JPH04324398A - 原子炉の異常診断装置 - 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】

【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破損部か
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
置に関する。

【０００３】

【従来の技術】図１により従来の加圧水型原子炉の概略
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・高圧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
復水は二次系配水管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内に戻り炉心４で加熱される。

【０００４】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。また、２１は
排ガス系抽気配管、２２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。

【０００５】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
した一次冷却材中の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２１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２２により警報が発せ
られるように構成している。

【０００６】

【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、排ガスモニタ２２において
対象としている放射性核種（希ガス，腐食生成物，核分
裂生成物等）の漏洩が警報設定値を超える量に達した時
点において警報が発せられることになる。ところが一次
系冷却材中に存在するこれらの放射性核種は、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。また、漏洩した放射性物質の状態や伝熱管の
破損部の規模漏洩量の推移を把握できない等の課題があ
る。

【０００７】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し、破
損部の規模の推定を行うとともに漏洩量の推移を予測す
ることができる原子炉の異常診断装置を提供することに
ある。 ［発明の構成］

【０００８】

【課題を解決するための手段】本発明は加圧水型原子炉
の二次系主蒸気系統、または二次系の主蒸気配管、ある
いはタービンに中性子検出器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データから正常状態時
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、漏洩の推移を予測し、破損部の測定を経時変化
で行う演算処理系とからなることを特徴とする。

【０００９】

【作用】本発明は加圧水型原子炉の二次系主蒸気系統に
中性子検出器を設置した線量率測定系と、この測定系よ
り得られたデータから正常状態時との比較を行う。そし
て、演算処理系で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、漏洩の推移を予測し破損部の規模の推定を
経時変化で行う。仮に、蒸気発生器内の伝熱管が破損し
た場合には一次系冷却材中の放射性物質は数秒で前記中
性子検出器の位置へ到達することになる。なお、測定対
象とする核種が中性子を放出する１７Ｎであり、測定に
際しては中性子を測定するため自然放射線や他の一次系
に存在する線源核種が放出するガンマ線に影響されるこ
となく検知できるため、中性子検出器の出力は顕著に変
化する。

【００１０】また、加圧水型原子炉の蒸気発生器とター
ビンをつなぐ二次系主蒸気配管近傍に面して、主蒸気の
流路に沿う上流側（蒸気発生器に近い位置）に中性子検
出器を設置した場合には線量率測定系より得られたデー
タから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、漏洩の推移を予測し破損部
の規模の推定を経時変化で行う。また、測定対象が中性
子であり、主蒸気配管（内厚２〜３ｃｍ）による減衰効
果が小さいため、微量の漏洩でも十分に検知可能である
。

【００１１】さらに、加圧水型原子炉のタービンに中性
子検出器を設置した場合には線量率測定系より得られた
データから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、漏洩の推移を予測し破
損部の規模の推定を経時変化で行う。

【００１２】本発明における異常診断装置では、中性子
放出核種であり１７Ｏ（ｎ，ｐ）１７Ｎ反応で生成され
る１７Ｎを二次系主蒸気系統または二次系の主蒸気配管
近傍おるいはタービンに設置した中性子検出器により連
続に監視する。これにより、自然放射線の変動に左右さ
れることなく、かつ他のガンマ線放出核種にも影響され
ずに測定することができるので、伝熱管破損による放射
性物質の微量の漏洩を早期に検知し破損部の規模を推定
できるとともに、破損の拡大に伴う漏洩量の推移も予測
可能となる。

【００１３】

【実施例】図面を参照しながら本発明の実施例を説明す
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・高圧蒸気となって二次
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内に戻り炉心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。

【００１４】ここで、第１の実施例では二次系主蒸気系
統の１７Ｎのβ−崩壊にともなって放出される中性子を
測定するため、中性子検出器１８が二次系主蒸気系統に
設けられている。この中性子検出器１８は演算処理系１
９に信号ケーブル２０によって接続されている。

【００１５】図２は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を示したものである。図２にお
いて、二次系主蒸気配管８の測定点に中性子検出器１８
が設置されており、中性子検出器１８に前置増幅器２３
が接続している。前置増幅器２３は信号ケーブル２０を
介して高圧・低圧電源２４に接続し、電圧が印加される
。一方、信号ケーブル２０には分岐して演算処理系１９
が接続している。 演算処理系１９は変換器２５，マルチチャンネル・スケ
ーリング（ＭＣＳ）２６，および演算処理装置２７から
なっている。演算処理装置２７にはプラントデータ出力
装置２８およびデータ出力装置２９が接続されている。

【００１６】中性子検出器１８はレムカウンタ，ボナー
ボール，液体シンチレータ等を用い線量率または計数率
としてＭＣＳ２６（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
軸ケーブルまたは光ケーブル等の信号ケーブル２０でデ
ータの入出力、演算機能を備えたたとえばパソコン等の
演算処理装置２７で構成する演算処理系１９に転送され
る。

【００１７】測定対象とする１７Ｎは中性子放出核種な
ので、自然放射線における中性子のバックグラウンドは
ゼロであることから中性子を中性子検出器１８によって
検出した場合には直ちに伝熱管破損により一次系冷却材
が二次系主蒸気系統へ漏洩したものと判断するとともに
、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。

