FR2726936A1 - Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression - Google Patents
Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression Download PDFInfo
- Publication number
- FR2726936A1 FR2726936A1 FR9513325A FR9513325A FR2726936A1 FR 2726936 A1 FR2726936 A1 FR 2726936A1 FR 9513325 A FR9513325 A FR 9513325A FR 9513325 A FR9513325 A FR 9513325A FR 2726936 A1 FR2726936 A1 FR 2726936A1
- Authority
- FR
- France
- Prior art keywords
- gas
- water
- fuel assembly
- mast
- circuit
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
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
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Examining Or Testing Airtightness (AREA)
Abstract
L'invention concerne un dispositif de détection de fuite d'un assemblage combustible d'un réacteur nucléaire à eau sous pression. Un mât (7) creux sensiblement vertical ouvert aux deux extrémités reçoit l'assemblage combustible (9) destiné à être examiné. L'assemblage combustible (9) est tiré vers l'intérieur du mât (7) à partir de son côté inférieur. La partie du mât (7) recevant l'assemblage combustible (9) est soulevée vers une position dans laquelle l'assemblage combustible (9) est proche de la surface de l'eau qui se trouve à l'intérieur du réacteur nucléaire mais en-dessous de celle-ci. L'eau est aspirée à partir d'une position à l'intérieur du mât (7) au-dessus de l'assemblage combustible (9). Des moyens (22) de séparation de gaz séparent des gaz présents dans l'eau qui a été aspirée de l'intérieur du mât (7). Les gaz séparés sont analysés dans des moyens (28) d'analyse de gaz.
Description
Détection de la fuite d'un produit de fission dans un
réacteur à eau sous pression.
L'invention concerne un procédé pour réaliser une détection de fuite d'un assemblage combustible d'un réacteur à eau sous pression,_WR)
DOMAINE DE L'INVENTION
Il existe pratiquement deux procédés actuels pour réaliser la détection de fuite d'un assemblage combustible de réacteur nucléaire à eau légère. Le ressuage INMAST pour des installations de réacteurs à eau sous pression et le ressuage TELESCOPE pour des installations de réacteurs à eau bouillante (BWR).15 L'apparition d'une fuite entraîne a contamination de l'eau du réacteur et donc des différentes parties du circuit primaire du réacteur par des produits de fission radio-actifs. Lorsqu'on a déterminé une contamination de l'eau du réacteur ou lorsque l'on20 soupçonne qu'elle a eu lieu, il est d'une importance capitale que la fuite soit localisée de manière à pouvoir remplacer des assemblages combustibles qui fuient et à ensuite les réparer. Un assemblage combustible comporte la plupart du temps plusieurs crayons combustibles.25 Le procédé appelé ressuage INMAST est utilisé pour des installations de réacteurs à eau sous pression et est une méthode de ressuage d'un genre classique oû on utilise une détection appelée détection de gaz en ligne. Dans le cas du ressuage INMAST, l'assemblage combustible que l'on soupçonne de fuir est tiré dans une calotte d'aspiration, qui de préférence est le mât de machine de remplissage de combustible. Les gaz de fission émis par l'assemblage combustible son: prélevés sous forme d'échantillons dans la partie supérieure de la calotte, et subissent ensuite une détection dans un circuit de détection de gaz. Le volume gazeux dans lequel est émise une quantité de gaz de fission provenant d'un assemblage combustible endommagé est très grand. il s'ensuit que la sensibilité de la détection est très faible.10 Le document FR- 2509898 décrit une détection de fuite de combustible pour un réacteur à eau sous pression dans lequel l'unité d'un assemblage combustible qui a été tiré dans une calotte d'aspiration est soulevée de plusieurs mètres bien au-dessus du coeur de réacteur afin d'augmenter la pression relative interne des crayons vis-à- vis de la pression de l'eau mais de sorte que l'assemblage combustible soit également toujours entouré par de l'eau. Les gaz émis dans l'eau puis dans un volume gazeux au- dessus du niveau de l'eau dans la calotte sont aspirés par20 la partie supérieure de la calotte, qui est ensuite fermée à l'exception du dispositif d'aspiration de gaz. La teneur éventuelle en produits de fission radio-actifs dans le gaz aspiré est