JP2625161B2 - 原子力プラントの分析用試料採取装置 - Google Patents
原子力プラントの分析用試料採取装置Info
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- JP2625161B2 JP2625161B2 JP63185363A JP18536388A JP2625161B2 JP 2625161 B2 JP2625161 B2 JP 2625161B2 JP 63185363 A JP63185363 A JP 63185363A JP 18536388 A JP18536388 A JP 18536388A JP 2625161 B2 JP2625161 B2 JP 2625161B2
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- sampling
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】 （産業上の利用分野） 本発明は、原子力プラントの分析用試料採取装置に関
するものである。
するものである。
（従来の技術） 原子力発電所では、万一事故が発生した場合、直ちに
事故の終息及び復旧を図るように配慮されている。事故
の発生した原子力発電所の状況は、種々の計測機器によ
り監視、確認される。またこのとき、計測機器による確
認を補足するあめに、原子炉の冷却材及び原子炉格納容
器内の雰囲気ガスから試料が直接採取されて、分析され
る。この事故発生時の試料採取には、通常運転時に原子
炉の冷却材及び原子炉格納容器内の雰囲気ガスから試料
を採取して分析する分析用試料採取装置が使用されてい
る。
事故の終息及び復旧を図るように配慮されている。事故
の発生した原子力発電所の状況は、種々の計測機器によ
り監視、確認される。またこのとき、計測機器による確
認を補足するあめに、原子炉の冷却材及び原子炉格納容
器内の雰囲気ガスから試料が直接採取されて、分析され
る。この事故発生時の試料採取には、通常運転時に原子
炉の冷却材及び原子炉格納容器内の雰囲気ガスから試料
を採取して分析する分析用試料採取装置が使用されてい
る。
一般に試料を採取する場合には、分析精度を向上する
ために、試料自身を使用してサンプル採取管を予め洗浄
しているが、原子力発電所では、サンプル採取管を洗浄
する場合、サンプル採取管を洗浄した後の冷却材の全て
が廃液になる。また原子炉格納容器内の雰囲気ガスを試
料として採取する場合、雰囲気ガス中に含まれている水
蒸気の凝縮水が廃液になり、この廃液と上記サンプル採
取管洗浄後の廃液とを処理する必要がある。
ために、試料自身を使用してサンプル採取管を予め洗浄
しているが、原子力発電所では、サンプル採取管を洗浄
する場合、サンプル採取管を洗浄した後の冷却材の全て
が廃液になる。また原子炉格納容器内の雰囲気ガスを試
料として採取する場合、雰囲気ガス中に含まれている水
蒸気の凝縮水が廃液になり、この廃液と上記サンプル採
取管洗浄後の廃液とを処理する必要がある。
この廃液処理設備及び分析用試料採取装置に従来例を
図２により説明すると、（20）が原子炉格納容器壁、
（21）が原子炉格納容器の内部、（22）が原子炉格納容
器の外部、（１）が弁、（2a）が原子炉格納容器内（2
1）から原子炉格納容器外（22）へ延びたサンプル採取
管、（３）がトラップ、（４）が試料採取容器、（５）
がコンプレッサ、（6a）が原子炉格納容器外（22）から
原子炉格納容器内（21）へ延びたサンプル返送管、
（７）が液体廃棄物処理設備の受タンク、（2b）がサン
プル採取管（2a）のトラップ（３）から受タンク（７）
へ延びた配管、（6b）がサンプル返送管（6a）のトラッ
プ（３）から受タンク（７）へ延びた配管、（8a）が原
子炉冷却材系から延びたサンプル採取管、（９）が冷却
器、（10）がサンプル採取容器、（11）が液体廃棄物処
理設備の受タンク、（8c）が受タンク（11）から受タン
ク（７）（または原子炉冷却系）へ延びた配管、（6e）
が他のトラップ（３′）から受タンク（７）へ延びた配
管、（6f）が受タンク（７）から液体廃棄物処理設備の
蒸発装置（19）（または原子炉冷却系）へ延びた配管で
ある。
図２により説明すると、（20）が原子炉格納容器壁、
（21）が原子炉格納容器の内部、（22）が原子炉格納容
