(57)【要約】【課題】簡易な設備および操作により燃料破損の検知および監視を高感度で行い、破損燃料体を含むセルの特定を短時間に高精度で行うことができるようにする。【解決手段】原子炉のオフガス系１８に核種測定ラインを設け、オフガス系に流出してくる希ガス成分に基づいて放射能の上昇を検知するオフガス核種連続測定装置であり、核種測定ライン３４の上流側に、希ガス成分以外のバックグラウンドとなる放射性核種を除去する吸着材３５を設置した吸着材ライン３６を備える。【選択図】  図２
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉のオフガス系に核種測定ラインを設け、前記オフガス系に流出してくる希ガス成分に基づいて放射能の上昇を検知するオフガス核種連続測定装置であって、前記核種測定ラインの上流側に、希ガス成分以外のバックグラウンドとなる放射性核種を除去する吸着材を設置した吸着材ラインを備えたことを特徴とするオフガス核種連続測定装置。
【請求項２】
前記核種測定ラインに、前記吸着材ラインと並列配置で減衰管ラインを備え、これら吸着材ラインと減衰管ラインとを流路切替え可能とした請求項１記載のオフガス核種連続測定装置。
【請求項３】
請求項１記載のオフガス核種連続測定装置により、Ｋｒ同位体の放射能強度変化を検出し、この検出した放射能強度の変化に基づいて出力抑制試験時の制御棒操作時刻を放射能の生成量と測定値との関係式から評価することにより、破損燃料体を含むセルの特定を行うことを特徴とするオフガス移行時間評価方法。
【請求項４】
請求項１記載のオフガス核種連続測定装置により、Ｋｒ同位体の放射能強度変化を検出し、この検出した放射能強度の変化に基づいて出力抑制試験時の制御棒操作時刻を放射能の生成量と測定値との関係式から評価し、破損燃料体検出に感度が高い長半減期の核種の検出感度を上げて、破損燃料体を含むセルの特定を行うことを特徴とする破損燃料体セル特定システム。
【請求項５】
請求項１記載のオフガス核種連続測定装置により、オフガスに含まれる短半減期の核種と長半減期の核種との放射能強度変化を求め、この求めた放射能強度変化に基づいて、通常行われるノッチテストにより、破損燃料体を含むセルの特定を行うことを特徴とする破損燃料体セル特定システム。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、オフガス測定による原子炉燃料の破損監視装置および同監視方法に係り、
特に燃料破損の検知および監視を高感度で行えるオフガス核種連続測定装置、オフガス移行時間評価方法および破損燃料体セル特定システムに関するものである。
【背景技術】
【０００２】
従来、原子炉システムにおいては、オフガス（ＯＧ）の測定に基づき、燃料破損が生じた場合に破損燃料から放出される放射性核種であるヨウ素（Ｉ）やクリプトン（Ｋｒ）、ゼノン（Ｘｅ）を検出することにより、破損の程度を推定することが行われている（例えば、非特許文献１参照）。
【０００３】
また、破損の程度により継続運転が可能な場合には、破損燃料に関する情報を得るために、炉水中のヨウ素やセシウム（Ｃｓ）の測定およびオフガスの核種測定が頻繁に行われる。
【０００４】
さらに、プラントによっては、オフガス測定と合わせて、出力抑制試験（ＰＳＴ）によって破損燃料体が含まれるセルを特定する作業が行われることもある（非特許文献２参照）。
【０００５】
図８は、オフガス測定による原子炉燃料の破損監視装置の従来例を示している。この例では、オフガス系除湿冷却器出口配管１にオフガスサンプリングライン２が接続され、オフガスサンプリングライン２にはサンプルチェンバ３が設けられている。サンプルチェンバ３には電離箱検出器４が近接配置されて放射線検出が行われ、電離箱検出器４で検出された情報が放射線モニタ５で表示されるようになっている。
【０００６】
オフガスサンプリングライン２には、サンプルチェンバ３の上流側において、核種測定ライン２ａが分岐している。この核種測定ライン２ａには減衰管６が接続され、減衰管６にはバックグラウンド（ＢＧ）ガスチャンバ７が接続されている。ＢＧガスチャンバ７は、戻し配管２ｂを介して、オフガスサンプリングライン２のサンプルチェンバ３下流側に接続されている。
