JPH01276087A - 放射性水モニタ装置 - Google Patents
放射性水モニタ装置Info
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- JPH01276087A JPH01276087A JP63105595A JP10559588A JPH01276087A JP H01276087 A JPH01276087 A JP H01276087A JP 63105595 A JP63105595 A JP 63105595A JP 10559588 A JP10559588 A JP 10559588A JP H01276087 A JPH01276087 A JP H01276087A
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- Measurement Of Radiation (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
〔産業上の利用分野］
本発明は放射性水モニタ装置、特に放射性廃水中に含ま
れる低エネルギー放射能を高感度で測定する装置に関す
る。 ［従来の技術］ 近年、原子力や放射性同位元素（以下Ｒ１という）利用
が盛んなるに従い、放射性廃液が大量化し、Ｒ１核種も
多種類にわたるようになってきている。そこで、安全管
理の立場から、これら放射性廃液の性状に応じた放射能
濃度の測定監視を行う必要がある。 従来は放射性廃液をサンプリングし、液体シンチレーシ
ッンカウンタで測定するか、あるいはＧＭ管の放射線検
出窓面やシート状プラスチックシンチレータの検出面に
測定対象の廃液を流しながら測定する方法などがとられ
ている。 しかし、前者のサンプリング方式は検出感度は高いが、
リアルタイム測定ができないという問題点がある。また
、後者の検出面に被測定廃液を流す方式では低エネルギ
ーβ線に対し検出感度が低いため、トリチウム排水に係
る許容濃度に対応する低濃度放射性廃液のリアルタイム
測定が困難であるという問題点がある。 従って、現状においては、トリチウムのような低エネル
ギーβ線の高感度測定にはリアルタイム的でないが、前
者のサンプリング方式を取り、適宜タイミングでの測定
が実施されている。一方、中高エネルギーβ線核種に対
しては後者の水モニタ装置が一般に普及利用されている
。 ［発明が解決しようとする課題］ 既述のような水モニタ装置の普及に加え、今後は低エネ
ルギーβ線、特にトリチウムの廃液が増大することが予
想される。このため、放射線安全管理の観点から、排水
に係るトリチウムの許容濃度３ Ｘ １０ ””μＣ１
／ａｍ３ニ対応ｔ６低ｚネルキーβ線をリアルタイムで
実測できる水モニタ装置の開発が待たれる。すなわち、
現在の電力供給の２７％に及ぶ原子力発電、特に重水炉
ではトリチウムの生成量が膨大となろうとしている。ま
た、核融合研究では１回のトリチウムの使用量だけでも
１０万Ｃ１を越すといわれており、さらにその量が増大
しようとしている。そのほか、中性子発生用ターゲット
、生物医学でのトレーサーとしてトリチウムが大量に使
用され、廃液の増加が必然的に生じる。従って、確実、
簡便、経済的にトリチウムの許容濃度をリアルタイムで
実測する高感度の水モニタ装置が必要である。 しかしながら、測定対象のトリチウムβ線は、水中での
最大飛程がわずか数μｍであり、空気中（１気圧）では
数ｍｍである。従って、廃液から放射線検出器へ入射す
るトリチウムは数μｍ以内の極わずかな層内に存在する
ものだけである。さらに、検出器に放射線入射窓がある
場合、窓の厚さが数μｍの水に相当する厚さを有するた
め、トリチウムβ線は検出器の有感部に達する以前に吸
収され、検出することができない。 これらのことから、トリチウム測定は既述したサンプリ
ング方式のように検出器としての液体シンチレーション
カウンタの検出部に廃液を直接取り入れて測定すること
によって行なわれている。 そこで、液体シンチレーションカウンタについて第３図
に基づいて説明する。この測定には放射線の照射がある
と、エネルギーに応じた発光をする液体状のシンチレー
タが利用される。まず、シンチレータに測定対象である
廃液を混合し、容積２０ｍ、ｅ（普及型）の透明ガラス
びん１０（乳白色のフッ素樹脂系びんの場合もある）に
