(57)【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉からタービンに接続する主蒸気管から空気抽出器により抽気し、また前記タービンからの蒸気を復水にする主復水器から空気抽出器により抽気した排ガスを気体廃棄物処理系の活性炭ホールドアップ塔へ流入するための排ガス系配管に第１の流量計を設け、前記排ガス系配管から分岐して試料採取管の一端を接続し、この試料採取管の他端を排ガス放射能測定容器に接続し、この排ガス放射能測定容器に排ガス放射線モニタを設け、前記主復水器に接続した復水系配管を介して復水ポンプおよび第２の流量計を設け、この復水ポンプと前記第２の流量計との間に復水系放射線モニタを設け、前記第２の流量計と前記原子炉との間を接続する給水配管から分岐してトレーサガス注入弁を接続し、このトレーサガス注入弁をトレーサガス源に接続し、前記第１の流量計，排ガス放射線モニタ，復水放射線モニタ，第２の流量計およびトレーサガス注入弁を燃料破損監視装置に電気的に接続してなることを特徴とする燃料破損検出装置。
【請求項２】
前記排ガス放射能測定容器と前記試料採取管の試料ガス開閉弁との間に一酸化窒素酸化装置および五酸化二窒素吸収装置を設けてなることを特徴とする請求項１記載の燃料破損検出装置。
【請求項３】
前記排ガス放射能測定容器と前記試料採取管の試料ガス開閉弁との間に試料ガス貯留装置を設けてなることを特徴とする請求項１記載の燃料破損検出装置。
【請求項４】
前記排ガス放射能測定容器と前記試料採取管の試料ガス開閉弁との間にガス分離装置を設けてなることを特徴とする請求項１記載の燃料破損検出装置。
【請求項５】
原子炉からタービンへ接続する主蒸気管および前記タービンからの蒸気を復水する主復水器から空気抽出した排ガスを気体廃棄物処理系に流入する排ガス系配管に排ガス放射線モニタを設け、前記原子炉から前記排ガス放射線モニタまでの経過時間を求めるために、前記原子炉と前記主復水器との間に設けた給水配管に非放射性希ガスを一時的に注入し、前記原子炉内での放射化により生成する放射性希ガスをトレーサとして検出し、前記原子炉から前記排ガス放射線モニタまでの時間遅れを算出することを特徴とする燃料破損検出方法。
【請求項６】
Ｎ−13放射能濃度を化学的または物理的に減少させてから、前記排ガス放射線モニタにより排ガス放射線レベルを計測することを特徴とする請求項５記載の燃料破損検出方法。
【請求項７】
前記排ガス放射線モニタ設置場所までの放射性ガスの移行率および移行時間を補正し、プラントの運転状態によるモニタ指示値変化と燃料破損によるモニタ指示値変化を区別することを特徴とする請求項５記載の燃料破損検出方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所における原子炉での燃料破損の検出効率を高めるとともに、排ガス流量変化による希ガス放射能濃度の変化、原子炉からの希ガス核種時間減衰、復水系と気体廃棄物処理系への移行率比率の補正による原子炉での希ガス発生率の自動算出が可能な機能を有する燃料破損検出装置およびその検出方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図５は、沸騰水型原子力発電所における一次系プラントの概要および気体廃棄物処理系の機器配置図、図６は図５における気体廃棄物処理系に接地される排ガス放射能計測装置の機器配置図である。
【０００３】
図５において、原子炉１に装荷された炉心２内の核燃料が核分裂反応により発熱し、原子炉水を沸騰させる。その際、発生した蒸気を主蒸気管３を通してタービン４に流入し、タービン４を回転させ発電機を駆動して発電する。
【０００４】
主蒸気管３内を流れる気体の大半は原子炉水が沸騰して発生する水蒸気であるが、この中には、核燃料の核分裂に伴い発生する放射線エネルギーにより原子炉水が放射線分解して生成する水素ガス、酸素ガスおよび核燃料から僅かながら発生する放射性希ガスや、その他主復水器５に接続する配管や機器から入り込んでくる空気（インリーク空気）等の非凝縮性ガスが含まれている。