【０００７】
オフガスサンプリングライン２から核種測定ライン２ａに流入した短半減期核種が減衰されたガスは、ＢＧガスチャンバ７を経て核種測定ライン２に戻される。ＢＧガスチャンバ７位置には放射線検出器８が設けられ、この放射線検出器８では、減衰管６において放射線検出が行われる。なお、放射線検出器８には、γ線スペクトロメータ（ＭＣＡ：マルチチャンネル分析計）９および冷凍機１０等が接続されている。
【０００８】
そして、出力抑制試験（ＰＳＴ）においては、原子炉出力を約１／２まで低下させた後、一定の時間間隔で制御棒の挿入および引き抜き操作が行われ、このときのオフガスの放射能強度変動を検出することによって破損燃料体セルの特定が行われる。
【０００９】
出力抑制試験（ＰＳＴ）の実施時及び通常の燃料体の破損監視システムとして導入されているオフガス核種モニタ測定では、対象となる破損燃料棒から放出される核分裂生成物のガス成分であるＫｒ及びＸｅと共に、炉心における中性子と冷却材の水との反応によって生成される半減期約１０分の窒素の同位体１３Ｎが共存する。
【００１０】
この１３Ｎは陽電子壊変により５１１ｋｅＶのγ線を放出し、Ｋｒ、Ｘｅのγ線測定のバックグラウンド（ＢＧ）となる。このＢＧ低減方法として、従来では測定ラインを長く取り、ガスの移行時間を数十分確保することによって１３Ｎを減衰させた後、Ｋｒ、Ｘｅを測定する手法が用いられている。
【００１１】
また、逆同時係数（アンチコンプトン）装置によるＢＧ減少法も知られているが、従来の最も効果的な手法としては、ラインの延長による物理的な減衰法が用いられている。例えば、１３Ｎの除去方法について、オフガスにオゾンガスを注入して化学反応を起させ、五酸化二窒素として吸着処理することにより除去する方法が提案されている（特許文献１参照）。
【００１２】
燃料破損が生じた場合には、核種測定装置を用いて出力抑制試験（ＰＳＴ）による破損燃料セルの特定が行われる。すなわち、破損燃料セルの特定は出力を１／２程度まで低下させた後、個々の制御棒の挿入および引き抜き操作を約３０分の間隔で行われる。
【００１３】
この制御棒操作によって、出力が局所的に変動するため、破損燃料棒に内外圧差が生じ、燃料棒内部に蓄積されていたガス成分が炉水中に放出される。放出されたガス成分（Ｋｒ、Ｘｅ）は半減期が長い成分ほど変動幅が大きくなる。このような半減期が異なる核種の濃度を測定し、この濃度比が燃焼度によって変化することに着目して、破損燃料体を特定する手法が提案されている（特許文献２参照）。
【００１４】
なお、出力抑制試験（ＰＳＴ）の実施時及び通常の燃料体の破損監視システムとして導入されているオフガス核種モニタ測定技術は、その他種々提案されている（特許文献３〜５参照）。
【特許文献１】特開平１０−２２１４８３号公報
【特許文献２】特開平５−１５７８８０号公報
【特許文献３】特開平６−９４８８４号公報
【特許文献４】特開平１１−３０６８９号公報
【特許文献５】特開２００１−１４１８７１号公報
【非特許文献１】ＮＵＣＬＡＲ  ＴＥＣＮＯＬＯＧＹ．  ＶＯＬ  ＡＰＲ  ７３（１９８６）  Ｐ７２〜８３．“Ａ  Ｍｏｄｅｌ  ｆｏｒ  ｔｈｅ  Ｒｅｌｅａｓｅ  ｏｆ  Ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ  Ｋｒｙｐｔｏｎ，  Ｘｅｎｏｎ，  ａｎｄ  Ｉｏｄｉｎｅ  ｆｒｏｍ  Ｄｅｆｅｃｔｉｖｅ  ＵＯ２  Ｆｕｅｌ  Ｅｌｅｍｅｎｔｓ，”Ｂ．  Ｊ．  ＬＥＷＩＳ，  Ｃ．  Ｒ．  ＰＨＩＬＬＩＰＳ，  ａｎｄ  Ｍ．  Ｊ．  Ｆ．  ＮＯＴＬＥＹ，
【非特許文献２】日本原子力学会１９９７年  秋の大会  発表予稿集（第ＩＩ分冊）ＩＩＩ−５
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【００１５】
