(57)【要約】【課題】Ｎ−１３による放射能の影響を軽減することによって放射性希ガス濃度の上昇の検出精度を向上させ、精度良く燃料破損検出を行うことができるとともに、より簡便にかつ迅速に燃料破損検出を行うことのできる希ガス放射能濃度監視装置及び希ガス放射能濃度測定方法を提供する。【解決手段】試料採取管１６に設けた試料ガス開閉弁２３と、排ガス放射能測定容器２１との間に、一酸化窒素吸着装置が配設されている。一酸化窒素吸着装置は、内部に試料ガスを通気可能とされたカラム１０３内に、粒状とされた還元鉄１０７を充填し、その胴部に加熱機構としての電気ヒータ１０５巻き付けて構成されている。【選択図】      図１
2004170330.tif 000002
【特許請求の範囲】
【請求項１】
沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、
内部に還元鉄が充填され前記排ガスを通気可能とされたカラムと、前記還元鉄を加熱するための加熱装置とを有し、加熱された前記還元鉄によって、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を吸着する一酸化窒素吸着手段を配設し、
前記一酸化窒素吸着手段を通過した後の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項２】
前記カラムに水素ガスを供給する水素ガス供給機構を設け、前記カラム内に水素ガスを供給して前記還元鉄に吸着した一酸化窒素を還元除去可能に構成したことを特徴とする請求項１記載の希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項３】
前記一酸化窒素吸着手段を並列に複数配置し、これらの一酸化窒素吸着手段を切り換えて使用可能に構成したことを特徴とする請求項１又は２記載の希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項４】
沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、
内部に酸化チタンをコーティングした充填材が充填され、前記排ガスを通気可能とされたカラムと、このカラム内に紫外線を照射する紫外線照射機構とを具備し、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を二酸化窒素に酸化する酸化手段と、
前記酸化手段によって酸化された二酸化窒素を活性炭により吸着する二酸化窒素吸着手段とを配設し、
前記二酸化窒素吸着手段を通過した後の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項５】
前記酸化手段及び前記二酸化窒素吸着手段とを並列に複数配置し、これらの酸化手段及び二酸化窒素吸着手段を切り換えて使用可能に構成したことを特徴とする請求項４記載の希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項６】
沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、
溶解拡散膜により、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を透過側に導出し、前記排ガス中に含まれる希ガスを非透過側に導出して分離するガス分離手段を配設し、
前記ガス分離手段の前記非透過側に導出された前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項７】
沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、
前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を透過し、前記排ガス中に含まれる希ガスを透過しない分子ふるい膜によって前記排ガス中に含まれる希ガスを蓄積して濃縮するガス濃縮手段を配設し、
前記ガス濃縮装手段内の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項８】
前記ガス濃縮手段内の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度の測定信号を微分して放射能濃度を算出するよう構成されたことを特徴とする請求項７記載の希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項９】
前記ガス濃縮手段を並列に複数配置し、これらのガス濃縮手段を切り換えて使用可能に構成したことを特徴とする請求項７又は８記載の希ガス放射能濃度監視装置。
【請求項１０】
沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する方法において、
