JPH1130689A - 漏洩燃料集合体検出装置 - Google Patents

漏洩燃料集合体検出装置

Info

Publication number
JPH1130689A
JPH1130689A JP9186295A JP18629597A JPH1130689A JP H1130689 A JPH1130689 A JP H1130689A JP 9186295 A JP9186295 A JP 9186295A JP 18629597 A JP18629597 A JP 18629597A JP H1130689 A JPH1130689 A JP H1130689A
Authority
JP
Japan
Prior art keywords
fuel assembly
counting rate
detection device
leaked fuel
gamma ray
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Pending
Application number
JP9186295A
Other languages
English (en)
Inventor
Kiyoshi Jinguji
潔 神宮司
Akira Hiei
明 樋江井
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Toshiba Corp filed Critical Toshiba Corp
Priority to JP9186295A priority Critical patent/JPH1130689A/ja
Publication of JPH1130689A publication Critical patent/JPH1130689A/ja
Pending legal-status Critical Current

Links

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)

Abstract

(57)【要約】 【課題】 連続的に気体廃棄物処理系の放射性核種の変
動を監視でき、漏洩燃料の発生を確実に検知できる漏洩
燃料集合体検出装置を提供する。 【解決手段】 原子炉の気体廃棄物処理系の配管又は機
器の近傍に、漏洩燃料から放出された放射性核種からの
ガンマ線をその他の放射性核種からのガンマ線とエネル
ギー弁別し得る性能を有する放射線検出器８を設置す
る。放射線検出器８の検出信号から特定のエネルギーの
ガンマ線をエネルギー弁別するためのエネルギー弁別手
段９を設ける。エネルギー弁別手段９からの信号に基づ
いてガンマ線の計数率を無欠測で且つ連続的に算出する
ための計数率演算手段１０を設ける。