適量注入する。すると廃液中の放射性物質より発せられ
る放射線によりシンチレータが発光する。このシンチレ
ータからの発光を光電子増倍管１２で受け、光電子変換
後、電子増倍（１０７倍）する。そして、同時回路１４
、直線増幅器１６、計数率計１８を経て発光を電気パル
スとして測定する。 さらに、測定結果は、記録計２０に表示するとともに、
測定結果が所定値以上である場合には警報計２２でこれ
を表示する。なお、光電子増倍管１２は通常２本からな
り、光電子増倍管１２自身の熱電子ノイズと放射線の信
号を区別する。すなわち、熱電子ノイズは各光電子増倍
管１２それぞれ独自に発生する。一方、放射線による発
光は両光電子増倍管１２に同時に入射する。従って同時
回路１４で両光電子増倍管１２からの同時に得られる信
号のみを放射線による発光として計測すれば、同時信号
とならない熱電子ノイズを除去でき、０棟とする放射線
を有効に測定できる。 さらに、この方法は測定を阻害する廃液中や放射線入射
窓でのエネルギー損失がなく、シンチレータ光にその全
エネルギーが有効に利用されるので低エネルギーβ線の
測定に有効である。 しかし、このような液体シンチレーションカウンタは高
感度化が見込まれるが、リアルタイム測定ができないこ
とから、連続計測が行える水モニタ装置とはならない。 そこで、液体シンチレータ部をシート状プラスチックシ
ンチレータあるいは粒状プラスチックシンチレータに代
え、その表面に廃液を流しながらリアルタイム測定する
方法が用いられている。この方法は直接シンチレータに
廃液が接しているので低エネルギーβ線の測定が可能で
ある。しかし、廃液層が厚いとシンチレータ面から廃液
側に入るに従い、廃液による自己吸収をともない検出効
率を低下させる。すなわち、トリチウムについては既述
したように測定に有効な廃液層の厚さは最大飛程に相当
する数μｍであり、これを超えることはない。 従って、この方法では、トリチウムの排水に係る許容濃
度の測定などの低エネルギー放射線の測定の場合にはシ
ンチレータ各部の構造を特別に対応したり、長時間（例
えば３０分程度）にわたる放射線計数の積算により統計
的変動を小さくして測定すること等の工夫が必要である
。これらのことから、リアルタイム測定では感度の向上
を図ること必要であることが分る。 さらに、シート状シンチレーション方式では長時間測定
に利用しているとると水垢の固着、汚泥の沈着、放射性
物質による汚染を伴う。そして、これによって低エネル
ギーβ線の吸収層が形成されたり、バックグラウンドが
高まり検出感度が低下するなどの欠点を生じ、測定結果
への信頼性を失う結果となる。また、汚染物等の適宜除
去等の対応が必要となり、水モニタ装置の維持管理にお
ける負担が増大する。 一方気体状のトリチウムのリアルタイムモニタでは、水
モニタ同様に検出部にトリチウムを取り入れて測定する
必要がある。そのために第４図に示すような通気形電離
箱が用いられている。このような通気形電離箱による測
定は電離箱３０内に生じたトリチウムによる電離電荷（
以後電離電流とする）をガス増幅したり、再結合しない
ように円筒状の外部電極３２と集電極３４の間に電場が
生じるように電圧を印加し、電離電流を集電することに
よって行う。そして、この電離電流をエレクトロメータ
等で測定し、トリチウム濃度を求める。 ここで、電離電流ｌとトリチウム濃度Ｎには次式の関係
がある。 １−η” ｅ Ｅ ／ Ｗ １１Ｎ Ｖ−η（（１，６
ＸｌＯ−１９Ｘ ５．７Ｘ１０３Ｘ ３．７ＸＩＯ’
） ／３４） −ＮＶ −９．６ｘｌＯ−ＮＶ（Ａ） ・ （
１）η；効率 ｅ：電子１個の電荷 １．８Ｘ １Ｏ−１９ＣＥニトリ
チウムβ線１個が電離箱内で失うエネルギー（トリチウ
ムの平均エネルギー５．７ｋｏＶ ） Ｗ：測定気体中に電子対１個を生成する平均エネルギー
（空気３４ｏＶ） ■＝電離箱の有効容積（Ｃｍ３） Ｎ：濃度（μＣ１／ｃｍ’ ） そして、トリチウムの最大許容濃度は空気中で５ＸＩＯ
’μＣ１／ｃｍ’（８時間の平均）である。この濃度の
時＋＋ｔＯｊ！の電離箱有効容積に生じる電離電流ｌは
上記（１）式より求まり、効率η−１とすると約５Ｘ１
０−１４Ａとなる。この電離電流Ｉはエレクトロメータ
３６で測定する訳であるがこのエレクトロメータ３６の
検出感度は、通常１Ｏ−１４Ａ程度である。このため、
最大許容濃度以下のトリチウム濃度の検出も可能である