【０００５】
これら非凝縮性ガスは主復水器５に流入した後、主蒸気管３から分岐した抽気配管６を通して原子炉蒸気の一部を利用した空気抽出器７により気体廃棄物処理系側に抽気される。空気抽出器７からは抽気に用いた駆動蒸気と非凝縮性ガスが一緒に流出し、排ガス再結合器９に流入する。
【０００６】
排ガス再結合器９では原子炉水の放射線分解で生じた水素ガスと酸素ガスが排ガス再結合器９に充填された触媒の作用により水（水蒸気）となる。次にこれら駆動蒸気や再結合水およびインリーク空気等は排ガス復水器１０に導入され、この中で冷却されることにより、駆動蒸気および再結合水は排ガス復水器ドレン管１１を経て主復水器４に回収される。
【０００７】
一方、インリーク空気および核燃料から生じる放射性希ガスを主体とする非凝縮性ガスは、排ガス復水器１０の気相部から排ガス系配管１２を通り、活性炭ホールドアップ塔１３ａ〜１３ｃを経て、排ガス真空ポンプ１４により主排気筒１５に導かれ、大気中に放出される。
【０００８】
活性炭ホールドアップ塔１３では、放射性希ガスを吸着脱着する間に減衰し、主排気筒１５で放出するときは、放射性希ガス放射能濃度レベルが一定の値以下となるよう設計されている。なお、図５中符号１６は試料採取管、１７は試料戻りライン、１８は試料回収ライン、１９は給水配管、３７は復水配管、３８は復水ポンプを示している。
【０００９】
原子炉１の炉心２内に装荷されている核燃料集合体は燃料表面に付着する汚染ウラン等により通常運転時でも僅かながら放射性希ガスを発生しているが、核燃料に破損が生じた場合には、発生する放射性希ガス量が増大する。
【００１０】
従来、原子炉１内の核燃料の損傷を監視するため、排ガス系主配管１２の活性炭ホールドアップ塔１３入口に設けられた排ガス試料採取配管１６から排ガス復水器１０出口ガスを採取し、図６に示す排ガス放射線モニタ２０を内蔵する排ガス放射能測定容器２１に導入し、モニタ指示値変化を、排ガス放射線モニタ記録計２２により監視している。
【００１１】
排ガス放射能濃度は、排ガス放射線モニタ２０により連続的に計測されているが、排ガス中の核種別の放射能濃度は、定期的または不定期に、図６に示すバイアル試料びん２３を用いて試料をサンプリングし、バイアル試料びん２３を取り外し、γ線核種分析を行うことにより測定される。
【００１２】
通常はこの核種分析結果と排ガス放射線モニタ２０の計測値の相関から換算係数を算出し、排ガス放射線モニタ２０の計測値から排ガス放射能濃度組成を求めている。なお、図６中符号２４は試料ガス開閉弁、２５はバイアル試料びんへの流路配管、２６，２７は試料戻りラインへの流路配管、２８はポンプ、２９は弁を示している。
【００１３】
【発明が解決しようとする課題】
従来、気体廃棄物処理系に設置される排ガス放射線モニタ２０は、核燃料から発生する放射性希ガスと、水の主成分である酸素原子が原子炉１内で放射化して生成するＮ−１３の放射化ガス、およびインリーク空気に含まれる非放射性アルゴンガスが原子炉で放射化されて生成するＡｒ−４１各々からのγ線の総量を計測している。
【００１４】
仮に、原子炉内の核燃料に破損が生じた場合は、核分裂により発生する放射性希ガスの濃度変化が生じ、排ガス放射線モニタ２０の指示値が上昇することになる。しかしながら、水に含まれる酸素原子の放射化により生じるＮ−１３やインリーク空気に含まれる非放射性アルゴンの放射化により生じるＡｒ−４１の放射能濃度は核燃料の破損の有無には依存しない。
【００１５】
このため、核燃料の核分裂以外により生じるＮ−１３，Ａｒ−４１の放射能濃度レベルが、核分裂により生じる放射性希ガスの濃度に比べ大きいときは燃料破損により発生する放射性希ガス濃度の上昇の検出精度を低下する可能性があった。
【００１６】