オフガス系での核種測定において、測定対象となるＫｒ及びＸｅとＢＧとなる１３Ｎの強度比は、プラントの運転条件によって変動するものの、約１０〜６０倍存在する。このため１３Ｎにより生成する５１１ｋｅＶのγ線より低いエネルギーをもつ多くのオフガス核種は５１１ｋｅＶのコンプトン散乱γ線のＢＧに埋もれてしまい、微小の変動を捕らえることが困難となっている。
【００１６】
従来では、この対応策として、測定器までのガス輸送ラインを長く取ると共にガス流量を絞ることによって移行時間を長くし、１３Ｎを物理的に減衰させた後に測定を行っているため、半減期の短い８９Ｋｒ（半減期３．１５分）や１３７Ｘｅ（半減期３．８５分）も減衰し、測定が行えなくなっている。これらの短半減期核種の半減期は、オフガスの炉心から測定系までの移行時間にほぼ等しいため、制御棒操作時刻評価に対して重要な核種である。
【００１７】
また、従来の核種モニタでは、核種別の放射線の係数率変動を捕らえているだけで、核種同士の変動幅の違いから種々の情報を摘出する技術は確立されていない。
【００１８】
さらに、上述した特許文献１〜５記載の方法では、いずれも反応物質や標準となる物質を外部から原子炉システムに注入する必要がある。
【００１９】
破損燃料体セル特定のための操作である出力抑制試験（ＰＳＴ）は、オフガス測定における核種の放射能強度変化を捉えて判定するものであるため、判定精度はオフガス核種の測定精度に直接影響を受け、下記の如く種々の課題がある。
【００２０】
すなわち、従来の方法では、１３Ｎの影響を回避するために施されている方法が減衰測定法であることから、制御棒の操作時間間隔を十分に取ることが要求される。
【００２１】
また、制御棒操作に伴う燃料体出力の局所ピークが制限値を越えないように、あらかじめ炉出力を低下させた条件下で行う必要がある。
【００２２】
このため、出力抑制試験（ＰＳＴ）には、操作全体として約１週間が必要である。
【００２３】
さらに、ＰＳＴでの制御棒操作により生じる出力変化によって二次破損を誘引する場合がある。
【００２４】
本発明は、このような事情に鑑みてなされたものであり、簡易な設備および操作により燃料破損の検知および監視を高感度で行うことができ、出力抑制試験（ＰＳＴ）および通常行われるノッチテストにおいて破損燃料体を含むセルの特定を短時間に高精度で行うことができる原子炉燃料の破損監視装置および同監視方法を提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【００２５】
上記の目的を達成するため、請求項１に係る発明では、原子炉のオフガス系に核種測定ラインを設け、前記オフガス系に流出してくる希ガス成分に基づいて放射能の上昇を検知するオフガス核種連続測定装置であって、前記核種測定ラインの上流側に、希ガス成分以外のバックグラウンドとなる放射性核種を除去する吸着材を設置した吸着材ラインを備えたことを特徴とするオフガス核種連続測定装置を提供する。
【００２６】
請求項２に係る発明では、前記核種測定ラインに、前記吸着材ラインと並列配置で減衰管ラインを備え、これら吸着材ラインと減衰管ラインとを流路切替え可能とした請求項１記載のオフガス核種連続測定装置を提供する。
【００２７】
請求項３に係る発明では、請求項１記載のオフガス核種連続測定装置により、Ｋｒ同位体の放射能強度変化を検出し、この検出した放射能強度の変化に基づいて出力抑制試験時の制御棒操作時刻を放射能の生成量と測定値との関係式から評価することにより、破損燃料体を含むセルの特定を行うことを特徴とするオフガス移行時間評価方法を提供する。
【００２８】
請求項４に係る発明では、請求項１記載のオフガス核種連続測定装置により、Ｋｒ同位体の放射能強度変化を検出し、この検出した放射能強度の変化に基づいて出力抑制試験時の制御棒操作時刻を放射能の生成量と測定値との関係式から評価し、破損燃料体検出に感度が高い長半減期の核種の検出感度を上げて、破損燃料体を含むセルの特定を行うことを特徴とする破損燃料体セル特定システムを提供する。
【００２９】
