(57)【要約】【課題】システムを簡素化でき、サンプリング装置を簡素化でき、オフライン作業がなくなり被爆の可能性が低いレーザ式放出放射性物質濃度測定装置を得る。【解決手段】原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物を取り込み、これに放射性物質の特徴的な波長を励起させるレーザ光を照射することで、蛍光が得られる蛍光を分析して、トリチウム、よう素、希ガスの放射性物質とその濃度を測定するようにしたレーザ式放出放射性物質濃度測定装置。【選択図】　　図１
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【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物を取り込み、これに放射性物質の特徴的な波長を励起させるレーザ光を照射することで、蛍光が得られる蛍光を分析して、トリチウム、よう素、希ガスの放射性物質とその濃度を測定するようにしたレーザ式放出放射性物質濃度測定装置。
【請求項２】
原子炉施設の原子炉格納容器内の雰囲気モニタとして使用する請求項１記載のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置。
【請求項３】
原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物のうちのＨＴＯ、Ｔ２Ｏを液化し、これにより前記トリチウムの分析効率を高めるようにした請求項１記載のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置。
【請求項４】
原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物のガス圧力を加圧し、これにより前記よう素、希ガスの分析効率高めるようにした請求項１記載のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所などの発電用軽水型原子炉施設に使用するレーザ式放出放射性物質濃度測定装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
“発電用軽水型原子炉施設における放出放射性物質（以下サンプルガスと称する）の測定に関する指針”では、次のように定めている。
【０００３】
発電用軽水型原子炉施設から放出されるＸｅ−１３５、Ｋｒ−８５、Ｉ−１３１などのガス状放出放射性物質は測定容器（タンク）に連続的に導き、これを直接測定すること定めている。
【０００４】
そして、グランド蒸気復水器および復水器の真空ポンプの排ガスあるいは排気筒の排ガス中に存在する希ガスはガスモニタにより連続で放射線レベルを測定し、必要によりバイアルビンによりガスを回収し、核種分析装置にて核種を特定することを定めている。
【０００５】
さらに同時に、トリチウムは、施設から放出される水分を冷凍回収し、その水分中のトリチウムの存在比を１ヵ月ごとに測定する（回収水を液体シンチレータに混合し、β線レベルを測定）も定めている。
【０００６】
また、冷却材喪失事故（ＬＯＣＡ）後の格納容器内の水素、酸素ガス濃度を測定監視と同時に、ＬＯＣＡ時には、ガス中の核種を核種分析装置にて特定することも定めている。
【０００７】
いずれも、放射能レベルは連続測定するが、核種はオフラインで特定するものである。
【０００８】
従来、このような指針を満足する測定装置として次の図５、図６、図７に示すように構成されたものがある。原子力施設から放出される排ガス中のトリチウム、よう素、希ガス（Ｋｒ、Ｘｅ）の濃度は個別の装置により測定していた。
【０００９】
図５は、主としてＡ、Ｂ系のサンプリング部５９及び冷却部５７と、トリチウム制御盤６０から構成されている。サンプリング部５９は、弁６１、ダストフィルタ６２、ポンプ６３、流量調節弁６４、熱交換機６５、回収タンク６６、シンチレータ６７を備えている。
【００１０】
冷却部５７は、冷凍機６８、流量調節弁６９を備えている。
【００１１】
図６は、ヒータ４１、サンプリングフィルタ４２、流量計４３、５０、流量調節弁４６、４７、４８、シンチレーション検出器（ガスサンプラ）４４、サンプルポンプ４５、バージポンプ５１、真空ポンプ５２、バイアルビン４９から構成されたものである。
【００１２】
原子力施設から放出される排ガス（サンプルガス）をトリチウムは水分（ＨＴＯ、Ｔ２Ｏ）状態にあることから、冷凍部により凍結回収し、よう素は活性炭からなるサンプリングフィルタ４２にて捕集し、希ガスはシンチレーション検出器４４（ガスサンプラ）にてそのγ線を連続測定するものである。これらの装置は、ガスを捕集するサンプルポンプ４５と流量を測定する流量計４３を備えている。
【００１３】
このような構成により、排ガスをオフラインでバイアルビン４９に回収し、別に用意した核種分析装置で、サンプルガス中の核種と濃度の特定を行なうものである。
【００１４】
