JPH02159599A - 原子炉格納容器内漏洩源判定方法 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 ［発明の目的］ （産業上の利用分野） 本発明は原子炉格納容器内で一次系から漏洩が発生した
場合にその漏洩源が原子炉炉水系であるか主蒸気系であ
るかを判定する方法に関する。

（従来の技術） 沸騰水型原子力発電プラントでは、原子炉格納容器内で
原子炉圧力容器を含む一次系から原子炉炉水又は主蒸気
が漏洩し、漏洩量が許容量を越えた場合にはプラントの
安全性を確保するためにプラントの運転を停止し、漏洩
源の早期発見と漏洩に対する必要な措置を講する必要が
ある。従来、漏洩源が原子炉炉水系であるか主蒸気系で
あるかを判定する方法としては、原子炉格納容器内の雰
囲気ガス中の水素濃度を測定して漏洩源を判定する方法
、あるいは原子炉格納容器内のサンプタンクに流入する
漏洩水中の放射性核種を検出して漏洩源を判定する方法
などがある。

しかしながら、前者の方法は水素濃度の経時変化から漏
洩源を判定するため、判定結果を得るまでに時間がかか
るという問題があった。また、後者の方法は漏洩水がサ
ンプタンクに流入する間に放射性核種が崩壊して濃度が
減少したりするため、正確な判定結果を得ることができ
ないという問題があった。

（発明が解決しようとする課題） 上述したように従来では原子炉格納容器内の雰囲気ガス
中の水素濃度や漏洩水中の放射性核種から漏洩源を判定
していたため、判定結果を得るまでに時間を要し、しか
も正確な判定結果を得ることができなかった。

本発明の目的は上述した問題点に鑑みてなされたもので
あり、原子炉格納容器内で原子炉炉水又は主蒸気の漏洩
が発生した場合にその漏洩源が原子炉炉水系であるか主
蒸気系であるかを迅速かつ正確に判定することができる
原子炉格納容器内漏洩源判定方法を提供しようとするも
のである。

［発明の構成］ （課題を解決するための手段） 上記課題を解決するために本発明は、原子炉格納容器内
の雰囲気中における放射性核種の濃度及び組成を測定し
、その測定結果を原子炉炉水中及び生蒸気中における放
射性核種の濃度比と比較して原子炉一次系の漏洩源を判
定することを特徴とするものである。

（作　用） 本発明においては、原子炉格納容器内の雰囲気中におけ
る放射性核種の濃度及び組成を′ｌｎ１定することによ
り、原子炉格納容器内の雰囲気中における放射性核種の
濃度比を知ることができる。従って、原子炉格納容器内
の雰囲気中における放射性核種の濃度比と原子炉炉水中
及び主蒸気中における放射性核種の濃度比とを比較する
ことにより、原子炉炉水中における放射性核種の濃度比
と主蒸気中における放射性核種の濃度比とは数値的に大
きく異なるため、漏洩源が原子炉炉水系であるか主蒸気
系であるかを迅速かつ正確に判定することができる。

（実施例） 第１図は本発明方法を適用した沸騰水型原子カプラント
の概略構成を示す図で、原子炉格納容器１内には原子炉
圧力容器２が格納されている。

この原子炉圧力容器２には原子炉給水配管３と主蒸気配
管４が接続されており、原子炉給水配管３より原子炉圧
力容器２内に給水された炉水は原子炉再循環配管５に設
けられた原子炉再循環ポンプ６により循環撹拌された後
、原子炉圧力容器２内に収容された炉心（図示せず）に
下方より流入する。そして、炉心内に流入した炉水は炉
心の核反応熱によって加熱され、高温高圧の蒸気となっ
て主蒸気配管４より流出し、図示しないタービン発電系
へ送られるようになっている。また、原子炉圧力容器２
の下部には制御棒駆動機構７が設けられ、この制御棒駆
動機構７で図示しない制御棒を昇降駆動している。なお
、制御棒駆動機構７には駆動水配管８が接続されている
。

