原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法
【課題】漏洩箇所を短時間により精度良く検出できる原子力施設の漏洩監視システムを提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１内で蒸気系及び原子炉冷却水系の近くに配置された複数のサンプリング口１３は、セレクターバルブを介して管路２３に接続される。Ｇｅ検出器を有する放射能測定部３０Ａが管路２３に設けられる。Ｇｅ検出器は、各サンプリング口からサンプリングされたガス中の放射性核種（Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）のγ線を検出する。波高分析器３４Ａはγ線検出信号を用いて核種分析を行う。データ処理装置３６は、核種分析情報を入力し、Ｎ−１３，Ｍｎ−５４等の放射能量に基づいて漏洩が蒸気系か原子炉冷却水系かを判定する。蒸気系の漏洩の場合、データ処理装置３６はＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて蒸気系における漏洩箇所を特定する。その漏洩箇所の情報は表示装置３７Ｂに表示される。
【解決手段】原子炉格納容器１内で蒸気系及び原子炉冷却水系の近くに配置された複数のサンプリング口１３は、セレクターバルブを介して管路２３に接続される。Ｇｅ検出器を有する放射能測定部３０Ａが管路２３に設けられる。Ｇｅ検出器は、各サンプリング口からサンプリングされたガス中の放射性核種（Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）のγ線を検出する。波高分析器３４Ａはγ線検出信号を用いて核種分析を行う。データ処理装置３６は、核種分析情報を入力し、Ｎ−１３，Ｍｎ−５４等の放射能量に基づいて漏洩が蒸気系か原子炉冷却水系かを判定する。蒸気系の漏洩の場合、データ処理装置３６はＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて蒸気系における漏洩箇所を特定する。その漏洩箇所の情報は表示装置３７Ｂに表示される。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントの建屋に適用するのに好適な原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
現行原子力プランとの漏洩水監視システムとしては、原子炉格納容器内における漏洩水監視システム（Leak Detecting System、以下、ＬＤＳという）が用いられている。沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器内に、炉心を内蔵する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を設置している。この沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉圧力容器に接続されて炉心に冷却水を供給する再循環系を有し、タ−ビン建屋内に、タ−ビン、復水器及び給水ポンプを設置している。再循環系は、再循環ポンプが設けられた再循環配管を有する。炉心で発生した蒸気は、主蒸気配管を介してタ−ビンに送られ、復水器で凝縮されて水に戻される。この水は給水ポンプで昇圧されて原子炉圧力容器内に戻される。
【０００３】
従来のＬＤＳでは、原子炉格納容器内に設けられた複数のサンプリング口から原子炉格納容器内のガスをブロアの駆動によって捕集し、原子炉格納容器外の放射能測定部でその捕集ガスの放射能を計測する。この放射能の計測は、複数のサンプリング口からの捕集ガスをロ−ル状フィルタに導いて捕集ガスに含まれたダストをそのフィルタで捕集する。補足されたダストに含まれる固体状の放射性物質及び補修ガスに含まれる放射性ガスの放射能量がシンチレーション検出器で計測される。このようにして原子炉格納容器内の放射能量が連続的に計測され、原子炉格納容器内での漏洩水の有無が監視される。
【０００４】
沸騰水型原子力発電プラントのタ−ビン建屋内の漏洩監視は、タービン建屋内の複数の各部屋にガスサンプリング口を設け、これらのサンプリング口から順次選択的にガスを採集し、採集したガスの放射能量を計測することによって行われる。
【０００５】
沸騰水型原子力発電プラント等の原子力施設では、配管等にき裂が生じて設定量以上の冷却水が気体及び液体の少なくとも一方の状態で漏洩した場合には、プラントの安全を確保するために原子炉の運転を停止する。さらに、原子炉の運転停止後、漏洩箇所の特定及び必要な対策を講ずる必要がある。漏洩箇所の特定する方法として、漏洩が原子炉の冷却水系及び蒸気系のどちらで生じているかを判定する方法が既に提案されている。
【０００６】
その判定方法は、特開昭５９−１５０３８８号公報、特開平２−１５９５９９号公報及び特開平５−２４９２７８号公報に記載されている。特開昭５９−１５０３８８号公報は、沸騰水型原子力発電プラントにおいて、原子炉格納容器内の雰囲気中の水素ガス濃度及び放射性核種の放射能濃度、及び原子炉格納容器内の漏洩水中の放射能濃度を測定し、これらの測定値を用いて漏洩箇所が蒸気系にあるか炉水系あるかを判定している。放射性核種の放射能濃度として、Ｉ−１３１及びＮａ−２４の放射能濃度を測定している。特開平２−１５９５９９号公報は、沸騰水型原子力発電プラントの原子炉格納容器内で漏洩が発生したとき、蒸気系か炉水系かを判定している。この判定は、原子炉格納容器内の雰囲気中における放射性核種の濃度及び組成を測定し、この測定結果を炉水及び主蒸気にそれぞれ含まれる放射性核種の濃度比とを比較して行われる。放射性核種の濃度比として、Ｎ−１３／Ｆ−１８濃度比またはＩ−１３１／Ｉ−１３３濃度比を用いている。特開平５−２４９２７８号公報に記載された漏洩監視方法は、原子炉格納容器内の雰囲気中の水素濃度を測定し、原子炉格納容器内除湿系からの凝縮水ドレン発生量または原子炉格納容器内サンプの排水量に対する計測された水素濃度の比率に基づいて、漏洩箇所が蒸気系であるか炉水系であるかを判定している。
【０００７】
【特許文献１】特開昭５９−１５０３８８号公報
【特許文献２】特開平２−１５９５９９号公報
【特許文献３】特開平５−２４９２７８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
前述の特開昭５９−１５０３８８号公報、特開平２−１５９５９９号公報及び特開平５−２４９２７８号公報に記載されたそれぞれ原子力施設の漏洩監視方法は、以下に示す課題を有する。特開昭５９−１５０３８８号公報は、漏洩箇所が蒸気系であるか炉水系であるかの判定に放射性核種であるＩ−１３１及びＮａ−２４の放射能濃度を用いている。しかしながら、Ｉ−１３１は、核分裂生成物であり、原子炉の炉心内に装荷されている燃料棒に破損が生じていなければ感度良く検出できない。また、Ｎａ−２４は、復水器の伝熱管に海水リークが発生し、Ｎａが炉心に流入することによって発生する。炉心内での燃料棒破損及び復水器の伝熱管での海水リークの発生確率は現在の原子炉では極めて小さく、それらの事故はほとんど発生し得ない。このため、Ｉ−１３１及びＮａ−２４の放射能濃度に基づいて漏洩箇所を判定することは困難である。
【０００９】
特開平２−１５９５９９号公報は、原子炉格納容器内に放出された放射性核種の放射能量の減衰曲線を第２図に示している。この第２図によれば、Ｎ−１３の放射能量の減衰曲線は曲線ａで表され、Ｆ−１８の放射能量の減衰曲線は曲線ｂで表されている。また、漏洩箇所が炉水系である場合、サンプルの減衰曲線は曲線ｃとなり、漏洩箇所が蒸気系である場合、サンプルの減衰曲線は曲線ｃとなっている。これらのサンプルの減衰曲線は、曲線ａと曲線ｂの合成曲線であり、Ｎ−１３とＦ−１８の濃度比に依存している。しかしながら、第２図から明らかであるように、Ｎ−１３及びＦ−１８による漏洩箇所の特定は、漏洩事故発生後、それらの放射能濃度を３０分から１時間測定しないと判定することはできず、判定までの応答性が悪い。また、Ｉ−１３１及びＩ−１３３は、核分裂生成物のため、特開昭５９−１５０３８８号公報と同様に、漏洩箇所の判定の指標として用いることは適切ではない。特開平５−２４９２７８号公報も、漏洩事故発生後、水素濃度を長時間にわたって測定する必要があり、判定までの応答性が悪い。
【００１０】
以上のように、従来の漏洩監視システムには、漏洩が蒸気系か炉水系かの判定が困難であり、またはその判定に長時間を要し、漏洩水事故の伝播判断及び漏洩修復作業の着手を遅延させる課題があることが分かった。
【００１１】
本発明の目的は、漏洩箇所を短時間により精度良く検出することができる原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内からサンプリングされたガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出し、この検出で得られた放射線検出信号を用いて核種分析を行い、その核種分析で得られた核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が蒸気系配管にあるか及び原子炉冷却水系配管にあるかを判定することにある。
【００１３】
本発明は、核種分析で得られた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて漏洩箇所の位置を判定しているので、蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管のいずれで漏洩が発生しているかを精度良く短時間に求めることができる。
【００１４】
好ましくは、上記核種分析情報に含まれている、半減期が異なるＮ−１３，Ｎ−１６及びＣ−１５のうちから選択された第１放射性核種の放射能量とそれらのうちから選択された第２放射性核種の放射能量の比に基づいて、蒸気系配管で生じている漏洩箇所の位置を特定することが望ましい。
【００１５】
この蒸気系配管で生じている漏洩箇所の位置の特定は、以下に述べる発明者らが見出した新たな知見に基づいて成されたのである。発明者らは、種々の検討を行った結果、Ｎ−１６の放射能量に対するＮ−１３の放射能量の比、すなわち（Ｎ−１３の放射能量）／（Ｎ−１６の放射能量）（以下、Ｎ−１３／Ｎ−１６比という）を参照すれば、蒸気系における漏洩箇所を精度良く推定できるという新たな知見を見出した。この新たな知見を具体的に説明する。
【００１６】
原子炉冷却水系の冷却水に含まれる放射性核種のγ線エネルギーは、Ｍｎ−５４が８３４ＫｅＶで、Ｃｏ−６０が１．２５ＭｅＶである。蒸気系の蒸気に含まれる放射性核種のエネルギーは、Ｎ−１３が５１１ｋｅＶであり、Ｎ−１６が６．１ＭｅＶである。これらの放射性核種は、高エネルギーのγ線まで検出可能な半導体放射線検出器を用いることによって、核種分析が可能になる。また、Ｎ−１３及びＮ−１６の各半減期は、前者が１０分、後者が７.１秒であり、大きく異なっている。原子炉内でのＮ−１３／Ｎ−１６比は、原子炉の定常運転状態では一定である。Ｎ−１３／Ｎ−１６比は、原子炉に接続される主蒸気配管経由で主蒸気配管に接続される各種の計装用配管の想定漏洩箇所（例えば、フランジ及び継ぎ手類）までの時間差によって、所定の割合で変化する。つまり、漏洩ガスの各主成分とこれらの主成分の放射能量を求めることによって、蒸気系における漏洩箇所の位置を精度良く推定することができる。
【００１７】
Ｎ−１３／Ｎ−１６比の替りに、Ｃ−１５の放射能量に対するＮ−１６の放射能量の比、すなわち（Ｎ−１６の放射能量）／（Ｃ−１５の放射能量）（以下、Ｎ−１６／Ｃ−１５比という）またはＣ−１５の放射能量に対するＮ−１３の放射能量の比、すなわち（Ｎ−１３の放射能量）／（Ｃ−１５の放射能量）（以下、Ｎ−１３／Ｃ−１５比という）を用いても、蒸気系における漏洩箇所を精度良く推定することができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管のいずれで漏洩が発生しているかを精度良く短時間に求めることができる。このため、漏洩箇所を迅速に知ることができ、原子力発電プラントの保全監視及び修復作業の準備を早く行うことができる。原子力施設の安全性が著しく向上する。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１９】
本発明の実施例を、図面を用いて以下に説明する。
【実施例１】
【００２０】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力施設の漏洩監視システム（Leak Detecting System、以下、ＬＤＳという）を説明する前に、ＬＤＳが適用される原子力施設、例えば、沸騰水型原子力発電プラントの概要を、図１により説明する。沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉建屋（図示せず）内に設置された原子炉格納容器１を有し、炉心３を内蔵する原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）４が原子炉格納容器１内に設置される。再循環系が、ＲＰＶ４に接続された再循環配管５、及び再循環配管６に取り付けられた再循環ポンプ６を有する。この再循環系も原子炉格納容器１内に設置される。沸騰水型原子力発電プラントは、タービン建屋２を有し、タービン建屋２内にタービン７及び復水器８を設置している。タービン７は主蒸気配管１０によってＲＰＶ４に接続される。復水器８は給水配管１１によってＲＰＶ４に接続される。給水ポンプ９が給水配管１１に設けられる。
【００２１】
再循環ポンプ６で昇圧された冷却水は、再循環配管５を通ってＲＰＶ４内に設置されたジェットポンプ（図示せず）に供給される。このジェットポンプから吐出された冷却水は、炉心３に供給され、炉心３内で加熱される。加熱された冷却水は一部が蒸気となる。この蒸気は、主蒸気配管１０を通ってタービン７に供給され、タービン７を駆動する。タービン７に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。タービン７から排出された蒸気は、復水器７で冷却水配管５３で供給される海水との熱交換により凝縮されて水となる。この水は、給水として、給水ポンプ９等により昇圧されて給水配管１１によりＲＰＶ４に供給される。
