JPH04326093A - 原子炉の異常診断装置 - Google Patents

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。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】［発明の目的］

【０００２】

【産業上の利用分野】本発明は加圧水型原子炉（以下、
ＰＷＲと記す）における蒸気発生器内の伝熱管破損部か
らの一次系冷却材の漏洩を診断する原子炉の異常診断装
置に関する。

【０００３】

【従来の技術】図１により従来の加圧水型原子炉の概略
を説明する。図中、符号１は原子炉建屋、２は原子炉格
納容器、３は原子炉容器をそれぞれ示している。原子炉
容器３内の炉心４で加熱された一次系冷却材は一次系配
管７を流れて蒸気発生器８内の伝熱管９に流入する。蒸
気発生器８内の二次系冷却材は伝熱管９と熱交換して加
熱され高温・高圧蒸気となって二次系主蒸気配管１３を
流れてタービン１４へ流入する。タービン１４は回転し
、発電機１５を駆動して発電する。タービン１４で仕事
を終えた蒸気は復水器１２に流入し冷却されて復水とな
る。この復水は二次系給水管１６を流れて蒸気発生器８
へ二次系冷却材として給水される。一方、蒸気発生器８
内の伝熱管９を流れる一次系冷却材は二次系冷却材と熱
交換して冷却され、一次系主冷却配管１１からポンプ１
０により原子炉容器３内に戻り炉心４で加熱される。

【０００４】なお、図中５は制御棒、６は加圧器、１７
は排ガス系配管をそれぞれ示している。また、１８はタ
ービン排ガス系モニタで、排ガス中の放射性物質を測定
するものである。

【０００５】ところで、蒸気発生器８内には逆Ｕ字状の
細管からなる多数本の伝熱管９が管板に取着されており
、これらの伝熱管９の全数について定期検査時に点検を
行い健全性を確認している。原子炉運転中に仮に伝熱管
９が破損して一次系冷却材の漏洩が発生した場合、漏洩
した一次冷却材中の放射性物質は二次系主蒸気配管１３
を通り、タービン１４へ移行し、さらに復水器１２を通
り給水系に戻ることになる。ＰＷＲでは復水器１２から
一部の蒸気（ガス）を排ガス系配管１７を通し抽気して
おり、抽気した蒸気中に放射性物質が警報設定値以上含
まれている場合にはタービン排ガス系モニタ１８により
警報が発せられるように構成している。

【０００６】

【発明が解決しようとする課題】通常運転時におけるＰ
ＷＲの二次系配管中放射能濃度は、ほとんどゼロに近い
ため、蒸気発生器８内の伝熱管９の破損監視の計測結果
には時として自然放射線の変動または計測系のノイズ等
によりピーク状の変動が現れることがある。これが有意
な信号かどうか判断する手段が無いのが現状である。ま
た、有意であり、かつ線量率がさらに上昇した場合の破
損部の状況把握が困難である。

【０００７】すなわち、従来のＰＷＲでは、一次系冷却
材が漏洩した場合、タービン排ガス系モニタ１８におい
て対象としている放射性核種（希ガス，腐食生成物，核
分裂生成物等）の漏洩が警報設定値を超える量に達した
時点において警報が発せられることになる。ところがタ
ービン排ガス系モニタ１８は二次系の系統でも終端部に
位置しており、伝熱管９の漏洩に伴って二次系に漏洩す
る一次冷却材の主要線源核種である１６Ｎ（７秒）や１
５Ｃ（２秒）のような短半減期核種はタービン排ガス系
モニタ１８に到達するまで減衰して、ほとんど計数され
なくなる。 このため、一次冷却材の漏洩によるタービン排ガス系モ
ニタ１８が対象としている放射性核種は希ガス、腐食生
成物、核分裂生成物等である。しかしながら、一次冷却
材中に存在するこれらの放射性核種は１６Ｎや１５Ｃに
比較してもともと量が少ない上に主蒸気中に漏洩した一
部を抽気して測定していることから、微量の漏洩に際し
ては検知し難い。また、自然放射線によるバックグラン
ドの変動があるため、微量漏洩による異常徴候を有意な
値として判定できない装置となっている。さらに１６Ｎ
や１５Ｃの原子炉内における生成量は原子炉の運転状態
（原子炉出力、炉心流量等）により変化するため、一時
的な線量率上昇が異常の拡大か、または１６Ｎや１５Ｃ
の生成量の変化なのかが判定できない等の課題がある。

【０００８】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、加圧水型原子炉における蒸気発生器内の伝熱
管からの一次系冷却材の微量漏洩を速やかに検知し、破
損部の規模の推定を行うとともに漏洩量の推移を予測す
ることができる原子炉の異常診断装置を提供することに
ある。 ［発明の構成］