。 しかし、この電離電流Ｉは微弱であり、また集電極３４
と外部電極３２とを隔てる絶縁体３８は１０１６Ω以上
であることを必要とする。したがって、空気出入管４０
を通じて流通される空気中の湿度により絶縁抵抗が変化
する。そして、飽和湿度では水分の繍縮を生じ絶縁抵抗
の低下をきたし濃度測定が不能となる。この点について
、経験的に電離箱３０の適正側石湿度は６０％以下であ
り、最大限９０％で使用されている。 ここで、室温（３５℃）において飽和水蒸気圧まで水分
を含んだ空気１０７には０．４ｇの水が含まれる。そこ
で、絶縁破壊を起こさないものと仮定して、電離箱３０
ヘトリチウムの濃度３ＸＩＯ−３μＣ１／ｃｍ’ （
最大許容濃度）の廃液を飽和水蒸気圧までの空気に混入
して電離電流Ｉを測定すると、（１）式などを用いても
とめられる電離電流Ｉは１．２Ｘ ｔｏ” Ａとなる。 この電離電流■はエレクトロメータ３６の検出感度以下
であり、飽和蒸気圧まで廃液の水蒸気を含むものとして
も測定不可能であることが理解される。従ってこの方法
で測定するためには電離箱容積を８５Ｊ！以上とする必
要がある。さらに湿度を室温２０℃で８０％とするとさ
らに２．５倍程度の容積を必要とすることから約２１０
４となり水モニタ装置として大形化する欠点がある。 発明の目的 本発明は前記従来の課題に鑑みなされたものであり、そ
の目的は廃液中の放射性濃度測定のうち、トリチウムの
排水に係る許容濃度以下という低エネルギーβ線などを
確実、簡便、経済的にリアルタイム測定する高感度な水
モニタ装置を提供することにある。 ［問題点を解決するための手段］ 前記目的を達成するために、本発明に係る放射性水モニ
タ装置は、測定対象の放射性廃液を加熱し高温の加熱蒸
気とする蒸気発生部と、この蒸気発生部からの加熱蒸気
と別の供給源からの計測用気体を所定の割合いで取り入
れ混合する気体混合部と、 この気体混合部からの高温の混合気体を受入れ、放射能
の測定を行う耐高温の通気式電離箱と、を有することを
特徴とする。 ［作用］ 放射性廃液を蒸気発生部に導入し、ここで高温の加熱蒸
気とする。そして、この加熱蒸気を気体混合部において
窒素や空気などの計測用気体に容積比で例えば１０％程
度混入させる。そして、この混合気体を高温加熱状態で
電離箱に供給する。 このため、相対湿度を低く保った状態で混合気体中の廃
水濃度を高めることができ、トリチウムの排水に係る許
容濃度以下というような低エネルギーの放射能濃度をリ
アルタイムで確実に測定することができる。また、表示
器や警報器を設ければ、濃度表示、記録、一定濃度での
警報を行うこともできる。
れる低エネルギー放射能を高感度で測定する装置に関す
る。 ［従来の技術］ 近年、原子力や放射性同位元素（以下Ｒ１という）利用
が盛んなるに従い、放射性廃液が大量化し、Ｒ１核種も
多種類にわたるようになってきている。そこで、安全管
理の立場から、これら放射性廃液の性状に応じた放射能
濃度の測定監視を行う必要がある。 従来は放射性廃液をサンプリングし、液体シンチレーシ
ッンカウンタで測定するか、あるいはＧＭ管の放射線検
出窓面やシート状プラスチックシンチレータの検出面に
測定対象の廃液を流しながら測定する方法などがとられ
ている。 しかし、前者のサンプリング方式は検出感度は高いが、
リアルタイム測定ができないという問題点がある。また
、後者の検出面に被測定廃液を流す方式では低エネルギ
ーβ線に対し検出感度が低いため、トリチウム排水に係
る許容濃度に対応する低濃度放射性廃液のリアルタイム
測定が困難であるという問題点がある。 従って、現状においては、トリチウムのような低エネル
ギーβ線の高感度測定にはリアルタイム的でないが、前
者のサンプリング方式を取り、適宜タイミングでの測定
が実施されている。一方、中高エネルギーβ線核種に対
しては後者の水モニタ装置が一般に普及利用されている
。 ［発明が解決しようとする課題］ 既述のような水モニタ装置の普及に加え、今後は低エネ
ルギーβ線、特にトリチウムの廃液が増大することが予
想される。このため、放射線安全管理の観点から、排水
に係るトリチウムの許容濃度３ Ｘ １０ ””μＣ１
／ａｍ３ニ対応ｔ６低ｚネルキーβ線をリアルタイムで
実測できる水モニタ装置の開発が待たれる。すなわち、
現在の電力供給の２７％に及ぶ原子力発電、特に重水炉
