JP2975259B2 - 原子炉燃料の破損検出法 - Google Patents
原子炉燃料の破損検出法Info
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Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
- G21C17/07—Leak testing
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
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Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は核分裂炉（以下、原子炉
という）で使用した燃料集合体の破損の有無の確認も含
めて破損検出全般に利用でき、破損がある場合は破損し
た燃料要素の同定および破損の規模を判定できる原子炉
燃料の破損検出法に関わり、具体的には高速炉、軽水
炉、重水炉およびその他の原子炉燃料集合体はもちろ
ん、自己の放射能によりエミッションコンピュータトモ
グラフィー（以下、ＥＣＴと言う）手法を用いて、破損
源を同定するための検査に全面的に利用可能な原子炉燃
料の破損検出法に関するものである。
という）で使用した燃料集合体の破損の有無の確認も含
めて破損検出全般に利用でき、破損がある場合は破損し
た燃料要素の同定および破損の規模を判定できる原子炉
燃料の破損検出法に関わり、具体的には高速炉、軽水
炉、重水炉およびその他の原子炉燃料集合体はもちろ
ん、自己の放射能によりエミッションコンピュータトモ
グラフィー（以下、ＥＣＴと言う）手法を用いて、破損
源を同定するための検査に全面的に利用可能な原子炉燃
料の破損検出法に関するものである。
【０００２】
【従来の技術】原子炉で使用した燃料集合体等の破損の
判定法は、原子炉において破損が発生したことの情報
収集、炉心の概略破損位置を特定する方法、破損燃
料集合体を特定する方法からなっている。
判定法は、原子炉において破損が発生したことの情報
収集、炉心の概略破損位置を特定する方法、破損燃
料集合体を特定する方法からなっている。
【０００３】原子炉において破損が発生したことの情
報収集 （ａ）ＣＧ法（カバーガス法） 高速炉では冷却材として液体ナトリウムを使っていて液
体ナトリウムの上方空間はアルゴンガスがカバーガスと
して覆っており、燃料集合体が破損すると希ガスが発生
し、これがカバーガス中に含まれることになる。従っ
て、このカバーガスをサンプリングし、カバーガス中に
希ガスがあるかないかにより燃料集合体の破損を検出す
ることができる。
報収集 （ａ）ＣＧ法（カバーガス法） 高速炉では冷却材として液体ナトリウムを使っていて液
体ナトリウムの上方空間はアルゴンガスがカバーガスと
して覆っており、燃料集合体が破損すると希ガスが発生
し、これがカバーガス中に含まれることになる。従っ
て、このカバーガスをサンプリングし、カバーガス中に
希ガスがあるかないかにより燃料集合体の破損を検出す
ることができる。
【０００４】（ｂ）ＤＮ（Ｄｅａｙｅｄ Ｎｅｕｔｒｏ
ｎ）法（遅発中性子法） 燃料集合体が破損すると、燃料に含まれているよう素や
臭素などの遅発中性子を発生する核種が液体ナトリウム
中に移行するのでそれをサンプリングし、その中の中性
子を検出することにより燃料集合体の破損を検出するこ
とができる。
ｎ）法（遅発中性子法） 燃料集合体が破損すると、燃料に含まれているよう素や
臭素などの遅発中性子を発生する核種が液体ナトリウム
中に移行するのでそれをサンプリングし、その中の中性
子を検出することにより燃料集合体の破損を検出するこ
とができる。
【０００５】炉心の概略破損位置を特定する方法 （ａ）ＦＬＴ法（フラックスキルティング法） 例えば高速炉においては、１次系冷却材を複数のループ
で流して運転しており、原子炉のどこかで燃料集合体が
破損すると、この１次系ループにそれぞれ中性子を発生
する核種が到達する。この場合、破損の起こった位置に
より各ループへの核種の到達時間に差が生じ、各ループ
の中の液体ナトリウムをサンプリングして中性子の到達
時間差を検出することにより、だいたいどのようなゾー
