技术领域
[0001] 本
发明涉及重
水炉核废料，尤其用于在核废料中发生异常时能及时进行健全性检测的系统。
背景技术
[0002] 一般情况下，重水炉用核燃料集合体包括：通过核分裂发热的
铀烧结体；将烧结体盛装于锆
合金覆管内的燃料棒；在核燃料集合体两侧面进行
支撑的棒端接合板；密封燃料棒两末端的棒端盖；连接于燃料棒的支撑体；间隔体等。
[0003] 但是，在
原子炉内部操作核燃料集合体的过程中，由于邻接燃料或结构物间的干涉等有可能导致在集合体上发生缺陷，这种缺陷还起因于，核燃料的
制造过程或不当的设计。因此，在原子
力发电站，为了应对燃烧中的核燃料集合体上产生的缺陷，需要一种能够检测燃料的检测装置。
[0004] 目前为止，如上所述的重水炉领域，韩国国内没有使用中的废燃料检测装置，外国所使用的装置也主要作为试验装置使用。
[0005] 例如，检测装置一般安装在距发电站核废料储存槽5m深度的深坑(Pit)内，在这里进行检测，目前没有被使用的检测装置，在没有明确的缺陷燃料原因及对策的状态下，被单独临时保管在发电站储存槽内，因此需要一种用于对其进行缺陷燃料与否的判断的安全的永久措施。
发明内容
[0006] 因此，本发明的目的在于，开发一种能够对核燃料集合体进行检测作业的检测装置，提高对缺陷燃料检测作业的效率性及已有设施的安全性。
[0007] 为实现上述目的，提供可将核废料插入引出的四
角筒形态的筒罐，可使试料循环及提取试料的可调节流动流量的
阀控制台，由高放射线可远程操纵处于水中的仪器的设备面板，携带方便、可进行程序控制的操作箱，检测核分裂核种判别燃料缺陷的检测装置。
[0008] 在核发电站，核燃料缺陷因从核燃料中释放的核分裂物质而放射线量变高，因此需要能迅速检测燃料缺陷的措施，按照如上所述构成的本发明的检测装置，能够安全且迅速地进行核燃料的检测作业。
[0009] 并且，本发明的检测装置还可适用在核燃料的健全性检测及查明缺陷原因的检测上。
附图说明
[0010] 图1是表示本发明的系统整体结构的斜视图；
[0011] 图2a至图2e是表示图1所涉及的筒罐的斜视图；
[0012] 图3a至图3d是表示图1所涉及的阀控制台的斜视图；
[0013] 图4a至图4c是表示图1所涉及的设备面板的斜视图；
[0014] 图5a及图5b是表示图1所涉及的操作箱的斜视图；
[0015] 图6a是表示检测系统分析装置的
正面图；
[0016] 图6b及图6c是表示检测系统分析装置的侧面图；
[0017] 图6d是表示检测系统分析装置的后面图；
[0018] 图6e是表示检测系统分析装置的俯视图；
[0019] 图7是表示试料腔体和试料腔体内部的透视图。
[0020] 图中主要部分的标号说明：
[0021] 100、筒罐；101、底座；102、盖体；103、密封用
锁紧装置；104、
铰链；105、把手；106、支撑台；107、排放
喷嘴；108、排入喷嘴；109、排尽喷嘴；110、O-环；111、喷射式喷嘴；
200、阀控制台；201、台座；202、终端A；203、终端B；204、吊环
螺栓；205、调节座；206、
阀体(1/4“)；207、阀体(1”)；208、排管(1“)；300、设备面板；301、本地电源板；302、空气供给单元；303、阀体单元；400、操作箱；401、触屏；402、箱子；403、按键；500、取样装置；501取样装置
外壳正面；502、取样装置外壳右侧面；503、取样装置外壳左侧面；504、取样装置外壳后面；505、试料腔体；506、试料筒；507、流量表示及调节器；508、试料输入阀体；509、试料输出阀体；600、
净化水输入阀体；601、净化水输出阀体；602、轮子；603、取样装置搬送用吊环螺栓；604、取样装置后面开闭装置；700、测定装置；701、放射线检测器；702、计算机；
703、显示器；704、显示器托盘；705、
键盘托盘；706、测定装置移动用把手；707、线孔；708、扣锁装置；709、测定装置后面开闭装置；800、试料腔体罩盖；801、试料腔体罩盖把手；802、放射线检测器电线；803、铅。
具体实施方式
[0022] 以下参照附图，对本发明的
实施例所涉及的废燃料缺陷检测系统(以下称为检测系统Sipping System)进行说明。