請求項５に係る発明では、請求項１記載のオフガス核種連続測定装置により、オフガスに含まれる短半減期の核種と長半減期の核種との放射能強度変化を求め、この求めた放射能強度変化に基づいて、通常行われるノッチテストにより、破損燃料体を含むセルの特定を行うことを特徴とする破損燃料体セル特定システムを提供する。
【発明の効果】
【００３０】
本発明のオフガス核種連続測定装置によれば、核種測定ラインの上流側に吸着材を設置し、希ガス成分以外のバックグラウンドとなる放射性核種を除去することにより、従来では時間減衰無しのためＢＧとなっている１３ＮをＫｒ、Ｘｅから除去することができる。したがって、吸着材の下流側に設置されるγ線スペクトロメータ等において、半減期の短い核種と破損燃料から放出される場合に最も変動感度の高い半減期の長い核種とを、複雑な装置を設置する必要なく簡易に、かつ同時に測定することができ、正確なオフガス移行時間の補正と破損燃料体の高感度な特定が可能になる。
【００３１】
また、本発明のオフガス移行時間評価方法によれば、オフガス核種連続測定装置により得られるＫｒ同位体の放射能強度変化から出力抑制試験（ＰＳＴ）時の制御棒操作時刻を精度良く評価することにより、破損燃料体を含むセルの特定を短時間で行うことができる。
【００３２】
また、本発明の破損燃料体セル特定システムによれば、オフガス核種連続測定装置により得られる短半減期のＫｒ同位体の放射能強度変化に基づいて、出力抑制試験（ＰＳＴ）時の制御棒操作時刻をさらに精度良く評価し、破損燃料体検出に感度が高い長半減期の核種の検出感度を上げ、破損燃料体を含むセルの特定を短時間で高感度に行うことができる。また、短半減期核種を用いることで、制御棒操作時間間隔を数分間隔にまで短縮することができる。
【発明を実施するための最良の形態】
【００３３】
以下、本発明の実施形態について、図１〜図７を参照して具体的に説明する。
【００３４】
［第１実施形態（図１〜図４）］
図１は、沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）における原子炉燃料の破損監視装置の全体構成を示す系統構成図である。この図１に示すように、原子炉圧力容器１１には炉心１２が収容され、この炉心１２内の核燃料が核分裂反応により発熱し、原子炉水が沸騰して蒸気が発生する。発生した蒸気は、主蒸気管１３を介してタービン１４を回転させ、発電に供される。主蒸気管１３内を流れる気体の大半は、原子炉水が沸騰して発生する蒸気である。なお、蒸気中には、核燃料の核分裂に伴って発生する放射線エネルギにより原子炉水が放射線分解して発生する水素ガス、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、その他復水器１５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。
【００３５】
これら非凝縮性ガスは、主蒸気管１３から分岐した抽気配管１６および復水器１５からの抽気配管１７を介してオフガス系１８に流入する。
【００３６】
オフガス系１８は蒸気入口側から順次に、蒸気抽出器２１、加熱器２２、再結合器２３、凝縮器２４およびドライヤ２５を備えている。
【００３７】
再結合器２３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２３に充填された触媒の作用によって水（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は凝縮器２４に導入され、この中で冷却されることにより回収される。
【００３８】
一方、インリーク空気および核燃料から生じる放射性ガスを主体とする非凝縮性ガスは、凝縮器２４の気相部からドライヤ２５を通って活性炭吸着塔２６およびモニタ２７を経て、スタック２８から大気中に放出される。
【００３９】
このような構成において、本実施形態では、ドライヤ２５の下流側の配管、すなわちオフガス系除湿冷却器出口配管２９に、オフガスサンプリングライン３０が設けられている。
【００４０】