ンにおいて発生したかを把握することができる。
で流して運転しており、原子炉のどこかで燃料集合体が
破損すると、この１次系ループにそれぞれ中性子を発生
する核種が到達する。この場合、破損の起こった位置に
より各ループへの核種の到達時間に差が生じ、各ループ
の中の液体ナトリウムをサンプリングして中性子の到達
時間差を検出することにより、だいたいどのようなゾー
ンにおいて発生したかを把握することができる。
【０００６】（ｂ）Ｓ／Ｖ法（セレクタバルブ法） 原子炉の中に多数のサンプリング用ダクトを入れてお
き、ポンプで各ダクトから液体ナトリウムをサンプリン
グすることにより、破損が生じたゾーンを大まかに把握
することができる。
き、ポンプで各ダクトから液体ナトリウムをサンプリン
グすることにより、破損が生じたゾーンを大まかに把握
することができる。
【０００７】破損燃料集合体を特定する方法 （ａ）ＴＧ法（タグガス法） 各燃料集合体毎に異なる特殊なガスを入れておき、破損
が生じた燃料集合体から出てきたガスを検出することに
より、どの燃料集合体で破損があったかを検出すること
ができる。
が生じた燃料集合体から出てきたガスを検出することに
より、どの燃料集合体で破損があったかを検出すること
ができる。
【０００８】（ｂ）シッピング法 各燃料集合体の頭部にキャップを付け、このキャップを
通してポンプで液体ナトリウムを吸い上げ、希ガスが含
まれているかどうかにより破損があった燃料集合体を特
定することができる。
通してポンプで液体ナトリウムを吸い上げ、希ガスが含
まれているかどうかにより破損があった燃料集合体を特
定することができる。
【０００９】以上〜の方法により、最終的に破損が
生じた燃料集合体が特定されることになるが、その後、
燃料集合体内のどの燃料要素に破損が生じたかの同定に
は、従来、各燃料集合体を解体し、燃料要素１本１本に
ついて照射後試験を行っている。
生じた燃料集合体が特定されることになるが、その後、
燃料集合体内のどの燃料要素に破損が生じたかの同定に
は、従来、各燃料集合体を解体し、燃料要素１本１本に
ついて照射後試験を行っている。
【００１０】
【発明が解決しようとする課題】このように、従来の破
損燃料要素の同定は、燃料集合体を解体し、燃料要素１
本１本につき確認しているが、この方法は不特定多数の
燃料要素を対象とするため、最終的な確認に至るまでに
は膨大な時間と手間がかかり、極めて非効率的であっ
た。
損燃料要素の同定は、燃料集合体を解体し、燃料要素１
本１本につき確認しているが、この方法は不特定多数の
燃料要素を対象とするため、最終的な確認に至るまでに
は膨大な時間と手間がかかり、極めて非効率的であっ
た。
【００１１】本発明は上記課題を解決するためのもので
ある。
ある。
【００１２】本発明の目的は、燃料集合体を解体するこ
となく、破損燃料要素を特定可能にすることである。本
発明の他の目的は、燃料集合体を解体することなく、破
損燃料要素の特定、またその数により破損の規模を判定
可能にすることである。本発明の他の目的は、破損燃料
要素の特定、破損規模を高精度かつ迅速に行うことであ
る。本発明の他の目的は、低コストで破損燃料検出を行
うことである。本発明の他の目的は、廃棄物をなくして
破損検出を行うことができるようにすることである。
となく、破損燃料要素を特定可能にすることである。本
発明の他の目的は、燃料集合体を解体することなく、破
損燃料要素の特定、またその数により破損の規模を判定
可能にすることである。本発明の他の目的は、破損燃料
要素の特定、破損規模を高精度かつ迅速に行うことであ
る。本発明の他の目的は、低コストで破損燃料検出を行
うことである。本発明の他の目的は、廃棄物をなくして
破損検出を行うことができるようにすることである。
【００１３】
【課題を解決するための手段】本発明の原子炉燃料の破
損検出法は、原子炉燃料集合体表面から放射される放射
線を測定する放射線測定器と原子炉燃料集合体とを相対
的に回転、並進移動させ、原子炉燃料集合体表面から放
射される放射線強度データを処理して放射線強度分布断
層像を作成・表示し、放射線強度分布断層像から破損燃
料要素を検出するようにしたことを特徴とする。また、
本発明は、放射線測定器を原子炉燃料集合体内燃料要素
のガスプレナム部に対向させ、ガスプレナム部の希ガス
