JPS6212831A - 試料採取システム - Google Patents
試料採取システムInfo
- Publication number
- JPS6212831A JPS6212831A JP60150256A JP15025685A JPS6212831A JP S6212831 A JPS6212831 A JP S6212831A JP 60150256 A JP60150256 A JP 60150256A JP 15025685 A JP15025685 A JP 15025685A JP S6212831 A JPS6212831 A JP S6212831A
- Authority
- JP
- Japan
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- sample
- dilution
- collecting
- time
- diluted
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- Pending
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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
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- 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】
〔発明の利用分野〕
本発明は、原子力発電所の試料採取系（事故後サンプリ
ングシステム）に係わり、特に原子炉冷却材サンプリン
グ時の試料採取方法、希釈方法。
ングシステム）に係わり、特に原子炉冷却材サンプリン
グ時の試料採取方法、希釈方法。
試料移送方法において作業員の被ばく低減、システムの
合理化を実施した事故後サンプリングシステムに関する
。
合理化を実施した事故後サンプリングシステムに関する
。
第２図は、原子力発電所に用いられている試料採取系の
事故後サンプリングシステムの原子炉冷却材サンプリン
グシステムのシステム構成について示したものである。
事故後サンプリングシステムの原子炉冷却材サンプリン
グシステムのシステム構成について示したものである。
原子炉冷却材は、サンプルクーラ１、自動減圧機構２に
２、減温、減圧された後サンプルタンク４内に一定量採
取される。
２、減温、減圧された後サンプルタンク４内に一定量採
取される。
本システムにおいては、化学分析の為の未希釈試料採取
と１０”倍希釈試料採取と１０１倍希釈試料採取の３つ
の試料採取が可能である。−例として１０１倍希釈試料
の採取方法について説明する。サンプルタンク４内にて
一定量採取された試料は、Ｎ３ ガス注入弁６を開する
事により圧送さ１れ切取部１８にて一定量の試料の切取
を実施する。
と１０”倍希釈試料採取と１０１倍希釈試料採取の３つ
の試料採取が可能である。−例として１０１倍希釈試料
の採取方法について説明する。サンプルタンク４内にて
一定量採取された試料は、Ｎ３ ガス注入弁６を開する
事により圧送さ１れ切取部１８にて一定量の試料の切取
を実施する。
定量タンク１９内には、切取られた試料を１０”倍希釈
する事のできる希釈水（ＭυすＰ）が注入されている。
する事のできる希釈水（ＭυすＰ）が注入されている。
ここで、Ｎ２ガス注入弁２１を開する事により切取られ
た試料と、１０”倍希釈を行う水量は希釈タンク１２４
内へ圧送される。ここで、切取られた試料は１０３倍希
釈された試料となっている。さらに１０６倍希釈を実施
させる為には、Ｎ２ ガス注入弁２３を開する事により
、１０３倍希釈試料を圧送し再度切取部２５にて１０３
倍希釈試料を一定量切取りさせる。ここで、１０３倍希
釈を実施させた時と同じように、定量タンク１９内の希
釈水を、Ｎ２ ガス注入弁２１ 、 ＭＵＷＰ移送弁２
２を開させ、切取られた１０”倍希釈された一定量の試
料と希釈水を圧送し、希釈タンク■２７内にて１０１倍
希釈を実施する。１０６倍希釈された試料は、Ｎ２ ガ
ス注入弁２８を開する事により圧送され、計量管８を通
過後、ドレン回収タンク３１に回収される。ここで、計
量管８内には、一定量の１０’倍希釈された試料が留ま
っている。その試料を採取する為には、ハンドリングユ
ニット２９を使用して、ビン内にその１０’倍希釈試料
の採取を実施する。採取された試料は、該種分析を行い
、事故時の放射線障壁の健全性を把握する為の補足的な
情報を与えるものとなる。
た試料と、１０”倍希釈を行う水量は希釈タンク１２４
内へ圧送される。ここで、切取られた試料は１０３倍希
釈された試料となっている。さらに１０６倍希釈を実施
させる為には、Ｎ２ ガス注入弁２３を開する事により