器の外部、（１）が弁、（2a）が原子炉格納容器内（2
1）から原子炉格納容器外（22）へ延びたサンプル採取
管、（３）がトラップ、（４）が試料採取容器、（５）
がコンプレッサ、（6a）が原子炉格納容器外（22）から
原子炉格納容器内（21）へ延びたサンプル返送管、
（７）が液体廃棄物処理設備の受タンク、（2b）がサン
プル採取管（2a）のトラップ（３）から受タンク（７）
へ延びた配管、（6b）がサンプル返送管（6a）のトラッ
プ（３）から受タンク（７）へ延びた配管、（8a）が原
子炉冷却材系から延びたサンプル採取管、（９）が冷却
器、（10）がサンプル採取容器、（11）が液体廃棄物処
理設備の受タンク、（8c）が受タンク（11）から受タン
ク（７）（または原子炉冷却系）へ延びた配管、（6e）
が他のトラップ（３′）から受タンク（７）へ延びた配
管、（6f）が受タンク（７）から液体廃棄物処理設備の
蒸発装置（19）（または原子炉冷却系）へ延びた配管で
ある。
上記原子力プラントの廃液処理設備及び分析用試料採
取装置では、通常運転時には、原子炉冷却材の試料（2
4）をサンプル採取管（8a）を通って冷却管（９）へ導
き、ここで冷却した後、通常運転時にも事故発生時にも
作業環境上問題のない場所に設置した試料採取容器（1
0）へ導いて、採取する。
取装置では、通常運転時には、原子炉冷却材の試料（2
4）をサンプル採取管（8a）を通って冷却管（９）へ導
き、ここで冷却した後、通常運転時にも事故発生時にも
作業環境上問題のない場所に設置した試料採取容器（1
0）へ導いて、採取する。
またこの試料採取前に洗浄を行うが、このとき、発生
する廃液を受タンク（11）に集めた後、受タンク（７）
を経て廃液処理設備の蒸発装置（19）等へ導いて、再利
用する。
する廃液を受タンク（11）に集めた後、受タンク（７）
を経て廃液処理設備の蒸発装置（19）等へ導いて、再利
用する。
このとき、原子炉格納容器内（21）の雰囲気ガスの試
料（23）をサンプル採取管（2a）→トラップ（３）→試
料採取容器（４）→コンプレッサ（５）→サンプル採取
返送管（6a）→原子炉格納容器内（21）に循環させて、
試料（23）を試料採取容器（４）により採取する。
料（23）をサンプル採取管（2a）→トラップ（３）→試
料採取容器（４）→コンプレッサ（５）→サンプル採取
返送管（6a）→原子炉格納容器内（21）に循環させて、
試料（23）を試料採取容器（４）により採取する。
このとき、トラップ（３）により集収した凝縮水を廃
液処理設備の受タンク（７）へ導いた後、蒸発装置（1
9）等により処理する。
液処理設備の受タンク（７）へ導いた後、蒸発装置（1
9）等により処理する。
一方、事故発生時には、上記通常運転時と同様に試料
を採取するが、事故発生時の原子炉冷却材及び原子格納
容器内（21）の雰囲気ガスは、高濃度の放射性物質によ
り汚染されている可能性があり、放射能汚染が高い場合
には、試料の採取に伴って発生する廃液を通常運転時と
同様に処理するのは、放出放射能の観点から好ましくな
く、この場合には、受タンク（７）或いは受タンク（1
1）に集液した状態で貯蔵管理される。
を採取するが、事故発生時の原子炉冷却材及び原子格納
容器内（21）の雰囲気ガスは、高濃度の放射性物質によ
り汚染されている可能性があり、放射能汚染が高い場合
には、試料の採取に伴って発生する廃液を通常運転時と
同様に処理するのは、放出放射能の観点から好ましくな
く、この場合には、受タンク（７）或いは受タンク（1
1）に集液した状態で貯蔵管理される。
（発明が解決しようとする課題） 前記第２図に示す従来の原子力プラントの分析用試料
採取装置では、事故発生時の試料採取に伴って発生する
廃液を受タンク（７）或いは受タンク（11）に集液した
状態で貯蔵管理しており、受タンク（７）（11）の貯蔵
容量によっては試料採取の回数に制約を受けという問題
があった。
採取装置では、事故発生時の試料採取に伴って発生する
廃液を受タンク（７）或いは受タンク（11）に集液した
状態で貯蔵管理しており、受タンク（７）（11）の貯蔵
容量によっては試料採取の回数に制約を受けという問題
があった。
本発明は前記の問題点に鑑み提案するものであり、そ
の目的とする処は、事故発生時の試料採取に伴って発生
した廃液を試料採取容器（10）へ集液する必要がなく
て、試料採取の回数に制約を受けない原子力プラントの