核種からの放射線を検出するようにしたことを特徴とす
る。
損検出法は、原子炉燃料集合体表面から放射される放射
線を測定する放射線測定器と原子炉燃料集合体とを相対
的に回転、並進移動させ、原子炉燃料集合体表面から放
射される放射線強度データを処理して放射線強度分布断
層像を作成・表示し、放射線強度分布断層像から破損燃
料要素を検出するようにしたことを特徴とする。また、
本発明は、放射線測定器を原子炉燃料集合体内燃料要素
のガスプレナム部に対向させ、ガスプレナム部の希ガス
核種からの放射線を検出するようにしたことを特徴とす
る。
【００１４】
【作用】本発明は自己放射能を線源とするＥＣＴ法によ
り燃料集合体の線源強度分布断層像を求め、破損燃料要
素等の燃料集合体内の位置を判別するようにしているの
で、従来のように燃料集合体を解体し、燃料要素１本１
本について照射後試験を行う必要がなく、燃料集合体を
解体せずに破損燃料要素の特定、破損の規模が判定でき
るため、高精度、迅速かつ経済的で、廃棄物を出すこと
なく破損検出を行うことが可能となる。
り燃料集合体の線源強度分布断層像を求め、破損燃料要
素等の燃料集合体内の位置を判別するようにしているの
で、従来のように燃料集合体を解体し、燃料要素１本１
本について照射後試験を行う必要がなく、燃料集合体を
解体せずに破損燃料要素の特定、破損の規模が判定でき
るため、高精度、迅速かつ経済的で、廃棄物を出すこと
なく破損検出を行うことが可能となる。
【００１５】
【実施例】以下、図面を参照して本発明の実施例を説明
する。図１は基本的な高速炉用燃料集合体の構造説明図
で、図１（ａ）は燃料集合体の全体鳥瞰図、図１（ｂ）
は燃料要素を示す図、図１（ｃ）は燃料集合体断面図で
ある。図中、１は燃料集合体、１１はハンドリングヘッ
ド、１２は上部スペーサパッド、１３は中間部スペーサ
パッド、１４はラッパ管、１５はワイヤースペーサ、１
６は下部スペーサパッド、１７はエントランスノズル、
２は燃料要素、２１は上部端栓、２２は被覆管、２３は
ガスプレナム、２４は上部ブランケット燃料ペレット、
２５は炉心燃料ペレット、２６は下部ブランケット燃料
ペレット、２７は下部端栓である。
する。図１は基本的な高速炉用燃料集合体の構造説明図
で、図１（ａ）は燃料集合体の全体鳥瞰図、図１（ｂ）
は燃料要素を示す図、図１（ｃ）は燃料集合体断面図で
ある。図中、１は燃料集合体、１１はハンドリングヘッ
ド、１２は上部スペーサパッド、１３は中間部スペーサ
パッド、１４はラッパ管、１５はワイヤースペーサ、１
６は下部スペーサパッド、１７はエントランスノズル、
２は燃料要素、２１は上部端栓、２２は被覆管、２３は
ガスプレナム、２４は上部ブランケット燃料ペレット、
２５は炉心燃料ペレット、２６は下部ブランケット燃料
ペレット、２７は下部端栓である。
【００１６】燃料集合体１は六角形状のラッパ管１４の
内側に周囲にらせん状のラッピングワイヤーを巻き付
け、隣接する燃料要素２同士が接触しないようにして稠
密配置されている。燃料集合体の上端部はこれを吊り下
げるためのハンドリングヘッド１１であり、さらに上部
スペーサパッド１２、中間部スペーサパッド１３、下部
スペーサパッド１６の径をラッパ管より大きくしてラッ
パ管同士が原子炉内で接触しないようにしている。燃料
集合体下部には冷却材の液体ナトリウムが入るためのエ
ントランスノズル１７が設けられている。
内側に周囲にらせん状のラッピングワイヤーを巻き付
け、隣接する燃料要素２同士が接触しないようにして稠
密配置されている。燃料集合体の上端部はこれを吊り下
げるためのハンドリングヘッド１１であり、さらに上部
スペーサパッド１２、中間部スペーサパッド１３、下部
スペーサパッド１６の径をラッパ管より大きくしてラッ
パ管同士が原子炉内で接触しないようにしている。燃料
集合体下部には冷却材の液体ナトリウムが入るためのエ
ントランスノズル１７が設けられている。
【００１７】燃料要素は、図１（ｂ）に示すように、被
覆管２２内に上部ブランケット燃料ペレット２４、炉心
燃料ペレット２５、下部ブランケット燃料ペレット２６
が充填され、上部ブランケット燃料ペレット２４の上方
には発生した希ガスを溜めるためのガスプレナム２３が
設けられ、上部および下部は端栓２１，２７で閉鎖され
