JP6249889B2

JP6249889B2 - 原子力プラントの排ガス監視システム

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Publication number: JP6249889B2
Application number: JP2014128266A
Authority: JP
Inventors: 航治松本; 祐鳥谷部; 均桑原; 博見丸山; 近藤　貴夫; 貴夫近藤; 暁之土屋
Original assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Current assignee: Hitachi GE Nuclear Energy Ltd
Priority date: 2014-06-23
Filing date: 2014-06-23
Publication date: 2017-12-20
Anticipated expiration: 2034-06-23
Also published as: JP2016008844A

Description

本発明は、原子炉構造物から排出されたＦＰガスを監視する原子力プラントの排ガス監視システムに関する。

過酷事故を起こした原子力プラントでは、原子炉内の核燃料が溶融し、原子炉内に設置された核計装系も破損して、原子炉内の状態を監視できない事態が生じる可能性がある。健全な炉心の反応度を測定する場合（具体的には、燃料装荷時や原子炉起動時の臨界近接）には、中性子検出器を主に用いる。しかし、過酷事故を起こした原子力プラントでは、原子炉への接近が制限され、中性子検出器を設置できない状況にある。そこで、原子炉構造物から排出されたＦＰガス（核分裂生成ガス）が、原子炉構造物内の状態を知る手がかりとなる。

ここで、原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける２つの核種（１３３Ｘｅ，８８Ｋｒ）の生成量の比率Ｒを測定値から求め、この比率Ｒに基づき中性子増倍率ｋを推定する方法が提唱されている（例えば特許文献１参照）。特許文献１では、下記の数式１を用いて、２つの核種の生成量の比率Ｒから中性子増倍率ｋを推定している。式中のγ_{８８Ｋｒ，ＳＦ}は核燃料物質（Ｃｍ）の自発核分裂（ＳＦ：Spontaneous Fission）による核種（８８Ｋｒ）の核分裂収率、γ_{８８Ｋｒ，ＮＦ}は核燃料物質（Ｕ）の誘起核分裂（ＮＦ：Neutron Induced Fission）による核種（８８Ｋｒ）の核分裂収率である。また、γ_{１３３Ｘｅ，ＳＦ}は核燃料物質（Ｃｍ）の自発核分裂による核種（１３３Ｘｅ）の核分裂収率、γ_{１３３Ｘｅ，ＮＦ}は核燃料物質（Ｕ）の誘起核分裂による核種（１３３Ｘｅ）の核分裂収率である。

特開２０１３−２５７２０９号公報

原子炉構造物からの溶融燃料（燃料デブリ）の取出しに際して、溶融燃料の反応度や、溶融燃料がどのように分布しているかを知ることは、溶融燃料の取出し作業計画を立案するために重要である。

ところで、溶融燃料の取出し作業では、γ線を遮蔽する目的で、原子炉構造物内に水張りを行う必要がある。水張りの工程では、原子炉構造物内の水位が上昇し、元々気中に存在していた溶融燃料が水を被るようになる。溶融燃料が水を被れば、中性子との反応が促進され、中性子増倍率が増大する。そこで、本願発明者らは、水張りを利用すれば、水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を取得でき、溶融燃料の反応度や分布を推定できることに気がついた。

本発明の目的は、原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を取得できる原子力プラントの排ガス監視システムを提供することにある。

上記目的を達成するために、代表的な本発明は、原子炉構造物から排出されたＦＰガスを監視する原子力プラントの排ガス監視システムにおいて、注水装置の断続的な注水によって前記原子炉構造物内の水位が上昇する度に、前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスに対し、第１核種の放射能及び第２核種の放射能を測定する放射能測定装置と、前記原子炉構造物内の水位毎に、前記放射能測定装置で測定された第１核種の放射能と第２核種の放射能との比を演算し、この比に基づき中性子増倍率を演算して、前記原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を作成する中性子増倍率分布推定装置と、を備え、前記中性子増倍率分布推定装置は、前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能の単位時間当たりの変化量が、前記原子炉構造物内の水位の変化前に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能の単位時間当たりの変化量を基準として設定された許容範囲内にあると判定した場合に、前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能の単位時間当たりの平均値を用い、前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第２核種の放射能の単位時間当たりの変化量が、前記原子炉構造物内の水位の変化前に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第２核種の放射能の単位時間当たりの変化量を基準として設定された許容範囲内にあると判定した場合に、前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第２核種の放射能の単位時間当たりの平均値を用いて、前記第１核種の放射能と前記第２核種の放射能との比を演算する。