分析用試料採取装置を提供しようとする点にある。
の目的とする処は、事故発生時の試料採取に伴って発生
した廃液を試料採取容器（10）へ集液する必要がなく
て、試料採取の回数に制約を受けない原子力プラントの
分析用試料採取装置を提供しようとする点にある。
（課題を解決するための手段） 上記の目的を達成するために、本発明の原子力プラン
トの分析用試料採取装置は、通常運転時には、原子炉格
納容器内（21）の原子炉冷却材の試料（24）をサンプル
採取管（8a）を経て原子炉格納容器外（22）の試料採取
容器（10）へ導いて試料（24）をサンプル採取管（8a）
に設けた試料採取容器（10）により採取し、事故発生時
には、サンプル採取管（8a）から分岐した廃液返送管
（16a）を開閉する弁（15）を開いて試料採取容器（1
0）からの廃液を廃液返送管（16a）を経て原子炉格納容
器内（21）へ直接返送する原子炉冷却材の試料（24）採
取系と、通常運転時には、原子炉格納容器内（21）の雰
囲気ガスの試料（23）をサンプル採取管（2a）と原子路
格納容器外（22）のトラップ（３）と試料採取容器
（４）とコンプレッサ（５）とトラップ（３）とサンプ
ル返送管（6a）と原子炉格納容器内（21）とよりなる循
環系統に循環させて試料（23）をサンプル採取管（2a）
に設けた試料採取容器（４）により採取し、事故発生時
には、サンプル採取管（2a）（6a）の各トラップ（３）
から分岐した廃液返送管（2c）（2d）を開閉する各弁
（13）を開いて同各トラップ（３）からの廃液を廃液返
送管（2c）（6c）及び（6c）（6d）を経て同廃液返送管
（2d）（6d）に接続した廃液集収タンク（17）へ集収
し、同廃液集収タンク（17）が満杯近くになると廃液返
送管（16b）に設けたポンプ（18）を起動して同廃液集
収タンク（17）内の廃液を廃液返送管（16b）（16a）を
経て原子炉格納容器内（21）へ返送する雰囲気ガスの試
料（23）採取系とを具えている。
トの分析用試料採取装置は、通常運転時には、原子炉格
納容器内（21）の原子炉冷却材の試料（24）をサンプル
採取管（8a）を経て原子炉格納容器外（22）の試料採取
容器（10）へ導いて試料（24）をサンプル採取管（8a）
に設けた試料採取容器（10）により採取し、事故発生時
には、サンプル採取管（8a）から分岐した廃液返送管
（16a）を開閉する弁（15）を開いて試料採取容器（1
0）からの廃液を廃液返送管（16a）を経て原子炉格納容
器内（21）へ直接返送する原子炉冷却材の試料（24）採
取系と、通常運転時には、原子炉格納容器内（21）の雰
囲気ガスの試料（23）をサンプル採取管（2a）と原子路
格納容器外（22）のトラップ（３）と試料採取容器
（４）とコンプレッサ（５）とトラップ（３）とサンプ
ル返送管（6a）と原子炉格納容器内（21）とよりなる循
環系統に循環させて試料（23）をサンプル採取管（2a）
に設けた試料採取容器（４）により採取し、事故発生時
には、サンプル採取管（2a）（6a）の各トラップ（３）
から分岐した廃液返送管（2c）（2d）を開閉する各弁
（13）を開いて同各トラップ（３）からの廃液を廃液返
送管（2c）（6c）及び（6c）（6d）を経て同廃液返送管
（2d）（6d）に接続した廃液集収タンク（17）へ集収
し、同廃液集収タンク（17）が満杯近くになると廃液返
送管（16b）に設けたポンプ（18）を起動して同廃液集
収タンク（17）内の廃液を廃液返送管（16b）（16a）を
経て原子炉格納容器内（21）へ返送する雰囲気ガスの試
料（23）採取系とを具えている。
（作用） （１）通常運転時、原子炉冷却材の試料（24）採取系で
は、原子炉格納容器内（21）の原子炉冷却材の試料（2
4）をサンプル採取管（8a）を経て原子炉格納容器外（2
2）の試料採取容器（10）へ導いて試料（24）を試料採
取容器（10）により採取し、事故発生時には、弁（15）
を開いて、試料採取容器（10）からの廃液を廃液返送管
（16a）を経て原子炉格納容器内（21）へ直接返送し、
雰囲気ガスの試料（23）採取系では、原子格納容器内
（21）の雰囲気ガスの試料（23）を、サンプル採取管
（2a）と原子炉格納容器外（22）のトラップ（３）と試
料採取管（４）とコンプレッサ（５）とトラップ（３）
とサンプル返送管（6a）と原子炉格納容器内（21）との
