JPH0123076B2 - - Google Patents
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- Publication number
- JPH0123076B2 JPH0123076B2 JP56061292A JP6129281A JPH0123076B2 JP H0123076 B2 JPH0123076 B2 JP H0123076B2 JP 56061292 A JP56061292 A JP 56061292A JP 6129281 A JP6129281 A JP 6129281A JP H0123076 B2 JPH0123076 B2 JP H0123076B2
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- JP
- Japan
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- steam
- main steam
- radioactivity
- outflow
- valve
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- Expired
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 12
- 238000010248 power generation Methods 0.000 claims description 11
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 4
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
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Classifications
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子力発電設備、特に、加圧水型原
子力発電設備における主蒸気の大気放出時の放射
能監視装置に関するものである。
子力発電設備における主蒸気の大気放出時の放射
能監視装置に関するものである。
加圧水型原子力発電設備における蒸気発生器の
細管の漏洩時に主蒸気管中の蒸気逃し弁や安全弁
が作動した場合には、主蒸気管中に含まれる放射
性物質が大気中に流出する。従つて、このような
設備には、放射能を検出するための装置を備え、
原子力発電設備から万一外部へ流出した放射能量
を正しく知り、これに基づいて、その対策処置を
立てることが重要である。
細管の漏洩時に主蒸気管中の蒸気逃し弁や安全弁
が作動した場合には、主蒸気管中に含まれる放射
性物質が大気中に流出する。従つて、このような
設備には、放射能を検出するための装置を備え、
原子力発電設備から万一外部へ流出した放射能量
を正しく知り、これに基づいて、その対策処置を
立てることが重要である。
従来、蒸気発生器の細管漏洩時に、主蒸気逃し
弁又は安全弁から蒸気が大気へ流出し、放射能が
大気中へ流出した場合、例えば、一次冷却材中の
放射能分析に基づいて流出した放射能量を求めて
いた。しかしながら、この方法では、各弁からの
流出した放射能量を求めるためには、一次冷却材
のサンプリング分析、蒸気発生器の漏洩率の算
出、各弁からの放出蒸気量の算出など多くの手順
を要し、時間が掛かる欠点があつた。
弁又は安全弁から蒸気が大気へ流出し、放射能が
大気中へ流出した場合、例えば、一次冷却材中の
放射能分析に基づいて流出した放射能量を求めて
いた。しかしながら、この方法では、各弁からの
流出した放射能量を求めるためには、一次冷却材
のサンプリング分析、蒸気発生器の漏洩率の算
出、各弁からの放出蒸気量の算出など多くの手順
を要し、時間が掛かる欠点があつた。
そこで、本発明は、簡単な装置で、この放射能
量を正確に且つ迅速に算出することのできる主蒸
気大気放出時の放射能監視装置を得ることをその
目的とするものである。
量を正確に且つ迅速に算出することのできる主蒸
気大気放出時の放射能監視装置を得ることをその
目的とするものである。
本発明においては、この目的を達成するため
に、原子力発電設備における蒸気発生器から引出
される主蒸気管に取付けられている主蒸気逃し弁
及び主蒸気安全弁にそれぞれ弁動作検出器を附設
し、同じ主蒸気管に取付けられている主蒸気圧力
計からの信号と弁動作検出器からの信号を流出蒸
気量演算器に接続させ、更に、主蒸気管の管外壁
近傍に放射線検出器を設け、これと流出蒸気量演
算器とを放出放射能量演算器に接続して成ること
を特徴とするものである。
に、原子力発電設備における蒸気発生器から引出
される主蒸気管に取付けられている主蒸気逃し弁
及び主蒸気安全弁にそれぞれ弁動作検出器を附設
し、同じ主蒸気管に取付けられている主蒸気圧力
計からの信号と弁動作検出器からの信号を流出蒸
気量演算器に接続させ、更に、主蒸気管の管外壁
近傍に放射線検出器を設け、これと流出蒸気量演
算器とを放出放射能量演算器に接続して成ること
を特徴とするものである。
以下、本発明をその１実施例を示す添附図面に
基づいて説明する。
基づいて説明する。
図に示すように、蒸気発生器１に含まれる一次
冷却材との熱交換によつて発生した蒸気は、主蒸