加熱した還元鉄によって前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を吸着し、この後前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定することを特徴とする希ガス放射能濃度測定方法。
【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、原子力発電所等において、原子炉での燃料破損の検出効率を高めるために、放射線モニタのバックグランド値を低減し、Ｓ／Ｎ比を向上することが可能な機能を有する希ガス放射能濃度監視装置及び希ガス放射能濃度測定方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】
図１１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１２は図１１における気体廃棄物処理系に設置される典型的な希ガス放射能濃度監視装置の機器配置図の一例である。
【０００３】
図１１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、発生した蒸気は主蒸気管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５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主配管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１１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、２０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入口に設けられた試料採取管１６から排ガス復水器１０出口ガスを採取し、図１２に示す排ガス放射線モニタ２２を側面に配置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２７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２２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１２に示すバイアル試料びん５１を用いて試料をサンプリングし、バイアル試料びん５１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２２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２２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１２中符号２３は排ガス試料採取元弁、５５は排ガス試料戻り弁、２５は排ガス試料回収弁、２４は排ガス試料流量調整弁、５２はバイアル試料採取用開閉弁、５３はバイアル試料びん５１が排ガス試料吸引前に一旦真空にするための真空ポンプ、５４はバイアル試料びん５１が吸引するための試料ガスで系統を満たすための排気ポンプ、２６は排ガス放射線モニタ２２の信号を排ガス放射線モニタ記録計２７で表示可能な出力値に変換するための関数演算器を示している。
【００１３】
上記の排ガス放射線モニタ２２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２２の指示値が上昇することになるが、Ｎ−１３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時は、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が低下する可能性があった。
【００１６】
また、上記のような検出精度の低下を防止するため、本発明者等は、例えば、一酸化窒素（ＮＯ）の状態となっているＮ−１３を、オゾンを用いてを五酸化二窒素に酸化し苛性ソーダ溶液に吸収させる方法、または、一旦試料ガスを貯溜して半減期の短いＮ−１３の放射能を減衰させる方法、あるいは、中空糸膜等の分子ふるい型の膜で希ガスをこし分けることによって一酸化窒素と分離し、この分離した希ガスをキャリアガスと共に放射線モニタに導入する等の方法により、試料ガス中のＮ−１３の放射能濃度レベルを低下させ、放射性希ガス濃度の上昇の検出精度を向上させることを提案している（例えば、特許文献１参照。）。
【００１７】
また、希ガス核種の固有のエネルギーを選択的に測定することにより、Ｎ−１３による放射線モニタ指示値への影響を低減する方法も知られている（例えば、特許文献２参照。）。
【００１８】
【特許文献１】
