JP2559527B2 - 原子力プラントの放射性核種分析装置及びそれを用いたプラント - Google Patents
原子力プラントの放射性核種分析装置及びそれを用いたプラントInfo
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Description
【発明の詳細な説明】 〔産業上の利用分野〕 直接サイクル型原子力プラントの主蒸気系の蒸気中窒
素化合物の化学形態（液体（アニオン／カチオン），気
体）を連続的に分析可能な主蒸気凝縮水の放射性核種分
析装置及びその測定方法。さらに、この主蒸気凝縮水の
放射性核種分析装置による分析データを基にタービン主
蒸気中の放射性窒素を低減するために一次冷却材中への
化学物質の種類と濃度を制御することを特徴とした直接
サイクル型原子力発電プラント。
素化合物の化学形態（液体（アニオン／カチオン），気
体）を連続的に分析可能な主蒸気凝縮水の放射性核種分
析装置及びその測定方法。さらに、この主蒸気凝縮水の
放射性核種分析装置による分析データを基にタービン主
蒸気中の放射性窒素を低減するために一次冷却材中への
化学物質の種類と濃度を制御することを特徴とした直接
サイクル型原子力発電プラント。
沸騰水型原子炉では炉心で水分子中の酸素原子からov
O（n,p）otN,otO（p,α）oqNなどの核反応により放射性
窒素が形成される。放射性窒素は水の放射線分解生成物
と反応する結果、様々な窒素化合物を形成する。このう
ち、水溶性の硝酸，亜硝酸などは炉水中に存在するが炉
水温度では安定な分子化合物である一酸化窒素（NO），
アンモニア（NHa）は蒸気相に移行し、主蒸気管を通
り、タービン系線量率増加の原因となるため対策を施す
ことが望ましい。
O（n,p）otN,otO（p,α）oqNなどの核反応により放射性
窒素が形成される。放射性窒素は水の放射線分解生成物
と反応する結果、様々な窒素化合物を形成する。このう
ち、水溶性の硝酸，亜硝酸などは炉水中に存在するが炉
水温度では安定な分子化合物である一酸化窒素（NO），
アンモニア（NHa）は蒸気相に移行し、主蒸気管を通
り、タービン系線量率増加の原因となるため対策を施す
ことが望ましい。
特に炉心の溶存酸素濃度を低減するために水素を注入
する場合、主蒸気中の放射性窒素濃度はさらに増加し、
タービン系線量率は増大するため、その対策が望まし
い。
する場合、主蒸気中の放射性窒素濃度はさらに増加し、
タービン系線量率は増大するため、その対策が望まし
い。
対策を確定するためには主蒸気系に移行する放射性窒
素の化学形態を同定する必要がある。この対策として
は、例えば特開平１−102396号公報に開示されている。
素の化学形態を同定する必要がある。この対策として
は、例えば特開平１−102396号公報に開示されている。
従来のプラントでは第４図に示すようにタービン系主
蒸気系にサンプリングライン８が付いており、手分析は
サンプリングライン上の冷却クーラ９で冷却され凝縮し
た水を分析することによりその中の窒素化合物の化学形
態を分析することが行なわれていた。
蒸気系にサンプリングライン８が付いており、手分析は
サンプリングライン上の冷却クーラ９で冷却され凝縮し
た水を分析することによりその中の窒素化合物の化学形
態を分析することが行なわれていた。
第７図に手分析による分析手法を示す。従来は図中フ
ローシートで記載しているように〜の手順で分析を
行なっている。
ローシートで記載しているように〜の手順で分析を
行なっている。
しかしながら、第５図に示すようにＮ−13の半減期は
約10分と短いことより手分析で評価する場合データのバ
ラつきを生じ易い。特にサンプリングラインそのものが
100〜200mに達する程長いケースもあり分析誤差を生じ
易い。
約10分と短いことより手分析で評価する場合データのバ
ラつきを生じ易い。特にサンプリングラインそのものが
100〜200mに達する程長いケースもあり分析誤差を生じ
易い。
したがってこのような時間遅れを生ずることなく迅速
にデータを採取分析して評価するシステムが必要であ
る。
にデータを採取分析して評価するシステムが必要であ
る。