、１０３倍希釈試料を圧送し再度切取部２５にて１０３
倍希釈試料を一定量切取りさせる。ここで、１０３倍希
釈を実施させた時と同じように、定量タンク１９内の希
釈水を、Ｎ２ ガス注入弁２１ 、 ＭＵＷＰ移送弁２
２を開させ、切取られた１０”倍希釈された一定量の試
料と希釈水を圧送し、希釈タンク■２７内にて１０１倍
希釈を実施する。１０６倍希釈された試料は、Ｎ２ ガ
ス注入弁２８を開する事により圧送され、計量管８を通
過後、ドレン回収タンク３１に回収される。ここで、計
量管８内には、一定量の１０’倍希釈された試料が留ま
っている。その試料を採取する為には、ハンドリングユ
ニット２９を使用して、ビン内にその１０’倍希釈試料
の採取を実施する。採取された試料は、該種分析を行い
、事故時の放射線障壁の健全性を把握する為の補足的な
情報を与えるものとなる。
試料採取を実施するのに要する時間は、約１時間゛
半の時間を必要とする。また試料採取時には、その事業
に係わる作業員の被ばくを合理的に達成できる限り低く
してやった方が望ましい、要するに。
半の時間を必要とする。また試料採取時には、その事業
に係わる作業員の被ばくを合理的に達成できる限り低く
してやった方が望ましい、要するに。
試料採取時間の短縮と被ばく低減を実施した試料が要求
されてくる。
されてくる。
なお、この種の試料採取装置に関連するものとして例え
ば、特開昭５５−３３６９６号が挙げられる。
ば、特開昭５５−３３６９６号が挙げられる。
本発明の目的は、２段希釈化を用いずに、試料の放射能
濃度を測定してやる事により希釈水量を制御させ、希釈
を可搬式容器内で実施する事により、試料採取における
時間短縮と作業員の被ばく低減及びシステムの合理化を
実施した事故後サンプｔリングシステムを提供する事に
ある。
濃度を測定してやる事により希釈水量を制御させ、希釈
を可搬式容器内で実施する事により、試料採取における
時間短縮と作業員の被ばく低減及びシステムの合理化を
実施した事故後サンプｔリングシステムを提供する事に
ある。
１７′
（。
一〇希釈水量を制御させる事と、試料採取時にラック内
に残サンプルを残さない事により前記目的を達成するも
のである。
に残サンプルを残さない事により前記目的を達成するも
のである。
以下本発明の一実施例を従来例と同機器は同符合を用い
て図面に従がって説明する。
て図面に従がって説明する。
原子炉冷却材はクーラ１．自動減圧機構２にて減温、減
圧された後サンプルタンク４に一定量採取される。ここ
でＮ２ガス注入弁を開する事によす採取された試料は圧
送され、計量管８内にのみ一定量採取される。ここで放
射線検出器９により放射能を測定し、その信号は制御盤
内にて放射能濃度換算される。計測後の試料は、希釈が
必要である場合切替部１０にて一定量切取られ、 ＭＵ
ＩＩＰ注入弁１３を開して、可搬式試料採取容器１１内
にて希釈された試料を採取する。ここで、希釈する水量
は放射線検出器９による信号から制御盤内にて放射能濃
度換算されている為に、希釈するのにベルスイッチによ
り希釈水の注入量を検知させ、希釈水量を制御する。可
搬式容器１１内には、希釈された試料が採取されている
が、試料の核種分析を実施するにあたっては、多くの試
料量を必要としないので、可搬式容器１１に取付けられ
ている。試料採取ビンを介してサプレッションチェンバ
へ排出させる。試料の放射能濃度が高い状態では、試料
に含まれている種々の放射性核種毎の放射能濃度を求め
る（核種分析）ことができない。
圧された後サンプルタンク４に一定量採取される。ここ
でＮ２ガス注入弁を開する事によす採取された試料は圧
送され、計量管８内にのみ一定量採取される。ここで放
射線検出器９により放射能を測定し、その信号は制御盤
内にて放射能濃度換算される。計測後の試料は、希釈が
必要である場合切替部１０にて一定量切取られ、 ＭＵ
ＩＩＰ注入弁１３を開して、可搬式試料採取容器１１内
にて希釈された試料を採取する。ここで、希釈する水量
は放射線検出器９による信号から制御盤内にて放射能濃
度換算されている為に、希釈するのにベルスイッチによ
り希釈水の注入量を検知させ、希釈水量を制御する。可
搬式容器１１内には、希釈された試料が採取されている
が、試料の核種分析を実施するにあたっては、多くの試
料量を必要としないので、可搬式容器１１に取付けられ
ている。試料採取ビンを介してサプレッションチェンバ
へ排出させる。試料の放射能濃度が高い状態では、試料
に含まれている種々の放射性核種毎の放射能濃度を求め
る（核種分析）ことができない。
核種分析を行うためには、試料を希釈してその放射能濃
度を所定値以下に下げる必要がある。ここで、試料を全
部排出する為、可搬式容器１１には、残サンプルが生じ
ない、よって試料を採取に行く作業員の受ける被ばくは
低減される。また、試料採取ビンには、ある一定量の試
