JPH05249278A - 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法 - Google Patents
原子炉格納容器における漏洩源の判別方法Info
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- JPH05249278A JPH05249278A JP3280148A JP28014891A JPH05249278A JP H05249278 A JPH05249278 A JP H05249278A JP 3280148 A JP3280148 A JP 3280148A JP 28014891 A JP28014891 A JP 28014891A JP H05249278 A JPH05249278 A JP H05249278A
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 原子炉水と主蒸気で顕著な差のある水素ガス
濃度をもとにして、原子炉格納容器内雰囲気中の水素ガ
ス濃度を測定することによって格納容器内への一次系か
らの漏洩源を判別する。 【構成】 格納容器内の水素濃度計１２の指示変化と、
格納容器内サンプ１８の排出水量、または格納容器除湿
器ドレン流量計１６の指示より、凝縮水ドレン発生量ま
たはサンプ排出水量に対する格納容器１内の雰囲気中の
水素ガス濃度の比率を求め、所定値と比較評価すること
により漏洩源が蒸気系であるか原子炉水系であるかを判
別する。
濃度をもとにして、原子炉格納容器内雰囲気中の水素ガ
ス濃度を測定することによって格納容器内への一次系か
らの漏洩源を判別する。 【構成】 格納容器内の水素濃度計１２の指示変化と、
格納容器内サンプ１８の排出水量、または格納容器除湿
器ドレン流量計１６の指示より、凝縮水ドレン発生量ま
たはサンプ排出水量に対する格納容器１内の雰囲気中の
水素ガス濃度の比率を求め、所定値と比較評価すること
により漏洩源が蒸気系であるか原子炉水系であるかを判
別する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水形原子力発電プ
ラントの格納容器内において漏洩事故が発生した場合
に、漏洩源が蒸気系であるか冷却水系であるかを適確に
判断し得る原子炉格納容器における漏洩源の判別方法に
関する。
ラントの格納容器内において漏洩事故が発生した場合
に、漏洩源が蒸気系であるか冷却水系であるかを適確に
判断し得る原子炉格納容器における漏洩源の判別方法に
関する。
【０００２】
【従来の技術】沸騰水形原子力発電プラントにおいて、
格納容器内で漏洩事故が発生した場合、漏洩量が一定値
を越えた際には、プラントの安全を確保するため、プラ
ントの運転を停止し、漏洩源の探索と必要な対策を講ず
る必要がある。
格納容器内で漏洩事故が発生した場合、漏洩量が一定値
を越えた際には、プラントの安全を確保するため、プラ
ントの運転を停止し、漏洩源の探索と必要な対策を講ず
る必要がある。
【０００３】原子炉格納容器内に一次系からの漏洩が発
生した場合には、まず、格納容器内の湿度上昇による露
点の上昇、格納容器内除湿系等における凝縮水ドレン流
量の増加、あるいは格納容器内放射線モニタ指示の変化
により、一次系からの格納容器内漏洩を検知することが
できる。
生した場合には、まず、格納容器内の湿度上昇による露
点の上昇、格納容器内除湿系等における凝縮水ドレン流
量の増加、あるいは格納容器内放射線モニタ指示の変化
により、一次系からの格納容器内漏洩を検知することが
できる。
【０００４】また、格納容器内の雰囲気ガスの放射能測
定や、格納容器除湿系凝縮水ドレンの流入するサンプ水
中の放射能測定により放射性核種が検出された場合に
は、原子炉水、および蒸気系からの漏洩を知ることは可
能である。
定や、格納容器除湿系凝縮水ドレンの流入するサンプ水
中の放射能測定により放射性核種が検出された場合に
は、原子炉水、および蒸気系からの漏洩を知ることは可
能である。
【０００５】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、従来
は、漏洩源が原子炉水であるか蒸気系であるかの選択決
定や漏洩量評価を定量的に行なっていなかったため、格