【００２２】
本実施例のＬＤＳ２０を、図１及び図２を以下に用いて説明する。ＬＤＳ２０は、原子炉格納容器１内で所定の位置に配置された複数のサンプリング口１３、タービン建屋２内に配置された複数のサンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……、放射能測定部３０Ａ，３０Ｂ、波高分析器（核種分析装置）３４Ａ，３４Ｂ、データ処理装置（漏洩箇所特定装置）３６、記憶装置３５、操作盤３７及びブロア１２を設置した管路２３を備えている。原子炉格納容器１内の所定の位置にそれぞれ配置された複数のサンプリング口１３、すなわち、サンプリング口１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ、……（図２参照）を個々に有する各サンプリング配管４９は、セレクターバルブ１４Ａを介して管路２３に接続される。サンプリング口１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ、……は、原子炉格納容器１内に位置する蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された枝管である圧力検出配管等の計装用配管）及び炉水系である原子炉冷却水系（例えば、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管、及びこれらの枝管である各計装用配管等）の近くにそれぞれ配置される。管路２３は、大部分が原子炉格納容器１外に配置され、両端部が原子炉格納容器１内に配置されている。ブロア１２が管路２３に設けられる。放射能測定部３０Ａが、原子炉格納容器１の外部で管路２３に設けられる。原子炉格納容器１内のドライウェルの底部にドレン水受け部１７が形成されており、ドレン水量計３８がドレン水受け部１７に設置される。露点計１８及び水素濃度計（図示せず）が、原子炉格納容器１内に設置される。タービン建屋２内の所定の位置（例えば、タービン建屋２内の各部屋）にそれぞれ配置されたサンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……を個々に有する各サンプリング配管５２は、セレクターバルブ１４Ｂを介して管路２８に接続される。サンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……は、タービン建屋２内に位置する蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された枝管である圧力検出配管等の計装用配管）及び炉水系である原子炉冷却水系（例えば、給水配管、及びこれの枝管である各計装用配管等）の近くにそれぞれ配置される。管路２８は、タービン建屋２内に配置され、大部分がタービン建屋２内の所定の部屋（例えばモニタ室等）に配置され、両端部がタービン建屋２内の各部屋に配置される。放射能測定部３０Ｂが、タービン建屋２内の所定の部屋で管路２８に設けられる。ブロア２９が管路２８に設けられる。放射能測定部３０Ｂはタービン建屋２の外に配置することも可能である。
【００２３】
放射能測定部３０Ａの詳細構造を、図２により説明する。放射能測定部３０Ａは、ロール状フィルタ（フィルタ装置）１５Ａ、半導体放射線検出器であるＧｅ放射線検出器（以下、Ｇｅ検出器という）１６Ａ及び測定チャンバー２４Ａを有する。測定チャンバー２４Ａは管路２３に取り付けられる。ロール状フィルタ１５Ａ及びＧｅ検出器１６Ａは、測定チャンバー２４Ａに取り付けられている。Ｇｅ検出器１６Ａ及び後述のＧｅ検出器１６Ｂには、高エネルギーのγ線が容易に検出できる相対効率４０％以上のＧｅ検出器を用いる。増幅器３３ＡがＧｅ検出器１６Ａに接続される。ロール状フィルタ１５Ａは、回転体である一対のローラ２５，２６及び帯状フィルタ２７を有する。帯状フィルタ２７は、ローラ２５，２６にそれぞれ巻き付けられている。一方のローラ、例えば、ローラ２６を所定時間間隔で断続的に回転させることにより、帯状フィルタ２７は他方のローラ２５からローラ２６に巻き取られる。放射能測定部３０Ｂも、放射能測定部３０Ａと同じ構成を有する。ただし、放射能測定部３０Ｂに設けられたロール状フィルタ、Ｇｅ検出器、増幅器及び測定チャンバーは、ロール状フィルタ１５Ｂ、Ｇｅ検出器１６Ｂ、増幅器３３Ｂ及び測定チャンバー２４Ｂで表す。半導体放射線検出器としては、Ｇｅ検出器の替りにＣｄＴｅ及びＣＺＴを別々に用いた各半導体放射線検出器を用いてもよい。
【００２４】
操作盤３７は、演算装置３７Ａ、表示装置３７Ｂ及び制御装置３７Ｃを有する。表示装置３７Ｂは演算装置３７Ａに接続される。制御装置３７Ｃはセレクターバルブ１４Ａ，１４Ｂに接続される。
【００２５】
放射能測定部３０Ａの増幅器３３Ａは配線５４により波高分析器３４Ａに接続される。放射能測定部３０Ｂの増幅器３３Ｂは配線３８により波高分析器３４Ｂに接続される。波高分析器３４Ａ，３４Ｂはデータ処理装置３６に接続される。記憶装置３５がデータ処理装置３６に接続される。データ処理装置３６は演算装置３７Ａに接続されている。露点計１８は配線４７によって演算装置３７Ａに接続される。ドレン水量計３８は配線３９によって演算装置３７Ａに接続される。原子炉格納容器１内に設置された水素濃度計（図示せず）も演算装置３７Ａに接続される。
【００２６】
発明者らが新たに見出した、前述のＮ−１３／Ｎ−１６比を用いた蒸気系における漏洩箇所の位置の推定の基本概念を、以下に、具体的に説明する。半導体放射線検出器（例えば、Ｇｅ検出器１６Ａ）から出力された放射線検出信号は、波高分析器に入力されて核種分析される。この核種分析によって得られた核種分析測定スペクトル（核種分析情報）の一例を、図３に示す。なお、測定対象核種の最大エネルギーがＮ−１６の６．１ＭｅＶであるので、半導体放射線検出器は最大で８ＭｅＶ程度の測定エネルギー範囲が必要となる。また、Ｎ−１３は５１１ＫｅＶ、Ｃｏ−６０は１．２５ＭｅＶであるので、半導体放射線検出器は０ＫｅＶ以上の測定エネルギー範囲が必要となる。
【００２７】
図３に示すＮ−１３（半減期：１０分）及びＮ−１６（半減期：７秒）の減衰曲線を図４に示す。原子力発電プラントの定常運転時にＲＰＶ４内に存在するＮ−１３及びＮ−１６の各放射能量は、核反応による生成及びＲＰＶ４から主蒸気配管１０に排出される蒸気への移行損失によりバランスしており、ある値に保たれている。その定常運転時におけるＲＰＶ４内に存在するＮ−１３及びＮ−１６の各放射能量は、施設管理のル−チン分析作業で測定される。これらの放射能量は必要に応じて収集できる。Ｎ−１３及びＮ−１６のそれぞれの生成核反応は、Ｏ−１６(ｐ，２ｎ)Ｎ−１３、及びＯ−１６(ｎ，ｐ)Ｎ−１６である。Ｎ−１３及びＮ−１６がＲＰＶ４内で液相領域（炉水）から気相領域（炉心３で発生した蒸気）に移行したばかりの時点では、蒸気のＮ−１３／Ｎ−１６比はある値に保持される。しかしながら、放射能量比であるＮ−１３／Ｎ−１６比は、Ｎ−１３及びＮ−１６の蒸気への移行後の経過時間に応じて変化する（図４参照）。この比は両放射性核種の半減期のみに依存する。半減期の短いＮ−１６の放射能量の減衰度合いは、Ｎ−１３のそれよりも著しく大きい。
【００２８】
発明者らは、Ｎ−１３／Ｎ−１６比の種々の値に対して、これらの値がＮ−１３及びＮ−１６の蒸気への移行後の経過時間に対応してどのように変化するかを検討した。図５は、その検討結果を示し、Ｎ−１３及びＮ−１６がＲＰＶ４内で液相領域から気相領域に移行したばかりの時点でのＮ−１３／Ｎ−１６比の値（Ｆで示す）をパラメータにして、その経過時間に対するＮ−１３／Ｎ−１６比の変化を示している。Ｆとしては１０００，１００，１０及び１の４通りを用いた。初期値であるＦの値が変わっても、その経過時間に対するＮ−１３／Ｎ−１６比の減少の傾きは同じである。発明者らは、図５に示す結果に基づけば、Ｎ−１３及びＮ−１６が、ＲＰＶ４から蒸気漏洩の可能性のある場所（例えば、機器及び部品等の設置場所）までに到達するのに要する時間（到達時間）が分かれば、蒸気漏洩の可能性のある場所でのＮ−１３／Ｎ−１６比が分かるという新たな知見を見出した。到達時間は、上記経過時間に該当する。この知見によれば、逆に到達時間が分かれば、核種分析で得たＮ−１３及びＮ−１６の各放射能量を用いて算出したＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて蒸気系における漏洩箇所の位置を推定することができる。
【００２９】
炉心において放射性核種であるＣ−１５がＯ−１６の核反応によって生成される。このＣ−１５も、Ｎ−１３及びＮ−１６と同様に、蒸気系における漏洩箇所の位置の推定に用いることができる。核種分析で得られたＣ−１５の放射能量を用いて求めたＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比も、傾きは異なるが、図５に示すＮ−１３／Ｎ−１６比と同様な特性を得ることができる。このため、Ｎ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比を用いても、蒸気系の漏洩箇所の位置を推定することができる。
【００３０】
主蒸気配管１０に接続された枝管５０及びこの枝管５０に接続された計装用配管５１を図６に模式的に示した。計装用配管５１は例えば蒸気の圧力測定用の計装用配管である。ＰＦ−１は枝管５０の接続用のフランジ、ＰＴ−１は計器用の継ぎ手、ＰＴ−２からＰＴ−６は計器用配管５１の配管継ぎ手を示している。ＰＶ−１は計器用配管５１に設けられたバルブである。枝管５０及び計装用配管５１に設けられた各コンポ−ネント（フランジ、継ぎ手、バルブ等）の設置場所は設計図書より予め把握することが可能であり、枝管５０及び計装用配管５１の設計流量も予め把握することができる。Ｎ−１３及びＮ−１６の、炉心から各コンポ−ネントまでの到達時間も設計図書から把握することが可能である。これらの情報に基づいて、各コンポ−ネントまでのＮ−１３及びＮ−１６の到達時間とＮ−１３／Ｎ−１６比を把握することができる。
【００３１】
上記した設計図書等の情報に基づいて各コンポ−ネント設置場所（漏洩が生じる可能性のある場所）及びＮ−１３／Ｎ−１６比の情報を関係付けたデ−タベ−スを作成した。このデータベース情報の一例を図７に示す。図7には到達時間が示されているが、作成したデータベース情報は、到達時間を含んでいない。このデータベース情報は、記憶装置３５に予め記憶されている。Ｎ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比、各コンポ−ネント設置場所及び到達時間を用いて、Ｎ−１３／Ｎ−１６比と同様なデータベース情報を作成し、記憶装置３５に記憶させてもよい。
【００３２】
ＬＤＳ２０を用いた漏洩監視について具体的に説明する。操作盤３７に設けられた制御装置３７Ｃは、セレクターバルブ１４Ａを制御してサンプリング口１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ、……を管路２３に順次接続する。ブロア１２が駆動されているので、原子炉格納容器１内の所定位置でそれぞれ各サンプリング口からサンプリングされたガスが、該当するサンプリング管４９を経て、順次、管路２３に供給される。このガスは、管路２３を通って測定チャンバー２４Ａ内に導かれる。Ｇｅ検出器１６Ａは、測定チャンバー２４Ａ内に到達したガスに含まれた放射性核種（例えば、Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｃ−１５，Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）から放出されるγ線を検出する。Ｇｅ検出器１６Ａはγ線検出信号を出力し、このγ線検出信号は増幅器３３Ａによって増幅される。原子炉格納容器１内でＲＰＶ４に接続された蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された枝管である圧力検出配管等の計装用配管）及び炉水系である原子炉冷却水系（例えば、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管、及びこれらの枝管である各計装用配管等）から蒸気または冷却水の漏洩が生じていない場合には、Ｇｅ検出器１６Ａは０Ｖのγ線検出信号を出力する。もし、原子炉格納容器１内で主蒸気配管１０に発生したき裂が貫通して、主蒸気配管１０から原子炉格納容器１内に蒸気が漏洩したとする。このとき、測定チャンバー２４Ａ内に導かれるガスは、放射性核種（例えば、Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｃ−１５）を含んでいる。Ｇｅ検出器１６Ａは、この放射性核種等から放出されるγ線を検出する。もし、ＲＰＶ４に接続される原子炉浄化系の配管に発生したき裂が貫通して、原子炉浄化系の配管から原子炉格納容器１内に冷却水が蒸気化して漏洩したとする。このとき、測定チャンバー２４Ａ内に導かれるガスは固体状の放射性核種（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）を含んでおり、Ｇｅ検出器１６Ａは固体状の放射性核種等から放出されるγ線を検出する。固体状の放射性核種（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）は、ガスが測定チャンバー２４Ａ内で帯状フィルタ２７を通過する際に、その帯状フィルタ２７で捕捉される。Ｇｅ検出器１６Ａは帯状フィルタ２７に捕捉された固体状の放射性核種からのγ線を検出する。帯状フィルタ２７は測定チャンバー２４Ａ内を前述のように断続的に移動される。
【００３３】
増幅器３３Ａから出力されたγ線検出信号は、波高分析器３４Ａに伝えられる。波高分析器３４Ａは、入力したγ線検出信号に基づいてオンラインの核種分析を行う。核種分析で得られた情報（図３参照）がデータ処理装置３６に入力される。増幅器３３Ａは入力したγ線検出信号に基づいた単位時間当たりの総カウント値（以下、放射能測定値という）の情報もデータ処理装置３６に出力する。データ処理装置３６は、入力した核種分析情報、及び予め作成されて記憶装置３５に記憶されている前述のデータベースの情報を用い、図８に示す処理手順に従って、処理を実行する。
