(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の作業台（８）上及び水中に置いた燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の燃料棒からの漏れを検査する原子炉の燃料要素の検査方法において、下記の手順を含むことを特徴とする原子炉の燃料要素の検査方法。
１）燃料要素の第１区分（Ｘ）が各々複数の燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）から成る、複数の群（Ｉ、ＩＩ）を含み、前記第１区分（Ｘ）の全ての燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の上に、共同のフード（６）を被せる手順。
２）前記フード（６）の下に充填ガスを導入する手順。
３）前記第１区分（Ｘ）の前記燃料要素（Ａ，Ｂ，Ａ’，Ｂ’）に含まれる欠陥のある燃料棒から放射性核分裂生成物を水に放出させるため、前記第１区分（Ｘ）に属する全ての燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）を加熱する手順。
４）複数の採取装置（１８１）、複数の脱ガス装置（１７１）、及び複数の放射能検出装置（１９１）を使用して、群毎に水の検体を連続的に採取し、採取した水を連続的に脱ガスして、ガスを放出させ、放出されたガスの放射能を検出して、各群に属する全ての燃料要素の漏れを共同で検査することで、予備検査を実行する手順。
５）前記予備検査を実行する手順において過度の放射能を検出した場合にのみ、当該過度の放射能を検出した群に属する全ての燃料要素の個別検査を実行する手順であって、その際、前記群に属する全ての燃料要素に対して、前記複数の採取装置（１８１）、複数の脱ガス装置（１７１）、及び複数の放射能検出装置（１９１）を使用して、燃料要素毎に水を連続的に採取し、採取した水の検体を連続的に脱ガスして、ガスを放出させ、放出されたガスの放射能を検出することで、個別検査を実行する手順。
６）前記燃料要素の第１区分（Ｘ）が検査された後、第２区分（Ｙ）に属する燃料要素に共同のフードを被せて加熱し第１区分と同様に第２区分（Ｙ）を検査する手順。
【請求項２】
前記予備検査を実行する手順及び個別検査を実行する手順は、連続的に放出されたガスの放射能を検出した後で、前記ガスを処分する手順を含むことを特徴とする請求項１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項３】
前記予備検査を実行する手順及び個別検査を実行する手順は、採取した水にキャリアガスを通す手順と、放出されたガスに含まれるガス状核分裂生成物とともに前記放射能検出装置に前記キャリアガスを通す手順とを含むことを特徴とする請求項２に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項４】
前記加熱する手順は、前記第１区分（Ｘ）に属する燃料要素を、この燃料要素上に被せられた前記共同のフード（６）の下で、予め設定した所定の温度上昇が得られるように加熱するとともに、前記充填ガスを導入する手順は、前記燃料要素の先端部（１１）を囲む充填ガスを前記フード（６）に供給することを特徴とする請求項１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項５】
前記充填ガスを導入する手順は、ガスを充填した際の水面レベルを検査するために、前記共同のフード（６）から導出され、ガス導入用およびガス排出用の管を有する充填レベル検査管（１５）を設け、この充填レベル検査管（１５）が、前記フード（６）の下で水面（１７ａ）が所定の高さを表示するまで、充填ガスを前記フード（６）の下に通すことを特徴とする請求項４に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項６】
前記充填ガスを導入する手順は、前記共同のフード（６）を、その隔壁（９）により個々のセル（１２）に分割し、また、セル毎に個別に高さを調整することによりセル毎の水面レベルを調節できる充填レベル検査管（１５）を、それらのセル（１２）の各々から外側に通じさせ、前記充填レベル検査管（１５）内が前記充填ガスで満たされるまで、すべてのセル（１２）内に前記充填ガスを通すことを特徴とする請求項５に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項７】
前記加熱する手順、予備検査を実行する手順、個別検査を実行する手順は、各手順を制御するために設けられた検査プログラムを用いて自動的に制御されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項８】
前記予備検査を実行する手順は、複数の群について同時に実行することを特徴とする請求項１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項９】
前記個別検査を実行する手順は、各群に属する全ての燃料要素の個別検査を同時に実行することを特徴とする請求項１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項１０】
前記第１区分（Ｘ）に属する全ての燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）に共通である共同のフード（６）の隔壁（９）により、前記第１群（Ｉ）に属する前記燃料要素（Ａ、Ｂ）上に形成された個々のセル（１２）に充填ガスを注入することで、前記燃料要素（Ａ、Ｂ）を、前記共同のフード（６）の下で加熱し、前記燃料要素（Ａ、Ｂ）の検査終了時に初めて、前記燃料要素（Ａ、Ｂ）から前記共同のフード（６）を持ち上げる手順を含むことを特徴とする請求項１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項１１】
前記充填ガスを導入する手順は、前記セル（１２）から出ている充填レベル検査管（１５）が、個々のセル（１２）内の水面（１７ａ）が所定の高さを表示するまで、前記充填ガスを前記個々のセル（１２）内に通すことを特徴とする請求項１０に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項１２】