また、インリーク空気流量が変化した場合、放射性希ガス放射能濃度や原子炉から排ガス放射線モニタまでの到達時間が変化することになり、排ガス放射線モニタの指示値が大きく変化し、燃料破損検出の誤信号を発する可能性がある。
【００１７】
さらに、主復水器内の真空度調整が行われると、主復水器内での気液平衡が一時的に崩れ、気体廃棄物処理系に移行する放射性ガス量と復水系に移行する放射性ガス量の比率が大きく変化する可能性があった。
【００１８】
このため、気体廃棄物処理系に設置される排ガス放射線モニタによる放射性希ガスの検出感度を上げることや、排ガス流量の変化によるモニタ指示値変動の影響や、復水器内真空変動後の原子炉での放射性希ガス発生率評価値を補正することは、重要な課題である。
【００１９】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、気体廃棄物処理系放射線モニタへのＮ−１３の影響を軽減し、放射線モニタの放射性希ガスへの感度を高めるとともに、燃料破損検出の感度を高めることができる燃料破損検出装置およびその検出方法を提供することにある。
【００２０】
【課題を解決するための手段】
請求項１に係る発明は、原子炉からタービンに接続する主蒸気管から空気抽出器により抽気し、また前記タービンからの蒸気を復水にする主復水器から空気抽出器により抽気した排ガスを気体廃棄物処理系の活性炭ホールドアップ塔へ流入するための排ガス系配管に第１の流量計を設け、前記排ガス系配管から分岐して試料採取管の一端を接続し、この試料採取管の他端を排ガス放射能測定容器に接続し、この排ガス放射能測定容器に排ガス放射線モニタを設け、前記主復水器に接続した復水系配管を介して復水ポンプおよび第２の流量計を設け、この復水ポンプと前記第２の流量計との間に復水系放射線モニタを設け、前記第２の流量計と前記原子炉との間を接続する給水配管から分岐してトレーサガス注入弁を接続し、このトレーサガス注入弁をトレーサガス源に接続し、前記第１の流量計，排ガス放射線モニタ，復水放射線モニタ，第２の流量計およびトレーサガス注入弁を燃料破損監視装置に電気的に接続してなることを特徴とする。
【００２１】
請求項１に係る発明によれば、原子力発電所における気体廃棄物処理系に設置される排ガス放射線モニタの上流に、特に原子炉で生成する放射化生成ガスＮ−１３等の放射能濃度レベルを化学的あるいは物理的に低下させる設備を有することにより、燃料破損に伴い上昇する放射性希ガス放射能濃度の変化の検出感度を高めることができる。
【００２２】
また、原子炉から排ガス放射線モニタまでの経過時間を人為的に原子炉に注入するトレーサを用いて測定し、この経過時間と排ガス流量および排ガス放射線モニタの指示値をもとに、インリーク空気が変動したときの排ガス放射線モニタの指示値の変動を補正することができる。
【００２３】
さらに、復水系に移行する放射能濃度を復水系に設置した放射線モニタで計測し、復水流量信号とともに復水系への放射性ガス移行率を算出し、主復水器内真空度が変動に応じ気体廃棄物処理系に移行する比率を補正し、原子炉での放射性希ガス発生率評価値を自動算出することができる。
【００２４】
請求項２に係る発明は、前記排ガス放射能測定容器と前記試料採取管の試料ガス開閉弁との間に一酸化窒素酸化装置および五酸化二窒素吸収装置を設けてなることを特徴とする。
【００２５】
請求項２に係る発明によれば、気体廃棄物処理系に設置される排ガス放射線モニタの上流に、原子炉で生成する放射化生成ガスであるＮ−１３を、放射線モニタ上流に設置した窒素化合ガス酸化装置および窒素酸化物吸収塔により、化学的に吸着除去し放射線モニタでの核分裂生成による希ガス放射能濃度の検出効率を向上させることが可能となる。
【００２６】
請求項３に係る発明は、前記排ガス放射能測定容器と前記試料採取管の試料ガス開閉弁との間に試料ガス貯留装置を設けてなることを特徴とする。