ではトリチウムの生成量が膨大となろうとしている。ま
た、核融合研究では１回のトリチウムの使用量だけでも
１０万Ｃ１を越すといわれており、さらにその量が増大
しようとしている。そのほか、中性子発生用ターゲット
、生物医学でのトレーサーとしてトリチウムが大量に使
用され、廃液の増加が必然的に生じる。従って、確実、
簡便、経済的にトリチウムの許容濃度をリアルタイムで
実測する高感度の水モニタ装置が必要である。 しかしながら、測定対象のトリチウムβ線は、水中での
最大飛程がわずか数μｍであり、空気中（１気圧）では
数ｍｍである。従って、廃液から放射線検出器へ入射す
るトリチウムは数μｍ以内の極わずかな層内に存在する
ものだけである。さらに、検出器に放射線入射窓がある
場合、窓の厚さが数μｍの水に相当する厚さを有するた
め、トリチウムβ線は検出器の有感部に達する以前に吸
収され、検出することができない。 これらのことから、トリチウム測定は既述したサンプリ
ング方式のように検出器としての液体シンチレーション
カウンタの検出部に廃液を直接取り入れて測定すること
によって行なわれている。 そこで、液体シンチレーションカウンタについて第３図
に基づいて説明する。この測定には放射線の照射がある
と、エネルギーに応じた発光をする液体状のシンチレー
タが利用される。まず、シンチレータに測定対象である
廃液を混合し、容積２０ｍ、ｅ（普及型）の透明ガラス
びん１０（乳白色のフッ素樹脂系びんの場合もある）に
適量注入する。すると廃液中の放射性物質より発せられ
る放射線によりシンチレータが発光する。このシンチレ
ータからの発光を光電子増倍管１２で受け、光電子変換
後、電子増倍（１０７倍）する。そして、同時回路１４
、直線増幅器１６、計数率計１８を経て発光を電気パル
スとして測定する。 さらに、測定結果は、記録計２０に表示するとともに、
測定結果が所定値以上である場合には警報計２２でこれ
を表示する。なお、光電子増倍管１２は通常２本からな
り、光電子増倍管１２自身の熱電子ノイズと放射線の信
号を区別する。すなわち、熱電子ノイズは各光電子増倍
管１２それぞれ独自に発生する。一方、放射線による発
光は両光電子増倍管１２に同時に入射する。従って同時
回路１４で両光電子増倍管１２からの同時に得られる信
号のみを放射線による発光として計測すれば、同時信号
とならない熱電子ノイズを除去でき、０棟とする放射線
を有効に測定できる。 さらに、この方法は測定を阻害する廃液中や放射線入射
窓でのエネルギー損失がなく、シンチレータ光にその全
エネルギーが有効に利用されるので低エネルギーβ線の
測定に有効である。 しかし、このような液体シンチレーションカウンタは高
感度化が見込まれるが、リアルタイム測定ができないこ
とから、連続計測が行える水モニタ装置とはならない。 そこで、液体シンチレータ部をシート状プラスチックシ
ンチレータあるいは粒状プラスチックシンチレータに代
え、その表面に廃液を流しながらリアルタイム測定する
方法が用いられている。この方法は直接シンチレータに
廃液が接しているので低エネルギーβ線の測定が可能で
ある。しかし、廃液層が厚いとシンチレータ面から廃液
側に入るに従い、廃液による自己吸収をともない検出効
率を低下させる。すなわち、トリチウムについては既述
したように測定に有効な廃液層の厚さは最大飛程に相当
する数μｍであり、これを超えることはない。 従って、この方法では、トリチウムの排水に係る許容濃
度の測定などの低エネルギー放射線の測定の場合にはシ
ンチレータ各部の構造を特別に対応したり、長時間（例
えば３０分程度）にわたる放射線計数の積算により統計
的変動を小さくして測定すること等の工夫が必要である
。これらのことから、リアルタイム測定では感度の向上
を図ること必要であることが分る。 さらに、シート状シンチレーション方式では長時間測定
に利用しているとると水垢の固着、汚泥の沈着、放射性
物質による汚染を伴う。そして、これによって低エネル
ギーβ線の吸収層が形成されたり、バックグラウンドが
高まり検出感度が低下するなどの欠点を生じ、測定結果
への信頼性を失う結果となる。また、汚染物等の適宜除
去等の対応が必要となり、水モニタ装置の維持管理にお
ける負担が増大する。 一方気体状のトリチウムのリアルタイムモニタでは、水
モニタ同様に検出部にトリチウムを取り入れて測定する
必要がある。そのために第４図に示すような通気形電離