前記充填ガスを導入する手順は、前記充填レベル検査管（１５）の高さを、前記個々のセル（１２）内で、各セル（１２）内の水面（１７ａ）の所定の高さに応じて個別に調整し、これらのセルにそれらの充填レベル検査管（１５）の関連する１つを介して前記充填ガスが排気されるまで、前記充填ガスを導入することを特徴とする請求項１１に記載の原子炉の燃料要素の検査方法。
【請求項１３】
原子炉の作業台（８）上及び水中に置いた燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）を検査する検査装置であって、
各々複数の燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）から成る、複数の群（Ｉ、ＩＩ）を含む燃料要素の第１区分（Ｘ）において、前記第１区分（Ｘ）の全ての燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の上に位置づけられ、かつ前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の先端部（１１）の周りに嵌められる下向きの開口部が設けられているフード（６）と、
前記フード（６）に接続されて、ガスを前記フード（６）に導入するガス導入装置と、
前記フード（６）内に導入された充填ガスの下に位置づけられる水を群毎または燃料要素毎に連続的に採取する複数の採取装置であって、前記第１区分（Ｘ）の前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の各々に対して設けられた採取管（１６）に接続され、また、水を採取する採取装置の数が、前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の群（Ｉ、ＩＩ）の１つに属する前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の数と等しく、さらに、採取装置の少なくとも一部が、一方の群（Ｉ）に属する前記燃料要素（Ａ、Ｂ）の前記採取管（１６）から、他方の群（ＩＩ）に属する前記燃料要素（Ａ’、Ｂ’）の前記採取管（１６）に、また、一方の群（Ｉ）に属する前記採取管（１６）を組み合わせたものに切り換えられるような複数の採取装置（１８１）と、
それぞれ、前記採取装置（１８１）のそれぞれに接続されて、あらかじめ採取された水を受け取って、前記水を連続的に脱ガスして、ガスを放出させる複数の脱ガス装置（１７１）と、
それぞれ、前記採取装置（１７１）のそれぞれに接続されて、前記放出されたガスを受け取って、前記放出されたガスの放射能を連続的に検出する複数の放射能検出装置（１９１）と、
前記ガス導入装置（１８１）、前記採取装置（１７１）、前記放射能検出装置（１９１）に接続されて、前記ガス導入装置（１８１）、前記採取装置（１７１）、前記放射能検出装置（１９１）を制御するプログラムを実行する制御装置と、
を備えることを特徴とする検査装置。
【請求項１４】
脱ガスする前記脱ガス装置（１７１）に接続されたガス排気用の廃棄管を含み、また、前記放出されたガスの放射能を検出する前記放射能検出装置（１９１）が、脱ガスする前記脱ガス装置（１７１）に接続された前記廃棄管中に配設されており、水の連続採取中に、前記放射能検出装置（１９１）を、前記廃棄管を介して前記脱ガス装置（１７１）のみに接続できることを特徴とする請求項１３に記載の検査装置。
【請求項１５】
前記脱ガス装置（１７１）が、前記水にキャリアガスを導入する管路に接続されていることを特徴とする請求項１３に記載の検査装置。
【請求項１６】
前記フード（６）は、その隔壁（９）により個々のセル（１２）に分割し、かつ、高さを調整できる専用の充填レベル検査管（１５）を含み、前記高さを調整できる専用の充填レベル検査管（１５）の１つが前記個別セル（１２）のそれぞれに結合されていて、前記個別セル（１２）は、前記高さを調整できる専用の充填レベル検査管（１５）を通じて前記フード内に導入したガスを排気できることを特徴とする請求項１３に記載の検査装置。
【請求項１７】
前記高さを調整できる専用の充填レベル検査管（１５）を監視するビデオカメラを含むことを特徴とする請求項１６に記載の検査装置。
【請求項１８】
前記フード（６）は、その隔壁（９）により、一群の前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の先端部（１１）の上にそれぞれが位置づけられる個々のセル（１２）に分割し、また、前記個別セルのそれぞれは、採取用の前記採取装置（１８１）と、脱ガスする前記脱ガス装置（１７１）に別々に接続されることを特徴とする請求項１３に記載の検査装置。
【請求項１９】
前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）のそれぞれに対して、前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の先端部（１１）の上に配設された排気管（１５ｂ）と、  前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）のそれぞれに対して、前記フード（６）の下に配設された採取管（１６）であって、その第１端が、前記排気管（１５ｂ）の下方の所定の位置に位置づけられ、また、前記採取管（１６）が、前記フード（６）から出て、前記燃料要素（Ａ、Ｂ、Ａ’、Ｂ’）の燃料棒の前記先端部（１１）と前記燃料棒上にあるような採取管（１６）と、を含むことを特徴とする請求項１３に記載の検査装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
本発明は、原子炉、特に沸騰水型原子炉の複数の燃料要素を、燃料要素が水中の作業台上、特に未だ原子炉の圧力容器内の炉心内にある間に、その燃料棒からの漏れを検査する方法及び設備に関する。その際欠陥のある燃料棒から放射性核分裂生成物を放出させるため、燃料棒を加熱し、燃料要素の周囲から採取した検体中の、放出された核分裂生成物の放射能を検出する。当該設備は、水中にある燃料要素の少なくとも１つの上に配置され、かつその開口部が下方を向いたフードを持つ。このフードから、採取装置を持つ少なくとも１つの採取フードが出ており、吸引した核分裂生成物の放射能を分析すべく、検査装置を備えている。
