原子炉燃料健全性モニタ
【課題】作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材又は溶存ガスが定期的にサンプル採取点から採取され、冷却材又は溶存ガスに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能な原子炉燃料健全性モニタを提供する。
【解決手段】原子炉燃料健全性モニタは、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器と、被測定媒体を内部に保持し、γ線検出器の周囲を取り囲むサンプル容器と、一定量の被測定媒体をサンプル容器に取り込む制御を行うと共にγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、サンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、を有する。
【解決手段】原子炉燃料健全性モニタは、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器と、被測定媒体を内部に保持し、γ線検出器の周囲を取り囲むサンプル容器と、一定量の被測定媒体をサンプル容器に取り込む制御を行うと共にγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、サンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、を有する。
【発明の詳細な説明】
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉燃料の状態を監視する原子炉燃料健全性モニタに関する。
【背景技術】
【０００２】
例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）や沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用する。原子炉の通常運転時に、原子炉冷却材は原子炉燃料の被覆管を冷却し被覆管の温度を低下させている。
【０００３】
原子炉の通常運転時の原子炉燃料の健全性を確認するために、原子炉から定期的に、原子炉冷却材及び原子炉冷却材に溶存する溶存ガスを抜き取っている。そして、原子炉燃料から原子炉冷却材及び溶存ガスへ放出されるおそれのある特定の放射性核種の濃度が監視されている。
【０００４】
例えば、特許文献１には、原子炉冷却材に溶存する溶存ガスを抽出して、サンプルチェンバーに密封し、放射性ガスの放射線レベルをモニタする放射性ガス測定装置が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２００１−２３５５４６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、原子炉冷却材に溶存する溶存ガスを抽出して、サンプルチェンバーに密封し、放射性ガス測定装置で測定する作業は、溶存ガスの抽出に時間を要する。また、溶存ガスをサンプルチェンバーに密封する作業は、作業員の人手を要する作業である。
【０００７】
本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材又は溶存ガスが定期的にサンプル採取点から採取され、原子炉の冷却材又は溶存ガスに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能な原子炉燃料健全性モニタを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上述した課題を解決し、目的を達成するために本発明の原子炉燃料健全性モニタは、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器と、前記被測定媒体を内部に保持し、前記γ線検出器の周囲を取り囲むサンプル容器と、一定量の前記被測定媒体を前記サンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記γ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記サンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、を有することを特徴とする。
【０００９】
サンプル容器がγ線検出器を前記被測定媒体が取り囲むような形状とされていることで、γ線検出器が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。その結果、γ線検出器３１が検出できるγ線の量が増えるので、γ線検出器３１の検出効率を高めるために行っている被測定媒体の濃縮作業は不要となる。また、被測定媒体の供給を制御することにより一定量の被測定媒体をサンプル容器に取り込む制御を行うことで、定期的に作業員の人手をかけずに、サンプル容器に取り込まれる被測定媒体のγ線の測定が可能となる。また、本発明によれば、特定放射性核種毎の濃度を算出することが可能となる。
【００１０】
本発明の望ましい態様としては、前記サンプル容器は中空であって、スパイラル状に前記γ線検出器に巻き付けて取り囲んでいることが好ましい。
【００１１】
サンプル容器が中空状なため、サンプル容器内の被測定媒体が残存することなく排出が効率よくできる。また、γ線検出器をスパイラル状に巻き付けて取り囲んでいるので、γ線検出器が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。その結果、γ線検出器の検出出力が確保できる。
【００１２】
本発明の望ましい態様としては、前記被測定媒体が気体であって、前記特定放射性核種が放射性キセノンであることが好ましい。原子炉燃料から放射性キセノンが放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。
【００１３】
本発明の望ましい態様としては、前記サンプル容器は凹部を有し、前記γ線検出器は前記凹部に配置されることが好ましい。これにより、γ線検出器の周囲を被測定媒体が取り囲み、γ線検出器が被測定媒体からのγ線を受ける量が増える。
【００１４】
本発明の望ましい態様としては、前記被測定媒体が原子炉の冷却材であって、前記特定放射性核種が放射性よう素であることが好ましい。原子炉燃料から放射性よう素が放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。
【００１５】
本発明の望ましい態様としては、前記サンプル容器の入口側に活性アルミナカラムを有し、前記活性アルミナカラムを通過した後の前記冷却材が前記サンプル容器に取り込まれることが好ましい。作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材が定期的に採取されても、妨害核種である放射性フッ素が放射性よう素と混在された状態でγ線検出器に供給されることはない。そして、放射性フッ素に妨害されずに、放射性よう素がγ線検出器で測定される。
【００１６】
上述した課題を解決し、目的を達成するために本発明の原子炉燃料健全性モニタは、原子炉の被測定媒体である気体が含む第１の特定放射性核種のγ線を検出する第１のγ線検出器と、前記気体を中空の内部に保持し、スパイラル状に前記第１のγ線検出器に巻き付けて取り囲んでいる第１のサンプル容器と、原子炉の被測定媒体である冷却材が含む第２の特定放射性核種のγ線を検出する第２のγ線検出器と、前記冷却材を内部に保持し、前記第２のγ線検出器を配置する凹部を有する第２のサンプル容器と、一定量の前記気体を前記第１のサンプル容器に取り込む制御及び一定量の前記冷却材を前記第２のサンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記第１及び第２のγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記第１及び第２のサンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記第１及び第２の特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、を有することを特徴とする。本発明によれば、原子炉燃料を気体と、冷却水との両方で、特定放射性核種を監視することができる。その結果、二重に原子炉燃料の状態を把握することができる。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材又は溶存ガスが定期的にサンプル採取点から採取され、冷却材又は溶存ガスに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】図１は、原子力プラントを示す模式図である。
【図２】図２は、実施形態１に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。
【図３】図３は、計測制御装置を示す模式図である。
【図４】図４は、原子炉燃料の状態を監視する手順を示すフローチャートである。
【図５】図５は、実施形態２に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
本発明を実施するための形態（実施形態）につき、図面を参照しつつ詳細に説明する。以下の実施形態に記載した内容により本発明が限定されるものではない。また、以下に記載した構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能である。
【００２０】
（実施形態１）
図１は、原子力プラントを示す模式図である。本実施形態において、原子力プラント１は、原子力発電設備である。原子力プラント１を構成する原子炉２は、加圧水型原子炉である。
【００２１】
原子力プラント１は、格納容器１Ｗ内に原子炉２、蒸気発生器３、加圧器４、原子炉冷却材ポンプ５、再生熱交換器１１が配置される。また、格納容器１Ｗの外には、タービン８、復水器９及び発電機１０が配置される。原子炉２は、圧力容器の内部に原子炉燃料２Ｃが配置されている。また、前記圧力容器の内部には原子炉冷却材（冷却水に相当し、例えば軽水が用いられる）Ｃ１が満たされている。原子炉冷却材ポンプ５と原子炉２とは原子炉冷却材第１供給通路６Ａで接続され、原子炉２と蒸気発生器３とは、原子炉冷却材第２供給通路６Ｂで接続される。また、蒸気発生器３と原子炉冷却材ポンプ５とは、原子炉冷却材回収通路６Ｃで接続される。
【００２２】
原子炉冷却材ポンプ５から吐出された原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材第１供給通路６Ａを通って原子炉２の圧力容器内へ供給される。そして、圧力容器の内部に配置される原子炉燃料２Ｃの核分裂反応によって発生した熱エネルギーで原子炉冷却材Ｃ１が加熱される。加熱された原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材第２供給通路６Ｂを通って蒸気発生器３へ供給される。そして、原子炉冷却材Ｃ１は、蒸気発生器３の伝熱管３Ｔを通過した後、蒸気発生器３から流出し、原子炉冷却材回収通路６Ｃを通って原子炉冷却材ポンプ５へ戻り、再び原子炉冷却材第１供給通路６Ａから原子炉２の圧力容器内へ吐出される。
【００２３】
蒸気発生器３は、前述した伝熱管３Ｔを複数備えており、伝熱管３Ｔ内を流れる原子炉冷却材Ｃ１によって伝熱管３Ｔ外の二次冷却材Ｃ２が加熱されて沸騰し、二次冷却材Ｃ２の高温高圧の蒸気が生成される。蒸気発生器３とタービン８とは、蒸気供給通路７Ｓで接続されており、復水器９と蒸気発生器３とは、二次冷却材回収通路７Ｒで接続されている。これによって、蒸気発生器３で生成された二次冷却材Ｃ２の高温高圧の蒸気は、蒸気供給通路７Ｓを通ってタービン８へ供給されて、タービン８を駆動する。そして、タービン８の駆動軸に連結された発電機１０によって電力を発生させる。タービン８を駆動した後の二次冷却材Ｃ２は、復水器９で液相になり、二次冷却材回収通路７Ｒを通って再び蒸気発生器３へ送られる。
【００２４】
原子炉２は、加圧水型原子炉であり、加圧器４が原子炉冷却材第２供給通路６Ｂに接続されている。そして、加圧器４が原子炉冷却材第２供給通路６Ｂ内の原子炉冷却材Ｃ１に圧力を与える。このような構造により、原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉燃料２Ｃの核分裂反応によって発生した熱エネルギーで加熱されても沸騰せず、液相の状態で原子炉２及びその冷却系を循環する。ここで、原子炉２の冷却系は、原子炉冷却材ポンプ５、原子炉冷却材第１供給通路６Ａ、原子炉冷却材第２供給通路６Ｂ、蒸気発生器３、原子炉冷却材回収通路６Ｃで構成される原子炉冷却材Ｃ１が流れる系である。
【００２５】
原子炉冷却材Ｃ１に含まれる不純物を除去するため、脱塩塔１６が設けられる。脱塩塔１６は、第１脱塩塔１６Ａ及び第２脱塩塔１６Ｂで構成されており、格納容器１Ｗの外側に設けられる。第１脱塩塔１６Ａは冷却材温床式脱塩塔であり、第２脱塩塔１６Ｂは、冷却材陽イオン脱塩塔である。原子炉２の冷却系から脱塩塔１６へは、原子炉冷却材ポンプ５の入口側（上流側）から取り出された原子炉冷却材Ｃ１が供給されて脱塩処理が施され、脱塩後の原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材ポンプ５の出口側（下流側）に戻される。
【００２６】
原子炉冷却材Ｃ１の脱塩処理系は、原子炉冷却材取り出し通路１３Ａ、再生熱交換器１１、原子炉冷却材通路１３Ｂ、非再生熱交換器１２、原子炉冷却材通路１３Ｃ、脱塩塔１６、原子炉冷却材通路１３Ｄ、体積制御タンク１４、原子炉冷却材戻し通路１３Ｅ、１３Ｆで構成される。原子炉冷却材取り出し通路１３Ａは、原子炉２の冷却系を構成する原子炉冷却材回収通路６Ｃと再生熱交換器１１とを接続している。再生熱交換器１１と非再生熱交換器１２とは原子炉冷却材通路１３Ｂで接続されており、また、非再生熱交換器１２と脱塩塔１６とは原子炉冷却材通路１３Ｃで接続される。
【００２７】
脱塩塔１６と体積制御タンク１４とは原子炉冷却材通路１３Ｄで接続されており、体積制御タンク１４と再生熱交換器１１とは原子炉冷却材戻し通路１３Ｅで接続される。また、再生熱交換器１１と原子炉冷却材第１供給通路６Ａとは、原子炉冷却材戻し通路１３Ｆで接続される。原子炉冷却材戻し通路１３Ｅには充填ポンプ１５が設けられている。
【００２８】
原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材取り出し通路１３Ａ、すなわち、原子炉冷却材ポンプ５の入口側（上流側）から取り出される。原子炉２の冷却系から取り出された原子炉冷却材Ｃ１は、再生熱交換器１１へ導かれた後、原子炉冷却材通路１３Ｂ、非再生熱交換器１２、原子炉冷却材通路１３Ｃを通って脱塩塔１６へ導かれ、ここで脱塩処理される。脱塩処理された原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材通路１３Ｄを通って体積制御タンク１４へ一時的に貯められた後、原子炉冷却材戻し通路１３Ｅに設けられる充填ポンプ１５によって再生熱交換器１１へ送られる。再生熱交換器１１を通過した原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材戻し通路１３Ｆを通って原子炉冷却材第１供給通路６Ａ、すなわち、原子炉冷却材ポンプ５の出口側（下流側）に戻される。