特開平１０−２２１４８３号公報（第５−６頁、第２−４図）
【特許文献２】
特開２０００−１９３７８４号公報（第２−３頁、第１−３図）
【００１９】
【発明が解決しようとする課題】
上述したとおり、希ガス放射能濃度監視装置における放射性希ガス濃度の上昇の検出精度を向上させることは重要な課題である。
【００２０】
また、試料ガス中のＮ−１３の放射能濃度レベルを低下させる場合についても、一酸化窒素を酸化するための酸素ガス（オゾン）や、中空糸膜等でこし分けた希ガスを搬送するためのキャリアガス等のガスを使用することなく、また、取り扱いが困難な苛性ソーダ溶液等を使用することなく、より簡便にかつ迅速に燃料破損検出を行えるようにすることが望まれる。
【００２１】
さらに、希ガス核種の固有のエネルギーを選択的に測定する方法では、希ガス核種の計測値にＮ−１３のアニヒレーション（消滅Ｘ線）によるバックグラウンドが乗っているため、希ガス核種に対するＳ／Ｎ比の向上には、限界がある。
【００２２】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、Ｎ−１３による放射能の影響を軽減することによって放射性希ガス濃度の上昇の検出精度を向上させて精度良く燃料破損検出を行うことができるとともに、一酸化窒素を酸化するための酸素ガス（オゾン）や、中空糸膜等でこし分けた希ガスを搬送するためのキャリアガス等のガスを使用することなく、また、取り扱いが困難な苛性ソーダ溶液等を使用することなく、より簡便にかつ迅速に燃料破損検出を行うことのできる希ガス放射能濃度監視装置及び希ガス放射能濃度測定方法を提供しようとするものである。
【００２３】
【課題を解決するための手段】
本発明の希ガス放射能濃度監視装置は、沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、内部に還元鉄が充填され前記排ガスを通気可能とされたカラムと、前記還元鉄を加熱するための加熱装置とを有し、加熱された前記還元鉄によって、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を吸着する一酸化窒素吸着手段を配設し、前記一酸化窒素吸着手段を通過した後の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする。
【００２４】
また、本発明の希ガス放射能濃度監視装置は、沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、内部に酸化チタンをコーティングした充填材が充填され、前記排ガスを通気可能とされたカラムと、このカラム内に紫外線を照射する紫外線照射機構とを具備し、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を二酸化窒素に酸化する酸化手段と、前記酸化手段によって酸化された二酸化窒素を活性炭により吸着する二酸化窒素吸着手段とを配設し、前記二酸化窒素吸着手段を通過した後の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする。
【００２５】
さらに、本発明の希ガス放射能濃度監視装置は、沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、溶解拡散膜により、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を透過側に導出し、前記排ガス中に含まれる希ガスを非透過側に導出して分離するガス分離手段を配設し、前記ガス分離手段の前記非透過側に導出された前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする。
【００２６】
さらにまた、本発明の希ガス放射能濃度監視装置は、沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する希ガス放射能濃度監視装置において、前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を透過し、前記排ガス中に含まれる希ガスを透過しない分子ふるい膜によって前記排ガス中に含まれる希ガスを蓄積して濃縮するガス濃縮手段を配設し、前記ガス濃縮装手段内の前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定するよう構成したことを特徴とする。
【００２７】
また、本発明の希ガス放射能濃度測定方法は、沸騰水型原子炉の排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定する方法において、加熱した還元鉄によって前記排ガス中に含まれる一酸化窒素を吸着し、この後前記排ガスに含まれる希ガス放射能濃度を測定することを特徴とする。