直接サイクル型原子力発電プラントにおいて、主蒸気
中の放射性核種の化学形態別に精度良く計測するために
は以下の点を改善する必要がある。
中の放射性核種の化学形態別に精度良く計測するために
は以下の点を改善する必要がある。
放射性核種の放射性壊変による減衰を抑制するため
サンプリング点から計測点までの時間遅れを短くするこ
と。または時間遅れを正確に評価できること。
サンプリング点から計測点までの時間遅れを短くするこ
と。または時間遅れを正確に評価できること。
主蒸気凝縮水中には窒素酸化物が、気相または液相
中に溶解する形で存在しており、この場合、気体状の窒
素酸化物が系外に出ないようにして測定できること。
中に溶解する形で存在しており、この場合、気体状の窒
素酸化物が系外に出ないようにして測定できること。
主蒸気中の窒素酸化物の化学形態は炉水の水質の変
化に応じて連続的に変化していると考えられるため、こ
れらの変動を連続的に監視できること。
化に応じて連続的に変化していると考えられるため、こ
れらの変動を連続的に監視できること。
プラント独自の主蒸気中の放射性窒素の化学形態を
継時的に測定した上でその化学形態データを基に一次冷
却材中に添加する化学物質と濃度を制御し、タービン系
の線量率を連続的に確実に低減すること。
継時的に測定した上でその化学形態データを基に一次冷
却材中に添加する化学物質と濃度を制御し、タービン系
の線量率を連続的に確実に低減すること。
本発明の目的は主蒸気の放射性核種の濃度、特にＮ−
13、Ｎ−16等の放射性窒素の濃度を連続的に、精度良く
測定できる放射線核種測定装置を提供することにある。
更に、上記装置で測定された放射性核種の濃度データに
基づいて、原子力プラントの炉水中への化学物質の投入
量を制御することにより原子炉タービン系の線量率の低
い原子炉プラントを提供することにある。
13、Ｎ−16等の放射性窒素の濃度を連続的に、精度良く
測定できる放射線核種測定装置を提供することにある。
更に、上記装置で測定された放射性核種の濃度データに
基づいて、原子力プラントの炉水中への化学物質の投入
量を制御することにより原子炉タービン系の線量率の低
い原子炉プラントを提供することにある。
上記目的は本発明の、原子力プラントの主蒸気系配管
より抽出した原子力プラント主蒸気を、蒸気クーラを介
して主蒸気凝縮水とし、該主蒸気凝縮水を、少なくとも
イオン交換樹脂塔を含む、放射性窒素を化学形態別に分
析する装置、背圧弁の順に直列に接続する放射性核種分
析装置により達成される。以下に上記放射性核種分析装
置について説明する。
より抽出した原子力プラント主蒸気を、蒸気クーラを介
して主蒸気凝縮水とし、該主蒸気凝縮水を、少なくとも
イオン交換樹脂塔を含む、放射性窒素を化学形態別に分
析する装置、背圧弁の順に直列に接続する放射性核種分
析装置により達成される。以下に上記放射性核種分析装
置について説明する。
まず、主蒸気凝縮水を連続的に分析することについて
は、サンプリングライン上で下流側に核種分析装置（ゲ
ルマ）に設け、その上流側にはイオン交換樹脂を通水す
るケースとそうでないケースについてＮ−13を計測でき
るようにする。イオン交換樹脂についてもアニオン交換
樹脂のみを充填したもの、カチオン交換樹脂を充填した
もの及び、カチオン・アニオン交換樹脂両方を充填した
ものの３ケースを準備する。これにより各々のケースで
放射性窒素化合物のトータル量から、その中に含まれる
カチオン種，アニオン種，イオン成分合計，気体状成分
を各々分別して評価することが可能となる。
は、サンプリングライン上で下流側に核種分析装置（ゲ
ルマ）に設け、その上流側にはイオン交換樹脂を通水す
るケースとそうでないケースについてＮ−13を計測でき
るようにする。イオン交換樹脂についてもアニオン交換
樹脂のみを充填したもの、カチオン交換樹脂を充填した
もの及び、カチオン・アニオン交換樹脂両方を充填した
ものの３ケースを準備する。これにより各々のケースで
放射性窒素化合物のトータル量から、その中に含まれる
カチオン種，アニオン種，イオン成分合計，気体状成分
を各々分別して評価することが可能となる。
また、主蒸気サンプリングラインの冷却クーラ以降の