【００２９】
体積制御タンク１４内部の原子炉冷却材Ｃ１は液相と気相に分かれており、原子炉冷却材Ｃ１と共に、気体Ｇを含む気相部１４ａが存在する。そして、体積制御タンク１４には、溶存ガスである気相部１４ａの気体Ｇを一部採取可能な気相サンプル採取点２１が設けられている。気相サンプル採取点２１が設けられるのは、原子炉冷却材Ｃ１を内部に有し、液相と気相に分かれて存在するタンクであれば、体積制御タンク１４に限られない。原子炉冷却材Ｃ１の脱塩処理系を構成する原子炉冷却材通路１３Ｃには、原子炉冷却材Ｃ１の一部を採取可能な原子炉冷却材サンプル採取点２５が設けられている。なお、原子炉冷却材サンプル採取点２５が設けられるのは、原子炉冷却材通路１３Ｃに限られない。
【００３０】
図２は、実施形態１に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。図３は、計測制御装置を示す模式図である。図４は、原子炉燃料の状態を監視する手順を示すフローチャートである。
【００３１】
図２に示すように、原子炉燃料健全性モニタ１００は、放射性希ガス感知装置３０と、計測制御装置８０と、開閉弁４１、４２と、弁制御部４３、４４とを含んでいる。放射性希ガス感知装置３０は、気相サンプル採取点２１と、排気処理接続点４５との間に配置され、気体通路２４Ａ、気体通路２４Ｃ、気体通路４６を介して気相サンプル採取点２１及び排気処理接続点４５に接続されている。気相サンプル採取点２１から供給される気体Ｇは、気体通路２４Ａから分岐点２３で気体通路２４Ｃと気体通路２４Ｂとに分岐する。気体通路２４Ｂに分岐した気体Ｇは、分析装置２２へ供給されている。
【００３２】
放射性希ガス感知装置３０は、γ線検出器３１と、サンプル容器であるサンプルループ３２と、鉛遮蔽３３とを含んでいる。原子炉冷却材Ｃ１には、放射性希ガスとして、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）、放射性クリプトン（Ｋｒ−８５、Ｋｒ−８５ｍ、Ｋｒ−８７）、放射性キセノン（Ｘｅ−１３３、Ｘｅ−１３５）が溶存することがある。原子炉燃料の状態を監視するためには、放射性キセノン（Ｘｅ−１３３、Ｘｅ−１３５）の濃度を監視することが重要である。放射性希ガス感知装置３０は、放射性キセノン（Ｘｅ−１３３、Ｘｅ−１３５）を検出可能となっている。
【００３３】
γ線検出器３１は、例えば、ＮａＩシンチレーション検出器又はＧｅ半導体検出器が用いられる。ＮａＩシンチレーション検出器及びＧｅ半導体検出器は、γ線スペクトルを得ることができる。Ｇｅ半導体検出器よりもＮａＩシンチレーション検出器の方が検出効率は高く、かつメンテナンス性がよいので、後者をγ線検出器３１として用いることが好ましい。ＮａＩシンチレーション検出器の分解能は、全半値幅（ＦＷＨＭ（Full width at half maximum））で８０ｋｅＶ程度である。そこで、ＮａＩシンチレーション検出器は、Ｘｅ−１３３が放出する８１．０ｋｅＶのγ線と、Ｘｅ−１３５が放出する２４９．７ｋｅＶのγ線は分別測定することができる。Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率が分別算出されることにより、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の両放射性核種の定量が可能である。なお、ＮａＩシンチレーション検出器は、ＮａＩシンチレーション検出器の周囲を定温に保つことがノイズ防止の観点で好ましい。
【００３４】
γ線検出器３１の分解能を高めて、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の両放射性核種以外の放射性希ガスを検出する場合、γ線検出器３１としては、ＮａＩシンチレーション検出器よりもＧｅ半導体検出器の方が好ましい。しかし、Ｇｅ半導体検出器は、ＮａＩシンチレーション検出器のγ線感度の１０％程度であるので、Ｇｅ半導体検出器をγ線検出器３１として用いる場合には、被測定媒体である気体Ｇの容積を増やすことが好ましい。
【００３５】
サンプルループ３２は、被測定媒体である気体Ｇを内部に保持するサンプル容器である。サンプルループ３２は、チューブ形状をしており、中空な内部に被測定媒体である気体Ｇを保持することができる。サンプルループ３２は中空なチューブ形状をしているので気体Ｇがパージされやすい。このため、サンプルループ３２内に新たな被測定媒体を供給して置き換えることが容易である。
【００３６】
サンプルループ３２は、γ線検出器３１の周囲を取り囲むように配置される。例えば、図２に示すように、サンプルループ３２は、γ線検出器３１の周囲にスパイラル状に巻き付けられて、γ線検出器３１の周囲を取り囲んでいる。サンプルループ３２に保持されるγ線検出器３１の周囲を被測定媒体である気体Ｇが取り囲んでいる。サンプルループ３２の内容積と、γ線検出器３１の周囲をスパイラル状に巻き付ける回数とは、被測定媒体である気体Ｇに含まれる放射性核種の濃度に合わせて設定される。例えば、γ線検出器３１がＮａＩシンチレーション検出器である場合、サンプルループ３２の内容積は２０ｍｌ程度である。
【００３７】
また、サンプルループ３２が劣化した場合又は内容積を変更する場合にサンプルループ３２を取り替える必要がある。このため、サンプルループ３２は、γ線検出器３１の周囲から取り外しでき、かつ交換可能となっていることが好ましい。
【００３８】
鉛遮蔽３３は、鉛の板である。鉛遮蔽３３は、可能な限り厚みを厚くし、少なくともγ線検出器３１と、サンプルループ３２とを取り囲むように配置されている。鉛遮蔽３３は、放射性希ガス感知装置３０の外部からγ線検出器３１へγ線が到達するのを防止する。
【００３９】
気体通路２４Ａ、気体通路２４Ｃ、気体通路４６は、管状であって、気体Ｇを通気する。開閉弁４１は、気体通路２４Ｃに接続され、放射性希ガス感知装置３０へ気体通路２４Ｃから供給する気体Ｇの量を調整できる。開閉弁４２は、気体通路４６に接続され、放射性希ガス感知装置３０から気体通路４６へ排気する気体Ｇの量を調整できる。弁制御部４３、４４は、開閉弁４１、４２の開閉度合いを制御する。
【００４０】
図２に示すように、気相サンプル採取点２１から供給される気体Ｇが気体通路２４Ａに供給される。気体通路２４Ａは、分岐点２３へ気体Ｇを供給する。分岐点２３は、気体Ｇを気体通路２４Ｂと気体通路２４Ｃとに分配する。
【００４１】
放射性希ガス感知装置３０は、気体通路２４Ｃから供給される気体Ｇを、開閉弁４１を介して受け入れ可能にしている。また、開閉弁４１、４２が開いていると気体通路２４Ｃから供給される気体Ｇに押し出されて、放射性希ガス感知装置３０内の気体は、開閉弁４２を介して気体通路４６へ放出される。排気処理接続点４５は、気体通路４６から供給される気体Ｇが適切に処理される設備へ接続されている。
【００４２】
放射性希ガス感知装置３０のγ線検出器３１は、計測制御装置８０と接続されている。そして、γ線検出器３１は、計測制御装置８０と計測データｉｓや指示信号を送受可能なように電気的に接続される。
【００４３】
計測制御装置８０は、開閉弁４１の開閉度合いを制御する弁制御部４３及び開閉弁４２の開閉度合いを制御する弁制御部４４への指示信号ｉｄを送出可能なように、弁制御部４３と弁制御部４４とに電気的に接続されている。
【００４４】
また、気体通路２４Ｂから供給された気体Ｇは、分析装置２２へ移動する。例えば、分析装置２２では、気体Ｇが含んでいる水素又は酸素の濃度等が検出される。実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、気相サンプル採取点２１及び気体通路２４Ａを分析装置２２と共用する。
【００４５】
図３に示すように、計測制御装置８０は、入力処理回路８１と、入力ポート８２と、処理部９０と、記憶部９４と、出力ポート８３と、出力処理回路８４と、表示装置８５、必要があればキーボードなどの入力装置８６とを有する。処理部９０は、例えば、ＣＰＵ（Central Processing Unit：中央演算装置）９１と、ＲＡＭ９２と、ＲＯＭ９３とを含んでいる。
【００４６】
処理部９０と、記憶部９４と、入力ポート８２及び出力ポート８３とは、バス８７、バス８８、バス８９を介して接続される。バス８７、バス８８及びバス８９により、処理部９０のＣＰＵ９１は、記憶部９４と、入力ポート８２及び出力ポート８３と相互に制御データをやり取りしたり、一方に命令を出したりできるように構成される。
【００４７】
入力ポート８２には、入力処理回路８１が接続されている。入力処理回路８１には、γ線検出器３１からの計測データｉｓが接続されている。そして、放射性希ガス感知装置３０のγ線検出器３１から出力される計測データｉｓは、入力処理回路８１に備えられるノイズフィルタやＡ／Ｄコンバータ等により、処理部９０が利用できる信号に変換されてから、入力ポート８２を介して処理部９０へ送られる。これにより、処理部９０は、放射性核種の濃度を算出するために必要な情報を取得することができる。
【００４８】
出力ポート８３には、出力処理回路８４が接続されている。出力処理回路８４には、表示装置８５や、外部出力用の端子が接続されている。出力処理回路８４は、表示装置制御回路、開閉弁の弁制御信号回路、信号増幅回路等を備えている。出力処理回路８４は、処理部９０で算出した放射性核種の濃度を、表示装置８５に表示させる表示信号として出力したり、γ線検出器３１及び弁制御部４３、４４へ伝達する指示信号ｉｄとして出力したりする。表示装置８５は、例えば液晶表示パネルやＣＲＴ（Cathode Ray Tube）等を用いることができる。
【００４９】
記憶部９４には、原子炉燃料の状態を監視する手順を含むコンピュータプログラム及び放射性核種の濃度計測データのデータベース等が格納されている。ここで、記憶部９４は、ＲＡＭ（Random Access Memory）のような揮発性のメモリ、フラッシュメモリ等の不揮発性のメモリ、ハードディスクドライブあるいはこれらの組み合わせにより構成することができる。
【００５０】
上記コンピュータプログラムは、処理部９０へすでに記録されているコンピュータプログラムとの組み合わせによって、原子炉燃料の状態を監視する手順を実行するものであってもよい。また、この計測制御装置８０は、コンピュータプログラムの代わりに専用のハードウェアを用いて、原子炉燃料の状態を監視する手順を実行するものであってもよい。
【００５１】
また、原子炉燃料の状態を監視する手順は、予め用意されたプログラムをパーソナル・コンピュータやワークステーション、あるいはプラント制御用コンピュータ等のコンピュータシステムで実行することによって実現することもできる。また、このプログラムは、ハードディスク等の記録装置、フレキシブルディスク（ＦＤ）、ＲＯＭ、ＣＤ−ＲＯＭ、ＭＯ、ＤＶＤ、フラッシュメモリなどのコンピュータで読み取り可能な記録媒体に記録され、コンピュータによって記録媒体から読み出されることによって実行することもできる。なお、ここでいう「コンピュータシステム」とは、ＯＳや周辺機器などのハードウェアを含むものとする。
【００５２】
また、「コンピュータ読み取り可能な記録媒体」には、インターネットなどのネットワークや電話回線などの通信回線網を介してプログラムを送信する場合の通信線のように、短時間の間、動的にプログラムを保持するもの、その場合のサーバやクライアントとなるコンピュータシステム内部の揮発性メモリのように、一定時間プログラムを保持しているものを含むものとする。また、上記プログラムは、前述した機能の一部を実現するためのものであってもよく、さらに前述した機能をコンピュータシステムにすでに記録されているプログラムとの組み合わせで実現できるものであってもよい。
【００５３】
次に、図２、図３、図４を参照して、原子炉燃料の状態を監視する手順について説明する。まず、図２、図３に示す計測制御装置８０が有する処理部９０のＣＰＵ９１は、入力装置８６から入力された測定要求を、入力処理回路８１及び入力ポート８２を介して受け付け、ＲＡＭ９２又は記憶部９４へ一時保存する（ステップＳ１０１）。あるいは、ＣＰＵ９１は、所定時間毎に繰り返される測定要求を予めＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存している。ＣＰＵ９１は、測定要求をトリガーとして、開閉弁４１、４２の開閉度合いを制御する弁制御部４３、４４へ伝達する弁制御の指示信号を生成する。
【００５４】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して弁開放の指示信号を出力信号処理回路８４から弁制御部４３、４４へ出力する。弁開放の指示信号を受け付けた弁制御部４３、４４は、開閉弁４１、４２を開放し、サンプルループ３２内に被測定媒体である気体Ｇを気体通路２４Ｃから供給するとともに、供給される気体Ｇでサンプルループ３２内に残存する気体Ｇを押し出しすべて排気する。なお、排気は開閉弁４１に三方弁を使用する等しておこなっても良い。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部４４が開閉弁４２を閉鎖する。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部４３が開閉弁４１を閉鎖し、サンプルループ３２内に気体Ｇを密封する。そして、気体通路２４Ｃから供給される気体Ｇでサンプルループ３２内に残存する気体Ｇを押し出しすべて排気するので、サンプルループ３２内の残存する気体から新たな被測定媒体の気体Ｇに置き換えられる（ステップＳ１０２）。
【００５５】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して指示信号ｉｄを出力信号処理回路８４から放射性希ガス感知装置３０へ出力する。この指示信号ｉｄを受け付けた放射性希ガス感知装置３０のγ線検出器３１は、測定を開始する。γ線検出器３１が、例えば、ＮａＩシンチレーション検出器である場合には、γ線検出器３１の計測時間は６００秒から１０００秒である。そして、γ線検出器３１の計測データｉｓは、計測制御装置８０へ入力される（ステップＳ１０３）。
【００５６】
計測制御装置８０は、入力されたγ線検出器３１の計測データｉｓから、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率を分別算出する。ＣＰＵ９１では、予めＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存されたサンプルループ３２の内容積のデータと、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率とから、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度を算出する。具体的には、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域おける、単位時間当たりの信号数をサンプルループ３２の内容積で除した値が各々の放射性核種の濃度となる。
