JP2654279B2 - 原子炉格納容器内漏洩検出系 - Google Patents

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は、原子力発電プラントに
おける原子炉格納容器内の各種配管等の漏洩検出に係
り、特に圧力配管等の破断に際して事前に生じる亀裂に
伴う微少漏洩を早期に検出することにより、大破断事故
を未然に防止するための原子炉格納容器内漏洩検出系に
関する。

【０００２】

【従来の技術】例えば、沸騰水型原子力発電所における
原子炉格納容器と原子炉圧力容器に結合される主要な圧
力配管等は図２の漏洩検出系統構成図に示すようなって
いる。

【０００３】即ち、原子炉格納容器１内に設置された原
子炉圧力容器２内には炉心３が収納されており、さら
に、原子炉圧力容器２には原子炉格納容器１を貫通して
給水配管４が結合されていて冷却材である水が供給され
る。この水は原子炉圧力容器２内の炉心３で加熱されて
蒸気となり、主蒸気管５により原子炉格納容器１を貫通
して図示しない蒸気タービンへ導びかれる。また炉心３
における循環水量を増し、炉心３を効果的に冷却して安
定した運転を行なうために原子炉圧力容器２内に設置さ
れた図示しないジェットポンプと、再循環ポンプ６と共
に構成される再循環系の吸込側配管７及び吐出側配管８
が原子炉圧力容器２に結合されている。

【０００４】また原子炉格納容器１は前記の各圧力配管
が万一破断した場合は、破断口から噴出する放射能を含
む蒸気等をこの中に閉じ込め、ベントパイプ９を通じて
原子炉格納容器１内で原子炉圧力容器２の下に設置され
たサプレッションプール10へ導いて、冷却、凝縮させる
ことにより原子炉格納容器１の外部環境に放射能を含ん
だ蒸気が漏洩することを防止する役目を持っている。従
って、原子炉格納容器１は通常、厚さ30mm位の鋼鉄板を
溶接して作られており、その外側には厚さ１ｍ以上のコ
ンクリート壁11で覆われている。また、給水配管４や主
蒸気管５には夫々原子炉格納容器１の内外に遮蔽弁12及
び主蒸気遮蔽弁13が取付けられており、配管破断事故時
等には原子炉格納容器１及びコンクリート壁11の配管部
分を塞いで外部と隔離するようになっている。

【０００５】以上のように、原子炉格納容器１は配管破
断事故時に噴出する蒸気を原子炉格納容器１内に閉じ込
めて、周囲の環境へ放射能を含んだ蒸気等が漏洩するこ
とを防止する役目を持っているため密閉構造となってい
る。このため、原子炉格納容器１内で前記サプレッショ
ンプール10の上部に形成されたドライウェルにおいて
は、平常運転時は内部に設置した格納容器クーラー14で
冷却するように構成されている。なお、この格納容器ク
ーラー14の冷媒である冷水は、外部よりクーラー冷媒配
管15により供給される。従って平常運転時に万一、各種
圧力配管に微小亀裂が生じて冷却材の微少漏洩が発生す
ると、この微小亀裂から噴出した蒸気は原子炉格納容器
１内へ閉じ込められて湿度の上昇をもたらすが、この蒸
気は格納容器クーラー14で凝縮されてクーラーのドレン
水となる。このドレン水はドライウェルの床面に設置さ
れたドレン水サンプ16へ流下する。

【０００６】図３は上記した格納容器クーラー14のドレ
ン水サンプ16における流量測定系統を示した構成図で、
格納容器クーラー14内には冷却器17とプロペラフアン18
が内蔵されていて、圧力配管19に生じた微小亀裂20より
漏洩した蒸気21は、原子炉格納容器１内の雰囲気と共に
プロペラフアン18により吸込まれて冷却器17で冷却され
る。この際、蒸気21は凝縮されてドレン水としてドレン
水サンプ16へ排出される。ドレン水サンプ16にはサイホ
ン管22があり、ドレン水サンプ16内の水位が一定レベル
以上に上昇すると、サイホンの原理によりドレン水はド
レン水サンプ16からドレン配管23を介して排出される。
この際に原子炉格納容器１外に設けられたタービン流量
計24で漏洩検出と漏洩量の測定が行われるように構成さ
れている。