主蒸気凝縮水は通常は末端が大気圧に開放されているた
めそのものが気液二相流としてサンプリングラインを流
れている。したがって、そのまた通水すると気泡が樹脂
層内に溜まる、等して分析精度に影響を与える。しかし
ながら、分析装置のサンプリングライン末端に背圧弁を
設け分析装置内の系統圧力を一定値以上にコントロール
できれば、気体状の窒素酸化物を主蒸気凝縮水中に溶存
させることができる。
主蒸気凝縮水は通常は末端が大気圧に開放されているた
めそのものが気液二相流としてサンプリングラインを流
れている。したがって、そのまた通水すると気泡が樹脂
層内に溜まる、等して分析精度に影響を与える。しかし
ながら、分析装置のサンプリングライン末端に背圧弁を
設け分析装置内の系統圧力を一定値以上にコントロール
できれば、気体状の窒素酸化物を主蒸気凝縮水中に溶存
させることができる。
また、タービン主蒸気中の放射性窒素の化学形態と濃
度はプラント型式，出力，一次系水質、等によりプラン
ト別に異なり、時間的に変化すると考えられる。これら
を正確にモニタリングできれば、一次系水質を制御し
て、主蒸気系の放射性窒素濃度を制御可能である。
度はプラント型式，出力，一次系水質、等によりプラン
ト別に異なり、時間的に変化すると考えられる。これら
を正確にモニタリングできれば、一次系水質を制御し
て、主蒸気系の放射性窒素濃度を制御可能である。
主蒸気中に含まれるイオン成分は極微量であり、手分
析で数百ccを分析する場合イオン交換容量的にはアニオ
ンペーパーやカチオンペーパーでも容量的に十分と考え
られる。しかしながら本発明は連続通水して多量の蒸気
凝縮水を通水するためイオン交換樹脂塔を使用してい
る。
析で数百ccを分析する場合イオン交換容量的にはアニオ
ンペーパーやカチオンペーパーでも容量的に十分と考え
られる。しかしながら本発明は連続通水して多量の蒸気
凝縮水を通水するためイオン交換樹脂塔を使用してい
る。
装置内に並列に設けられたカチオン交換樹脂塔，アニ
オン交換樹脂塔および混床式樹脂塔の３カラムを並列に
設け、各々によりカチオン，アニオン，カチオン／アニ
オンのトータルを各々除去できるような装置としてお
き、各カラム出入口の弁の開閉のみで放射線検出器に流
入する化学成分を分別することが可能である。
オン交換樹脂塔および混床式樹脂塔の３カラムを並列に
設け、各々によりカチオン，アニオン，カチオン／アニ
オンのトータルを各々除去できるような装置としてお
き、各カラム出入口の弁の開閉のみで放射線検出器に流
入する化学成分を分別することが可能である。
放射線検出器の下流側には背圧弁を設け、背圧弁上流
側の系統圧力が一定値以上に維持できるようにコントロ
ールされている。この加圧により、主蒸気凝縮水中に放
射性核種が溶存するようにして連続通水されるため、ガ
ス成分が気相として系外に逃げることがなく、これを精
度良く分析測定することが可能である。
側の系統圧力が一定値以上に維持できるようにコントロ
ールされている。この加圧により、主蒸気凝縮水中に放
射性核種が溶存するようにして連続通水されるため、ガ
ス成分が気相として系外に逃げることがなく、これを精
度良く分析測定することが可能である。
以下、本発明を実施例により説明する。実施例を第１
図に示す。実施例は主蒸気ライン１に設置されているサ
ンプリングライン８を利用したものである。
図に示す。実施例は主蒸気ライン１に設置されているサ
ンプリングライン８を利用したものである。
測定手法は以下の通りである。まず従来のサンプリン
グ系を作用させ冷却クーラ９からサンプリングラックに
至る系統に定常的な蒸気／水の流れを形成する。蒸気凝
縮水は連続的に装置内をワンフローで流れる。上流側に
は、アニオン交換樹脂塔12,カチオン交換樹脂塔13,アニ
オン／カチオン交換樹脂混床塔14を並列に設け、さらに
バイパスラインを設けている。これら４つのラインは弁
の開閉操作により常にいずれかのラインを流れるように
なっている。樹脂カラムの下流側には鉛しゃへい16囲わ
れた放射線検出器17を設け、さらにその下流側には背圧
弁18が設けられている。これにより分析装置内には常に
主蒸気系側からの系統圧力をかける。これにより主蒸気
