射能漏れを検知する破損燃料検査技術に関する。
【背景技術】
【０００２】
原子炉の運転中に燃料棒の破損が発生した場合、原子炉を停止した後に、この破損した燃料棒が存在する燃料集合体を特定するシッピング検査が行われる。破損した燃料棒が存在すると、その内部から放射性ガスが放出される。このため、検査対象の燃料集合体の近傍のガスや水を採取して放射能測定を行うことにより、破損燃料棒の存在の有無を判断することができる。
【０００３】
燃料集合体が炉心に存在する状態で行うシッピング検査として、燃料集合体の上部にシッパーキャップを取り付け、このシッパーキャップの内部を減圧したり攪拌したりすることにより、放射性ガスを採取する技術が開示されている（例えば、特許文献１，２）。
【０００４】
燃料集合体を炉外に取り出して行うシッピング検査として、燃料集合体をシッピングカンと呼ばれる容器に封入し、このシッピングカンの内部の水又はガスを採取する技術が開示されている（例えば、特許文献３）。
さらに、このシッピングカンの底部に加熱器を配置して、ガス放出を促す技術が開示されている（例えば、特許文献４）。
【０００５】
また、炉水内で燃料集合体を炉心から上方に移動させることにより、燃料棒に付与される水圧を低下させ、破損燃料棒からのガス放出を促し、上方で採取するマストシッピング技術が開示されている（例えば、特許文献５）。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００６】
【特許文献１】特許第４３０１６８５号公報
【特許文献２】特許第３２８９０１０号公報
【特許文献３】特開昭６２−４３５９７号公報
【特許文献４】実開昭５９−１８５６９７号公報
【特許文献５】特開平８−２２０２８５号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００７】
これら従来のシッピング検査は、燃料棒の破損が判明し原子炉を停止し冷却を開始してから比較的短い時間内に通常行われる。このため、ヨウ素１３１（半減期８日）やキセノン１３３（半減期５．２日）のような比較的半減期の短い放射性ガスを分析対象とすることができ、測定感度を確保することができる。また、核燃料の残留熱が高いため、燃料棒を温度上昇させて内部のガス放出を促すことが比較的容易である。
【０００８】
ところが、原子炉に大規模災害が発生した場合、従来のシッピング検査が想定する軽微な燃料棒の破損状態とは様相が大きく相違する。
例えば、燃料貯蔵プールのプール水が一時的に減少し、貯蔵中の使用済燃料が残留熱によって高温化して燃料棒が破損したり、あるいは燃料貯蔵プールの崩落等といった外的要因によって燃料棒が破損したりする可能性がある。
【０００９】
このような大規模災害が発生した場合、周辺を含めた復旧対策に長期間を要する。このため、１年超えといった長期間が経過し破損燃料が充分に冷却された後に、検査が開始される場合がある。
このような場合、半減期の短い放射性ガスは、放射能が減衰していて検出することができない。このため、半減期の長いクリプトン８５（半減期１０．８年）を検査対象にする必要がある。しかし、クリプトン８５は、放射能強度が低いため、検査にあたり、できるだけ破損燃料から多量に放出させて捕集する必要がある。
【００１０】
また、燃料棒の破損状態が深刻な場合は、ハンドルを持って燃料集合体を吊り上げることが困難となる。そのような場合は、従来技術のマストシッピングを実行することはできず、またシッピングカンへ燃料集合体を移動させることもできない。
また、燃料集合体の上部に取り付けたシッパーキャップの内部を減圧したり攪拌したりする従来技術では、クリプトンガスを多量に捕集することは困難である。
【００１１】
本発明はこのような事情を考慮してなされたもので、吊り上げを行わずに燃料集合体の放射能漏れを検知する破損燃料検査技術を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