【００３４】
まず、入力した核種分析情報を用い、放射性核種ごとに放射能量が増加しているかを判定する（ステップ６１）。放射能量が増加している放射性核種がある場合には、ステップ６１の判定は「Ｙｅｓ」となる。その核種が存在しない場合には、「Ｎｏ」の判定となる。「Ｙｅｓ」の場合には、放射能量が基準値を超えているかを判定する（ステップ６２）。ステップ６２の判定は、該当する放射性核種の放射能量が基準値を超えている場合には「Ｙｅｓ」、基準値を超えていない場合には「Ｎｏ」となる。ステップ６１または６２の判定が「Ｎｏ」である場合には、「漏洩なし」のメッセージ情報を作成し（ステップ６７）、ステップ６１の処理が実行される。ステップ６７では、例えば、「原子炉冷却水系及び蒸気系では漏洩なし」のメッセージ情報が作成される。ステップ６２の判定が「Ｙｅｓ」である場合、放射能量が基準値を超えている放射性核種が、一次冷却水（炉水）に含まれる主成分（ＣＰ）か、ガス成分かを判定する（ステップ６３）。一次冷却水に含まれる放射性核種（Ｃｏ−６０等）の放射能量が基準値を超えている場合には、一次冷却水の漏洩であると判定する（ステップ６５）。この場合には、「原子炉冷却系で漏洩発生」というメッセージ情報を作成する。また、ステップ６３で、ガス成分の放射性核種が基準値を超えている場合には、蒸気の漏洩であると判定すると共に、蒸気系での漏洩箇所の位置を推定する（ステップ６４）。ステップ６４では、核種分析情報に基づいてＮ−１３／Ｎ−１６比を算出する。得られたＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて、記憶装置３５に記憶されているデータベースの情報（例えば、図７参照）から該当する漏洩箇所の位置（例えば、ＰＦ−１，ＰＴ−２等のコンポーネント）を推定する。蒸気系において推定された漏洩箇所の位置を示す情報を作成する（ステップ６６）。ステップ６６では、例えば、「蒸気系のＰＴ−２で漏洩発生」という蒸気系の漏洩に係るメッセージ情報を作成する。スッテプ６４においてＮ−１３／Ｎ−１６比の替りにＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比を用いても、蒸気系での漏洩箇所の位置を推定することができる。
【００３５】
データ処理装置３６は、図８の処理手順で作成した情報、及び波高分析器３３Ａから入力した核種分析情報及び放射能測定値等の情報を操作盤３７の演算装置３７Ａに出力する。露点計１８、ドレン水量計３８及び水素濃度計の各計測値も、演算装置３７Ａに入力される。
【００３６】
原子炉格納容器１内で漏洩が生じたとき、配管等からの漏洩水は、ドレン水受け部１７に流入する。主蒸気配管１０等の配管から漏洩した蒸気も、原子炉格納容器１のドライウェル内で凝縮して水になった場合にはドレン受け部１７に集められる。ドレン受け部１７に設けられたドレン水量計３８によってドレン水量が測定される。ドレン水量、すなわち漏洩水量が例えば１Ｇ／min（３.８Ｌ／min）以上になった場合には、スクラムによって原子炉が停止される。しかし、ドレン水量の計測だけでは、漏洩水が放射性であるか非放射性であるかの判定を行うことができない。原子炉格納容器１内に設置された水素濃度計及び露点計１８も、原子炉格納容器１内への一次冷却水（炉水）及び蒸気の漏洩監視の補助デ−タを得るものである。
【００３７】
演算装置３７Ａは、「原子炉冷却水系及び蒸気系では漏洩なし」のメッセージ情報を入力した状態で、露点計１８及びドレン水量計３８の計測値が上昇する場合には、蒸気系及び原子炉冷却水系以外の補機冷却水系（例えば、原子炉浄化系の熱交換器に冷却水を供給する系統）において漏洩が発生していると判定する。演算装置３７Ａは、この判定情報（「補機冷却系で漏洩発生」というメッセージ情報）と共に、露点計１８及びドレン水量計３８の計測値を含む画像情報を作成し、この画像情報を表示装置３７Ｂに出力する。この画像情報は表示装置３７Ｂに表示される。その画像情報は核種分析情報も含んでいる。演算装置３７Ａは、「原子炉冷却系で漏洩発生」、「蒸気系で漏洩発生」または「補機冷却系で漏洩発生」のメッセージ情報を表示装置３７Ｂに出力する際には、運転員に警報を発するためにブザー（図示せず）を鳴らす。
【００３８】
原子炉格納容器１内の蒸気系で漏洩が発生したときに、表示装置３７Ｂに表示される情報の一例を、図９に示す。露点温度測定値、放射能測定値、放射性窒素成分（Ｎ−１３，Ｎ−１６）の核種分析値、腐食性生物成分（Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）の核種分析値、ドレン水量の測定値及び水素濃度の測定値（図示せず）がそれぞれ表示されている。図９に示す表示情報は、演算装置３７Ａで作成される。Ｎ−１３及びＮ−１６の核種分析値が上昇し、Ｍｎ−５４及びＣｏ−６０の核種分析値がほとんど変化しないので、この表示情報は蒸気系で漏洩が生じていることを示している。表示装置には「蒸気系で漏洩発生」のメッセージ情報も併せて表示される。運転員は、表示装置に表示されたそれらの情報を見ることによって、蒸気系で漏洩が生じていることを知ることができる。
【００３９】
一般的に、ＲＰＶ４から復水器までの蒸気の到達に要する時間は１分程度である。ＲＰＶ４内のＮ−１３／Ｎ−１６比の値にもよるが、漏洩発生後、速やかに核種分析及びデータ処理装置３６での解析を行って漏洩のメッセージ情報を表示することができる。波高分析器３４Ａで得られた各情報を記憶装置３５に記憶させることによって、データ処理装置３６での処理を円滑に行うことができる。
【００４０】
原子炉格納容器１内で漏洩監視について説明したが、ＬＤＳ２０を用いたタービン建屋２内の漏洩監視について説明する。制御装置３６ｃはセレクターバルブ１４Ｂの切り替え操作を順次行う。ブロア２９の駆動により、サンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……から該当するサンプリング配管５２を経て順次サンプリングされたガスは、管路２８を通して測定チャンバー２４Ｂに送られ、Ｇｅ検出器１６Ｂによってγ線が検出される。Ｇｅ検出器１６Ｂから出力されたγ線検出信号は、増幅器３３Ｂで増幅され、波高分析器３４Ｂに入力される。波高分析器３４Ｂは、波高分析器３４Ａと同様な処理を行い、得られた情報をデータ処理装置３６に出力する。データ処理装置３６は、図８に示す処理を前述したように実行し、タービン建屋２内での蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された計装用配管）の漏洩のメッセージ情報、または原子炉冷却水系（例えば、給水配管１１及び給水配管１１に接続された計装用配管）の漏洩のメッセージ情報を作成する。これらのメッセージ情報は表示装置３７ｂに表示される。給水配管１１内を流れる給水には極微量のＭｎ−５４、Ｃｏ−６０を含んでいる。これらは、主蒸気配管１１に排出される蒸気中に含まれており、復水器８での蒸気の凝縮により、タービンからの給水加熱器（図示せず）に抽気された蒸気の凝縮水の復水器８への導入により、給水に入り込む。このため、原子炉格納容器１内での漏洩と同様な処理がデータ処理装置３６で行うことができる。Ｎ−１３／Ｎ−１６比を用いた、蒸気系における漏洩箇所の位置の推定も同様に行われる。
【００４１】
本実施例は、γ線検出信号の核種分析で得られた、核反応で生成された放射性窒素（例えば、Ｎ−１３，Ｎ−１６）または放射性炭素（例えば、Ｃ−１５）の放射能量及びＲＰＶ４内で冷却水中に生成される腐食生成物（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−５８，Ｃｏ−６０）の放射能量を監視しているため、原子炉格納容器１（またはタービン建屋２）内の蒸気系及び原子炉冷却水系のいずれで漏洩が発生しているかを精度良く短時間に求めることができる。このため、運転員が漏洩発生箇所を迅速に知ることができ、遅滞なく原子力発電プラントの保全監視及び修復作業の準備を行うことができる。原子力発電プラントの安全性が著しく向上する。
【００４２】
本実施例は、蒸気系で漏洩が発生した場合に、核種分析で得られた情報を基に求められた半減期が異なる２つの放射性核種の放射能量の比、例えば、Ｎ−１３／Ｎ−１６比（またはＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比）を用いて漏洩箇所を推定しているので、蒸気系において漏洩箇所の位置をより精度良く特定することができる。このため、運転員は、速やかな事故伝播判断を行うことができ、修復作業の準備をより適切に行うことができる。記憶装置３５がＮ−１３／Ｎ−１６比（またはＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比）と漏洩箇所とを関連付けた情報を記憶しているので、Ｎ−１３／Ｎ−１６比等を用いた、蒸気系における漏洩箇所の特定を容易に行うことができる。
【００４３】
「原子炉冷却系で漏洩発生」と判定された場合には、原子炉冷却系のどの系統、すなわち、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管及びこれらの１つに接続された各計装用配管のうちどの系統で漏洩が発生しているかを運転員は把握する必要がある。本実施例は、セレクターバルブ１４Ａ（またはセレクターバルブ１４Ｂ）の切り替え操作によって、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管、及びこれらの枝管である各計装用配管等の近くにサンプリング口を、それぞれ、配置し、各サンプリング口からサンプリングしたガスを、順次、測定チャンバー２４Ａ（または測定チャンバー２４Ｂ）に供給している。このため、Ｇｅ検出器１６Ａ（またはＧｅ検出器１６Ｂ）で検出した放射能量に基づいて、原子炉冷却水系のうちで漏洩が生じている系統（例えば、計装用配管）を特定することができる。すなわち、最も高い放射能量が検出されたガスをサンプリングしたサンプリング口の近くの系統が、漏洩を生じている。演算装置３７Ａは原子炉冷却水系の漏洩が生じている系統の系統名の情報を作成し、表示のために表示装置３７Ｂに出力する。
【００４４】
なお、原子炉冷却水系の漏洩は、Ｇｅ検出器でＣｏ−５８のγ線を測定することによっても検出することができる。また、原子炉冷却水系における漏洩箇所の特定は、半減期の異なる２つの腐食生成物（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）を利用して図７と同様なデ−タベ−ス情報を作成することによって、蒸気系と同様に行うことができる。
【実施例２】
【００４５】
本発明の他の実施例である実施例２の原子力施設のＬＤＳを、図１０を用いて説明する。本実施例のＬＤＳ２０Ａは、実施例１のＬＤＳ２０の放射能測定部３０Ａ、３０Ｂをそれぞれ放射能測定部３０Ｃに替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０と同じである。原子炉格納容器１用の放射能測定部３０Ｃは管路２３に設けられ、タービン建屋２用の放射能測定部３０Ｃは管路２８に設けられる。放射能測定部３０Ｃは、Ｇｅ検出器１６Ａ、増幅器３３Ａ及び測定チャンバー２４Ｃを有する。測定チャンバー２４Ｃは管路２３、２８にそれぞれ設置される。増幅器３３Ａに接続されたＧｅ検出器１６Ａは測定チャンバー２４Ｃの近くに設置される。原子炉格納容器１用の放射能測定部３０Ｃの増幅器３３Ａは波高分析器３４Ａに接続され、タービン建屋２用の放射能測定部３０Ｃの増幅器３３Ａは波高分析器３４Ｂに接続される。
【００４６】
ＬＤＳ２０Ａも、ＬＤＳ２０と同様に漏洩監視を行い、ＬＤＳ２０で生じる効果を得ることができる。
【実施例３】
【００４７】
本発明の他の実施例である実施例３の原子力施設のＬＤＳを、図１２を用いて説明する。その前に、核種分析測定スペクトルの例を、図１１を用いて説明する。γ線の低エネルギー領域から高エネルギー領域までをカバーできるＧｅ検出器１６Ａから出力されたγ線検出信号を核種分析した結果の核種分析測定スペクトルの一例を、前述したように図３に示している。Ｇｅ検出器１６Ａは、０ＭｅＶから８ＭｅＶまでの広範囲のエネルギー領域のγ線を検出することができる。しかしながら、高エネルギーの測定範囲で低エネルギー領域のγ線を検出する場合、測定領域が縮小するため相対的に核種分析の精度が低下する。図１１(Ａ)は低エネルギー領域の核種分析測定スペクトルを示し、図１１(Ｂ)は高エネルギー領域の核種分析測定スペクトルを示している。このように、高エネルギー領域のγ線及び低エネルギー領域のγ線を分けて検出することによって、それぞれの領域でより精度の高い核種分析測定スペクトルを得ることができる。
【００４８】
図１２に示す本実施例のＬＤＳ２０Ｂは、実施例１のＬＤＳ２０の放射能測定部３０Ａ，３０Ｂをそれぞれ放射能測定部３０Ｄに替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０と同じである。放射能測定部３０Ｄは、測定チャンバー２４Ｄに２つのＧｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを設けている。Ｇｅ検出器１６Ｃは低エネルギー領域（０〜２ ＭｅＶ）用の放射線検出器であり、Ｇｅ検出器１６Ｄは高エネルギー領域（４〜８ ＭｅＶ）用の放射線検出器である。高エネルギー領域用のＧｅ検出器１６Ｄは有感体積の大きいものを、低エネルギー領域用のＧｅ検出器１６Ｃは有感体積の小さいものを使用する。放射能測定部３０Ｄは、放射能測定部３０Ａと同様に、ロール状フィルタ１５Ａを測定チャンバー２４Ｄに備えている。原子炉格納容器１用の放射能測定部３０Ｄでは、Ｇｅ検出器１６Ｃが増幅器３３Ｃを介して波高分析器３４Ａに、Ｇｅ検出器１６Ｄが増幅器３３Ｄを介して波高分析器３４Ａにそれぞれ接続される。タービン建屋２用の放射能測定部３０Ｄでは、Ｇｅ検出器１６Ｃが増幅器３３Ｃを介して波高分析器３４Ｂに、Ｇｅ検出器１６Ｄが増幅器３３Ｄを介して波高分析器３４Ｂにそれぞれ接続される。
【００４９】