請求項３に係る発明によれば、排ガス放射線モニタの上流に一時的にサンプリングガスを貯留することが可能な保持容器に導入し、Ｎ−１３放射能を減衰させ放射線モニタでの核分裂生成による希ガス放射能濃度の検出効率を向上させることが可能となる。
【００２７】
請求項４に係る発明は、前記排ガス放射能測定容器と前記試料採取管の試料ガス開閉弁との間にガス分離装置を設けてなることを特徴とする。
請求項４に係る発明によれば、ガス分離膜によりＮ−１３やＡｒ−４１を分離除去することにより、放射線モニタでの核分裂生成による希ガス放射能濃度の検出効率を向上させることが可能となる。
【００２８】
請求項５に係る発明は、原子炉からタービンへ接続する主蒸気管および前記タービンからの蒸気を復水する主復水器から空気抽出した排ガスを気体廃棄物処理系に流入する排ガス系配管に排ガス放射線モニタを設け、前記原子炉から前記排ガス放射線モニタまでの経過時間を求めるために、前記原子炉と前記主復水器との間に設けた給水配管に非放射性希ガスを一時的に注入し、前記原子炉内での放射化により生成する放射性希ガスをトレーサとして検出し、前記原子炉から前記排ガス放射線モニタまでの時間遅れを算出することを特徴とする。
【００２９】
請求項５に係る発明によれば、原子炉から排ガス放射線モニタまでの時間経過を原子炉の上流である給水ラインより、非放射性アルゴンガスを注入し、原子炉での放射化により生じるＡｒ−４１の濃度変化を排ガス放射線モニタで検出し、注入から検出までの時間遅れより原子炉から排ガス放射線モニタまでの時間経過を定期または不定期に測定することができる。
【００３４】
請求項６に係る発明は、Ｎ−13放射能濃度を化学的または物理的に減少させてから、前記排ガス放射線モニタにより排ガス放射線レベルを計測することを特徴とする。請求項６に係る発明によれば燃料破損検出効率を高めることができる。
【００３５】
請求項７に係る発明は、前記排ガス放射線モニタ設置場所までの放射性ガスの移行率および移行時間を補正し、プラントの運転状態によるモニタ指示値変化と燃料破損によるモニタ指示値変化を区別することを特徴とする。
【００３６】
請求項７に係る発明によれば、気体廃棄物処理系放射線モニタへのＮ−13の影響を軽減し、放射線モニタの放射性希ガスへの感度を高めるとともに、放射線モニタまでのＮ−13および放射性希ガスの到達率，到達時間を把握し、モニタ指示値を補正することにより、燃料破損検出の感度を高めることができる。
【００３７】
【発明の実施の形態】
図１を参照しながら本発明に係る燃料破損検出装置およびその検出方法の第１の実施の形態を説明する。
図１中、図５および図６と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。この第１の実施の形態が従来例と異なる点は図１に示すように構成されている。すなわち、原子炉１からタービン４に接続する主蒸気管３から分岐した抽気配管６を通して抽気し、またタービン４からの蒸気を復水にする主復水器５から抽気管８を通して抽気した空気抽出系排ガスを気体廃棄物処理系に流出する排ガス系配管１２に第１の流量計３０を設ける。
【００３８】
前記排ガス系配管１２から分岐して試料採取管１６を接続し、この試料採取管１６に排ガス放射能測定容器２１を接続し、この測定容器２１内に排ガス放射線モニタ２０を設け、前記主復水器に接続する復水系配管３７に復水ポンプ３８および第２の流量計３２を設け、復水ポンプ３８と第２の流量計３２との間に復水系放射線モニタ３１を設ける。
【００３９】
復水系配管３７の第２の流量計３２と原子炉１とを接続する給水配管１９にトレーサガス注入弁３３を設け、このトレーサガス注入弁３３をトレーサガス源としてのトレーサガスボンベ３５に接続する。前記第１の流量計３０，排ガス放射線モニタ２０，復水放射線モニタ３１，第２の流量計３２およびトレーサガス注入弁３３を燃料破損監視装置３４に電気的に接続している。
【００４０】