循環系統に循環させて、試料（23）を試料採取容器
（４）により採取する。
は、原子炉格納容器内（21）の原子炉冷却材の試料（2
4）をサンプル採取管（8a）を経て原子炉格納容器外（2
2）の試料採取容器（10）へ導いて試料（24）を試料採
取容器（10）により採取し、事故発生時には、弁（15）
を開いて、試料採取容器（10）からの廃液を廃液返送管
（16a）を経て原子炉格納容器内（21）へ直接返送し、
雰囲気ガスの試料（23）採取系では、原子格納容器内
（21）の雰囲気ガスの試料（23）を、サンプル採取管
（2a）と原子炉格納容器外（22）のトラップ（３）と試
料採取管（４）とコンプレッサ（５）とトラップ（３）
とサンプル返送管（6a）と原子炉格納容器内（21）との
循環系統に循環させて、試料（23）を試料採取容器
（４）により採取する。
（２）事故発生時、原子炉冷却材の試料（24）採取系で
は、弁（15）を開いて、試料採取容器（10）からの廃液
を廃液返送管（16a）を経て原子炉格納容器内（21）へ
直接返送し、雰囲気ガスの試料（23）採取系では、サン
プル採取管（2a）のトラップ（３）の弁（13）及びサン
プル返送管（6a）のトラップ（３）の弁（13）を開い
て、同各トラップ（３）からの廃液を廃液返送管（2c）
（2d）及び（6c）（6d）を経て原子炉格納容器内（21）
へ返送する。
は、弁（15）を開いて、試料採取容器（10）からの廃液
を廃液返送管（16a）を経て原子炉格納容器内（21）へ
直接返送し、雰囲気ガスの試料（23）採取系では、サン
プル採取管（2a）のトラップ（３）の弁（13）及びサン
プル返送管（6a）のトラップ（３）の弁（13）を開い
て、同各トラップ（３）からの廃液を廃液返送管（2c）
（2d）及び（6c）（6d）を経て原子炉格納容器内（21）
へ返送する。
（実施例） 次に本発明の原子力プラントの分析用試料採取装置を
第１図に示す一実施例により説明すると、（20）が原子
炉格納容器壁、（21）が原子炉格納容器の内部、（22）
が原子炉格納容器の外部、（１）が弁、（2a）が原子炉
格納容器内（21）から原子炉格納容器外（22）へ延びた
雰囲気ガス試料（23）のサンプル採取管、（４）が試料
採取容器、（５）がコンプレッサ、（6a）が原子炉格納
容器外（22）から原子炉格納容器内（21）へ延びたサン
プル返送管、（３）（３）がトラップで、一方がサンプ
ル採取管（2a）のトラップ、他方がサンプル返送管（6
a）のトラップである。
第１図に示す一実施例により説明すると、（20）が原子
炉格納容器壁、（21）が原子炉格納容器の内部、（22）
が原子炉格納容器の外部、（１）が弁、（2a）が原子炉
格納容器内（21）から原子炉格納容器外（22）へ延びた
雰囲気ガス試料（23）のサンプル採取管、（４）が試料
採取容器、（５）がコンプレッサ、（6a）が原子炉格納
容器外（22）から原子炉格納容器内（21）へ延びたサン
プル返送管、（３）（３）がトラップで、一方がサンプ
ル採取管（2a）のトラップ、他方がサンプル返送管（6
a）のトラップである。
（７）が液体廃液処理設備の受タンク、（2b）がサン
プル採取管（2a）のトラップ（３）から受タンク（７）
へ延びた配管、（2c）が配管（2b）から廃液集収タンク
（17）へ延びた廃液返送管、（2d）が廃液返送管（2c）
から廃液集収タンク（17）へ延びた廃液返送管、（6b）
がサンプル返送管（6a）のトラップ（３）から受タンク
（７）へ延びた配管、（6c）が配管（6b）から分岐した
廃液返送管、（6d）が廃液返送管（6c）から廃液集収タ
ンク（17）へ延びた廃液返送管、（6e）が他のトラップ
（３′）から廃液集収タンク（17）へ延びた廃液返送
管、（6f）が受タンク（７）から液体廃液処理設備の蒸
発装置（19）（または原子炉冷却系）へ延びた配管であ
る。
プル採取管（2a）のトラップ（３）から受タンク（７）
へ延びた配管、（2c）が配管（2b）から廃液集収タンク
（17）へ延びた廃液返送管、（2d）が廃液返送管（2c）
から廃液集収タンク（17）へ延びた廃液返送管、（6b）
がサンプル返送管（6a）のトラップ（３）から受タンク
（７）へ延びた配管、（6c）が配管（6b）から分岐した
廃液返送管、（6d）が廃液返送管（6c）から廃液集収タ
ンク（17）へ延びた廃液返送管、（6e）が他のトラップ
（３′）から廃液集収タンク（17）へ延びた廃液返送