本発明によれば、原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を取得できる。

本発明の第１の実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。本発明の第１の実施形態における２つの核種の放射能比と中性子増倍率との関係式である線形関数を説明するための図である。本発明の第１の実施形態における中性子増倍率分布の表示の具体例を表す図である。本発明の第２の実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。

本発明の第１の実施形態を、図１により説明する。

図１は、本実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。なお、この図１においては、原子炉構造物内の水張りが完了した状態を示している。

本実施形態では、原子炉構造物１（詳細には、原子炉圧力容器又は原子炉格納容器等）内に、例えば溶融燃料（燃料デブリ）２Ａ，２Ｂが存在している場合を想定している。そして、原子炉構造物１内の水張りを行うため、注水装置３を設けている。注水装置３は、注水部４及び水位演算部５を備えている。

注水部４は、詳細を図示しないが、例えば、原子炉構造物１に配管等を介して水を注入するポンプと、このポンプを制御するポンプ制御部とを有している。ポンプ制御部は、まず、ポンプを所定の時間だけ駆動させて、原子炉構造物１内の水位を所定の間隔ΔＨだけ上昇させる。その後、原子炉構造物１内の水位の上昇に伴い溶融燃料が水を被って中性子との反応が促進される場合を想定し、その反応が定常状態となるための待機時間を考慮して、ポンプを所定の時間だけ停止させる。このようなポンプの駆動と停止を交互に繰返して、原子炉構造物１への注水を断続的に行うようになっている。

水位演算部５は、注水部４からのポンプＯＮ／ＯＦＦ情報（言い換えれば、注水ＯＮ／ＯＦＦ情報）に応じて、ポンプの注水量及び原子炉構造物１の形状に基づき、原子炉構造物１内の水位を演算するようになっている。

また、本実施形態では、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスを監視する排ガス監視システムを構成するものとして、放射能測定装置６及び中性子増倍率分布推定装置７を設けている。

放射能測定装置６は、γ線検出器８、放射能演算部９、及び放射能表示部１０を備えている。γ線検出器８は、例えば原子炉構造物１から配管を介して排出されたＦＰガスを一時的に滞留させるガスチェンバーに設けられており、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスのγ線エネルギースペクトルを随時検出する。

放射能演算部９は、γ線検出器８で検出されたγ線エネルギースペクトルに基づき、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける第１核種（本実施形態では８８Ｋｒ）の放射能及び第２核種（本実施形態では１３５Ｘｅ）の放射能を随時演算し、それらを放射能表示部１０及び中性子増倍率分布推定装置７に出力する。放射能表示部１０は、例えば第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化（タイムチャート）を表示するようになっている。

中性子増倍率分布推定装置７は、データ収録部１１、放射能比演算部１２、線形関数記憶部１３、中性子増倍率演算部１４、中性子増倍率分布作成部１５、及び中性子増倍率分布表示部１６（ディスプレイ）を備えている。

データ収録部１１は、注水装置３の注水部４から注水ＯＮ／ＯＦＦ情報を入力し、注水装置３の水位演算部５から原子炉構造物１の水位情報を入力し、放射能測定装置６の放射能演算部９から第１核種の放射能及び第２核種の放射能を入力するようになっている。そして、まず、原子炉構造物１内の水位の変化前に原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量を基準として許容範囲を設定する。その後、原子炉構造物１内の水位の変化後に原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化（言い換えれば、注水ＯＮからＯＦＦへの切替情報を入力してから所定時間が経過した後に測定された第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化）を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量が許容範囲内にあるか否かを判定する。許容範囲内にあると判定した場合に（言い換えれば、定常状態にあると判定した場合に）、それらの単位時間当たりの平均値を演算し、対応する原子炉構造物１内の水位と関連付けて収録する。