【０００９】

【課題を解決するための手段】本発明は加圧水型原子炉
の二次系主蒸気系統、または二次系の主蒸気配管、ある
いはタービンに設置した放射線検出器により蒸気発生器
内の伝熱管破損による一次系冷却材の二次系への漏洩を
早期に検知する測定系と、この測定系のデータをもとに
原子炉の運転状態と１６Ｎの変動の相関から伝熱管から
の一次冷却材漏洩の異常徴候を判定する判定系と、前記
１６Ｎの変動ピークの高低および形を解析して破損の状
態を推定し漏洩の有無を判定する演算処理系とからなる
ことを特徴とする。

【００１０】

【作用】本発明は加圧水型原子炉の二次系主蒸気系統に
放射線検出器を設置した線量率測定系と、この測定系よ
り得られたデータから正常状態時との比較を行う。原子
炉内で生成された１６Ｎは半減期が短いために原子炉の
運転状態（炉出力、炉心流量等）や水化学的（ＰＨ等）
な要因によっても生成量が変化する特長がある。そこで
、二次系主蒸気配管１３での診断を例にとると、予め１
６Ｎの変動要因を明らかにすると共に炉心から測定位置
までの時間遅れを求めておくことによって、判定系で二
次系での線量率の変化と変動要因との相関から異常の徴
候を判定する。これは、連続測定結果に線量率または計
数が変化した場合、これが測定系のノイズや自然放射線
の変動なのかまたは漏洩なのかは、原子炉の通常運転パ
ターンによる要因の変動またはその要因を意図的に変え
、二次系での測定系の変化に注目することにより確認で
きる。 ノイズや自然放射線の変動であれば生成量の変動要因に
対応しないランダムな測定値となる。一方、測定値の変
化が時間と量が変動要因に対応した場合は原子炉内での
生成量の変動に伴う漏洩量の変化とみなし、伝熱管９の
破損と判定できる。さらに、演算処理系で最初の伝熱管
９の破損部の拡大かまたは新たな位置における伝熱管９
の破損による線量率の上昇があった場合の同定は、前記
同様、変動要因を意図的に変えることにより変化量の高
低および変化するタイミングを比較することにより判定
できる。これは、伝熱管９の破損部の拡大の場合は該当
するピークの高さが変化するが、新たな位置における伝
熱管９の破損が発生した場合は、位置の違いにより漏洩
した場所から測定位置までの到達時間に差がでるため、
時系列で変化量を記録することにより線量率または計数
の変化の形が変わるかまたは記録上に新たな変化として
現れることになる。

【００１１】

【実施例】図面を参照しながら本発明の実施例を説明す
る。図１は本発明の実施例を含んだ加圧水型原子力発電
所の概略を示している。図中、符号１は原子炉建屋、２
は原子炉格納容器、３は原子炉容器をそれぞれ示してい
る。原子炉容器３内の炉心４で加熱された一次系冷却材
は一次系配管７を流れて蒸気発生器８内の多数本の伝熱
管９に流入する。蒸気発生器８内の二次系冷却材は伝熱
管９と熱交換して加熱され高温・高圧蒸気となって二次
系主蒸気配管１３を流れてタービン１４へ流入する。タ
ービン１４は回転し、発電機１５を駆動して発電する。 タービン１４で仕事を終えた蒸気は復水器１２に流入し
冷却されて復水となる。この復水は二次系給水管１６を
流れて蒸気発生器８へ二次系冷却材として給水される。 一方、蒸気発生器８内の伝熱管９を流れる一次系冷却材
は二次系冷却材と熱交換して冷却され、一次系主冷却配
管１１からポンプ１０により原子炉容器３内に戻り炉心
４で加熱される。なお、図中５は制御棒、６は加圧器を
それぞれ示している。

【００１２】ここで、第１の実施例では二次系主蒸気系
配管１３近傍に設置した放射線検出器としてのガンマ線
検出器１９により蒸気発生器８内の伝熱管９の破損によ
る一次系の二次系への漏洩を早期に測定系で検知する。 一次系冷却材の放射性核種の生成に係る原子炉運転状態
たとえば炉出力，炉心流量等やたとえばＰＨなど水化学
的な変動要因を監視し、測定値と変動要因を対応させ漏
洩の有無などを判定系および演算処理系２０で判定する
。