管、（6f）が受タンク（７）から液体廃液処理設備の蒸
発装置（19）（または原子炉冷却系）へ延びた配管であ
る。
（8a）（8b）が原子炉格納容器内（21）から原子炉格
納容器外（22）の後記受タンク（11）へ延びた原子炉冷
却材試料（24）のサンプル採取管、（９）がサンプル採
取管サンプル採取管（8a）の冷却器、（10）がサンプル
採取管（8a）のサンプル採取容器、（16a）がサンプル
採取管（8a）（8b）の間から分岐した廃液返送管で、廃
液返送管（16a）が原子炉格納容器内（21）へ延びてい
る。
納容器外（22）の後記受タンク（11）へ延びた原子炉冷
却材試料（24）のサンプル採取管、（９）がサンプル採
取管サンプル採取管（8a）の冷却器、（10）がサンプル
採取管（8a）のサンプル採取容器、（16a）がサンプル
採取管（8a）（8b）の間から分岐した廃液返送管で、廃
液返送管（16a）が原子炉格納容器内（21）へ延びてい
る。
（11）が液体廃棄物処理設備の受タンク、（8c）が受
タンク（11）から受タンク（７）（または原子炉冷却
系）へ延びた配管、（16b）が廃液集収タンク（17）か
ら廃液返送管（16a）へ延びた廃液返送管、（18）が廃
液返送管（16b）に設けたポンプ、（12）〜（15）が弁
である。
タンク（11）から受タンク（７）（または原子炉冷却
系）へ延びた配管、（16b）が廃液集収タンク（17）か
ら廃液返送管（16a）へ延びた廃液返送管、（18）が廃
液返送管（16b）に設けたポンプ、（12）〜（15）が弁
である。
次に前記第１図に示す原子力プラントの分析用試料採
取装置の作用を説明する。（１）通常運転時、原子炉冷
却材の試料（24）採取系では、原子炉格納容器内（21）
の原子炉冷却材料試料（24）をサンプル採取管（8a）→
冷却器（９）へ導き、ここで冷却した後、試料採取容器
（10）へ導いて、採取する。
取装置の作用を説明する。（１）通常運転時、原子炉冷
却材の試料（24）採取系では、原子炉格納容器内（21）
の原子炉冷却材料試料（24）をサンプル採取管（8a）→
冷却器（９）へ導き、ここで冷却した後、試料採取容器
（10）へ導いて、採取する。
この試料採取前に洗浄を行うが、このとき、発生する
廃液を受タンク（11）に集めた後、受タンク（７）を経
て廃液物処理設備の蒸発装置（19）等へ導いて、処理す
るか、原子炉冷却系へ導いて、再利用する。
廃液を受タンク（11）に集めた後、受タンク（７）を経
て廃液物処理設備の蒸発装置（19）等へ導いて、処理す
るか、原子炉冷却系へ導いて、再利用する。
またこのとき、雰囲気ガスの試料（23）採取系では、
原子炉格納容器内（21）の雰囲気ガス試料（23）を、サ
ンプル採取管（2a）→サンプル採取管（2a）のトラップ
（３）→試料採取容器（４）→コンプレッサ（５）→ト
ラップ（３）→サンプル採取管（6a）→原子炉格納容器
内（21）の循環系統に循環させて、雰囲気ガスの試料
（23）を試料採取容器（４）により採取する。
原子炉格納容器内（21）の雰囲気ガス試料（23）を、サ
ンプル採取管（2a）→サンプル採取管（2a）のトラップ
（３）→試料採取容器（４）→コンプレッサ（５）→ト
ラップ（３）→サンプル採取管（6a）→原子炉格納容器
内（21）の循環系統に循環させて、雰囲気ガスの試料
（23）を試料採取容器（４）により採取する。
またこのとき、サンプル採取管（2a）のトラップ
（３）により集収した凝縮水を弁（12）→配管（2b）を
経て液体廃棄物処理設備の受タンク（７）へ導いた後、
蒸発装置（19）等により処理する。
（３）により集収した凝縮水を弁（12）→配管（2b）を
経て液体廃棄物処理設備の受タンク（７）へ導いた後、
蒸発装置（19）等により処理する。
（２）事故発生時、原子炉冷却材の試料（24）採取系で
は、原子炉格納容器内（21）の原子炉冷却材試料（24）
をサンプル採取管（8a）→冷却器（９）へ導き、ここで
冷却した後、試料採取容器（10）へ導いて、採取する一
方、弁（14）を閉じ、弁（15）を開いて、サンプル採取
容器（10）からの廃液を廃液返送管（16a）を経て原子
炉格納容器内（21）へ直接返送する。
は、原子炉格納容器内（21）の原子炉冷却材試料（24）
をサンプル採取管（8a）→冷却器（９）へ導き、ここで
冷却した後、試料採取容器（10）へ導いて、採取する一