放射能比演算部１２は、データ収録部１１で収録された原子炉構造物１内の水位毎に、対応する第１核種の放射能と第２核種の放射能との比αを演算する。線形関数記憶部１３は、放射能比αと中性子増倍率ｋとの関係式である一次近似式（線形関数）を記憶しており、中性子増倍率演算部１４は、その線形関数を用いて、放射能比演算部１２で演算された放射能比αから中性子増倍率ｋを演算する。

ここで、上述した線形関数について説明する。まず、中性子源強度をＳ_０とすれば、中性子増倍率ｋ＜１である場合の中性子数Ｓは、下記の数式２で表せる。

溶融燃料（燃料デブリ）体系の場合、中性子源は、核燃料物質（Ｃｍ）の自発核分裂による中性子と、核燃料物質（Ｕ）の誘起核分裂による中性子である。核燃料物質（Ｃｍ）の自発核分裂による中性子数Ｓ_ＳＦは、下記の数式３で表せ、核燃料物質（Ｕ）の誘起核分裂による中性子数Ｓ_ＮＦは、下記の数式４で表せる。

また、核燃料物質（Ｃｍ）の自発核分裂数Ｆ_ＳＦは、下記の数式５で表せ、核燃料物質（Ｕ）の誘起核分裂数Ｆ_ＮＦは、下記の数式６で表せる。式中のν_ＳＦは自発核分裂当たりの発生中性子数、ν_ＮＦは誘起核分裂当たりの発生中性子数である。

上述した第１核種及び第２核種を考える。第１核種の核種密度Ｎ_Ａは、上記の数式５及び数式６を用いれば、下記の数式７で表せる。同様に、第２核種の核種密度は、上記の数式５及び数式６を用いれば、下記の数式８で表せる。式中のＶは原子炉構造物内の気相の容積である。また、λ_Ａは第１核種の崩壊定数、γ_Ａ，ＳＦは自発核分裂による第１核種の核分裂収率、γ_Ａ，ＮＦは誘起核分裂による第１核種の核分裂収率である。また、λ_Ｂは第２核種の崩壊定数、γ_Ｂ，ＳＦは自発核分裂による第２核種の核分裂収率、γ_Ｂ，ＮＦは誘起核分裂による第２核種の核分裂収率である。

そして、第１核種の放射能Ｑ_Ａ（すなわち、第１核種の崩壊定数λ_Ａと核種密度Ｎ_Ａの積）と第２核種の放射能Ｑ_Ｂ（すなわち、第２核種の崩壊定数λ_Ｂと核種密度Ｎ_Ｂの積）との比αをとれば、上記の数式７及び数式８を用いて、下記の数式９を導き出すことができる。

そして、上記の数式９を用い、例えば図２で示すように中性子増倍率ｋと放射能比α（本実施形態では、８８Ｋｒの放射能と１３５Ｘｅの放射能との比）の座標系にプロットすれば、放射能比αと中性子増倍率ｋとの関係式である一次近似式（下記の数式１０）を求めることができる。図２の場合は、傾きｃ＝２．０５５、切片ｄ＝−０．１１１となる。

このようにして求められた一次近似式（線形関数）が記憶部１３に予め記憶されており、中性子増倍率ｋの演算に用いられる。

中性子増倍率分布作成部１５は、原子炉構造物１内の水位毎に演算された中性子増倍率ｋを入力し、原子炉構造物１内の水位の変化に対応する中性子増倍率ｋの変動分布（以降、中性子増倍率分布という）を作成して、中性子増倍率分布表示部１６に出力する。中性子増倍率分布表示部１６は、例えば図３で示すような中性子増倍率分布を画面表示するようになっている。

以上のように本実施形態においては、中性子増倍率分布を取得して表示することができる。したがって、溶融燃料２Ａ，２Ｂの反応度や分布を推定することができる。

本発明の第２の実施形態を、図４により説明する。

図４は、本実施形態における原子力プラントの排ガス監視システムの構成を、原子炉構造物及び注水装置とともに表すブロック図である。なお、本実施形態において上記第１の実施形態と同等の部分は同一の符号を付し、適宜、説明を省略する。