【０００２】
原子炉では、燃焼した燃料棒を一定の時間間隔で新しい燃料棒と交換せねばならず、それらを引続き再使用可能な燃料要素と共に新たに炉心に配分する。通常古い燃料要素は、作業台、即ち例えば原子炉の圧力容器内の下方の炉心格子から持ち上げ、後に再度圧力容器に戻し炉心内の新たな位置で使用するために、ひとまず他の作業台上、例えば個別の水槽中の貯蔵台上に置かれる。全処理工程中、燃料要素は放射線防護の理由から水中にあり、その搬送は移動可能な燃料要素取扱機の高さ調整可能なマストで行う。
【０００３】
その際、軽水により冷却する原子炉の運転を停止せねばならず、このような運転休止時間は費用の観点からできるだけ短縮せねばならない。
【０００４】
しかし照射済み燃料要素は、それら燃料棒の被覆管が、先行する原子炉での運転中に核分裂により燃料中に生じた放射性核分裂生成物が漏れ、原子炉の冷却水を許容不可能に汚染するであろう漏出部位を持たない場合に限り再使用可能である。燃料要素の光学的検査及び超音波又は渦状電流センサによる個々の燃料棒の検査以外に、漏出部位を持つ燃料棒を含む燃料要素の識別には、所謂シッピングが一般的である。この場合、燃料棒の充填物中に生じた核分裂生成物をできるだけ多量に放出するため、また燃料要素の周囲から採取した検体を分析するため、まず燃料棒の内圧とこれを囲む水中の外圧との間に圧力差を与える。この分析には放射線センサを使用できる。かかるセンサは、例えばガス状検体中のキセノン１３３やクリプトン８５等のガス状核分裂生成物又は水状検体中の水溶性核分裂生成物、例えばヨウ素１３１やセシウム１３４に特に高感度である。
【０００５】
照射済み燃料要素の漏出検査では、検査の確実性と迅速性が特に重要である。
【０００６】
そのため、燃料要素を積載装置のマストで吊り下げ、上記の２つの作業台間を運んでいる間に漏出部位の検査を行うマスト・シッピングが開発されている。加圧水形原子炉の積載装置の場合、燃料棒の側方を保護するため、燃料要素を心出し鐘形受け器内に引き上げ、更に積載装置の空洞のマスト内に入れる。その際、燃料要素を数メートル引き上げるため、周囲の水中の静水圧は燃料棒の内圧に比べて低下し、燃料棒の漏出部位で、圧力の均等化が起り、欠陥のある燃料棒からの放射性核分裂生成物が放出される。また漏出する気泡を心出し鐘形受け器のフードに集め、下から心出し鐘形受け器内に導入した冷却水を排除し、燃料棒の外表面に吸収されるガス状核分裂生成物をも連れ出す洗浄ガスと共に採取するドライシッピングも可能である。この場合、検査装置内で、採取したガスを電子的計数器によりオンラインで分析する。即ち放出されたガス状核分裂生成物の放射能を、燃料要素をなお積載マストに吊り下げている間に検出する。元来燃料要素や心出し鐘形受け器内に存在した全冷却水が実際に交換される迄燃料要素の先端部から水だけを採取する場合、洗浄ガスの導入及び採取は不要となる（ドライシッピング）。この水の交換の際、元来分離していた気泡は、溶解されるか又はいずれにせよ水流により連れ出され、それらの放射能を検査装置内で引続き検出するため、溶解した核分裂生成物と共に、採取水の脱ガス装置内での脱ガスに伴い再び放出される。
【０００７】
沸騰水形原子炉の取扱機のマストは、燃料要素をマストの外側に保持し、下方に突出するグリッパを持ち伸縮可能な簡単なアームである。この場合も上述のマストシッピング法は、燃料要素の先端部に被さり、下向きに開口するフード内にグリッパが配置されているなら実施可能である。即ち沸騰水炉の燃料要素は、燃料棒の側方を囲む燃料要素の容器を持ち、これはシッピングの際に、取扱機の空洞のマスト内で心出し鐘形受け機の機能を果たす。炉心の寸法に応じてマストシッピングには５０〜１２０時間を要する。燃料要素を搬送中に最大限に検査したとしても、マストシッピングは、付加的時間を消費するものである。
【０００８】
沸騰水形原子炉において時間を節約する別の方法として、複数の燃料要素を、隔壁により個々の燃料要素を容れるための個々のセルに分割されているフードを用いて同時に検査することも一般的である。この燃料要素の同時の検査は、ドライシッピングとして実施できる。その際確かにごく僅かな水圧による圧力差が炉心内の静止位置とシッピングが行われる位置との間に生じるが、核分裂気体の放出は、燃料要素の先端部に被さるフード内に、その都度先端部が燃料要素ケースの上縁まで、即ち燃料棒の冷却水の循環を実際に阻止するガスクッション内に、かなり多量のガスを流入させることにより増強される。従ってこの燃料の残留熱は、燃料棒の内部を加熱し、その熱により、水圧による圧力差を補うのに十分な圧力差を生じる。漏出部位を出ていき、上に向かって泡立つ気泡は、フード下のガスクッションと合わさる。所定の加熱時間後、集まったガス状核分裂生成物を含むこのガスクッションは典型的な核分裂生成物の存否を、例えば実験室で分析するため吸い出される。
【０００９】
ドライシッピングは、燃料要素を、洗浄ガスの導入のため、それらの下端を近付けるべく炉心から持ち上げることなく、或いは燃料要素を動かさずに主に炉心内で、即ち燃料要素がそれらの通常の作業台上（原子炉の圧力容器内にある炉心格子又は貯蔵台）にある間に実施できる。それにより確かに燃料要素を持ち上げるための時間、とりわけ、同時に検査すべき全燃料要素を確実に検出する時間を省くことになるが、ほぼ同じ時間をかけて、採取フードを作業台に厳密に位置決めせねばならない。多数の燃料要素を同時に個々に、即ち各々個々の加熱及び採取装置により、つまり装置に多大な費用をかけて初めて、検査が可能になるのあり、またフードを僅かに位置変えするだけで足りるなら、時間の節約は可能である。しかし沸騰水形原子炉炉の炉心内には、各々４本の燃料要素が炉心格子の正方形の網目内にあり、この網目の狭い空間比率は、各燃料要素の先端部に上昇する分裂気体を集める個別のガスクッションを形成するため、それら燃料要素ケース間に更に隔壁を入れるのは事実上不可能である。更に燃料要素が通常原子炉の放射線により異なる成長や歪みを蒙り、一本の燃料要素からの核分裂生成物が他の燃料要素のガスクッション内に達しないなら、燃料要素ケースの上縁がガスクッションに達せねばならず、操作を更に困難なものにし、検査の質を落とす。
