JPS593294A - 核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニタシステム - Google Patents
核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニタシステムInfo
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- JPS593294A JPS593294A JP57112398A JP11239882A JPS593294A JP S593294 A JPS593294 A JP S593294A JP 57112398 A JP57112398 A JP 57112398A JP 11239882 A JP11239882 A JP 11239882A JP S593294 A JPS593294 A JP S593294A
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- nuclear fuel
- fuel cladding
- radioactive
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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
【発明の詳細な説明】
［発明の技術分野１
本発明は原子力発電所で排出されるオフガス中に含まれ
る放射性部カスをモニタし、核燃料被覆管の破損を迅速
かつ的確に検出する核燃料被覆管・管の破損を迅速かつ
的確に検出する核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニ
タシステムに関する。
る放射性部カスをモニタし、核燃料被覆管の破損を迅速
かつ的確に検出する核燃料被覆管・管の破損を迅速かつ
的確に検出する核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニ
タシステムに関する。
［発明の技術的背景］
一般に原子力発電所においでは、原子炉で発生した蒸気
をタービンに送り込んで機械的仕事をさせ、この機械的
仕事をさらに電力に変換することが行われている。ター
ビンで仕事をした蒸気は復水器においＣ熱を奪われて復
水となり再び原子炉に送られるが、復水器で復水とされ
るとき、蒸気中に含まれるガスは空気抽出器によって分
離されて煙突から大気中に放散される。したがって空気
抽出器によって復水器のホットウェルから抽気されたオ
フガス中には核分裂生成物である放射性部カスが通常含
まれている。
をタービンに送り込んで機械的仕事をさせ、この機械的
仕事をさらに電力に変換することが行われている。ター
ビンで仕事をした蒸気は復水器においＣ熱を奪われて復
水となり再び原子炉に送られるが、復水器で復水とされ
るとき、蒸気中に含まれるガスは空気抽出器によって分
離されて煙突から大気中に放散される。したがって空気
抽出器によって復水器のホットウェルから抽気されたオ
フガス中には核分裂生成物である放射性部カスが通常含
まれている。
このようなオフガス中に含まれる放射性希ガスの核種は
半減期が分のＡ−ダーの短寿命グループ（Ｋｒ−８９、
Ｋｒ−９０、Ｘｅ−１３５ｍ、Ｘｅ−１３７、Ｘｅ−１
３８）と半減期が時なイシ日のオーダーの長寿命グルー
プ（Ｋｒ−８６ｍ、１（ｒ−（３７、Ｋｒ−８８、Ｘｏ
−１３３、）（ｅ −１３５）に分けられるが、これら
放射性希ガスのオフガス中の含有量の多少は核燃料被覆
管の健全性を示す目安と考えられる。
半減期が分のＡ−ダーの短寿命グループ（Ｋｒ−８９、
Ｋｒ−９０、Ｘｅ−１３５ｍ、Ｘｅ−１３７、Ｘｅ−１
３８）と半減期が時なイシ日のオーダーの長寿命グルー
プ（Ｋｒ−８６ｍ、１（ｒ−（３７、Ｋｒ−８８、Ｘｏ
−１３３、）（ｅ −１３５）に分けられるが、これら
放射性希ガスのオフガス中の含有量の多少は核燃料被覆
管の健全性を示す目安と考えられる。
すなわち、放射性希ガスの含有はが多いとぎは核燃料被
覆管の破損が考えられるので、含有量の多少は破損状況
を知るうえで重要であり、その七二夕は原子力発電所の
安全を紺持するうえで必須の要件である。
覆管の破損が考えられるので、含有量の多少は破損状況
を知るうえで重要であり、その七二夕は原子力発電所の