本実施形態の中性子増倍率分布推定装置７は、データ収録部１１Ａ、放射能補正部１７、放射能比演算部１２、線形関数記憶部１３、中性子増倍率演算部１４、中性子増倍率分布作成部１５、及び中性子増倍率分布表示部１６を備えている。

データ収録部１１Ａは、上記第１の実施形態のデータ収録部１１と同様、注水装置３の注水部４から注水ＯＮ／ＯＦＦ情報を入力し、注水装置３の水位演算部５から原子炉構造物１の水位情報を入力し、放射能測定装置６の放射能演算部９から第１核種（本実施形態では８８Ｋｒ）の放射能及び第２核種（本実施形態では１３５Ｘｅ）の放射能を入力するようになっている。そして、上記第１の実施形態のデータ収録部１１と同様、原子炉構造物１内の水位の変化前に原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量を基準として許容範囲を設定する。その後、原子炉構造物１内の水位の変化後に原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化（言い換えれば、注水ＯＮからＯＦＦへの切替情報を入力してから所定時間が経過した後に測定された第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化）を一時的に記憶し、それらの単位時間当たりの変化量が許容範囲内にあるか否かを判定する。許容範囲内にあると判定した場合に（言い換えれば、定常状態にあると判定した場合に）、それらの単位時間当たりの平均値を演算し、対応する原子炉構造物１内の水位と関連付けて収録する。

なお、本実施形態では、後述する第２核種（１３５Ｘｅ）の放射能の補正のために、放射能測定装置６の放射能演算部９Ａは、核種（１３５Ｉ）の放射能も随時演算し、中性子増倍率分布推定装置７に出力する。そして、データ収録部１１Ａは、上述した第１核種及び第２核種と同様、核種（１３５Ｉ）の単位時間当たりの平均値を演算し、対応する原子炉構造物１内の水位と関連付けて収録する。

データ収録部１１Ａは、第１核種又は第２核種の放射能が所定の変動量より大きく変動したか否かを判定することにより、原子炉構造物１内の水位の上昇に伴い溶融燃料が水を被って中性子との反応が促進されたか否かを判定する。そして、第１核種又は第２核種の放射能が所定の変動量より大きく変動した場合は、注水ＯＦＦからＯＮへの切替タイミング（言い換えれば、原子炉構造物１内の水位の変動タイミング）と第１核種又は第２核種の放射能の変動タイミングとの差分から遅れ時間（言い換えれば、ＦＰガスが原子炉構造物１からγ線検出器に到達するまでの時間）を演算し、対応する原子炉構造物１内の水位と関連付けて収録する。なお、遅れ時間が得られなかった水位に対しては、その水位より高い水位で得られた遅れ時間を関連付けるか、それもなければ、その水位より低い水位で得られた遅れ時間を関連付けて収録する。

放射能補正部１７は、データ収録部１１で収録された原子炉構造物１内の水位毎に、対応する遅れ時間に基づき、対応する第１核種の放射能と第２核種の放射能を補正する。すなわち、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能（言い換えれば、測定時の放射能）を、原子炉構造物１内のＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能（言い換えれば、発生時の放射能）となるように補正する。以下、具体的に説明する。

原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける核種（８８Ｋｒ、１３５Ｘｅ、１３５Ｉ）の核種密度をＮ_{Ｋｒ（ｔ）}、Ｎ_{Ｘｅ（ｔ）}、Ｎ_Ｉ（ｔ）とし、原子炉構造物１内のＦＰガスにおける核種（８８Ｋｒ、１３５Ｘｅ、１３５Ｉ）の核種密度をＮ_{Ｋｒ（０）}、Ｎ_{Ｘｅ（０）}、Ｎ_Ｉ（０）とし、核種（８８Ｋｒ、１３５Ｘｅ、１３５Ｉ）の崩壊定数をλ_Ｋｒ、λ_Ｘｅ、λ_Ｉとすれば、下記の数式１１〜１３が成立する。