前記原子炉格納容器１内の雰囲気ガスはサンプルポンプ
９によってサンプリング配管１０内に吸引される。この
サンプリング配管１０には露点湿度計１１、水素濃度計
１２、放射線モニタ１３が設けられ、これらの検出器に
よって原子炉格納容器１内のの露点温度と水素濃度およ
び放射線量が計測されるようになっている。また、原子
炉格納容器１内の雰囲気ガスは除湿器１４の冷却水配管
１５内を流れる冷却水によって常時除湿され、除湿器１
４で発生した凝縮ドレン水はドレン配管１６を通り、ド
レン流量計１７を経てサンプタンク１８に流入する。そ
して、サンプタンク１８に流入した凝縮ドレン水は移送
ポンプ１９で昇圧され、サンプ水移送配管２０を通って
原子炉格納容器１外へ排出されるようになっている。

また、図中２１は原子炉格納容器１内の雰囲気ガスをサ
ンプリングして放射性核種（例えばＮ−１３゜Ｆ（８，
ｒ−１：Ｈ、ｌ−１３３等）の濃度と組成を分析する放
射性核種分析装置、２１は上記放射性核種分析装置２１
の分析結果を基に漏洩源を判定する漏洩源判定装置であ
る。

上記のような構成において、原子炉格納容器１内で原子
炉一次系に漏洩が発生した場合、漏洩水は原子炉格納容
器１内で蒸発して露点温度を高めると共に除湿器１４に
よって除湿され、ドレン配管１６及びドレン流量計１７
を経てサンプタンク１８に流入した後、移送ポンプ１９
によりサンプ水移送配管２０を通って原子炉格納容器１
外へ排出される。一方、漏洩水中に含まれる種々の放射
性核種は原子炉格納容器１内の雰囲気中に放出され、そ
れぞれの半減期に従い崩壊して減衰したり、その化学的
性質に応じて原子炉格納容器１内の機器及び配管等に付
着したり、あるいは除湿器１４の凝縮ドレン水中に移行
したりする。そして、原子炉格納容器１内で一次系から
漏洩が発生したときの原子炉格納容器１内の雰囲気中に
おける放射性核種のマスバランスは次式により示される
。

る。

また、（２）式を変形すると原子炉格納容器１内におけ
る漏洩水の漏洩率を求める（３）式が得られる。

Ｃ１：放射性核種ｉの格納容器内雰囲気中濃度（μＣｌ
　／　ｒｒｉ＋） ＣＬ：放射性核種ｉの漏洩水中濃度 （μｃ＋／ｇ） Ｌ　：漏洩率（ｇ／Ｈｒ） Ｖ　：格納容器内容積（ｒｎ’） λ、：放射放射性核種部壊定数（Ｈ＋”）α、：放射放
射性核種路納容器内付着係数（ｒｒ？／１ｌｒ） ここで、原子炉格納容器１内の雰囲気中における放射性
核種ｉの濃度Ｃ１が平衡状態にある場合は、ｄｃ＋　／
ｄ　ｔ−０とおけることから、原子炉格納容器１内の雰
囲気中における放射性核種ｉの平衡濃度をＣ０で表わす
と（１）式より（２）式が得られここで、漏洩水中に含
まれる２種類の放射性核種１２　ｊの濃度比は次式によ
り示される。

ＲＬ：格納容器内漏洩水中の核種濃度比Ｃ，、：核種ｊ
の格納容器内雰囲気平衡濃度（μＣ１／醒） λ、：核種核種筋壊定数（Ｈｒ利） α、：核種核種路納容器内付着係数 （ｒｄ／　Ｈｒ） ＣＬ：核種ｊｋ漏洩水中濃度（μＣ＋／ｇ）ＲＡ：格納
容器内の雰囲気中の核種濃度比ここで、２種類の放射性
核種の付着係数が同じ場合には（４）式においてＣ１−
α）とおくことにより、付着係数を求める（５）式が得
られる。