安全を紺持するうえで必須の要件である。
また、核燃料ペレットからプレナムへの拡散、ブレナム
から破損孔を通しての放出に関する近似削算により、放
射↑ＩＦ希ガスの放出においては破損の有無に応じて反
跳（Ｒｅｃｏｉｌ ） 、拡散（Ｄｉｒｒｔ＋５ｉｏｎ
＞ 、平衡（「ｑｕｉｌｉｂｌｉｕｍ）の各放出モデル
が知られており、これらの放出モデルの占める割合（組
成比）もまた核燃料被覆管の健全性を示す目安となる。
から破損孔を通しての放出に関する近似削算により、放
射↑ＩＦ希ガスの放出においては破損の有無に応じて反
跳（Ｒｅｃｏｉｌ ） 、拡散（Ｄｉｒｒｔ＋５ｉｏｎ
＞ 、平衡（「ｑｕｉｌｉｂｌｉｕｍ）の各放出モデル
が知られており、これらの放出モデルの占める割合（組
成比）もまた核燃料被覆管の健全性を示す目安となる。
すなわち核燃料被覆管の破損が生じた場合は反跳モデル
の組成比（Ｒ）が急激に減少し、拡散おＪ、び平衡モデ
ルの組成比（ＤおよびＥ）が増大するので、そのモニタ
もまた核燃料被覆管の破損をただちに検出しｆｃＡ子力
発電所の安全性を確保するうえて・必要とされる。
の組成比（Ｒ）が急激に減少し、拡散おＪ、び平衡モデ
ルの組成比（ＤおよびＥ）が増大するので、そのモニタ
もまた核燃料被覆管の破損をただちに検出しｆｃＡ子力
発電所の安全性を確保するうえて・必要とされる。
「背景技術の問題点１
しかしながら従来からのオフガスモニタシステム（こお
いＣは、前記空気抽出器と煙突の間を連結Ｊるオフガス
主配管の途中にオフガスの一部をバイパスさせる配管を
設け、このバイパス管を流れるオフガスをＮａ （（１
−１，−）検出器でガンマ線のクロス計数率を測定する
方法が用いられＣいるため、放射性希ガスの積杆組成お
よび前記放出モデルの組成比に関する情報が１ｑられな
いという問題があった。
いＣは、前記空気抽出器と煙突の間を連結Ｊるオフガス
主配管の途中にオフガスの一部をバイパスさせる配管を
設け、このバイパス管を流れるオフガスをＮａ （（１
−１，−）検出器でガンマ線のクロス計数率を測定する
方法が用いられＣいるため、放射性希ガスの積杆組成お
よび前記放出モデルの組成比に関する情報が１ｑられな
いという問題があった。
し発明の目的］
本発明は原子力発電所で排出されるオフガス中の放射性
希ガスを、知万命グループと長寿命グループに分けてそ
れぞれの核種ごとの放出率および放射性希ガス全体での
反跳、拡散、平衡の各放出モデルの組成比を測定算出す
ることのできる核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニ
タシステムを提供することを目的とする。
希ガスを、知万命グループと長寿命グループに分けてそ
れぞれの核種ごとの放出率および放射性希ガス全体での
反跳、拡散、平衡の各放出モデルの組成比を測定算出す
ることのできる核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニ
タシステムを提供することを目的とする。
［発明の概要］
ずなわら本発明は、オフガスと水とを混合するオフガス
混合器と、前記オフガス混合器から吐出されるオフガス
中に含まれる放射性希ガス核種を短寿命グループと長寿
命グループに分けそれぞれ測定検出する検出部と、前記
検出部で検出されたデータを解析し放射性希ガス核種を
同定定量する波高分析器と、前記波高分析器で解析され
たデータをもとに放射性希ガス全体での反跳、拡散、平
衡の各放出モデルの組成比を算出するプロセス計算機と
からなることを特徴とする核燃料被覆管の破損検出用オ
フガスモニタシステムである。
混合器と、前記オフガス混合器から吐出されるオフガス
中に含まれる放射性希ガス核種を短寿命グループと長寿
命グループに分けそれぞれ測定検出する検出部と、前記
検出部で検出されたデータを解析し放射性希ガス核種を
同定定量する波高分析器と、前記波高分析器で解析され
たデータをもとに放射性希ガス全体での反跳、拡散、平
衡の各放出モデルの組成比を算出するプロセス計算機と
からなることを特徴とする核燃料被覆管の破損検出用オ
フガスモニタシステムである。
［発明の実施例］
以下本発明の一実施例について図面を参照して詳細に説
明する。
明する。
第１図は本発明にａ３けるオフガス中の放射性希ガス核
種のガンマ線検出部の縦断面図である。図に示すように
、全体を符号１で示すガンマ線検出部は鉛遮蔽体２で囲
まれた空間部３に短寿命グループ核種測定部４と長寿命
