JPH04268496A - 原子炉の異常診断装置およびその診断方法 - Google Patents
原子炉の異常診断装置およびその診断方法Info
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- JPH04268496A JPH04268496A JP3028571A JP2857191A JPH04268496A JP H04268496 A JPH04268496 A JP H04268496A JP 3028571 A JP3028571 A JP 3028571A JP 2857191 A JP2857191 A JP 2857191A JP H04268496 A JPH04268496 A JP H04268496A
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- steam
- piping
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- 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)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【０００１】［発明の目的］
【０００２】
【産業上の利用分野】本発明は加圧水型原子炉（以下、
ＰＷＲと記す）における蒸気発生器内の伝熱管からの一
次系冷却材の漏洩を診断する原子炉の異常診断装置およ
びその診断方法に関する。
ＰＷＲと記す）における蒸気発生器内の伝熱管からの一
次系冷却材の漏洩を診断する原子炉の異常診断装置およ
びその診断方法に関する。
【０００３】
【従来の技術】図１により従来の加圧水型原子力発電所
の概略を説明する。図中、符号１は原子炉建屋、２は原
子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ示している。 原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次系冷却材は一
次系配管５を流れて蒸気発生器６内の伝熱管７に流入す
る。蒸気発生器６内の二次系冷却材は伝熱管７と熱交換
して加熱され高温蒸気となって二次系主蒸気配管８を流
れてタービン９へ流入する。タービン９は回転し、発電
機１０を駆動して発電する。タービン９で仕事を終えた
蒸気は復水器１１に流入し冷却されて復水となる。この
復水は二次系給水管１２を流れて蒸気発生器６へ二次系
冷却材として給水される。一方、蒸気発生器６内の伝熱
管７を流れる一次系冷却材は二次系冷却材と熱交換して
冷却され、一次系主冷却配管１３からポンプ１４により
原子炉容器３内に冷却して炉心４で加熱される。なお、
図中１５は制御棒、１６は加圧器、１７はスプレー管を
それぞれ示している。又、２２は排ガス系抽気配管、２
３はタービン排ガス系モニタで、排ガス中の放射性物質
を測定するものである。
の概略を説明する。図中、符号１は原子炉建屋、２は原
子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ示している。 原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次系冷却材は一
次系配管５を流れて蒸気発生器６内の伝熱管７に流入す
る。蒸気発生器６内の二次系冷却材は伝熱管７と熱交換
して加熱され高温蒸気となって二次系主蒸気配管８を流
れてタービン９へ流入する。タービン９は回転し、発電
機１０を駆動して発電する。タービン９で仕事を終えた
蒸気は復水器１１に流入し冷却されて復水となる。この
復水は二次系給水管１２を流れて蒸気発生器６へ二次系
冷却材として給水される。一方、蒸気発生器６内の伝熱
管７を流れる一次系冷却材は二次系冷却材と熱交換して
冷却され、一次系主冷却配管１３からポンプ１４により
原子炉容器３内に冷却して炉心４で加熱される。なお、
図中１５は制御棒、１６は加圧器、１７はスプレー管を
それぞれ示している。又、２２は排ガス系抽気配管、２
３はタービン排ガス系モニタで、排ガス中の放射性物質
を測定するものである。