Description

【発明の詳細な説明】
【０００１】
【発明の属する技術分野】本発明は、原子炉の気体廃棄
物処理系の配管又は機器の近傍においてガンマ線を検出
するようにした漏洩燃料集合体検出装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子炉の運転中において原子燃料に欠陥
が発生した場合、原子燃料の内部から放射性核種が放出
される恐れがあり、このような事態に備えて従来の原子
力プラントには原子燃料からの放射性核種の漏洩を検出
するための手段が設けられている。
【０００３】例えば、沸騰水型原子炉の運転中において
燃料被覆管に欠陥が発生した場合に、その欠陥の発生を
検知するために従来使用されている手段には、以下の２
つがある。
【０００４】１）プロセス放射線モニタ 気体廃棄物処理系配管より分岐したサンプリング配管の
一部に電離箱式検出器を設置し、その電流出力から全ガ
ンマ線の強度を連続的に監視する手段である。２）サン
プリングによる核種分析 気体廃棄物処理系配管より分岐したサンプリング配管の
一部にガスバイアルサンプリング装置を設置し、バイア
ルビンに採取した放射性核種をゲルマニウム検出器及び
波高分析装置で分析して、放射性核種ごとの濃度を算出
する手段である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】ところが、上述したプ
ロセス放射線モニタでは、無欠測且つ連続的に監視でき
る反面、すべてのガンマ線を検出してしまうため、漏洩
燃料からの放射性希ガスとその妨害成分となる13Ｎとの
弁別が不可能であった。
【０００６】また、サンプリングによる核種分析では、
放射性希ガスの核種ごとの放射能濃度は算出できるが、
試料採取に時間を要するために連続して監視することは
不可能であった。
【０００７】そこで、本発明は、連続的に気体廃棄物処
理系の放射性核種の変動を監視でき、漏洩燃料の発生を
確実に検知できる漏洩燃料集合体検出装置を提供するこ
とを目的とする。
【０００８】
【課題を解決するための手段】請求項１記載の発明によ
る漏洩燃料集合体検出装置によれば、原子炉の気体廃棄
物処理系の配管又は機器の近傍に設置され、漏洩燃料か
ら放出された放射性核種からのガンマ線をその他の放射
性核種からのガンマ線とエネルギー弁別し得る性能を有
する放射線検出器と、前記放射線検出器の検出信号から
特定のエネルギーのガンマ線をエネルギー弁別するため
のエネルギー弁別手段と、前記エネルギー弁別手段から
の信号に基づいてガンマ線の計数率を無欠測で且つ連続
的に算出するための計数率演算手段と、を備えたことを
特徴とする。
【０００９】請求項２記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段による演算結果
を表示するための結果表示手段をさらに有することを特
徴とする。
【００１０】請求項３記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、原
子炉の運転を監視するプロセス計算機から炉出力に関連
したプロセス信号を受け取り、プロセス信号の変化とガ
ンマ線計数率の変化とを比較するようにしたことを特徴
とする。
【００１１】請求項４記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記プロセス信号は、制御棒動作信
号、平均出力領域モニタ信号、及び局部出力領域モニタ
信号のうちのいずれか１つの信号又は複数の信号である
ことを特徴とする。
【００１２】請求項５記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、特
定の放射性希ガスの計数率或いは複数の放射性希ガスの
計数率比を連続的に算出するようにしたことを特徴とす
る。
【００１３】請求項６記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、全
ての放射性核種からの全ガンマ線計数率から特定のエネ
ルギーを有する13Ｎからのガンマ線計数率を差し引いた
計数率を連続的に算出するようにしたことを特徴とす
る。
【００１４】請求項７記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、ガ
ンマ線計数率が警報しきい値を超えた場合に警報信号を
発信するようにしたことを特徴とする。
【００１５】請求項８記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、ガ
ンマ線計数率の経時変化に基づいて、ガンマ線計数率が
所定の原子炉運転停止基準値に達するまでの時間を算出
するようにしたことを特徴とする。
【００１６】請求項９記載の発明による漏洩燃料集合体
検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、複
数の放射性希ガスについての各ガンマ線計数率から各放