本実施例は、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを有する放射能測定部３０Ｄを備えているので、低エネルギー領域及び高エネルギー領域のγ線をそれらの領域に適合するそれぞれのＧｅ検出器で検出するので、低エネルギー領域及び高エネルギー領域に対する核種分析結果の精度は、実施例１でのその分析結果よりも向上する。このため、蒸気系及び原子炉冷却水系での漏洩をより高い精度で検出することができる。また、本実施例は、Ｎ−１３／Ｎ−１６比等を用いた蒸気系での漏洩箇所の特定を実施例１よりも精度良く行うことができる。
【実施例４】
【００５０】
本発明の他の実施例である実施例４の原子力施設のＬＤＳを、図１３を用いて説明する。本実施例のＬＤＳ２０Ｃは、実施例２のＧｅ検出器１６Ａを実施例３で述べたＧｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄに替えた構成を有し、他の構成は実施例２のＬＤＳ２０Ａと同じである。本実施例も、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを備えているので、実施例３で生じる効果を得ることができる。
【実施例５】
【００５１】
本発明の他の実施例である実施例５の原子力施設のＬＤＳを、図１４を用いて説明する。
本実施例のＬＤＳ２０Ｄは、実施例１のＬＤＳ２０の放射能測定部３０Ａ、３０Ｂをそれぞれ放射能測定部３０Ｅに替え、波高分析器３４Ａ，３４Ｂをそれぞれマルチ波高分析器４５に替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０と同一である。図１４では、測定チャンバーが省略されている。
【００５２】
放射能測定部３０Ｅは、Ｇｅ検出器１６Ａ、前置増幅器４２、増幅器４３，４４を備えている。増幅器４３，４４は、Ｇｅ検出器１６Ａに接続された前置増幅器４２に接続され、さらにマルチ波高分析器４５に接続される。増幅器４３，４４は、それぞれ、低エネルギー領域及び高エネルギー領域に合った利得を有する増幅器である。Ｇｅ検出器１６Ａから出力されたγ線検出信号は、前置増幅器４２で増幅された後、増幅器４３，４４にそれぞれ入力される。増幅器４３，４４でそれぞれ増幅されて出力された各γ線検出信号は、マルチ波高分析器４５に入力されて同時に核種分析される。
【００５３】
本実施例も、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを備えた実施例３のＬＤＳ２０Ｂで生じる効果を得ることができる。さらに、実施例３に比べてＧｅ検出器が１個で済むので、ＬＤＳ２０ＢよりもＬＤＳの構成を単純化することができる。
【実施例６】
【００５４】
本発明の他の実施例である実施例６の原子力施設のＬＤＳを、図１５を用いて説明する。
本実施例のＬＤＳ２０Ｅは、実施例５のＬＤＳ２０Ｄの放射能測定部３０Ｅを放射能測定部３０Ｆに替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０Ｄと同一である。図１５では、測定チャンバーが省略されている。
【００５５】
放射能測定部３０Ｆは、Ｇｅ検出器１６Ａ、前置増幅器４２、バイアス増幅器４６、増幅器４８を備えている。前置増幅器４２はＧｅ検出器１６Ａに接続される。バイアス増幅器４６及び増幅器４８は、それぞれ、前置増幅器４２に接続され、さらにマルチ波高分析器４５に接続される。増幅器４８は、低エネルギー領域（０〜２ＭｅＶ）用の利得増幅器である。バイアス増幅器４６は高エネルギー領域（４〜８ＭｅＶ）に合った利得を有する増幅器である。Ｇｅ検出器１６Ａから出力されたγ線検出信号は、前置増幅器４２で増幅されてバイアス増幅器４６及び増幅器４８にそれぞれ入力される。バイアス増幅器４６及び増幅器４８でそれぞれ増幅されて出力された各γ線検出信号は、マルチ波高分析器４５に入力されて同時に核種分析される。
【００５６】
本実施例も、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを備えた実施例３のＬＤＳ２０Ｂで生じる効果を得ることができる。さらに、実施例３に比べてＧｅ検出器が１個で済むので、ＬＤＳ２０ＢよりもＬＤＳの構成を単純化することができる。本実施例は低エネルギー領域及び高エネルギー領域を同等のエネルギー解像度で核種分析を行うことができる。
【００５７】
上記した各実施例のＬＤＳは、沸騰水型原子力発電プラントだけでなく、他の原子力施設である加圧水型原子力発電プラント、再処理施設、高レベル廃棄物取り扱い施設等に適用することも可能である。
【図面の簡単な説明】
【００５８】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力施設の漏洩監視システムの構成図である。
【図２】図１に示す各放射能測定部の詳細構成図である。
【図３】図１に示す波高分析器で行った核種分析の結果の一例を示す説明図である。
【図４】Ｎ−１３及びＮ−１６のそれぞれの減衰曲線を示す説明図である。
【図５】Ｎ−１３／Ｎ−１６比の経過時間に伴う減衰を示す説明図である。
【図６】主蒸気配管における枝管と計器用配管の接続状態を示す模式的な構成図である。
【図７】各コンポ−ネント設置場所とＮ−１３／Ｎ−１６比の関係を示すデ−タベ−ス情報の一例を示す説明図である。
【図８】図１に示すデータ処理装置で実行される処理手順のフロ−チャ−トである。
【図９】図１に示す表示装置に表示される画像情報の一例を示す説明図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例２の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１１】核種分析の一例を示し、（Ａ）は低エネルギー領域での核種分析の例を示す説明図、（Ｂ）は高エネルギー領域での核種分析の例を示す説明図である。
【図１２】本発明の他の実施例である実施例３の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１３】本発明の他の実施例である実施例４の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１４】本発明の他の実施例である実施例５の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１５】本発明の他の実施例である実施例６の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【符号の説明】
【００５９】
１…原子炉格納容器、２…タ−ビン建屋、３…炉心、４…原子炉圧力容器、５…再循環配管、７…タ−ビン、８…復水器、９…給水ポンプ、１０…主蒸気配管、１１…給水配管、１３，１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ，２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ…サンプリング口、１４Ａ，１４Ｂ…セレクターバルブ、１５Ａ，１５Ｂ…ロ−ル状フィルタ−、１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ，１６Ｄ…Ｇｅ検出器、１８…露点計、２０，２０Ａ，２０Ｂ，２０Ｃ，２０Ｄ，２０Ｅ…漏洩監視システム、２４Ａ，２４Ｂ，２４Ｃ，２４Ｄ…測定チェンバ−、２５，２６…ロ−ル、２７…帯状フィルタ、３０Ａ，３０Ｂ，３０Ｃ，３０Ｄ，３０Ｅ，３０Ｆ…放射能測定部、３４Ａ，３４Ｂ…波高分析器、３５…記憶装置、３６…デ−タ処理装置、３７…操作盤、３７Ａ…演算装置、３７Ｂ…表示装置、３７Ｃ…制御装置、３８…ドレン水量計、４２…前置増幅器、４３，４４，４８…増幅器、４５…マルチ波高分析器、４６…バイアス増幅器、４９，５２…サンプリング配管。
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法に係り、特に、沸騰水型原子力発電プラントの建屋に適用するのに好適な原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法に関する。
【背景技術】
【０００２】
現行原子力プランとの漏洩水監視システムとしては、原子炉格納容器内における漏洩水監視システム（Leak Detecting System、以下、ＬＤＳという）が用いられている。沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉建屋内に設置された原子炉格納容器内に、炉心を内蔵する原子炉圧力容器（ＲＰＶ）を設置している。この沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉圧力容器に接続されて炉心に冷却水を供給する再循環系を有し、タ−ビン建屋内に、タ−ビン、復水器及び給水ポンプを設置している。再循環系は、再循環ポンプが設けられた再循環配管を有する。炉心で発生した蒸気は、主蒸気配管を介してタ−ビンに送られ、復水器で凝縮されて水に戻される。この水は給水ポンプで昇圧されて原子炉圧力容器内に戻される。
【０００３】
従来のＬＤＳでは、原子炉格納容器内に設けられた複数のサンプリング口から原子炉格納容器内のガスをブロアの駆動によって捕集し、原子炉格納容器外の放射能測定部でその捕集ガスの放射能を計測する。この放射能の計測は、複数のサンプリング口からの捕集ガスをロ−ル状フィルタに導いて捕集ガスに含まれたダストをそのフィルタで捕集する。補足されたダストに含まれる固体状の放射性物質及び補修ガスに含まれる放射性ガスの放射能量がシンチレーション検出器で計測される。このようにして原子炉格納容器内の放射能量が連続的に計測され、原子炉格納容器内での漏洩水の有無が監視される。
【０００４】
沸騰水型原子力発電プラントのタ−ビン建屋内の漏洩監視は、タービン建屋内の複数の各部屋にガスサンプリング口を設け、これらのサンプリング口から順次選択的にガスを採集し、採集したガスの放射能量を計測することによって行われる。
【０００５】
沸騰水型原子力発電プラント等の原子力施設では、配管等にき裂が生じて設定量以上の冷却水が気体及び液体の少なくとも一方の状態で漏洩した場合には、プラントの安全を確保するために原子炉の運転を停止する。さらに、原子炉の運転停止後、漏洩箇所の特定及び必要な対策を講ずる必要がある。漏洩箇所の特定する方法として、漏洩が原子炉の冷却水系及び蒸気系のどちらで生じているかを判定する方法が既に提案されている。
【０００６】
その判定方法は、特開昭５９−１５０３８８号公報、特開平２−１５９５９９号公報及び特開平５−２４９２７８号公報に記載されている。特開昭５９−１５０３８８号公報は、沸騰水型原子力発電プラントにおいて、原子炉格納容器内の雰囲気中の水素ガス濃度及び放射性核種の放射能濃度、及び原子炉格納容器内の漏洩水中の放射能濃度を測定し、これらの測定値を用いて漏洩箇所が蒸気系にあるか炉水系あるかを判定している。放射性核種の放射能濃度として、Ｉ−１３１及びＮａ−２４の放射能濃度を測定している。特開平２−１５９５９９号公報は、沸騰水型原子力発電プラントの原子炉格納容器内で漏洩が発生したとき、蒸気系か炉水系かを判定している。この判定は、原子炉格納容器内の雰囲気中における放射性核種の濃度及び組成を測定し、この測定結果を炉水及び主蒸気にそれぞれ含まれる放射性核種の濃度比とを比較して行われる。放射性核種の濃度比として、Ｎ−１３／Ｆ−１８濃度比またはＩ−１３１／Ｉ−１３３濃度比を用いている。特開平５−２４９２７８号公報に記載された漏洩監視方法は、原子炉格納容器内の雰囲気中の水素濃度を測定し、原子炉格納容器内除湿系からの凝縮水ドレン発生量または原子炉格納容器内サンプの排水量に対する計測された水素濃度の比率に基づいて、漏洩箇所が蒸気系であるか炉水系であるかを判定している。
【０００７】
【特許文献１】特開昭５９−１５０３８８号公報
【特許文献２】特開平２−１５９５９９号公報
【特許文献３】特開平５−２４９２７８号公報
【発明の開示】
【発明が解決しようとする課題】
【０００８】
前述の特開昭５９−１５０３８８号公報、特開平２−１５９５９９号公報及び特開平５−２４９２７８号公報に記載されたそれぞれ原子力施設の漏洩監視方法は、以下に示す課題を有する。特開昭５９−１５０３８８号公報は、漏洩箇所が蒸気系であるか炉水系であるかの判定に放射性核種であるＩ−１３１及びＮａ−２４の放射能濃度を用いている。しかしながら、Ｉ−１３１は、核分裂生成物であり、原子炉の炉心内に装荷されている燃料棒に破損が生じていなければ感度良く検出できない。また、Ｎａ−２４は、復水器の伝熱管に海水リークが発生し、Ｎａが炉心に流入することによって発生する。炉心内での燃料棒破損及び復水器の伝熱管での海水リークの発生確率は現在の原子炉では極めて小さく、それらの事故はほとんど発生し得ない。このため、Ｉ−１３１及びＮａ−２４の放射能濃度に基づいて漏洩箇所を判定することは困難である。
【０００９】
特開平２−１５９５９９号公報は、原子炉格納容器内に放出された放射性核種の放射能量の減衰曲線を第２図に示している。この第２図によれば、Ｎ−１３の放射能量の減衰曲線は曲線ａで表され、Ｆ−１８の放射能量の減衰曲線は曲線ｂで表されている。また、漏洩箇所が炉水系である場合、サンプルの減衰曲線は曲線ｃとなり、漏洩箇所が蒸気系である場合、サンプルの減衰曲線は曲線ｃとなっている。これらのサンプルの減衰曲線は、曲線ａと曲線ｂの合成曲線であり、Ｎ−１３とＦ−１８の濃度比に依存している。しかしながら、第２図から明らかであるように、Ｎ−１３及びＦ−１８による漏洩箇所の特定は、漏洩事故発生後、それらの放射能濃度を３０分から１時間測定しないと判定することはできず、判定までの応答性が悪い。また、Ｉ−１３１及びＩ−１３３は、核分裂生成物のため、特開昭５９−１５０３８８号公報と同様に、漏洩箇所の判定の指標として用いることは適切ではない。特開平５−２４９２７８号公報も、漏洩事故発生後、水素濃度を長時間にわたって測定する必要があり、判定までの応答性が悪い。
【００１０】
以上のように、従来の漏洩監視システムには、漏洩が蒸気系か炉水系かの判定が困難であり、またはその判定に長時間を要し、漏洩水事故の伝播判断及び漏洩修復作業の着手を遅延させる課題があることが分かった。
【００１１】