【０００４】ところで、蒸気発生器６内には逆Ｕ字状の
細管からなる多数本の伝熱管７が管板に取着されており
、これらの伝熱管７の全数について定期検査時に点検を
行い健全性を確認している。原子炉運転中に仮に伝熱管
７が破損して一次系冷却材の漏洩が発生した場合、漏洩
した放射性物質は二次系主蒸気配管８を通り、タービン
９へ移行し、さらに復水器１１を通り給水系に戻ること
になる。ＰＷＲでは復水器１１から一部の蒸気（ガス）
を排ガス系抽気配管２２を通し抽気しており、抽気した
蒸気中に放射性物質が警報設定値以上含まれている場合
には排ガスモニタ２３により警報が発せられるように構
成している。
細管からなる多数本の伝熱管７が管板に取着されており
、これらの伝熱管７の全数について定期検査時に点検を
行い健全性を確認している。原子炉運転中に仮に伝熱管
７が破損して一次系冷却材の漏洩が発生した場合、漏洩
した放射性物質は二次系主蒸気配管８を通り、タービン
９へ移行し、さらに復水器１１を通り給水系に戻ること
になる。ＰＷＲでは復水器１１から一部の蒸気（ガス）
を排ガス系抽気配管２２を通し抽気しており、抽気した
蒸気中に放射性物質が警報設定値以上含まれている場合
には排ガスモニタ２３により警報が発せられるように構
成している。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】従来のＰＷＲでは、一
次系冷却材が漏洩した場合、放射性物質が排ガスモニタ
２３警報設定値を超える量の漏洩に達した時点において
警報が発せられることになる。ところが、図１に示した
ように排ガスモニタ２３は二次系の系統でも終端部の復
水器１１から導出された排ガス系抽気配管２２に位置し
ている。 蒸気発生器６内の伝熱管７の破損に伴って二次系に漏洩
する一次系冷却材の主要線源核種であるＮ１６（半減期
７秒）やＣ１５（半減期２秒）のような短半減期核種は
、排ガスモニタ２３に到達するまで減衰して、ほとんど
計測されなくなる。このため、一次系冷却材の漏洩によ
る排ガスモニタ２３が対象としている放射性核種は希ガ
ス，腐食生成物，核分裂生成物等である。ところが、一
次系冷却材中に存在するこれらの放射性核種はＮ１６や
Ｃ１５に比べて、もともと量が少ない上に主蒸気中に漏
洩した一部を抽気して測定していることから、微量の漏
洩に際しては検知し難くなっている。このように、微量
漏洩による異常徴候が検知できない装置となっている。 又、漏洩した放射性物質の濃度および異常の状態を把握
できない等の課題がある。
次系冷却材が漏洩した場合、放射性物質が排ガスモニタ
２３警報設定値を超える量の漏洩に達した時点において
警報が発せられることになる。ところが、図１に示した
ように排ガスモニタ２３は二次系の系統でも終端部の復
水器１１から導出された排ガス系抽気配管２２に位置し
ている。 蒸気発生器６内の伝熱管７の破損に伴って二次系に漏洩
する一次系冷却材の主要線源核種であるＮ１６（半減期
７秒）やＣ１５（半減期２秒）のような短半減期核種は
、排ガスモニタ２３に到達するまで減衰して、ほとんど
計測されなくなる。このため、一次系冷却材の漏洩によ
る排ガスモニタ２３が対象としている放射性核種は希ガ
ス，腐食生成物，核分裂生成物等である。ところが、一
次系冷却材中に存在するこれらの放射性核種はＮ１６や
Ｃ１５に比べて、もともと量が少ない上に主蒸気中に漏
洩した一部を抽気して測定していることから、微量の漏
洩に際しては検知し難くなっている。このように、微量
漏洩による異常徴候が検知できない装置となっている。 又、漏洩した放射性物質の濃度および異常の状態を把握
できない等の課題がある。
【０００６】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、加圧水型原子炉における蒸気発生器内の伝熱
管からの一次系冷却材の微量漏洩を速やかに検知するこ
とができる原子炉の異常診断装置およびその診断方法を
提供することにある。 ［発明の構成］
たもので、加圧水型原子炉における蒸気発生器内の伝熱
管からの一次系冷却材の微量漏洩を速やかに検知するこ
とができる原子炉の異常診断装置およびその診断方法を
提供することにある。 ［発明の構成］