破損燃料検査装置において、水で満たされた使用済み燃料集合体及び燃料ラックのスペースに挿入されこの使用済み燃料集合体の周囲を加熱する加熱ロッドと、前記加熱により前記使用済み燃料集合体の内部に発生した気泡をその上部において捕集するシッパーキャップと、前記捕集された気泡を回収して放射性成分が含まれているか否かを検査するガス検査部と、を備え、前記加熱ロッドの先端部分の側面には、互いに直角方向に分岐する案内路を有するノズルが形成され、この案内路に案内された高温水を前記スペースに放出することを特徴とする。
【発明の効果】
【００１３】
本発明により、吊り上げを行わずに燃料集合体の放射能漏れを検知する破損燃料検査技術が提供される。
【図面の簡単な説明】
【００１４】
【図１】（Ａ）本発明の実施形態に適用される燃料集合体を示す縦断面図、（Ｂ）その上面図、（Ｃ）その水平断面図。
【図２】燃料集合体が収容された燃料ラックが設置された燃料貯蔵プールの縦断面図。
【図３】本発明に係る破損燃料検査装置の第１実施形態を示す図。
【図４】（Ａ）第１実施形態において燃料ラックに収容された燃料集合体の上面図、（Ｂ）その下端部の縦断面図。
【図５】（Ａ）第２実施形態において燃料ラックに収容された燃料集合体の上面図、（Ｂ）その下端部の縦断面図。
【図６】（Ａ）第３実施形態において燃料ラックに収容された燃料集合体の上面図、（Ｂ）加熱ロッドのノズルの斜視図。
【図７】本発明に係る破損燃料検査装置の第４実施形態を示す図。
【図８】本発明に係る破損燃料検査装置の第５実施形態を示す図。
【図９】各実施形態における破損燃料検査装置の動作を説明するフローチャート。
【発明を実施するための形態】
【００１５】
以下、本発明の実施形態を添付図面に基づいて説明する。
図１（Ａ）に示される縦断面視において、燃料集合体１０は、核燃料ペレット（図示略）が装填されている複数の燃料棒１９と、これら燃料棒１９の上端を支持する上部タイプレート１６と、燃料棒１９の下端を支持する下部タイプレート２０と、下部タイプレート２０及び上部タイプレート１６の間に互いに離間して配置され燃料棒１９の相互の水平方向の間隔を保つスペーサ１８と、複数の燃料棒１９の四面を覆うチャンネルボックス１７と、から構成されている。
【００１６】
上部タイプレート１６には、燃料集合体１０の通常の搬送時に把持されるハンドル１５と、チャンネルボックス１７を螺子１１により締結するボス部１４とが設けられている。さらにこの螺子１１により、チャンネルファスナ１３が、チャンネルボックス１７に締結され、原子炉の炉心部（図示略）に隣接配置される燃料集合体１０の間隔を調整する。
【００１７】
図１（Ｂ）に示される上面視において、チャンネルボックス１７の上端に設けられるコーナ片１２が、上部タイプレート１６のボス部１４に当接して、チャンネルファスナ１３とともに、螺子１１により締結されている。また、チャンネルボックス１７の側面には、原子炉の炉心部（図示略）に隣接配置される燃料集合体１０の間隔を調整するチャンネルスペーサ２２が設けられている。
【００１８】
図１（Ｃ）に示される水平断面視において、燃料集合体１０は、燃料棒１９が正方格子状に配列されている。
この燃料棒１９のうちの一部はタイロッド１９Ａと呼ばれ、上端及び下端に雄螺子が刻設された端栓が溶接されている。このタイロッド１９Ａの端栓は、それぞれ上部タイプレート１６及び下部タイプレート２０に刻設された雌螺子に螺入する。このタイロッド１９Ａは、４つのコーナを除く最外周に８本配置されている。
その他の燃料棒１９Ｂは、上端及び下端に溶接された端栓が、それぞれ上部タイプレート１６及び下部タイプレート２０の孔部に挿入される。
【００１９】
燃料集合体１０は、上述した構造をとるために、ハンドル１５を把持して吊り上げる際に、その総重量はタイロッド１９Ａによって支えられることになる。このため、タイロッド１９Ａが損傷した場合、ハンドル１５を把持して燃料集合体１０を吊り上げて搬送することが不可能になる。