図７は格納容器内雰囲気モニタは、冷却材喪失事故後の一次格納容器８０内の水素濃度を水素濃度計８３、酸素濃度を酸素濃度計８２を測定し、可燃性限界を超えないことを確認する。また、一次格納容器８０内に発生したガス中の核種をオンラインにて測定する。このため、水素、酸素濃度測定用のセンサおよび一次格納容器内のガスをサンプリングする装置、例えば、サンプルポンプ８１、フイルタ８６、流量弁８７、核種を特定する装置を備えている。
【００１５】
図７は、冷却材喪失事故後の格納容器内の水素、酸素ガス濃度を測定監視と同時に、ＬＯＣＡ時には、ガス中の核種を核種分析装置にて特定している。
【００１６】
【発明が解決しようとする課題】
図６において、希ガスをオフラインで回収するために、バイアルビン４９を真空ポンプ５２で負圧（−７００ｍｍＨｇ程度）にしたり、よう素の捕集効率を上げるために配管や容器をヒータ４１により高温（６０℃）に加熱したり、トリチウムを回収するために、ガスを冷却部５７により低温（−４０℃程度）に冷却したりすることから、システムが複雑で、サンプリング装置が構成が複雑、高価になり、耐用年数も短くなる。また、ガスを一時的にバイアルビン４９で回収する場合、人間が直接操作しなければならないことから、被ばくの可能性が高くなる。
【００１７】
本発明では、システムを簡素化でき、サンプリング装置を簡素化でき、オフライン作業がなくなり被爆の可能性が低いレーザ式放出放射性物質濃度測定装置を提供することを目的とする。
【００１８】
【課題を解決するための手段】
前記目的を達成するため、請求項１に対応する発明は、原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物を取り込み、これに放射性物質の特徴的な波長を励起させるレーザ光を照射することで、蛍光が得られる蛍光を分析して、トリチウム、よう素、希ガスの放射性物質とその濃度を測定するようにしたレーザ式放出放射性物質濃度測定装置である。
【００１９】
前記目的を達成するため、請求項２に対応する発明は、原子炉施設の原子炉格納容器内の雰囲気モニタとして使用する請求項１記載のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置である。
【００２０】
前記目的を達成するため、請求項３に対応する発明は、原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物のうちのＨＴＯ、Ｔ２Ｏを液化し、これにより前記トリチウムの分析効率を高めるようにした請求項１記載のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置である。
【００２１】
前記目的を達成するため、請求項４に対応する発明は、原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物のガス圧力を加圧し、これにより前記よう素、希ガスの分析効率高めるようにした請求項１記載のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置である。
【００２２】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の実施形態について説明する。
【００２３】
図１は、本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第１の実施形態を説明するためのブロック図であり、これは分析セル１と、各種レーザ光源、すなわち、トリチウム用（Ｔ用レーザ光源）レーザ光源（Ｔ用レーザ光源）２、クリプトン用レーザ光源（Ｋｒ用レーザ光源）３、キセノン用レーザ光源（Ｘｅ用レーザ光源）４、よう素用レーザ光源（Ｉ用レーザ光源）５と、反射鏡６〜９とから構成されている。
【００２４】
分析セル１は、原子炉施設より環境に放出される気体廃棄物中の放射性物質を取り込み、この対象原子に各種レーザ光源２〜５からのレーザ光を選択的に照射することで、蛍光を発するので、この蛍光を測定することで、放射性物質を特定とその濃度を測定するものである。
【００２５】
各種レーザ光源２〜５は、被測定対象となる放射性物質に対して特徴的な波長を励起、つまり波長の異なる光を発生するものである。
【００２６】
以上述べた第１の実施形態によれば、一組のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置を利用することで、トリチウム、よう素、希ガス（Ｋｒ、Ｘｅ）の放射性物質の測定とその濃度の測定が可能であり、システム構成が簡素化できることから経済的にも有利であり、従来のようにオフライン作業がなくなることから被爆の可能性がなくなる。
【００２７】
図２は、本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第２の実施形態を説明するための図であり、図１の実施形態に、次のような構成の冷却装置を付加したものである。すなわち、分析セル１の前段に冷却装置１０を設け、前述の気体廃棄物中の放射性物質（排ガス）１１中の湿分（水分：ＨＴＯ、Ｔ２Ｏ）を水滴化（液滴）とし、これにレーザ光１２を照射するように構成したものである。