方、弁（14）を閉じ、弁（15）を開いて、サンプル採取
容器（10）からの廃液を廃液返送管（16a）を経て原子
炉格納容器内（21）へ直接返送する。
またこのとき、雰囲気ガスの試料（23）採取系では、
サンプル採取管（2a）のトラップ（３）及びサンプル採
取管（6a）のトラップ（３）の弁（12）を閉じ、弁（1
3）を開いて、各トラップ（３）からの凝縮水（雰囲気
ガス試料（23）の冷却に伴って発生した高放射能の凝縮
水）を廃液返送管（2c）（2d）及び（6c）（6d）を経て
廃液集収タンク（17）へ集液する。また同廃液集収タン
ク（17）が満杯近くになると、ポンプ（18）を起動し
て、廃液集収タンク（17）内の廃液を廃液返送管（16
b）→廃液返送管（16a）を経て原子炉格納容器内（21）
へ返送する。
サンプル採取管（2a）のトラップ（３）及びサンプル採
取管（6a）のトラップ（３）の弁（12）を閉じ、弁（1
3）を開いて、各トラップ（３）からの凝縮水（雰囲気
ガス試料（23）の冷却に伴って発生した高放射能の凝縮
水）を廃液返送管（2c）（2d）及び（6c）（6d）を経て
廃液集収タンク（17）へ集液する。また同廃液集収タン
ク（17）が満杯近くになると、ポンプ（18）を起動し
て、廃液集収タンク（17）内の廃液を廃液返送管（16
b）→廃液返送管（16a）を経て原子炉格納容器内（21）
へ返送する。
この場合、ポンプ（18）の代わりに廃液集収タンク
（17）の気相部をN2ガス等により加圧して、圧送するよ
うにしてもよい。
（17）の気相部をN2ガス等により加圧して、圧送するよ
うにしてもよい。
上記実施例では、原子炉冷却材の試料（24）採取系と
雰囲気ガスの試料（23）採取系とを液体廃棄物処理設備
の受タンク（７）に接続しており、同受タンク（７）を
上記２つの試料採取系に兼用しているので、分析用試料
採取装置の構成を合理化できる上に、高放射性機器の設
置範囲を少なくできて、作業員の被爆を低減できる。
雰囲気ガスの試料（23）採取系とを液体廃棄物処理設備
の受タンク（７）に接続しており、同受タンク（７）を
上記２つの試料採取系に兼用しているので、分析用試料
採取装置の構成を合理化できる上に、高放射性機器の設
置範囲を少なくできて、作業員の被爆を低減できる。
なお前記通常運転時には、原子炉格納容器内（21）が
事故発生時のように高濃度の放射性物質で汚染れていな
いので、通常運転時に試料採取に伴って発生する廃液を
原子炉格納容器内（21）へ返送すると、原子炉格納容器
内（21）が汚染の原因になる。このため、通常運転時に
は、試料採取に伴って発生する廃液は従来と同じように
原子炉冷却材として再利用するか、液体廃棄物処理設備
へ送って、蒸発処理等を行う。
事故発生時のように高濃度の放射性物質で汚染れていな
いので、通常運転時に試料採取に伴って発生する廃液を
原子炉格納容器内（21）へ返送すると、原子炉格納容器
内（21）が汚染の原因になる。このため、通常運転時に
は、試料採取に伴って発生する廃液は従来と同じように
原子炉冷却材として再利用するか、液体廃棄物処理設備
へ送って、蒸発処理等を行う。
（発明の効果） 本発明の原子力プラントの分析用試料採取装置は前記
のように事故発生時、原子炉冷却材の試料（24）採取系
では、原子炉格納容器内（21）の原子炉冷却材の試料
（24）採取に伴って発生する廃液を、弁（14）を閉じ、
弁（15）を開いて、原子炉格納容器内（21）へ直接返送
するので、事故発生時の試料採取に伴って発生する廃液
を試料採取容器（10）へ集液する必要がなくて、試料採
取の回数に制約を受けない。
のように事故発生時、原子炉冷却材の試料（24）採取系
では、原子炉格納容器内（21）の原子炉冷却材の試料
（24）採取に伴って発生する廃液を、弁（14）を閉じ、
弁（15）を開いて、原子炉格納容器内（21）へ直接返送
するので、事故発生時の試料採取に伴って発生する廃液
を試料採取容器（10）へ集液する必要がなくて、試料採
取の回数に制約を受けない。
また通常運転時、雰囲気ガスの試料（23）採取系で
は、サンプル採取管（2a）のトラップ（３）及びサンプ
ル採取管（6a）のトラップ（３）の弁（12）を閉じ、弁
（13）を開いて、各トラップ（３）により集収した凝縮
水（雰囲気ガス試料（23）の冷却に伴って発生した高放
射能の凝縮水）を廃液返送管（2c）（2d）及び（6c）