グループ核種測定部５が遮蔽体外にある遅延管６を挾ん
で設＋−１られた構造にならでいる。測定部４．５およ
び遅延管６は図示するｊ：うに蛇管構造とすることが望
ましい。
種のガンマ線検出部の縦断面図である。図に示すように
、全体を符号１で示すガンマ線検出部は鉛遮蔽体２で囲
まれた空間部３に短寿命グループ核種測定部４と長寿命
グループ核種測定部５が遮蔽体外にある遅延管６を挾ん
で設＋−１られた構造にならでいる。測定部４．５およ
び遅延管６は図示するｊ：うに蛇管構造とすることが望
ましい。
なお、空間部３にはＧｅ （ゲルマニウム）検出器７
が設けられている。
が設けられている。
第２図は本発明の一実施例のオフガスモニタシステムの
ブロック図である。図に示すように、空気抽出器（図示
せず）より出たオフガスの一部はオフガス移送ポンプ８
に吸引されてオフガス主配管９の途中に設けられたバイ
パス管１０に入り、弁１１と応動し、後述する中火プロ
セスユニット１８の信号により開閉される弁１２を通っ
てオフガス混合器１３に送り込まれる。
ブロック図である。図に示すように、空気抽出器（図示
せず）より出たオフガスの一部はオフガス移送ポンプ８
に吸引されてオフガス主配管９の途中に設けられたバイ
パス管１０に入り、弁１１と応動し、後述する中火プロ
セスユニット１８の信号により開閉される弁１２を通っ
てオフガス混合器１３に送り込まれる。
また、オフガス混合器１３には水ポンプ１４によつ一τ
水タンク１５から吸い上げられた清浄水が供給されＣお
り、このオフガス混合器１３内部で清浄水の一定水流に
オフガスが一定の割合で混合される。すなわち前記弁１
２の開閉によってオフガス混合器１３の出口バイブには
オフガス気泡が蜆則的に配列された水流が作られ、これ
が前述のガンマ線検出部１に送られる。
水タンク１５から吸い上げられた清浄水が供給されＣお
り、このオフガス混合器１３内部で清浄水の一定水流に
オフガスが一定の割合で混合される。すなわち前記弁１
２の開閉によってオフガス混合器１３の出口バイブには
オフガス気泡が蜆則的に配列された水流が作られ、これ
が前述のガンマ線検出部１に送られる。
なお、弁１１と弁１２は正反対に開閉を繰り返すように
応動させる。すなわちオフガス混合器１３にオフガスを
供給する場合は、所定時間弁１１を閉じＣ弁１２を開き
、逆に供給を停止する場合は弁１２を閉じると同時に弁
１１を開き、オフガス移送ポンプ８に吸引されてバイパ
ス管１０に入ったオフガスを弁１１を通してオフガス主
配管９に戻ずようにする。
応動させる。すなわちオフガス混合器１３にオフガスを
供給する場合は、所定時間弁１１を閉じＣ弁１２を開き
、逆に供給を停止する場合は弁１２を閉じると同時に弁
１１を開き、オフガス移送ポンプ８に吸引されてバイパ
ス管１０に入ったオフガスを弁１１を通してオフガス主
配管９に戻ずようにする。
次に、オフガス混合器１３の出口バイブ内を送られてぎ
たオフガス−水の混合体は第１図に示したガンマ線検出
部１の測定部４を通過する。ここでＧｅ検出器７により
オフガス中の短野命の放射性希ガスが測定検出される。
たオフガス−水の混合体は第１図に示したガンマ線検出
部１の測定部４を通過する。ここでＧｅ検出器７により
オフガス中の短野命の放射性希ガスが測定検出される。
次いでオフガス−水は遅延管６を通り１〜５時間に渡っ
て短野命の放射性希ガスの放射能が減衰させられる。そ
の後測定部５に入り、Ｇｅ検出器７によりオフガス中の
長寿命の放射性希ガスが測定検出される。
て短野命の放射性希ガスの放射能が減衰させられる。そ
の後測定部５に入り、Ｇｅ検出器７によりオフガス中の
長寿命の放射性希ガスが測定検出される。
測定部５を出たオフガス−水は気泡セパレータ１６にお
いて分離され水はドレンとして排出され、−７＝ 一方、オフガスはオフガス主配管９に戻されて図示しな
い煙突を杼Ｃ大気中に放散される。
いて分離され水はドレンとして排出され、−７＝ 一方、オフガスはオフガス主配管９に戻されて図示しな
い煙突を杼Ｃ大気中に放散される。
Ｇｅ検出器７で測定されたガンマ線スペクトルは、まず
波高分析器１７に入れられ、ここからざらに中央プロレ
スコニット１８に送られ波高分析器１７および中央プロ
セスユニット１８でスペク１〜ル解析が行なわれ、放射
性希ガス核種の同定定量が行なわれ核種ごとの放出率の
算定がなされる。
波高分析器１７に入れられ、ここからざらに中央プロレ