射能濃度を算出し、各放射能濃度から複数の放射性希ガ
スの放射能濃度比を算出し、放射能濃度比に基づいて漏
洩燃料集合体の燃焼度を算出するようにしたことを特徴
とする。
【００１７】請求項１０記載の発明による漏洩燃料集合
体検出装置によれば、前記計数率演算手段は、さらに、
各測定時点での複数の放射性希ガスのガンマ線計数率の
相関関係に基づいて放出形態の指標となる反跳・拡散・
平衡の成分比を算出するようにしたことを特徴とする。
【００１８】
【発明の実施の形態】第１実施形態 以下、本発明の第１実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図１を参照して説明する。
【００１９】図１は、沸騰水型原子炉の気体廃棄物処理
系と、この気体廃棄物処理系に適用された本実施形態に
よる漏洩燃料集合体検出装置とを示した模式図である。
図１に示したように沸騰水型原子炉の気体廃棄物処理系
は、空気抽出器１、再結合器２、排ガス復水器３、希ガ
スホールドアップタンク４、及びスタック５を順次連結
して構成されており、さらに、排ガス復水器３と希ガス
ホールドアップタンク４との間には希ガスモニタチャン
バ６が分岐して接続されている。そして、燃料棒の燃料
被覆管に欠陥が発生し、燃料棒の内部から放射性希ガス
を含む放射性核種（核分裂生成物）が原子炉内に放出さ
れた場合には、放出された放射性核種の一部が希ガスモ
ニタチャンバ６に到達する。
【００２０】本実施形態による漏洩燃料集合体検出装置
は、希ガスモニタチャンバ６の近傍に配置された遮蔽体
７、及びこの遮蔽体７の内部に配置されたガンマ線検出
器８を備えている。ここで、ガンマ線検出器８は、漏洩
燃料から放出された放射性核種からのガンマ線をその他
の放射性核種からのガンマ線とエネルギー弁別し得る性
能を有している。なお、遮蔽体７は、ガンマ線検出器８
を設置した場所が、周囲の構造物で散乱されるガンマ線
の寄与を無視できない場合に設置されるものである。
【００２１】ガンマ線検出器８には波高分析器９が接続
されており、この波高分析器９は、ガンマ線検出器８の
検出信号から特定のエネルギーのガンマ線をエネルギー
弁別すると共に、エネルギーごとの計数値を内部に蓄積
するようになっている。波高分析器９には計数率演算装
置１０が接続されており、この計数率演算装置１０は、
波高分析器９を任意の時間間隔で欠測することなく連続
的に測定制御すると共に、波高分析器９からのエネルギ
ースペクトル情報９ａから目的とする放射性核種のガン
マ線の計数率を無欠測で且つ連続的に算出する。計数率
演算装置１０には表示装置１１が接続されており、この
表示装置１１は計数率演算装置１０からの計数率の時系
列情報１０ｂを表示する。
【００２２】以上述べたように本実施形態による漏洩燃
料集合体検出装置によれば、気体廃棄物処理系における
放射性核種の変動を連続的に監視することができるの
で、試料採取などの人為的な作業を行うことなく、原子
燃料からの漏洩を極めて早期に確実に発見することがで
きる。
【００２３】また、本実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置は漏洩燃料から放出された放射性核種からのガン
マ線をその他の放射性核種からのガンマ線とエネルギー
弁別し得る性能を有するガンマ線検出器８を備えている
ので、漏洩燃料からの放射性核種を、その他の要因で変
動する放射性核種と弁別して検出することが可能であ
り、原子燃料からの漏洩を高感度且つ高信頼性で検出す
ることができる。
【００２４】第２実施形態 次に、本発明の第２実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図２を参照して説明する。なお、本実施形
態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１実施形態
に対して一部構成を追加変更したものであり、以下の説
明においては上記第１実施形態と共通する部分について
は説明を省略する。
【００２５】図２に示したように本実施形態による漏洩
燃料集合体検出装置においては、計数率演算装置１０に
原子炉の運転を監視するプロセス計算機１２が接続され
ている。このプロセス計算機１２には原子炉の運転に係
わる各種のプロセス信号１２ａが送られており、プロセ
ス計算機１２から計数率演算装置１０に対して炉出力情
報１２ｂとしてのプロセス信号が送られる。ここで、炉
出力情報１２ｂとしてのプロセス信号は、制御棒操作な
どにより炉出力に変化が生じた場合における、制御棒操
作信号、平均出力領域モニタ信号（モニタ指示値）、或
いは局所出力領域モニタ信号（モニタ指示値）のうちの
いずれか１つの信号又は複数の信号である。
【００２６】そして、プロセス計算機１２から炉出力情
報１２ｂとしてのプロセス信号を受信した計数率演算装
置１０は、炉出力情報１２ｂと計数率時系列情報１０ｂ
とを比較することによってプロセス信号の変化とガンマ