【００１０】
従って燃料要素が作業台上に置かれているとき、ドライシッピングで炉心格子の１つの網目にある４本の燃料要素の全燃料棒で漏れを一度に検査するのは、最善の場合でも予備検査としての利用であろう。この場合４本の燃料要素の１つから漏れる核分裂生成物を、例えば採取したガス検体の分析実験室で、共通のガスクッション内及び長い採取管内で長い測定時間をかけて稀釈することが必要になる。その際もし周囲に比べ有意な放射能の増大が起これば、この網目の全燃料要素の漏れを、後から個々に何らかの方法で検査せねばならなくなる。
【００１１】
燃料要素が作業台上に置かれている場合に、ガスクッションからの気体の検体の代わり、即ちドライシッピングの代わりに、むしろ燃料要素からの水の検体を加熱してから採取し、引続き脱ガスする方法の欠点は、加熱中にガス状の核分裂気体がガスクッション内に漏出し、そのため分析のため採取した、水中に溶解しているガスが失われてしまうことにある。しかし水中に放出された固体又は液体の核分裂生成物を検出することはできる。そのために燃料要素から個々に採取した水の検体を実験室で、オフラインで検査可能である。このようにして３０〜５０時間以内で炉心内の全燃料要素を検査できる。
【００１２】
少量しか生じない放射性気体の測定率を上げるため、この少量の気体に非放射性のキャリアガスを混和し、センサの配列を介して回路内を何回も通す。こうして周囲中の正常な放射能に比べ統計的に有意な漏出を検出するため、放射能を何回も検査する。このような統計的有意性は、欠陥のある燃料棒からの核分裂生成物を検出する際に、原子炉の水槽中で燃料棒を有する燃料要素が既に検査されている場合、そこに既に比較的高い放射能のバックグラウンドがあるので、極めて重要である。
【００１３】
本発明は、原子炉の個々の燃料要素を、できるだけ短時間に、かつできるだけ簡単な手段で、その燃料棒からの漏れを検査することを課題とする。本発明は、特に沸騰水形原子炉のために開発され、それについて説明するが、燃料要素ケースにより囲まれている他の燃料要素又は燃料要素内の冷却剤が側方から漏れるのを阻止する、防護ケース内にある例えば加圧水炉の燃料要素にも使用できる。
【００１４】
これを達成するために、本発明は、燃料要素を作業台上に置き、水中にある間に、その燃料棒の漏出を検出する方法を用い、即ち欠陥のある燃料棒から放射性核分裂生成物を放出するため、これら燃料要素を加熱し、燃料要素の周囲から採取した検体から、放出された核分裂生成物の放射能を検出することにより検査を行う。本発明の最も簡単な実施例では、燃料要素を順次検査し、その際まず１本の燃料要素を加熱し、検体として加熱中に既に連続的にこの燃料要素から水を採取し、連続的に脱ガスする。その際放出されたガス状核分裂生成物の放射能を連続的に検出して連続的にガスを放出する。本方法はオンライン制御され、即ち連続的な採取中にも測定結果が連続的に得られ、その結果からこの検査の終了が確認でき、従って引続き別の燃料要素の検査を開始することができる。
【００１５】
燃料要素は少なくとも、既に加熱前から、他の燃料要素に由来するガス状核分裂生成物も溶解しているであろう水中にある。このような放射能のバックグラウンドが測定結果への信頼性を損ねる。と言うのは、採取した水から、加熱時に燃料要素から放出された核分裂生成物を検出するばかりでなく、脱ガスの際にこのバックグラウンドの核分裂生成物も放出されることになり得るからである。本発明によれば、できれば放射能を持たないか又はその放射能が、少なくとも順次検査される全ての燃料要素で実際上一定しているキャリアガス（つまり、例えば採取された周囲の空気又は窒素又は圧力瓶中で圧縮してある他の気体）を、採取した水に通すと有利である。水中でこのキャリアガスは、溶解した核分裂生成物のこのような残量も受け入れ、専ら圧力の低下又は類似の脱ガス処理により、簡単には割れない泡を生ずる。この水は更に実際に完全に放出される。この水はそれから実際上完全に脱ガスされる。
【００１６】
放出されるガスの放射能は、単数のセンサ又は次々に接続されている複数のセンサの配列で検出できるが、その際この放出された核分裂生成物を何回も検査装置の回路に通す必要がないことは有利である。このような何回もの検査は、確かに計数比を高めるが、それにより欠陥のある燃料棒から放出される核分裂生成物だけでなく、バックグラウンドの核分裂生成物をも何回も検出してしまうため、有意量が高いかのように見せかけてしまう。つまりこの回路内で、遊離されたバックグラウンドからの核分裂生成物のみを繰り返し更に計数して、計数比が上昇しているのか或いはこの上昇が、加熱された欠陥のある燃料棒からの核分裂生成物の漏出分の上昇により惹起されているのかを判定するのが難しくなる。むしろ水の脱ガス中に生じるガスを１回だけ検査装置に通し、引続き排気管内に通すか又は他の方法で廃棄するのが有利である。
【００１７】
まず本発明の特に有利な実施形態をおおよそ、但し特別の例に基づき以下に記載する。その際炉心の燃料要素は群及び区分に分割されており、理解を容易にするため括弧内にその都度具体例を示す。
【００１８】
この実施形態では、燃料要素は炉心格子の網目内にあり、縁にある個々の網目を除いて、炉心格子は各々４本の燃料要素を１つの網目内に含んでいる。この規則的な配置は、燃料要素を一目瞭然の群に、例えば各々第１燃料要素（Ａ、Ａ′）、第２燃料要素（Ｂ、Ｂ′）及び場合によっては更なる燃料要素を含む、燃料要素（Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ）の第１群（Ｉ）、第２群（ＩＩ）及び場合によっては他の群に分割することを可能にする。少なくとも第１と第２群（Ｉ、ＩＩ）を含んでいる第１区分（Ｘ）に属する燃料要素は、それらの燃料棒からの漏れを、他の区分（Ｙ）に属する第１燃料要素（Ａ″）を検査する前に完全に検査すべきものである。
【００１９】