料が採取されている為に、この容器を可搬式容器１１よ
り取外す事により、試料の核種分析を実施する事は可能
である。また、希釈方法を１段化にしている事により希
釈時間は従来より短縮され、さらに、システムが従来と
比ベシンプルになっている事によりシステムの異常の発
生率は低下し、信頼性の高い事故後サンプリングシステ
ムとなっている。
度を所定値以下に下げる必要がある。ここで、試料を全
部排出する為、可搬式容器１１には、残サンプルが生じ
ない、よって試料を採取に行く作業員の受ける被ばくは
低減される。また、試料採取ビンには、ある一定量の試
料が採取されている為に、この容器を可搬式容器１１よ
り取外す事により、試料の核種分析を実施する事は可能
である。また、希釈方法を１段化にしている事により希
釈時間は従来より短縮され、さらに、システムが従来と
比ベシンプルになっている事によりシステムの異常の発
生率は低下し、信頼性の高い事故後サンプリングシステ
ムとなっている。
以上記述した如く、本発明の事故後サンプリングシステ
ムによれば、作業員の被ばく低減が実施される。
ムによれば、作業員の被ばく低減が実施される。
あ−ると共に、システムの異常発生率は低下し信頼性の
高いシステムとなっている。
高いシステムとなっている。
また、可搬式容器を用いた試料採取方法である為、原子
力発電所内で共用できると共に１通常時の炉水サンプリ
ングシステムの代用も可能である事から合理化効果が大
きいシステムとなっている。
力発電所内で共用できると共に１通常時の炉水サンプリ
ングシステムの代用も可能である事から合理化効果が大
きいシステムとなっている。
第１図は、本発明の一実施例の事故後サンプリングシス
テムのシステム概要図、第２図は、従来原子力発電所で
使用されている事故後サンプリングシステムのシステム
概要図である。
テムのシステム概要図、第２図は、従来原子力発電所で
使用されている事故後サンプリングシステムのシステム
概要図である。
Claims (1)
- １、事故時の原子炉冷却材中の放射能濃度を自動的に測
定し、希釈率を選定する事により作業員の被ばく低減を
考慮したことを特徴とする試料採取システム。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60150256A JPS6212831A (ja) | 1985-07-10 | 1985-07-10 | 試料採取システム |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60150256A JPS6212831A (ja) | 1985-07-10 | 1985-07-10 | 試料採取システム |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS6212831A true JPS6212831A (ja) | 1987-01-21 |
Family
ID=15492964
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60150256A Pending JPS6212831A (ja) | 1985-07-10 | 1985-07-10 | 試料採取システム |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6212831A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0236337A (ja) * | 1988-07-27 | 1990-02-06 | Hokkaido Electric Power Co Inc:The | 原子力プラントの分析用試料採取装置 |
| JP2016008828A (ja) * | 2014-06-23 | 2016-01-18 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器のサンプリング装置及びサンプリング方法 |
-
1985
- 1985-07-10 JP JP60150256A patent/JPS6212831A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0236337A (ja) * | 1988-07-27 | 1990-02-06 | Hokkaido Electric Power Co Inc:The | 原子力プラントの分析用試料採取装置 |
| JP2016008828A (ja) * | 2014-06-23 | 2016-01-18 | 株式会社東芝 | 原子炉格納容器のサンプリング装置及びサンプリング方法 |
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