中の気体を加圧することにより常に凝縮水中に溶解させ
気泡が生じない状態とすることができる。
グ系を作用させ冷却クーラ９からサンプリングラックに
至る系統に定常的な蒸気／水の流れを形成する。蒸気凝
縮水は連続的に装置内をワンフローで流れる。上流側に
は、アニオン交換樹脂塔12,カチオン交換樹脂塔13,アニ
オン／カチオン交換樹脂混床塔14を並列に設け、さらに
バイパスラインを設けている。これら４つのラインは弁
の開閉操作により常にいずれかのラインを流れるように
なっている。樹脂カラムの下流側には鉛しゃへい16囲わ
れた放射線検出器17を設け、さらにその下流側には背圧
弁18が設けられている。これにより分析装置内には常に
主蒸気系側からの系統圧力をかける。これにより主蒸気
中の気体を加圧することにより常に凝縮水中に溶解させ
気泡が生じない状態とすることができる。
分析は連続的に主蒸気凝縮水を通水しながら行なう。
蒸気凝縮水中に含まれるイオン成分はBWRでは極微量で
あるため、イオン交換樹脂量は数百ml〜１程度で数日
間の運転は可能と考えられる。
蒸気凝縮水中に含まれるイオン成分はBWRでは極微量で
あるため、イオン交換樹脂量は数百ml〜１程度で数日
間の運転は可能と考えられる。
イオン交換樹脂塔部の下流側には放射線計測用のフロ
ーセル15、その下流側には背圧弁が設けられている。
ーセル15、その下流側には背圧弁が設けられている。
第６図には、ａ）従来のケースとｂ）背圧弁を設けた
ケースの２ケースについて主蒸気凝縮水の通水状態を図
示する。本図に示すように従来は、サンプリングライン
の末端部を大気開放系としたため、凝縮水中に気泡が生
じてサンプリング計測誤差を生ずる結果となつた。しか
し、ｂ）のケースでは凝縮水に加圧することにより、気
体を凝縮水中に溶解させ、気泡の無い状態で連続的に処
理することが可能である。
ケースの２ケースについて主蒸気凝縮水の通水状態を図
示する。本図に示すように従来は、サンプリングライン
の末端部を大気開放系としたため、凝縮水中に気泡が生
じてサンプリング計測誤差を生ずる結果となつた。しか
し、ｂ）のケースでは凝縮水に加圧することにより、気
体を凝縮水中に溶解させ、気泡の無い状態で連続的に処
理することが可能である。
本発明の応用例を第２図に示す。
この応用例では、第１図に示す実施例に対して、分析
装置の最前段に反応槽を設けている点で異なる。反応槽
（容器）は主蒸気中の窒素化合物（NO,NO2,NHaの混合
物）を例えばO2と強制的に反応させ、化学形態を変化さ
せるためのものであり、これにより、気体で存在してい
る窒素化合物を全てイオン化して液体成分化することで
含有成分の化学形態をより明確にすることが可能であ
る。
装置の最前段に反応槽を設けている点で異なる。反応槽
（容器）は主蒸気中の窒素化合物（NO,NO2,NHaの混合
物）を例えばO2と強制的に反応させ、化学形態を変化さ
せるためのものであり、これにより、気体で存在してい
る窒素化合物を全てイオン化して液体成分化することで
含有成分の化学形態をより明確にすることが可能であ
る。
比較例を第３図に示す。この構成では主蒸気凝縮水を
凝縮水受タンク26で一旦受入れ、気相部は除湿クーラ27
に移送し、除湿した後の気相成分をサンプリング容器29
で捕集し分析するものである。また、凝縮水受タンク内
26の液体成分については、下流側のイオン交換樹脂塔に
通水して、その処理水をサンプリング容器びん29に受け
て分析するものである。この構成ではイオン交換樹脂塔
に放射性窒素の気泡が溜り測定精度が低下する。
凝縮水受タンク26で一旦受入れ、気相部は除湿クーラ27
に移送し、除湿した後の気相成分をサンプリング容器29
で捕集し分析するものである。また、凝縮水受タンク内
26の液体成分については、下流側のイオン交換樹脂塔に
通水して、その処理水をサンプリング容器びん29に受け
て分析するものである。この構成ではイオン交換樹脂塔
に放射性窒素の気泡が溜り測定精度が低下する。
本発明は放射性核種、特に放射性窒素Ｎ−13の測定装
置に関したものであるが、タービン系線量率の主要因で
あるＮ−16（半減期が約７秒）についてもサンプリング
ラインの長さを短くする等してその化学形態を評価する