【００２８】
【発明の実施の形態】
以下、本発明の希ガス放射能濃度監視装置及び希ガス放射能濃度測定方法の詳細を、実施の形態について図面を参照して説明する。
【００２９】
図１は、本発明に係る希ガス放射能濃度監視装置及び希ガス放射能濃度測定方法の実施の形態の概略構成を示すもので、図１２に示した希ガス放射能濃度監視装置の構成と対応する部分には、同一符号が付してある。
【００３０】
本実施形態に係る希ガス放射能濃度監視装置では、図１に示すように、試料採取管１６に設けた排ガス試料採取元弁２３と、排ガス放射能測定容器２１との間に、一酸化窒素吸着装置が配設されている。
【００３１】
上記一酸化窒素吸着装置は、内部に試料ガス（排ガス）を通気可能とされ、ステンレス等の耐熱性を有する材料から構成されたカラム１０３（１０３ａ，１０３ｂ）を具備している。
【００３２】
このカラム１０３内には、図２に示すように、所定形状（本実施形態では粒状）とされた還元鉄１０７が充填されている。また、このカラム１０３には、内部に充填された還元鉄１０７を加熱するための加熱機構として、その胴部に電気ヒータ１０５が巻き付けられており、電源１０６からこの電気ヒータ１０５に通電することによって、内部の還元鉄１０７を所定温度、例えば、約６００℃に加熱することができるよう構成されている。
【００３３】
上記カラム１０３は、図１に示すように、カラム１０３ａとカラム１０３ｂの２器が並列に設けられており、これらの入口側には、夫々カラム入口弁１０１ａ，１０１ｂが設けられている。また、これらのカラム入口弁１０１ａ、１０１ｂに並列に、カラムバイパス弁１０２が設けられており、カラム１０３ａ，１０３ｂの出口側には、カラム出口弁１０４ａ，１０４ｂが設けられている。
【００３４】
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。本実施の形態によれば、前述した図１１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系主配管１２から試料採取管１６を介し取り出された試料ガスは、図１に示すカラム１０３ａ，１０３ｂのいずれかに導入され、この内部に充填され加熱された還元鉄１０７に吸着される。
【００３５】
ところで、試料ガスに含まれる一酸化窒素ガスが、加熱した還元鉄表面に吸着されることは、本発明者等が実験等によって見出だした現象であるが、このメカニズムについては、例えば、下記化学式に示すような反応により還元鉄表面上に固定化されていると推定される。
【００３６】
Ｆｅ＋２ＮＯ→Ｆｅ（ＮＯ）２  
【００３７】
そして、上記構成の一酸化窒素吸着装置を通り、一酸化窒素ガスつまりＮ−１３が選択的に除去された試料ガスが、排ガス放射能測定容器２１に導入され、排ガス放射能濃度が排ガス放射線モニタ２２で計測されるので、原子炉１から発生してくるＮ−１３による排ガス放射線モニタ２２の指示値の上昇分を抑制することが可能となる。
【００３８】
また、Ｎ−１３の化学形態である一酸化窒素ガスを、そのままの状態で吸着するので、一酸化窒素ガスを酸化したり還元したりするための反応ガス類を系統外から注入する必要がなく、装置の取り扱いが容易となる。
【００３９】
上記の一酸化窒素吸着装置では、還元鉄１０７の酸化が進み一酸化窒素の吸着能力が低下すると、排ガス放射線モニタ２２の指示値が次第に上昇する可能性がある。この場合、図１に示すカラム入口弁１０１ａ、１０１ｂ、及びカラム出口弁１０４ａ，１０４ｂを開閉することによって、カラム１０３ａ，１０３ｂの一方から他方に切り換えて試料ガスを流通させることにより、排ガス放射線モニタ２２による試料ガスの排ガス放射能濃度測定を継続することができる。
【００４０】
さらに、図２に示すように、水素ガス入口弁１０８、水素ガス出口弁１０９、水素ガスボンベ１１０等からなる水素ガス流通機構をカラム１０３に設けておき、カラム１０３の下部より水素ガスを供給し、水素ガス封入下で電気ヒータ１０５を用いて還元鉄１０７を加温することにより、還元鉄１０７に吸着した一酸化窒素等を還元除去し、還元鉄１０７の一酸化窒素吸着能力を回復することができる。なおこの場合、Ｎ−１３は、その半減期が短いため、還元鉄１０７に吸着した一酸化窒素等を還元除去する際には、放射能が減衰して非常に弱くなった状態で、カラム１０３内から除去することができる。
【００４１】
次に、図３、図４及び図５を参照して、本発明に係る希ガス放射能濃度監視装置の第２の実施の形態について説明する。なお、図３において、図１２に示した希ガス放射能濃度監視装置の構成と対応する部分には同一符号が付してある。
【００４２】