【００５７】
ＣＰＵ９１は、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度をＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存する。ＣＰＵ９１は、ＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存してある前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがあるかどうかを照会し、前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度がある場合には、前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度と、今回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度とを比較する。前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存していない場合には、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週以内であれば、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度が変化なし（ステップＳ１０４、Ｎｏ）として、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週を超える場合、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度が変化あり（ステップＳ１０４、Ｙｅｓ）としてステップＳ１０５に進む。そして、ＣＰＵ９１は、表示装置８５に警告表示を出力する（ステップＳ１０５）。その後、再度計測が必要な場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を否定し（ステップＳ１０６、Ｎｏ）、測定要求ステップＳ１０１に戻り、測定を継続する。再度計測が必要無い場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を肯定し（ステップＳ１０６、Ｙｅｓ）測定を終了する。
【００５８】
実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器３１と、γ線検出器３１を被測定媒体が取り囲むような形状とされているサンプル容器であるサンプルループ３２と、開閉弁４１、４２を制御することにより一定量の被測定媒体である気体Ｇをサンプルループ３２に取り込む制御を行うと共にγ線検出器３１が検出した単位時間当たりのγ線データと、サンプルループ３２に取り込まれる被測定媒体である気体Ｇの容積から特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置８０とを有する。これにより、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１に含まれる溶存ガスが気体Ｇとして、定期的に気相サンプル採取点２１から採取され、気体Ｇに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能となる。サンプルループ３２は、γ線検出器３１を被測定媒体である気体Ｇが取り囲むような形状とされているので、γ線検出器３１が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。γ線検出器３１が検出できるγ線の量が増えるので、γ線検出器３１の検出効率を高めるために行っている被測定媒体の濃縮作業は不要となる。また、開閉弁４１、４２を制御することにより一定量の被測定媒体をサンプル容器に取り込む制御を行うことで、作業員の人手を要さずに、定期的にサンプルループ３２に取り込まれる被測定媒体のγ線の測定が可能となる。また、実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、特定放射性核種毎の濃度を算出することが可能となる。
【００５９】
また、サンプル容器であるサンプルループ３２が中空であって、γ線検出器３１にスパイラル状に巻き付けられて、サンプルループ３２内の気体Ｇが取り囲んでいる。サンプルループ３２が中空なため、新たな被測定媒体を流し込むとサンプルループ３２の古い気体が残存することなく被測定媒体の置き換えが実現できる。このため、サンプルループ３２内に新たな被測定媒体である気体Ｇが入ると古い気体が押し出され置き換えられる。
【００６０】
被測定媒体が気体Ｇであって、特定放射性核種が放射性キセノンであるので、原子炉燃料２Ｃから放射性キセノンが放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、定期的に測定要求を放射性希ガス感知装置３０に行えば、気体Ｇに含まれる特定の放射性核種の濃度を一定期間毎に、連続的に測定できる。
【００６１】
（実施形態２）
図５は、実施形態２に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。なお、前述した実施形態で説明したものと同じ部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
【００６２】
図５に示すように、原子炉燃料健全性モニタ２００は、放射性よう素感知装置５０と、計測制御装置８０と、開閉弁７１、７２と、弁制御部７３、７４と、前処理設備である活性アルミナカラム６１及び脱気装置６２とを含んでいる。放射性よう素感知装置５０は、原子炉冷却材サンプル採取点２５と、排水処理接続点７５との間に配置され、原子炉冷却材通路２６Ａ、活性アルミナカラム６１、原子炉冷却材通路２６Ｂ、脱気装置６２、原子炉冷却材通路２６Ｃ、原子炉冷却材通路７６を介して原子炉冷却材サンプル採取点２５及び排水処理接続点７５に接続されている。
【００６３】
放射性よう素感知装置５０は、少なくともγ線検出器５１と、サンプル容器５２と、鉛遮蔽５３とを含んでいる。また、放射性よう素感知装置５０は、電子冷却装置５４を有する。なお、電子冷却装置５４は、必要に応じて設ければよく、必須の装置ではない。原子炉冷却材Ｃ１には、放射性核種として、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）、放射性フッ素（Ｆ−１８）、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）が溶存されることがある。原子炉燃料の状態を監視するためには、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）のうち、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の濃度を監視することが重要である。放射性よう素感知装置５０は、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）を感知可能となっている。
【００６４】
γ線検出器５１は、例えば、ＮａＩシンチレーション検出器又はＧｅ半導体検出器が用いられる。γ線検出器５１は、検出効率又はメンテナンス性よりも分解能を優先するため、ＮａＩシンチレーション検出器よりもＧｅ半導体検出器の方が好ましい。
【００６５】
図５に示すように、サンプル容器５２は、γ線検出器５１を挿入するサンプル容器凹部５２ａを有している。サンプル容器５２が保持する被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１がγ線検出器５１の周囲を取り囲んでいる。γ線検出器５１の周囲を被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が取り囲むので、γ線検出器５１が被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１からのγ線を受ける量が増える。例えば、放射性よう素を陰イオン交換フィルタで濃縮捕集してからγ線検出器５１に密着させて検出する従来の方法では、原子炉冷却材Ｃ１は、１０ｍｌから５０ｍｌが使用されていた。実施形態２のサンプル容器５２は、原子炉冷却材Ｃ１が１００ｍｌから２００ｍｌの容積で保持される。そして、被測定媒体でγ線検出器５１の周囲が取り囲まれることで、γ線検出器５１は、放射性よう素を陰イオン交換フィルタで濃縮捕集してからγ線検出器５１に密着させて検出する従来の方法と同程度の感度で、サンプル容器５２中の原子炉冷却材Ｃ１からの放射性よう素に起因するγ線を検知できる。
【００６６】
サンプル容器５２は、被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１の液面を上方へ押し上げる容積調節部５２ｂを有している。容積調節部５２ｂを有しているので余分な気体の気泡がγ線検出器５１の周囲から取り除かれる。その結果、γ線検出器５１の周囲に存在する原子炉冷却材Ｃ１の容積は一定となる。
【００６７】
また、原子炉燃料健全性モニタ２００は、被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が含む放射能濃度に応じて容積を変更したサンプル容器５２を複数準備しておき、適切な容積のサンプル容器５２をγ線検出器５１の周囲に取り付け可能となっている。サンプル容器５２は、取り替え可能であるので、取り替え時に、サンプル容器５２の容器内を洗浄できる。
【００６８】
鉛遮蔽５３は、鉛の板である。鉛遮蔽５３は、少なくともγ線検出器５１と、サンプル容器５２とを取り囲むように配置されている。鉛遮蔽５３は、放射性よう素感知装置５０の外部からγ線検出器５１へγ線が到達するのを防止するため、可能な限り厚みを厚くするのが好ましい。
【００６９】
γ線検出器５１がＧｅ半導体検出器である場合には、Ｇｅ半導体検出器の漏れ電流やノイズを低減するため、電子冷却装置５４をＧｅ半導体検出器へ接続する。電子冷却装置５４は、Ｇｅ半導体検出器を、例えば液体窒素と同程度の温度に冷却する。電子冷却装置５４ではなく、液体窒素を使用して、Ｇｅ半導体検出器が冷却されてもよい。
【００７０】
図５に示すように、放射性よう素感知装置５０は、原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取された原子炉冷却材Ｃ１が、原子炉冷却材通路２６Ａと、前処理設備である活性アルミナカラム６１と、原子炉冷却材通路２６Ｂと、前処理設備である脱気装置６２と、原子炉冷却材通路２６Ｃと、開閉弁７１とを介して、通水されている。放射性よう素感知装置５０は、開閉弁７２と、原子炉冷却材通路７６とを介して排水処理接続点７５へ原子炉冷却材Ｃ１を放出可能にしている。排水処理接続点７５は、原子炉冷却材通路７６から供給される原子炉冷却材Ｃ１を適切に処理できる設備に接続されている。また、放射性よう素感知装置５０のγ線検出器５１は、計測制御装置８０と接続されている。そして、γ線検出器５１の計測データｉｓは、計測制御装置８０へ入力される。また、計測制御装置８０の指示信号ｉｄは、γ線検出器５１へ入力可能とされる。
【００７１】
計測制御装置８０は、開閉弁７１の開閉度合いを制御する弁制御部７３及び開閉弁７２の開閉度合いを制御する弁制御部７４への指示信号ｉｄを送出可能なように、弁制御部７３と弁制御部７４とに接続されている。計測制御装置８０は、実施形態１で説明したものと同様である。
【００７２】
前処理設備である活性アルミナカラム６１は、活性アルミナが充填されたカラムであり、原子炉冷却材サンプル採取点２５から注入される原子炉冷却材Ｃ１を通水可能となっている。
【００７３】
原子炉冷却材Ｃ１に含まれる放射性フッ素（Ｆ−１８）は、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）をγ線検出器５１で分析する妨害核種となる。一般的には、原子炉冷却材Ｃ１は、陰イオン交換フィルタに通水され、陰イオン交換フィルタに放射性フッ素と放射性よう素とが濃縮捕集される。そして、放射性フッ素が短半減期核種であるので、放射性フッ素の崩壊を待ってから、放射性よう素がγ線検出器で分析されていた。γ線計測の検出感度は、γ線検出器と測定対象のサンプルとの位置関係に大きく影響を受ける。陰イオン交換フィルタ上に捕集した放射性よう素は、γ線検出器に密着させて測定可能となるので、検出効率は高いが、作業員の人手を介さずに自動化することは費用の面からも機構の面からも難しい。一般的な方法では、放射性フッ素の崩壊に時間を要すること及び濃縮捕集に人手を要する。このため、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１を定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取し、採取した原子炉冷却材Ｃ１に含まれる特定の放射性核種の濃度を測定することは困難であった。
【００７４】
実施形態２の活性アルミナカラム６１は、原子炉冷却材Ｃ１が通水されると、活性アルミナに放射性フッ素が吸着され、放射性フッ素が取り除かれた原子炉冷却材Ｃ１が脱気装置６２へと排出される。このため、実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００は、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１が定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取されても、妨害核種である放射性フッ素が放射性よう素感知装置５０へ供給されることはない。なお、活性アルミナカラム６１は、定期的に交換可能とされている。
【００７５】
また、原子炉冷却材Ｃ１に含まれる放射性アルゴン（Ａｒ−４１）は、放射性フッ素（Ｆ−１８）と同様に、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）をγ線検出器５１で分析する妨害核種となる。放射性アルゴン（Ａｒ−４１）は、活性アルミナカラム６１では除去されない。そこで、活性アルミナカラム６１からの原子炉冷却材Ｃ１を脱気装置６２へ通水する。脱気装置６２は、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）を除去し、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）が取り除かれた原子炉冷却材Ｃ１を放射性よう素感知装置５０へ排出する。また、脱気装置６２は、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）以外の原子炉冷却材Ｃ１に溶存する溶存ガスも除去する。