（6d）を経て廃液集収タンク（17）へ集液するので、原
子炉格納容器内（21）の雰囲気ガスの試料（23）を適切
且つ容易に採取できる。
は、サンプル採取管（2a）のトラップ（３）及びサンプ
ル採取管（6a）のトラップ（３）の弁（12）を閉じ、弁
（13）を開いて、各トラップ（３）により集収した凝縮
水（雰囲気ガス試料（23）の冷却に伴って発生した高放
射能の凝縮水）を廃液返送管（2c）（2d）及び（6c）
（6d）を経て廃液集収タンク（17）へ集液するので、原
子炉格納容器内（21）の雰囲気ガスの試料（23）を適切
且つ容易に採取できる。
また原子炉格納容器内（21）の雰囲気ガスの試料（2
3）採取に伴って発生する凝縮水と、原子炉格納容器内
（21）の原子炉冷却材の試料（24）採取に伴って発生す
る余剰の廃液とを原子炉格納容器内（21）内へ返送する
ので、高放射能の廃液を安全に処理することができる。
3）採取に伴って発生する凝縮水と、原子炉格納容器内
（21）の原子炉冷却材の試料（24）採取に伴って発生す
る余剰の廃液とを原子炉格納容器内（21）内へ返送する
ので、高放射能の廃液を安全に処理することができる。
第１図は本発明の原子力プラントの分析用試料採取装置
の一実施例を示す系統図、第２図は従来の原子力プラン
トの分析用試料採取装置を示す系統図である。 （2a）……サンプル採取管、（2c）（2d）及び（6c）
（6d）……排液返送管、（３）（３）……トラップ、
（４）……試料採取管、（５）……コンプレッサ、（6
a）……サンプル返送管、（７）……液体廃棄物処理設
備の受タンク、（8a）……サンプル採取管、（10）……
試料採取容器、（13）……弁、（15）……弁、（16a）
……廃液返送管、（17）……廃液集収タンク、（20）…
…原子炉格納容器壁、（21）……原子炉格納容器の内
部、（22）……原子炉格納容器の外部、（23）……原子
炉冷却材の試料、（24）……原子炉冷却材の試料。
の一実施例を示す系統図、第２図は従来の原子力プラン
トの分析用試料採取装置を示す系統図である。 （2a）……サンプル採取管、（2c）（2d）及び（6c）
（6d）……排液返送管、（３）（３）……トラップ、
（４）……試料採取管、（５）……コンプレッサ、（6
a）……サンプル返送管、（７）……液体廃棄物処理設
備の受タンク、（8a）……サンプル採取管、（10）……
試料採取容器、（13）……弁、（15）……弁、（16a）
……廃液返送管、（17）……廃液集収タンク、（20）…
…原子炉格納容器壁、（21）……原子炉格納容器の内
部、（22）……原子炉格納容器の外部、（23）……原子
炉冷却材の試料、（24）……原子炉冷却材の試料。
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (73)特許権者 999999999 九州電力 株式会社 福岡県福岡市中央区渡辺通二丁目１番82 号 (73)特許権者 999999999 日本原子力発電 株式会社 東京都千代田区大手町一丁目６番１号 (73)特許権者 999999999 三菱重工業株式会社 東京都千代田区丸の内２丁目５番１号 (72)発明者 木村 仁 大阪府大阪市北区中之島３丁目３番22号 関西電力株式会社内 (72)発明者 小柳 勝 福岡県福岡市中央区渡辺通２丁目１番82 号 九州電力株式会社内 (72)発明者 坂牧 克明 東京都千代田区大手町１丁目６番１号 日本原子力発電株式会社内 (72)発明者 岡田 幸衛 東京都港区芝公園２丁目４番１号 三菱 原子力工業株式会社内 (72)発明者 姉川 弘明 東京都港区芝公園２丁目４番１号 三菱 原子力工業株式会社内 (56)参考文献 特開 昭62−12831（ＪＰ，Ａ) 特開 昭57−144492（ＪＰ，Ａ) 特開 昭59−104584（ＪＰ，Ａ) 実開 昭62−140434（ＪＰ，Ｕ)
Claims (1)
- 【請求項１】通常運転時には、原子炉格納容器内（21）
の原子炉冷却材の試料（24）をサンプル採取管（8a）を
経て原子炉格納容器外（22）の試料採取容器（10）へ導
いて試料（24）をサンプル採取管（8a）に設けた試料採
取容器（10）により採取し、事故発生時には、サンプル
採取管（8a）から分岐した廃液返送管（16a）を開閉す
る弁（15）を開いて試料採取容器（10）からの廃液を廃
液返送管（16a）を経て原子炉格納容器内（21）へ直接