ことが可能である。
置に関したものであるが、タービン系線量率の主要因で
あるＮ−16（半減期が約７秒）についてもサンプリング
ラインの長さを短くする等してその化学形態を評価する
ことが可能である。
また、測定データを基に、主蒸気中放射性窒素の化学
形態に応じて一次冷却材中に添加する注入物質と注入量
を制御することが可能である。また同様に水素注入量を
制御することも可能である。
形態に応じて一次冷却材中に添加する注入物質と注入量
を制御することが可能である。また同様に水素注入量を
制御することも可能である。
本発明では従来の手分析方式に対して、装置化を図る
と共にインライン方式の測定装置に改良した主蒸気系放
射性核主分析装置及びその測定方法を提供できることに
より以下の改善が図られた。
と共にインライン方式の測定装置に改良した主蒸気系放
射性核主分析装置及びその測定方法を提供できることに
より以下の改善が図られた。
１）連続的に分析結果を出すことが可能であり、これに
より放射性核種濃度の変動状態の把握と変動要因の把握
が可能である。
より放射性核種濃度の変動状態の把握と変動要因の把握
が可能である。
２）装置が、ワンスルーシステムでガス成分が全て液中
に溶解するため、気体成分を含め分析精度の向上が図ら
れる。
に溶解するため、気体成分を含め分析精度の向上が図ら
れる。
３）Ｎ−13は半減期が約10分と短く、手分析では誤差が
生じるが、本方式であれば連続測定方式であり測定誤差
を少なくすることが可能である。
生じるが、本方式であれば連続測定方式であり測定誤差
を少なくすることが可能である。
以上の他に特開平１−102396号に示さるようにタービ
ン系のＮ−16の制御を行うために窒素酸化物のような化
学物質を原子炉水に注入することも考えられているが、
この場合に主蒸気の窒素化合物の化学形態を事前評価し
て化学物質の種類と添加量を決めることが可能である。
さらに化学形態を連続的にモニタリングしながら、注入
量，注入物質を制御することが可能である。これらの技
術はさらに炉水の溶存酸素を低減するために水素を注入
する場合においても注入量を制御するために、モニタリ
ング装置として使用することも可能である。
ン系のＮ−16の制御を行うために窒素酸化物のような化
学物質を原子炉水に注入することも考えられているが、
この場合に主蒸気の窒素化合物の化学形態を事前評価し
て化学物質の種類と添加量を決めることが可能である。
さらに化学形態を連続的にモニタリングしながら、注入
量，注入物質を制御することが可能である。これらの技
術はさらに炉水の溶存酸素を低減するために水素を注入
する場合においても注入量を制御するために、モニタリ
ング装置として使用することも可能である。
第１図は本発明の一実施例を表す概略図、第２図は本発
明の他の実施例を表す概略図、第３図は本発明の比較例
を表す概略図、第４図は主蒸気サンプリングラインを示
す全体系統図、第５図はＮ−13の減衰特性を示す図、第
６図は主蒸気凝縮水のサンプリングライン内の流動状態
を示す図、第７図は従来のＮ−13の手分析評価方法を示
す図である。 １……原子炉、２……主蒸気系、３……タービン、４…
…復水ポンプ、５……復水浄化装置、６……低圧給水加
熱器、７……高圧給水加熱器、８……主蒸気サンプリン
グライン、９……主蒸気サンプリングクーラ、10……サ
ンプリングライン元弁、11……サンプリングシンク、12
……アニオン交換樹脂塔、13……カチオン交換樹脂塔、
14……アニオン／カチオン交換樹脂混床塔、15……フロ
ーセル、16……鉛しゃへい、17……放射線検出器、18…
…流量計、19……背圧弁、20……高圧電源、21……解析
装置、22……コンピュータ、23……反応容器、26……凝
縮水受容器、27……除湿クーラ、28……チラー、29……
サンプリング容器びん、30……イオン交換樹脂カラム、
31……サンプリング容器。
明の他の実施例を表す概略図、第３図は本発明の比較例
を表す概略図、第４図は主蒸気サンプリングラインを示
す全体系統図、第５図はＮ−13の減衰特性を示す図、第
６図は主蒸気凝縮水のサンプリングライン内の流動状態
を示す図、第７図は従来のＮ−13の手分析評価方法を示