線計数率の変化とを比較し、これによって破損燃料棒を
含む燃料集合体の原子炉内での位置を特定する。
【００２７】すなわち、燃料被覆管に欠陥が存在する場
合、原子炉の平均出力の変動や当該燃料棒付近の局所的
な出力変動が発生すると、この出力変動に伴って漏洩燃
料から放出される放射性核種のガンマ線計数率も変化す
るので、局所的な出力変動とガンマ線の計数率変化との
相関を分析することによって破損燃料棒を含む燃料集合
体の原子炉内での位置を特定することができる。
【００２８】以上述べたように本実施形態による漏洩燃
料集合体検出装置によれば、プロセス計算機１２から計
数率演算装置１０に対してプロセス信号を送信し、計数
率演算装置１０においてプロセス信号の変化とガンマ線
計数率の変化とを比較するようにしたので、破損燃料棒
を含む燃料集合体の原子炉内での位置を特定することが
できる。
【００２９】第３実施形態 次に、本発明の第３実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図３を参照して説明する。なお、本実施形
態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１又は第２
実施形態に対して一部構成を追加変更したものであり、
以下の説明においては上記第１又は第２実施形態と共通
する部分については説明を省略する。
【００３０】図３に示したように、健全な燃料棒の近傍
で炉出力が変化した場合にはガンマ線計数率は変化しな
いが、漏洩のある燃料棒の近傍で炉出力が変化した場合
には、炉出力変動開始後、所定の遅延時間の後にガンマ
線計数率の有意な変化が発生する。ここでの遅延時間
は、その原子炉の気体廃棄物処理系の性能や運転状態に
よって定まる。
【００３１】そこで、本実施形態による漏洩燃料集合体
検出装置においては、計数率演算装置１０が、特定の放
射性希ガスの計数率或いは複数の放射性希ガスの計数率
比を連続的に算出するようにする。つまり、計数率演算
装置１０は、133 Ｘｅや135Ｘｅなどの比較的長半減期
の放射性希ガスの計数率変化、或いは長半減期の133Ｘ
ｅと短半減期の138 Ｘｅの計数率との比の変化を無欠測
で連続的に算出して監視する。
【００３２】以上述べたように本実施形態による漏洩燃
料集合体検出装置によれば、特定の放射性希ガスの計数
率或いは計数率比を無欠測で連続的に監視するようにし
たので、燃料被覆管に破損が生じて放射性核種の漏洩が
発生した場合、測定点に放射性希ガスが到達すると直ち
にその変化を検知することができる。したがって、燃料
被覆管の破損の有無、及び漏洩燃料棒の原子炉内での位
置を確実に検出することができる。
【００３３】また、本実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置によれば、漏洩をすばやく検知できるばかりでな
く、漏洩発生後の破損の拡大についても監視することが
できる。
【００３４】第４実施形態 次に、本発明の第４実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図４を参照して説明する。なお、本実施形
態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１乃至第３
実施形態に対して一部構成を追加変更したものであり、
以下の説明においては上記第１乃至第３実施形態と共通
する部分については説明を省略する。
【００３５】本実施形態による漏洩燃料集合体検出装置
においては、計数率演算装置１０（図１又は図２参照）
は、全ての放射性核種からの全ガンマ線計数率から特定
のエネルギー（５１１ｋｅＶ）を有する13Ｎからのガン
マ線計数率を差し引いた計数率を連続的に算出するよう
にしている。
【００３６】すなわち、本実施形態による漏洩燃料集合
体検出装置においては、図４に示した全エネルギースペ
クトル信号のうち、波高分析器９（図１又は図２参照）
で検出可能な全エネルギーの計数値１４から、漏洩燃料
の有無には依存せず炉出力のみに依存する13Ｎの正味計
数値１５を差し引いた計数値を連続監視することによっ
て漏洩を検知するようにしている。
【００３７】このように本実施形態による漏洩燃料集合
体検出装置によれば、全エネルギーの計数値１４から、
漏洩燃料の有無には依存せず炉出力のみに依存する13Ｎ
の計数値１５を差し引いた計数値を連続監視するように
したので、原子燃料からの放射性核種の漏洩を高精度に
て検出することができる。
【００３８】第５実施形態 次に、本発明の第５実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図５を参照して説明する。なお、本実施形
態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１乃至第４
実施形態に対して一部構成を追加変更したものであり、
以下の説明においては上記第１乃至第４実施形態と共通