また、上記の数式１１〜１３にて遅れ時間ｔで積分すれば、下記の数式１４〜１６を導きだすことができる。

そして、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける核種（８８Ｋｒ、１３５Ｘｅ、１３５Ｉ）の放射能をＱ_{Ｋｒ（ｔ）}、Ｑ_{Ｘｅ（ｔ）}、Ｑ_Ｉ（ｔ）とし、原子炉構造物１内のＦＰガスにおける核種（８８Ｋｒ、１３５Ｘｅ、１３５Ｉ）の放射能をＱ_{Ｋｒ（０）}、Ｑ_{Ｘｅ（０）}、Ｑ_Ｉ（０）とすれば、上記の式１４〜１６を用いることにより、下記の数式１７〜１９が成立する。

放射能補正部１７は、上記の数式１７〜１９を用いて、第１核種（８８Ｋｒ）の放射能Ｑ_{Ｋｒ（ｔ）}をＱ_{Ｋｒ（０）}に補正し、第２核種（１３５Ｘｅ）の放射能Ｑ_{Ｘｅ（ｔ）}をＱ_{Ｘｅ（０）}に補正する。そして、放射能比演算部１２は、補正された第１核種の放射能と補正された第２核種の放射能との比を演算する。

以上のように構成された本実施形態においても、上記第１の実施形態と同様、中性子増倍率分布を取得して表示することができる。したがって、溶融燃料２Ａ，２Ｂの反応度や分布を推定することができる。また、本実施形態では、上記第１の実施形態と比べ、中性子増倍率の精度を高めることができる。

なお、上記第２の実施形態においては、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける核種（１３５Ｉ）の放射能Ｑ_Ｉ（ｔ）を測定し、原子炉構造物１内のＦＰガスにおける核種（１３５Ｉ）の放射能Ｑ_Ｉ（０）を演算し、この核種（１３５Ｉ）の放射能Ｑ_Ｉ（０）をパラメータとして含む上記の数式１８を用いて、原子炉構造物１内のＦＰガスにおける核種（１３５Ｘｅ）の放射能Ｑ_{Ｘｅ（０）}を演算する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、核種（１３５Ｉ）が水溶性であることや、その崩壊定数が核種（１３５Ｘｅ）より小さいことを考慮すれば、数式１８の第二項を零に近似してもよい。したがって、原子炉構造物１から排出されたＦＰガスにおける核種（１３５Ｉ）の放射能Ｑ_Ｉ（ｔ）を測定しなくともよい。この場合も、上記第１の実施形態と比べ、中性子増倍率の精度を高めることができる。

また、上記第２の実施形態においては、中性子増倍率分布推定装置７のデータ収録部１１が遅れ時間を演算する場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えば放射能測定装置６の放射能表示部１０にて第１核種の放射能及び第２核種の放射能の経時変化とともに注水ＯＮ／ＯＦＦのタイミングを表示し、これに基づいて作業者が遅れ時間を演算して中性子増倍率分布推定装置７に入力してもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

また、上記第１及び第２の実施形態においては、注水装置３が水位演算部５を有する場合（すなわち、中性子増倍率分布推定装置７が注水装置３から原子炉構造物１内の水位情報を入力する場合）を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、中性子増倍率分布推定装置７が水位演算部５を有してもよい（すなわち、中性子増倍率分布推定装置７が注水装置３から注水ＯＮ・ＯＦＦ情報を入力し、これに基づいて原子炉構造物１内の水位を演算してもよい）。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

また、上記第１及び第２の実施形態においては、中性子増倍率分布を出力する出力部として、中性子増倍率分布を画面表示する表示部１６を備える場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、例えば、中性子増倍率分布の画像を印刷するプリンタを備えてもよい。この場合も、上記同様の効果を得ることができる。