スコニット１８に送られ波高分析器１７および中央プロ
セスユニット１８でスペク１〜ル解析が行なわれ、放射
性希ガス核種の同定定量が行なわれ核種ごとの放出率の
算定がなされる。
放出率はオフガス主配管９の途中に設けられ−Ｃいるオ
フガス流量計（図示せず）から送られてくる流量値のデ
ータをもとにして算出されるまた、この中央プロセスユ
ニット１８では前述の核種ごとの放出率をもとに放射性
希ガス全体での反跳、拡散、平衡の各放出モデルの組成
比が算出される。すなわち核燃料被覆管の破損状況に応
じて以下に述べるような各放出モデルが対応することが
知られており、各モデルごとに放出率は次式で表わされ
る。
フガス流量計（図示せず）から送られてくる流量値のデ
ータをもとにして算出されるまた、この中央プロセスユ
ニット１８では前述の核種ごとの放出率をもとに放射性
希ガス全体での反跳、拡散、平衡の各放出モデルの組成
比が算出される。すなわち核燃料被覆管の破損状況に応
じて以下に述べるような各放出モデルが対応することが
知られており、各モデルごとに放出率は次式で表わされ
る。
核燃料被覆管の破損がなくトランプウランから放射性希
ガスが放出される場合、 ８− 反跳モデル Ａｉ ＝Ｋに Ｙ１λｉ破損孔から放射
牲希ガスが放出される場合、拡散モデル Ａ１−Ｋｏ
ＹＩλ、に平衡モデル Ａ１−心 Ｙｌ ここでＡｉは核種ｉの放出率（ｍ Ｃｉ ／ｓｅｃ ）
、Ｙｉは核種ｉの核分裂収率、Ａ１は核種１の崩壊定数
（１／５ｅｃ）を示し、ＫＦＬ、 Ｋ、 、Ｋ、
はそれぞれ定数Ｃある。
ガスが放出される場合、 ８− 反跳モデル Ａｉ ＝Ｋに Ｙ１λｉ破損孔から放射
牲希ガスが放出される場合、拡散モデル Ａ１−Ｋｏ
ＹＩλ、に平衡モデル Ａ１−心 Ｙｌ ここでＡｉは核種ｉの放出率（ｍ Ｃｉ ／ｓｅｃ ）
、Ｙｉは核種ｉの核分裂収率、Ａ１は核種１の崩壊定数
（１／５ｅｃ）を示し、ＫＦＬ、 Ｋ、 、Ｋ、
はそれぞれ定数Ｃある。
このような各放出モデルの組成比を算出するには、放射
性希ガスの核種ごとの放出率についての解析および算定
結果を次式 ％式％ にあてはめ、次式で表わされるＳの値を最小にする定数
にえ、ＫＯ、ＫＥ の値を求めた後、Ｓ＝と（β０（
１（Ａｉ ／Ｙｉ ） −ＡＯ（１（Ｋｌ（λ１＋に５
Ａｉ” ＋Ｋａ ） ） ２これらの値を用い放
射性希ガス核種全体での各組成比を以下の式より算出す
る。
性希ガスの核種ごとの放出率についての解析および算定
結果を次式 ％式％ にあてはめ、次式で表わされるＳの値を最小にする定数
にえ、ＫＯ、ＫＥ の値を求めた後、Ｓ＝と（β０（
１（Ａｉ ／Ｙｉ ） −ＡＯ（１（Ｋｌ（λ１＋に５
Ａｉ” ＋Ｋａ ） ） ２これらの値を用い放
射性希ガス核種全体での各組成比を以下の式より算出す
る。
Ｒ−Σに良 Ｙｉλ１／Σ（ＫＩＹｉλｉ＋ＫＤ・Ｙ１
λｉと ＋ＫＥＹｉ） 以上のような演算を行ない算出された結果は、中央プロ
セスユニット１８からプリンタ１９に送られて打ち出さ
れるとともに、表示装置２０に送り込まれ、ＲＸＤ、Ｅ
の経時変化および放射性希ガス核種の放出率の合計値が
グラフ上にプロットされる。
λｉと ＋ＫＥＹｉ） 以上のような演算を行ない算出された結果は、中央プロ
セスユニット１８からプリンタ１９に送られて打ち出さ
れるとともに、表示装置２０に送り込まれ、ＲＸＤ、Ｅ
の経時変化および放射性希ガス核種の放出率の合計値が
グラフ上にプロットされる。
また、中央プロセスユニット１８から出力される信号に
にり作動するアラーム２１が設けられており、Ｒが減少
しＤおよび［が増大した場合にはここから警報が発せら
れる。
にり作動するアラーム２１が設けられており、Ｒが減少
しＤおよび［が増大した場合にはここから警報が発せら
れる。
第３図および第４図は本発明のシステムによりモニタさ
れ、前記表示装置２０に表わされた放射性希ガス核種の
放出率の合計値およびＲ，Ｄ、Ｅの経時変化を示すグラ
フｒある。
れ、前記表示装置２０に表わされた放射性希ガス核種の
放出率の合計値およびＲ，Ｄ、Ｅの経時変化を示すグラ
フｒある。
これらのグラフから明らかなように、核燃料被覆管の破
損が生じた場合には放出率の合計値が急激に増加するだ
けで・なく、Ｒが激減１ノその分りおよび「の値が増大
覆る。従ってアラーム２１の作動を待つまひもなく、こ
れらのグラフを連続的に作製し監視Ｊることにより破損
発生後ただちにこれを検知することかＣ゛きる。