する部分については説明を省略する。
【００３９】図５に示したように本実施形態による漏洩
燃料集合体検出装置は、計数率演算装置１０に警報装置
１３が接続されている。そして、計数率演算装置１０
は、予め設定された警報しきい値１０ａとガンマ線計数
率とを比較し、ガンマ線計数率が警報しきい値１０ａを
超えた場合に警報信号１０ｃを発信する。警報信号１０
ｃは、中央制御室又は現場監視盤で動作する警報装置１
３に送られ、この警報装置１３を作動させる。
【００４０】ここで、警報しきい値１０ａは１つだけで
はなく、漏洩の段階に応じて警報レベルを複数設定する
ことも可能であり、複数種類の警報信号１０ｃにより、
それぞれに対応した動作をする警報装置１３を設けるこ
ともできる。
【００４１】このように本実施形態による漏洩燃料集合
体検出装置は警報装置１３を備えているので、原子燃料
からの漏洩の発生を直ちに報知することができる。
【００４２】第６実施形態 次に、本発明の第６実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図６を参照して説明する。なお、本実施形
態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１乃至第５
実施形態に対して一部構成を追加変更したものであり、
以下の説明においては上記第１乃至第５実施形態と共通
する部分については説明を省略する。
【００４３】燃料被覆管に欠陥が発生した後、破損燃料
からの漏洩量が増大するとガンマ線計数率も増大し、ガ
ンマ線計数率が予め設定された原子炉運転停止基準値に
達したら原子炉の運転を停止する必要がある。
【００４４】そこで、本実施形態による漏洩燃料集合体
検出装置においては、計数率演算装置１０（図１又は図
２参照）が、ガンマ線計数率の経時変化に基づいてガン
マ線計数率が原子炉運転停止基準値に達するまでの時間
（日限）を計算するようにしている。
【００４５】すなわち、本実施形態による漏洩燃料集合
体検出装置においては、計数率演算装置１０に対して予
め原子炉運転停止基準値が入力され、計数率演算装置１
０は、例えば図６に示したガンマ線計数率の経時変化曲
線に基づいて、任意の時間範囲のガンマ線計数率変化の
微分値から外挿される増加率を求め、ガンマ線計数率が
原子炉運転停止基準値に達するまでの時間（日限）を算
出して予測する。
【００４６】このように本実施形態による漏洩燃料集合
体検出装置によれば、ガンマ線計数率が原子炉運転停止
基準値に達するまでの時間を予測することができるの
で、原子燃料からの漏洩が発生した後の対応を適切に実
施することができる。
【００４７】第７実施形態 次に、本発明の第７実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図７及び図８を参照して説明する。なお、
本実施形態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１
乃至第６実施形態に対して一部構成を追加変更したもの
であり、以下の説明においては上記第１乃至第６実施形
態と共通する部分については説明を省略する。
【００４８】図７に示したように本実施形態による漏洩
燃料集合体検出装置は、遮蔽体７、ガンマ線検出器８及
び波高分析器９からなる２系統の計測部１６、１７を備
えており、前段の計測部１６は上述した各実施形態と同
様に、排ガス復水器３と希ガスホールドアップタンク４
との間に分岐して接続された希ガスモニタチャンバ６の
近傍のガンマ線を測定するものである。そして、後段の
計測部１７は、希ガスホールドアップタンク４とスタッ
ク５との間に分岐して接続された希ガスモニタチャンバ
６の近傍のガンマ線を測定するものであり、この希ガス
モニタチャンバ６の近傍に遮蔽体７及びガンマ線検出器
８が設置されている。
【００４９】そして、本実施形態による漏洩燃料集合体
検出装置においては、計数率演算装置１０が、複数の放
射性希ガスについての各ガンマ線計数率から各放射能濃
度を算出し、各放射能濃度から複数の放射性希ガスの放
射能濃度比を算出し、放射能濃度比に基づいて漏洩燃料
集合体の燃焼度を算出する。
【００５０】すなわち、計数率演算装置１０は、前段の
計測部１６から得られたスペクトルから133 Ｘｅの計数
率を求め、予め校正された換算計数から133 Ｘｅの放射
能濃度を算出すると共に、後段の計測部１７から得られ
たスペクトルから85Ｋｒの計数率及び放射能濃度を算出
する。ここで、希ガスホールドアップタンク４において
放射性核種を含むガスを一定時間滞留させることによ
り、85Ｋｒのスペクトル測定の妨害となる13Ｎを十分減
衰させることができるので、後段の計測部１７において
85Ｋｒからのガンマ線を高精度で測定することができ
る。
【００５１】さらに、計数率演算装置１０は、２つの放
射能濃度を連続的に監視することにより、突発的に発生
する放射性希ガスの放出に対応して、それらの比を算出