返送する原子炉冷却材の試料（24）採取系と、通常運転
時には、原子炉格納容器内（21）の雰囲気ガスの試料
（23）をサンプル採取管（2a）と原子炉格納容器外（2
2）のトラップ（３）と試料採取容器（４）とコンプレ
ッサ（５）とトラップ（３）とサンプル返送管（6a）と
原子炉格納容器内（21）とよりなる循環系統に循環させ
て試料（23）をサンプル採取管（2a）に設けた試料採取
容器（４）により採取し、事故発生時には、サンプル採
取管（2a）（6a）の各トラップ（３）から分岐した廃液
返送管（2c）（6c）を開閉する各弁（13）を開いて同各
トラップ（３）からの廃液を廃液返送管（2c）（2d）及
び（6c）（6d）を経て同廃液返送管（2d）（6d）に接続
した廃液集収タンク（17）へ集収し、同廃液集収タンク
（17）が満杯近くになると廃液返送管（16b）に設けた
ポンプ（18）を起動して同廃液集収タンク（17）内の廃
液を廃液返送管（16b）（16a）を経て原子炉格納容器内
（21）へ返送する雰囲気ガスの試料（23）採取系とを具
えていることを特徴とした原子力プラントの分析用試料
採取装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63185363A JP2625161B2 (ja) | 1988-07-27 | 1988-07-27 | 原子力プラントの分析用試料採取装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63185363A JP2625161B2 (ja) | 1988-07-27 | 1988-07-27 | 原子力プラントの分析用試料採取装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH0236337A JPH0236337A (ja) | 1990-02-06 |
| JP2625161B2 true JP2625161B2 (ja) | 1997-07-02 |
Family
ID=16169490
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63185363A Expired - Lifetime JP2625161B2 (ja) | 1988-07-27 | 1988-07-27 | 原子力プラントの分析用試料採取装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JP2625161B2 (ja) |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011008845A1 (en) | 2009-07-14 | 2011-01-20 | Toray Plastics (America), Inc. | Crosslinked polyolefin foam sheet with exceptional softness, haptics, moldability, thermal stability and shear strength |
| CN110223791B (zh) * | 2019-04-12 | 2022-06-10 | 中国核动力研究设计院 | 一种可用于压水堆核电站事故后的核取样系统 |
| CN117213927B (zh) * | 2023-09-15 | 2024-04-23 | 中核环保产业有限公司 | 一种可远程操作的核电站废水取样装置及其使用方法 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6212831A (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-21 | Hitachi Ltd | 試料採取システム |
-
1988
- 1988-07-27 JP JP63185363A patent/JP2625161B2/ja not_active Expired - Lifetime
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0236337A (ja) | 1990-02-06 |
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