トレーサガス注入弁３３はトレーサガスボンベ３５に配管接続するとともに、トレーサガス注入操作リモートスイッチ（ＲＭＳ）３６に電気的に接続し、ＲＭＳ３６は燃料破損監視装置３４に電気的に接続している。トレーサガスとしてはアルゴンガスを使用する。
【００４１】
つぎに、図１により前処理装置を持つ排ガス放射線モニタ２０を用いて、放射性希ガス発生率を評価するための方法および装置について併せて説明する。
遠隔操作により原子炉１の上流からトレーサガスボンベ３５からトレーサガス注入弁３３を操作し、トレーサガスボンベ３５に充填した非放射性アルゴンガスを原子炉１内に一時的に注入する。原子炉１に注入された非放射性アルゴンの一部は、原子炉１内で放射化され、Ａｒ−４１が生じる。
【００４２】
このＡｒ−４１は、同時に水の放射化により生じたｎ−１３ガスや放射線分解ガス（Ｈ２  ，Ｏ２  ），インリーク空気，原子炉蒸気とともに主蒸気管３を経て主復水器６に流入する。
【００４３】
一時的な注入により濃度上昇したＡｒ−４１は排ガス放射線モニタ２０により、その変化が検出されるが、注入から検出までの時間遅れが原子炉１から排ガス放射線モニタ２０までの時間経過を示すことになり、これは燃料破損監視装置３４により、アルゴン注入時間と排ガス放射線モニタ２０の指示値変化時間から定期または不定期に求めることができる。
【００４４】
つぎに、排ガス系配管１２に設けた排ガス用第１の流量計３０の指示値も燃料破損監視装置３４に取り入れられ、例えばシチレータからなる排ガス放射線モニタ２０の指示値と、モニタ検出効率，第１の流量計３０の指示値から、排ガスサンプル点での希ガス放出率を求めることができる。
【００４５】
なお、排ガス放射線モニタ２０の指示値はＸｅ−１３３  ，Ｋｒ−８５ｍ等の複数の放射性核種の総量として得られることから、希ガス核種毎の放出率を求めるためには、事前に図６に示すバイアル試料びん２３を用いて希ガス放射能濃度を事前に求めておき、排ガス放射線モニタ２０の指示値との間に換算係数を求めておく必要がある。
【００４６】
また、先に説明をした原子炉１から排ガス放射線モニタ２０までの時間遅れによる時間減衰を考慮して、試料採取ポイントにおける希ガス放射能放出率から排ガス系への希ガス移行率を燃料破損監視装置３４で算出する。
【００４７】
更に、復水系配管３７に設けた復水用第２の流量計３２の指示値も燃料破損監視装置３４に取り入れられ、復水系放射線モニタ３１の指示値に、この流量値を乗ずることにより、復水系への希ガス移行率を求めることができる。つぎに、先に求めた排ガス系への希ガス移行率と加算することにより原子炉１での希ガス放射能発生率を燃料破損監視装置３４で算出する。
【００４８】
なお、復水系放射線モニタ３１の指示値はＮ−１３，Ｎ−１６，Ｘｅ−１３３  ，Ｋｒ−８５ｍ等の復水に溶解した複数の放射性核種の総量として得られることから、放射性ガス核種毎の放出率を求めるためには、事前にオンライン核種分析装置等を用いて復水の放射能濃度を事前に求めておき、復水系放射線モニタ３１の指示値との間に換算係数を求めておく必要がある。
【００４９】
つぎに図２により本発明に係る燃料破損検出装置の第２の実施の形態を説明する。
図２において、試料採取管１６に設けた試料ガス開閉弁２４と排ガス放射能測定容器２１との間に一酸化窒素酸化装置３９と五酸化二窒素吸収装置入口バイパス弁４０とを直列接続し、一酸化窒素酸化装置３９と入口バイパス弁４０との間から分岐して五酸化二窒素吸収装置入口弁４１を介して五酸化二窒素吸収装置４２を設け、この五酸化二窒素吸収装置４２の排気側を排気ガス放射能測定容器２１の流入側に接続する。この五酸化二窒素吸収装置４２内には苛性ソーダ４３が収納されている。
【００５０】
また、試料ガス開閉弁２４と一酸化窒素酸化装置３９との間から分岐してオゾン発生容器４４が配管接続している。オゾン発生容器４４には酸素ボンベ４５が酸素ボンベ出口弁４６および流量計４７を介して配管接続している。また、オゾン発生容器４４は高電圧発生装置４８が接続している。オゾン発生容器４４と試料採取管１６との間から分岐して安全弁４９を有する逃し配管５０が接続している。