損が生じた場合には放出率の合計値が急激に増加するだ
けで・なく、Ｒが激減１ノその分りおよび「の値が増大
覆る。従ってアラーム２１の作動を待つまひもなく、こ
れらのグラフを連続的に作製し監視Ｊることにより破損
発生後ただちにこれを検知することかＣ゛きる。
また、本発明のシステムにおいＣは、ガンマ線検出部１
と気泡セパレータ１６との間に、第５図Ｃ示−リーよう
な遅延管２２およびβ線検出部２３を設けることにより
β線を放出する放射性希ガス核種を測定検出することが
できる。
と気泡セパレータ１６との間に、第５図Ｃ示−リーよう
な遅延管２２およびβ線検出部２３を設けることにより
β線を放出する放射性希ガス核種を測定検出することが
できる。
すなわちオフカス−水は測定部５を出た後、遅延管２２
に入りここで５時間以上遅延減衰された後、β線検出部
２３の測定部２４に導入され、電離精力゛スク［］カウ
ンタ、プラスチックシンナレーション検出器のようなβ
線検１１器２５によりβ線を測定検出される。
に入りここで５時間以上遅延減衰された後、β線検出部
２３の測定部２４に導入され、電離精力゛スク［］カウ
ンタ、プラスチックシンナレーション検出器のようなβ
線検１１器２５によりβ線を測定検出される。
検出結果はｈ１測部２６を経て中央プロセスユニット１
８に送られ、ここでβ線核種の同定定量がなされる。
８に送られ、ここでβ線核種の同定定量がなされる。
Ｊなわち遅延管２２での減衰により測定部２４でβ線を
放出Ｊる主な核種はＸｅ−１３３、Ｋｒ−８５、Ｋｒ
−８５ｍ 、Ｋｒ−８８、Ｘｅ−，１３５であるが、
Ｋｒ−８５のβ線］−ネルギー（約６６０ＫＯＶ）が他
の４核種のそれより大幅に高い値を示１のＣ゛、測定結
果から主にＫｒ−８５の同定定量がなされる。
放出Ｊる主な核種はＸｅ−１３３、Ｋｒ−８５、Ｋｒ
−８５ｍ 、Ｋｒ−８８、Ｘｅ−，１３５であるが、
Ｋｒ−８５のβ線］−ネルギー（約６６０ＫＯＶ）が他
の４核種のそれより大幅に高い値を示１のＣ゛、測定結
果から主にＫｒ−８５の同定定量がなされる。
Ｋｒ−８５の測定定量は従来はなされでいなかったもの
Ｃ・、この測定により破損の生じた核燃料の燃料度を評
価することが６１能となり、破損位置をもある程度用る
ことがひきる。
Ｃ・、この測定により破損の生じた核燃料の燃料度を評
価することが６１能となり、破損位置をもある程度用る
ことがひきる。
［発明の効果］
以上の記載から明らかなように、本発明のオフガスモニ
タシステムによれば、オフガス中の放射性希ガス核種の
放出率および反跳、拡散、平衡の各放出モデルの組成比
を連続的かつ自動的にモニタするので、核燃料被覆管の
破損が生じた場合にただちにこれを検出することができ
、事故の発生を未然に防ぐことができる。
タシステムによれば、オフガス中の放射性希ガス核種の
放出率および反跳、拡散、平衡の各放出モデルの組成比
を連続的かつ自動的にモニタするので、核燃料被覆管の
破損が生じた場合にただちにこれを検出することができ
、事故の発生を未然に防ぐことができる。
第１図は本発明の一実施例におけるガンマ線検出部の縦
断面図、第２図は本発明の一実施例のオフガスモニタシ
ステムのブロック図、第３図および第４図は本発明の一
実施例により得られた放射性希ガス核種の放出率の合ｈ
１値およびＲ，Ｄ、Ｅの経時変化を示（グラフ、第５図
はβ線検出部の縦断面図である。 １・・・・・・・・・・・・ガンマ線検出部６．２２・
・・遅延管 ７・・・・・・・・・・・・Ｑｅ検出器８・・・・・・
・・・・・・オフガス移送ポンプ９・・・・・・・・・
・・・オフガス主配管１０・・・・・・・・・・・・バ
イパス管１１．１２・・・弁 １３・・・・・・・・・・・・オフガス混合器１４・・
・・・・・・・・・・水ポンプ１６・・・・・・・・・
・・・気泡セパレータ１７・・・・・・・・・・・・波
高分析器１８・・・・・・・・・・・・中央プロセスユ
ニット１９・・・・・・・・・・・・プリンタ２０・・
・・・・・・・・・・表示装置２３・・・・・・・・・
・・・β線検出部２５・・・・・・・・・・・・β線検
出器２６・・・・・・・・・・・・削測部 代理人弁理士 須 山 佐 −
断面図、第２図は本発明の一実施例のオフガスモニタシ
ステムのブロック図、第３図および第４図は本発明の一
実施例により得られた放射性希ガス核種の放出率の合ｈ
１値およびＲ，Ｄ、Ｅの経時変化を示（グラフ、第５図