また、（５）式を（３）式に代入すると、２種類の放射
性核種ｉ、ｊの付着係数が同じ場合に、その濃度比から
漏洩率を求める（６）式が得られる。

従って、本発明においては原子炉格納容器１内に放出さ
れた放射性核種の濃度を測定し、原子炉炉水及び主蒸気
中に存在する放射性核種の濃度比と比較することにより
、漏洩源が原子炉炉水系であるか主蒸気系であるかを判
定できる。たとえば、原子炉格納容器１内のＮ−１３，
Ｆ−１８と漏洩水中のＮ−１３，Ｆ−１８との関係は（
７）式により表わされる。

ＣＬ　：漏洩水中のＮ−１３放射能濃度（μＣ＋／ｇ） λＮ−１３：　Ｎ−１３崩壊定数（４，１７５Ｈｒ−’
）αＮ−ｌ３　：　Ｎ−１３の格納容器内付着係数（ｒ
ｄ／）ｌｒ） Ｃ，、：Ｎ−１３の格納容器内濃度 （μＣ，／イ） Ｖ　：格納容器体ｆａ（ｍ’） ＣＬ　　：漏洩水中のＦ−１８放射能濃度（μｃ、／ｇ
） λｐ−＋ｓ　：　Ｐ−１８崩壊定数（０，３７９Ｈｒ　
−’）αｐ−＋ｓ　：　Ｆ−１８の格納容器内付着係数
（ｒｒ？／Ｈｒ） Ｃ−＊　　：Ｆ−１８の格納容器内濃度（μＣ１／ｒｒ
１′） ここで、（７）式においてＮ−１３，Ｆ−１８の化学的
性質から原子炉格納容器１内における付着係数は無視で
きることから（７）式より（８）式が得られる。

（８）式を用いることにより原子炉格納容器１内の雰囲
気中におけるＮ−１３とＦ−１８との濃度比から漏洩水
中のＮ−１３とＦ−１８との濃度比を求め、原子炉炉水
中のＮ−１３／Ｆ−１８濃度比が２５／１程度、主蒸気
中のＮ−１３／Ｆ−１８濃度比が４／１程度であること
を利用して漏洩源の判定を行なう。また、（３）式を用
いることにより漏洩率の評価が可能となる。

第２図は原子炉格納容器１内で一次系から漏洩が発生し
た場合に原子炉格納容器１内に放出される放射性核種の
濃度比を示したもので、Ｎ−１３及びＦ−１８は共に５
１１ＫｅＶ程度のγ線のみを出すため、その測定は原子
炉格納容器１内の雰囲気ガスより採取したサンプルのγ
線ピーク強度を連続的に測定し、第２図に示すようなサ
ンプルの減衰曲線を作成する。サンプルの減衰曲線はＮ
−１３の減衰曲線ａａＦ−１８の減衰曲線すとの合成曲
線となり、その形はＮ−１３とＦ−１８との濃度比に依
存することになる。ここで、原子炉炉水中のＮ−１３／
Ｆ−１１１濃度比は２５／１程度とＦ−１８が少ないた
め、漏洩源が原子炉炉水系である場合にはサンプルの減
衰曲線は曲線Ｃに示すようになる。また、漏洩源が主蒸
気系である場合には主蒸気中のＮ　−１３／　Ｆ−１８
濃度比は４／１程度とＦ−１８が多くなるため、サンプ
ルの減衰曲線はｄのようになる。

従って、原子炉格納容器１内の雰囲気中におけるＮ−１
３とＦ−１８との濃度比を測定し、その減衰曲線を求め
ることにより、漏洩源が原子炉炉水系であるか主蒸気系
であるかを判定することができる。

なお、本発明は上記実施例に限定されるものではない。

例えば、上記実施例では原子炉格納容器１内の雰囲気中
におけるＮ−１３とＦ−１８との濃度比をａ１定したが
、ｌ−１３１とｌ−１３３との濃度比を測定し、その測
定結果を原子炉炉水中及び主蒸気中のＩ　−１３１／　
ｌ−１３３濃度比と比較して漏洩源を判定するようにし
てもよい。