【００２０】
図２に示すように、燃料ラック３０は、複数の角管３１が格子状に配列し、プール水３５の満たされた燃料貯蔵プール３６に配置される。そして、それぞれの角管３１に、燃料集合体１０が収容される。角管３１は、底面に開口２１を有している。この開口２１に、燃料集合体１０の下部タイプレート２０が係入している。ここで、角管３１とは、図示されるような軸方向に連続した管状である場合のほかに、プレートを井形に配置した支持格子である場合も含む。
【００２１】
このように、原子炉から排出される使用済み核燃料は、燃料集合体１０を単位に燃料ラック３０に収容され、放射線及び残留熱が減衰するまで燃料貯蔵プール３６において一定期間冷却されている。そして、この燃料集合体１０は、そのハンドル１５を、備え付けのクレーン（図示略）で吊って、燃料ラック３０から出し入れされる。
【００２２】
ところで、大規模災害によって電源が喪失し、燃料貯蔵プール３６の冷却機能が失われると、残留熱によりプール水３５が蒸発し、気中に露出した燃料集合体１０がさらに高温化して燃料棒１９（図１）が破損する場合がある。
特にタイロッド１９Ａ（図１）が破損した燃料集合体１０は、機械的強度の低下によりハンドル１５を把持した吊り上げに耐えられない可能性がある。
【００２３】
従って、複数のうちいずれの燃料集合体１０がそのような吊り上げに耐えられないかを特定する必要がある。
ところで、破損した燃料棒１９におけるガスの内圧がプール水３５の外圧よりも高いときは破損口からガスが放出され、逆に外圧が内圧よりも高いときは破損口からプール水３５が内部浸入する。
浸入した水が燃料棒１９の下部に溜まり、内部空間の体積が減少し、外圧と内圧が均衡した時点で、水の浸入は止まる。
【００２４】
燃料棒１９が破損したままプール水３５に浸漬され続けると、残留熱の除去にしたがい、内圧が低下し、水の浸入量の増加が予想される。このために、燃料貯蔵プール３６に長期間放置された燃料集合体１０から大量の放射性ガスを捕集することは困難である。
【００２５】
（第１実施形態）
図３に示すように第１実施形態に係る破損燃料検査装置は、使用済み燃料集合体１０及び燃料ラック３０（角管３１）のスペース３２に挿入されこの使用済み燃料集合体１０の周囲を加熱する加熱ロッド４３と、この加熱により使用済み燃料集合体１０の内部に発生した気泡をその上部において捕集するシッパーキャップ５１と、この捕集された気泡を回収して放射性成分が含まれているか否かを検査するガス検査部５０と、を備える。
そして、加熱ロッド４３の先端部分には、高温水を放出するノズル４４が形成されている。
【００２６】
図４は、燃料ラックの角管３１に燃料集合体１０が貯蔵されている状態を示している。
図４（Ａ）は、角管３１に燃料集合体１０を収容した状態を上面視したものである。図示されるように角管３１の内側には加熱ロッド４３が挿入されるスペース３２が形成されている。
【００２７】
このスペース３２は、角管３１の構造によって若干の違いはあるが、通常は片側１ｃｍ程度である。ただし、燃料集合体１０の上部におけるチャンネルスペーサ２２の突起、及びチャンネルファスナ１３の突起が張り出している部分については、スペース３２が狭くなっている。
【００２８】
図４（Ａ）に示すように加熱ロッド４３は、スペース３２のコーナ部分に挿入されるが、この挿入位置に特に限定はない。
図４（Ｂ）に示すように、ノズル４４は、その先端に高温水の放出口４５を有する。
【００２９】
図３に示すように、加熱制御部４０は、加熱ロッド４３に高温水を供給する高温水供給部４１と、この高温水の供給をＯＮ／ＯＦＦする開閉弁４２とから構成される。
高温水供給部４１で生成した高温水は加熱ロッド４３を通じて、その先端のノズル４４から燃料集合体１０の下方部に注入される。これにより、チャンネルボックス１７（図１）の外部から、その内部にある燃料棒１９が加熱される。