する。そして、図８に示したように、計数率演算装置１
０は133 Ｘｅと85Ｋｒの放射能濃度の比から漏洩燃料集
合体の燃焼度を算出する。
【００５２】以上述べたように本実施形態による漏洩燃
料集合体によれば、133 Ｘｅと85Ｋｒの放射能濃度の比
から漏洩燃料集合体の燃焼度を算出することができるの
で、漏洩の発生した燃料集合体の原子炉内での位置を極
めて正確に特定することができる。
【００５３】第８実施形態 次に、本発明の第８実施形態による漏洩燃料集合体検出
装置について図９を参照して説明する。なお、本実施形
態による漏洩燃料集合体検出装置は、上記第１乃至第７
実施形態に対して一部構成を追加変更したものであり、
以下の説明においては上記第１乃至第７実施形態と共通
する部分については説明を省略する。
【００５４】本実施形態による漏洩燃料集合体検出装置
においては、計数率演算装置１０が、各測定時点での複
数の放射性希ガスのガンマ線計数率の相関関係に基づい
て放出形態の指標となる反跳・拡散・平衡の成分比を算
出する。
【００５５】すなわち、計数率演算装置１０は、測定さ
れた放射性希ガスのスペクトルから最大７種類の放射性
希ガスの放射能濃度を算出することができ、133 Ｘｅ、
135Ｘｅ、135mＸｅ、138 Ｘｅ、85m Ｋｒ、87Ｋｒ及び
88Ｋｒの７種類の放射性希ガスの単位時間当たりの放出
率を、波高分析器９に蓄積されたスペクトルから算出す
ることができる。
【００５６】そして、図９に示したように、計数率演算
装置１０は算出した各希ガス放出率と各放射性核種の崩
壊定数との相関から、反跳、拡散及び平衡の各成分比を
算出する。
【００５７】以上述べたように本実施形態による漏洩燃
料集合体検出装置によれば、計数率演算装置１０によっ
て反跳、拡散及び平衡の各成分比を算出するようにした
ので、これら３つの成分から燃料破損の有無、或いは破
損の程度を推定することが可能であり、さらに、３つの
成分の推移を連続的に算出することによって、燃料被覆
管での欠陥の発生から、その破損の程度、及びその後の
原子炉運転による破損の拡大を監視することができる。
【００５８】
【発明の効果】以上述べたように本発明による漏洩燃料
集合体検出装置によれば、気体廃棄物処理系における放
射性核種の変動を連続的に監視することができるので、
試料採取などの人為的な作業を行うことなく、原子燃料
からの漏洩を極めて早期に確実に発見することができ
る。
【００５９】また、本発明による漏洩燃料集合体検出装
置によれば、漏洩燃料から放出された放射性核種からの
ガンマ線をその他の放射性核種からのガンマ線とエネル
ギー弁別し得る性能を有する放射線検出器を備えている
ので、漏洩燃料からの放射性核種を、その他の要因で変
動する放射性核種と弁別して検出することが可能であ
り、原子燃料からの漏洩を高感度且つ高信頼性で検出す
ることができる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明の第１実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置を沸騰水型原子炉の気体廃棄物処理系に設置した
場合の概略構成を示した模式図。
【図２】本発明の第２実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置を沸騰水型原子炉の気体廃棄物処理系に設置した
場合の概略構成を示した模式図。
【図３】本発明の第３実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置の作用を説明するためのグラフ。
【図４】本発明の第４実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置の作用を説明するためのグラフ。
【図５】本発明の第５実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置を沸騰水型原子炉の気体廃棄物処理系に設置した
場合の概略構成を示した模式図。
【図６】本発明の第６実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置の作用を説明するためのグラフ。
【図７】本発明の第７実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置を沸騰水型原子炉の気体廃棄物処理系に設置した
場合の概略構成を示した模式図。
【図８】本発明の第７実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置の作用を説明するためのグラフ。
【図９】本発明の第８実施形態による漏洩燃料集合体検
出装置の作用を説明するためのグラフ。
【符号の説明】
６ 希ガスモニタチャンバ ７ 遮蔽体 ８ ガンマ線検出器 ９ 波高分析器 １０ 計数率演算装置 １０ａ 警報しきい値 １１ 表示装置 １２ プロセス計算機 １２ｂ 炉出力情報（プロセス信号） １３ 警報装置