examinée. La sensibilité de détection est très faible. Afin d'améliorer celle-ci, un courant de gaz est25 amené de force dans l'eau autour de l'assemblage combustible dans la calotte du bas vers le haut. Cependant la sensibilité de détection est très faible même avec cet agencement. Dans le cas du ressuage dit TELESCOPE, qui est entièrement adapté à une installation de réacteur à eau bouillante, une grande quantité de l'eau qui entoure un assemblage combustible endommagé est pompée à partir d'une buse disposée à la partie supérieure de l'assemblage combustible destinée à être examinée ou d'une calotte35 placée autour de cette partie supérieure, quelque peu soulevée du coeur de réacteur par un appareil de préhension disposé dans un agencement de mât télescopique issu du coeur de réacteur et l'eau pompée de la buse est envoyée dans un circuit de mesure ayant un petit volume. L'eau est dégazée de manière à réaliser une détection gazeuse en ligne. La détection a une grande sensibilité de mesure. Ce genre de ressuage est décrit dans la demande de brevet suédoise N 91 015 065, selon laquelle une calotte ou un dispositif de buse est placé dans la région autour de10 l'appareil de préhension à la partie supérieure d'un assemblage combustible soulevée. Une pompe aspire l'eau de cette région. L'assemblage combustible d'une installation à réacteur à eau bouillante est en elle-même fermée vis-à-vis de ce qui l'entoure de sorte que l'eau pompée par la buse15 provient dans une grande mesure de l'eau qui s'écoule dans l'intérieur de l'assemblage. L'assemblage combustible soulevé est rincé par un courant d'eau traversant avec l'eau du réacteur et le dispositif de préhension est également rincé. Cela est également le cas lorsque l'assemblage combustible, après avoir été soulevé à une position verticale donnée, est maintenu dans cette position ou est rabaissé, et l'analyse des gaz de fission ou de fuite est ensuite réalisée. Les assemblages combustibles dans une installation à réacteur à eau sous pression ont une structure ouverte très différente des assemblages fermés d'une installation à réacteur à eau bouillante. Une buse à la partie supérieure d'un assemblage combustible d'un réacteur à eau sous pression ne pourrait pas avoir la30 fonction de récupérer l'eau s'écoulant autour des crayons combustibles dans l'assemblage combustible. Le rayonnement
est émis à partir des côtés. Aussi, les assemblages combustibles d'une installation à réacteur à eau sous pression doivent être placés dans une enceinte fermée35 lorsqu'on les soulève du coeur de réacteur.
L'invention vise à procurer un agencement pour la détection de fuites d'un assemblage combustible pour un réacteur nucléaire à eau sous pression, Gui a une grande sensibilité. 5 Suivant l'invention, le circuit de mesure de gaz dans un dispositif de ressuage du genre iNMAST est remplacé par un circuit d'échantillonnage d'eau. L'eau entourant l'assemblage combustible à examiner et ensuite placé à l'intérieur d'un crayon soulevé est pompée à partir de10 l'eau se trouvant à l'intérieur du crayon vers un dispositif de séparation eau/gaz. Le gaz séparé est ensuite détecté en ligne de la même manière que pour le ressuage dit TELESCOPE pour des installations à réacteur à eau bouillante.15 L'invention a donc pour objet un dispositif de détection de fuite d'un assemblage combustible de réacteur nucléaire à eau sous pression, caractérisé en ce qu'il comprend: - un mât creux sensiblement vertical, dans lequel l'assemblage combustible à examiner peut être reçu; - des moyens pour tirer l'assemblage combustible à l'intérieur de ce mât par son coté inférieur; - des moyens pour soulever au moins la partie du mât recevant l'assemblage combustible vers une position dans laquelle l'assemblage combustible se trouve proche de la surface de l'eau qui se trouve à l'intérieur du réacteur nucléaire mais en-dessous de cette surface d'eau; - des moyens pour aspirer de l'eau d'une position se trouvant à l'intérieur du mât au-dessus:e l'assemblage combustible; - des moyens de séparation de gaz destinés à séparer des gaz présents dans l'eau qui a été aspirée de l'intérieur du mât; et - des moyens d'analyse de gaz destines à analyser la quantité de produits de fission gazeux se trouvant dans es
gaz séparés.