【００１８】上記第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系統に中性子検出器１
８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１９とからなっている。なお、測定対象と
する１７Ｎは１７Ｏ（ｎ，ｐ）１７Ｎ反応で生成され　
４．２秒の半減期で約１Ｍｅｖの中性子を放出する核種
である。測定に際しては中性子を測定するため自然放射
線や他の一次系に存在する線源核主が放出するガンマ線
に影響されることなく検出でき、中性子検出器の出力は
顕著に変化する。

【００１９】次に、本発明における第２の実施例では二
次系主蒸気配管８内の１７Ｎのβ−崩壊にともなって放
出される中性子を測定するため、その配管８に面して中
性子検出器１８が設けられている。この中性子検出器１
８は演算処理系１９に信号ケーブル２０によって接続さ
れている。

【００２０】この第２の実施例における中性子検出器１
８の位置は１７Ｎの線源強度の観点からは蒸気発生器６
の出口６ａに近い方が望ましい。中性子検出器１８はレ
ムカウンタ，ボナーボール，液体シンチレータ等を用い
線量率または計数率として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または光ケーブル等の信号ケ
ーブル２０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）２７で構成する演算処理系１９に
転送される。

【００２１】測定対象とする１７Ｎは中性子放出核種な
ので、自然放射線における中性子のバックグラウンドは
ゼロであることから中性子を検出器によって検知した場
合には直ちに伝熱管破損により一次系冷却材が二次系主
蒸気記配管へ漏洩したものと判断するとともに、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。また、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記
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放射性物質が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。さらに、予め計算や測定により一次系冷却材中
放射性核種（１７Ｎ，１６Ｎ，１５Ｃ，希ガス，核分裂
生成物，腐食生成物等）の存在割合を求めておくことに
より、二次系冷却材中に漏洩した全放射能濃度を推定す
ることができる。

【００２２】上記第２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
気の流路に沿う上流側たとえば蒸気発生器６に近い位置
に中性子検出器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が破損した場合には、一次
系冷却材の放射性物質は数秒で前記中性子検出器１８の
位置へ到達することになる。

【００２３】なお、測定対象とする１７Ｎは１７Ｏ（ｎ
，ｐ）１７Ｎ反応で生成され　４．２秒の半減器で約１
Ｍｅｖの中性子を放出する核種である。測定に際しては
測定するため自然放射線や他の一次系に存在する線源核
種が放出するガンマ線に影響されることなく検知でき、
検出器の出力は顕著に変化する。また、中性子であるた
めに主蒸気配管（内厚２〜３ｃｍ）８による減衰効果が
小さいため微量の漏洩でも十分に検知可能である。

【００２４】次に本発明における第３の実施例ではター
ビン建屋内のタービンフロアに中性子検出器１８が設け
られている。この中性子検出器１８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。

【００２５】この第３の実施例における中性子検出器１
８の位置は１７Ｎの線源強度の観点からはタービン本体
に近い方が望ましい。中性子検出器１８はレムカウンタ
，ボナーボール，液体シンチレータ等を用い線量率また
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
で同軸ケーブルまたは光ケーブル等の信号ケーブル２０
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１９に転送される。

【００２６】測定対象とする１７Ｎは中性子放出核種な
ので、自然放射線における中性子のバックグラウンドは
ゼロであることから中性子を中性子検出器によって検出
した場合には直ちに伝熱管７の破損により一次系冷却材
が二次系主蒸気配管８へ漏洩し、タービン９へ移行した
ものと判断するとともに、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。

【００２７】上記、実施例によればタービン建屋内に中
性子検出器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。

【００２８】なお、測定対象とする１７Ｎは１７Ｏ（ｎ
，ｐ）１７Ｎ反応で生成され　４．２秒の半減期で約１
Ｍｅｖの中性子を放出する核種である。測定に際しては
中性子を測定するため自然放射線や他の一次系に存在す
る線源核種が放出するガンマ線に影響されることなく検
出でき、中性子検出器の出力は顕著に変化する。

【００２９】

【発明の効果】本発明によれば、測定対象とする核種は
中性子を放出する１７Ｎであり、測定に際しては中性子
を測定するため、自然放射線や他の一次系に存在する線
源核種が放出するガンマ線に影響されることなく検知で
き、蒸気発生器内の伝熱管破損による二次系への一次系
冷却の微量の漏洩やその漏洩量の変動を早期に、かつ正
確に診断できる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例を含む加圧水型原子炉を概略
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。

【符号の説明】

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…中性子検出器、１９…
演算処理系、２０…信号ケーブル、２１…排ガス系抽気
配管、２２…タービン排ガス系モニタ、２３…前置増幅
器、２４…高圧・低圧電源、２５…変換器、２６…ＭＣ
Ｓ、２７…演算処理装置、２８…プラントデータ出力装
置、２９…データ出力装置。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　加圧水型原子炉の二次系主蒸気系統、
   または二次系の主蒸気配管、あるいはタービンに中性子
   検出器を設置した線量率測定系と、この線量率測定系か
   ら得られたデータから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、漏洩の推移を
   予測し、破損部の測定を経時変化で行う演算処理系とか
   らなることを特徴とする原子炉の異常診断装置。