【０００７】
【課題を解決するための手段】第１の本発明は加圧水型
原子炉容器に一次系配管を介して加圧器および蒸気発生
器が接続され、この蒸気発生器の二次系出口からタービ
ンまでに二次系主蒸気配管が接続され、この二次系主蒸
気配管に放射線検出器が接続され、この放射線検出器に
演算処理系が接続されてなることを特徴とする。
原子炉容器に一次系配管を介して加圧器および蒸気発生
器が接続され、この蒸気発生器の二次系出口からタービ
ンまでに二次系主蒸気配管が接続され、この二次系主蒸
気配管に放射線検出器が接続され、この放射線検出器に
演算処理系が接続されてなることを特徴とする。
【０００８】第２の本発明は加圧水型原子炉容器に一次
系配管を介して加圧器および蒸気発生器が接続され、こ
の蒸気発生器の二次系出口からタービンまでに接続され
た二次系主蒸気配管に測定点として少なくとも２個の放
射線検出器を設け、これらの放射線検出器で検出した短
半減期核種を線源核種として測定したそれぞれの線量率
の減衰率から蒸気流速を算出し、前記測定点における放
射能濃度を蒸気発生器の二次系出口まで逆算して算出す
ることを特徴とする。
系配管を介して加圧器および蒸気発生器が接続され、こ
の蒸気発生器の二次系出口からタービンまでに接続され
た二次系主蒸気配管に測定点として少なくとも２個の放
射線検出器を設け、これらの放射線検出器で検出した短
半減期核種を線源核種として測定したそれぞれの線量率
の減衰率から蒸気流速を算出し、前記測定点における放
射能濃度を蒸気発生器の二次系出口まで逆算して算出す
ることを特徴とする。
【０００９】
【作用】第１の発明における異常診断装置では、放射線
検出器を二次系主蒸気配管の流路の上流側（蒸気発生器
に近い位置）に設置し、短半減期核種のＮ１６やＣ１５
が減衰する前に検知することにより、微量の放射性物質
漏洩に伴う初期徴候の診断が可能となる。これは、蒸気
発生器内の伝熱管破損による主蒸気へ漏洩する一次系冷
却材には放射性の希ガス，腐食生成物，核分裂生成物，
Ｎ１６やＣ１５等が含まれるが、通常原子炉運転時の一
次系冷却材単位体積当りに含まれるＮ１６やＣ１５の量
は最も多く、且つ主蒸気系へ移行しやすいため早期発見
が可能となる。次に、二次系主蒸気配管からの線量率は
その配管中の放射能濃度に比例することから、予め計算
により任意の濃度で測定点における線量率を求め、放射
線検出器により得られた線量率の実測値と前記計算によ
り算出された線量率の計算値との比（実測値／計算値）
を前記計算の際に用いた濃度に規格化して実測値の線量
率に対する放射能濃度を演算処理系により算出する。
検出器を二次系主蒸気配管の流路の上流側（蒸気発生器
に近い位置）に設置し、短半減期核種のＮ１６やＣ１５
が減衰する前に検知することにより、微量の放射性物質
漏洩に伴う初期徴候の診断が可能となる。これは、蒸気
発生器内の伝熱管破損による主蒸気へ漏洩する一次系冷
却材には放射性の希ガス，腐食生成物，核分裂生成物，
Ｎ１６やＣ１５等が含まれるが、通常原子炉運転時の一
次系冷却材単位体積当りに含まれるＮ１６やＣ１５の量
は最も多く、且つ主蒸気系へ移行しやすいため早期発見
が可能となる。次に、二次系主蒸気配管からの線量率は
その配管中の放射能濃度に比例することから、予め計算
により任意の濃度で測定点における線量率を求め、放射
線検出器により得られた線量率の実測値と前記計算によ
り算出された線量率の計算値との比（実測値／計算値）
を前記計算の際に用いた濃度に規格化して実測値の線量
率に対する放射能濃度を演算処理系により算出する。
【００１０】第２の発明における異常診断方法では、複
数箇所の放射線検出器で測定することにより、まず得ら
れたデータの自己診断を行う。これは、漏洩が発生した
場合、主蒸気の流路に沿って上流，下流の順番で測定値
に変化が現れ、到達時間の差分だけ測定値に差が出てく
ることになるが、放射線検出器の故障又はノイズであれ
ば一方の測定結果にしか現れないことから判断する。次
に、その値が正常な状態の値に比べ有意な差があれば、
漏洩と判定されるとともに測定値の差（減衰率）より上
流側の測定点から下流側の測定点までの蒸気の到達時間
が算出できる。漏洩放射能量を推定する方法を示す。