図２は、オフガスサンプリングライン３０を拡大して示す系統構成図である。この図２に示すように、オフガスサンプリングライン３０には、サンプルチェンバ３１が設けられている。サンプルチェンバ３１には電離箱検出器３２が近接配置されて放射線検出が行われ、電離箱検出器３２で検出された情報が放射線モニタ３３で表示されるようになっている。
【００４１】
オフガスサンプリングライン３０には、サンプルチェンバ３１の上流側において、核種測定ライン３４が分岐している。この核種測定ライン３４の上流側には、希ガス成分以外のバックグラウンドとなる放射性核種を除去する手段として、１３Ｎ等の窒素酸化物を選択的に吸着する吸着材３５が設置され、これにより吸着材ライン３６が形成されている。なお、吸着材３５の構成については、後に図３を参照して詳説する。
【００４２】
吸着材ライン３６には、バックグラウンド（ＢＧ）ガスチャンバ３７が接続されている。ＢＧガスチャンバ３７は、戻し配管３８を介して、オフガスサンプリングライン３０のサンプルチェンバ３１下流側に接続されている。
【００４３】
そして、オフガスサンプリングライン３１から核種測定ライン３４に流入した短半減期核種が減衰されたガスは、ＢＧガスチャンバ３７を経て核種測定ライン３４に戻される。ＢＧガスチャンバ３７位置には放射線検出器３９が設けられ、この放射線検出器３９では、吸着材３５により１３Ｎ等のＢＧガスが減衰した後の放射線検出が行われる。なお、放射線検出器３９には、γ線スペクトロメータ（ＭＣＡ）４０および冷凍機４１等が接続されている。
【００４４】
図３（ａ），（ｂ）は、それぞれ吸着材３５の設置構成例を詳細に示している。図３（ａ）に示すように、第１の例では、吸着材３５が例えば粒子状、または他の核種形状の独立した任意形状の構成とされ、カラム４２に充填されている。カラム４２は例えば筒状で、核種測定ライン３４に同軸的に連通接続される。また、図３（ｂ）に示すように、ハニカム形状等の担持体４３に、吸着物質を担持した一体型吸着材３５として構成することもできる。
【００４５】
このように、本実施形態では、窒素酸化物を選択的に吸着する吸着材３５がカラム４２に充填して配置され、またはハニカム状の母材に窒素酸化物吸着材を担持して圧力損失を低くしたカラム等の種々の形状を有する気体状物質の処理カラムとして構成される。
【００４６】
この吸着材３５は、希ガス成分を吸着せず、他の気体成分を吸着し、気体成分として含まれる放射性核種をカラム中で減衰させる。この吸着材３５としては、オフガス系での１３Ｎの主たる化学形態である窒素酸化物を選択的に吸着する金属酸化物系物質、例えばＲｕ（ルテニウム）担持Ｃｕ／ＭｎＯｘ等を用いる。また、冷却によって１３Ｎを構成する化学形態物質と希ガスのＫｒ、Ｘｅの吸着選択性のあるモレキュラーシーブ等の吸着材を用いることも可能である。このようにガスの移行時間を長くしてＢＧを減少させたオフガス成分を放射線検出器３９によりγ線測定して核種の変動を検知する。
【００４７】
図４は、これまで得られている典型的なオフガスのγ線スペクトルを示している。図４に示すように、従来では１３Ｎの存在によりコンプトン散乱γ線のバックグラウンドＢＧが生じ、他の希ガス成分のγ線ピークの多くが影響を受けている。このスペクトルは、バッチサンプリングによる測定により得られたものであるため、一定の減衰時間を経たものである。実際のインライン測定時には、さらに多量の１３Ｎ成分と短半減期の８９Ｋｒや１３７Ｘｅもスペクトル上に生じているため、減衰無しでの測定では破損燃料検出に最も感度が高く、エネルギが低い１３３Ｘｅのγ線ピークは、ほとんど検出限界以下となっている。
【００４８】
これに対し、本実施形態では、吸着材３５を設置したことにより、１３Ｎが吸着材３５で選択的に吸着材に吸着される。一方、Ｋｒ、Ｘｅは吸着されずに通過する。吸着された１３Ｎは、ここで安定な１３Ｃに壊変する。炉心１２から発生したオフガス成分は、吸着材３５を通過することにより、時間減衰無しでＢＧとなっている１３ＮをＫｒ、Ｘｅから除去することができる。
【００４９】