箱が用いられている。このような通気形電離箱による測
定は電離箱３０内に生じたトリチウムによる電離電荷（
以後電離電流とする）をガス増幅したり、再結合しない
ように円筒状の外部電極３２と集電極３４の間に電場が
生じるように電圧を印加し、電離電流を集電することに
よって行う。そして、この電離電流をエレクトロメータ
等で測定し、トリチウム濃度を求める。 ここで、電離電流ｌとトリチウム濃度Ｎには次式の関係
がある。 １−η” ｅ Ｅ ／ Ｗ １１Ｎ Ｖ−η（（１，６
ＸｌＯ−１９Ｘ ５．７Ｘ１０３Ｘ ３．７ＸＩＯ’
） ／３４） −ＮＶ −９．６ｘｌＯ−ＮＶ（Ａ） ・ （
１）η；効率 ｅ：電子１個の電荷 １．８Ｘ １Ｏ−１９ＣＥニトリ
チウムβ線１個が電離箱内で失うエネルギー（トリチウ
ムの平均エネルギー５．７ｋｏＶ ） Ｗ：測定気体中に電子対１個を生成する平均エネルギー
（空気３４ｏＶ） ■＝電離箱の有効容積（Ｃｍ３） Ｎ：濃度（μＣ１／ｃｍ’ ） そして、トリチウムの最大許容濃度は空気中で５ＸＩＯ
’μＣ１／ｃｍ’（８時間の平均）である。この濃度の
時＋＋ｔＯｊ！の電離箱有効容積に生じる電離電流ｌは
上記（１）式より求まり、効率η−１とすると約５Ｘ１
０−１４Ａとなる。この電離電流Ｉはエレクトロメータ
３６で測定する訳であるがこのエレクトロメータ３６の
検出感度は、通常１Ｏ−１４Ａ程度である。このため、
最大許容濃度以下のトリチウム濃度の検出も可能である
。 しかし、この電離電流Ｉは微弱であり、また集電極３４
と外部電極３２とを隔てる絶縁体３８は１０１６Ω以上
であることを必要とする。したがって、空気出入管４０
を通じて流通される空気中の湿度により絶縁抵抗が変化
する。そして、飽和湿度では水分の繍縮を生じ絶縁抵抗
の低下をきたし濃度測定が不能となる。この点について
、経験的に電離箱３０の適正側石湿度は６０％以下であ
り、最大限９０％で使用されている。 ここで、室温（３５℃）において飽和水蒸気圧まで水分
を含んだ空気１０７には０．４ｇの水が含まれる。そこ
で、絶縁破壊を起こさないものと仮定して、電離箱３０
ヘトリチウムの濃度３ＸＩＯ−３μＣ１／ｃｍ’ （
最大許容濃度）の廃液を飽和水蒸気圧までの空気に混入
して電離電流Ｉを測定すると、（１）式などを用いても
とめられる電離電流Ｉは１．２Ｘ ｔｏ” Ａとなる。 この電離電流■はエレクトロメータ３６の検出感度以下
であり、飽和蒸気圧まで廃液の水蒸気を含むものとして
も測定不可能であることが理解される。従ってこの方法
で測定するためには電離箱容積を８５Ｊ！以上とする必
要がある。さらに湿度を室温２０℃で８０％とするとさ
らに２．５倍程度の容積を必要とすることから約２１０
４となり水モニタ装置として大形化する欠点がある。 発明の目的 本発明は前記従来の課題に鑑みなされたものであり、そ
の目的は廃液中の放射性濃度測定のうち、トリチウムの
排水に係る許容濃度以下という低エネルギーβ線などを
確実、簡便、経済的にリアルタイム測定する高感度な水
モニタ装置を提供することにある。 ［問題点を解決するための手段］ 前記目的を達成するために、本発明に係る放射性水モニ
タ装置は、測定対象の放射性廃液を加熱し高温の加熱蒸
気とする蒸気発生部と、この蒸気発生部からの加熱蒸気
と別の供給源からの計測用気体を所定の割合いで取り入
れ混合する気体混合部と、 この気体混合部からの高温の混合気体を受入れ、放射能
の測定を行う耐高温の通気式電離箱と、を有することを
特徴とする。 ［作用］ 放射性廃液を蒸気発生部に導入し、ここで高温の加熱蒸
気とする。そして、この加熱蒸気を気体混合部において
窒素や空気などの計測用気体に容積比で例えば１０％程
度混入させる。そして、この混合気体を高温加熱状態で
電離箱に供給する。 このため、相対湿度を低く保った状態で混合気体中の廃
水濃度を高めることができ、トリチウムの排水に係る許
容濃度以下というような低エネルギーの放射能濃度をリ
アルタイムで確実に測定することができる。また、表示
器や警報器を設ければ、濃度表示、記録、一定濃度での
警報を行うこともできる。
以下、本発明の一実施例について図面に基づいて説明す
る。 第１図は本発明を実施する一例の装置の系統を示すもの
である。電離箱５０は第２図における電離箱３０を耐高
温、高圧化したものである。また、廃液タンク５２には