気管２を経て引出され、タービン（図示していな
い）へ送られる。主蒸気管２には、並列に配置さ
れた主蒸気圧力計４及び主蒸気逃し弁５並びに数
組の主蒸気安全弁６がこの順序に連結されてお
り、これらの弁５，６が動作した時には、これら
の弁５，６から蒸気が流出するが、若しも、万
一、蒸気発生器１中で細管漏洩が発生しておれ
ば、蒸気と一緒に放射性物質が弁５，６から大気
中に流出することとなる。この場合、主蒸気管２
中の放射性物質濃度は、主蒸気管２の外壁近傍
で、かつ、主蒸気圧力計４の前部に設けられた放
射線検出器６によつて測定され、また、主蒸気管
２に設けられた各主蒸気逃し弁５及び安全弁６に
は、弁の開閉を検知する弁動作検出器７を取付
け、これらを流出蒸気量演算器８に接続し、ま
た、これには、主蒸気逃し弁５の上流側に配置さ
れている主蒸気圧力計４も接続されている。更
に、放射線検出器３と流出蒸気量演算器８とは、
放出放射能量演算器９に接続されている。
冷却材との熱交換によつて発生した蒸気は、主蒸
気管２を経て引出され、タービン（図示していな
い）へ送られる。主蒸気管２には、並列に配置さ
れた主蒸気圧力計４及び主蒸気逃し弁５並びに数
組の主蒸気安全弁６がこの順序に連結されてお
り、これらの弁５，６が動作した時には、これら
の弁５，６から蒸気が流出するが、若しも、万
一、蒸気発生器１中で細管漏洩が発生しておれ
ば、蒸気と一緒に放射性物質が弁５，６から大気
中に流出することとなる。この場合、主蒸気管２
中の放射性物質濃度は、主蒸気管２の外壁近傍
で、かつ、主蒸気圧力計４の前部に設けられた放
射線検出器６によつて測定され、また、主蒸気管
２に設けられた各主蒸気逃し弁５及び安全弁６に
は、弁の開閉を検知する弁動作検出器７を取付
け、これらを流出蒸気量演算器８に接続し、ま
た、これには、主蒸気逃し弁５の上流側に配置さ
れている主蒸気圧力計４も接続されている。更
に、放射線検出器３と流出蒸気量演算器８とは、
放出放射能量演算器９に接続されている。
このようにして、流出蒸気量演算器８は主蒸気
逃し弁５及び主蒸気安全弁６の開閉の動作状態を
弁動作検出器７によつて確認すると、主蒸気管２
内の蒸気圧力によつて、漏洩蒸気量を演算するこ
とができる。更に、流出蒸気量演算器８は、放出
放射能量演算器９に接続されているので、蒸気発
生器１の中において伝熱細管の漏洩等の生じた時
に外部へ流出した放射性物質量は、放射線検出器
３によつて検出された主蒸気中の放射能レベル
と、流出蒸気量演算器８によつて求められた流出
蒸気量とから、放出放射能量演算器９によつて容
易に求めることができる。
逃し弁５及び主蒸気安全弁６の開閉の動作状態を
弁動作検出器７によつて確認すると、主蒸気管２
内の蒸気圧力によつて、漏洩蒸気量を演算するこ
とができる。更に、流出蒸気量演算器８は、放出
放射能量演算器９に接続されているので、蒸気発
生器１の中において伝熱細管の漏洩等の生じた時
に外部へ流出した放射性物質量は、放射線検出器
３によつて検出された主蒸気中の放射能レベル
と、流出蒸気量演算器８によつて求められた流出
蒸気量とから、放出放射能量演算器９によつて容
易に求めることができる。
このように、本発明においては、例えば、100
万kW級の設備の場合、蒸気発生器１が４基設置
されているものとし、それぞれの蒸気発生器１か
ら発生した蒸気は、それぞれの主蒸気管２を介し
て導かれ、主蒸気ヘツダにおいて合流した後、タ
ービンへ送られるが、各主蒸気管２には、上記の
ように、主蒸気圧力計４、主蒸気逃し弁５、主蒸
気安全弁６等が設置されているものとすると、万
一、いずれかの蒸気発生器１中で伝熱細管の漏
洩、あるいは、破断が起つた時には、放射能を含
む原子炉冷却材が蒸気側（二次冷却系）へ漏れ込
み、蒸気中に放射性物質が混入することになり、
例えば、この時、原子力発電設備が外部から供給
されている電源が喪失した場合、その蒸気発生器
１に属する主蒸気管２に設けられている多くの主
蒸気逃し弁５及び安全弁６（この設例の場合に
は、総計８個）が動作し、主蒸気管２中の蒸気が
一時的に動作した弁５、６から大気中に流出する
こととなる。
万kW級の設備の場合、蒸気発生器１が４基設置
されているものとし、それぞれの蒸気発生器１か
ら発生した蒸気は、それぞれの主蒸気管２を介し
て導かれ、主蒸気ヘツダにおいて合流した後、タ
ービンへ送られるが、各主蒸気管２には、上記の
ように、主蒸気圧力計４、主蒸気逃し弁５、主蒸
気安全弁６等が設置されているものとすると、万
一、いずれかの蒸気発生器１中で伝熱細管の漏
洩、あるいは、破断が起つた時には、放射能を含
む原子炉冷却材が蒸気側（二次冷却系）へ漏れ込
み、蒸気中に放射性物質が混入することになり、
例えば、この時、原子力発電設備が外部から供給
されている電源が喪失した場合、その蒸気発生器
１に属する主蒸気管２に設けられている多くの主
蒸気逃し弁５及び安全弁６（この設例の場合に
は、総計８個）が動作し、主蒸気管２中の蒸気が
一時的に動作した弁５、６から大気中に流出する
こととなる。
従つて、放射線検出器３を主蒸気逃し弁５及び
安全弁６よりも上流の主蒸気管２の管外壁近傍に
取付け、伝熱細管漏洩時、主蒸気中に混入した放
射能による放射線を測定することによつて、主蒸
気管２の中に含まれる放射能レベルを知ることが
できる。
安全弁６よりも上流の主蒸気管２の管外壁近傍に
取付け、伝熱細管漏洩時、主蒸気中に混入した放