ると共に、この端栓にワイヤスペーサ１５の端部が溶接
されている。
覆管２２内に上部ブランケット燃料ペレット２４、炉心
燃料ペレット２５、下部ブランケット燃料ペレット２６
が充填され、上部ブランケット燃料ペレット２４の上方
には発生した希ガスを溜めるためのガスプレナム２３が
設けられ、上部および下部は端栓２１，２７で閉鎖され
ると共に、この端栓にワイヤスペーサ１５の端部が溶接
されている。
【００１８】ところで、一般に燃焼した燃料要素内には
核分裂生成物が蓄積され、そのうちの多くのものは放射
性物質であり、主としてガンマ線を放出する。このよう
な放射性物質は希ガスとしてガスプレナム２３に蓄積さ
れるが、この希ガスが燃料要素の破損情報を有する核種
として利用可能である。すなわち、燃料要素が破損する
と、ガスプレナム２３内に蓄積した希ガスが放出される
ため、破損燃料要素は健全な燃料要素に比して放射線強
度が当然低くなる。特に希ガスのガス溜めとして設備さ
れているガスプレナム部における放射線強度差は極めて
顕著となり、そのガスプレナム部分について希ガスの主
要核種であるクリプトン（Ｋｒ）、キセノン（Ｘｅ）ま
たはヨウ素（Ｉ）をそれぞれ測定することにより破損を
十分判別できるものとなる。
核分裂生成物が蓄積され、そのうちの多くのものは放射
性物質であり、主としてガンマ線を放出する。このよう
な放射性物質は希ガスとしてガスプレナム２３に蓄積さ
れるが、この希ガスが燃料要素の破損情報を有する核種
として利用可能である。すなわち、燃料要素が破損する
と、ガスプレナム２３内に蓄積した希ガスが放出される
ため、破損燃料要素は健全な燃料要素に比して放射線強
度が当然低くなる。特に希ガスのガス溜めとして設備さ
れているガスプレナム部における放射線強度差は極めて
顕著となり、そのガスプレナム部分について希ガスの主
要核種であるクリプトン（Ｋｒ）、キセノン（Ｘｅ）ま
たはヨウ素（Ｉ）をそれぞれ測定することにより破損を
十分判別できるものとなる。
【００１９】本発明はこのような知見に基づき、新たに
ＥＣＴ法を用いて核種から放射される放射線強度分布の
断層像を求めることにより、燃料集合体に存在するかも
しれない破損燃料要素について集合体内のその位置を定
め、集合体断面にそれを表示するようにしたものであ
り、従来とは異なり燃料集合体を解体または分解するこ
となく、迅速かつ正確にまた経済的に破損検出を行うよ
うにしたものである。
ＥＣＴ法を用いて核種から放射される放射線強度分布の
断層像を求めることにより、燃料集合体に存在するかも
しれない破損燃料要素について集合体内のその位置を定
め、集合体断面にそれを表示するようにしたものであ
り、従来とは異なり燃料集合体を解体または分解するこ
となく、迅速かつ正確にまた経済的に破損検出を行うよ
うにしたものである。
【００２０】図２は本発明による破損燃料要素の検出法
を説明する図、図３は検出システムの全体構成を示す
図、図４は本発明により検出される破損燃料要素の位置
を示す図である。
を説明する図、図３は検出システムの全体構成を示す
図、図４は本発明により検出される破損燃料要素の位置
を示す図である。
【００２１】図３により検出システム構成を説明する
と、燃料集合体１は架台６により支持され、上下に移動
できると共に回転できるようになっている。また、放射
線測定器３は放射線測定器移動レール５上を移動架台４
により並進移動して燃料集合体１からの放射線を検出す
るようになっている。この放射線測定器は、放射線遮蔽
体８で遮蔽された位置にあるＥＣＴ処理・駆動制御系７
により駆動制御され、ＥＣＴ画像が得られるような構成
になっている。
と、燃料集合体１は架台６により支持され、上下に移動
できると共に回転できるようになっている。また、放射
線測定器３は放射線測定器移動レール５上を移動架台４
により並進移動して燃料集合体１からの放射線を検出す
るようになっている。この放射線測定器は、放射線遮蔽
体８で遮蔽された位置にあるＥＣＴ処理・駆動制御系７
により駆動制御され、ＥＣＴ画像が得られるような構成
になっている。
【００２２】図２において、燃料集合体１を上下方向に
移動させ、例えばガスプレナム部を放射線検出器で検出
しうる位置に設定する。放射線検出器３は燃料集合体軸
方向に垂直な面内において一定間隔でスキャンし、スリ