【００７６】
実施形態２では、原子炉冷却材Ｃ１は、活性アルミナカラム６１、脱気装置６２の順番で前処理されて、放射性フッ素（Ｆ−１８）と放射性アルゴン（Ａｒ−４１）とが取り除かれる。なお、活性アルミナカラム６１と脱気装置６２とが配置される順番は逆でもよい。また、原子炉冷却材Ｃ１に放射性ナトリウム（Ｎａ−２４）が含まれていて、放射性よう素をγ線検出器５１で分析する妨害核種となる場合には、前処理としてさらに、陽イオン交換カラムを増設してもよい。
【００７７】
次に、図３、図４、図５を参照して、原子炉燃料の状態を監視する手順について説明する。まず、図３、図５に示す計測制御装置８０が有する処理部９０のＣＰＵ９１は、入力装置８６から入力された測定要求を、入力処理回路８１及び入力ポート８２を介して受け付け、ＲＡＭ９２又は記憶部９４へ一時保存する（ステップＳ１０１）。あるいは、ＣＰＵ９１は、所定時間毎に繰り返される測定要求を予めＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存している。ＣＰＵ９１は、測定要求を変換し、開閉弁７１、７２の開閉度合いを制御する弁制御部７３、７４へ伝達する指示信号ｉｄとする（ステップＳ１０１）。
【００７８】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して弁開放の指示信号を出力信号処理回路８４から弁制御部７３、７４へ出力する。弁開放の指示信号を受け付けた弁制御部７３、７４は、開閉弁７１、７２を開放し、サンプル容器５２内に被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１を原子炉冷却材通路２６Ｃから供給するとともに、供給される原子炉冷却材Ｃ１でサンプル容器５２内に残存する原子炉冷却材Ｃ１を排出する。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部７４が開閉弁７２を閉鎖する。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部７３が開閉弁７１を閉鎖し、サンプル容器５２内に原子炉冷却材Ｃ１を密封する。そして、原子炉冷却材通路２６Ｃから供給される原子炉冷却材Ｃ１でサンプル容器５２内の残存する原子炉冷却材Ｃ１から新たな被測定媒体の原子炉冷却材Ｃ１に置き換えられる（ステップＳ１０２）。原子炉冷却材Ｃ１には、短半減期核種を含む可能性があるので、減衰時間が例えば８０分程度とられることが好ましい。
【００７９】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して指示信号ｉｄを出力信号処理回路８４から放射性よう素感知装置５０へ出力する。この指示信号ｉｄを受け付けた放射性よう素感知装置５０のγ線検出器５１は、測定を開始する。γ線検出器５１が例えば、Ｇｅ半導体検出器である場合には、γ線検出器５１の計測時間は１５分である。そして、γ線検出器５１の計測データｉｓは、計測制御装置８０へ入力される（ステップＳ１０３）。
【００８０】
計測制御装置８０は、入力されたγ線検出器５１の計測データｉｓから、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率を分別算出する。ＣＰＵ９１では、予めＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存されたサンプル容器５２の内容積のデータと、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率とから、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度を算出する。具体的には、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々のエネルギー領域おける、単位時間当たりの信号数をサンプル容器５２の内容積で除した値が各々の放射性核種の濃度となる。
【００８１】
ＣＰＵ９１は、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度をＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存する。ＣＰＵ９１は、ＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存してある前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがあるかどうかを照会し、前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがある場合には、と、前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度と今回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度とを比較する。前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存していない場合には、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週以内であれば、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度が変化なし（ステップＳ１０４、Ｎｏ）として、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週を超える場合、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度が変化あり（ステップＳ１０４、Ｙｅｓ）として次のステップに進む。そして、ＣＰＵ９１は、表示装置８５に警告表示を出力する（ステップＳ１０５）。その後、再度計測が必要な場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を否定し（ステップＳ１０６、Ｎｏ）、測定要求ステップＳ１０１に戻り、測定を継続する。再度計測が必要無い場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を肯定し（ステップＳ１０６、Ｙｅｓ）測定を終了する。
【００８２】
実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００は、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器５１と、γ線検出器５１を被測定媒体が取り囲むような形状とされているサンプル容器５２と、開閉弁７１、７２を制御することにより一定量の被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１をサンプル容器５２に取り込む制御を行うと共にγ線検出器５１が検出した単位時間当たりのγ線データと、サンプル容器５２に取り込まれる被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１の容積から特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置８０とを有する。これにより、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１が定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取され、原子炉冷却材Ｃ１に含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能となる。サンプル容器５２は、γ線検出器５１を被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が取り囲むような形状とされていることで、γ線検出器５１が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。γ線検出器３１が検出できるγ線の量が増えるので、γ線検出器３１の検出効率を高めるために行っている被測定媒体の濃縮作業は不要となる。また、開閉弁７１、７２を制御することにより一定量の被測定媒体をサンプル容器５２に取り込む制御を行うことで、定期的に作業員の人手をかけずに、サンプル容器５２に取り込まれる被測定媒体のγ線の測定が可能となる。また、実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００は、特定放射性核種毎の濃度を算出することが可能となる。
【００８３】
サンプル容器５２にサンプル容器凹部５２ａを備え、γ線検出器５１をサンプル容器凹部５２ａに挿入するので、γ線検出器５１の周囲を被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が取り囲み、γ線検出器５１が被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１からのγ線を受ける量が増える。
【００８４】
また、原子炉燃料２Ｃから放射性よう素が放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００では、定期的に測定要求を放射性よう素感知装置５０に行えば、原子炉冷却材Ｃ１に含まれる特定の放射性核種の濃度が一定期間毎に連続的な測定が行われる。
【００８５】
また、被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１を活性アルミナカラム６１に通水してサンプル容器５２に取り込むので、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１が定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取されても、妨害核種である放射性フッ素が放射性よう素感知装置５０へ供給されることはない。そして、放射性フッ素に妨害されずに、放射性よう素がγ線検出器５１で測定される。
【００８６】
原子力プラント１には、実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００と、実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００とが両方接続されていてもよい。この場合、原子炉燃料健全性モニタ１００が第１の特定放射性核種のγ線を検出する第１のγ線検出器と、第１のサンプル容器とを有し、原子炉燃料健全性モニタ２００が第２の特定放射性核種のγ線を検出する第２のγ線検出器と、第２のサンプル容器とを有することになる。また、計測制御装置８０は、一定量の前記気体を前記第１のサンプル容器に取り込む制御及び一定量の前記冷却材を前記第２のサンプル容器に取り込む制御を行うと共に、前記第１及び第２のγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記第１及び第２のサンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記第１及び第２の特定放射性核種の濃度を算出する。両方の原子炉燃料健全性モニタ１００、２００を有することにより、気体Ｇと原子炉冷却材Ｃ１との両方の計測結果に基づいて原子炉燃料の状態を監視することができる。
【産業上の利用可能性】
【００８７】
以上のように、本発明に係る原子炉燃料健全性モニタは、原子炉に有用であり、特に、原子炉燃料の健全性を評価することに適している。
【符号の説明】
【００８８】
１ 原子力プラント
１Ｗ 格納容器
２ 原子炉
２Ｃ 原子炉燃料
３ 蒸気発生器
３Ｔ 伝熱管
４ 加圧器
５ 原子炉冷却材ポンプ
１３Ａ 原子炉冷却材取り出し通路
１３Ｂ、１３Ｃ、１３Ｄ 原子炉冷却材通路
１３Ｅ、１３Ｆ 原子炉冷却材戻し通路
１４ 体積制御タンク
１４ａ 気相部
１５ 充填ポンプ
１６ 脱塩塔
２１ 気相サンプル採取点
２２ 分析装置
２３ 分岐点
２４Ａ、２４Ｂ、２４Ｃ 気体通路
２５ 原子炉冷却材サンプル採取点
２６Ａ、２６Ｂ、２６Ｃ 原子炉冷却材通路
３０ 放射性希ガス感知装置
３１ γ線検出器
３２ サンプルループ
３３ 鉛遮蔽
４１、４２ 開閉弁
４３、４４ 弁制御部
４５ 排気処理接続点
４６ 気体通路
５０ 放射性よう素感知装置
５１ γ線検出器
５２ サンプル容器
５２ａ サンプル容器凹部
５２ｂ 容積調節部
５３ 鉛遮蔽
５４ 電子冷却装置
６１ 活性アルミナカラム
６２ 脱気装置
７１、７２ 開閉弁
７３、７４ 弁制御部
７５ 排水処理接続点
７６ 原子炉冷却材通路
８０ 計測制御装置
９０ 処理部
９１ ＣＰＵ
９２ ＲＡＭ
９３ ＲＯＭ
９４ 記憶部
１００、２００ 原子炉燃料健全性モニタ
【技術分野】
【０００１】
本発明は、原子炉燃料の状態を監視する原子炉燃料健全性モニタに関する。
【背景技術】
【０００２】
例えば、加圧水型原子炉（ＰＷＲ：Pressurized Water Reactor）や沸騰水型原子炉（ＢＷＲ：Boiling Water Reactor）は、軽水を原子炉冷却材及び中性子減速材として使用する。原子炉の通常運転時に、原子炉冷却材は原子炉燃料の被覆管を冷却し被覆管の温度を低下させている。
【０００３】
原子炉の通常運転時の原子炉燃料の健全性を確認するために、原子炉から定期的に、原子炉冷却材及び原子炉冷却材に溶存する溶存ガスを抜き取っている。そして、原子炉燃料から原子炉冷却材及び溶存ガスへ放出されるおそれのある特定の放射性核種の濃度が監視されている。
【０００４】
例えば、特許文献１には、原子炉冷却材に溶存する溶存ガスを抽出して、サンプルチェンバーに密封し、放射性ガスの放射線レベルをモニタする放射性ガス測定装置が開示されている。
【先行技術文献】
【特許文献】
【０００５】
【特許文献１】特開２００１−２３５５４６号公報
【発明の概要】
【発明が解決しようとする課題】
【０００６】
しかしながら、原子炉冷却材に溶存する溶存ガスを抽出して、サンプルチェンバーに密封し、放射性ガス測定装置で測定する作業は、溶存ガスの抽出に時間を要する。また、溶存ガスをサンプルチェンバーに密封する作業は、作業員の人手を要する作業である。
【０００７】
本発明は、上記に鑑みてなされたものであって、作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材又は溶存ガスが定期的にサンプル採取点から採取され、原子炉の冷却材又は溶存ガスに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能な原子炉燃料健全性モニタを提供することを目的とする。
【課題を解決するための手段】
【０００８】