射能による放射線を測定することによつて、主蒸
気管２の中に含まれる放射能レベルを知ることが
できる。
また、逃し弁５及び安全弁６から流出する蒸気
流量は、各弁５，６に附設された弁動作（開、
閉）検出器７の信号と、主蒸気管圧力計４の値と
から、これらの圧力計４及び検出器７に接続され
た放出蒸気量演算器８によつて求められ、放射線
検出器３及び放出蒸気量演算器８に接続されてい
る放出放射能量演算器９によつて全放出放射能量
が容易に求められる。
流量は、各弁５，６に附設された弁動作（開、
閉）検出器７の信号と、主蒸気管圧力計４の値と
から、これらの圧力計４及び検出器７に接続され
た放出蒸気量演算器８によつて求められ、放射線
検出器３及び放出蒸気量演算器８に接続されてい
る放出放射能量演算器９によつて全放出放射能量
が容易に求められる。
以上のように、本発明によると、原子力発電設
備、特に、加圧水型の原子力発電設備における蒸
気発生器の伝熱細管の漏洩時に、万一外部電源が
喪失した場合のように、主蒸気逃し弁、安全弁か
ら放射性物質を含む蒸気が流出した時に、流出し
た放射能量を容易に且つ連続して知ることができ
るので、本発明な原子力発電設備における安全対
策として、きわめて有効な装置を提供することが
できる。
備、特に、加圧水型の原子力発電設備における蒸
気発生器の伝熱細管の漏洩時に、万一外部電源が
喪失した場合のように、主蒸気逃し弁、安全弁か
ら放射性物質を含む蒸気が流出した時に、流出し
た放射能量を容易に且つ連続して知ることができ
るので、本発明な原子力発電設備における安全対
策として、きわめて有効な装置を提供することが
できる。
図は、この発明による主蒸気大気放出時の放射
能監視装置を示す略図である。 １…蒸気発生器、２…主蒸気管、３…放射線検
出器、４…主蒸気圧力計、５…主蒸気逃し弁、６
…主蒸気安全弁、７…弁動作（開、閉）検出器、
８…流出蒸気量演算器、９…放出放射能量演算
器。
能監視装置を示す略図である。 １…蒸気発生器、２…主蒸気管、３…放射線検
出器、４…主蒸気圧力計、５…主蒸気逃し弁、６
…主蒸気安全弁、７…弁動作（開、閉）検出器、
８…流出蒸気量演算器、９…放出放射能量演算
器。
Claims (1)
- １ 原子力発電設備において、蒸気発生器から引
出される主蒸気管上に取付けられている主蒸気逃
し弁及び主蒸気安全弁にそれぞれ弁動作検出器を
附設し、同じく主蒸気管に取付けられている主蒸
気圧力計及び前記各弁動作検出器からの信号を入
力とし流出蒸気量を求める流出蒸気量演算器と、
主蒸気管の管外壁近傍に放射線検出器を取付け、
前記放射線検出器からの信号と、前記流出蒸気量
演算器からの信号を入力とし流出放射能量を求め
る放射能量演算器とにより構成したことを特徴と
する原子力発電設備における主蒸気大気放出時の
放射能監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56061292A JPS57175994A (en) | 1981-04-24 | 1981-04-24 | Radioactivity monitoring device at main steam release in atomic power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56061292A JPS57175994A (en) | 1981-04-24 | 1981-04-24 | Radioactivity monitoring device at main steam release in atomic power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS57175994A JPS57175994A (en) | 1982-10-29 |
| JPH0123076B2 true JPH0123076B2 (ja) | 1989-04-28 |
Family
ID=13166966
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56061292A Granted JPS57175994A (en) | 1981-04-24 | 1981-04-24 | Radioactivity monitoring device at main steam release in atomic power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS57175994A (ja) |
Families Citing this family (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP5456408B2 (ja) * | 2009-08-07 | 2014-03-26 | 三菱電機株式会社 | 放射性ガスモニタ |
-
1981
- 1981-04-24 JP JP56061292A patent/JPS57175994A/ja active Granted
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS57175994A (en) | 1982-10-29 |
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