ット３１を通してコリメータ３２により所定方向からの
放射線を検出する。この放射線検出は、放射線検出器の
並進各位置につき一定の角度間隔で燃料集合体を軸中心
に１回転させて測定する。こうして得られた放射線強度
データを基にＥＣＴ処理・駆動制御系７により放射線強
度分布の断層像を求める。
移動させ、例えばガスプレナム部を放射線検出器で検出
しうる位置に設定する。放射線検出器３は燃料集合体軸
方向に垂直な面内において一定間隔でスキャンし、スリ
ット３１を通してコリメータ３２により所定方向からの
放射線を検出する。この放射線検出は、放射線検出器の
並進各位置につき一定の角度間隔で燃料集合体を軸中心
に１回転させて測定する。こうして得られた放射線強度
データを基にＥＣＴ処理・駆動制御系７により放射線強
度分布の断層像を求める。
【００２３】図４（ａ）において、この燃料集合体では
黒丸で示す４本の破損燃料要素が存在しているが、ガス
プレナム部からの放射線にはラッパ管および燃料要素の
材料である３１６ステンレス鋼の放射化した核種からの
ものもあり、全放射線による断層画像は図４（ｂ）に示
すように希ガスが抜けた（放出された）燃料要素の輪郭
のみが表示される。これに対し、希ガス核種を用いた断
層画像ではガスプレナム部の位置の情報のみを与えるた
め、希ガスの抜けた燃料要素の部分は放射線強度が低く
なるため、要素の部分が図４（ｃ）に示すように空洞と
なって表される。本発明においては、図４（ｂ）あるい
は（ｃ）に示すように、全放射線による断層像あるいば
希ガス核種による断層像のどちらを用いることも可能で
ある。また、上記説明では燃料集合体を回転させるよう
にしたが、放射線測定器を回転させるようにしてもよい
ことは言うまでもない。
黒丸で示す４本の破損燃料要素が存在しているが、ガス
プレナム部からの放射線にはラッパ管および燃料要素の
材料である３１６ステンレス鋼の放射化した核種からの
ものもあり、全放射線による断層画像は図４（ｂ）に示
すように希ガスが抜けた（放出された）燃料要素の輪郭
のみが表示される。これに対し、希ガス核種を用いた断
層画像ではガスプレナム部の位置の情報のみを与えるた
め、希ガスの抜けた燃料要素の部分は放射線強度が低く
なるため、要素の部分が図４（ｃ）に示すように空洞と
なって表される。本発明においては、図４（ｂ）あるい
は（ｃ）に示すように、全放射線による断層像あるいば
希ガス核種による断層像のどちらを用いることも可能で
ある。また、上記説明では燃料集合体を回転させるよう
にしたが、放射線測定器を回転させるようにしてもよい
ことは言うまでもない。
【００２４】
【発明の効果】以上のように本発明においては、線源が
強度の強い核分裂生成物を保持している使用済燃料要素
そのものである簡便さと線源の位置が燃料要素内という
極めて定まっている特徴から、エミッションコンピュー
タトモグラフィーの方法を用いることにより、高効率、
かつ精度よく破損燃料要素を検出でき、従来の燃料集合
体の破損燃料要素の特定が極めて非効率的であった点が
解消され、炉心の運転管理に対し、タイムリーに反映を
することができ、原子炉稼働効率の向上等に与える効果
も極めて大きい。
強度の強い核分裂生成物を保持している使用済燃料要素
そのものである簡便さと線源の位置が燃料要素内という
極めて定まっている特徴から、エミッションコンピュー
タトモグラフィーの方法を用いることにより、高効率、
かつ精度よく破損燃料要素を検出でき、従来の燃料集合
体の破損燃料要素の特定が極めて非効率的であった点が
解消され、炉心の運転管理に対し、タイムリーに反映を
することができ、原子炉稼働効率の向上等に与える効果
も極めて大きい。
【図１】 基本的な高速炉用燃料集合体の構造説明図で
ある。
ある。
【図２】 本発明による破損燃料要素の検出法を説明す
る図である。
る図である。
【図３】 検出システムの全体構成を示す図である。
【図４】 本発明により検出される破損燃料要素の位置
を示す図である。
を示す図である。
１…燃料集合体、１１…ハンドリングヘッド、１２…上
部スペーサパッド、１３…中間部スペーサパッド、１４
…ラッパ管、１５…ワイヤースペーサ、１６…下部スペ
ーサパッド、１７…エントランスノズル、２…燃料要
素、２１…上部端栓、２２…被覆管、２３…ガスプレナ