具体的に説明すると、原子炉格納容器１内におけるＩ　
−１３１、１−１１３の挙動は同一と考えられ、原子炉
格納容器１内における付着係数は同じと考えられること
からＩ　−１３１、ｌ−１３３の濃度比と漏洩率との関
係は次式で示される。

Ｌ　：漏洩率（ｇ／１ｌｒ） ＲＬ　：漏洩水中のｌ−１３１７Ｉ−１３３濃度比（−
）ＲＡ：格納容器内雰囲気中の１−１３１７！−１３３
濃度比（−） ■　＝格納容器内容積（ｒｒ？） λｒ−＋＊、：　ｌ−１３１崩壊定数 （３，５９１ｘ　１Ｏ−３Ｈｒ−’） ｃＬ：　ｌ−１３１の漏洩水中の濃度 （μＣ＋　／ｇ） Ｃ□　　：　ｌ−１３１の格納容器雰囲気中の濃度（ｕ
　Ｃ＋　／　ｒｎ’） λＩ−＋３３　：　ｌ−１３３崩壊定数（３，３１６Ｘ
１Ｏ−２１１ｒ−り ＲＬ−：漏洩水中のｌ−１３３／ｌ−１３１濃度比（−
）ＲＡ：格納容器内雰囲気中のｌ−１３３７Ｉ−１３１
濃度比（−） ＣＬ　　　　：　ｌ−１３３の漏洩水中の濃度（μＣ＋
／ｇ） 夏−１３３ Ｃ、、：　Ｊ−１３３の格納容器内雰囲気中の濃度（ｕ
　Ｃ＋　／　ｒｒＩ′） 前述の（９）式及び（１０）式を用い、原子炉格納容器
１内の雰囲気中におけるＩ　−１３１、ｌ−１３３の濃
度比から原子炉格納容器１内の漏洩源を原子炉炉水若し
くは主蒸気と仮定してそれぞれ想定漏洩率の評価を実施
する。この漏洩率評価と原子炉格納容器内サンプ水排出
量若しくはドレン流量系の指示値から求めた漏洩率とを
比較することにより漏洩源を判別することができる。

［発明の効果］ 以上述べたように本発明によれば、原子炉格納容器内の
雰囲気中における放射性核種の濃度及び組成をＩＩ定し
、その測定結果を原子炉炉水中及び主蒸気中の放射性核
種の濃度比と比較して漏洩源を判定するようにしたので
、漏洩源が原子炉炉水系であるか主蒸気系であるかを正
確かつ迅速に判定することができる。従って、−次系漏
洩源の早期発見及びプラント停止時の対応措置等が極め
て容易となり、沸騰水型原子力発電プラントの安全性及
び信頼性向上に大きく寄与することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図及び第２図は本発明による原子炉格納容器内漏洩
源判定方法を説明するための図で、第１図は沸騰水型原
子カプラントの概略構成図、第２図は原子炉格納容器内
に放出された放射性核種の減衰曲線を示す図である。 １・・・原子炉格納容器、２・・・原子炉圧力容器、３
・・・原子炉給水配管、４・・・主蒸気配管、５・・・
原子炉再循環配管、６・・・原子炉再循環ポンプ、７・
・・制御棒駆動機構、８・・・駆動水配管、９・・・サ
ンプリングポンプ、１０・・・サンプリング配管、１４
・・・除湿器、１６・・・ドレン流量計、２１・・・放
射性核種分析装置、 ２・・・漏洩源判定装置。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 原子炉格納容器内の雰囲気中における放射性核種の濃度
   及び組成を測定し、その測定結果を原子炉炉水中及び主
   蒸気中における放射性核種の濃度比と比較して原子炉一
   次系の漏洩源を判定することを特徴とする原子炉格納容
   器内漏洩源判定方法。