[0023] 图1是表示本发明的系统的整体结构斜视图，图2是表示图1所涉及的筒罐(canister)的斜视图，图3是表示图1所涉及的阀控制台(ValveConsole)的斜视图，图4是表示图1所涉及的设备面板(Euipment Panel)的斜视图，图5是表示图1所涉及的操作箱(Operating Box)的斜视图。
[0024] 图1示出了本实施例所涉及的检测系统的整体结构。
[0025] 据此，本实施例的检测系统使用在核废料的检测上，设在重水炉用核发电站的核废料存储槽中，用于进行核废料的检测及核种分析。
[0026] 本实施例的检测系统作为系统装置，由以下四个部分构成：筒罐100、阀控制台200、设备面板300及操作箱400。
[0027] 筒罐100如图2a至2e所示，组装在发控制台200上，设置在5m深的废燃料储存槽(存在
硼酸水)底面上。筒罐100是能够盛装废燃料后密封的容器状
焊接物，由容器形态的底座101、盖体102、铰链104、把手105、密封用锁紧装置103、支撑台106、喷嘴等构成。盖体被设置成能够以180°开启，以使投入/取出燃料时无干涉，密封用锁紧装置为了将将内部和外部完全密封，以能够压接盖体的结构构成。密封用锁紧装置103和把手105被设置成在水槽上方的作业空间，能够用单独的工具进行操作。在筒罐100的侧面具有排放(Outlet)喷嘴107，下部设有排入(Inlet)喷嘴108和排尽(Drain)喷嘴109，喷嘴设在容器内盛装废燃料进行密封的状态下、提取容器内部的核种样品时、燃料不会暴露于空气中的
位置上。筒罐的内部设有能够安放废燃料的支撑台106，在其下部设有能够将通过排入喷嘴108排入的水高压喷射的喷射式喷嘴108a。
[0028] 筒罐100由不锈
钢(STS304)材质构成，耐
腐蚀及耐压，实施了
电解抛光，因此容易
去污(Decontamination)。
[0029] 阀控制台200如图3a至3d所示，由台座201，阀体206、207，
泵体(未图示)，排管208，配件等构成，使用后安装在储藏槽底面。
[0030] 台座201固定筒罐100、阀体206、207及泵体，在侧面设有可调节高度的调节座205和上抛用吊环螺栓(Eyebolt)204。可控制
流体流动的阀体和泵体，被设计成以在水槽外部能够自动控制的方式，通过压缩空气进行动作的部件。阀体和泵体由
不锈钢(Stainless)、
黄铜(Brass)、
铝(Aluminum)材质构成使其在水中也能使用，通过阀体和泵体的动作，循环筒罐100内部的核种样品，朝水槽外部输送核种样品。排管208为了便于核种物质的残存及制盐，通过焊接使连接部最小化。
[0031] 为了防止从阀控制台200朝水槽外部连接的排管的缠绕，在侧面设置了终端
支架202、203。
[0032] 设备面板300如图4a至4c所示，作为设置在水槽外部作业空间的箱型结构物，在其内部设有：能够将阀体和泵体等进行电性控制的本地电源板(Local Power Panel)301；供给压缩空气的空气供给单元(AirService Unit)302；包含控制流体流动的阀体、可确认流量及压力值的流量计、压力表等的阀体单元303。
[0033] 本地电源板301控制
电磁阀，使泵体和阀体自动启动，向流量计、压力表、电磁阀等供给电源，采集数据。
[0034] 操作箱400如图5a及图5b所示，为在箱型容器402内部设置了控制面板，其携带简便、远程控制整体系统的装置。与设备面板300的本体电源板301进行通信，通过触屏(Touch Screen)401能够按各工序自动或手动
控制阀体及泵体的动作，能够实时确认这些的动作状态及流量、压力值。在远离具有核种物质移动的设备面板300的位置控制整个系统，因此能够使作业者受到的核
辐射最小。403为用于各种控制而被操作的按键/指示灯。
[0035] 图6a是检测系统分析装置的正面图，图6b及图6c是检测系统分析装置的侧视图，图6d是检测系统分析装置的后视图，图6e是检测系统分析装置的俯视图，图7是试料腔体和试料腔体内部的透视图。
[0036] 本发明还包含，作为检测从核废料泄露的核种的装置，还包含利用放射线检测器对从核废料中提取的试料进行核分裂性核种的测定及分析以判别有无核燃料缺陷的分析装置(Detector Assemen_Y)。