即ちこの第１区分（Ｘ）に、少なくとも「第１」燃料要素（Ａ、Ａ′）及び「第２」燃料要素（Ｂ、Ｂ′）が属する。この実施形態によれば、第１群（Ｉ）の燃料要素（Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ）は一緒に加熱され、その際一緒の予備検査を、各々採取装置、脱ガス装置及び放射能の検出装置により行われ、即ち第１群（Ｉ）に属する全ての燃料要素の漏れを、この予備検査の際に冒頭に記載した原理により同時に検査し、従って燃料要素を作業台上に載せたまま、加熱中に既に連続的な水の採取、脱ガス及び放射能の検出が行える。水の採取中に核分裂気体を検出し、検査をオンラインで行う。即ち放射能の最初の測定値が既に存在し、そして採取、脱ガスを行っている最中に、この値を評価する。
【００２０】
第１群に属する全ての燃料要素（Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ）からの水の採取に伴い放出されるガス中の放射能が、検査を始める前の元の測定レベルもしくは周囲のレベルから実際上上昇しないなら、この群の検査は完了する。予備検査中に既に有意な放射能が生じたときだけ、この群の燃料要素を個々に、但し好ましくは同時に検査し、その際当然この群に属する各々の燃料要素に採取、脱ガス及び放射能の検査装置が必要になる（従ってもし群ＩＩで有意な放射能が生じた場合には、各々の場合、例えば同時に、各々４個の採取、脱ガス及び検出装置により、個々に燃料要素（Ａ′、Ｂ′、Ｃ′、Ｄ′）を検査する）。従って有意な群の最終検査は、複数（４個）のこのような装置を必要とし、そのために備えた装置を予備検査、好ましくは複数の群を同時に予備検査するために使用する。従ってこの例では、区分Ｘに属する群Ｉ、ＩＩ及び更に２つの群を同時に検査することが可能になる。
【００２１】
しかし縁部に１個の群が残っていてもよく、本方法を変更してこの群自体を区分と見なし、また場合によっては、例えば第１燃料要素のみの、他の群よりも少ない燃料要素を持つ群が存在してもよい。しかし本発明は、このような不完全な区分及び／又は群も同じ装置で検査することを可能にする。
【００２２】
最も簡単な場合には、燃料要素の加熱は冒頭に記載した方法で燃料要素の残熱を利用して行う。それには、少なくとも第１群（Ｉ）に属する燃料要素（Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ）そして好ましくは第１区分（Ｘ）に属する他の全ての燃料要素（Ａ′、Ｂ′、Ｃ′、Ｄ′）をも共通のフード下に保持し、このフード内にガスを流入させることで燃料棒上にガスクッションを形成する。このフードは、燃料要素の検査後に初めて、燃料要素から持ち上げる。
【００２３】
この共同のフードは、燃料要素上で隔壁によりセルに分割するとよい。最も簡単な場合、フードをセルに分割するのは、区分を群に分けるのに相当する。
【００２４】
ガスクッションを各セル内に形成するため、これらセルから出ている充填レベル検査管に水面が所定の高さを示すまでセル内にガスを通す。例えば燃料要素が異なるメーカで製造され、又は先の運転サイクル中に異なる放射線の作用による成長を蒙り、必ずしも全ての燃料要素が同じ高さではないため、燃料要素を互いに密閉すべく、充填レベル検査管は燃料要素ケースができるだけガスクッションに迄達するよう、各セル内の所定の水面の高さに応じ、個々に高さを調整するのが望ましい。その際、充填レベル検査管は同時の排気にも使用でき、即ち充填レベル検査管を介してガスが流出する迄ガスを流入させる。
【００２５】
従ってこの装置は、少なくともこの１本の燃料要素（Ａ）の先端部上に、下向きの開口部を被せることができ、少なくとも１つの第１燃料要素（Ａ）上に配置可能なフード内にガスを流入させる装置と、検体を採取する装置と、ガスの放射能を検出する装置とを含む。検体を採取する装置は、フード内に流入するガス中で、水を連続的に採取するのに適し、かつそのように意図されている。この装置は、脱ガス装置内に放出されたガスを連続的に通し、連続的にガスの放射能を測定できる水を連続的に脱ガスする装置を介して、引続きガスの放射能を検出する装置に接続されている。更に採取、脱ガス及び放射能を検出する装置を制御するための制御装置が設けられている。
【００２６】
ガスの放射能を検出する装置が、脱ガス装置に接続している廃棄管内に配置されていると有利である。脱ガス装置に連続的に発生するガスは、連続的に取り出され、この廃棄管を介して脱ガス装置から引続き廃棄される。従って少なくとも連続的な水の採取中、脱ガス装置とガスの放射能を検出する装置は、この廃棄管のみにより互いに接続されている。これは、脱ガス装置と放射能検出装置が燃料要素を検査する前に、一緒に排気及び洗浄用装置と接続することを不可能にするものではないが、少なくとも水の採取中に放射能検出装置から採取されたガスが脱ガス装置内に逆流しないように、適切なシーケンス制御を行う。上述の排気及び浄化装置はまた、脱ガス装置内で採取した水にキャリアガスを導入するのに有利であり、このキャリアガスはこの採取した水中に気泡及び溶解したガス状核分裂生成物の集合箇所を作る。欠陥のある燃料棒から追い出されたガス状核分裂生成物も脱ガスされ、キャリアガスと共に放射能検出装置内に運ばれ、そこで燃料棒の状態について極めて早期の判定を可能にする程に増加する。
【００２７】
従ってこの装置は、少なくとも１つの第１燃料要素（Ａ）又は複数の第１燃料要素（Ａ、Ａ′）を含む燃料要素の第１区分（Ｘ）内で、少なくとも１つの第１燃料要素（Ａ）を加熱し、それにより加熱中に既に連続的に水を検体として採取し、検査する本発明方法を可能にする。この水を連続的に脱ガスし、その際遊離したガス中に放出されたガス状核分裂生成物の放射能を連続的に検出する。第２区分（Ｙ）に属する第１燃料要素の加熱及び検査、特に先端部の移動には、第１区分（Ｘ）に属するこの第１燃料要素（Ａ）を検査してから初めてフードを移動させる。第１区分の複数又は全ての燃料要素（Ａ、Ａ′、Ｂ、Ｂ′・・・）上に被さっており、加熱すべき単数又は複数の第１燃料要素の先端部を囲むガス充填物を含むフードの下で、第１区分（Ｉ）に属する少なくともこの第１燃料要素（Ａ）を加熱すると有利である。
【００２８】
こうして燃料要素の移動を回避できる。即ち時間のかかるフードの移動回数を最低限とし、１つの区分に属する全燃料要素からの漏れを、有意と見なされる群の数と同じ回数だけ燃料要素を個々に検査する工程を続けて行うだけで、同時の加熱及び予備検査を行い、検出できる。各４本の燃料要素において、最多で４つの群を持つ区分が不都合な状況、即ち４つの群の各々が欠陥のある燃料棒を含むという、実際上起こり得ない好ましくない状況の場合にのみ、第５の処理工程が必要になる。