本発明の目的は、漏洩箇所を短時間により精度良く検出することができる原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法を提供することにある。
【課題を解決するための手段】
【００１２】
上記した目的を達成する本発明の特徴は、蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内からサンプリングされたガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出し、この検出で得られた放射線検出信号を用いて核種分析を行い、その核種分析で得られた核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が蒸気系配管にあるか及び原子炉冷却水系配管にあるかを判定することにある。
【００１３】
本発明は、核種分析で得られた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて漏洩箇所の位置を判定しているので、蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管のいずれで漏洩が発生しているかを精度良く短時間に求めることができる。
【００１４】
好ましくは、上記核種分析情報に含まれている、半減期が異なるＮ−１３，Ｎ−１６及びＣ−１５のうちから選択された第１放射性核種の放射能量とそれらのうちから選択された第２放射性核種の放射能量の比に基づいて、蒸気系配管で生じている漏洩箇所の位置を特定することが望ましい。
【００１５】
この蒸気系配管で生じている漏洩箇所の位置の特定は、以下に述べる発明者らが見出した新たな知見に基づいて成されたのである。発明者らは、種々の検討を行った結果、Ｎ−１６の放射能量に対するＮ−１３の放射能量の比、すなわち（Ｎ−１３の放射能量）／（Ｎ−１６の放射能量）（以下、Ｎ−１３／Ｎ−１６比という）を参照すれば、蒸気系における漏洩箇所を精度良く推定できるという新たな知見を見出した。この新たな知見を具体的に説明する。
【００１６】
原子炉冷却水系の冷却水に含まれる放射性核種のγ線エネルギーは、Ｍｎ−５４が８３４ＫｅＶで、Ｃｏ−６０が１．２５ＭｅＶである。蒸気系の蒸気に含まれる放射性核種のエネルギーは、Ｎ−１３が５１１ｋｅＶであり、Ｎ−１６が６．１ＭｅＶである。これらの放射性核種は、高エネルギーのγ線まで検出可能な半導体放射線検出器を用いることによって、核種分析が可能になる。また、Ｎ−１３及びＮ−１６の各半減期は、前者が１０分、後者が７.１秒であり、大きく異なっている。原子炉内でのＮ−１３／Ｎ−１６比は、原子炉の定常運転状態では一定である。Ｎ−１３／Ｎ−１６比は、原子炉に接続される主蒸気配管経由で主蒸気配管に接続される各種の計装用配管の想定漏洩箇所（例えば、フランジ及び継ぎ手類）までの時間差によって、所定の割合で変化する。つまり、漏洩ガスの各主成分とこれらの主成分の放射能量を求めることによって、蒸気系における漏洩箇所の位置を精度良く推定することができる。
【００１７】
Ｎ−１３／Ｎ−１６比の替りに、Ｃ−１５の放射能量に対するＮ−１６の放射能量の比、すなわち（Ｎ−１６の放射能量）／（Ｃ−１５の放射能量）（以下、Ｎ−１６／Ｃ−１５比という）またはＣ−１５の放射能量に対するＮ−１３の放射能量の比、すなわち（Ｎ−１３の放射能量）／（Ｃ−１５の放射能量）（以下、Ｎ−１３／Ｃ−１５比という）を用いても、蒸気系における漏洩箇所を精度良く推定することができる。
【発明の効果】
【００１８】
本発明によれば、蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管のいずれで漏洩が発生しているかを精度良く短時間に求めることができる。このため、漏洩箇所を迅速に知ることができ、原子力発電プラントの保全監視及び修復作業の準備を早く行うことができる。原子力施設の安全性が著しく向上する。
【発明を実施するための最良の形態】
【００１９】
本発明の実施例を、図面を用いて以下に説明する。
【実施例１】
【００２０】
本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力施設の漏洩監視システム（Leak Detecting System、以下、ＬＤＳという）を説明する前に、ＬＤＳが適用される原子力施設、例えば、沸騰水型原子力発電プラントの概要を、図１により説明する。沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉建屋（図示せず）内に設置された原子炉格納容器１を有し、炉心３を内蔵する原子炉圧力容器（以下、ＲＰＶという）４が原子炉格納容器１内に設置される。再循環系が、ＲＰＶ４に接続された再循環配管５、及び再循環配管６に取り付けられた再循環ポンプ６を有する。この再循環系も原子炉格納容器１内に設置される。沸騰水型原子力発電プラントは、タービン建屋２を有し、タービン建屋２内にタービン７及び復水器８を設置している。タービン７は主蒸気配管１０によってＲＰＶ４に接続される。復水器８は給水配管１１によってＲＰＶ４に接続される。給水ポンプ９が給水配管１１に設けられる。
【００２１】
再循環ポンプ６で昇圧された冷却水は、再循環配管５を通ってＲＰＶ４内に設置されたジェットポンプ（図示せず）に供給される。このジェットポンプから吐出された冷却水は、炉心３に供給され、炉心３内で加熱される。加熱された冷却水は一部が蒸気となる。この蒸気は、主蒸気配管１０を通ってタービン７に供給され、タービン７を駆動する。タービン７に連結された発電機（図示せず）が回転し、電力が発生する。タービン７から排出された蒸気は、復水器７で冷却水配管５３で供給される海水との熱交換により凝縮されて水となる。この水は、給水として、給水ポンプ９等により昇圧されて給水配管１１によりＲＰＶ４に供給される。
【００２２】
本実施例のＬＤＳ２０を、図１及び図２を以下に用いて説明する。ＬＤＳ２０は、原子炉格納容器１内で所定の位置に配置された複数のサンプリング口１３、タービン建屋２内に配置された複数のサンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……、放射能測定部３０Ａ，３０Ｂ、波高分析器（核種分析装置）３４Ａ，３４Ｂ、データ処理装置（漏洩箇所特定装置）３６、記憶装置３５、操作盤３７及びブロア１２を設置した管路２３を備えている。原子炉格納容器１内の所定の位置にそれぞれ配置された複数のサンプリング口１３、すなわち、サンプリング口１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ、……（図２参照）を個々に有する各サンプリング配管４９は、セレクターバルブ１４Ａを介して管路２３に接続される。サンプリング口１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ、……は、原子炉格納容器１内に位置する蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された枝管である圧力検出配管等の計装用配管）及び炉水系である原子炉冷却水系（例えば、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管、及びこれらの枝管である各計装用配管等）の近くにそれぞれ配置される。管路２３は、大部分が原子炉格納容器１外に配置され、両端部が原子炉格納容器１内に配置されている。ブロア１２が管路２３に設けられる。放射能測定部３０Ａが、原子炉格納容器１の外部で管路２３に設けられる。原子炉格納容器１内のドライウェルの底部にドレン水受け部１７が形成されており、ドレン水量計３８がドレン水受け部１７に設置される。露点計１８及び水素濃度計（図示せず）が、原子炉格納容器１内に設置される。タービン建屋２内の所定の位置（例えば、タービン建屋２内の各部屋）にそれぞれ配置されたサンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……を個々に有する各サンプリング配管５２は、セレクターバルブ１４Ｂを介して管路２８に接続される。サンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……は、タービン建屋２内に位置する蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された枝管である圧力検出配管等の計装用配管）及び炉水系である原子炉冷却水系（例えば、給水配管、及びこれの枝管である各計装用配管等）の近くにそれぞれ配置される。管路２８は、タービン建屋２内に配置され、大部分がタービン建屋２内の所定の部屋（例えばモニタ室等）に配置され、両端部がタービン建屋２内の各部屋に配置される。放射能測定部３０Ｂが、タービン建屋２内の所定の部屋で管路２８に設けられる。ブロア２９が管路２８に設けられる。放射能測定部３０Ｂはタービン建屋２の外に配置することも可能である。
【００２３】
放射能測定部３０Ａの詳細構造を、図２により説明する。放射能測定部３０Ａは、ロール状フィルタ（フィルタ装置）１５Ａ、半導体放射線検出器であるＧｅ放射線検出器（以下、Ｇｅ検出器という）１６Ａ及び測定チャンバー２４Ａを有する。測定チャンバー２４Ａは管路２３に取り付けられる。ロール状フィルタ１５Ａ及びＧｅ検出器１６Ａは、測定チャンバー２４Ａに取り付けられている。Ｇｅ検出器１６Ａ及び後述のＧｅ検出器１６Ｂには、高エネルギーのγ線が容易に検出できる相対効率４０％以上のＧｅ検出器を用いる。増幅器３３ＡがＧｅ検出器１６Ａに接続される。ロール状フィルタ１５Ａは、回転体である一対のローラ２５，２６及び帯状フィルタ２７を有する。帯状フィルタ２７は、ローラ２５，２６にそれぞれ巻き付けられている。一方のローラ、例えば、ローラ２６を所定時間間隔で断続的に回転させることにより、帯状フィルタ２７は他方のローラ２５からローラ２６に巻き取られる。放射能測定部３０Ｂも、放射能測定部３０Ａと同じ構成を有する。ただし、放射能測定部３０Ｂに設けられたロール状フィルタ、Ｇｅ検出器、増幅器及び測定チャンバーは、ロール状フィルタ１５Ｂ、Ｇｅ検出器１６Ｂ、増幅器３３Ｂ及び測定チャンバー２４Ｂで表す。半導体放射線検出器としては、Ｇｅ検出器の替りにＣｄＴｅ及びＣＺＴを別々に用いた各半導体放射線検出器を用いてもよい。
【００２４】
操作盤３７は、演算装置３７Ａ、表示装置３７Ｂ及び制御装置３７Ｃを有する。表示装置３７Ｂは演算装置３７Ａに接続される。制御装置３７Ｃはセレクターバルブ１４Ａ，１４Ｂに接続される。
【００２５】
放射能測定部３０Ａの増幅器３３Ａは配線５４により波高分析器３４Ａに接続される。放射能測定部３０Ｂの増幅器３３Ｂは配線３８により波高分析器３４Ｂに接続される。波高分析器３４Ａ，３４Ｂはデータ処理装置３６に接続される。記憶装置３５がデータ処理装置３６に接続される。データ処理装置３６は演算装置３７Ａに接続されている。露点計１８は配線４７によって演算装置３７Ａに接続される。ドレン水量計３８は配線３９によって演算装置３７Ａに接続される。原子炉格納容器１内に設置された水素濃度計（図示せず）も演算装置３７Ａに接続される。
【００２６】
発明者らが新たに見出した、前述のＮ−１３／Ｎ−１６比を用いた蒸気系における漏洩箇所の位置の推定の基本概念を、以下に、具体的に説明する。半導体放射線検出器（例えば、Ｇｅ検出器１６Ａ）から出力された放射線検出信号は、波高分析器に入力されて核種分析される。この核種分析によって得られた核種分析測定スペクトル（核種分析情報）の一例を、図３に示す。なお、測定対象核種の最大エネルギーがＮ−１６の６．１ＭｅＶであるので、半導体放射線検出器は最大で８ＭｅＶ程度の測定エネルギー範囲が必要となる。また、Ｎ−１３は５１１ＫｅＶ、Ｃｏ−６０は１．２５ＭｅＶであるので、半導体放射線検出器は０ＫｅＶ以上の測定エネルギー範囲が必要となる。
【００２７】
図３に示すＮ−１３（半減期：１０分）及びＮ−１６（半減期：７秒）の減衰曲線を図４に示す。原子力発電プラントの定常運転時にＲＰＶ４内に存在するＮ−１３及びＮ−１６の各放射能量は、核反応による生成及びＲＰＶ４から主蒸気配管１０に排出される蒸気への移行損失によりバランスしており、ある値に保たれている。その定常運転時におけるＲＰＶ４内に存在するＮ−１３及びＮ−１６の各放射能量は、施設管理のル−チン分析作業で測定される。これらの放射能量は必要に応じて収集できる。Ｎ−１３及びＮ−１６のそれぞれの生成核反応は、Ｏ−１６(ｐ，２ｎ)Ｎ−１３、及びＯ−１６(ｎ，ｐ)Ｎ−１６である。Ｎ−１３及びＮ−１６がＲＰＶ４内で液相領域（炉水）から気相領域（炉心３で発生した蒸気）に移行したばかりの時点では、蒸気のＮ−１３／Ｎ−１６比はある値に保持される。しかしながら、放射能量比であるＮ−１３／Ｎ−１６比は、Ｎ−１３及びＮ−１６の蒸気への移行後の経過時間に応じて変化する（図４参照）。この比は両放射性核種の半減期のみに依存する。半減期の短いＮ−１６の放射能量の減衰度合いは、Ｎ−１３のそれよりも著しく大きい。
【００２８】
発明者らは、Ｎ−１３／Ｎ−１６比の種々の値に対して、これらの値がＮ−１３及びＮ−１６の蒸気への移行後の経過時間に対応してどのように変化するかを検討した。図５は、その検討結果を示し、Ｎ−１３及びＮ−１６がＲＰＶ４内で液相領域から気相領域に移行したばかりの時点でのＮ−１３／Ｎ−１６比の値（Ｆで示す）をパラメータにして、その経過時間に対するＮ−１３／Ｎ−１６比の変化を示している。Ｆとしては１０００，１００，１０及び１の４通りを用いた。初期値であるＦの値が変わっても、その経過時間に対するＮ−１３／Ｎ−１６比の減少の傾きは同じである。発明者らは、図５に示す結果に基づけば、Ｎ−１３及びＮ−１６が、ＲＰＶ４から蒸気漏洩の可能性のある場所（例えば、機器及び部品等の設置場所）までに到達するのに要する時間（到達時間）が分かれば、蒸気漏洩の可能性のある場所でのＮ−１３／Ｎ−１６比が分かるという新たな知見を見出した。到達時間は、上記経過時間に該当する。この知見によれば、逆に到達時間が分かれば、核種分析で得たＮ−１３及びＮ−１６の各放射能量を用いて算出したＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて蒸気系における漏洩箇所の位置を推定することができる。
【００２９】