Claims (10)

    【特許請求の範囲】
  1. 【請求項１】原子炉の気体廃棄物処理系の配管又は機器
    の近傍に設置され、漏洩燃料から放出された放射性核種
    からのガンマ線をその他の放射性核種からのガンマ線と
    エネルギー弁別し得る性能を有する放射線検出器と、 前記放射線検出器の検出信号から特定のエネルギーのガ
    ンマ線をエネルギー弁別するためのエネルギー弁別手段
    と、 前記エネルギー弁別手段からの信号に基づいてガンマ線
    の計数率を無欠測で且つ連続的に算出するための計数率
    演算手段と、を備えたことを特徴とする漏洩燃料集合体
    検出装置。
  2. 【請求項２】前記計数率演算手段による演算結果を表示
    するための結果表示手段をさらに有することを特徴とす
    る請求項１記載の漏洩燃料集合体検出装置。
  3. 【請求項３】前記計数率演算手段は、さらに、原子炉の
    運転を監視するプロセス計算機から炉出力に関連したプ
    ロセス信号を受け取り、プロセス信号の変化とガンマ線
    計数率の変化とを比較するようにしたことを特徴とする
    請求項１又は請求項２に記載の漏洩燃料集合体検出装
    置。
  4. 【請求項４】前記プロセス信号は、制御棒動作信号、平
    均出力領域モニタ信号、及び局部出力領域モニタ信号の
    うちのいずれか１つの信号又は複数の信号であることを
    特徴とする請求項３記載の漏洩燃料集合体検出装置。
  5. 【請求項５】前記計数率演算手段は、さらに、特定の放
    射性希ガスの計数率或いは複数の放射性希ガスの計数率
    比を連続的に算出するようにしたことを特徴とする請求
    項１乃至請求項４のいずれか一項に記載の漏洩燃料集合
    体検出装置。
  6. 【請求項６】前記計数率演算手段は、さらに、全ての放
    射性核種からの全ガンマ線計数率から特定のエネルギー
    を有する13Ｎからのガンマ線計数率を差し引いた計数率
    を連続的に算出するようにしたことを特徴とする請求項
    １乃至請求項５のいずれか一項に記載の漏洩燃料集合体
    検出装置。
  7. 【請求項７】前記計数率演算手段は、さらに、ガンマ線
    計数率が警報しきい値を超えた場合に警報信号を発信す
    るようにしたことを特徴とする請求項１乃至請求項６の
    いずれか一項に記載の漏洩燃料集合体検出装置。
  8. 【請求項８】前記計数率演算手段は、さらに、ガンマ線
    計数率の経時変化に基づいて、ガンマ線計数率が所定の
    原子炉運転停止基準値に達するまでの時間を算出するよ
    うにしたことを特徴とする請求項１乃至請求項７のいず
    れか一項に記載の漏洩燃料集合体検出装置。
  9. 【請求項９】前記計数率演算手段は、さらに、複数の放
    射性希ガスについての各ガンマ線計数率から各放射能濃
    度を算出し、各放射能濃度から複数の放射性希ガスの放
    射能濃度比を算出し、放射能濃度比に基づいて漏洩燃料
    集合体の燃焼度を算出するようにしたことを特徴とする
    請求項１乃至請求項８のいずれか一項に記載の漏洩燃料
    集合体検出装置。
  10. 【請求項１０】前記計数率演算手段は、さらに、各測定
    時点での複数の放射性希ガスのガンマ線計数率の相関関
    係に基づいて放出形態の指標となる反跳・拡散・平衡の
    成分比を算出するようにしたことを特徴とする請求項１
    乃至請求項９のいずれか一項に記載の漏洩燃料集合体検
    出装置。
JP9186295A 1997-07-11 1997-07-11 漏洩燃料集合体検出装置 Pending JPH1130689A (ja)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP9186295A JPH1130689A (ja) 1997-07-11 1997-07-11 漏洩燃料集合体検出装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
JP9186295A JPH1130689A (ja) 1997-07-11 1997-07-11 漏洩燃料集合体検出装置