De préférence, les moyens d'analyse de gaz comprennent un circuit de gaz comportant une pompe dont le fonctionnement permet de pomper tout gaz présent dans le circuit et dans une zone de gaz se trouvant dans les moyens de séparation de gaz autour du circuit de gaz, permettant ainsi un enrichissement en tout produit de fission gazeux
présent dans l'eau qui a été aspirée de l'intérieur du mât.
De préférence, le dispositif d'aspiration d'eau et le circuit d'analyse de produits de fission associé sont construits de manière à détecter des produits de fission gazeux qui accompagnent l'eau pompée, le dispositif15 d'aspiration étant agencé pour fournir de l'eau de l'intérieur du mât au circuit de détection de fission, qui
comporte un réservoir de liquide ayant un déversoir, un circuit de détection de gaz couplé à la partie supérieure du réservoir, le circuit de détection de gaz revenant au20 réservoir pour enrichir en gaz de fission le circuit de détection de gaz.
De préférence, le circuit de détection de gaz de fission comporte un séparateur de gaz qui comporte une zone de gaz et un réservoir d'eau qui sont mutuellement séparés25 par un joint hydraulique; un dispositif pour diviser finement l'eau envoyé à la zone de gaz; un circuit de gaz communiquant avec la zone de gaz; et une chambre de mesure dans le circuit de gaz fonctionnant de manière à mesurer les produits de fission gazeux qui apparaissent.30 De préférence, le circuit de gaz comporte un séparateur d'humidité, un sécheur de gaz et un piège à iode
en amont de la chambre de mesure suivant le sens de l'envoi du gaz.
DESCRIPTION SUCCINCTE DE LA FIGURE
L'invention va maintenant être décrite plus en détail en se référant au dessin annexé, dans lequel la figure illustre de manière schématicue un réservoir de réacteur ayant des assemblages combustibles, et qui montre également un mode de réalisation d'un agencement suivant l'invention.
DESCRIPTION DU MODE DE REALISATION PREFERE
A la figure, la référence numérique 1 désigne une machine de charge pour des assemblages combustibles pour un réacteur à eau sous pression, la référence numérique 2 désigne le plancher de la salle du réacteur sur lequel la machine de charge est déplaçable, la référence numérique 3 désigne la cuve de réacteur, la référence numérique 4 désigne le coeur de réacteur, la référence numérique 5 désigne un bassin situé au-dessus de la cuve du réacteur et contenant de l'eau de réacteur, et la référence numérique 6 désigne l'eau de réacteur dans la cuve de réacteur et dans20 le bassin. La machine de charge est munie d'un mât 7 de soulèvement de conception de préférence télescopique. Le mât 7 est cylindrique et comporte une chambre interne suffisamment large pour recevoir un assemblage combustible. Un dispositif 8 d'agrippage qui est prévu à l'extrémité25 d'un fil 8 qui est prévu à l'intérieur du mât 7 est conçu pour agripper une poignée de soulèvement sur un assemblage combustible 9 qui, dans le cas illustré, est soulevé hors du coeur de réacteur et tiré loin à l'intérieur du mât par un moteur 11. Le mât, avec l'assemblage combustible 9, est30 soulevé jusque dans le bassin 5 de sorte que l'assemblage combustible vient à proximité de la surface supérieure de l'eau, mais de manière que l'assemblage combustible soit entouré par de l'eau 12. Le mât empêche