炉心において放射性核種であるＣ−１５がＯ−１６の核反応によって生成される。このＣ−１５も、Ｎ−１３及びＮ−１６と同様に、蒸気系における漏洩箇所の位置の推定に用いることができる。核種分析で得られたＣ−１５の放射能量を用いて求めたＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比も、傾きは異なるが、図５に示すＮ−１３／Ｎ−１６比と同様な特性を得ることができる。このため、Ｎ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比を用いても、蒸気系の漏洩箇所の位置を推定することができる。
【００３０】
主蒸気配管１０に接続された枝管５０及びこの枝管５０に接続された計装用配管５１を図６に模式的に示した。計装用配管５１は例えば蒸気の圧力測定用の計装用配管である。ＰＦ−１は枝管５０の接続用のフランジ、ＰＴ−１は計器用の継ぎ手、ＰＴ−２からＰＴ−６は計器用配管５１の配管継ぎ手を示している。ＰＶ−１は計器用配管５１に設けられたバルブである。枝管５０及び計装用配管５１に設けられた各コンポ−ネント（フランジ、継ぎ手、バルブ等）の設置場所は設計図書より予め把握することが可能であり、枝管５０及び計装用配管５１の設計流量も予め把握することができる。Ｎ−１３及びＮ−１６の、炉心から各コンポ−ネントまでの到達時間も設計図書から把握することが可能である。これらの情報に基づいて、各コンポ−ネントまでのＮ−１３及びＮ−１６の到達時間とＮ−１３／Ｎ−１６比を把握することができる。
【００３１】
上記した設計図書等の情報に基づいて各コンポ−ネント設置場所（漏洩が生じる可能性のある場所）及びＮ−１３／Ｎ−１６比の情報を関係付けたデ−タベ−スを作成した。このデータベース情報の一例を図７に示す。図7には到達時間が示されているが、作成したデータベース情報は、到達時間を含んでいない。このデータベース情報は、記憶装置３５に予め記憶されている。Ｎ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比、各コンポ−ネント設置場所及び到達時間を用いて、Ｎ−１３／Ｎ−１６比と同様なデータベース情報を作成し、記憶装置３５に記憶させてもよい。
【００３２】
ＬＤＳ２０を用いた漏洩監視について具体的に説明する。操作盤３７に設けられた制御装置３７Ｃは、セレクターバルブ１４Ａを制御してサンプリング口１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ、……を管路２３に順次接続する。ブロア１２が駆動されているので、原子炉格納容器１内の所定位置でそれぞれ各サンプリング口からサンプリングされたガスが、該当するサンプリング管４９を経て、順次、管路２３に供給される。このガスは、管路２３を通って測定チャンバー２４Ａ内に導かれる。Ｇｅ検出器１６Ａは、測定チャンバー２４Ａ内に到達したガスに含まれた放射性核種（例えば、Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｃ−１５，Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）から放出されるγ線を検出する。Ｇｅ検出器１６Ａはγ線検出信号を出力し、このγ線検出信号は増幅器３３Ａによって増幅される。原子炉格納容器１内でＲＰＶ４に接続された蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された枝管である圧力検出配管等の計装用配管）及び炉水系である原子炉冷却水系（例えば、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管、及びこれらの枝管である各計装用配管等）から蒸気または冷却水の漏洩が生じていない場合には、Ｇｅ検出器１６Ａは０Ｖのγ線検出信号を出力する。もし、原子炉格納容器１内で主蒸気配管１０に発生したき裂が貫通して、主蒸気配管１０から原子炉格納容器１内に蒸気が漏洩したとする。このとき、測定チャンバー２４Ａ内に導かれるガスは、放射性核種（例えば、Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｃ−１５）を含んでいる。Ｇｅ検出器１６Ａは、この放射性核種等から放出されるγ線を検出する。もし、ＲＰＶ４に接続される原子炉浄化系の配管に発生したき裂が貫通して、原子炉浄化系の配管から原子炉格納容器１内に冷却水が蒸気化して漏洩したとする。このとき、測定チャンバー２４Ａ内に導かれるガスは固体状の放射性核種（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）を含んでおり、Ｇｅ検出器１６Ａは固体状の放射性核種等から放出されるγ線を検出する。固体状の放射性核種（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）は、ガスが測定チャンバー２４Ａ内で帯状フィルタ２７を通過する際に、その帯状フィルタ２７で捕捉される。Ｇｅ検出器１６Ａは帯状フィルタ２７に捕捉された固体状の放射性核種からのγ線を検出する。帯状フィルタ２７は測定チャンバー２４Ａ内を前述のように断続的に移動される。
【００３３】
増幅器３３Ａから出力されたγ線検出信号は、波高分析器３４Ａに伝えられる。波高分析器３４Ａは、入力したγ線検出信号に基づいてオンラインの核種分析を行う。核種分析で得られた情報（図３参照）がデータ処理装置３６に入力される。増幅器３３Ａは入力したγ線検出信号に基づいた単位時間当たりの総カウント値（以下、放射能測定値という）の情報もデータ処理装置３６に出力する。データ処理装置３６は、入力した核種分析情報、及び予め作成されて記憶装置３５に記憶されている前述のデータベースの情報を用い、図８に示す処理手順に従って、処理を実行する。
【００３４】
まず、入力した核種分析情報を用い、放射性核種ごとに放射能量が増加しているかを判定する（ステップ６１）。放射能量が増加している放射性核種がある場合には、ステップ６１の判定は「Ｙｅｓ」となる。その核種が存在しない場合には、「Ｎｏ」の判定となる。「Ｙｅｓ」の場合には、放射能量が基準値を超えているかを判定する（ステップ６２）。ステップ６２の判定は、該当する放射性核種の放射能量が基準値を超えている場合には「Ｙｅｓ」、基準値を超えていない場合には「Ｎｏ」となる。ステップ６１または６２の判定が「Ｎｏ」である場合には、「漏洩なし」のメッセージ情報を作成し（ステップ６７）、ステップ６１の処理が実行される。ステップ６７では、例えば、「原子炉冷却水系及び蒸気系では漏洩なし」のメッセージ情報が作成される。ステップ６２の判定が「Ｙｅｓ」である場合、放射能量が基準値を超えている放射性核種が、一次冷却水（炉水）に含まれる主成分（ＣＰ）か、ガス成分かを判定する（ステップ６３）。一次冷却水に含まれる放射性核種（Ｃｏ−６０等）の放射能量が基準値を超えている場合には、一次冷却水の漏洩であると判定する（ステップ６５）。この場合には、「原子炉冷却系で漏洩発生」というメッセージ情報を作成する。また、ステップ６３で、ガス成分の放射性核種が基準値を超えている場合には、蒸気の漏洩であると判定すると共に、蒸気系での漏洩箇所の位置を推定する（ステップ６４）。ステップ６４では、核種分析情報に基づいてＮ−１３／Ｎ−１６比を算出する。得られたＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて、記憶装置３５に記憶されているデータベースの情報（例えば、図７参照）から該当する漏洩箇所の位置（例えば、ＰＦ−１，ＰＴ−２等のコンポーネント）を推定する。蒸気系において推定された漏洩箇所の位置を示す情報を作成する（ステップ６６）。ステップ６６では、例えば、「蒸気系のＰＴ−２で漏洩発生」という蒸気系の漏洩に係るメッセージ情報を作成する。スッテプ６４においてＮ−１３／Ｎ−１６比の替りにＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比を用いても、蒸気系での漏洩箇所の位置を推定することができる。
【００３５】
データ処理装置３６は、図８の処理手順で作成した情報、及び波高分析器３３Ａから入力した核種分析情報及び放射能測定値等の情報を操作盤３７の演算装置３７Ａに出力する。露点計１８、ドレン水量計３８及び水素濃度計の各計測値も、演算装置３７Ａに入力される。
【００３６】
原子炉格納容器１内で漏洩が生じたとき、配管等からの漏洩水は、ドレン水受け部１７に流入する。主蒸気配管１０等の配管から漏洩した蒸気も、原子炉格納容器１のドライウェル内で凝縮して水になった場合にはドレン受け部１７に集められる。ドレン受け部１７に設けられたドレン水量計３８によってドレン水量が測定される。ドレン水量、すなわち漏洩水量が例えば１Ｇ／min（３.８Ｌ／min）以上になった場合には、スクラムによって原子炉が停止される。しかし、ドレン水量の計測だけでは、漏洩水が放射性であるか非放射性であるかの判定を行うことができない。原子炉格納容器１内に設置された水素濃度計及び露点計１８も、原子炉格納容器１内への一次冷却水（炉水）及び蒸気の漏洩監視の補助デ−タを得るものである。
【００３７】
演算装置３７Ａは、「原子炉冷却水系及び蒸気系では漏洩なし」のメッセージ情報を入力した状態で、露点計１８及びドレン水量計３８の計測値が上昇する場合には、蒸気系及び原子炉冷却水系以外の補機冷却水系（例えば、原子炉浄化系の熱交換器に冷却水を供給する系統）において漏洩が発生していると判定する。演算装置３７Ａは、この判定情報（「補機冷却系で漏洩発生」というメッセージ情報）と共に、露点計１８及びドレン水量計３８の計測値を含む画像情報を作成し、この画像情報を表示装置３７Ｂに出力する。この画像情報は表示装置３７Ｂに表示される。その画像情報は核種分析情報も含んでいる。演算装置３７Ａは、「原子炉冷却系で漏洩発生」、「蒸気系で漏洩発生」または「補機冷却系で漏洩発生」のメッセージ情報を表示装置３７Ｂに出力する際には、運転員に警報を発するためにブザー（図示せず）を鳴らす。
【００３８】
原子炉格納容器１内の蒸気系で漏洩が発生したときに、表示装置３７Ｂに表示される情報の一例を、図９に示す。露点温度測定値、放射能測定値、放射性窒素成分（Ｎ−１３，Ｎ−１６）の核種分析値、腐食性生物成分（Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）の核種分析値、ドレン水量の測定値及び水素濃度の測定値（図示せず）がそれぞれ表示されている。図９に示す表示情報は、演算装置３７Ａで作成される。Ｎ−１３及びＮ−１６の核種分析値が上昇し、Ｍｎ−５４及びＣｏ−６０の核種分析値がほとんど変化しないので、この表示情報は蒸気系で漏洩が生じていることを示している。表示装置には「蒸気系で漏洩発生」のメッセージ情報も併せて表示される。運転員は、表示装置に表示されたそれらの情報を見ることによって、蒸気系で漏洩が生じていることを知ることができる。
【００３９】
一般的に、ＲＰＶ４から復水器までの蒸気の到達に要する時間は１分程度である。ＲＰＶ４内のＮ−１３／Ｎ−１６比の値にもよるが、漏洩発生後、速やかに核種分析及びデータ処理装置３６での解析を行って漏洩のメッセージ情報を表示することができる。波高分析器３４Ａで得られた各情報を記憶装置３５に記憶させることによって、データ処理装置３６での処理を円滑に行うことができる。
【００４０】
原子炉格納容器１内で漏洩監視について説明したが、ＬＤＳ２０を用いたタービン建屋２内の漏洩監視について説明する。制御装置３６ｃはセレクターバルブ１４Ｂの切り替え操作を順次行う。ブロア２９の駆動により、サンプリング口２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ、……から該当するサンプリング配管５２を経て順次サンプリングされたガスは、管路２８を通して測定チャンバー２４Ｂに送られ、Ｇｅ検出器１６Ｂによってγ線が検出される。Ｇｅ検出器１６Ｂから出力されたγ線検出信号は、増幅器３３Ｂで増幅され、波高分析器３４Ｂに入力される。波高分析器３４Ｂは、波高分析器３４Ａと同様な処理を行い、得られた情報をデータ処理装置３６に出力する。データ処理装置３６は、図８に示す処理を前述したように実行し、タービン建屋２内での蒸気系（例えば、主蒸気配管１０、及び主蒸気配管１０に接続された計装用配管）の漏洩のメッセージ情報、または原子炉冷却水系（例えば、給水配管１１及び給水配管１１に接続された計装用配管）の漏洩のメッセージ情報を作成する。これらのメッセージ情報は表示装置３７ｂに表示される。給水配管１１内を流れる給水には極微量のＭｎ−５４、Ｃｏ−６０を含んでいる。これらは、主蒸気配管１１に排出される蒸気中に含まれており、復水器８での蒸気の凝縮により、タービンからの給水加熱器（図示せず）に抽気された蒸気の凝縮水の復水器８への導入により、給水に入り込む。このため、原子炉格納容器１内での漏洩と同様な処理がデータ処理装置３６で行うことができる。Ｎ−１３／Ｎ−１６比を用いた、蒸気系における漏洩箇所の位置の推定も同様に行われる。
【００４１】
本実施例は、γ線検出信号の核種分析で得られた、核反応で生成された放射性窒素（例えば、Ｎ−１３，Ｎ−１６）または放射性炭素（例えば、Ｃ−１５）の放射能量及びＲＰＶ４内で冷却水中に生成される腐食生成物（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−５８，Ｃｏ−６０）の放射能量を監視しているため、原子炉格納容器１（またはタービン建屋２）内の蒸気系及び原子炉冷却水系のいずれで漏洩が発生しているかを精度良く短時間に求めることができる。このため、運転員が漏洩発生箇所を迅速に知ることができ、遅滞なく原子力発電プラントの保全監視及び修復作業の準備を行うことができる。原子力発電プラントの安全性が著しく向上する。
【００４２】
本実施例は、蒸気系で漏洩が発生した場合に、核種分析で得られた情報を基に求められた半減期が異なる２つの放射性核種の放射能量の比、例えば、Ｎ−１３／Ｎ−１６比（またはＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比）を用いて漏洩箇所を推定しているので、蒸気系において漏洩箇所の位置をより精度良く特定することができる。このため、運転員は、速やかな事故伝播判断を行うことができ、修復作業の準備をより適切に行うことができる。記憶装置３５がＮ−１３／Ｎ−１６比（またはＮ−１６／Ｃ−１５比またはＮ−１３／Ｃ−１５比）と漏洩箇所とを関連付けた情報を記憶しているので、Ｎ−１３／Ｎ−１６比等を用いた、蒸気系における漏洩箇所の特定を容易に行うことができる。