測定対象である放射性廃液が貯留されている。そして、
この廃液タンク５２の廃液は加熱機能を備えた蒸気発生
部５４に導入され、ここで加熱蒸気に変換される。次に
、気体混合部５６において加熱蒸気に計測用気体を混入
する。ここで、この計測用気体は、計測用気体容器（高
圧気体ボンベ）５８から加熱蒸気の圧力以上で気体混合
部５６に注入される。そして、この気体混合部５６は高
圧に耐えるとともに適切な温度に保てるよう加熱機構を
有している。また、所定の温度に保持するための制御機
構を設けると良い。 このようにして、気体混合部５６において測定廃液を水
蒸気として含む高温、高圧の混合気体が得られる。次に
、この高温、高圧の混合気体は耐高温、高圧の電離箱５
０へ注入される。そして、この電離箱５０における電離
電流Ｉをエレクトロメータ６０で測定する、なお、この
エレクトロメータ６０による測定結果は、記録表示部６
２に適宜記録され、表示される。また、この電離電流Ｉ
が所定値より大きい場合には警報部６４において警報を
発生する。 電離箱５０における計測後の気体は水分除去器６６にこ
こで冷却され水分が除去される。そして、除去水は廃液
タンク５２にもどされ、水分除去後の気体は排気ダクト
６８から大気に放出される。 本実施例によれば、廃液を加熱蒸気として、これに計測
用気体を混合する。このため、トリチウムの排水に係る
許容濃度以下という低エネルギーβ線の測定が可能とな
る。また、廃液量を加熱温度における水の蒸気圧以下と
することにより、凝縮水が絶縁物へ付着し絶縁破壊する
ことなく、リアルタイムで廃液中トリチウム測定できる
。 ここで、混合気体の温度、圧力、計測気体との混合比に
ついて説明する。 まず、水１ｇの蒸気容積は０℃で１．２４ Ｘｌ０３Ｃ
−である。そして、温度Ｔにおける容積Ｖは次式により
得られる。 ｖ−（２７３＋Ｔ） −Ｖｏ／ ２７３ここで、Ｖｏは
０℃における気体容積である。 上式より ２００℃では水１ｇの場合、水蒸気１００％
で２．１５４ （１気圧）となる。そして、この蒸気は
第２図に示した温度と水蒸気圧の関係から約１５．３４
気圧（蒸気圧）以上としないかぎり、凝繍しないことが
明らかである。なお、第２図におイテ、０．１０１８２
ＭＰａ ＝ １気圧である。 従ッテ電離箱５０を３０．ｅとし、３気圧、２００℃で
水蒸気と計測用気体の容積比を１＝９とすると測定廃液
が約４ｇ混入されることになる。 そして、この廃液中トリチウム濃度を排水に係るトリチ
ウム許容濃度であるとすると、この電離箱５０で得られ
る［継電流１は（１）式から求まり、約１０”Ａとなる
。この電流値はエレクトロメータ６０の検出感度以上で
あるので、トリチウムの排水に係る許容濃度の測定が可
能であることが理解される。また、この時の水蒸気圧は
凝縮水による絶縁破壊もないことから、測定値の信頼性
を高めることができる。さらに、廃液からの蒸気を通気
することから、水モニタ装置で問題となる水垢の固着、
汚泥の沈着をなくせるとともに、トリチウム以外のＲ１
の混入や汚染も低減され、長時間、リアルタイム測定に
利用され、確実、簡便、経済的な高感度な放射性水モニ
タ装置とすることができる。
る。 第１図は本発明を実施する一例の装置の系統を示すもの
である。電離箱５０は第２図における電離箱３０を耐高
温、高圧化したものである。また、廃液タンク５２には
測定対象である放射性廃液が貯留されている。そして、
この廃液タンク５２の廃液は加熱機能を備えた蒸気発生
部５４に導入され、ここで加熱蒸気に変換される。次に
、気体混合部５６において加熱蒸気に計測用気体を混入
する。ここで、この計測用気体は、計測用気体容器（高
圧気体ボンベ）５８から加熱蒸気の圧力以上で気体混合
部５６に注入される。そして、この気体混合部５６は高
圧に耐えるとともに適切な温度に保てるよう加熱機構を
有している。また、所定の温度に保持するための制御機
構を設けると良い。 このようにして、気体混合部５６において測定廃液を水
蒸気として含む高温、高圧の混合気体が得られる。次に
、この高温、高圧の混合気体は耐高温、高圧の電離箱５
０へ注入される。そして、この電離箱５０における電離
電流Ｉをエレクトロメータ６０で測定する、なお、この
エレクトロメータ６０による測定結果は、記録表示部６
２に適宜記録され、表示される。また、この電離電流Ｉ
が所定値より大きい場合には警報部６４において警報を