本実施の形態では、図３に示すように、試料採取管１６の排ガス試料採取元弁２３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２０３と二酸化窒素吸着装置２０７を直列に配置した構成とされている。本実施形態では、それぞれ並列に接続された２器の一酸化窒素酸化装置２０３ａ，２０３ｂと二酸化窒素吸着装置２０７ａ，２０７ｂが設置されており、さらに、一酸化窒素酸化装置バイパス弁２０２と、二酸化窒素吸着装置バイパス弁２０６とが並列接続され、排ガス放射能測定容器２１の流入側に接続されている。
【００４３】
また、一酸化窒素酸化装置２０３ａ，２０３ｂの入口側には、一酸化窒素酸化装置入口弁２０１ａ，２０１ｂ、出口側には、一酸化窒素酸化装置出口弁２０４ａ，２０４ｂが設けられている。さらに、二酸化窒素吸着装置２０７ａ，２０７ｂの入口側には、二酸化窒素吸着装置入口弁２０５ａ，２０５ｂ、出口側には、二酸化窒素吸着装置出口弁２０８ａ，２０８ｂが設けられている。
【００４４】
本実施の形態によれば、図１１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系主配管１２から試料採取管１６を介し取り出された試料ガスは、まず図３に示される一酸化窒素酸化装置２０３ａ，２０３ｂのいずれかに導入される。
【００４５】
一酸化窒素酸化装置２０３ａ，２０３ｂは、図４に示すように、酸化チタン２１３をコーティングした充填材（本実施形態では石英ビーズ）２１２が充填され、石英等からなる一酸化窒素酸化カラム２０９と、ブラックライト２１０及び電源２１１等を具備している。そして、試料ガス中に含まれるＮ−１３の化学形態である一酸化窒素ガスは、一酸化窒素酸化カラム２０９を透過する間に、酸化チタン２１３をコーティングした石英ビーズ２１２表面で、ブラックライト２１０からの紫外線光を受け二酸化窒素ガスに酸化される。なお、図４において、２１４は一酸化窒素酸化カラム２０９内に洗浄水である脱塩水を供給する脱塩水ライン、２１５は洗浄水止め弁、２１６はドレン弁、２１７はドレンファンネル、２１９は乾燥用の清浄空気を供給するための清浄空気ライン、２２０は、空気止め弁である。
【００４６】
この後、二酸化窒素ガスを含む試料ガスは、後段に設置された二酸化窒素吸着装置２０７ａ，２０７ｂのいずれかに導入される。二酸化窒素吸着装置２０７ａ，２０７ｂは、図５に示すように、カラム内に二酸化窒素吸着材である活性炭２１８等を充填して構成されており、この活性炭２１８によって、試料ガス中の二酸化窒素ガスを吸着する。
【００４７】
そして、二酸化窒素ガスつまりＮ−１３が選択的に吸着除去された試料ガスが、排ガス放射能測定容器２１に導入され、排ガス放射能濃度が排ガス放射線モニタ２２で計測されるので、原子炉１から発生してくるＮ−１３による排ガス放射線モニタ２２指示値の上昇分を抑制することが可能となる。
【００４８】
また、Ｎ−１３の化学形態である一酸化窒素ガスを酸化させたり還元したりするための反応ガス類を系統外から注入する必要がなく、さらに、酸化した二酸化窒素ガスを吸着するのに取り扱いが容易な固形の活性炭を使用するので、装置の取り扱いが容易となる。
【００４９】
さらにまた、上記の一酸化窒素酸化装置２０３ａ，２０３ｂのいずれか、及び二酸化窒素吸着装置２０７ａ，２０７ｂのいずれかを、弁の開閉によって切り換えて交互に使用することにより、酸化作用や吸着作用が低下した際にも、一方から他方に切り換えて、試料ガスを流通させることによって排ガス放射線モニタ２２による試料ガスの排ガス放射能濃度測定を継続することができ、この間に一方側を再生処理することができる。
【００５０】
一酸化窒素酸化装置２０３の再生処理の例について図４を用いて説明する。一酸化窒素酸化装置２０３は石英ビーズ２１２表面に不純物が付着して酸化能力が低下する。そこで、洗浄水止め弁２１５とドレン弁２１６を開き、脱塩水ライン２１４より脱塩水を一酸化窒素酸化装置２０３内に流し、石英ビーズ２１２表面に付着した不純物を洗浄してドレンファンネル２１７へ排水する。その後、洗浄水止め弁２１５を閉じ空気止め弁２２０を開いて清浄空気ライン２１９より清浄空気を流し、石英ビーズ２１２表面を乾燥させ、ドレンファンネル２１７へ排気する。
【００５１】
次に、図６、図７を参照して、本発明に係る希ガス放射能濃度監視装置の第３の実施の形態について説明する。なお、図６において、図１２に示した希ガス放射能濃度監視装置の構成と対応する部分には、同一符号が付してある。
【００５２】
本実施の形態では、図６に示すように、試料採取管１６の排ガス試料採取元弁２３と排ガス放射能測定容器２１との間にガス分離装置３０１が配置されており、図１１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系主配管１２から試料採取管１６を介し取り出された試料ガスは、図６に示すガス分離装置３０１に導入される。
【００５３】