【００４３】
「原子炉冷却系で漏洩発生」と判定された場合には、原子炉冷却系のどの系統、すなわち、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管及びこれらの１つに接続された各計装用配管のうちどの系統で漏洩が発生しているかを運転員は把握する必要がある。本実施例は、セレクターバルブ１４Ａ（またはセレクターバルブ１４Ｂ）の切り替え操作によって、再循環系、原子炉浄化系、残留熱除去系、給水配管、及びこれらの枝管である各計装用配管等の近くにサンプリング口を、それぞれ、配置し、各サンプリング口からサンプリングしたガスを、順次、測定チャンバー２４Ａ（または測定チャンバー２４Ｂ）に供給している。このため、Ｇｅ検出器１６Ａ（またはＧｅ検出器１６Ｂ）で検出した放射能量に基づいて、原子炉冷却水系のうちで漏洩が生じている系統（例えば、計装用配管）を特定することができる。すなわち、最も高い放射能量が検出されたガスをサンプリングしたサンプリング口の近くの系統が、漏洩を生じている。演算装置３７Ａは原子炉冷却水系の漏洩が生じている系統の系統名の情報を作成し、表示のために表示装置３７Ｂに出力する。
【００４４】
なお、原子炉冷却水系の漏洩は、Ｇｅ検出器でＣｏ−５８のγ線を測定することによっても検出することができる。また、原子炉冷却水系における漏洩箇所の特定は、半減期の異なる２つの腐食生成物（例えば、Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）を利用して図７と同様なデ−タベ−ス情報を作成することによって、蒸気系と同様に行うことができる。
【実施例２】
【００４５】
本発明の他の実施例である実施例２の原子力施設のＬＤＳを、図１０を用いて説明する。本実施例のＬＤＳ２０Ａは、実施例１のＬＤＳ２０の放射能測定部３０Ａ、３０Ｂをそれぞれ放射能測定部３０Ｃに替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０と同じである。原子炉格納容器１用の放射能測定部３０Ｃは管路２３に設けられ、タービン建屋２用の放射能測定部３０Ｃは管路２８に設けられる。放射能測定部３０Ｃは、Ｇｅ検出器１６Ａ、増幅器３３Ａ及び測定チャンバー２４Ｃを有する。測定チャンバー２４Ｃは管路２３、２８にそれぞれ設置される。増幅器３３Ａに接続されたＧｅ検出器１６Ａは測定チャンバー２４Ｃの近くに設置される。原子炉格納容器１用の放射能測定部３０Ｃの増幅器３３Ａは波高分析器３４Ａに接続され、タービン建屋２用の放射能測定部３０Ｃの増幅器３３Ａは波高分析器３４Ｂに接続される。
【００４６】
ＬＤＳ２０Ａも、ＬＤＳ２０と同様に漏洩監視を行い、ＬＤＳ２０で生じる効果を得ることができる。
【実施例３】
【００４７】
本発明の他の実施例である実施例３の原子力施設のＬＤＳを、図１２を用いて説明する。その前に、核種分析測定スペクトルの例を、図１１を用いて説明する。γ線の低エネルギー領域から高エネルギー領域までをカバーできるＧｅ検出器１６Ａから出力されたγ線検出信号を核種分析した結果の核種分析測定スペクトルの一例を、前述したように図３に示している。Ｇｅ検出器１６Ａは、０ＭｅＶから８ＭｅＶまでの広範囲のエネルギー領域のγ線を検出することができる。しかしながら、高エネルギーの測定範囲で低エネルギー領域のγ線を検出する場合、測定領域が縮小するため相対的に核種分析の精度が低下する。図１１(Ａ)は低エネルギー領域の核種分析測定スペクトルを示し、図１１(Ｂ)は高エネルギー領域の核種分析測定スペクトルを示している。このように、高エネルギー領域のγ線及び低エネルギー領域のγ線を分けて検出することによって、それぞれの領域でより精度の高い核種分析測定スペクトルを得ることができる。
【００４８】
図１２に示す本実施例のＬＤＳ２０Ｂは、実施例１のＬＤＳ２０の放射能測定部３０Ａ，３０Ｂをそれぞれ放射能測定部３０Ｄに替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０と同じである。放射能測定部３０Ｄは、測定チャンバー２４Ｄに２つのＧｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを設けている。Ｇｅ検出器１６Ｃは低エネルギー領域（０〜２ ＭｅＶ）用の放射線検出器であり、Ｇｅ検出器１６Ｄは高エネルギー領域（４〜８ ＭｅＶ）用の放射線検出器である。高エネルギー領域用のＧｅ検出器１６Ｄは有感体積の大きいものを、低エネルギー領域用のＧｅ検出器１６Ｃは有感体積の小さいものを使用する。放射能測定部３０Ｄは、放射能測定部３０Ａと同様に、ロール状フィルタ１５Ａを測定チャンバー２４Ｄに備えている。原子炉格納容器１用の放射能測定部３０Ｄでは、Ｇｅ検出器１６Ｃが増幅器３３Ｃを介して波高分析器３４Ａに、Ｇｅ検出器１６Ｄが増幅器３３Ｄを介して波高分析器３４Ａにそれぞれ接続される。タービン建屋２用の放射能測定部３０Ｄでは、Ｇｅ検出器１６Ｃが増幅器３３Ｃを介して波高分析器３４Ｂに、Ｇｅ検出器１６Ｄが増幅器３３Ｄを介して波高分析器３４Ｂにそれぞれ接続される。
【００４９】
本実施例は、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを有する放射能測定部３０Ｄを備えているので、低エネルギー領域及び高エネルギー領域のγ線をそれらの領域に適合するそれぞれのＧｅ検出器で検出するので、低エネルギー領域及び高エネルギー領域に対する核種分析結果の精度は、実施例１でのその分析結果よりも向上する。このため、蒸気系及び原子炉冷却水系での漏洩をより高い精度で検出することができる。また、本実施例は、Ｎ−１３／Ｎ−１６比等を用いた蒸気系での漏洩箇所の特定を実施例１よりも精度良く行うことができる。
【実施例４】
【００５０】
本発明の他の実施例である実施例４の原子力施設のＬＤＳを、図１３を用いて説明する。本実施例のＬＤＳ２０Ｃは、実施例２のＧｅ検出器１６Ａを実施例３で述べたＧｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄに替えた構成を有し、他の構成は実施例２のＬＤＳ２０Ａと同じである。本実施例も、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを備えているので、実施例３で生じる効果を得ることができる。
【実施例５】
【００５１】
本発明の他の実施例である実施例５の原子力施設のＬＤＳを、図１４を用いて説明する。
本実施例のＬＤＳ２０Ｄは、実施例１のＬＤＳ２０の放射能測定部３０Ａ、３０Ｂをそれぞれ放射能測定部３０Ｅに替え、波高分析器３４Ａ，３４Ｂをそれぞれマルチ波高分析器４５に替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０と同一である。図１４では、測定チャンバーが省略されている。
【００５２】
放射能測定部３０Ｅは、Ｇｅ検出器１６Ａ、前置増幅器４２、増幅器４３，４４を備えている。増幅器４３，４４は、Ｇｅ検出器１６Ａに接続された前置増幅器４２に接続され、さらにマルチ波高分析器４５に接続される。増幅器４３，４４は、それぞれ、低エネルギー領域及び高エネルギー領域に合った利得を有する増幅器である。Ｇｅ検出器１６Ａから出力されたγ線検出信号は、前置増幅器４２で増幅された後、増幅器４３，４４にそれぞれ入力される。増幅器４３，４４でそれぞれ増幅されて出力された各γ線検出信号は、マルチ波高分析器４５に入力されて同時に核種分析される。
【００５３】
本実施例も、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを備えた実施例３のＬＤＳ２０Ｂで生じる効果を得ることができる。さらに、実施例３に比べてＧｅ検出器が１個で済むので、ＬＤＳ２０ＢよりもＬＤＳの構成を単純化することができる。
【実施例６】
【００５４】
本発明の他の実施例である実施例６の原子力施設のＬＤＳを、図１５を用いて説明する。
本実施例のＬＤＳ２０Ｅは、実施例５のＬＤＳ２０Ｄの放射能測定部３０Ｅを放射能測定部３０Ｆに替えた構成を有し、他の構成はＬＤＳ２０Ｄと同一である。図１５では、測定チャンバーが省略されている。
【００５５】
放射能測定部３０Ｆは、Ｇｅ検出器１６Ａ、前置増幅器４２、バイアス増幅器４６、増幅器４８を備えている。前置増幅器４２はＧｅ検出器１６Ａに接続される。バイアス増幅器４６及び増幅器４８は、それぞれ、前置増幅器４２に接続され、さらにマルチ波高分析器４５に接続される。増幅器４８は、低エネルギー領域（０〜２ＭｅＶ）用の利得増幅器である。バイアス増幅器４６は高エネルギー領域（４〜８ＭｅＶ）に合った利得を有する増幅器である。Ｇｅ検出器１６Ａから出力されたγ線検出信号は、前置増幅器４２で増幅されてバイアス増幅器４６及び増幅器４８にそれぞれ入力される。バイアス増幅器４６及び増幅器４８でそれぞれ増幅されて出力された各γ線検出信号は、マルチ波高分析器４５に入力されて同時に核種分析される。
【００５６】
本実施例も、Ｇｅ検出器１６Ｃ，１６Ｄを備えた実施例３のＬＤＳ２０Ｂで生じる効果を得ることができる。さらに、実施例３に比べてＧｅ検出器が１個で済むので、ＬＤＳ２０ＢよりもＬＤＳの構成を単純化することができる。本実施例は低エネルギー領域及び高エネルギー領域を同等のエネルギー解像度で核種分析を行うことができる。
【００５７】
上記した各実施例のＬＤＳは、沸騰水型原子力発電プラントだけでなく、他の原子力施設である加圧水型原子力発電プラント、再処理施設、高レベル廃棄物取り扱い施設等に適用することも可能である。
【図面の簡単な説明】
【００５８】
【図１】本発明の好適な一実施例である実施例１の原子力施設の漏洩監視システムの構成図である。
【図２】図１に示す各放射能測定部の詳細構成図である。
【図３】図１に示す波高分析器で行った核種分析の結果の一例を示す説明図である。
【図４】Ｎ−１３及びＮ−１６のそれぞれの減衰曲線を示す説明図である。
【図５】Ｎ−１３／Ｎ−１６比の経過時間に伴う減衰を示す説明図である。
【図６】主蒸気配管における枝管と計器用配管の接続状態を示す模式的な構成図である。
【図７】各コンポ−ネント設置場所とＮ−１３／Ｎ−１６比の関係を示すデ−タベ−ス情報の一例を示す説明図である。
【図８】図１に示すデータ処理装置で実行される処理手順のフロ−チャ−トである。
【図９】図１に示す表示装置に表示される画像情報の一例を示す説明図である。
【図１０】本発明の他の実施例である実施例２の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１１】核種分析の一例を示し、（Ａ）は低エネルギー領域での核種分析の例を示す説明図、（Ｂ）は高エネルギー領域での核種分析の例を示す説明図である。
【図１２】本発明の他の実施例である実施例３の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１３】本発明の他の実施例である実施例４の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１４】本発明の他の実施例である実施例５の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【図１５】本発明の他の実施例である実施例６の原子力施設の漏洩監視システムにおける放射能測定部の構成図である。
【符号の説明】
【００５９】
１…原子炉格納容器、２…タ−ビン建屋、３…炉心、４…原子炉圧力容器、５…再循環配管、７…タ−ビン、８…復水器、９…給水ポンプ、１０…主蒸気配管、１１…給水配管、１３，１３ａ，１３ｂ，１３ｃ，１３ｄ，１３ｅ，２１ａ，２１ｂ，２１ｃ，２１ｄ，２１ｅ…サンプリング口、１４Ａ，１４Ｂ…セレクターバルブ、１５Ａ，１５Ｂ…ロ−ル状フィルタ−、１６Ａ，１６Ｂ，１６Ｃ，１６Ｄ…Ｇｅ検出器、１８…露点計、２０，２０Ａ，２０Ｂ，２０Ｃ，２０Ｄ，２０Ｅ…漏洩監視システム、２４Ａ，２４Ｂ，２４Ｃ，２４Ｄ…測定チェンバ−、２５，２６…ロ−ル、２７…帯状フィルタ、３０Ａ，３０Ｂ，３０Ｃ，３０Ｄ，３０Ｅ，３０Ｆ…放射能測定部、３４Ａ，３４Ｂ…波高分析器、３５…記憶装置、３６…デ−タ処理装置、３７…操作盤、３７Ａ…演算装置、３７Ｂ…表示装置、３７Ｃ…制御装置、３８…ドレン水量計、４２…前置増幅器、４３，４４，４８…増幅器、４５…マルチ波高分析器、４６…バイアス増幅器、４９，５２…サンプリング配管。
【特許請求の範囲】
【請求項１】
蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内で複数箇所に配置されたサンプリング口をそれぞれ有する複数のサンプリング配管によって導かれるガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出する半導体放射線検出器と、前記半導体放射線検出器から出力される放射線検出信号を用いて核種分析を行う核種分析装置と、前記核種分析装置からの核種分析情報を入力し、この核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が前記蒸気系配管にあるか及び前記原子炉冷却水系配管にあるかを判定する漏洩箇所特定装置とを備えたことを特徴とする原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項２】
蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内で複数箇所に配置されたサンプリング口をそれぞれ有する複数のサンプリング配管と、それぞれの前記サンプリング配管によって導かれるガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出する半導体放射線検出器と、前記半導体放射線検出器から出力される放射線検出信号を用いて核種分析を行う核種分析装置と、前記核種分析装置からの核種分析情報を入力し、この核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が前記蒸気系配管にあるか及び前記原子炉冷却水系配管にあるかを判定する漏洩箇所特定装置とを備えたことを特徴とする原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項３】