これにより、吸着材３５の下流側に設置されているγ線スペクトロメータ４０では、半減期の短い核種と、破損燃料から放出される場合に最も変動感度の高い半減期の長い核種とを、複雑な装置を設置する必要なく、簡易に、かつ同時に測定することができ、正確なオフガス移行時間の補正と、破損燃料体の高感度な特定とが可能になる。
【００５０】
また、吸着材３５は、１３Ｎのみの化学形態である窒素酸化物だけを除去し、インリーク空気である窒素については、同時に除去することがない。したがって、システムへの負荷が小さく、装置の運転寿命が著しく改善される。
【００５１】
［第２実施形態（図５）］
図５は、本発明の第２実施形態によるオフガス核種連続測定装置のオフガスサンプリングライン３０を拡大して示す系統構成図である。この図５に示すように、本実施形態では、オフガス核種連続測定装置の核種測定ライン３４に、吸着剤３５を有する吸着材ライン３６と並列配置で、減衰管ライン４６を備えている。そして、これら吸着材ライン３６と減衰管ライン４６とが切替弁４４，４５によって流路切替え可能となっている。他の構成については、第１実施形態と同様であるから、図５の対応個所に図４と同一の符号を付して説明を省略する。
【００５２】
上述の第１実施形態においては、吸着材３５が長期間オフガスの雰囲気中に滞在し、多くの窒素酸化物を吸着，脱離するため、長時間の使用時には性能劣化をきたし易い。このため本実施形態では、図５に示すように、吸着材ライン３６と減衰管ライン４６との２つのラインを設け、一方に吸着材３０を設置し、他方に従来同様の長いラインの減衰管ライン４６を併設する構成となっている。
【００５３】
このような構成によると、燃料破損が生じていない場合には短半減期の核種を測定する必要性が小さいので、減衰管ライン４６を経由した測定を行う。そして、この測定時において、測定値に変動が生じた場合に、切替弁４４，４５を作動し、１３Ｎ吸着カラムである吸着材３５を通して吸着除去した残りの希ガス成分の測定に切り替える。
【００５４】
本実施形態によれば、このような切替え操作によって、第１実施形態と同様に、低ＢＧでの短半減期から、長半減期の核種までが測定可能になるとともに、破損燃料セルの同定作業時のみの切替えにより、吸着材３５の使用寿命を長くすることができ、放射性廃棄物の低減と効率的な運転とが可能になる。
【００５５】
［第３実施形態（図６）］
本実施形態では、第１実施形態および第２実施形態で示したオフガス核種連続測定装置により、Ｋｒ同位体の放射能強度変化を検出し、この検出した放射能強度の変化に基づいて出力抑制試験時の制御棒操作時刻を放射能の生成量と測定値との関係式から評価することにより、破損燃料体を含むセルの特定を行うオフガス移行時間評価方法について説明する。
【００５６】
図６は、本実施形態を説明するための、Ｋｒ同位体生成比の燃焼による変化を示すグラフであり、燃焼度によるＫｒ同位体同士の放射能強度の比（Ａ〜Ｄ）の変化を示している。
【００５７】
ＰＳＴ実施時に測定されるオフガス核種のうち、Ｋｒの同位体同士は核分裂収率が燃焼度によらず、ほぼ一定である。このため、同位体同士の放射能強度比は、燃料内部での核種の滞在時間（生成）と、炉水中に放出された後の測定されるまでの移行時間（減衰）との関数として、以下の一般式により表される。
【００５８】
［数１］
A1=K1*(1-0.5^(t1/T1))* 0.5^(t2/T1)          ……（１）
A2=K2*(1-0.5^(t1/T2))* 0.5^(t2/T2)          ……（２）
A3=K3*(1-0.5^(t1/T3))* 0.5^(t2/T3)          ……（３）
ここで、ｔ１は、燃料棒中での核種滞在時間（生成時間１）を示し、破損孔から測定までの時間をｔ２とすれば、Ｋｒの各同位体の測定時の放射能強度は、上式によりＡ１、Ａ２、Ａ３となる。Ｔ１、Ｔ２、Ｔ３はＫｒ−８５ｍ、Ｋｒ−８７、Ｋｒ−８８のいずれかの核種の半減期を、Ｋ１、Ｋ２、Ｋ３はそれぞれの核種の生成割合を示す。
【００５９】
上記３つの放射能強度は、燃焼に依存せず、ほぼ一定値を示すため、燃料破損が生じた原子炉の運転時期によらず適用することができる。
【００６０】