す図である。 １……原子炉、２……主蒸気系、３……タービン、４…
…復水ポンプ、５……復水浄化装置、６……低圧給水加
熱器、７……高圧給水加熱器、８……主蒸気サンプリン
グライン、９……主蒸気サンプリングクーラ、10……サ
ンプリングライン元弁、11……サンプリングシンク、12
……アニオン交換樹脂塔、13……カチオン交換樹脂塔、
14……アニオン／カチオン交換樹脂混床塔、15……フロ
ーセル、16……鉛しゃへい、17……放射線検出器、18…
…流量計、19……背圧弁、20……高圧電源、21……解析
装置、22……コンピュータ、23……反応容器、26……凝
縮水受容器、27……除湿クーラ、28……チラー、29……
サンプリング容器びん、30……イオン交換樹脂カラム、
31……サンプリング容器。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 武士 紀昭 茨城県日立市弁天町３丁目10番２号 日 立協和工業株式会社内 (72)発明者 大角 克己 茨城県日立市幸町３丁目１番１号 株式 会社日立製作所日立工場内 (72)発明者 伊部 英史 茨城県日立市森山町1168番地 株式会社 日立製作所エネルギー研究所内 (72)発明者 水庭 文雄 茨城県日立市弁天町３丁目10番２号 日 立協和工業株式会社内 (56)参考文献 特開 昭63−151900（ＪＰ，Ａ)
Claims (6)
- 【請求項１】原子力プラントの主蒸気系配管より抽出し
た原子カプラント主蒸気を、蒸気クーラを介して主蒸気
凝縮水とし、該主蒸気凝縮水を、 少なくともイオン交換樹脂塔を含む、放射性窒素を化学
形態別に分析する装置、 背圧弁の順に直列に接続することを特徴とする原子力カ
プラントの放射性核種分析装置。 - 【請求項２】請求項１記載の前記イオン交換樹脂塔が、
複数のイオン交換樹脂塔を並列に接続したものであるこ
とを特徴とする原子力プラントの放射性核種分析装置。 - 【請求項３】請求項１記載の放射性核種分析装置におい
て、前記イオン交換樹脂塔の蒸気クーラが接続されてい
る側に、窒素化合物の化学形態を変化させるための反応
容器を設けたことを特徴とする原子力プラントの放射性
核種分析装置。 - 【請求項４】放射性核種の濃度を測定する手段と、炉内
の一次冷却系に化学物質を注入する化学物質注入手段
と、前記放射性核種の濃度を測定する手段の測定結果に
基づいて前記化学物質注入手段の化学物質注入量を制御
する原子力プラントであって、前記放射性核種の濃度を
測定する手段が請求項１〜３のいずれかの放射性核種分
析装置であることを特徴とする原子力プラント。 - 【請求項５】請求項４記載の化学物質が水素であること
を特徴とする原子力プラント。 - 【請求項６】原子力プラントの主蒸気系配管より抽出し
た蒸気を、蒸気クーラを介して主蒸気凝縮水とし、該主
蒸気凝縮水を、少なくともイオン交換樹脂塔を含む、放
射性窒素を化学形態別に分析する装置、背圧弁の順に連
続通水して主蒸気凝縮水中の放射性窒素の濃度を測定す
ることを特徴とする原子力プラントの主蒸気凝縮水の放
射性核種分析方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2204990A JP2559527B2 (ja) | 1990-08-03 | 1990-08-03 | 原子力プラントの放射性核種分析装置及びそれを用いたプラント |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2204990A JP2559527B2 (ja) | 1990-08-03 | 1990-08-03 | 原子力プラントの放射性核種分析装置及びそれを用いたプラント |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0493698A JPH0493698A (ja) | 1992-03-26 |
| JP2559527B2 true JP2559527B2 (ja) | 1996-12-04 |
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