Publications (1)

Publication Number Publication Date
JPH1130689A true JPH1130689A (ja) 1999-02-02

Family

ID=16185824

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
JP9186295A Pending JPH1130689A (ja) 1997-07-11 1997-07-11 漏洩燃料集合体検出装置

Country Status (1)

Country Link
JP (1) JPH1130689A (ja)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006267076A (ja) * 2005-03-25 2006-10-05 Toshiba Corp 原子炉燃料の破損監視装置および同監視方法
JP2011523054A (ja) * 2008-06-04 2011-08-04 ウエスチングハウス エレクトリック スウェーデン アクチボラグ 原子炉の運転を監視するための方法及び装置
JP2015121510A (ja) * 2013-12-25 2015-07-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射線計測装置およびそれを用いた燃料デブリ有無の推定方法
JP2015141158A (ja) * 2014-01-30 2015-08-03 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射線計測装置及びそれを用いた燃料デブリの有無及び位置測定装置並びに燃料デブリの有無及び位置測定方法

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP2006267076A (ja) * 2005-03-25 2006-10-05 Toshiba Corp 原子炉燃料の破損監視装置および同監視方法
JP2011523054A (ja) * 2008-06-04 2011-08-04 ウエスチングハウス エレクトリック スウェーデン アクチボラグ 原子炉の運転を監視するための方法及び装置
EP2286414A4 (en) * 2008-06-04 2014-05-21 Westinghouse Electric Sweden METHOD AND DEVICE FOR MONITORING THE OPERATION OF A CORE REACTOR
US8804893B2 (en) 2008-06-04 2014-08-12 Westinghouse Electric Sweden Ab Method of and an apparatus for monitoring the operation of a nuclear reactor
JP2015121510A (ja) * 2013-12-25 2015-07-02 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射線計測装置およびそれを用いた燃料デブリ有無の推定方法
JP2015141158A (ja) * 2014-01-30 2015-08-03 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 放射線計測装置及びそれを用いた燃料デブリの有無及び位置測定装置並びに燃料デブリの有無及び位置測定方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102426866B (zh) 核电站一回路压力边界泄漏监测方法和系统
EP0496333A1 (en) Nuclear plant diagnosis apparatus and method
JP6523877B2 (ja) 原子炉計装システム及び原子炉
JPH1130689A (ja) 漏洩燃料集合体検出装置
JP4755061B2 (ja) 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法
KR100765969B1 (ko) 자동 핵종분석 소내 디지털방사선 감시 제어시스템
JPH09264984A (ja) 原子炉炉外計装装置およびその方法
JPH06324158A (ja) 放射線監視装置
RU2231145C2 (ru) Способ определения эффективной интенсивности источника нейтронов ядерной установки
JP2001524210A (ja) 放射性不活性ガスの核種含有量を測定するための装置
US20160358679A1 (en) Systems and methods for determining an amount of fissile material in a reactor
EP0258958B1 (en) Locating a breached fuel assembly in a nuclear reactor on-line
JP2000193784A (ja) 燃料破損検出装置
Zhou et al. Analysis of reliability and life of fission ionization chamber of Nuclear Instrumentation System (NIS)
JP4881033B2 (ja) 中性子検出器の寿命判定装置およびその寿命判定方法ならびに原子炉炉心監視装置
JP2708238B2 (ja) 破損燃料位置検出装置
Roach Detection of steam generator tube leaks in pressurized water reactors
Sakakibara et al. Off-Gas Nuclide Analysis System
CN119714723A (zh) 一种分布式一回路压力边界泄漏监测系统和方法
JP2008014705A (ja) 原子炉モニタ装置
KR100597726B1 (ko) 냉각재 유속보정인자를 적용한 결함연료 판별비 결정방법
JPH0341396A (ja) 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置
JPH0694884A (ja) 燃料被覆管漏洩検出装置
JP2022184277A (ja) 放射線モニタ
Suh et al. Evaluation of RCS Leak Monitoring Systems for Kori Units 1 and 2