【００３０】
加熱ロッド４３の先端部分は、燃料集合体１０の高さ方向において中央部よりも下部に位置することで、効率的に燃料集合体１０を昇温させることができる。そして、燃料棒１９の内部のガス圧力を上昇させ、クリプトン８５を含む放射性ガスの破損口からの放出を促す。
【００３１】
シッパーキャップ５１は、チャンネルボックス１７（図１）の上側開口に略一致する開口部を下端に有しその上端が閉じられている筒状体である。そして、サンプル捕集管５２がシッパーキャップ５１の上端を挿通し、このシッパーキャップ５１の内側空間と、ガス検査部５０とを連通している。
【００３２】
このシッパーキャップ５１は、取付手段（図示略）により、チャンネルボックス１７（図１）の上側開口の周縁に接するように装着され、燃料集合体１０の内側と外側とのプール水３５を隔離する。
この状態で、加熱ロッド４３が加熱すると、放射性ガスが破損燃料棒１９の破損口から放出され、その気泡が燃料集合体１０の内側を上昇し、シッパーキャップ５１の内側に滞留する。
【００３３】
ガス検査部５０は、シッパーキャップ５１の内側に滞留する気泡とプール水３５との混合体を吸引しそれぞれに分離する気液分離部５３と、分離した気泡の放射線を分析する放射線分析部５４とから構成される。
分離した液体は燃料貯蔵プール３６（図２）に戻される。放射線分析部５４は、ベータ線あるいはガンマ線を測定する放射線検出器を用いて構成することができ、クリプトン８５が放出するベータ線あるいはガンマ線を測定する。
【００３４】
（第２実施形態）
図５（Ａ）は、第２実施形態において燃料ラックの角管３１に収容された燃料集合体１０の上面図である。図５（Ｂ）は、角管３１に収容された燃料集合体１０の下端部の縦断面図である。なお、図５において図４と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００３５】
図５に示すように、第２実施形態におけるノズル４４は、その側面に高温水の放出口４６を有する。
これにより、燃料ラックの角管３１と燃料集合体１０とのスペース３２に高温水を広範にわたって注入することができ、燃料集合体１０を効率的に加熱して放射性ガスの放出が促進される。
【００３６】
（第３実施形態）
図６（Ａ）は、第３実施形態において燃料ラックの角管３１に収容された燃料集合体１０の上面図である。図６（Ｂ）は加熱ロッド４３のノズル４４の斜視図である。なお、図６において図５と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００３７】
図６に示すように、第３実施形態におけるノズル４４の放出口は、高温水を互いに直角方向に分岐して案内する案内路４７を有する。
これにより、ノズル４４が、燃料ラックの角管３１のコーナに位置することで、高温水を広範にわたって注入することができ、燃料集合体１０を効率的に加熱して放射性ガスの放出が促進される。
【００３８】
（第４実施形態）
図７に示すように第４実施形態の破損燃料検査装置は、加熱ロッド４３の先端部分は、自身が発熱する発熱体４９が形成されている。なお、図７において図３と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
この発熱体４９は、ヒータ電源４８の通電により発熱する電気抵抗体である。
【００３９】
第１から第３実施形態までに説明したような高温水を注入する代わりに、発熱体４９を燃料ラックの角管３１と燃料集合体１０とのスペース３２に挿入する。この発熱体４９は、効率的に燃料集合体１０を昇温させることができる。そして、燃料棒１９の内部のガス圧力を上昇させ、クリプトン８５を含む放射性ガスの破損口からの放出を促す。
なお、発熱体４９として電気抵抗体を例示したが、これに限定されるものでなく、スペース３２の水を昇温させるものであれば適宜採用することができる。