数箇所の放射線検出器で測定することにより、まず得ら
れたデータの自己診断を行う。これは、漏洩が発生した
場合、主蒸気の流路に沿って上流，下流の順番で測定値
に変化が現れ、到達時間の差分だけ測定値に差が出てく
ることになるが、放射線検出器の故障又はノイズであれ
ば一方の測定結果にしか現れないことから判断する。次
に、その値が正常な状態の値に比べ有意な差があれば、
漏洩と判定されるとともに測定値の差（減衰率）より上
流側の測定点から下流側の測定点までの蒸気の到達時間
が算出できる。漏洩放射能量を推定する方法を示す。
【００１１】Ｎ／Ｎ０ ＝ｅ（−λｔ）ｔ＝ｌｎ（Ｎ／
Ｎ０ ）／（−λ） ここで、Ｎ０ は上流側測定値、Ｎは下流側測定値、λ
は定数で核種によって決まっている。ｔが上流側の測定
点から下流側の測定点までの蒸気の到達時間である。さ
らに、前記測定点間の流路長さが分っていれば、蒸気の
流速Ｓ（ｍ／秒）が以下の式で算出できる。 Ｓ＝ｌ／ｔ（ｍ／秒） ここで、ｌは測定点間の流路長さ（ｍ）、ｔは前記到達
時間（秒）である。算出された蒸気の流速と測定点から
蒸気発生器の二次系出口までの配管距離をもとに、前記
同様に蒸気の到達時間を求め、先に算出した濃度を逆算
して主蒸気発生器の二次系出口における漏洩放射能量を
推定できる。
Ｎ０ ）／（−λ） ここで、Ｎ０ は上流側測定値、Ｎは下流側測定値、λ
は定数で核種によって決まっている。ｔが上流側の測定
点から下流側の測定点までの蒸気の到達時間である。さ
らに、前記測定点間の流路長さが分っていれば、蒸気の
流速Ｓ（ｍ／秒）が以下の式で算出できる。 Ｓ＝ｌ／ｔ（ｍ／秒） ここで、ｌは測定点間の流路長さ（ｍ）、ｔは前記到達
時間（秒）である。算出された蒸気の流速と測定点から
蒸気発生器の二次系出口までの配管距離をもとに、前記
同様に蒸気の到達時間を求め、先に算出した濃度を逆算
して主蒸気発生器の二次系出口における漏洩放射能量を
推定できる。
【００１２】
【実施例】図面を参照しながら本発明の第１および第２
の実施例を説明する。図１は本発明の実施例を含んだ加
圧水型原子力発電所の概略を示している。図中、符号１
は原子炉建屋、２は原子炉格納容器、３は原子炉容器を
それぞれ示している。原子炉容器３内の炉心４で加熱さ
れた一次系冷却材は一次系配管５を流れて蒸気発生器６
内の多数本の伝熱管７に流入する。蒸気発生器６内の二
次系冷却材は伝熱管７と熱交換して加熱され高温蒸気と
なって二次系主蒸気配管８を流れてタービン９へ流入す
る。タービン９は回転し、発電機１０を駆動して発電す
る。タービン９で仕事を終えた蒸気は復水器１１に流入
し冷却されて復水となる。この復水は二次系給水管１２
を流れて蒸気発生器６へ二次系冷却材として給水される
。一方、蒸気発生器６内の伝熱管７を流れる一次系冷却
材は二次系冷却材と熱交換して冷却され、一次系主冷却
配管１３からポンプ１４により原子炉容器３内に冷却し
て炉心４で加熱される。なお、図中１５は制御棒、１６
は加圧器、１７はスプレー管をそれぞれ示している。
の実施例を説明する。図１は本発明の実施例を含んだ加
圧水型原子力発電所の概略を示している。図中、符号１
は原子炉建屋、２は原子炉格納容器、３は原子炉容器を
それぞれ示している。原子炉容器３内の炉心４で加熱さ
れた一次系冷却材は一次系配管５を流れて蒸気発生器６
内の多数本の伝熱管７に流入する。蒸気発生器６内の二
次系冷却材は伝熱管７と熱交換して加熱され高温蒸気と
なって二次系主蒸気配管８を流れてタービン９へ流入す
る。タービン９は回転し、発電機１０を駆動して発電す
る。タービン９で仕事を終えた蒸気は復水器１１に流入
し冷却されて復水となる。この復水は二次系給水管１２
を流れて蒸気発生器６へ二次系冷却材として給水される
。一方、蒸気発生器６内の伝熱管７を流れる一次系冷却
材は二次系冷却材と熱交換して冷却され、一次系主冷却
配管１３からポンプ１４により原子炉容器３内に冷却し
て炉心４で加熱される。なお、図中１５は制御棒、１６
は加圧器、１７はスプレー管をそれぞれ示している。
【００１３】ここで、第１の実施例（第１の発明）では
二次系主蒸気配管８内の蒸気中の放射能を測定するため
、その配管８に面して、測定点Ａとして第１の放射線検