上述した課題を解決し、目的を達成するために本発明の原子炉燃料健全性モニタは、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器と、前記被測定媒体を内部に保持し、前記γ線検出器の周囲を取り囲むサンプル容器と、一定量の前記被測定媒体を前記サンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記γ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記サンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、を有することを特徴とする。
【０００９】
サンプル容器がγ線検出器を前記被測定媒体が取り囲むような形状とされていることで、γ線検出器が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。その結果、γ線検出器３１が検出できるγ線の量が増えるので、γ線検出器３１の検出効率を高めるために行っている被測定媒体の濃縮作業は不要となる。また、被測定媒体の供給を制御することにより一定量の被測定媒体をサンプル容器に取り込む制御を行うことで、定期的に作業員の人手をかけずに、サンプル容器に取り込まれる被測定媒体のγ線の測定が可能となる。また、本発明によれば、特定放射性核種毎の濃度を算出することが可能となる。
【００１０】
本発明の望ましい態様としては、前記サンプル容器は中空であって、スパイラル状に前記γ線検出器に巻き付けて取り囲んでいることが好ましい。
【００１１】
サンプル容器が中空状なため、サンプル容器内の被測定媒体が残存することなく排出が効率よくできる。また、γ線検出器をスパイラル状に巻き付けて取り囲んでいるので、γ線検出器が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。その結果、γ線検出器の検出出力が確保できる。
【００１２】
本発明の望ましい態様としては、前記被測定媒体が気体であって、前記特定放射性核種が放射性キセノンであることが好ましい。原子炉燃料から放射性キセノンが放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。
【００１３】
本発明の望ましい態様としては、前記サンプル容器は凹部を有し、前記γ線検出器は前記凹部に配置されることが好ましい。これにより、γ線検出器の周囲を被測定媒体が取り囲み、γ線検出器が被測定媒体からのγ線を受ける量が増える。
【００１４】
本発明の望ましい態様としては、前記被測定媒体が原子炉の冷却材であって、前記特定放射性核種が放射性よう素であることが好ましい。原子炉燃料から放射性よう素が放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。
【００１５】
本発明の望ましい態様としては、前記サンプル容器の入口側に活性アルミナカラムを有し、前記活性アルミナカラムを通過した後の前記冷却材が前記サンプル容器に取り込まれることが好ましい。作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材が定期的に採取されても、妨害核種である放射性フッ素が放射性よう素と混在された状態でγ線検出器に供給されることはない。そして、放射性フッ素に妨害されずに、放射性よう素がγ線検出器で測定される。
【００１６】
上述した課題を解決し、目的を達成するために本発明の原子炉燃料健全性モニタは、原子炉の被測定媒体である気体が含む第１の特定放射性核種のγ線を検出する第１のγ線検出器と、前記気体を中空の内部に保持し、スパイラル状に前記第１のγ線検出器に巻き付けて取り囲んでいる第１のサンプル容器と、原子炉の被測定媒体である冷却材が含む第２の特定放射性核種のγ線を検出する第２のγ線検出器と、前記冷却材を内部に保持し、前記第２のγ線検出器を配置する凹部を有する第２のサンプル容器と、一定量の前記気体を前記第１のサンプル容器に取り込む制御及び一定量の前記冷却材を前記第２のサンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記第１及び第２のγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記第１及び第２のサンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記第１及び第２の特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、を有することを特徴とする。本発明によれば、原子炉燃料を気体と、冷却水との両方で、特定放射性核種を監視することができる。その結果、二重に原子炉燃料の状態を把握することができる。
【発明の効果】
【００１７】
本発明によれば、作業員の人手を介さずに原子炉の冷却材又は溶存ガスが定期的にサンプル採取点から採取され、冷却材又は溶存ガスに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能となる。
【図面の簡単な説明】
【００１８】
【図１】図１は、原子力プラントを示す模式図である。
【図２】図２は、実施形態１に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。
【図３】図３は、計測制御装置を示す模式図である。
【図４】図４は、原子炉燃料の状態を監視する手順を示すフローチャートである。
【図５】図５は、実施形態２に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。
【発明を実施するための形態】
【００１９】
本発明を実施するための形態（実施形態）につき、図面を参照しつつ詳細に説明する。以下の実施形態に記載した内容により本発明が限定されるものではない。また、以下に記載した構成要素には、当業者が容易に想定できるもの、実質的に同一のものが含まれる。さらに、以下に記載した構成要素は適宜組み合わせることが可能である。
【００２０】
（実施形態１）
図１は、原子力プラントを示す模式図である。本実施形態において、原子力プラント１は、原子力発電設備である。原子力プラント１を構成する原子炉２は、加圧水型原子炉である。
【００２１】
原子力プラント１は、格納容器１Ｗ内に原子炉２、蒸気発生器３、加圧器４、原子炉冷却材ポンプ５、再生熱交換器１１が配置される。また、格納容器１Ｗの外には、タービン８、復水器９及び発電機１０が配置される。原子炉２は、圧力容器の内部に原子炉燃料２Ｃが配置されている。また、前記圧力容器の内部には原子炉冷却材（冷却水に相当し、例えば軽水が用いられる）Ｃ１が満たされている。原子炉冷却材ポンプ５と原子炉２とは原子炉冷却材第１供給通路６Ａで接続され、原子炉２と蒸気発生器３とは、原子炉冷却材第２供給通路６Ｂで接続される。また、蒸気発生器３と原子炉冷却材ポンプ５とは、原子炉冷却材回収通路６Ｃで接続される。
【００２２】
原子炉冷却材ポンプ５から吐出された原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材第１供給通路６Ａを通って原子炉２の圧力容器内へ供給される。そして、圧力容器の内部に配置される原子炉燃料２Ｃの核分裂反応によって発生した熱エネルギーで原子炉冷却材Ｃ１が加熱される。加熱された原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材第２供給通路６Ｂを通って蒸気発生器３へ供給される。そして、原子炉冷却材Ｃ１は、蒸気発生器３の伝熱管３Ｔを通過した後、蒸気発生器３から流出し、原子炉冷却材回収通路６Ｃを通って原子炉冷却材ポンプ５へ戻り、再び原子炉冷却材第１供給通路６Ａから原子炉２の圧力容器内へ吐出される。
【００２３】
蒸気発生器３は、前述した伝熱管３Ｔを複数備えており、伝熱管３Ｔ内を流れる原子炉冷却材Ｃ１によって伝熱管３Ｔ外の二次冷却材Ｃ２が加熱されて沸騰し、二次冷却材Ｃ２の高温高圧の蒸気が生成される。蒸気発生器３とタービン８とは、蒸気供給通路７Ｓで接続されており、復水器９と蒸気発生器３とは、二次冷却材回収通路７Ｒで接続されている。これによって、蒸気発生器３で生成された二次冷却材Ｃ２の高温高圧の蒸気は、蒸気供給通路７Ｓを通ってタービン８へ供給されて、タービン８を駆動する。そして、タービン８の駆動軸に連結された発電機１０によって電力を発生させる。タービン８を駆動した後の二次冷却材Ｃ２は、復水器９で液相になり、二次冷却材回収通路７Ｒを通って再び蒸気発生器３へ送られる。
【００２４】
原子炉２は、加圧水型原子炉であり、加圧器４が原子炉冷却材第２供給通路６Ｂに接続されている。そして、加圧器４が原子炉冷却材第２供給通路６Ｂ内の原子炉冷却材Ｃ１に圧力を与える。このような構造により、原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉燃料２Ｃの核分裂反応によって発生した熱エネルギーで加熱されても沸騰せず、液相の状態で原子炉２及びその冷却系を循環する。ここで、原子炉２の冷却系は、原子炉冷却材ポンプ５、原子炉冷却材第１供給通路６Ａ、原子炉冷却材第２供給通路６Ｂ、蒸気発生器３、原子炉冷却材回収通路６Ｃで構成される原子炉冷却材Ｃ１が流れる系である。
【００２５】
原子炉冷却材Ｃ１に含まれる不純物を除去するため、脱塩塔１６が設けられる。脱塩塔１６は、第１脱塩塔１６Ａ及び第２脱塩塔１６Ｂで構成されており、格納容器１Ｗの外側に設けられる。第１脱塩塔１６Ａは冷却材温床式脱塩塔であり、第２脱塩塔１６Ｂは、冷却材陽イオン脱塩塔である。原子炉２の冷却系から脱塩塔１６へは、原子炉冷却材ポンプ５の入口側（上流側）から取り出された原子炉冷却材Ｃ１が供給されて脱塩処理が施され、脱塩後の原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材ポンプ５の出口側（下流側）に戻される。
【００２６】
原子炉冷却材Ｃ１の脱塩処理系は、原子炉冷却材取り出し通路１３Ａ、再生熱交換器１１、原子炉冷却材通路１３Ｂ、非再生熱交換器１２、原子炉冷却材通路１３Ｃ、脱塩塔１６、原子炉冷却材通路１３Ｄ、体積制御タンク１４、原子炉冷却材戻し通路１３Ｅ、１３Ｆで構成される。原子炉冷却材取り出し通路１３Ａは、原子炉２の冷却系を構成する原子炉冷却材回収通路６Ｃと再生熱交換器１１とを接続している。再生熱交換器１１と非再生熱交換器１２とは原子炉冷却材通路１３Ｂで接続されており、また、非再生熱交換器１２と脱塩塔１６とは原子炉冷却材通路１３Ｃで接続される。
【００２７】
脱塩塔１６と体積制御タンク１４とは原子炉冷却材通路１３Ｄで接続されており、体積制御タンク１４と再生熱交換器１１とは原子炉冷却材戻し通路１３Ｅで接続される。また、再生熱交換器１１と原子炉冷却材第１供給通路６Ａとは、原子炉冷却材戻し通路１３Ｆで接続される。原子炉冷却材戻し通路１３Ｅには充填ポンプ１５が設けられている。
【００２８】
原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材取り出し通路１３Ａ、すなわち、原子炉冷却材ポンプ５の入口側（上流側）から取り出される。原子炉２の冷却系から取り出された原子炉冷却材Ｃ１は、再生熱交換器１１へ導かれた後、原子炉冷却材通路１３Ｂ、非再生熱交換器１２、原子炉冷却材通路１３Ｃを通って脱塩塔１６へ導かれ、ここで脱塩処理される。脱塩処理された原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材通路１３Ｄを通って体積制御タンク１４へ一時的に貯められた後、原子炉冷却材戻し通路１３Ｅに設けられる充填ポンプ１５によって再生熱交換器１１へ送られる。再生熱交換器１１を通過した原子炉冷却材Ｃ１は、原子炉冷却材戻し通路１３Ｆを通って原子炉冷却材第１供給通路６Ａ、すなわち、原子炉冷却材ポンプ５の出口側（下流側）に戻される。
【００２９】
体積制御タンク１４内部の原子炉冷却材Ｃ１は液相と気相に分かれており、原子炉冷却材Ｃ１と共に、気体Ｇを含む気相部１４ａが存在する。そして、体積制御タンク１４には、溶存ガスである気相部１４ａの気体Ｇを一部採取可能な気相サンプル採取点２１が設けられている。気相サンプル採取点２１が設けられるのは、原子炉冷却材Ｃ１を内部に有し、液相と気相に分かれて存在するタンクであれば、体積制御タンク１４に限られない。原子炉冷却材Ｃ１の脱塩処理系を構成する原子炉冷却材通路１３Ｃには、原子炉冷却材Ｃ１の一部を採取可能な原子炉冷却材サンプル採取点２５が設けられている。なお、原子炉冷却材サンプル採取点２５が設けられるのは、原子炉冷却材通路１３Ｃに限られない。
【００３０】
図２は、実施形態１に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。図３は、計測制御装置を示す模式図である。図４は、原子炉燃料の状態を監視する手順を示すフローチャートである。
【００３１】
図２に示すように、原子炉燃料健全性モニタ１００は、放射性希ガス感知装置３０と、計測制御装置８０と、開閉弁４１、４２と、弁制御部４３、４４とを含んでいる。放射性希ガス感知装置３０は、気相サンプル採取点２１と、排気処理接続点４５との間に配置され、気体通路２４Ａ、気体通路２４Ｃ、気体通路４６を介して気相サンプル採取点２１及び排気処理接続点４５に接続されている。気相サンプル採取点２１から供給される気体Ｇは、気体通路２４Ａから分岐点２３で気体通路２４Ｃと気体通路２４Ｂとに分岐する。気体通路２４Ｂに分岐した気体Ｇは、分析装置２２へ供給されている。
【００３２】
放射性希ガス感知装置３０は、γ線検出器３１と、サンプル容器であるサンプルループ３２と、鉛遮蔽３３とを含んでいる。原子炉冷却材Ｃ１には、放射性希ガスとして、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）、放射性クリプトン（Ｋｒ−８５、Ｋｒ−８５ｍ、Ｋｒ−８７）、放射性キセノン（Ｘｅ−１３３、Ｘｅ−１３５）が溶存することがある。原子炉燃料の状態を監視するためには、放射性キセノン（Ｘｅ−１３３、Ｘｅ−１３５）の濃度を監視することが重要である。放射性希ガス感知装置３０は、放射性キセノン（Ｘｅ−１３３、Ｘｅ−１３５）を検出可能となっている。
【００３３】
γ線検出器３１は、例えば、ＮａＩシンチレーション検出器又はＧｅ半導体検出器が用いられる。ＮａＩシンチレーション検出器及びＧｅ半導体検出器は、γ線スペクトルを得ることができる。Ｇｅ半導体検出器よりもＮａＩシンチレーション検出器の方が検出効率は高く、かつメンテナンス性がよいので、後者をγ線検出器３１として用いることが好ましい。ＮａＩシンチレーション検出器の分解能は、全半値幅（ＦＷＨＭ（Full width at half maximum））で８０ｋｅＶ程度である。そこで、ＮａＩシンチレーション検出器は、Ｘｅ−１３３が放出する８１．０ｋｅＶのγ線と、Ｘｅ−１３５が放出する２４９．７ｋｅＶのγ線は分別測定することができる。Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率が分別算出されることにより、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の両放射性核種の定量が可能である。なお、ＮａＩシンチレーション検出器は、ＮａＩシンチレーション検出器の周囲を定温に保つことがノイズ防止の観点で好ましい。
【００３４】