【００５１】
上記構成において、原子炉水が放射化されて生成するＮ−１３は、通常一酸化窒素（ＮＯ）の化学形態で主蒸気側に移行する。図１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系配管１２から排ガス試料採取配管１６を介し取り出された試料ガスは図２に示す一酸化窒素酸化装置３９に導入される。
【００５２】
また、一酸化窒素酸化装置３９の上流には、試料ガスとともにオゾンガスが流入する構成となっている。オゾンガスは酸素ボンベ４５から供給される酸素ガスをオゾン発生容器４４内で電子放電することにより得られる。
【００５３】
試料ガスに含まれる一酸化窒素ガスはオゾンガスと共存する状態で一酸化窒素酸化装置３９内を通る過程で五酸化二窒素（Ｎ２  ０５  ）に酸化される。五酸化二窒素ガスは五酸化二窒素吸収装置４２内に収納された苛性ソーダ溶液４３に吸収された後、排ガス放射能測定容器２１に導入される。
【００５４】
これら一連の処理により、排ガス放射能濃度を排ガス放射線モニタ２０で計測するとき、原子炉１から発生してくるＮ−１３による放射線モニタ指示値の上昇分を抑制することが可能となる。
【００５５】
つぎに図３により本発明に係る燃料破損検出装置の第３の実施の形態を説明する。
本実施の形態は試料採取管１６の試料ガス開閉弁２４と排ガス放射能測定容器２１との間に試料ガス貯留装置５１を設けたことにある。その他の構成は第１の実施の形態と同様である。
【００５６】
本実施の形態によれば、図１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系配管１２から排ガスの試料採取管１６を介し取り出された試料ガスは図３に示す試料ガス貯留装置５１に導入される。試料ガス貯留装置５１を通過する過程においてＮ−１３放射能濃度は半減期に従って減衰し、排ガス放射能測定容器２１に導入される。
【００５７】
一方、希ガス放射能のうち、Ｎ−１３と同等もしくはそれ以下の半減期を持つ希ガスも減衰することになるが、燃料破損が生じた場合、Ｎ−１３に比べ半減期の長い放射性希ガスの発生量も増大するため、試料ガス貯留装置５１を設置することにより検出感度は上昇する。
【００５８】
これら一連の処理により、排ガス放射能濃度を排ガス放射線モニタ２０で計測するとき、原子炉から発生してくるＮ−１３による放射線モニタ指示値の上昇分を低減することが可能となる。
【００５９】
つぎに図４により本発明に係る燃料破損検出装置の第４の実施の形態を説明する。
本実施の形態は試料採取管１６の試料ガス開閉弁２４と排ガス放射能測定容器２１との間にキャリアガス供給配管５２，ガス分離装置５３および試料ガス二次圧調整弁５４を直列接続したことにある。キャリアガス供給配管５２には流量計５５，キャリアガスボンベ出口弁５６およびキャリアガスボンベ５７が接続されている。ガス分離装置５３には複数のガス分離膜筒５８が内蔵し、ガス分離膜筒５８は例えば中空糸膜モジュールを組込んだもので、出口側には分離ガス排気ポンプ５９と分離ガス排気弁６０が接続している。
【００６０】
図１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系配管１２から排ガス試料採取配管１６を介して取り出された試料ガスは図４に示すガス分離装置５３に導入される、ガス分離装置５３を通過する過程において放射能希ガスに比べて分子半径の小さな一酸化窒素ガスやアルゴンガスはガス分離膜筒５８を透過して、排気ポンプ５９により系外に除去される。
【００６１】