【００２９】
加熱中にまず核分裂生成物が燃料棒内の漏出箇所付近から追い出され、従って核分裂気体の放出が既に加熱と共に始まり、燃料棒内の比較的離れた箇所から、特に燃料棒内の表面に近い気孔から第５の工程中にもなお連続的に核分裂気体が生じるため、このようなことが起こり得る。確かに、燃料棒の表面温度は漸近的に最高温度、例えば燃料の照射状態及び残留熱に応じ、炉水の温度より２５〜４０Ｋ高い温度に近づくが、絶えず流出し、かつ燃料要素の水中に集まる核分裂気体の量は、最終工程中でもなお欠陥のある燃料要素の明確な識別に十分である。
【００３０】
その際オンライン評価は、信頼できる結果が揃えば、直ちに検査を中止することを可能にする。その結果、これ迄通常３０〜１２０時間かかっていた炉心全体の検査時間が１５時間以下に短縮できた。
【００３１】
既に有意な測定値が存在するなら、例えば１０Ｋ又はそれ以下の所定の温度差があれば加熱に十分である。温度の監視は不要である。例えば通常オンラインで生じる測定結果が、１０Ｋだけ加熱するのに相当する時間後なお放射能の増大を示さないとき、燃料要素は損なわれていないと見なし、検査を終了できる。著しくばらついた測定値の場合のみ、放射能が所定の最小値を基本レベル以上に上げるかどうかを比較的長時間待つことが必要になる。遅くとも加熱時間後に１０〜１５Ｋの値に設定した加熱時間後に、この判断は確実なものとなる。
【００３２】
その際測定結果は、人間により又は自動的に評価できる。特に加熱と検査は、フードを燃料要素上に配置し、例えば採取及び検査装置内の搬送ポンプと弁に接続すると、直ちに開始される検査プログラムにより自動的に制御できる。
【００３３】
フードから出ている充填レベル検査管が、フード下の水面の所定高さを表示する迄、このフードの下にガスを導入するとよい。一般に燃料要素ケースの上縁がフード下の水面迄達すると、その燃料要素ケースの内部が別の燃料要素内の採取管に対して遮断されるので有利である。従って燃料要素内の欠陥のある燃料棒から出てくる核分裂生成物が、隣接する燃料要素内に達することはなく、この燃料要素の結果を誤らせることはない。この水の採取は、気密性を損ねた溶接継ぎ目から漏出する可能性のある核分裂生成物をも検出するため、燃料棒の端栓の上からできるだけ離れて、望ましくは各燃料要素の先端部内にある燃料棒保持板の上方で行う。これは、燃料要素の個々の長さに配慮し、採取管及びガスクッション下の水面の位置決めを要求する。
【００３４】
全燃料要素上に被さっている共通のフード下で、第１区分（Ｘ）の全燃料要素を加熱すると有利である。特にこのフードは、各々高さを調節できる個別の充填レベル検査管を持ち、この管を介して隔壁により排気可能な個々のセルに分割できる。その結果、燃料要素群の上方に配置されたガスクッション下の水面を、異なるセル内にある燃料要素の寸法に適合させられる。従って加熱のため、隔壁によりこのフード内に形成されている全セル内にガスを通し、それらセルに各々個々に高さを調節できる充填水位検査管を外向きに通す。このガスの導入は、充填水位検査管がガスを含むと終了する。そのため充填水位検査管の口迄水面が低下すると、直ちにガスを充填された充填水位検査管から生じる気泡を探知し、セルの排気に使用できる水中ビデオカメラが有利である。
【００３５】
好ましくは、このフードは、各々燃料要素の群の先端部上に配置され、かつ各々採取及び脱ガスのための装置に別々に接続された隔壁で分割されており、各燃料要素に採取接続管が設けられる。その際、特にフード下の各燃料要素に個別の採取管が設けられ、その一端はフードから出ている排気管（例えば充填レベル検査管）の下方の所定の位置内の燃料要素の先端部（例えば燃料要素の燃料棒）の上に配置される。それによりフードのガスクッション下の水面が採取管の採取部上に留まり、従ってこの管は水を運び、ガスは運ばない。
【００３６】
第１区分（Ｘ）に属する全燃料要素の機密性についての検査を終了して初めて、このフードを別の区分に属する少なくとも１つの燃料要素上に被せ、この別の区分に属するこの燃料要素（Ａ、Ａ′、Ｂ、Ｂ′・・・）を検査する。
【００３７】
既述のとおり、炉心格子の縁部は完全な群（４本の燃料要素）を形成する格子の網目にもはや分割できない場合がある。しかしこの場合も、本発明の設備と方法を使用できる。つまり、単数又は複数の第１燃料要素（Ａ、Ａ′）の他、単数又は複数の第２燃料要素も含む区分（Ｘ）の燃料要素を加熱し、検査する。そのため、第１区分（Ｘ）の少なくとも第１燃料要素（Ａ）と少なくとも第２燃料要素（Ｂ）を含む、少なくとも第１群（Ｉ）の燃料要素を、第１工程で一緒に加熱し、第１群（Ｉ）の燃料要素（Ａ、Ｂ・・・）に共通の予備検査を行い、加熱中に各燃料要素からの水を連続的に採取し、共通の脱ガス装置内で連続的に脱ガスする。更にその際分離したガスガス中に含まれるガス状核分裂生成物の放射能を検出すれば、第１群（Ｉ）の全燃料要素（Ａ、Ｂ・・・）の漏れを一緒に検査できる。有意な放射能を検出した場合のみ、第１群（Ｉ）の燃料要素（Ａ、Ｂ・・・）を第２工程で互いに独立して行う連続的な水の採取、独立して行う脱ガス及び独立して行う放射能の検出により、個々に検査する。
【００３８】
その際好ましくは第１工程で共通の予備検査を行った燃料要素を第２工程で一緒に、即ち同時に、但し独立して検査する。即ちその都度個別の採取装置、脱ガス装置及び検査装置により有意な放射能を示すこの群に属する各燃料要素を検査する。
【００３９】
好ましくはセルもしくは群は、各々同数の燃料要素（この例では４本）から成り、採取装置の数も同様にこの数と同じであり、これらの採取装置の少なくとも幾つかは、１つの群に属する個々の燃料要素の採取管から、他の群に属する個々の燃料要素の採取管及び１つの群に属する採取管の結合部に切り換えられる。これは、採取装置をそれらに接続する脱ガス装置及び検査装置を、１つには共通に複数の群を同時に予備検査するため、また１つには有意な放射能を示す群の個々の燃料要素を同時に最終検査するために、何回も使用することを可能にする。
【００４０】