ム、２４…上部ブランケット燃料ペレット、２５…炉心
燃料ペレット、２６…下部ブランケット燃料ペレット、
２７…下部端栓。
部スペーサパッド、１３…中間部スペーサパッド、１４
…ラッパ管、１５…ワイヤースペーサ、１６…下部スペ
ーサパッド、１７…エントランスノズル、２…燃料要
素、２１…上部端栓、２２…被覆管、２３…ガスプレナ
ム、２４…上部ブランケット燃料ペレット、２５…炉心
燃料ペレット、２６…下部ブランケット燃料ペレット、
２７…下部端栓。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 廣井 博 福井県敦賀市白木２丁目１動力炉・核燃 料開発事業団高速増殖炉もんじゅ建設所 内 (58)調査した分野(Int.Cl.6，ＤＢ名) G21C 17/06 ＪＩＣＳＴファイル（ＪＯＩＳ)
Claims (2)
- 【請求項１】 原子炉燃料集合体表面から放射される放
射線を測定する放射線測定器と原子炉燃料集合体とを相
対的に回転、並進移動させ、原子炉燃料集合体表面から
放射される放射線強度データを処理して放射線強度分布
断層像を作成・表示し、放射線強度分布断層像から破損
燃料要素を検出するようにしたことを特徴とする原子炉
燃料の破損検出法。 - 【請求項２】 請求項１記載の検出法において、放射線
測定器を原子炉燃料集合体内燃料要素のガスプレナム部
に対向させ、ガスプレナム部の希ガス核種からの放射線
を検出するようにしたことを特徴とする原子炉燃料の破
損検出法。
Priority Applications (4)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6115143A JP2975259B2 (ja) | 1994-05-27 | 1994-05-27 | 原子炉燃料の破損検出法 |
| CA002150273A CA2150273A1 (en) | 1994-05-27 | 1995-05-26 | Method for detecting failure of nuclear reactor fuel |
| EP95108186A EP0684611A1 (en) | 1994-05-27 | 1995-05-29 | Method for detecting failure of nuclear reactor fuel |
| US08/631,128 US5638414A (en) | 1994-05-27 | 1996-04-12 | Method for detecting failure of nuclear reactor fuel |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP6115143A JP2975259B2 (ja) | 1994-05-27 | 1994-05-27 | 原子炉燃料の破損検出法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07318685A JPH07318685A (ja) | 1995-12-08 |
| JP2975259B2 true JP2975259B2 (ja) | 1999-11-10 |
Family
ID=14655371
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6115143A Expired - Lifetime JP2975259B2 (ja) | 1994-05-27 | 1994-05-27 | 原子炉燃料の破損検出法 |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5638414A (ja) |
| EP (1) | EP0684611A1 (ja) |
| JP (1) | JP2975259B2 (ja) |
| CA (1) | CA2150273A1 (ja) |
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| JP4709925B2 (ja) * | 2007-04-13 | 2011-06-29 | 株式会社東芝 | 燃焼度相対分布測定方法、燃焼度相対分布測定装置、放射線信号分布測定装置及び燃焼度相対分布測定プログラム |