上記ガス分離装置３０１は、図７に示すように、内部にポリシロキサン膜、ポリイミド膜、ＴＰＸ膜、酢酸セルロース膜等からなる溶解拡散膜３０６を配置して構成されており、試料ガスに含まれるＮ−１３の主たる化学形態である一酸化窒素ガスは、溶解拡散膜３０６を比較的容易に透過して透過側配管３０７に流出し、一方、Ｋｒ−８５ｍやＸｅ−１３３等の比較的分子径の大きな希ガス放射能核種は試料ガスに多量に含まれている非放射性の空気と共に、非透過側配管３０８に流出するよう構成されている。
【００５４】
そして、非透過側配管３０８に流出した排ガス試料中のＫｒ−８５ｍやＸｅ−１３３等の放射性希ガスは、溶解拡散膜３０６によって濃縮された状態で排ガス放射能測定容器２１に流入し、一方、透過側配管３０７に流出した一酸化窒素ガスは、放射能測定容器２１の下流側配管に流入するよう構成されている。
【００５５】
また、ガス分離装置３０１の透過側配管３０７及び非透過側配管３０８には、夫々流量検出器３０３，３０２が設置されており、流量検出器３０３，３０２の流量信号は関数演算器３０４で処理された後、透過側配管３０７と非透過側配管３０８とに流れる流量の比を流量調整弁３０５で調整して、主としてＮ−１３で構成される一酸化窒素の濃度の透過側／非透過側比を排ガス放射線モニタ２２での希ガスに対するＳ／Ｎ比が最大となるように制御する。
【００５６】
本実施の形態によれば、排ガス放射能濃度を排ガス放射線モニタ２２で計測するとき、原子炉から発生してくるＮ−１３を排ガス放射線モニタ２２の下流側にバイパスすることになり、Ｎ−１３による排ガス放射線モニタ２２指示値の上昇分を低減することが可能となる。また、一酸化窒素ガスと分離されたＫｒ−８５ｍやＸｅ−１３３等の放射性希ガスを送るためのキャリアガス等を系統外から注入する必要がないので、装置の取り扱いが容易となる。
【００５７】
次に、図８、図９及び図１０を参照して、本発明に係る希ガス放射能濃度監視装置の第４の実施の形態について説明する。なお、図８において、図１２に示した希ガス放射能濃度監視装置の構成と対応する部分には同一符号が付してある。本実施の形態では、図８に示すように、試料採取管１６の試料ガス開閉弁２３の下流に、ガス濃縮装置４０３が配置されている。本実施形態では、２器のガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂが並列に配置されており、ガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂの入口側にはガス濃縮装置入口開閉弁４０１ａ，４０１ｂ、出口側にはガス濃縮装置出口弁４０４ａ，４０４ｂが夫々設けられている。さらに、これらと並列にガス濃縮装置バイパス弁４０２が設けられている。
【００５８】
ガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂは、図９に示すように、その内部にシリカ膜やゼオライト膜等からなる分子ふるい膜４０９が配置されている。この分子ふるい膜４０９は、試料ガスに含まれるＮ−１３の主たる化学形態である一酸化窒素ガスや空気は透過し、一方、Ｋｒ−８５ｍやＸｅ−１３３等の比較的分子径の大きな希ガス放射能核種は透過させない構成となっている。
【００５９】
このため、Ｋｒ−８５ｍやＸｅ−１３３等の希ガス放射能核種は、分子ふるい膜４０９によってガス濃縮装置４０３内に止まり、ガス濃縮装置４０３内で次第に濃縮され、そのγ放射線を、ガス濃縮装置４０３の横に設置されたＧｅ半導体検出器４０６により検出され、マルチチャンネル波高分析器４０７でγ核種の同定と定量が行われる。なお、図８に示されるリモートスィッチ４０５は、ガス濃縮装置入口開閉弁４０１ａ，４０１ｂ及びガス濃縮装置バイパス弁４０２等を開閉して、試料ガスの流路を切り換えるためのものである。
【００６０】
例えば、ガス濃縮装置４０３ａを用いて検出を行っていた場合には、リモートスイッチ４０５によるガス濃縮装置入口開閉弁４０１ａ等の開閉によりガス濃縮装置４０３ａに流れていた試料ガスをガス濃縮装置４０３ｂに流れるように切り換える。その後、リモートスイッチ４１３によってガス濃縮装置ベント弁４１２ａを開き、ガス濃縮装置４０３ａに蓄積した希ガスをガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂの下流側へ放出する。このことにより、ガス濃縮装置４０３ａは再び希ガスが蓄積していない低濃度の状態でＧｅ半導体検出器４０６による検出が可能となる。ガス濃縮装置４０３ｂの場合にも、同様にガス濃縮装置ベント弁４１２ｂにより、希ガスが蓄積していない状態に戻すことができる。このため、ガス濃縮装置の切り換えなどにより、本実施の形態では連続的に希ガスの検出を行うことができる。
【００６１】