はβ線検出部の縦断面図である。 １・・・・・・・・・・・・ガンマ線検出部６．２２・
・・遅延管 ７・・・・・・・・・・・・Ｑｅ検出器８・・・・・・
・・・・・・オフガス移送ポンプ９・・・・・・・・・
・・・オフガス主配管１０・・・・・・・・・・・・バ
イパス管１１．１２・・・弁 １３・・・・・・・・・・・・オフガス混合器１４・・
・・・・・・・・・・水ポンプ１６・・・・・・・・・
・・・気泡セパレータ１７・・・・・・・・・・・・波
高分析器１８・・・・・・・・・・・・中央プロセスユ
ニット１９・・・・・・・・・・・・プリンタ２０・・
・・・・・・・・・・表示装置２３・・・・・・・・・
・・・β線検出部２５・・・・・・・・・・・・β線検
出器２６・・・・・・・・・・・・削測部 代理人弁理士 須 山 佐 −
Claims (1)
- （１）Ａフガスと水とを混合するオフガス混合器と、前
記オフガス混合器から吐出されるオフガス中に含まれる
放射性部ガス核種を短寿命グループと長寿命グループに
分け、それぞれ測定検出する検出部と、前記検出部で検
出されたデータを解析し放射性部ガス核種を同定定量す
る波高分析器と、前記波高分析器で解析されたデータを
もとに放射性希ガス全体での反跳、拡散、平衡の各放出
モデルの組成比を算出するプロセス計算機とからなるこ
とを特徴とする核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニ
タシステム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57112398A JPS593294A (ja) | 1982-06-29 | 1982-06-29 | 核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニタシステム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP57112398A JPS593294A (ja) | 1982-06-29 | 1982-06-29 | 核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニタシステム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS593294A true JPS593294A (ja) | 1984-01-09 |
Family
ID=14585656
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP57112398A Pending JPS593294A (ja) | 1982-06-29 | 1982-06-29 | 核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニタシステム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS593294A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6147590A (ja) * | 1984-08-14 | 1986-03-08 | 株式会社東芝 | 破損燃料検出装置 |
| JP2006119020A (ja) * | 2004-10-22 | 2006-05-11 | Toshiba Corp | 燃料被覆管表面での元素付着評価方法およびそのためのプログラム |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4873698A (ja) * | 1972-01-10 | 1973-10-04 | ||
| JPS55107998A (en) * | 1979-02-15 | 1980-08-19 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor fuel failure diagnosis device |
-
1982
- 1982-06-29 JP JP57112398A patent/JPS593294A/ja active Pending
Patent Citations (2)
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