出器１８が設けられている。この第１の放射線検出器１
８は演算処理系２０に信号ケーブル２１によって接続さ
れている。
二次系主蒸気配管８内の蒸気中の放射能を測定するため
、その配管８に面して、測定点Ａとして第１の放射線検
出器１８が設けられている。この第１の放射線検出器１
８は演算処理系２０に信号ケーブル２１によって接続さ
れている。
【００１４】第１の実施例における第１の放射線検出器
１８の位置は蒸気発生器６の出口６ａに近い方が望まし
い。放射線検出器１８は電離箱型又はプラスチックシン
チレーション型等を用い線量率又は計数率としてＭＣＳ
（マルチチャンネル・スケーリング）モードで連続測定
する。測定データはリアルタイムで同軸ケーブル又は光
ケーブル等の信号ケーブル２１でデータの入出力、演算
機能を備えた演算処理装置（パソコン等）で構成する演
算処理系２０に転送される。この演算処理系２０では平
滑化二次微分等によるピークの探索を行い、正常値の統
計変動の３倍（３σ）を超えるかどうかを一つの基準と
して漏洩の有無を判定するとともに、線量率を放射能濃
度に換算しその値および変化量を出力し、その結果をも
とに漏洩の推移を予測する。又、予め測定対象放射性核
種の一次系冷却材中の放射能濃度と蒸気発生器６内にお
ける二次系主蒸気配管８への移行割合を求めておくこと
により、漏洩した際の主蒸気中の放射能濃度の値から伝
熱管７の破損部の規模を推定できる。
１８の位置は蒸気発生器６の出口６ａに近い方が望まし
い。放射線検出器１８は電離箱型又はプラスチックシン
チレーション型等を用い線量率又は計数率としてＭＣＳ
（マルチチャンネル・スケーリング）モードで連続測定
する。測定データはリアルタイムで同軸ケーブル又は光
ケーブル等の信号ケーブル２１でデータの入出力、演算
機能を備えた演算処理装置（パソコン等）で構成する演
算処理系２０に転送される。この演算処理系２０では平
滑化二次微分等によるピークの探索を行い、正常値の統
計変動の３倍（３σ）を超えるかどうかを一つの基準と
して漏洩の有無を判定するとともに、線量率を放射能濃
度に換算しその値および変化量を出力し、その結果をも
とに漏洩の推移を予測する。又、予め測定対象放射性核
種の一次系冷却材中の放射能濃度と蒸気発生器６内にお
ける二次系主蒸気配管８への移行割合を求めておくこと
により、漏洩した際の主蒸気中の放射能濃度の値から伝
熱管７の破損部の規模を推定できる。
【００１５】しかして、第１の実施例によれば蒸気発生
器６とタービン９をつなぐ二次系主蒸気配管８に面して
、主蒸気の流路に沿って上流側（蒸気発生器に近い位置
）に放射線検出器１８を設置した線量率測定系と、この
測定系から得られたデータをもとに正常状態時との比較
を行い漏洩による異常徴候の有無の判断および線量率か
ら測定点における主蒸気中の放射能濃度の算出を行い、
経時変化で処理できる演算処理系とからなっている。も
し、蒸気発生器６内の伝熱管７が破損した場合、一次系
冷却材の放射性物質は数秒で前記放射線検出器１８の位
置へ到達することになる。なお、本来から正常状態時に
おける主蒸気中放射能濃度はゼロに等しいので、検出器
の出力は顕著に変化すると思われる。特にＮ１６やＣ１
５が線源となった場合は放出されるガンマ線のエネルギ
ーが高い（６ＭｅＶ ，５ＭｅＶ ）ため二次系主蒸気
配管（肉厚２〜３ｃｍ）８の外側においても、微量でも
十分に検知することができる。
器６とタービン９をつなぐ二次系主蒸気配管８に面して
、主蒸気の流路に沿って上流側（蒸気発生器に近い位置
）に放射線検出器１８を設置した線量率測定系と、この
測定系から得られたデータをもとに正常状態時との比較
を行い漏洩による異常徴候の有無の判断および線量率か
ら測定点における主蒸気中の放射能濃度の算出を行い、
経時変化で処理できる演算処理系とからなっている。も
し、蒸気発生器６内の伝熱管７が破損した場合、一次系
冷却材の放射性物質は数秒で前記放射線検出器１８の位
置へ到達することになる。なお、本来から正常状態時に
おける主蒸気中放射能濃度はゼロに等しいので、検出器
の出力は顕著に変化すると思われる。特にＮ１６やＣ１
５が線源となった場合は放出されるガンマ線のエネルギ