que l'eau qui est passée dans l'assemblage combustible ne s'éparpille dans la zone à l'extérieur du mât, ce qui signifierait que du produit de fission ayant fui serait perdu pour l'analyse. Un tuyau 14 ou un autre conduit s'étend à partir de la partie supérieure du mât 7 jusqu'à une petite distance en-dessous du niveau d'eau à l'intérieur du mât mais au-dessus de 5 l'assemblage combustible 9. Le conduiz 14 comporte une pompe 13 au moyen de laquelle de l'eau est aspirée à partir de l'eau 12 se trouvant à l'intérieur du mât 7, qui est ouvert à son extrémité inférieure. L'eau de réacteur est amenée à s'écouler à l'intérieur du mât 7 à partir du dessous comme indiquée par des flèches et à s'écouler autour et dans l'assemblage combustible 9 sous l'action de la pompe 13. L'assemblage combustible est à tout moment situé en-dessous du niveau de l'eau.15 De l'eau est pompée par la pompe 13 vers un séparateur 22 de gaz dans lequel des gaz présents dans l'eau en sont libérés par diminution de la pression et donc diminution de la solubilité des gaz dans l'eau. Le séparateur 22 de gaz comporte au moins une zone 23 de gaz20 ayant un petit volume et un réservoir 24 d'eau qui a un déversoir. La zone 23 de gaz et le réservoir 24 d'eau sont séparés au moyen d'un joint 25 hydraulique. Afin d'obtenir un dégagement plus efficace des gaz présents dans les échantillons conformément à la présente invention, l'eau est finement divisée ou atomisée, à l'aide de dispositifs 26 de pulvérisation montés dans la zone 23 de gaz, en conjonction avec le passage de l'eau vers le séparateur 22 de gaz. Les gaz dégagés de l'eau, gaz qui peuvent contenir des produits de fission gazeux, sont mélangés à un gaz de travail présent dans le séparateur 22 de gaz et sont pompés dans un circuit 27 de gaz vers une chambre 28 de mesure dans laquelle les gaz sont analysés pour détecter l'apparition de produits de fission gazeux à l'aide d'un35 capteur dont le fonctionnement permet de détecter la radioactivité dans des gaz. Le résultat de la détection peut être présenté sur un écran 35 de visualisation. L'eau dégazéifiée est envoyée dans le réservoir 24 d'eau dans lequel toute radioactivité dans l'eau peut être détectée séparément (ceci n'est pas représenté). Des échantillons d'eau peuvent également être envoyés à un laboratoire distinct en vue d'une analyse. L'eau dégazéifiée est ensuite ramenée dans le bassin 5 par l'intermédiaire d'un tuyau 36.10 Dans le cas d'une faible activité des échantillons d'eau, l'enrichissement en produits de fission gazeux du système de détection, nécessaire dans un but de détection, est réalisé par le pompage de grandes quantités d'échantillons d'eau par le séparateur 22 de gaz dans15 lequel l'eau est dégazéifiée. Le circuit 27 de gaz comporte une pompe 31 dont le fonctionnement consiste à pomper tout
gaz présent dans les circuits 27 et la zone 23 de gaz entourant le circuit 27 de gaz, et qui permet ainsi un enrichissement en produit de fission gazeux qui y est20 présent.
Pour s'assurer que du gaz sec est fourni à la chambre 28 de mesure destinée à détecter de la
radioactivité dans les gaz, le circuit 27 de gaz comprend de manière appropriée un séparateur 32 d'humidité, un25 sécheur 33 de gaz et un piège 34 à iode disposé entre la région 23 de gaz et la chambre 28 de mesure.