γ線検出器３１の分解能を高めて、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の両放射性核種以外の放射性希ガスを検出する場合、γ線検出器３１としては、ＮａＩシンチレーション検出器よりもＧｅ半導体検出器の方が好ましい。しかし、Ｇｅ半導体検出器は、ＮａＩシンチレーション検出器のγ線感度の１０％程度であるので、Ｇｅ半導体検出器をγ線検出器３１として用いる場合には、被測定媒体である気体Ｇの容積を増やすことが好ましい。
【００３５】
サンプルループ３２は、被測定媒体である気体Ｇを内部に保持するサンプル容器である。サンプルループ３２は、チューブ形状をしており、中空な内部に被測定媒体である気体Ｇを保持することができる。サンプルループ３２は中空なチューブ形状をしているので気体Ｇがパージされやすい。このため、サンプルループ３２内に新たな被測定媒体を供給して置き換えることが容易である。
【００３６】
サンプルループ３２は、γ線検出器３１の周囲を取り囲むように配置される。例えば、図２に示すように、サンプルループ３２は、γ線検出器３１の周囲にスパイラル状に巻き付けられて、γ線検出器３１の周囲を取り囲んでいる。サンプルループ３２に保持されるγ線検出器３１の周囲を被測定媒体である気体Ｇが取り囲んでいる。サンプルループ３２の内容積と、γ線検出器３１の周囲をスパイラル状に巻き付ける回数とは、被測定媒体である気体Ｇに含まれる放射性核種の濃度に合わせて設定される。例えば、γ線検出器３１がＮａＩシンチレーション検出器である場合、サンプルループ３２の内容積は２０ｍｌ程度である。
【００３７】
また、サンプルループ３２が劣化した場合又は内容積を変更する場合にサンプルループ３２を取り替える必要がある。このため、サンプルループ３２は、γ線検出器３１の周囲から取り外しでき、かつ交換可能となっていることが好ましい。
【００３８】
鉛遮蔽３３は、鉛の板である。鉛遮蔽３３は、可能な限り厚みを厚くし、少なくともγ線検出器３１と、サンプルループ３２とを取り囲むように配置されている。鉛遮蔽３３は、放射性希ガス感知装置３０の外部からγ線検出器３１へγ線が到達するのを防止する。
【００３９】
気体通路２４Ａ、気体通路２４Ｃ、気体通路４６は、管状であって、気体Ｇを通気する。開閉弁４１は、気体通路２４Ｃに接続され、放射性希ガス感知装置３０へ気体通路２４Ｃから供給する気体Ｇの量を調整できる。開閉弁４２は、気体通路４６に接続され、放射性希ガス感知装置３０から気体通路４６へ排気する気体Ｇの量を調整できる。弁制御部４３、４４は、開閉弁４１、４２の開閉度合いを制御する。
【００４０】
図２に示すように、気相サンプル採取点２１から供給される気体Ｇが気体通路２４Ａに供給される。気体通路２４Ａは、分岐点２３へ気体Ｇを供給する。分岐点２３は、気体Ｇを気体通路２４Ｂと気体通路２４Ｃとに分配する。
【００４１】
放射性希ガス感知装置３０は、気体通路２４Ｃから供給される気体Ｇを、開閉弁４１を介して受け入れ可能にしている。また、開閉弁４１、４２が開いていると気体通路２４Ｃから供給される気体Ｇに押し出されて、放射性希ガス感知装置３０内の気体は、開閉弁４２を介して気体通路４６へ放出される。排気処理接続点４５は、気体通路４６から供給される気体Ｇが適切に処理される設備へ接続されている。
【００４２】
放射性希ガス感知装置３０のγ線検出器３１は、計測制御装置８０と接続されている。そして、γ線検出器３１は、計測制御装置８０と計測データｉｓや指示信号を送受可能なように電気的に接続される。
【００４３】
計測制御装置８０は、開閉弁４１の開閉度合いを制御する弁制御部４３及び開閉弁４２の開閉度合いを制御する弁制御部４４への指示信号ｉｄを送出可能なように、弁制御部４３と弁制御部４４とに電気的に接続されている。
【００４４】
また、気体通路２４Ｂから供給された気体Ｇは、分析装置２２へ移動する。例えば、分析装置２２では、気体Ｇが含んでいる水素又は酸素の濃度等が検出される。実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、気相サンプル採取点２１及び気体通路２４Ａを分析装置２２と共用する。
【００４５】
図３に示すように、計測制御装置８０は、入力処理回路８１と、入力ポート８２と、処理部９０と、記憶部９４と、出力ポート８３と、出力処理回路８４と、表示装置８５、必要があればキーボードなどの入力装置８６とを有する。処理部９０は、例えば、ＣＰＵ（Central Processing Unit：中央演算装置）９１と、ＲＡＭ９２と、ＲＯＭ９３とを含んでいる。
【００４６】
処理部９０と、記憶部９４と、入力ポート８２及び出力ポート８３とは、バス８７、バス８８、バス８９を介して接続される。バス８７、バス８８及びバス８９により、処理部９０のＣＰＵ９１は、記憶部９４と、入力ポート８２及び出力ポート８３と相互に制御データをやり取りしたり、一方に命令を出したりできるように構成される。
【００４７】
入力ポート８２には、入力処理回路８１が接続されている。入力処理回路８１には、γ線検出器３１からの計測データｉｓが接続されている。そして、放射性希ガス感知装置３０のγ線検出器３１から出力される計測データｉｓは、入力処理回路８１に備えられるノイズフィルタやＡ／Ｄコンバータ等により、処理部９０が利用できる信号に変換されてから、入力ポート８２を介して処理部９０へ送られる。これにより、処理部９０は、放射性核種の濃度を算出するために必要な情報を取得することができる。
【００４８】
出力ポート８３には、出力処理回路８４が接続されている。出力処理回路８４には、表示装置８５や、外部出力用の端子が接続されている。出力処理回路８４は、表示装置制御回路、開閉弁の弁制御信号回路、信号増幅回路等を備えている。出力処理回路８４は、処理部９０で算出した放射性核種の濃度を、表示装置８５に表示させる表示信号として出力したり、γ線検出器３１及び弁制御部４３、４４へ伝達する指示信号ｉｄとして出力したりする。表示装置８５は、例えば液晶表示パネルやＣＲＴ（Cathode Ray Tube）等を用いることができる。
【００４９】
記憶部９４には、原子炉燃料の状態を監視する手順を含むコンピュータプログラム及び放射性核種の濃度計測データのデータベース等が格納されている。ここで、記憶部９４は、ＲＡＭ（Random Access Memory）のような揮発性のメモリ、フラッシュメモリ等の不揮発性のメモリ、ハードディスクドライブあるいはこれらの組み合わせにより構成することができる。
【００５０】
上記コンピュータプログラムは、処理部９０へすでに記録されているコンピュータプログラムとの組み合わせによって、原子炉燃料の状態を監視する手順を実行するものであってもよい。また、この計測制御装置８０は、コンピュータプログラムの代わりに専用のハードウェアを用いて、原子炉燃料の状態を監視する手順を実行するものであってもよい。
【００５１】
また、原子炉燃料の状態を監視する手順は、予め用意されたプログラムをパーソナル・コンピュータやワークステーション、あるいはプラント制御用コンピュータ等のコンピュータシステムで実行することによって実現することもできる。また、このプログラムは、ハードディスク等の記録装置、フレキシブルディスク（ＦＤ）、ＲＯＭ、ＣＤ−ＲＯＭ、ＭＯ、ＤＶＤ、フラッシュメモリなどのコンピュータで読み取り可能な記録媒体に記録され、コンピュータによって記録媒体から読み出されることによって実行することもできる。なお、ここでいう「コンピュータシステム」とは、ＯＳや周辺機器などのハードウェアを含むものとする。
【００５２】
また、「コンピュータ読み取り可能な記録媒体」には、インターネットなどのネットワークや電話回線などの通信回線網を介してプログラムを送信する場合の通信線のように、短時間の間、動的にプログラムを保持するもの、その場合のサーバやクライアントとなるコンピュータシステム内部の揮発性メモリのように、一定時間プログラムを保持しているものを含むものとする。また、上記プログラムは、前述した機能の一部を実現するためのものであってもよく、さらに前述した機能をコンピュータシステムにすでに記録されているプログラムとの組み合わせで実現できるものであってもよい。
【００５３】
次に、図２、図３、図４を参照して、原子炉燃料の状態を監視する手順について説明する。まず、図２、図３に示す計測制御装置８０が有する処理部９０のＣＰＵ９１は、入力装置８６から入力された測定要求を、入力処理回路８１及び入力ポート８２を介して受け付け、ＲＡＭ９２又は記憶部９４へ一時保存する（ステップＳ１０１）。あるいは、ＣＰＵ９１は、所定時間毎に繰り返される測定要求を予めＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存している。ＣＰＵ９１は、測定要求をトリガーとして、開閉弁４１、４２の開閉度合いを制御する弁制御部４３、４４へ伝達する弁制御の指示信号を生成する。
【００５４】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して弁開放の指示信号を出力信号処理回路８４から弁制御部４３、４４へ出力する。弁開放の指示信号を受け付けた弁制御部４３、４４は、開閉弁４１、４２を開放し、サンプルループ３２内に被測定媒体である気体Ｇを気体通路２４Ｃから供給するとともに、供給される気体Ｇでサンプルループ３２内に残存する気体Ｇを押し出しすべて排気する。なお、排気は開閉弁４１に三方弁を使用する等しておこなっても良い。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部４４が開閉弁４２を閉鎖する。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部４３が開閉弁４１を閉鎖し、サンプルループ３２内に気体Ｇを密封する。そして、気体通路２４Ｃから供給される気体Ｇでサンプルループ３２内に残存する気体Ｇを押し出しすべて排気するので、サンプルループ３２内の残存する気体から新たな被測定媒体の気体Ｇに置き換えられる（ステップＳ１０２）。
【００５５】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して指示信号ｉｄを出力信号処理回路８４から放射性希ガス感知装置３０へ出力する。この指示信号ｉｄを受け付けた放射性希ガス感知装置３０のγ線検出器３１は、測定を開始する。γ線検出器３１が、例えば、ＮａＩシンチレーション検出器である場合には、γ線検出器３１の計測時間は６００秒から１０００秒である。そして、γ線検出器３１の計測データｉｓは、計測制御装置８０へ入力される（ステップＳ１０３）。
【００５６】
計測制御装置８０は、入力されたγ線検出器３１の計測データｉｓから、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率を分別算出する。ＣＰＵ９１では、予めＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存されたサンプルループ３２の内容積のデータと、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率とから、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度を算出する。具体的には、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々のエネルギー領域おける、単位時間当たりの信号数をサンプルループ３２の内容積で除した値が各々の放射性核種の濃度となる。
【００５７】
ＣＰＵ９１は、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度をＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存する。ＣＰＵ９１は、ＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存してある前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがあるかどうかを照会し、前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度がある場合には、前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度と、今回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度とを比較する。前回のＸｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存していない場合には、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週以内であれば、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度が変化なし（ステップＳ１０４、Ｎｏ）として、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週を超える場合、Ｘｅ−１３３及びＸｅ−１３５の各々の放射性核種の濃度が変化あり（ステップＳ１０４、Ｙｅｓ）としてステップＳ１０５に進む。そして、ＣＰＵ９１は、表示装置８５に警告表示を出力する（ステップＳ１０５）。その後、再度計測が必要な場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を否定し（ステップＳ１０６、Ｎｏ）、測定要求ステップＳ１０１に戻り、測定を継続する。再度計測が必要無い場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を肯定し（ステップＳ１０６、Ｙｅｓ）測定を終了する。
【００５８】
実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器３１と、γ線検出器３１を被測定媒体が取り囲むような形状とされているサンプル容器であるサンプルループ３２と、開閉弁４１、４２を制御することにより一定量の被測定媒体である気体Ｇをサンプルループ３２に取り込む制御を行うと共にγ線検出器３１が検出した単位時間当たりのγ線データと、サンプルループ３２に取り込まれる被測定媒体である気体Ｇの容積から特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置８０とを有する。これにより、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１に含まれる溶存ガスが気体Ｇとして、定期的に気相サンプル採取点２１から採取され、気体Ｇに含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能となる。サンプルループ３２は、γ線検出器３１を被測定媒体である気体Ｇが取り囲むような形状とされているので、γ線検出器３１が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。γ線検出器３１が検出できるγ線の量が増えるので、γ線検出器３１の検出効率を高めるために行っている被測定媒体の濃縮作業は不要となる。また、開閉弁４１、４２を制御することにより一定量の被測定媒体をサンプル容器に取り込む制御を行うことで、作業員の人手を要さずに、定期的にサンプルループ３２に取り込まれる被測定媒体のγ線の測定が可能となる。また、実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、特定放射性核種毎の濃度を算出することが可能となる。