ーが高い（６ＭｅＶ ，５ＭｅＶ ）ため二次系主蒸気
配管（肉厚２〜３ｃｍ）８の外側においても、微量でも
十分に検知することができる。
【００１６】次に本発明の第２の実施例（第２の発明）
を図１および図２を参照しながら説明する。なお、図１
は第１の実施例の説明とほぼ同様なため、主要構成部分
のみの説明にとどめる。本発明の第２の実施例において
は、図１中のＡ，Ｂはそれぞれ二次系主蒸気配管８の上
流側と下流側の測定点であり、その場所に第１および第
２の放射線検出器１８，１９を設置する。これらの放射
線検出器１８，１９は演算処理系２０に信号ケーブル２
１によって接続されており、電離箱型又はプラスチック
シンチレーション型等を用い線量率又は計数率としてＭ
ＣＳ（マルチチャンネル・スケーリング）モードで連続
測定する。もし、蒸気発生器６内の伝熱管７が破損して
一次系冷却材の漏洩が発生した場合はＡ，Ｂの順番で測
定値に変化が現れ、到達時間の差分だけ測定値に差が出
てくることになり、放射線検出器の故障又はノイズであ
れば一方の測定結果にしか現れないはずである。前記、
測定値を演算処理系２０において自己診断を行った後、
平滑化二次微分等によるピークの探索を行い、正常値の
統計変動の３倍（３σ）を超えるかどうかを一つの判断
基準とする。ここで、有意な漏洩の徴候であると判断し
た場合、直ちに予め算出してある線量率と放射能濃度の
換算係数から測定値を放射能濃度に換算し、さらに測定
点ＡとＢとの減衰率から主蒸気の流速を算出し、測定点
と蒸気発生器６の二次系出口６ａまでの配管距離から到
達時間を求め、前記Ａ又はＢの放射能濃度を時間を遡っ
て逆算して蒸気発生器６の二次系出口６ａにおける一次
系から漏洩した放射能濃度を算出する。前記一連のデー
タは演算処理系において経時変化として処理することに
より、異常の推移が即時に予測でき、又、予め測定対象
放射性核種の一次系冷却材中の放射能濃度と蒸気発生器
６内における主蒸気系への移行割合を求めておくことに
より、漏洩した際の主蒸気中の放射能濃度の値から破損
部の規模の推定が可能となる。ちなみに、診断可能な漏
洩量を以下の仮定を交え推定してみる。伝熱管７内の一
次系冷却材中のＮ１６放射能濃度を４０（μＣｉ／ｇ）
とし、二次系の主蒸気流量を１７００（Ｔ／ｈ） と
した時の伝熱管７からＬ（ｇ／ｓ） の漏洩が生じた場
合、時間当りの漏洩量は １４４Ｌ（ｍＣｉ／ｈ） と
なる。この内、５０％が主蒸気流量１５００Ｔ／ｈ に
移行すると、約Ｌ×５×１０−５（μＣｉ／ｇ） が主
蒸気中に存在していることになる。ここで、計算により
主蒸気配管中にＮ１６が１（μＣｉ／ｇ） ある時、主
蒸気配管（６５０Ａ）表面における線量率はおよそ３０
（ｍＲ／ｈ）になることから、Ｌ×５×１０−５（μＣ
ｉ／ｇ） の放射能濃度では、Ｌ×１×１０−３（ｍＲ
／ｈ）となり、放射線検出器の測定下限を ０．１（ｍ
Ｒ／ｈ）としても漏洩率Ｌは １００（ｇ／ｓ） とな
る。この量は、主蒸気発生器１基当りの一次系冷却材流
量 １５０００（Ｔ／ｈ） 、１基当り３３８２本の蒸
気発生器６内の伝熱管７とした時の伝熱管１本当りの流
量１２００（ｇ／ｓ） の０．０８％程度である。
を図１および図２を参照しながら説明する。なお、図１
は第１の実施例の説明とほぼ同様なため、主要構成部分
のみの説明にとどめる。本発明の第２の実施例において
は、図１中のＡ，Ｂはそれぞれ二次系主蒸気配管８の上
流側と下流側の測定点であり、その場所に第１および第
２の放射線検出器１８，１９を設置する。これらの放射
線検出器１８，１９は演算処理系２０に信号ケーブル２
１によって接続されており、電離箱型又はプラスチック
シンチレーション型等を用い線量率又は計数率としてＭ
ＣＳ（マルチチャンネル・スケーリング）モードで連続
測定する。もし、蒸気発生器６内の伝熱管７が破損して
一次系冷却材の漏洩が発生した場合はＡ，Ｂの順番で測
定値に変化が現れ、到達時間の差分だけ測定値に差が出
てくることになり、放射線検出器の故障又はノイズであ
れば一方の測定結果にしか現れないはずである。前記、
測定値を演算処理系２０において自己診断を行った後、
平滑化二次微分等によるピークの探索を行い、正常値の