発生する。 電離箱５０における計測後の気体は水分除去器６６にこ
こで冷却され水分が除去される。そして、除去水は廃液
タンク５２にもどされ、水分除去後の気体は排気ダクト
６８から大気に放出される。 本実施例によれば、廃液を加熱蒸気として、これに計測
用気体を混合する。このため、トリチウムの排水に係る
許容濃度以下という低エネルギーβ線の測定が可能とな
る。また、廃液量を加熱温度における水の蒸気圧以下と
することにより、凝縮水が絶縁物へ付着し絶縁破壊する
ことなく、リアルタイムで廃液中トリチウム測定できる
。 ここで、混合気体の温度、圧力、計測気体との混合比に
ついて説明する。 まず、水１ｇの蒸気容積は０℃で１．２４ Ｘｌ０３Ｃ
−である。そして、温度Ｔにおける容積Ｖは次式により
得られる。 ｖ−（２７３＋Ｔ） −Ｖｏ／ ２７３ここで、Ｖｏは
０℃における気体容積である。 上式より ２００℃では水１ｇの場合、水蒸気１００％
で２．１５４ （１気圧）となる。そして、この蒸気は
第２図に示した温度と水蒸気圧の関係から約１５．３４
気圧（蒸気圧）以上としないかぎり、凝繍しないことが
明らかである。なお、第２図におイテ、０．１０１８２
ＭＰａ ＝ １気圧である。 従ッテ電離箱５０を３０．ｅとし、３気圧、２００℃で
水蒸気と計測用気体の容積比を１＝９とすると測定廃液
が約４ｇ混入されることになる。 そして、この廃液中トリチウム濃度を排水に係るトリチ
ウム許容濃度であるとすると、この電離箱５０で得られ
る［継電流１は（１）式から求まり、約１０”Ａとなる
。この電流値はエレクトロメータ６０の検出感度以上で
あるので、トリチウムの排水に係る許容濃度の測定が可
能であることが理解される。また、この時の水蒸気圧は
凝縮水による絶縁破壊もないことから、測定値の信頼性
を高めることができる。さらに、廃液からの蒸気を通気
することから、水モニタ装置で問題となる水垢の固着、
汚泥の沈着をなくせるとともに、トリチウム以外のＲ１
の混入や汚染も低減され、長時間、リアルタイム測定に
利用され、確実、簡便、経済的な高感度な放射性水モニ
タ装置とすることができる。
以上説明したように、この発明に係る放射線水モニタ装
置によれば、放射性廃液を加熱蒸気とするとともに計測
用気体に混入した高温加熱状態でｆａ１１１箱に供給す
る。このため、相対湿度を低く保った状態で混合気体中
の廃液濃度を高めることができ、トリチウムの排水に係
る許容濃度以下というような低エネルギーの放射能濃度
をリアルタイムで確実に測定することができる。また、
表示器や警報器を設ければ、濃度表示、記録、一定濃度
での警報を行うこともできる。
置によれば、放射性廃液を加熱蒸気とするとともに計測
用気体に混入した高温加熱状態でｆａ１１１箱に供給す
る。このため、相対湿度を低く保った状態で混合気体中
の廃液濃度を高めることができ、トリチウムの排水に係
る許容濃度以下というような低エネルギーの放射能濃度
をリアルタイムで確実に測定することができる。また、
表示器や警報器を設ければ、濃度表示、記録、一定濃度
での警報を行うこともできる。
第１図は本発明の一実施例に係る放射線水モニタ装置の
全体構成を示すブロック図、 第２図は水の温度と水蒸気圧の関係を示す特性図、 第３図は従来の液体シ・ンチレーシーンカウンタの一例
を示す構成図、 第４図は従来の電離箱の一例を示す構成図である。 ５０ ・・・ 電離箱 ５２ ・・・ 廃液タンク ５４ ・・・ 蒸気派生部 ５６ ・・・ 気体混合部 ６２ ・・・ 記録表示部 ６４ ・・・ 警報部。
全体構成を示すブロック図、 第２図は水の温度と水蒸気圧の関係を示す特性図、 第３図は従来の液体シ・ンチレーシーンカウンタの一例
を示す構成図、 第４図は従来の電離箱の一例を示す構成図である。 ５０ ・・・ 電離箱 ５２ ・・・ 廃液タンク ５４ ・・・ 蒸気派生部 ５６ ・・・ 気体混合部 ６２ ・・・ 記録表示部 ６４ ・・・ 警報部。
Claims (3)
- （１）測定対象の放射性廃液を加熱し高温の加熱蒸気と
する蒸気発生部と、 この蒸気発生部からの加熱蒸気と別の供給源からの計測
用気体を所定の割合いで取り入れ混合する気体混合部と
、 この気体混合部からの高温の混合気体を受入れ、放射能
の測定を行う耐高温の通気式電離箱と、を有することを
特徴とする放射性水モニタ装置。 - （２）上記電離箱による測定結果を表示する表示器を有