[0037] 参照图6及图7，由控制试料流动的取样装置500和对在放射线检测器701中测定的
信号进行分析、判断有无核燃料损伤的测定装置700构成，为了便于保管和运送，上述两个装置可分离及组装，在组装后移动时考虑到安全性，将上述两个装置用扣锁装置708固定。
[0038] 参照图6及图7，上述取样装置500包含：设置放射线检测器701而能够测定试料的试料筒506；为了去除外部放射线给放射线检测器701带来的影响而用厚度50mm的
铅屏蔽放射线检测器701的试料腔体505；用于控制试料筒506的试料压力的试料输入阀体508；自试料筒506到检测系统100的，用于控制试料输出的试料输出阀体509；为对残存在试料筒506内部的放射线物质进行去污而控制向试料筒506输入净化水的净化水输入阀体
600；在利用净化水对试料筒506进行去污之后，将被放射线物质污染的水的向核废料储存槽排出进行控制的净化水输出阀体601；用于调节试料朝试料筒506内部的流动速度的流量表示及调节器507；取样装置外壳。
[0039] 上述试料腔体505在其内部包含试料筒506和放射线检测器701，为了被放射线物质的污染时便于去污安装在取样装置外壳的内部，为了放射线检测器701的维修，具有以上部可朝侧部开启的方式内装厚度50mm的铅罩盖800，具有能够使与放射线检测器701连接的
电压及信号线通往外部的线孔。
[0040] 在上述取样装置外壳的前面501，安装有用于调节试料流动速度的流量表示及调节器507，右侧面502上安装有试料输入阀体508及净化水输入阀体600，左侧面503上安装有试料输出阀体509和净化水输出阀体601，取样装置外壳的底面安装有轮子602，后面504能够开闭，以用于维修放射线检测器701的装卸及维修。
[0041] 603为取样装置搬送用吊环螺栓，604为取样装置后面开闭装置，706为测定装置移动用把手，707为线孔，709为测定装置后面开闭装置，801为试料腔体罩盖把手，802为放射线检测器电线，803为铝。
[0042] 参照图6a及图7，上述测定装置700包括：测定包含于试料中的核分裂性核种转换为
电信号的放射线检测器701；安装于计算机内部，向放射线检测器701供给高电压及
低电压，对从放射线检测器输出的信号进行增幅及成形的分析核种的多道分析仪；计算机702；显示器703；键盘；测定装置外壳。
[0043] 用电线进行连接安装于试料腔体505内部的放射线检测器701和向放射线检测器701供给电源的分析信号的多道分析仪，为了便于在放射线物质的污染时去污，将计算机702、安装于计算机内部的多道分析仪、显示器703、键盘安装于测定装置外壳的内部，显示器和键盘安装在测定装置外壳的各自的托盘704、705上，使用时从测定装置外壳的内部引出后使用。
[0044] 通过上述检测对象核燃料束而包含核分裂性核种的试料，通过试料输入阀体508流入试料筒506的上部，经安装于试料筒506的放射线检测器701
对流入的试料进行测定之后朝试料筒506的下部排出，流入到用于对流入试料筒506内部的试料流动速度进行控制的流量表示及调节器507，通过试料输出阀体509排出到检测系统的筒罐100中。为了使流入试料筒506的试料的流动速度满足在放射线检测器701中对处于流动中的包含核分裂性核种的试料的测定，在流量表示及调节器507中将其调整为4GPM。会被
放射性物质污染，因此为了去污，关闭试料输入阀体508和试料输出阀体509，开启净化水输入阀体60和净化水输出阀体601，净化水流向试料筒506内部，流入试料筒506内部的净化水经流量表示及调节器507通过净化水输出阀体601排出至核废料水中存储库。
[0045] 包含于试料中的核分裂性核种释放核种固有的
能量和强度，从核种释放出的放射线在放射线检测器701转换为与核种固有的能量和强度成比例的电信号，传送至安装于计算机702内部的多道分析仪。传送的信号在设在多道分析仪内部的增幅器增幅后按照与核种的能量成比例的信号波高分流成多个通道，将各通道的信号
频率传送至计算机702，利用传送的信号频率将通道直方图表示在显示器703的画面上，利用通道直方图分析核种的能量及强度，将有无检测对象核燃料束的损伤表示在显示器703的画面上。