また、ガス分離膜５８ではサンプルガスの大半を占める窒素ガス（Ｎ２  ）や、酸素ガス（Ｏ２  ）も系外除去されるためガス分離装置３７下流のサンプル流量が減少してしまう。このためガス分離装置５３の上流よりガス分離膜筒５８を透過しない程度の大きさを持つガスをキャリアガスボンベ５７から供給する。キャリアガスとしては、非放射性のクリプトンガスやキセノンガスあるいはプロポパンガス等の高分子ガスが適用できる。
【００６２】
以上から、ガス分離装置５３の下流側には核分裂で生じるクリプトンやキセノンの放射性同位元素のガス分とキャリアガスが流出し、排ガス放射能測定容器２１に導入される。
【００６３】
これら一連の処理により、排ガス放射能濃度を排ガス放射線モニタ２０で計測するとき、原子炉１から発生してくるＮ−１３やＡｒ−４１による放射線モニタ指示値上昇分を抑制することが可能となる。
【００６４】
【発明の効果】
本発明によれば、沸騰水型原子力発電所における排ガス放射線モニタ指示値の燃料破損に伴う放射性希ガス以外の原子炉での放射化ガスによる上昇分を抑制し、その検出感度を高めるとともに、排ガス流量の変化や主復水器の真空度変化による放射能モニタ指示値を補正し、原子炉での希ガス発生率を連続的に監視することが可能となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係る燃料破損検出装置およびその検出方法の第１の実施の形態を説明するための系統構成図。
【図２】本発明に係る燃料破損検出装置の第２の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図３】本発明に係る燃料破損検出装置の第３の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図４】本発明に係る燃料破損検出装置の第４の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図５】従来の沸騰水型原子力発電所における燃料破損検出装置を説明するための系統構成図。
【図６】図５における排ガス放射線モニタを示す機器配置図。
【符号の説明】
１…原子炉、２…炉心、３…主蒸気管、４…タービン、５…主復水器、６…抽気配管、７…空気抽出器、８…抽気管、９…排ガス再結合器、１０…排ガス復水器、１１…排ガス復水器ドレンライン、１２…排ガス系配管、１３（１３ａ，１３ｂ，１３ｃ）…活性炭ホールドアップ塔、１４…排ガス真空ポンプ、１５…主排気筒排ガス試料取り出しライン、１６…試料採取管、１７…排ガス試料戻りライン、１８…排ガス試料回収ライン、１９…給水配管、２０…排ガス放射線モニタ、２１…排ガス放射能測定容器、２２…排ガス放射線モニタ記録計、２３…バイアル試料びん、２４…試料ガス開閉弁、２５…バイアル試料びんへの流路配管、２６，２７…試料戻りラインへの流路配管、２８…ポンプ、２９…弁、３０…第１の流量計、３１…復水系放射線モニタ、３２…第２の流量計、３３…トレーサガス注入弁、３４…燃料破損監視装置、３５…トレーサガスボンベ、３６…トレーサガス操作リモートスイッチ、３７…復水系配管、３８…復水ポンプ、３９…一酸化窒素酸化装置、４０…五酸化二窒素吸収装置バイパス弁、４１…五酸化二窒素吸収装置入口弁、４２…五酸化二窒素吸収装置、４３…苛性ソーダ溶液、４４…オゾン発生容器、４５…酸素ボンベ、４６…酸素ボンベ出口弁、４７…流量計、４８…高電圧発生装置、４９…安全弁、５０…逃し配管、５１…試料ガス貯留装置、５２…キャリアガス供給配管、５３…ガス分離装置、５４…試料ガス二次圧調整弁、５５…流量計、５６…キャリアガスボンベ出口弁、５７…キャリアガスボンベ、５８…ガス分離膜筒、５９…分離ガス排気ポンプ、６０…分離ガス排気弁。
【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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【図６】
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