することを特徴とする請求項１記載の放射性水モニタ装
置。 - （３）上記電離箱による測定結果が一定値以上の場合に
警報を発する警報器を有すること特徴とする請求項２記
載の放射性水モニタ装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63105595A JPH01276087A (ja) | 1988-04-28 | 1988-04-28 | 放射性水モニタ装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP63105595A JPH01276087A (ja) | 1988-04-28 | 1988-04-28 | 放射性水モニタ装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH01276087A true JPH01276087A (ja) | 1989-11-06 |
| JPH0579952B2 JPH0579952B2 (ja) | 1993-11-05 |
Family
ID=14411853
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP63105595A Granted JPH01276087A (ja) | 1988-04-28 | 1988-04-28 | 放射性水モニタ装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH01276087A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH682188A5 (ja) * | 1991-07-18 | 1993-07-30 | Asea Brown Boveri | |
| CH682524A5 (de) * | 1991-09-30 | 1993-09-30 | Asea Brown Boveri | Vorrichtung zur Ueberwachung der Atmosphäre innerhalb des Sicherheitsbehälters einer Reaktoranlage. |
| JP2017096882A (ja) * | 2015-11-27 | 2017-06-01 | 株式会社東芝 | トリチウム濃度測定装置及びトリチウム濃度測定方法 |
-
1988
- 1988-04-28 JP JP63105595A patent/JPH01276087A/ja active Granted
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CH682188A5 (ja) * | 1991-07-18 | 1993-07-30 | Asea Brown Boveri | |
| CH682524A5 (de) * | 1991-09-30 | 1993-09-30 | Asea Brown Boveri | Vorrichtung zur Ueberwachung der Atmosphäre innerhalb des Sicherheitsbehälters einer Reaktoranlage. |
| US5272738A (en) * | 1991-09-30 | 1993-12-21 | Asea Brown Boveri Ltd. | Device for monitoring the atmosphere withing a nuclear reactor containment |
| JP2017096882A (ja) * | 2015-11-27 | 2017-06-01 | 株式会社東芝 | トリチウム濃度測定装置及びトリチウム濃度測定方法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0579952B2 (ja) | 1993-11-05 |
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Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| LAPS | Cancellation because of no payment of annual fees |