統計変動の３倍（３σ）を超えるかどうかを一つの判断
基準とする。ここで、有意な漏洩の徴候であると判断し
た場合、直ちに予め算出してある線量率と放射能濃度の
換算係数から測定値を放射能濃度に換算し、さらに測定
点ＡとＢとの減衰率から主蒸気の流速を算出し、測定点
と蒸気発生器６の二次系出口６ａまでの配管距離から到
達時間を求め、前記Ａ又はＢの放射能濃度を時間を遡っ
て逆算して蒸気発生器６の二次系出口６ａにおける一次
系から漏洩した放射能濃度を算出する。前記一連のデー
タは演算処理系において経時変化として処理することに
より、異常の推移が即時に予測でき、又、予め測定対象
放射性核種の一次系冷却材中の放射能濃度と蒸気発生器
６内における主蒸気系への移行割合を求めておくことに
より、漏洩した際の主蒸気中の放射能濃度の値から破損
部の規模の推定が可能となる。ちなみに、診断可能な漏
洩量を以下の仮定を交え推定してみる。伝熱管７内の一
次系冷却材中のＮ１６放射能濃度を４０（μＣｉ／ｇ）
とし、二次系の主蒸気流量を１７００（Ｔ／ｈ） と
した時の伝熱管７からＬ（ｇ／ｓ） の漏洩が生じた場
合、時間当りの漏洩量は １４４Ｌ（ｍＣｉ／ｈ） と
なる。この内、５０％が主蒸気流量１５００Ｔ／ｈ に
移行すると、約Ｌ×５×１０−５（μＣｉ／ｇ） が主
蒸気中に存在していることになる。ここで、計算により
主蒸気配管中にＮ１６が１（μＣｉ／ｇ） ある時、主
蒸気配管（６５０Ａ）表面における線量率はおよそ３０
（ｍＲ／ｈ）になることから、Ｌ×５×１０−５（μＣ
ｉ／ｇ） の放射能濃度では、Ｌ×１×１０−３（ｍＲ
／ｈ）となり、放射線検出器の測定下限を ０．１（ｍ
Ｒ／ｈ）としても漏洩率Ｌは １００（ｇ／ｓ） とな
る。この量は、主蒸気発生器１基当りの一次系冷却材流
量 １５０００（Ｔ／ｈ） 、１基当り３３８２本の蒸
気発生器６内の伝熱管７とした時の伝熱管１本当りの流
量１２００（ｇ／ｓ） の０．０８％程度である。
【００１７】第２の実施例（第２の発明）によれば、蒸
気発生器６とタービン９をつなぐ二次系主蒸気配管８に
面して、蒸気の流路に沿って上流側（蒸気発生器に近い
位置）と下流側（タービンに近い位置）に間隔をあけた
複数の放射線検出器１８，１９を設置した線量率測定系
と、この線量率測定系から得られた複数のデータをもと
にノイズか有意な信号かの自己診断を行うとともに正常
状態時との比較を行い、漏洩による異常徴候の有無の判
定、および線量率から各測定点における主蒸気中の放射
能濃度の算出、さらに流路に沿って得られた複数の線量
率から蒸気発生器６の二次系出口６ａから測定点Ａ，Ｂ
までの主蒸気到達時間を求める。よって蒸気発生器６の
二次系出口６ａにおける漏洩放射能濃度の算出を経時変
化で診断することができる。
気発生器６とタービン９をつなぐ二次系主蒸気配管８に
面して、蒸気の流路に沿って上流側（蒸気発生器に近い
位置）と下流側（タービンに近い位置）に間隔をあけた
複数の放射線検出器１８，１９を設置した線量率測定系
と、この線量率測定系から得られた複数のデータをもと
にノイズか有意な信号かの自己診断を行うとともに正常
状態時との比較を行い、漏洩による異常徴候の有無の判
定、および線量率から各測定点における主蒸気中の放射
能濃度の算出、さらに流路に沿って得られた複数の線量
率から蒸気発生器６の二次系出口６ａから測定点Ａ，Ｂ
までの主蒸気到達時間を求める。よって蒸気発生器６の
二次系出口６ａにおける漏洩放射能濃度の算出を経時変
化で診断することができる。
【００１８】
【発明の効果】本発明によれば、蒸気発生器内の伝熱管
から僅かでも一次系冷却材が二次系冷却材中に漏洩した
場合にも、発生点から近いため直ちに測定系の線量率に
変化が現れて、異常現象の初期徴候の診断が可能となる
とともに、このデータを経時変化として処することによ
り異常の推移が予測でき、且つ異常箇所の状態を診断で
きる。
から僅かでも一次系冷却材が二次系冷却材中に漏洩した
場合にも、発生点から近いため直ちに測定系の線量率に
変化が現れて、異常現象の初期徴候の診断が可能となる
とともに、このデータを経時変化として処することによ
り異常の推移が予測でき、且つ異常箇所の状態を診断で
きる。
【図１】本発明の一実施例を含む加圧水型原子力発電所