【０００７】

【発明が解決しようとする課題】従来のドレン水サンプ
の流量測定系統によると、先ずドレン水サンプ16へは格
納容器クーラー14のドレン水以外にも、原子炉格納容器
１内に存在する各種ポンプやバルブ等の軸封水等が流入
するため、格納容器クーラー14のドレン水量のみを単独
に測定できないので、漏洩蒸気量が少ないと漏洩を検出
することが難しかった。次にドレン水サンプ16からの汲
出しにサイホン管22を用いているのでタービン流量計24
の作動が間欠的であり、流量を連続的に測定できないた
め迅速な漏洩検出が困難であった。さらに、漏洩測定に
タービン流量計24を用いているので漏洩等が無く長期間
作動していないと、タービン流量計24の軸受等が固着す
るおそれや、塵埃及び鉄錆等が流入するとタービン羽根
にからまって故障し易い。

【０００８】本発明の目的とするところは、原子炉格納
容器内の格納容器クーラーの冷媒に特定の放射性同位元
素を添加すると共に、圧力配管内及びドレン水に含まれ
る放射性同位元素を併せて検出分析し、圧力配管等の破
断の事前に生ずる微小亀裂からの微少漏洩を検知して、
大破断事故を未然に防止することのできる原子炉格納容
器内漏洩検出系を提供することにある。

【０００９】

【課題を解決するための手段】原子炉格納容器内に設け
られた格納容器クーラーに供給する冷媒に放射性物質を
添加する放射性物質注入手段と、この冷媒配管に接続し
たガンマ線波高分析器及びこの測定結果のデータ記録・
転送手段と、前記格納容器クーラーによって凝縮された
ドレン水及び原子炉格納容器内で生じるドレン水等を収
集するドレン水サンプに接続されたガンマ線波高分析器
及びその測定結果のデータ記録・転送手段と、原子炉格
納容器内に設置した原子炉圧力容器に結合された各種配
管に接続されたガンマ線波高分析器及びその測定結果の
データ記録・転送手段と、前記各データ記録・転送手段
より入力した各ガンマ線波高分析器の測定データを比較
分析処理するデータ処理手段を具備する。

【００１０】

【作用】再循環系、蒸気系、給水系の各種配管におい
て、その流体内の放射性同位元素の状態が夫々異なって
いるため、各ガンマ線波高分析結果が夫々特徴を持った
ものとして得られる。従って、各種配管とドレン水サン
プのガンマ線波高分析を適切な頻度で実施し、それらの
測定データを比較分析することによって、各種圧力配管
及び格納容器クーラー冷媒配管からの微少漏洩の検出精
度が向上すると共に、漏洩配管の特定ができるので保守
の効率が向上し、かつ各種圧力配管の大破断事故を未然
に防止することができる。

【００１１】

【実施例】本発明の一実施例を図面を参照して説明す
る。なお、上記した従来技術と同じ構成部分については
同一符号を付して詳細な説明を省略する。

【００１２】図１は原子炉格納容器内漏洩検出系の系統
構成図で、原子炉格納容器１内に設置された原子炉圧力
容器２内には炉心３が収納されている。さらに原子炉圧
力容器２には原子炉格納容器１を貫通して給水配管４が
結合されていて冷却材である水が供給される。この水は
原子炉圧力容器２内の炉心３で加熱されて蒸気となり、
主蒸気管５により原子炉格納容器１を貫通して図示しな
い蒸気タービンへ導びかれる。また炉心３の循環水量を
増し、炉心３を効果的に冷却して安定した運転を行なう
ために原子炉圧力容器２に接続された吸込側配管７と再
循環ポンプ６及び吐出側配管８によりなる再循環系が設
けてある。

【００１３】さらに原子炉格納容器１は前記の各圧力配
管が万一破断した場合は、破断口から噴出する放射能を
含む蒸気等をこの中に閉じ込め、ベントパイプ９を通じ
て原子炉格納容器１内で原子炉圧力容器２の下に設置さ
れたサプレッションプール10へ導き、凝縮させることに
より原子炉格納容器１の外部環境に放射能を含んだ蒸気
が漏洩することを防止する役目を持っている。また給水
配管４や主蒸気管５には夫々原子炉格納容器１の内外に
遮蔽弁12、主蒸気遮蔽弁13が取付けられており、配管破
断事故時等には原子炉格納容器１及びコンクリート壁11
の配管部分を塞いで隔離する密閉構造となっている。

【００１４】従って、原子炉格納容器１内の前記サプレ
ッションプール10の上部に形成されたドライウェルは、
内部に設置した格納容器クーラー14で平常運転時は冷却
されている。この格納容器クーラー14の冷媒である冷水
は、外部よりクーラー冷媒配管15により供給される。こ
れにより万一、各種圧力配管に微小亀裂が生じて冷却材
の微少漏洩が発生すると、この微小亀裂から噴出した蒸
気は原子炉格納容器１内へ閉じ込められて湿度の上昇を
もたらすが、この蒸気は格納容器クーラー14で凝縮され
てクーラーのドレン水となる。このドレン水はドライウ
ェルの床面に設置されたドレン水サンプ16へ流下するよ
うになっている。