Claims (5)
1. Dispositif de détection de fuite d'un assemblage combustible de réacteur nucléaire à eau sous pression, caractérisé en ce qu'il comprend: - un mât (7) creux sensiblement vertical, dans lequel l'assemblage combustible (9) à examiner peut être reçu; - des moyens (8, 11) pour tirer l'assemblage combustible (9) à l'intérieur de ce mât (7) par son côté inférieur; - des moyens (8,11) pour soulever au moins la partie du mât (7) recevant l'assemblage combustible (9) vers une position dans laquelle l'assemblage combustible (9) se trouve proche de la surface de l'eau qui se trouve à l'intérieur du réacteur nucléaire mais en-dessous de cette surface d'eau; - des moyens (13,14) pour aspirer de l'eau d'une position se trouvant à l'intérieur du mât au- dessus de l'assemblage combustible (9); - des moyens (22) de séparation de gaz destinés à séparer des gaz présents dans l'eau qui a été aspirée de l'intérieur du mât (7); et - des moyens (28) d'analyse de gaz destinés à analyser la quantité de produits de fission gazeux se trouvant dans les
gaz séparés.
2. Dispositif suivant la revendication 1, caractérisé en ce que les moyens (28) d'analyse de gaz comprennent un circuit (27) de gaz comportant une pompe (31) dont le fonctionnement permet de pomper tout gaz présent dans le circuit (27) et dans une zone (23) de gaz se trouvant dans les moyens (22) de séparation de gaz autour du circuit (27) de gaz, permettant ainsi un enrichissement en tout produit de fission gazeux présent dans l'eau qui a été aspirée de l'intérieur du mât (7). 5
3. Dispositif suivant la revendication 1, caractérisé en ce que le dispositif (13,14) d'aspiration d'eau et le circuit (27) d'analyse de produits de fission associé sont construits de manière à détecter des produits de fission gazeux qui accompagnent l'eau pompée, le dispositif10 d'aspiration étant agencé pour fournir de l'eau de l'intérieur du mât (7) au circuit (27) de détection de
fission, qui comporte un réservoir (24) de liquide ayant un déversoir, un circuit de détection de gaz couplé à la partie supérieure du réservoir, le circuit de détection de gaz15 revenant au réservoir pour enrichir en gaz de fission le circuit de détection de gaz.
4. Dispositif suivant la revendication 1 caractérisé en ce que le circuit (27) de détection de gaz de fission comporte un séparateur (23) de gaz qui comporte une20 zone (23) de gaz et un réservoir (22) d'eau qui sont mutuellement séparés par un joint (25) hydraulique; un dispositif (26) pour diviser finement L'eau envoyé à la zone (23) de gaz; un circuit de gaz communicuant avec la zone de gaz; et une chambre (28) de mesure dans le circuit de gaz et
fonctionnant de manière à mesurer les produits de fission gazeux qui apparaissent.
5. Dispositif suivant 'a revendication 4 caractérisé en ce que le circuit (27) de gaz comporte un
séparateur (32) d'humidité, un sécheur (33) de gaz et un30 piège (34) à iode en amont de la chambre de mesure suivant le sens de l'envoi du gaz.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US08/341,153 US5546435A (en) | 1992-11-16 | 1994-11-16 | Fission product leak detection in a pressurized-water reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| FR2726936A1 true FR2726936A1 (fr) | 1996-05-15 |
| FR2726936B1 FR2726936B1 (fr) | 1997-04-30 |
Family
ID=23336444
Family Applications (2)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR9513325A Expired - Fee Related FR2726936B1 (fr) | 1994-11-16 | 1995-11-10 | Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression |
| FR9701006A Expired - Lifetime FR2743185B1 (fr) | 1994-11-16 | 1997-01-30 | Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| FR9701006A Expired - Lifetime FR2743185B1 (fr) | 1994-11-16 | 1997-01-30 | Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression |
Country Status (4)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5546435A (fr) |
| JP (1) | JPH08220285A (fr) |
| DE (1) | DE19542330A1 (fr) |
| FR (2) | FR2726936B1 (fr) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003034442A1 (fr) * | 2001-10-19 | 2003-04-24 | Pavel Slavyagin | Procede et dispositif de surveillance de l'etancheite et de manutention d'un assemblage de barres de combustible nucleaire d'un reacteur nucleaire utilisant un liquide refrigerant |
| WO2010142830A1 (fr) | 2009-06-08 | 2010-12-16 | Enusa Industrias Avanzadas, S.A. | Scanner pour l'analyse d'une barre de combustible nucléaire |
| WO2012047135A1 (fr) * | 2010-10-06 | 2012-04-12 | Fedosovsky Mikhail Evgen Evich | Procédé de détection automatisée de fuites de combustible au cours du rechargement d'un ensemble combustible de réacteur et système à cet effet |
Families Citing this family (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| DE4238563C2 (de) * | 1991-05-17 | 2002-01-03 | Asea Atom Ab | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
| DE19612947C1 (de) * | 1996-04-01 | 1997-09-11 | Siemens Ag | Einrichtung und Verfahren zur Leckageerkennung |
| SE509630C2 (sv) * | 1996-06-28 | 1999-02-15 | Asea Atom Ab | Anordning och förfarande för läcksökning vid ett kärnbränsleelement |
| US5754610A (en) * | 1996-12-05 | 1998-05-19 | Framatome Technologies, Inc. | In-mast sipping modular mast modification |
| DE19924066A1 (de) | 1999-05-26 | 2000-04-20 | Siemens Ag | Verfahren und Vorrichtung zum Prüfen von Kernreaktor-Brennelementen |
| DE10163615B4 (de) * | 2001-12-21 | 2004-02-05 | Siemens Ag | Verfahren und Vorrichtung zur Detektion von Leckagen in wassergekühlten elektrischen Maschinen |
| SE530299C2 (sv) * | 2006-09-12 | 2008-04-22 | Westinghouse Electric Sweden | Anordning och förfarande för hantering av en bränslepatron |
| US8087430B1 (en) | 2009-02-26 | 2012-01-03 | Betz James C | Leak detecting hose |
| US20110243293A1 (en) * | 2010-03-31 | 2011-10-06 | Peter Ray Diller | Systems and Methods for Servicing a Fuel Assembly in a Light Water Reactor |
| FR3000215B1 (fr) * | 2012-12-21 | 2016-02-05 | Aneolia | Dispositif et procede de test d'un echantillon, en particulier de discrimination d'un gaz d'un echantillon |
| EP3095118B1 (fr) | 2014-01-16 | 2018-10-03 | Dominion Engineering, Inc. | Système et procédé permettant d'améliorer la sensibilité d'un système de ressuage |
| DE102014118623B3 (de) | 2014-12-15 | 2016-04-28 | Areva Gmbh | Vorrichtung und Verfahren zur Durchführung einer Dichtheitsprüfung an Brennstabkapseln |
| DE102017114835B3 (de) * | 2017-07-04 | 2018-10-31 | Framatome Gmbh | Analysevorrichtung zum Nachweis von Spaltprodukten durch Messung einer Radioaktivität und Analysesystem |
| CN108182980A (zh) * | 2017-11-27 | 2018-06-19 | 中核控制***工程有限公司 | 一种适用于燃料包壳在线啜吸检测装置的气路*** |
| JP7418300B2 (ja) * | 2020-07-15 | 2024-01-19 | 三菱重工業株式会社 | ヨウ素挙動確認装置、ヨウ素挙動確認システムおよびヨウ素挙動確認方法 |
| FR3120981B1 (fr) * | 2021-03-19 | 2023-02-10 | Framatome Sa | Dispositif pour monter ou descendre un assemblage de combustible nucléaire dans une piscine d’une installation nucléaire |