しかしながら、オフガスの測定では、Ａ１、Ａ２、Ａ３に絶対値を正確に測定することができない。このため、各式間の比を取ることによってｔ１とｔ２の２つの未知数に対し、以下の２つの式（４）及び（５）を得ることができる。
【００６１】
［数２］
A1/A2= K1{(1-0.5^(t1/T1))* 0.5^(t2/T1)}/ K2{(1-0.5^(t1/T2))* 0.5^(t2/T2)}
……（４）
A1/A3= K1{(1-0.5^(t1/T1))* 0.5^(t2/T1)}/ K3{(1-0.5^(t1/T3))* 0.5^(t2/T3)}
……（５）
ここで得られた連立方程式の解である時間ｔ１及びｔ２のうち、ｔ２がオフガスの移行時間に相当する。
【００６２】
従来行われているＰＳＴ実施時には、オフガスラインを延長して１３Ｎを減衰していることによって短半減期の核種も減衰し、測定することができない。これに対し、本実施形態によれば、対象となる核種は８５ｍＫｒ、８７Ｋｒ、８８Ｋｒの３核種であり、これらの放射能強度比を用いてｔ２を評価することができる。
【００６３】
すなわち、測定は実時間で行われるため、得られたｔ２を測定時刻から差し引く事によって制御棒操作時刻が算出され、変動が生じたセルに相当する制御棒操作時刻を決定することができる。この移行時間評価方法は、外部から標準ガス等の注入を必要としないため測定器以外の装置を使用する必要もなく、移行時間の評価が可能である。
【００６４】
この移行時間ｔ２の評価精度は約１０分程度であるため、従来のＰＳＴにおける制御棒操作時間間隔である３０分に対し、１／２乃至１／３に短縮することが可能である。これにより、破損燃料棒の検出に伴う出力変動の期間が短縮され、二次破損を生じる危険性を小さくすることができる。
【００６５】
したがって、本実施形態によれば、第１、第２実施形態で示したオフガス核種連続測定装置により得られるＫｒ同位体の放射能強度変化から、出力抑制試験（ＰＳＴ）時の制御棒操作時刻を精度良く評価することにより、破損燃料体を含むセルの特定を短時間で行うことができる。
【００６６】
［第４実施形態（図６）］
本実施形態では、第１実施形態および第２実施形態のオフガス核種連続測定装置により、Ｋｒ同位体の放射能強度変化を検出し、この検出した放射能強度の変化に基づいて出力抑制試験時の制御棒操作時刻を放射能の生成量と測定値との関係式から評価し、破損燃料体検出に感度が高い長半減期の核種の検出感度を上げ、破損燃料体を含むセルの特定を行う破損燃料体セル特定システムについて説明する。
【００６７】
図６に示したように、８９Ｋｒの燃焼度進捗による生成量変動は８５ｍＫｒ、８７Ｋｒ、８８Ｋｒに比べてやや大きくなり、その変動幅は約１０％であるが、８９Ｋｒは半減期が３．１５分と短いため、第３実施形態で示したｔ２に相当する移行時間の判定精度が１〜２分程度と高い精度での評価が可能である。この短半減期核種を用いることで、制御棒操作時間間隔を数分間隔にまで短縮することができる。
【００６８】
また、１３ＮのＢＧを十分に除去することができるため、１３３Ｘｅの検出感度も上昇することができる。
【００６９】
したがって、本実施形態によれば、第１，第２実施形態によるオフガス核種連続測定装置により得られる短半減期のＫｒ同位体の放射能強度変化から、第３実施形態で示した出力抑制試験（ＰＳＴ）時の制御棒操作時刻をさらに精度良く評価し、破損燃料体検出に感度が高い長半減期の核種の検出感度を上げて、破損燃料体を含むセルの特定を短時間で高感度に行うことができる。
【００７０】
［第５実施形態（図７）］
本実施形態では、第１実施形態および第２実施形態で示したオフガス核種連続測定装置により、オフガスに含まれる短半減期の核種と長半減期の核種との放射能強度変化を求め、この求めた放射能強度変化に基づいて、通常行われるノッチテストにより、破損燃料体を含むセルの特定を行う破損燃料体セル特定システムについて説明する。
【００７１】
図７は、９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心を例として、引抜制御棒反応度曲線を示すグラフである。