| US8903034B2 (en) | 2008-05-21 | 2014-12-02 | Westinghouse Electric Company Llc | Fuel rod internal pressure measurement |
| CN102564576B (zh) * | 2010-12-17 | 2013-11-06 | 鸿富锦精密工业（深圳）有限公司 | 光强度测试装置 |
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| JP6678094B2 (ja) * | 2016-12-05 | 2020-04-08 | ルネサスエレクトロニクス株式会社 | 温度計測回路、方法、及びマイクロコンピュータユニット |
| US11170903B2 (en) * | 2019-06-12 | 2021-11-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and system to detect and locate the in-core position of fuel bundles with cladding perforations in candu-style nuclear reactors |
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| US4110620A (en) * | 1975-03-10 | 1978-08-29 | The Babcock & Wilcox Co. | Fuel rod leak detector |
| FR2461337A1 (fr) * | 1979-07-06 | 1981-01-30 | Centre Etd Energie Nucleaire | Methode de localisation d'un barreau fuyard dans un assemblage de combustible nucleaire |
| DE3280399D1 (de) * | 1982-08-09 | 1992-05-27 | Leo Stodolsky | Verfahren und vorrichtung zum nachweis von neutrinos und anwendungen des neutrinodetektors. |
| US4870669A (en) * | 1987-05-01 | 1989-09-26 | Florida Nuclear Associates, Inc. | Gamma ray flaw detection system |
| US5414742A (en) * | 1993-11-10 | 1995-05-09 | Westinghouse Electric Corporation | Leak-detection system and method for detecting a leaking container |
-
1994
- 1994-05-27 JP JP6115143A patent/JP2975259B2/ja not_active Expired - Lifetime
-
1995
- 1995-05-26 CA CA002150273A patent/CA2150273A1/en not_active Abandoned
- 1995-05-29 EP EP95108186A patent/EP0684611A1/en not_active Ceased
-
1996
- 1996-04-12 US US08/631,128 patent/US5638414A/en not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP0684611A1 (en) | 1995-11-29 |
| US5638414A (en) | 1997-06-10 |
| CA2150273A1 (en) | 1996-04-18 |
| JPH07318685A (ja) | 1995-12-08 |
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