| FR3131061B1 (fr) * | 2021-12-16 | 2023-11-24 | Framatome Sa | Dispositif pour monter ou descendre un assemblage de combustible nucléaire dans une piscine d’une installation nucléaire |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2509898A1 (fr) * | 1981-07-17 | 1983-01-21 | Commissariat Energie Atomique | Procede de detection rapide d'une fissure dans la gaine d'un crayon combustible d'un assemblage de reacteur nucleaire |
| FR2569041A1 (fr) * | 1984-08-08 | 1986-02-14 | Fragema Framatome & Cogema | Procede et dispositif de controle par ressuage de l'etancheite des gaines d'un assemblage de combustible nucleaire |
| DE4238563A1 (de) * | 1991-05-17 | 1994-05-19 | Asea Atom Ab | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
| JPH07113894A (ja) * | 1993-10-14 | 1995-05-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力プラントの漏洩燃料検出装置 |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3878040A (en) * | 1973-09-20 | 1975-04-15 | Combustion Eng | Failed fuel detector |
| US3929570A (en) * | 1974-01-14 | 1975-12-30 | Transfer Systems | Failed fuel detection for PWR |
| SE414685B (sv) * | 1977-05-06 | 1980-08-11 | Asea Atom Ab | Forfarande vid sokning och identifiering av en brenslepatron innehallande en brenslestav med leckande kapsel |
| US4537740A (en) * | 1983-03-31 | 1985-08-27 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fission gas detection system |
| US4650637A (en) * | 1984-02-14 | 1987-03-17 | Westinghouse Electric Corp. | Method and apparatus for locating a leaking fuel rod in an assembly containing many rods |
| DE3527163A1 (de) * | 1985-07-30 | 1987-02-05 | Hochtemperatur Kernkraftwerk | Verfahren zum abtrennen radioaktiver bestandteile aus gasen oder daempfen eines kernreaktors |
| US5414742A (en) * | 1993-11-10 | 1995-05-09 | Westinghouse Electric Corporation | Leak-detection system and method for detecting a leaking container |
-
1994
- 1994-11-16 US US08/341,153 patent/US5546435A/en not_active Expired - Lifetime
-
1995
- 1995-11-10 FR FR9513325A patent/FR2726936B1/fr not_active Expired - Fee Related
- 1995-11-14 DE DE19542330A patent/DE19542330A1/de not_active Ceased
- 1995-11-15 JP JP7296443A patent/JPH08220285A/ja active Pending
-
1997
- 1997-01-30 FR FR9701006A patent/FR2743185B1/fr not_active Expired - Lifetime
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2509898A1 (fr) * | 1981-07-17 | 1983-01-21 | Commissariat Energie Atomique | Procede de detection rapide d'une fissure dans la gaine d'un crayon combustible d'un assemblage de reacteur nucleaire |
| FR2569041A1 (fr) * | 1984-08-08 | 1986-02-14 | Fragema Framatome & Cogema | Procede et dispositif de controle par ressuage de l'etancheite des gaines d'un assemblage de combustible nucleaire |
| DE4238563A1 (de) * | 1991-05-17 | 1994-05-19 | Asea Atom Ab | Verfahren zur Leckstellenprüfung von Brennelementen für Siedewasserreaktoren |
| JPH07113894A (ja) * | 1993-10-14 | 1995-05-02 | Mitsubishi Heavy Ind Ltd | 原子力プラントの漏洩燃料検出装置 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| PATENT ABSTRACTS OF JAPAN vol. 95, no. 005 * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2003034442A1 (fr) * | 2001-10-19 | 2003-04-24 | Pavel Slavyagin | Procede et dispositif de surveillance de l'etancheite et de manutention d'un assemblage de barres de combustible nucleaire d'un reacteur nucleaire utilisant un liquide refrigerant |
| WO2010142830A1 (fr) | 2009-06-08 | 2010-12-16 | Enusa Industrias Avanzadas, S.A. | Scanner pour l'analyse d'une barre de combustible nucléaire |