【００７２】
破損燃料体セルの特定には、制御棒操作に伴う燃料体の出力変動限界値を越えないように、あらかじめ原子炉の出力を低下させておくことが必要である。しかしながら、破損時、非破損時を問わず、運転中のプラントで常時行われている制御棒動作試験（ノッチテスト）において、小さい出力変動が燃料に付加されている。
【００７３】
図７には、制御棒の挿入位置でノッチテストによる１ノッチ分（全体の１／２４相当）の引き抜き、または挿入を行った場合に生じる反応度の変化（Ｅ）が示されている。
【００７４】
全引き抜き状態では、反応度変化は非常に小さくなるが、測定系での１３Ｎの吸着除去効果により、１３３Ｘｅの変動に対する検出感度は約１５０倍上昇するため、下部での制御棒挿入によって燃料チャンネル間のギャップ条件が変化し、微小な出力変動についても検出が可能となる。
【００７５】
通常運転時のノッチテストとして適用する本実施形態の手法は、この手法をＰＳＴ実施時に行う場合に比べて感度は低くなるが、通常の運転操作中に行うことができ、かつ出力降下や過度の出力変動を破損燃料体に付加せずに破損燃料セルを特定することができる。このため、２次破損を生じる危険性が大きく改善される。
【００７６】
したがって、燃料破損が検知され、破損燃料体セルを同定する方法として、ＰＳＴを実施する前に、速やかに第１実施形態および第２実施形態のオフガス検知装置によるノッチテストを行い、リーカーセルを特定する操作を行い、ここで特定できない場合に限りＰＳＴによるセル特定を行う。そして、いずれかの場合による特定の後は、該当セルの制御棒を全挿入し運転を継続することが可能となる。
【００７７】
このように、本実施形態によれば、第１，第２実施形態の核種連続測定装置により得られる短半減期と長半減期のオフガスの放射能強度変化から、通常行われるノッチテストにより、出力抑制試験（ＰＳＴ）をすることなく、破損燃料体を含むセルの特定を短時間で高感度に行うことができる。
【図面の簡単な説明】
【００７８】
【図１】本発明の第１実施形態によるオフガス核種連続測定装置を示す全体構成図。
【図２】図１に示したオフガスサンプリングラインを拡大して示す系統構成図。
【図３】（ａ）（ｂ）は、図２に示した吸着材の２構成例をそれぞれ示す説明図。
【図４】典型的なオフガスのγ線スペクトルを示すグラフ。
【図５】本発明の第２実施形態によるオフガスサンプリングラインを拡大して示す系統構成図。
【図６】本発明の第３実施形態および第４実施形態を説明するための放射能濃度比を示すグラフ。
【図７】本発明の第５実施形態を説明するための引抜制御棒反応度曲線を示すグラフ。
【図８】従来のオフガスサンプリングラインを示す系統構成図。
【符号の説明】
【００７９】
１１  原子炉圧力容器
１２  炉心
１３  主蒸気管
１４  タービン
１５  復水器
１６  抽気配管
１７  抽気配管
１８  オフガス系
２１  蒸気抽出器
２２  加熱器
２３  再結合器
２４  凝縮器
２５  ドライヤ
２６  活性炭吸着塔
２７  モニタ
２８  スタック
２９  オフガス系除湿冷却器出口配管
３０  オフガスサンプリングライン
３１  サンプルチェンバ
３２  電離箱検出器
３３  放射線モニタ
３４  核種測定ライン
３５  吸着材
３６  吸着材ライン
３７  バックグラウンド（ＢＧ）ガスチャンバ
３８  戻し配管
３９  放射線検出器
４０  γ線スペクトロメータ
４１  冷凍機
４２  カラム
４３  担持体
４４，４５  切替弁
４６  減衰管ライン
【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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【図７】
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【図８】
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