【００５９】
また、サンプル容器であるサンプルループ３２が中空であって、γ線検出器３１にスパイラル状に巻き付けられて、サンプルループ３２内の気体Ｇが取り囲んでいる。サンプルループ３２が中空なため、新たな被測定媒体を流し込むとサンプルループ３２の古い気体が残存することなく被測定媒体の置き換えが実現できる。このため、サンプルループ３２内に新たな被測定媒体である気体Ｇが入ると古い気体が押し出され置き換えられる。
【００６０】
被測定媒体が気体Ｇであって、特定放射性核種が放射性キセノンであるので、原子炉燃料２Ｃから放射性キセノンが放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００は、定期的に測定要求を放射性希ガス感知装置３０に行えば、気体Ｇに含まれる特定の放射性核種の濃度を一定期間毎に、連続的に測定できる。
【００６１】
（実施形態２）
図５は、実施形態２に係る原子炉燃料健全性モニタの一例を示す模式図である。なお、前述した実施形態で説明したものと同じ部材には同一の符号を付して重複する説明は省略する。
【００６２】
図５に示すように、原子炉燃料健全性モニタ２００は、放射性よう素感知装置５０と、計測制御装置８０と、開閉弁７１、７２と、弁制御部７３、７４と、前処理設備である活性アルミナカラム６１及び脱気装置６２とを含んでいる。放射性よう素感知装置５０は、原子炉冷却材サンプル採取点２５と、排水処理接続点７５との間に配置され、原子炉冷却材通路２６Ａ、活性アルミナカラム６１、原子炉冷却材通路２６Ｂ、脱気装置６２、原子炉冷却材通路２６Ｃ、原子炉冷却材通路７６を介して原子炉冷却材サンプル採取点２５及び排水処理接続点７５に接続されている。
【００６３】
放射性よう素感知装置５０は、少なくともγ線検出器５１と、サンプル容器５２と、鉛遮蔽５３とを含んでいる。また、放射性よう素感知装置５０は、電子冷却装置５４を有する。なお、電子冷却装置５４は、必要に応じて設ければよく、必須の装置ではない。原子炉冷却材Ｃ１には、放射性核種として、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）、放射性フッ素（Ｆ−１８）、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）が溶存されることがある。原子炉燃料の状態を監視するためには、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）のうち、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の濃度を監視することが重要である。放射性よう素感知装置５０は、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）を感知可能となっている。
【００６４】
γ線検出器５１は、例えば、ＮａＩシンチレーション検出器又はＧｅ半導体検出器が用いられる。γ線検出器５１は、検出効率又はメンテナンス性よりも分解能を優先するため、ＮａＩシンチレーション検出器よりもＧｅ半導体検出器の方が好ましい。
【００６５】
図５に示すように、サンプル容器５２は、γ線検出器５１を挿入するサンプル容器凹部５２ａを有している。サンプル容器５２が保持する被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１がγ線検出器５１の周囲を取り囲んでいる。γ線検出器５１の周囲を被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が取り囲むので、γ線検出器５１が被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１からのγ線を受ける量が増える。例えば、放射性よう素を陰イオン交換フィルタで濃縮捕集してからγ線検出器５１に密着させて検出する従来の方法では、原子炉冷却材Ｃ１は、１０ｍｌから５０ｍｌが使用されていた。実施形態２のサンプル容器５２は、原子炉冷却材Ｃ１が１００ｍｌから２００ｍｌの容積で保持される。そして、被測定媒体でγ線検出器５１の周囲が取り囲まれることで、γ線検出器５１は、放射性よう素を陰イオン交換フィルタで濃縮捕集してからγ線検出器５１に密着させて検出する従来の方法と同程度の感度で、サンプル容器５２中の原子炉冷却材Ｃ１からの放射性よう素に起因するγ線を検知できる。
【００６６】
サンプル容器５２は、被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１の液面を上方へ押し上げる容積調節部５２ｂを有している。容積調節部５２ｂを有しているので余分な気体の気泡がγ線検出器５１の周囲から取り除かれる。その結果、γ線検出器５１の周囲に存在する原子炉冷却材Ｃ１の容積は一定となる。
【００６７】
また、原子炉燃料健全性モニタ２００は、被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が含む放射能濃度に応じて容積を変更したサンプル容器５２を複数準備しておき、適切な容積のサンプル容器５２をγ線検出器５１の周囲に取り付け可能となっている。サンプル容器５２は、取り替え可能であるので、取り替え時に、サンプル容器５２の容器内を洗浄できる。
【００６８】
鉛遮蔽５３は、鉛の板である。鉛遮蔽５３は、少なくともγ線検出器５１と、サンプル容器５２とを取り囲むように配置されている。鉛遮蔽５３は、放射性よう素感知装置５０の外部からγ線検出器５１へγ線が到達するのを防止するため、可能な限り厚みを厚くするのが好ましい。
【００６９】
γ線検出器５１がＧｅ半導体検出器である場合には、Ｇｅ半導体検出器の漏れ電流やノイズを低減するため、電子冷却装置５４をＧｅ半導体検出器へ接続する。電子冷却装置５４は、Ｇｅ半導体検出器を、例えば液体窒素と同程度の温度に冷却する。電子冷却装置５４ではなく、液体窒素を使用して、Ｇｅ半導体検出器が冷却されてもよい。
【００７０】
図５に示すように、放射性よう素感知装置５０は、原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取された原子炉冷却材Ｃ１が、原子炉冷却材通路２６Ａと、前処理設備である活性アルミナカラム６１と、原子炉冷却材通路２６Ｂと、前処理設備である脱気装置６２と、原子炉冷却材通路２６Ｃと、開閉弁７１とを介して、通水されている。放射性よう素感知装置５０は、開閉弁７２と、原子炉冷却材通路７６とを介して排水処理接続点７５へ原子炉冷却材Ｃ１を放出可能にしている。排水処理接続点７５は、原子炉冷却材通路７６から供給される原子炉冷却材Ｃ１を適切に処理できる設備に接続されている。また、放射性よう素感知装置５０のγ線検出器５１は、計測制御装置８０と接続されている。そして、γ線検出器５１の計測データｉｓは、計測制御装置８０へ入力される。また、計測制御装置８０の指示信号ｉｄは、γ線検出器５１へ入力可能とされる。
【００７１】
計測制御装置８０は、開閉弁７１の開閉度合いを制御する弁制御部７３及び開閉弁７２の開閉度合いを制御する弁制御部７４への指示信号ｉｄを送出可能なように、弁制御部７３と弁制御部７４とに接続されている。計測制御装置８０は、実施形態１で説明したものと同様である。
【００７２】
前処理設備である活性アルミナカラム６１は、活性アルミナが充填されたカラムであり、原子炉冷却材サンプル採取点２５から注入される原子炉冷却材Ｃ１を通水可能となっている。
【００７３】
原子炉冷却材Ｃ１に含まれる放射性フッ素（Ｆ−１８）は、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）をγ線検出器５１で分析する妨害核種となる。一般的には、原子炉冷却材Ｃ１は、陰イオン交換フィルタに通水され、陰イオン交換フィルタに放射性フッ素と放射性よう素とが濃縮捕集される。そして、放射性フッ素が短半減期核種であるので、放射性フッ素の崩壊を待ってから、放射性よう素がγ線検出器で分析されていた。γ線計測の検出感度は、γ線検出器と測定対象のサンプルとの位置関係に大きく影響を受ける。陰イオン交換フィルタ上に捕集した放射性よう素は、γ線検出器に密着させて測定可能となるので、検出効率は高いが、作業員の人手を介さずに自動化することは費用の面からも機構の面からも難しい。一般的な方法では、放射性フッ素の崩壊に時間を要すること及び濃縮捕集に人手を要する。このため、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１を定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取し、採取した原子炉冷却材Ｃ１に含まれる特定の放射性核種の濃度を測定することは困難であった。
【００７４】
実施形態２の活性アルミナカラム６１は、原子炉冷却材Ｃ１が通水されると、活性アルミナに放射性フッ素が吸着され、放射性フッ素が取り除かれた原子炉冷却材Ｃ１が脱気装置６２へと排出される。このため、実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００は、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１が定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取されても、妨害核種である放射性フッ素が放射性よう素感知装置５０へ供給されることはない。なお、活性アルミナカラム６１は、定期的に交換可能とされている。
【００７５】
また、原子炉冷却材Ｃ１に含まれる放射性アルゴン（Ａｒ−４１）は、放射性フッ素（Ｆ−１８）と同様に、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５）をγ線検出器５１で分析する妨害核種となる。放射性アルゴン（Ａｒ−４１）は、活性アルミナカラム６１では除去されない。そこで、活性アルミナカラム６１からの原子炉冷却材Ｃ１を脱気装置６２へ通水する。脱気装置６２は、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）を除去し、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）が取り除かれた原子炉冷却材Ｃ１を放射性よう素感知装置５０へ排出する。また、脱気装置６２は、放射性アルゴン（Ａｒ−４１）以外の原子炉冷却材Ｃ１に溶存する溶存ガスも除去する。
【００７６】
実施形態２では、原子炉冷却材Ｃ１は、活性アルミナカラム６１、脱気装置６２の順番で前処理されて、放射性フッ素（Ｆ−１８）と放射性アルゴン（Ａｒ−４１）とが取り除かれる。なお、活性アルミナカラム６１と脱気装置６２とが配置される順番は逆でもよい。また、原子炉冷却材Ｃ１に放射性ナトリウム（Ｎａ−２４）が含まれていて、放射性よう素をγ線検出器５１で分析する妨害核種となる場合には、前処理としてさらに、陽イオン交換カラムを増設してもよい。
【００７７】
次に、図３、図４、図５を参照して、原子炉燃料の状態を監視する手順について説明する。まず、図３、図５に示す計測制御装置８０が有する処理部９０のＣＰＵ９１は、入力装置８６から入力された測定要求を、入力処理回路８１及び入力ポート８２を介して受け付け、ＲＡＭ９２又は記憶部９４へ一時保存する（ステップＳ１０１）。あるいは、ＣＰＵ９１は、所定時間毎に繰り返される測定要求を予めＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存している。ＣＰＵ９１は、測定要求を変換し、開閉弁７１、７２の開閉度合いを制御する弁制御部７３、７４へ伝達する指示信号ｉｄとする（ステップＳ１０１）。
【００７８】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して弁開放の指示信号を出力信号処理回路８４から弁制御部７３、７４へ出力する。弁開放の指示信号を受け付けた弁制御部７３、７４は、開閉弁７１、７２を開放し、サンプル容器５２内に被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１を原子炉冷却材通路２６Ｃから供給するとともに、供給される原子炉冷却材Ｃ１でサンプル容器５２内に残存する原子炉冷却材Ｃ１を排出する。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部７４が開閉弁７２を閉鎖する。次に、ＣＰＵ９１の弁閉鎖の指示信号に基づき、弁制御部７３が開閉弁７１を閉鎖し、サンプル容器５２内に原子炉冷却材Ｃ１を密封する。そして、原子炉冷却材通路２６Ｃから供給される原子炉冷却材Ｃ１でサンプル容器５２内の残存する原子炉冷却材Ｃ１から新たな被測定媒体の原子炉冷却材Ｃ１に置き換えられる（ステップＳ１０２）。原子炉冷却材Ｃ１には、短半減期核種を含む可能性があるので、減衰時間が例えば８０分程度とられることが好ましい。
【００７９】
次に、ＣＰＵ９１は、出力ポート８３を介して指示信号ｉｄを出力信号処理回路８４から放射性よう素感知装置５０へ出力する。この指示信号ｉｄを受け付けた放射性よう素感知装置５０のγ線検出器５１は、測定を開始する。γ線検出器５１が例えば、Ｇｅ半導体検出器である場合には、γ線検出器５１の計測時間は１５分である。そして、γ線検出器５１の計測データｉｓは、計測制御装置８０へ入力される（ステップＳ１０３）。
【００８０】
計測制御装置８０は、入力されたγ線検出器５１の計測データｉｓから、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率を分別算出する。ＣＰＵ９１では、予めＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存されたサンプル容器５２の内容積のデータと、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々のエネルギー領域の計数率とから、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度を算出する。具体的には、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々のエネルギー領域おける、単位時間当たりの信号数をサンプル容器５２の内容積で除した値が各々の放射性核種の濃度となる。
【００８１】