| WO2012047135A1 (fr) * | 2010-10-06 | 2012-04-12 | Fedosovsky Mikhail Evgen Evich | Procédé de détection automatisée de fuites de combustible au cours du rechargement d'un ensemble combustible de réacteur et système à cet effet |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2743185B1 (fr) | 1998-06-05 |
| DE19542330A1 (de) | 1996-05-23 |
| US5546435A (en) | 1996-08-13 |
| FR2743185A1 (fr) | 1997-07-04 |
| FR2726936B1 (fr) | 1997-04-30 |
| JPH08220285A (ja) | 1996-08-30 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| FR2726936A1 (fr) | Detection de la fuite d'un produit de fission dans un reacteur a eau sous pression | |
| EP2321624B1 (fr) | Procede et dispositif de detection de fuites dans une conduite de liquide souterraine, notamment une conduite d'eau | |
| EP0286557B1 (fr) | Dispositif pour détecter des micro-fuites de gaz par rayonnement infrarouge | |
| FR2756377A1 (fr) | Procede et dispositif pour etudier les proprietes d'un fluide multiphasique sous pression, tel qu'un fluide petrolier, circulant dans une canalisation | |
| FR2515349A1 (fr) | Dispositif de prelevement d'echantillons liquides et banc de prelevement utilisant un tel dispositif | |
| EP0437141A1 (fr) | Dispositif et méthode d'évaluation de l'aptitude qu'a un corps à s'opposer au passage d'un produit et leur application à l'évaluation de la dysmigration | |
| EP3583610A1 (fr) | Dispositif et procédé de contrôle d'étanchéité par ressuage d'un assemblage de combustible nucléaire | |
| FR2569041A1 (fr) | Procede et dispositif de controle par ressuage de l'etancheite des gaines d'un assemblage de combustible nucleaire | |
| FR2534028A1 (fr) | Tube indicateur a haute sensibilite pour la determination d'impuretes gazeuses | |
| FR2543680A1 (fr) | Systeme de detection de gaz de fission | |
| FR2616954A1 (fr) | Procede et dispositif de nettoyage d'un tube de guidage d'un moyen de mesure de flux neutronique dans un reacteur nucleaire refroidi a l'eau sous pression | |
| FR2510761A1 (fr) | Appareil de mesure des concentrations dans l'air des produits de filiation de radon et de thoron | |
| FR2509898A1 (fr) | Procede de detection rapide d'une fissure dans la gaine d'un crayon combustible d'un assemblage de reacteur nucleaire | |
| EP0668493B1 (fr) | Procédé et dispositif de contrÔle de nids d'abeilles à l'aide de fibres optiques | |
| FR2670290A1 (fr) | Dispositif de mesure de la charge hydraulique et de la concentration ionique du sol. | |
| EP0213031B1 (fr) | Procédé et dispositif pour la mesure en continu en fonction du temps de la concentration d'aérosols dans un gaz | |
| BE1004241A7 (fr) | Dispositif d'analyse d'un echantillon de liquide et procede utilisant un tel dispositif. | |
| FR2547051A1 (fr) | Appareillage de mesure pour l'etude des relations entre la pression et les volumes liquide et/ou gazeux pour un produit a phases liquide et/ou gazeuse | |
| FR2718528A1 (fr) | Appareil pour l'analyse en ligne de produits fluides polyphasés. | |
| CN211652226U (zh) | 一种具有污水取样装置的红外分光测油仪 | |
| FR3110968A1 (fr) | Dispositif de prélèvement de fuite de gaz avec débit élevé | |
| JPS5822996B2 (ja) | 原子炉の圧力容器内に配置された燃料棒の被覆物における漏洩を検知する装置 | |
| FR3068258A1 (fr) | Dispositif d’extraction in situ de gaz dissous et appareil de mesure correspondant | |
| FR2466082A1 (fr) | Procede de detection acoustique et ultrasonique d'assemblages combustibles d'un reacteur nucleaire devenus defectueux en service et dispositif de detection correspondant | |
| CN217132682U (zh) | 一种便携式水质采样枪 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| ST | Notification of lapse |