【００１５】また前記格納容器クーラー14のクーラー冷
媒配管15に放射性物質を添加する放射性物質注入手段で
ある放射性物質注入装置30を接続すると共に、クーラー
冷媒配管15にクーラー冷媒サンプリング配管31を連結
し、このクーラー冷媒サンプリング配管31にガンマ線波
高分析器36とデータ記録・転送装置41が接続してある。
また前記各種圧力配管である再循環系の吐出側配管８に
は、再循環ポンプ配管サンプリング配管32を連結して、
これにガンマ線波高分析器36とそのデータ記録・転送装
置42が、主蒸気管５には蒸気系配管サンプリング配管33
を連結して、ガンマ線波高分析器38とそのデータ記録・
転送装置43が、さらに、給水配管４には給水系配管サン
プリング配管34を連結し、ガンマ線波高分析器39とデー
タ記録・転送装置44が接続してある。またドレン水サン
プ16には、ドレン水サンプリング配管35を連結して、こ
のドレン水サンプリング配管35にガンマ線波高分析器40
とそのデータ記録・転送装置45が接続されている。

【００１６】上記各データ記録・転送装置41，42，43，
44，45の出力は夫々のガンマ線波高分析器36，37，38，
39，40の測定データを比較分析処理するデータ処理手段
であるデータ処理装置46に接続されて構成している。次
に上記構成による作用について説明する。各サンプリン
グ配管31〜35に接続された夫々のガンマ線波高分析器36
〜40は次のような作動をする。

【００１７】即ち、沸騰水型原子力発電所の原子炉の炉
心３においては、冷却材である水の放射線分解が生じ、
これらがさらに原子炉燃料からの放射線の照射を受け
て、例えば¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃ，¹⁴Ｃ等の放射性同位元素が定常
的に存在している。従って再循環ポンプ配管サンプリン
グ配管32には炉水が直接流入しているので、これに接続
されているガンマ線波高分析器37における測定データに
は、これら炉水に含まれる放射性同位元素のスペクトル
が常に顕著に現れる。

【００１８】また蒸気系配管サンプリング配管33のガン
マ線波高分析器38では、主蒸気管５における蒸気に前記
炉水中の放射性同位元素の蒸気相への移行率が異なるた
め、前記再循環系のガンマ線波高分析器37のスペクトル
とは異ったものを呈す。

【００１９】さらに、給水系配管サンプリング配管34に
おいては、給水配管４には前記炉水が一旦蒸気となり、
かつ、主蒸気管５により図示しない蒸気タービンへ導か
れて仕事をした後に、図示しない復水器にて冷却、凝縮
された復水が導かれきている。また原子炉圧力容器２を
蒸気となって出てから時間経過が長く、炉水中に生成さ
れ蒸気相へ移行した放射性同位元素も減衰することか
ら、ガンマ線波高分析器39において測定されるものは、
前記再循環ポンプ配管サンプリング配管32のガンマ線波
高分析器37及び蒸気系配管サンプリング配管33に接続さ
れたガンマ線波高分析器38にて測定されたいずれの結果
とも異ったガンマ線スペクトルが検出される。

【００２０】一方、原子炉格納容器１でドライウェル内
の雰囲気を冷却し、湿分を凝縮してドレン水とする格納
容器クーラー14のクーラー冷媒配管15には、外部から冷
媒を供給しているため当然放射性物質は含まれていな
い、従って、予め放射性物質注入装置30により原子炉に
おいて生成される放射性同位元素と判別でき、しかも適
当な半減期と放出ガンマ線エネルギーを持つ例えば²²Ｎ
ａのような放射性同位元素を放射線管理上影響のない程
度添加する。従って、クーラー冷媒サンプリング配管31
に接続されたガンマ線波高分析器36では、前記３つの各
圧力配管系サンプリング配管に接続されたガンマ線波高
分析器37，38，39で測定される結果とは異なる²²Ｎａの
ガンマ線スペクトルが測定される。

【００２１】またドレン水サンプリング配管35に接続さ
れているガンマ線波高分析器40では、通常は前記各圧力
配管内に存在する放射性同位元素や格納容器クーラー14
のクーラー冷媒配管15に添加される²²Ｎａは観測され
ず、クーラー冷媒配管15において冷媒の漏洩が発生した
時は²²Ｎａのみがガンマ線波高分析器40で測定されて、
格納容器クーラー系での冷媒の漏洩が検出できる。