ＣＰＵ９１は、Ｉ−１３１、Ｉ−１３２、Ｉ−１３３、Ｉ−１３４、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度をＲＡＭ９２又は記憶部９４へ保存する。ＣＰＵ９１は、ＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存してある前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがあるかどうかを照会し、前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがある場合には、と、前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度と今回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度とを比較する。前回のＩ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５の各々の放射性核種の濃度の計測データがＲＡＭ９２又は記憶部９４に保存していない場合には、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週以内であれば、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度が変化なし（ステップＳ１０４、Ｎｏ）として、原子炉燃料の状態を監視する手順がステップＳ１０１に戻る。放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度変化率が例えば５０％／週を超える場合、放射性よう素（Ｉ−１３１、Ｉ−１３３、Ｉ−１３５）の各々の放射性核種の濃度が変化あり（ステップＳ１０４、Ｙｅｓ）として次のステップに進む。そして、ＣＰＵ９１は、表示装置８５に警告表示を出力する（ステップＳ１０５）。その後、再度計測が必要な場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を否定し（ステップＳ１０６、Ｎｏ）、測定要求ステップＳ１０１に戻り、測定を継続する。再度計測が必要無い場合、ＣＰＵ９１は、計測終了判断を肯定し（ステップＳ１０６、Ｙｅｓ）測定を終了する。
【００８２】
実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００は、原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器５１と、γ線検出器５１を被測定媒体が取り囲むような形状とされているサンプル容器５２と、開閉弁７１、７２を制御することにより一定量の被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１をサンプル容器５２に取り込む制御を行うと共にγ線検出器５１が検出した単位時間当たりのγ線データと、サンプル容器５２に取り込まれる被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１の容積から特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置８０とを有する。これにより、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１が定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取され、原子炉冷却材Ｃ１に含まれる特定の放射性核種の濃度が測定可能となる。サンプル容器５２は、γ線検出器５１を被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が取り囲むような形状とされていることで、γ線検出器５１が検出できる被測定媒体の容積を増やすことができる。γ線検出器３１が検出できるγ線の量が増えるので、γ線検出器３１の検出効率を高めるために行っている被測定媒体の濃縮作業は不要となる。また、開閉弁７１、７２を制御することにより一定量の被測定媒体をサンプル容器５２に取り込む制御を行うことで、定期的に作業員の人手をかけずに、サンプル容器５２に取り込まれる被測定媒体のγ線の測定が可能となる。また、実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００は、特定放射性核種毎の濃度を算出することが可能となる。
【００８３】
サンプル容器５２にサンプル容器凹部５２ａを備え、γ線検出器５１をサンプル容器凹部５２ａに挿入するので、γ線検出器５１の周囲を被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１が取り囲み、γ線検出器５１が被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１からのγ線を受ける量が増える。
【００８４】
また、原子炉燃料２Ｃから放射性よう素が放出されるのであれば、警告を早期に発することができる。実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００では、定期的に測定要求を放射性よう素感知装置５０に行えば、原子炉冷却材Ｃ１に含まれる特定の放射性核種の濃度が一定期間毎に連続的な測定が行われる。
【００８５】
また、被測定媒体である原子炉冷却材Ｃ１を活性アルミナカラム６１に通水してサンプル容器５２に取り込むので、作業員の人手を介さずに原子炉の原子炉冷却材Ｃ１が定期的に原子炉冷却材サンプル採取点２５から採取されても、妨害核種である放射性フッ素が放射性よう素感知装置５０へ供給されることはない。そして、放射性フッ素に妨害されずに、放射性よう素がγ線検出器５１で測定される。
【００８６】
原子力プラント１には、実施形態１の原子炉燃料健全性モニタ１００と、実施形態２の原子炉燃料健全性モニタ２００とが両方接続されていてもよい。この場合、原子炉燃料健全性モニタ１００が第１の特定放射性核種のγ線を検出する第１のγ線検出器と、第１のサンプル容器とを有し、原子炉燃料健全性モニタ２００が第２の特定放射性核種のγ線を検出する第２のγ線検出器と、第２のサンプル容器とを有することになる。また、計測制御装置８０は、一定量の前記気体を前記第１のサンプル容器に取り込む制御及び一定量の前記冷却材を前記第２のサンプル容器に取り込む制御を行うと共に、前記第１及び第２のγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記第１及び第２のサンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記第１及び第２の特定放射性核種の濃度を算出する。両方の原子炉燃料健全性モニタ１００、２００を有することにより、気体Ｇと原子炉冷却材Ｃ１との両方の計測結果に基づいて原子炉燃料の状態を監視することができる。
【産業上の利用可能性】
【００８７】
以上のように、本発明に係る原子炉燃料健全性モニタは、原子炉に有用であり、特に、原子炉燃料の健全性を評価することに適している。
【符号の説明】
【００８８】
１ 原子力プラント
１Ｗ 格納容器
２ 原子炉
２Ｃ 原子炉燃料
３ 蒸気発生器
３Ｔ 伝熱管
４ 加圧器
５ 原子炉冷却材ポンプ
１３Ａ 原子炉冷却材取り出し通路
１３Ｂ、１３Ｃ、１３Ｄ 原子炉冷却材通路
１３Ｅ、１３Ｆ 原子炉冷却材戻し通路
１４ 体積制御タンク
１４ａ 気相部
１５ 充填ポンプ
１６ 脱塩塔
２１ 気相サンプル採取点
２２ 分析装置
２３ 分岐点
２４Ａ、２４Ｂ、２４Ｃ 気体通路
２５ 原子炉冷却材サンプル採取点
２６Ａ、２６Ｂ、２６Ｃ 原子炉冷却材通路
３０ 放射性希ガス感知装置
３１ γ線検出器
３２ サンプルループ
３３ 鉛遮蔽
４１、４２ 開閉弁
４３、４４ 弁制御部
４５ 排気処理接続点
４６ 気体通路
５０ 放射性よう素感知装置
５１ γ線検出器
５２ サンプル容器
５２ａ サンプル容器凹部
５２ｂ 容積調節部
５３ 鉛遮蔽
５４ 電子冷却装置
６１ 活性アルミナカラム
６２ 脱気装置
７１、７２ 開閉弁
７３、７４ 弁制御部
７５ 排水処理接続点
７６ 原子炉冷却材通路
８０ 計測制御装置
９０ 処理部
９１ ＣＰＵ
９２ ＲＡＭ
９３ ＲＯＭ
９４ 記憶部
１００、２００ 原子炉燃料健全性モニタ
【特許請求の範囲】
【請求項１】
原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器と、
前記被測定媒体を内部に保持し、前記γ線検出器の周囲を取り囲むサンプル容器と、
一定量の前記被測定媒体を前記サンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記γ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記サンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、
を有することを特徴とする原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項２】
前記サンプル容器は中空であって、スパイラル状に前記γ線検出器に巻き付けて取り囲んでいることを特徴とする請求項１に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項３】
前記被測定媒体が気体であって、前記特定放射性核種が放射性キセノンであることを特徴とする請求項２に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項４】
前記サンプル容器は凹部を有し、前記γ線検出器は前記凹部に配置されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項５】
前記被測定媒体が原子炉の冷却材であって、前記特定放射性核種が放射性よう素であることを特徴とする請求項４に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項６】
前記サンプル容器の入口側に活性アルミナカラムを有し、
前記活性アルミナカラムを通過した後の前記冷却材が前記サンプル容器に取り込まれることを特徴とする請求項５に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項７】
原子炉の被測定媒体である気体が含む第１の特定放射性核種のγ線を検出する第１のγ線検出器と、
前記気体を中空の内部に保持し、スパイラル状に前記第１のγ線検出器に巻き付けて取り囲んでいる第１のサンプル容器と、
原子炉の被測定媒体である冷却材が含む第２の特定放射性核種のγ線を検出する第２のγ線検出器と、
前記冷却材を内部に保持し、前記第２のγ線検出器を配置する凹部を有する第２のサンプル容器と、
一定量の前記気体を前記第１のサンプル容器に取り込む制御及び一定量の前記冷却材を前記第２のサンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記第１及び第２のγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記第１及び第２のサンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記第１及び第２の特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、
を有することを特徴とする原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項１】
原子炉の被測定媒体の特定放射性核種のγ線を検出するγ線検出器と、
前記被測定媒体を内部に保持し、前記γ線検出器の周囲を取り囲むサンプル容器と、
一定量の前記被測定媒体を前記サンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記γ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記サンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、
を有することを特徴とする原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項２】
前記サンプル容器は中空であって、スパイラル状に前記γ線検出器に巻き付けて取り囲んでいることを特徴とする請求項１に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項３】
前記被測定媒体が気体であって、前記特定放射性核種が放射性キセノンであることを特徴とする請求項２に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項４】
前記サンプル容器は凹部を有し、前記γ線検出器は前記凹部に配置されることを特徴とする請求項１に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項５】
前記被測定媒体が原子炉の冷却材であって、前記特定放射性核種が放射性よう素であることを特徴とする請求項４に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項６】
前記サンプル容器の入口側に活性アルミナカラムを有し、
前記活性アルミナカラムを通過した後の前記冷却材が前記サンプル容器に取り込まれることを特徴とする請求項５に記載の原子炉燃料健全性モニタ。
【請求項７】
原子炉の被測定媒体である気体が含む第１の特定放射性核種のγ線を検出する第１のγ線検出器と、
前記気体を中空の内部に保持し、スパイラル状に前記第１のγ線検出器に巻き付けて取り囲んでいる第１のサンプル容器と、
原子炉の被測定媒体である冷却材が含む第２の特定放射性核種のγ線を検出する第２のγ線検出器と、
前記冷却材を内部に保持し、前記第２のγ線検出器を配置する凹部を有する第２のサンプル容器と、
一定量の前記気体を前記第１のサンプル容器に取り込む制御及び一定量の前記冷却材を前記第２のサンプル容器に取り込む制御を行うと共に前記第１及び第２のγ線検出器が検出した単位時間当たりのγ線データと、前記第１及び第２のサンプル容器に取り込まれる被測定媒体の容積から前記第１及び第２の特定放射性核種の濃度を算出する計測制御装置と、
を有することを特徴とする原子炉燃料健全性モニタ。
【図１】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【図２】
【図３】
【図４】
【図５】
【公開番号】特開２０１２−５２８９３（Ｐ２０１２−５２８９３Ａ）
【公開日】平成２４年３月１５日（２０１２．３．１５）
【国際特許分類】
【出願番号】特願２０１０−１９５１５０（Ｐ２０１０−１９５１５０）
【出願日】平成２２年８月３１日（２０１０．８．３１）
【出願人】（０００００６２０８）三菱重工業株式会社 (10,378)
【Ｆターム（参考）】
【公開日】平成２４年３月１５日（２０１２．３．１５）
【国際特許分類】
【出願日】平成２２年８月３１日（２０１０．８．３１）
【出願人】（０００００６２０８）三菱重工業株式会社 (10,378)
【Ｆターム（参考）】
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