前記複数のサンプリング配管が、前記蒸気系配管及び前記原子炉冷却水系配管を内部に有する、前記原子力施設の原子炉格納容器内に配置されている請求項２記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項４】
前記複数のサンプリング配管が、前記蒸気系配管及び前記原子炉冷却水系配管を内部に有する、前記原子力施設のタービン建屋内に配置されている請求項２記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項５】
前記漏洩箇所特定装置は、前記核種分析情報に含まれている、半減期が異なるＮ−１３，Ｎ−１６及びＣ−１５のうちから選択された第１放射性核種の放射能量とそれらのうちから選択された第２放射性核種の放射能量の比に基づいて、前記蒸気系配管での前記漏洩箇所の位置を特定する請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項６】
第１放射性核種の放射能量と第２放射性核種の放射能量の比が、Ｎ−１６の放射能量に対するＮ−１３の放射能量の比、Ｎ−１６の放射能量に対するＣ−１５の放射能量の比及びＮ−１３の放射能量に対するＣ−１５の放射能量の比のうちから選択された１つである請求項５に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項７】
前記半導体放射線検出器として、第１エネルギー領域の放射線を検出する第１半導体放射線検出器、及び前記第１エネルギー領域よりも高いエネルギーの第２エネルギー領域の放射線を検出する第２半導体放射線検出器を用いている請求項１ないし請求項６のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項８】
前記半導体放射線検出器から出力された放射線検出信号を入力し、第１エネルギー領域の前記放射線検出信号を増幅する第１増幅装置と、前記半導体放射線検出器から出力された放射線検出信号を入力し、第１エネルギー領域よりも高いエネルギーの第２エネルギー領域の前記放射線検出信号を増幅する第２増幅装置とを備え、
前記核種分析装置が、前記第１増幅装置及び前記第２増幅装置のそれぞれの出力信号を入力して核種分析を行う請求項１ないし請求項６のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項９】
前記半導体放射線検出器が設けられて前記ガスが導入される測定チャンバーと、前記複数のサンプリング配管と前記測定チャンバーとの接続を切り替えるセレクターバルブとを備えた請求項１ないし請求項８のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１０】
前記放射性核種を捕捉するフィルタ装置が前記測定チャンバーに設けられている請求項１ないし請求項９のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１１】
前記漏洩箇所特定装置で特定された前記漏洩箇所の位置情報を表示する表示装置を備えた請求項１ないし請求項１０のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１２】
前記原子力施設内に設置される水素濃度計、露点計及びドレン水量計と、これらの計測装置で計測された各計測情報、及び前記核種分析情報を含む画像情報を作成する画像情報作成装置と、この画像情報を表示する表示装置とを備えた請求項１ないし請求項１０のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１３】
蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内からサンプリングされたガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出し、この検出で得られた放射線検出信号を用いて核種分析を行い、前記核種分析で得られた核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が前記蒸気系配管にあるか及び前記原子炉冷却水系配管にあるかを判定することを特徴とする原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１４】
サンプリングされた前記ガスが前記原子力施設の原子炉格納容器内でサンプリングされたガスである請求項１３に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１５】
サンプリングされた前記ガスが前記原子力施設のタービン建屋内でサンプリングされたガスである請求項１３に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１６】
前記核種分析情報に含まれている、半減期が異なるＮ−１３，Ｎ−１６及びＣ−１５のうちから選択された第１放射性核種の放射能量とそれらのうちから選択された第２放射性核種の放射能量の比に基づいて、前記蒸気系配管で生じている前記漏洩箇所の位置を特定する請求項１３ないし請求項１５のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１７】
前記放射線の検出が半導体放射線検出器によって行われる請求項１３ないし請求項１６のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１】
蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内で複数箇所に配置されたサンプリング口をそれぞれ有する複数のサンプリング配管によって導かれるガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出する半導体放射線検出器と、前記半導体放射線検出器から出力される放射線検出信号を用いて核種分析を行う核種分析装置と、前記核種分析装置からの核種分析情報を入力し、この核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が前記蒸気系配管にあるか及び前記原子炉冷却水系配管にあるかを判定する漏洩箇所特定装置とを備えたことを特徴とする原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項２】
蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内で複数箇所に配置されたサンプリング口をそれぞれ有する複数のサンプリング配管と、それぞれの前記サンプリング配管によって導かれるガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出する半導体放射線検出器と、前記半導体放射線検出器から出力される放射線検出信号を用いて核種分析を行う核種分析装置と、前記核種分析装置からの核種分析情報を入力し、この核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が前記蒸気系配管にあるか及び前記原子炉冷却水系配管にあるかを判定する漏洩箇所特定装置とを備えたことを特徴とする原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項３】
前記複数のサンプリング配管が、前記蒸気系配管及び前記原子炉冷却水系配管を内部に有する、前記原子力施設の原子炉格納容器内に配置されている請求項２記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項４】
前記複数のサンプリング配管が、前記蒸気系配管及び前記原子炉冷却水系配管を内部に有する、前記原子力施設のタービン建屋内に配置されている請求項２記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項５】
前記漏洩箇所特定装置は、前記核種分析情報に含まれている、半減期が異なるＮ−１３，Ｎ−１６及びＣ−１５のうちから選択された第１放射性核種の放射能量とそれらのうちから選択された第２放射性核種の放射能量の比に基づいて、前記蒸気系配管での前記漏洩箇所の位置を特定する請求項１ないし請求項４のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項６】
第１放射性核種の放射能量と第２放射性核種の放射能量の比が、Ｎ−１６の放射能量に対するＮ−１３の放射能量の比、Ｎ−１６の放射能量に対するＣ−１５の放射能量の比及びＮ−１３の放射能量に対するＣ−１５の放射能量の比のうちから選択された１つである請求項５に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項７】
前記半導体放射線検出器として、第１エネルギー領域の放射線を検出する第１半導体放射線検出器、及び前記第１エネルギー領域よりも高いエネルギーの第２エネルギー領域の放射線を検出する第２半導体放射線検出器を用いている請求項１ないし請求項６のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項８】
前記半導体放射線検出器から出力された放射線検出信号を入力し、第１エネルギー領域の前記放射線検出信号を増幅する第１増幅装置と、前記半導体放射線検出器から出力された放射線検出信号を入力し、第１エネルギー領域よりも高いエネルギーの第２エネルギー領域の前記放射線検出信号を増幅する第２増幅装置とを備え、
前記核種分析装置が、前記第１増幅装置及び前記第２増幅装置のそれぞれの出力信号を入力して核種分析を行う請求項１ないし請求項６のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項９】
前記半導体放射線検出器が設けられて前記ガスが導入される測定チャンバーと、前記複数のサンプリング配管と前記測定チャンバーとの接続を切り替えるセレクターバルブとを備えた請求項１ないし請求項８のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１０】
前記放射性核種を捕捉するフィルタ装置が前記測定チャンバーに設けられている請求項１ないし請求項９のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１１】
前記漏洩箇所特定装置で特定された前記漏洩箇所の位置情報を表示する表示装置を備えた請求項１ないし請求項１０のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１２】
前記原子力施設内に設置される水素濃度計、露点計及びドレン水量計と、これらの計測装置で計測された各計測情報、及び前記核種分析情報を含む画像情報を作成する画像情報作成装置と、この画像情報を表示する表示装置とを備えた請求項１ないし請求項１０のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視システム。
【請求項１３】
蒸気系配管及び原子炉冷却水系配管を備える原子力施設内からサンプリングされたガスに含まれる放射性核種からの放射線を検出し、この検出で得られた放射線検出信号を用いて核種分析を行い、前記核種分析で得られた核種分析情報に含まれた、放射性窒素及び放射性炭素の少なくとも一方の放射能量及び腐食生成物の放射能量に基づいて、漏洩箇所が前記蒸気系配管にあるか及び前記原子炉冷却水系配管にあるかを判定することを特徴とする原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１４】
サンプリングされた前記ガスが前記原子力施設の原子炉格納容器内でサンプリングされたガスである請求項１３に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１５】
サンプリングされた前記ガスが前記原子力施設のタービン建屋内でサンプリングされたガスである請求項１３に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１６】
前記核種分析情報に含まれている、半減期が異なるＮ−１３，Ｎ−１６及びＣ−１５のうちから選択された第１放射性核種の放射能量とそれらのうちから選択された第２放射性核種の放射能量の比に基づいて、前記蒸気系配管で生じている前記漏洩箇所の位置を特定する請求項１３ないし請求項１５のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【請求項１７】
前記放射線の検出が半導体放射線検出器によって行われる請求項１３ないし請求項１６のいずれか１項に記載の原子力施設の漏洩監視方法。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図６】
【図７】
【図８】
【図９】
【図１０】
【図１１】
【図１２】
【図１３】
【図１４】
【図１５】
【公開番号】特開２００８−９６３４５（Ｐ２００８−９６３４５Ａ）
【公開日】平成２０年４月２４日（２００８．４．２４）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２００６−２７９９５５（Ｐ２００６−２７９９５５）
【出願日】平成１８年１０月１３日（２００６．１０．１３）
【出願人】（０００００５１０８）株式会社日立製作所 (27,607)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２０年４月２４日（２００８．４．２４）
【国際特許分類】
【出願日】平成１８年１０月１３日（２００６．１０．１３）
【出願人】（０００００５１０８）株式会社日立製作所 (27,607)
【Ｆターム（参考）】
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