本実施の形態によれば、図１１において、気体廃棄物処理系活性炭ホールドアップ塔１３入口の排ガス系主配管１２から試料採取管１６を介し取り出された試料ガスは、図８に示すガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂのいずれかに導入され、ここに蓄積され濃縮された状態の希ガスの放射能がＧｅ半導体検出器４０６ａ，４０６ｂのいずれかによって検出される。
【００６２】
この検出結果（ガス濃縮装置４０３中の放射性ガス濃度）は、図１０の符号４１０で示すように、一次処理として積算放射能濃度として計測される。この結果は、符号４１１で示すように、二次処理として時間経過（ｔ）に対して微分処理することにより放射能濃度として計算することができる。
【００６３】
そして、ガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂのいずれか一方に蓄積された希ガスの放射能が、Ｇｅ半導体検出器４０６ａ，４０６ｂの測定上限値に近付いた場合は、リモートスィッチ４０５を用いて試料ガスの流入経路を他方のガス濃縮装置４０３ａ，４０３ｂに切り換えることにより、継続して測定を続けることができる。また、マルチチャンネル波高分析器４０７の測定結果により、自動的に上記の切り換えを行うことも可能である。
【００６４】
本実施の形態によれば、排ガス放射能濃度をＧｅ半導体検出器４０６ａ，４０６ｂで計測するとき、ガス濃縮装置４０３に導入され、ここに蓄積されて濃縮された状態の希ガスの放射能を計測することによって、バックグラウンドを相対的に小さくすることができ、バックグラウンドとなる原子炉から発生してくるＮ−１３のアニヒレーションによる信号の影響を軽減することが可能となる。このため、希ガス核種に対するＳ／Ｎ比を、前述した従来技術に比べて格段に向上することができる。
【００６５】
また、一酸化窒素ガスと分離されたＫｒ−８５ｍやＸｅ−１３３等の放射性希ガスを送るためのキャリアガス等を系統外から注入する必要がないので、装置の取り扱いが容易となる。
【００６６】
【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ことが可能となる。また、一酸化窒素を酸化するためのガスや、放射性希ガスを送るためのキャリアガス等を系統外から注入する必要がないので、装置の取り扱いが容易となる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図２】図１の実施の形態の要部構成を説明するための機器配置図。
【図３】本発明の第２の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図４】図３の実施の形態の要部構成を説明するための機器配置図。
【図５】図３の実施の形態の要部構成を説明するための機器配置図。
【図６】本発明の第３の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図７】図６の実施の形態の要部構成を説明するための機器配置図。
【図８】本発明の第４の実施の形態を説明するための機器配置図。
【図９】図８の実施の形態の要部構成を説明するための機器配置図。
【図１０】図８の実施の形態のデータ処理の形態を説明するための図。
【図１１】沸騰水型原子力発電所の系統構成を説明するための図。
【図１２】従来の希ガス放射能濃度監視装置を説明するための機器配置図。
【符号の説明】
７…空気抽出器、１２…排ガス系主配管、１６…試料採取管、１８…試料回収ライン、２１…排ガス放射能測定容器、２２…排ガス放射線モニタ、２３…排ガス試料採取元弁、２４…排ガス試料流量調整弁、２５…排ガス試料回収弁、２６…関数演算器、２７…排ガス放射線モニタ、１０３ａ，ｂ…カラム、１０５…電気ヒータ、１０７…還元鉄、２０３ａ，ｂ…一酸化窒素酸化装置、２０７ａ，ｂ…二酸化窒素吸着装置、２０９…一酸化窒素酸化カラム、２１０…ブラックライト、２１２…石英ビーズ、２１３…酸化チタン、２１８…活性炭、３０１…ガス分離装置、３０６…溶解拡散膜、３０７…透過側配管、３０８…非透過側配管、４０３ａ，ｂ…ガス濃縮装置、４０６ａ，ｂ…Ｇｅ半導体検出器、４０９…分子ふるい膜。
【図１】
2004170330.tif 000003
【図２】
2004170330.tif 000004
【図３】
2004170330.tif 000005
【図４】
2004170330.tif 000006
【図５】
2004170330.tif 000007
【図６】
2004170330.tif 000008
【図７】
2004170330.tif 000009
【図８】
2004170330.tif 000010
【図９】
2004170330.tif 000011
【図１０】
2004170330.tif 000012
【図１１】
2004170330.tif 000013
【図１２】
2004170330.tif 000014