【００４０】
（第５実施形態）
図８に示すように第５実施形態の破損燃料検査装置は、スペース３２の水温を測定する測温センサ５６を備える。そして、この測温センサ５６が出力する温度情報を取得してデータ処理する温度計側部５５を備える。なお、図８において図３と同一又は相当する部分は、同一符号で示し、重複する説明を省略する。
【００４１】
温度センサ５６は、燃料ラックの角管３１と燃料集合体１０とのスペース３２に沿って、燃料集合体１０の底部付近と中央部付近に挿入される。破損燃料を検査する際、加熱ロッド４３を動作させる前の温度を測定する。核燃料が長期間冷却された場合、残留熱が低下するために、スペース部３２の水温は低下していると考えられる。
そこで、破損燃料棒１９から十分にガスを放出させるために必要な昇温幅を設定し、水温調節する。温度変化による燃料棒１９からのガス放出量は、ボイル・シャルルの法則に則り定量的に推定することができ、検査の確実性が担保される。
【００４２】
図２及び図９を参照して各実施形態における破損燃料検査装置の動作を説明する。
まず、検査対象となる燃料集合体１０を設定し(Ｓ１１)、その上部にシッパーキャップ５１を設置する（Ｓ１２）。次に、スペース３２に加熱ロッド４３を挿入し（Ｓ１３）、使用済み燃料集合体１０の周囲を加熱する。
【００４３】
加熱により使用済み燃料集合体１０の内部に発生した気泡をその上部に配置したシッパーキャップ５１で捕集する（Ｓ１４）。この捕集された気泡を回収して放射性成分が含まれているか否かについて検査する（Ｓ１５）。
シッパーキャップ５１と加熱ロッド４３を引き上げて（Ｓ１６）、次の検査対象となる燃料集合体１０にセットし（Ｓ１７；Ｎｏ）、検査対象の全てに対して実行する（Ｓ１７；Ｙｅｓ）。
【００４４】
以上述べた少なくともひとつの実施形態の破損燃料検査装置によれば、使用済み燃料集合体の周囲を加熱する手段を持つことにより、吊り上げを行わずに燃料集合体から放射性ガスを捕集して放射能漏れを検査することが可能となる。
【００４５】
本発明のいくつかの実施形態を説明したが、これらの実施形態は、例として提示したものであり、発明の範囲を限定することは意図していない。これら実施形態は、その他の様々な形態で実施されることが可能であり、発明の要旨を逸脱しない範囲で、種々の省略、置き換え、変更、組み合わせを行うことができる。これら実施形態やその変形は、発明の範囲や要旨に含まれると同様に、特許請求の範囲に記載された発明とその均等の範囲に含まれるものである。
【符号の説明】
【００４６】
１０…燃料集合体、１１…螺子、１２…コーナ片、１３…チャンネルファスナ、１４…ボス部、１５…ハンドル、１６…上部タイプレート、１７…チャンネルボックス、１８…スペーサ、１９…燃料棒、１９Ａ…タイロッド、１９Ｂ…燃料棒、２０…下部タイプレート、２１…開口、２２…チャンネルスペーサ、３０…燃料ラック、３１…角管、３２…スペース、３５…プール水、３６…燃料貯蔵プール、４０…加熱制御部、４１…高温水供給部、４２…開閉弁、４３…加熱ロッド、４４…ノズル、４５，４６…放出口、４７…案内路、４８…ヒータ電源、４９…発熱体、５０…ガス検査部、５１…シッパーキャップ、５２…サンプル捕集管、５４…放射線分析部、５５…温度計測部、５６…測温センサ。
【図１】
0005726688.tif 000002
【図２】
0005726688.tif 000003
【図３】
0005726688.tif 000004
【図４】
0005726688.tif 000005
【図５】
0005726688.tif 000006
【図６】
0005726688.tif 000007
【図７】
0005726688.tif 000008
【図８】
0005726688.tif 000009
【図９】
0005726688.tif 000010