【００２８】
このように構成することにより、トリチウムの分析効率（励起効率）を高めることができる。
【００２９】
図３は、本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第３の実施形態を説明するための図である。水分（ＨＴＯ、Ｔ２Ｏ）、希ガス（Ｋｒ、Ｘｅ）、Ｉ、ＨＴＯを含む放射性物質の排気ダクト１８と分析セル１を連結するサンプリング配管１９に、入口弁２０と流量測定部２１を設け、また排気ダクト１８と分析セル１を連結するサンプリング配管３０に、吸引ポンプ２９と出口弁３１を設けたものである。
【００３０】
なお、分析セル１には、被測定対象となる核種の特徴的な波長を励起するためのレーザ光を投光レンズ２４を介して照射するためのレーザ光源２３と、分析セル１からの蛍光を集光レンズ２５ａ、２５ｂ（集光レンズ群２５）、分光フィルタ２６で分光して受光部２７に導くようになっており、受光部２７の信号を処理制御するデータ処理・制御部２８を備えている。
【００３１】
このように、図３の実施形態によれば、サンプリング配管３０に、吸引ポンプ２９が配設されているので、分析セル１内の圧力、すなわち被測定物の密度が上がり、測定対象の濃度の特定が容易になることになる。また、圧力調整の必要がないことから、構造の簡素化が計れる。さらに、図３のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置を格納容器内雰囲気モニタに流用することができることから、原子力施設のシステムとしての簡素化が計れる。
【００３２】
図４は、本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第４の実施形態を説明するための図である。分析セル１の前段すなわちサンプリング配管１９に加圧装置例えば吐出ポンプ３１に設け、分析セル１の後段に減圧弁３２を設け、分析セル１内を高圧にするようにしたものである。これ以外の点は、図３と同じである。
【００３３】
このように構成することで、分析セル１内が高圧になることで放射性物質の分子密度があがることで、図３に比べてレーザ光による励起効率をさらに高める構成とする。
【００３４】
【発明の効果】
以上述べた本発明によれば、システムを簡素化でき、サンプリング装置を簡素化でき、オフライン作業がなくなり被爆の可能性が低いレーザ式放出放射性物質濃度測定装置を提供することができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第１の実施形態を説明するためのブロック図。
【図２】本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第２の実施形態を説明するための概略構成図。
【図３】本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第３の実施形態を説明するための概略構成図。
【図４】本発明のレーザ式放出放射性物質濃度測定装置の第４の実施形態を説明するための概略構成図。
【図５】従来の放射性物質濃度測定装置の第１の例を説明するための概略構成図。
【図６】従来の放射性物質濃度測定装置の第２の例を説明するための概略構成図。
【図７】従来の放射性物質濃度測定装置の第３の例を説明するための概略構成図。
【符号の説明】
１…分析セル
２…トリチウム用レーザ光源
３…クリプトン用レーザ光源
４…キセノン用レーザ光源
５…よう素用レーザ光源
６〜９…反射鏡
１０…冷却装置
１１…放射性物質
１２…レーザ光
１８…排気ダクト
１９…サンプリング配管
２０…入口弁
２１…流量測定部
２３…レーザ光源
２４…投光レンズ
２５ａ．２５ｂ…集光レンズ
２６…分光フィルタ
２７…受光部
２８…データ処理・制御部
２９…吸引ポンプ
３０…サンプリング配管
３１…出口弁
３１…吐出ポンプ
３２…減圧弁
４１…ヒータ
４２…サンプリングフィルタ
４４…シンチレーション検出器
４５…サンプルポンプ
４６、４７…流量調節弁
４９…バイアルビン
５１…バージポンプ
５２…真空ポンプ
５７…冷却部
５９…サンプリング部
６０…トリチウム制御盤
６１…弁
６２…ダストフィルタ
６３…ポンプ
６４…流量調節弁
６５…熱交換機
６６…回収タンク
６７…シンチレータ
６８…冷凍機
６９…流量調節弁
８０…一次格納容器
８１…サンプルポンプ
８６…フイルタ
８７…流量弁
【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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【図７】
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