また、上記第１及び第２の実施形態においては、第１核種として８８Ｋｒを選定し、第２核種として１３５Ｘｅを選定した場合を例にとって説明したが、これに限られず、本発明の趣旨及び技術思想を逸脱しない範囲内で変形が可能である。すなわち、上述した数式９を成立させるために、第１核種として質量数９０近傍の核種を選定し、第２核種として質量数１３５近傍の核種を選定すればよい（具体的には、第２核種として、例えば１３３Ｘｅを選定してもよい）。但し、選定条件として、好ましくは、長寿命の親核種を持たない、比較的単純な崩壊チェインを持つものがよい。また、好ましくは、第１核種の誘起核分裂の収率γ_Ａ，ＮＦ及び第２核種の誘起核分裂の収率γ_Ｂ，ＮＦが比較的大きく（例えばγ_Ａ，ＮＦ，γ_Ｂ，ＮＦ＞０．０１）、第１核種の誘起核分裂の収率γ_Ａ，ＮＦと自発核分裂の収率γ_Ａ，ＳＦとの比が比較的小さく（例えばγ_Ａ，ＳＦ／γ_Ａ，ＮＦ＜０．２）、第２核種の誘起核分裂の収率γ_Ａ，ＮＦと自発核分裂の収率γ_Ａ，ＳＦとの比が１に近く（例えば０．８＜γ_Ａ，ＳＦ／γ_Ａ，ＮＦ＜１．２）、第１核種の半減期及び第２核種の半減期が遅れ時間に比べて大きいほうがよい。なお、下記の表１に示すように、第１核種としての８８Ｋｒ、第２核種としての１３５Ｘｅ又は１３３Ｘｅは、前述した選定条件を満たしている。

また、上記第１及び第２の実施形態においては、特に説明しなかったが、中性子増倍率ｋが１に近い領域において誘起核分裂を考慮する場合や、中性子増倍率ｋが０に近い領域において自発核分裂を考慮する場合は、核分裂体系の組成から、核種の収率に重みづけをしてもよい。このような変形例においても、上記同様の効果を得ることができる。

１原子炉構造物
３注水装置
６放射能測定装置
７中性子増倍率分布推定装置
１６中性子増倍率分布表示部

Claims

原子炉構造物から排出されたＦＰガスを監視する原子力プラントの排ガス監視システムにおいて、
注水装置の断続的な注水によって前記原子炉構造物内の水位が上昇する度に、前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスに対し、第１核種の放射能及び第２核種の放射能を測定する放射能測定装置と、
前記原子炉構造物内の水位毎に、前記放射能測定装置で測定された第１核種の放射能と第２核種の放射能との比を演算し、この比に基づき中性子増倍率を演算して、前記原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を作成する中性子増倍率分布推定装置と、を備え、
前記中性子増倍率分布推定装置は、
前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能の単位時間当たりの変化量が、前記原子炉構造物内の水位の変化前に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能の単位時間当たりの変化量を基準として設定された許容範囲内にあると判定した場合に、前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能の単位時間当たりの平均値を用い、
前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第２核種の放射能の単位時間当たりの変化量が、前記原子炉構造物内の水位の変化前に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第２核種の放射能の単位時間当たりの変化量を基準として設定された許容範囲内にあると判定した場合に、前記原子炉構造物内の水位の変化後に前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第２核種の放射能の単位時間当たりの平均値を用いて、
前記第１核種の放射能と前記第２核種の放射能との比を演算することを特徴とする原子力プラントの排ガス監視システム。
原子炉構造物から排出されたＦＰガスを監視する原子力プラントの排ガス監視システムにおいて、
注水装置の断続的な注水によって前記原子炉構造物内の水位が上昇する度に、前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスに対し、第１核種の放射能及び第２核種の放射能を測定する放射能測定装置と、
前記原子炉構造物内の水位毎に、前記放射能測定装置で測定された第１核種の放射能と第２核種の放射能との比を演算し、この比に基づき中性子増倍率を演算して、前記原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を作成する中性子増倍率分布推定装置と、を備え、
前記中性子増倍率分布推定装置は、
前記注水装置による前記原子炉構造物内の水位の変動タイミングと前記放射能測定装置で測定された第１核種又は第２核種の放射能の変動タイミングとの差分から遅れ時間を演算し、この遅れ時間に基づき、前記原子炉構造物から排出されたＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能を、前記原子炉構造物内のＦＰガスにおける第１核種の放射能及び第２核種の放射能となるように補正する機能を有し、
前記原子炉構造物内の水位毎に、補正された第１核種の放射能と補正された第２核種の放射能との比を演算し、この比に基づき中性子増倍率を演算して、前記原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を作成することを特徴とする原子力プラントの排ガス監視システム。
請求項１又は２記載の原子力プラントの排ガス監視システムにおいて、
前記原子炉構造物内の水位の変化に対応する中性子増倍率の変動分布を画面表示する表示部、を備えたことを特徴とする原子力プラント。