を概略的に示す構成図。
を概略的に示す構成図。
【図２】本発明における測定系と演算処理系のブロック
ダイヤグラム。
ダイヤグラム。
１…原子炉建屋、２…原子炉格納容器、３…原子炉容器
、４…炉心、５…一次系配管、６…蒸気発生器、７…伝
熱管、８…二次系主蒸気配管、９…タービン、１０…発
電機、１１…復水器、１２…二次系給水管、１３…一次
系主冷却配管、１４…ポンプ、１５…制御棒、１６…加
圧器、１７…スプレー管、１８…第１の放射線検出器、
１９…第２の放射線検出器、２０…演算処理系、２１…
信号ケーブル、２２…排ガス系抽気配管、２３…タービ
ン排ガス系モニタ。
、４…炉心、５…一次系配管、６…蒸気発生器、７…伝
熱管、８…二次系主蒸気配管、９…タービン、１０…発
電機、１１…復水器、１２…二次系給水管、１３…一次
系主冷却配管、１４…ポンプ、１５…制御棒、１６…加
圧器、１７…スプレー管、１８…第１の放射線検出器、
１９…第２の放射線検出器、２０…演算処理系、２１…
信号ケーブル、２２…排ガス系抽気配管、２３…タービ
ン排ガス系モニタ。
Claims (2)
- 【請求項１】 加圧水型原子炉容器に一次系配管を介
して加圧器および蒸気発生器が接続され、この蒸気発生
器の二次系出口からタービンまでに二次系主蒸気配管が
接続され、この二次系主蒸気配管に放射線検出器が接続
され、この放射線検出器に演算処理系が接続されてなる
ことを特徴とする原子炉の異常診断装置。 - 【請求項２】 加圧水型原子炉容器に一次系配管を介
して加圧器および蒸気発生器が接続され、この蒸気発生
器の二次系出口からタービンまでに接続された二次系主
蒸気配管に測定点として少なくとも２個の放射線検出器
を設け、これらの放射線検出器で検出した短半減期核種
を線源核種として測定したそれぞれの線量率の減衰率か
ら蒸気流速を算出し、前記測定点における放射能濃度を
蒸気発生器の二次系出口まで逆算して算出することを特
徴とする原子炉の異常診断方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3028571A JPH04268496A (ja) | 1991-02-22 | 1991-02-22 | 原子炉の異常診断装置およびその診断方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3028571A JPH04268496A (ja) | 1991-02-22 | 1991-02-22 | 原子炉の異常診断装置およびその診断方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04268496A true JPH04268496A (ja) | 1992-09-24 |
Family
ID=12252311
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3028571A Pending JPH04268496A (ja) | 1991-02-22 | 1991-02-22 | 原子炉の異常診断装置およびその診断方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04268496A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9494695B2 (en) | 2014-03-28 | 2016-11-15 | Mitsubishi Electric Corporation | Radiation monitor |
-
1991
- 1991-02-22 JP JP3028571A patent/JPH04268496A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9494695B2 (en) | 2014-03-28 | 2016-11-15 | Mitsubishi Electric Corporation | Radiation monitor |
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