この結果は、四角形の通常の沸騰水炉の場合、燃料要素の配列にとって、この区分内の群の数が１つの群内の個々の燃料要素の数と同じであると、即ち各々４本の燃料要素（Ａ、Ｂ、Ｃ、Ｄ、Ａ′、Ｂ′・・・）から成る４つの群（Ｉ、ＩＩ、ＩＩＩ、ＩＶ）が、フードの下で検査される１つの区分を構成すると、特に有利である。
【００４１】
本発明の考え方において、燃料要素が六角形の断面を持ち、東欧の構造形式の軽水炉型原子炉のようにケースにより囲まれている限り、沸騰水型原子炉と同様に扱える。この場合、各々３本の燃料要素を有する２つの群から成るか又は各々２本の燃料要素を有する３つの群から成る区分を形成すると有利である。その際炉心の周辺に生ずる各々の燃料要素の位置をフードの下に置くことができない区分及び群の場合、その全ての工程で、存在する全ての装置を使用できず、むしろそれらの幾つかを停止する。また炉心周辺で採取管又は充填レベル検査管をフードに占有されない位置で遮断できると有利である。
【００４２】
本発明の有利な実施例を５つの図面に基づき以下に詳述する。
【００４３】
図１によれば、原子炉圧力容器１は沸騰水形原子炉内の冷却水の表面２下にあり、一方ブリッジ又はランプ３上の取扱機４はこの表面を移動できる。取扱機４は先端にフード６が配置された伸縮可能なアーム形マスト５を持っている。
【００４４】
原子炉の燃料要素は、原子炉の圧力容器１内下方の燃料要素格子８上に載っており、フード６はマスト５の操作位置内で区分Ｘに属する燃料要素７の先端部に被さり、他方他の燃料要素７０は第２区分と他の区分に割り当てられている。
【００４５】
図２によれば、フード６は隔壁９により個々のセル１２に分けられ、これら隔壁９は上方の炉心格子のバー１０上に載っている。炉心格子の各網目は各々４個の燃料要素の群を含み、フード６は隔壁９により４つのセルに分割され、その中に各区分Ｘに属する燃料要素の１群がある。図２は、各々第１群Ｉ及び第２群ＩＩに属する区分Ｘの第１燃料要素Ａ、Ａ′と第２燃料要素Ｂ、Ｂ′のみを示す。第１群Ｉの２つの他の燃料要素Ｃ、Ｄ又は群ＩＩの燃料要素Ｃ′、Ｄ′並びに区分Ｘの残りの群ＩＩＩ及びＩＶはこの図には現れない。
【００４６】
フード６は、区分Ｘに空間的に隣接する燃料要素７０の先端部上に位置付けた枠１３内に配置されている。この枠１３は、充填レベル検査管１５の出口の端部に向いているビデオカメラ１４を備える。これらの充填レベル検査管１５は、まず柔軟なホースとして高さ変更装置１５ａの接続部に通されており、この接続部に排気管１５ｂが接続している。排気管１５ｂは、先端に２つの歯がついたフォーク状に枝分かれし、バンドルとして水から出ている柔軟な採取管１６の端部を形成する採取管１６ａに固定されている。充填レベル検査管１５は、見易くするため図２では燃料要素Ａ及びＢ′用のもののみを示すが、相応する排気管は他の全燃料要素に通じる採取管にも配置されている。
【００４７】
高さ変更装置１５ａにより排気管１５ｂ及び採取管１６ｂは、それらが正確に各燃料要素の先端部に位置付けられる迄一緒に沈下される。この位置付けは、例えばフォーク形の採取管１６ａの分岐点が燃料要素の先端部１１の取っ手１１０上に固定されるか又は採取管１６ａの端部が上方の当該燃料要素の棒保持板１１２上にあるように行われる。
【００４８】
例えば採取管１６を介してフード６の下のセル内にガスが注入されると、水面１７ａはこれらセル内で水面が排気管１５ｂの下方の開口に達する迄低下する。他のガスは相応する排気管を通って出ていくので、その端部が最も高いところにあるセルの排気管１５ｂが、セル内で生じるガスクッション下の水面を決定し、またビデオカメラ１４が向けられているこの排気管のもう一方の端部に気泡を生ずる。その際相互に固定されたこの排気管と採取管とを調整することで、この採取管は常にこうして調整された水面の下で水の採取を保証されている。更に一般に各燃料要素の燃料要素ケースの縁２３は、比較的離れて上に向かってこの上方の棒保持板１１２上に突出している。従って、通常採取管と排気管の位置を互いに調整することにより（異なる製造寸法又は異なる照射後の成長により）、必ずしも全て同じレベルにない燃料要素の場合でも、１つの群の燃料要素ケースが常に相応するセルのガスクッション下の水面１７ａの上方に若干突き出ることを保証できる。従って燃料要素の水の中に生ずる核分裂生成物が、この水を介して他の燃料要素の採取管に達することはない。更に、燃料要素のこの水は、加熱中で圧力差が生じている間に既に採取され、核分裂生成物が複数の燃料要素の共通のガスクッション内に達することはない。従って、核分裂生成物は最初に欠陥のある燃料棒から徐々に放出される。
【００４９】
図３は、既に図２に示した群Ｉの燃料要素Ａ、Ａ′と第２燃料要素Ｂ、Ｂ′並びにこれら群の両方の残った燃料要素及び第１区分Ｘの更なる２つの群ＩＩＩ、ＩＶの相応する燃料要素を示す。更に別の第２区分Ｙに属する別の燃料要素７０も示してある。その他に、図３は、原子炉の水槽の水面上に突出する本発明による設備の構造部材のみを示す。これらには相応する採取装置１８を介して採取管１６に接続する４個の脱ガス装置１７が属する。脱ガス装置１７内に放出されるガスは、各々ガス搬送装置及びガス中の放射能検出のために設けた検査装置を含む構造群１９により取り出される。検査装置の測定信号は、管チャネル２０を介して測定値を評価する電子器機２１に送られ、それらを測定曲線の形でスクリーン２２に表示する。該信号はプログラミングされた制御装置２５に出口管２４を介して送り込まれる。制御導線２６は、コントロールユニット２５から出発し、まず採取装置１８と搬送装置を制御し、脱ガス装置１７中に放出されたガスの除去及びこのガスの放射能の検出をアセンブリ１９内で制御する。
【００５０】
図３は、第１区分Ｘ内の燃料要素の群毎に、予備検査時に役立つ実施形態を示す。図３は、各々採取装置１８の採取管１６が何回も枝分かれし、同様に分岐管にある制御装置２５の制御導線２６により作動される閉鎖バルブ２８、２８′で分岐していることを示している。
【００５１】
図３中に、まず群の第１燃料要素Ａからの水を、第１群Ｉの第２燃料要素Ｂ及び他の燃料要素からの水と一緒に、４つの採取管１８の１つ、即ち脱ガス装置及び構造群１９１を有する装置１８１（検査装置）に通し、その際遮断弁２８がこれらの管内で通路を制御（即ち開口）しているのが解る。更に、群Ｉの第１燃料要素と接続している同じ採取装置１８も、３つの更なる採取管１６′と接続しており、それらの遮断弁２８′が閉じた状態にあることを示す。これら採取管１６′に、図４内に示す配置に相応しい採取装置が、各々選択的に他の群ＩＩ、ＩＩＩ及びＩＶの１つの第１燃料要素を接続するため設けられる。