【００２２】しかしながら前記再循環系の吸込側配管７
及び吐出側配管８や主蒸気管５、給水配管４等の圧力配
管からの漏洩があった場合には、この蒸気がドライウェ
ル内の雰囲気と共に格納容器クーラー14において凝縮さ
れてドレン水となり、ドレン水サンプ16に流下してドレ
ン水サンプリング配管35を介し、ガンマ線波高分析器40
により前記¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃ，¹⁴Ｃ等の放射性同位元素が夫々
漏洩配管の種別に対応したスペクトルで観測される。

【００２３】従って、各種圧力配管のサンプリング配管
32，33，34に接続されたガンマ線波高分析器37，38，39
とドレン水サンプリング配管35に接続されたガンマ線波
高分析器40及びクーラー冷媒サンプリング配管31に接続
されたガンマ線波高分析器36による測定を適切な頻度で
行い、各ガンマ線波高分析器36，37，38，39，40に接続
されたデータ記録・転送装置41，42，43，44，45を介し
て送られる放射性同位元素のスペクトル測定データをデ
ータ処理装置46において比較分析処理することによっ
て、各種配管からの漏洩の有無と、漏洩が発生した配管
の特定を微少漏洩である時点で検出することができる。
勿論配管からの漏洩は、即、配管亀裂とは限らず、シー
ル部等からの漏洩も考えられるが、この早期検出により
異常が軽微な時期に保全対策が実施できることには変わ
りない。

【００２４】なお図１においては、蒸気系配管，給水系
配管，再循環配管，格納容器クーラー冷媒配管及びドレ
ン水の各サンプリング配管にガンマ線波高分析器とデー
タ記録・転送装置を接続したが、他の重要配管に対して
も同様にガンマ線波高分析器と測定結果のデータ記録・
転送装置を接続することにより、本発明の一実施例の効
果をさらに向上させることができる。

【００２５】

【発明の効果】以上本発明のによれば、各種配管におけ
る流体のガンマ線スペクトルとドレン水サンプにおける
ドレン水のガンマ線スペクトルとを比較するので、各種
配管における微少漏洩を早期に検出し、早急に対処する
ことができるので、特に圧力配管における大破断事故は
未然に防止できる。また格納容器クーラーの冷媒配管に
放射性物質注入装置を設けたので、格納容器クーラーに
おける冷媒の漏洩と他の各種配管からの漏洩とを区別す
ることができる。さらに、各種配管におけるガンマ線ス
ペクトルの差異を利用して漏洩配管を特定することがで
きるので各種配管の保全が容易となり、原子炉運転の信
頼性が向上する効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例を示す原子炉格納容器内漏洩
検出系の系統構成図。

【図２】従来の原子炉格納容器内漏洩検出系の系統構成
図。

【図３】従来のドレン水サンプにおける流量測定系統を
示した構成図。

【符号の説明】

１…原子炉格納容器、２…原子炉圧力容器、３…炉心、
４…給水配管、５…主蒸気管、６…再循環ポンプ、７…
吸込側配管、８…吐出側配管、14…格納容器クーラー、
15…クーラー冷媒配管、16…ドレン水サンプ、30…放射
性物質注入装置、31…クーラー冷媒サンプリング配管、
32…再循環ポンプ配管サンプリング配管、33…蒸気系配
管サンプリング配管、34…給水系配管サンプリング配
管、35…ドレン水サンプリング配管、36，37，38，39，
40…ガンマ線波高分析器、41，42，43、44、45…データ
記録・転送装置、46…データ処理装置。

Claims (1)

(57)【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉格納容器内に設けられた格納容器
   クーラーに供給する冷媒に放射性物質を添加する放射性
   物質注入手段と、この冷媒配管に接続したガンマ線波高
   分析器及びこの測定結果のデータ記録・転送手段と、前
   記格納容器クーラーによって凝縮されたドレン水及び原
   子炉格納容器内で生じるドレン水等を収集するドレン水
   サンプに接続されたガンマ線波高分析器と、その測定結
   果のデータ記録・転送手段と、原子炉格納容器内に設置
   した各種配管に接続されたガンマ線波高分析器及びその
   測定結果のデータ記録・転送手段と、前記各データ記録
   ・転送手段より入力した各ガンマ線波高分析器の測定デ
   ータを比較分析処理するデータ処理手段を備えたことを
   特徴とする原子炉格納容器内漏洩検出系。