【００１３】図２は本発明における測定系、判定系およ
び演算処理系２０のブロックダイヤグラムを示したもの
である。図２において、二次系主蒸気配管１３の測定点
にガンマ線検出器１９が設置されており、ガンマ線検出
器１９には前置増幅器２２が接続している。前置増幅器
２２は電線ケーブルを介して高圧・低圧電源２３に接続
し、電圧が印加される。また、前置増幅器２２は信号ケ
ーブル２１を介して演算処理系２０のＭＣＳ（マルチチ
ャンネル・スケーリング）測定系２４に接続している。 演算処理系２０はＭＣＳ測定系２４および演算処理装置
２５からなっている。演算処理装置２５にはプラントデ
ータ出力装置２６およびデータ出力装置２７が接続され
ている。プラントデータ出力装置２６にはプラントデー
タが入力される。

【００１４】ガンマ線検出器１９を二次系主蒸気配管１
３の流路の上流側、例えば蒸気発生器８に近い位置に一
箇所設置する。このガンマ線検出器１９は二次系主蒸気
配管１３の表面近くに電離箱型またはプラスチックミン
チ型等を用い線量率または計数率としてＭＣＳモードで
連続測定する。測定データはリアルタイムで同軸ケーブ
ルまたは光ケーブルなどの信号ケーブル２１でデータの
入出力、演算機能を備えた演算処理装置２０（パソコン
等）に転送され、測定データについて正常値の統計変動
の３倍（３σ）を超えるかどうかを一つの基準として判
定系で漏洩の有無を判定する。この判定と共に、線量率
を放射能濃度に換算し、その値および変化量を出力し、
その結果をもとに漏洩の推移を予測する。また、予め炉
心４内における１６Ｎの生成量の変動要因（原子炉出力
、炉心流量、炉水ＰＨ等）を明らかにし、相関関係を求
めておく。つまり、ガンマ線検出器１９の出力に変化が
現れた場合、その値が有為なデータかもしくは測定系の
ノイズまたは自然放射線の変動であるか１６Ｎの生成量
の変動要因を意図的に変化させ、それに伴うガンマ線検
出器１９からの出力の変化の有無を見ることによって判
定できる。変化があった場合は、蒸気発生器８内の伝熱
管９の破損の判定をすると共にその変化した線量率また
は計数の時系列に表示（記録）された形を解析すること
により破損部の規模または数を推測することが可能とな
る。例えば、破損部が一箇所でかつ破損の状態に変わり
が無い場合は、変動要因を変えることによって時系列に
表示（記録）された線量率または計数の形は絶対値（形
の高さ）のみ変化するが、もし複数箇所の破損であれば
、漏洩した一次冷却材中１６Ｎはそれぞれの破損部から
ガンマ線検出器１９までの到達時間に差が生じるために
時系列に表示（記録）された線量率または計数の形は、
前記の高さの変化とは異なり例えば階段状に変化するこ
とになる。このように、原子炉の運転パラメータの変化
により１６Ｎの生産量が変動することを利用し伝熱管９
の破損による異常の早期発見および測定データを時系列
で異常箇所の状態の推移を把握できる。

【００１５】

【発明の効果】本発明によれば、１６Ｎの生成量が原子
炉の運転状態により容易に変化するので、原子炉運転中
のプロセスデータと二次系配管中の放射能濃度の変化量
を対応して監視することにより、早期に異常の有無およ
び異常箇所の状態を推移把握できる効果がある。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明の一実施例を含む加圧水型原子炉を概略
的に示す構成図。

【図２】本発明における測定系、判定系および演算処理
系を示すブロックダイヤグラム。

【符号の説明】

１…原子炉建屋、２…原子炉格納容器、３…原子炉容器
、４…炉心、５…制御棒、６…加圧器、７…一次系配管
、８…蒸気発生器、、９…伝熱管、１０…ポンプ、１１
…一次系主冷却配管、１２…復水器、１３…二次系主蒸
気配管、１４…タービン、１５…発電機、１６…二次系
給水管、１７…排ガス系配管、１８…タービン排ガス系
モニタ、１９…ガンマ線検出器、２０…演算処理系、２
１…信号ケーブル、２２…前置増幅器、２３…高圧・低
圧電源、２４…ＭＣＳ測定系、２５…演算処理装置、２
６…プラントデータ出力装置、２７…データ出力装置。

Claims (1)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】　　加圧水型原子炉の二次系主蒸気系統、
   または二次系の主蒸気配管、あるいはタービンに設置し
   た放射線検出器により蒸気発生器内の伝熱管破損による
   一次系冷却材の二次系への漏洩を早期に検知する測定系
   と、この測定系のデータをもとに原子炉の運転状態と１
   ６Ｎの変動の相関から伝熱管からの一次冷却材漏洩の異
   常徴候を判定する判定系と、前記１６Ｎの変動ピークの
   高低および形を解析して破損の状態を推定し漏洩の有無
   を判定する演算処理系とからなることを特徴とする原子
   炉の異常診断装置。