【００５２】
即ち構造群１９１の検査装置も、他の検査装置の１つも、チャネルのいずれかに有意な放射能の増大が生じないなら、第１群Ｉに属する全燃料要素の検査は既に終了していることになる。その場合取扱機を介して採取フードを持ち上げ、全遮断弁を制御装置２５により開口し、全ての管を採取装置１８を介して貯蔵水により浄化する。こうしてから採取フードを燃料要素の別の区分上の新たな位置に配置し、まず採取装置１８を介して脱ガス装置１７を新鮮空気で洗浄し、採取管１６を介して新鮮空気を新たな位置に固定したフードの下に搬送するようにして、新たな区分の燃料要素の検査を開始する。
【００５３】
しかし例えば群ＩＩＩの測定チャネルに、有意な放射能の増大が検出されたならば、このチャネルに属する群中のある燃料要素は漏れており、この要素を同定しなければならない。そのため図４に示すように、既に予備検査中に使用した装置を別の方法でそれらの遮断弁２８、２８′によりこの燃料要素に割り当てる。
【００５４】
従って、例えば図３で、第１群に属する第１及び他の全燃料要素に接続されていた採取装置１８１を、有意な放射能を持つ群に属する第１燃料要素のみに接続するよう切り換え、同様に各々別の採取装置の１つをその都度この有意な群に属する各燃料要素に切り換える。かくして個々に各燃料要素を採取、脱ガス及び検査により検査し、表示装置２２内の相応する測定曲線が欠陥のある燃料要素を識別することを可能にする。採取装置の個々の燃料要素への割り当ては、制御装置２５を介し遮断弁２８の操作によるプログラム制御で行う。
【００５５】
図５は、検査すべき燃料要素を入れた水面４０上の水の回路を示す。この回路は、採取管１６と採取装置１８１を介して脱ガス装置１７１の収集タンクに、図３及び図４によれば単数又は複数のフードの下で採取した水を供給し、この水を脱ガスした後、溢流管１６ａを介して収集タンクに回収する。脱ガス装置１７１の収集タンク内に導管４１が開口しており、該導管４１は、例えばポンプ４２及び空気濾過器４３を介して周囲空気を採取する。しかし同様に絞り弁を介して圧力容器から窒素又は何らかの他の非放射性気体を脱ガス装置（１７１）の収集タンク内に導入してもよい。このキャリアガスは、脱ガス装置１７１の収集タンク内に集められた水を通って泡状に流入し、採取された水に溶解し、遊離した全てのガスを集める。これらガスの放出は、この例では対応する排出ポンプ１８１ａと共に収集タンク内に負圧を作るポンプ１９１ａで容易に行われる。ここに示すポンプ、復水器及び類似の搬送装置１８１、１８１ａ、１９１ａ及び４２は、同時に検査装置１９１ｂの評価装置２１と共に制御装置２５で制御され、この場合収集タンク内の燃料要素の検査中に燃料要素からの水を採取及び放出し、キャリアガスと混和した核分裂生成物の搬送に適した圧力比を保証するのに相応しく、当業者に何時でも設けられる手段として、この図では単に象徴的に示す。
【００５６】
図示の場合、検査装置１９１ｂはβ計数器１９ａとγ計数器１９ｂを含み、それらのスペクトル感度は特に最多頻度で生じる核分裂生成物のエネルギースペクトルに適合している。センサの数と形式は、専門家が燃料棒内での発生を第１に予想する同位体に応じて選択される。
【００５７】
廃棄管４４は、一方で検査装置１９１ｂの入口を脱ガス装置１７１と接続し、又他方でこの検査装置１９１ｂの出口を原子炉の排気チャネルと接続する。
【００５８】
燃料要素からの水の検体を検査する前に、設備を、同じ水槽からのものであるが、既に加熱状態にある燃料要素に被せられたフードの下に入れられていない水で洗浄する。従ってこの時点で、既に採取した水中に元々存在し、一定の放射能のバックグラウンドを後の測定に形成する核分裂気体のみが採取した水中に放出される。ところで、もし管１６に接続されているフードの下にある燃料要素を加熱したとき、検査装置内で検出される放射能が上昇するならば、この上昇は加熱状態にある燃料要素からの漏れた核分裂生成物に起因するものであり、測定値は核分裂気体の放出が増加する程度により上昇する。その結果、燃料棒の被覆内の欠陥を早期に検出し、早期に他の燃料要素の測定に移行できる。
【００５９】
本発明は沸騰水形原子炉用の燃料要素及び原子炉圧力容器内への配置に限定されない。むしろこの種燃料要素の燃料要素ケースの機能も他の容器により又は、例えば相応する貯蔵台の相応するシャフトにより行うことができるものである。
【図面の簡単な説明】
【図１】  原子炉圧力容器及び燃料要素取扱機を備えた本発明による設備の断面図。
【図２】  炉心格子の２つの網目内の燃料要素の上端部並びに水中に配置された本発明による装置の部分図。
【図３】  水上に配置された設備の一部と燃料要素の１区分の予備検査中の概略配置図。
【図４】  有意な放射能を有する燃料要素の１群の最終検査のもとの儘の配置図。
【図５】  検査装置を含む廃棄管を有する脱ガス装置の配置図。
【符号の説明】
１  圧力容器
２  冷却水の水面
３  ランプ
４  取扱機
５  マスト
６  フード
７、７０  燃料要素
８  作業台（格子）
９  隔壁
１０  バー
１１  燃料要素の先端部
１２  セル
１３  枠
１４  ビデオカメラ
１５  充填レベル検査管
１５ａ  高さ変更装置
１５ｂ  排気管
１６、１６ａ、１６′  採取管
１７、７１、１７１  脱ガス装置
１８、１８１  採取装置
１９、１９１  アセンブリ
１９ａ  β計数器
１９ｂ  γ計数器
２０  管チャネル
２１  評価装置
２２  スクリーン
２３  燃料要素ケースの縁部
２４  出口管
２５  制御装置
２６  制御管
２８、２８′  遮断弁
４０  水面（水のレベル）
４１  管
４２、１９１ａ  ポンプ
４３  空気濾過器
４４  廃棄管
１１０  取っ手
１１２  燃料棒保持板
１８１ａ  搬送装置
【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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