納容器内での一次系漏洩発生によるプラント停止後の漏
洩源調査を困難なものとし、対策が遅延するという不都
合があった。
は、漏洩源が原子炉水であるか蒸気系であるかの選択決
定や漏洩量評価を定量的に行なっていなかったため、格
納容器内での一次系漏洩発生によるプラント停止後の漏
洩源調査を困難なものとし、対策が遅延するという不都
合があった。
【０００６】図２は、原子炉格納容器内において、一次
系から漏洩が発生した場合の格納容器内水素濃度、露点
温度、放射線モニタ指示および漏洩量の変化の様子を示
している。
系から漏洩が発生した場合の格納容器内水素濃度、露点
温度、放射線モニタ指示および漏洩量の変化の様子を示
している。
【０００７】同図において、Ｋ点で格納容器内における
一次系からの漏洩が発生した場合、漏洩量は時間ととも
に曲線Ａに示すように増加する。
一次系からの漏洩が発生した場合、漏洩量は時間ととも
に曲線Ａに示すように増加する。
【０００８】また、格納容器内には一次系漏洩に伴ない
放射性物質が持ち込まれるため、格納容器放射線モニタ
の指示も曲線Ｂのように上昇する。
放射性物質が持ち込まれるため、格納容器放射線モニタ
の指示も曲線Ｂのように上昇する。
【０００９】一方、格納容器内に漏洩した一次系の冷却
材により格納容器内露点の指示は曲線Ｄのように変化す
る。
材により格納容器内露点の指示は曲線Ｄのように変化す
る。
【００１０】ところで、原子炉水においては、原子炉冷
却材である水が中性子による放射線分解を受けると、 ２Ｈ2 Ｏ→２Ｈ2 ＋Ｏ2 のような反応で水素ガスを生成する。この発生水素ガス
の一部は主蒸気中に移行し、一部は原子炉水に溶解する
こととなる。
却材である水が中性子による放射線分解を受けると、 ２Ｈ2 Ｏ→２Ｈ2 ＋Ｏ2 のような反応で水素ガスを生成する。この発生水素ガス
の一部は主蒸気中に移行し、一部は原子炉水に溶解する
こととなる。
【００１１】この場合、主蒸気および原子炉水の水素濃
度は、０℃、１気圧の標準状態の体積換算で約３０cm3
／kg−蒸気、および０．２２cm3 ／kg−原子炉水とな
る。
度は、０℃、１気圧の標準状態の体積換算で約３０cm3
／kg−蒸気、および０．２２cm3 ／kg−原子炉水とな
る。
【００１２】このことから、一次系の主蒸気や原子炉水
が格納容器内に漏洩した場合には、非凝縮性ガスである
水素濃度は、時間とともに上昇し、図２の直線Ｃ1 、Ｃ
2 のように変化する。なお、直線Ｃ1 は蒸気系から一次
系冷却材が漏洩したときの格納容器内の水素濃度の変化
を示し、直線Ｃ2 は原子炉一次系配管からの原子炉水漏
洩の場合の格納容器内の水素濃度変化を示す。これらの
直線Ｃ1 、Ｃ2 が示すように、原子炉水と主蒸気の漏洩
量が同じ場合には、主蒸気漏洩による格納容器内水素濃
度は原子炉水漏洩による格納容器内水素濃度の約１７０
倍になる。
が格納容器内に漏洩した場合には、非凝縮性ガスである
水素濃度は、時間とともに上昇し、図２の直線Ｃ1 、Ｃ
2 のように変化する。なお、直線Ｃ1 は蒸気系から一次
系冷却材が漏洩したときの格納容器内の水素濃度の変化
を示し、直線Ｃ2 は原子炉一次系配管からの原子炉水漏
洩の場合の格納容器内の水素濃度変化を示す。これらの
直線Ｃ1 、Ｃ2 が示すように、原子炉水と主蒸気の漏洩
量が同じ場合には、主蒸気漏洩による格納容器内水素濃
度は原子炉水漏洩による格納容器内水素濃度の約１７０
倍になる。
【００１３】このように、格納容器内において一次系か
らの漏洩が発生した場合には、格納容器内の水素ガス濃
度が上昇することとなるので、上述の漏洩源による水素
ガス濃度の顕著な差異を利用すれば漏洩源が蒸気系であ
るか、原子炉水系であるかを適確に判別することができ
る。
らの漏洩が発生した場合には、格納容器内の水素ガス濃
度が上昇することとなるので、上述の漏洩源による水素
ガス濃度の顕著な差異を利用すれば漏洩源が蒸気系であ
るか、原子炉水系であるかを適確に判別することができ
る。
【００１４】本発明は、上述の知見に基づいてなされた
もので、原子炉水と主蒸気で顕著な差のある水素ガス濃
度をもとにして、原子炉格納容器内雰囲気中の水素ガス
濃度の測定によって格納容器内への一次系からの漏洩源
を判別する方法を得ることを目的とするものである。
もので、原子炉水と主蒸気で顕著な差のある水素ガス濃
度をもとにして、原子炉格納容器内雰囲気中の水素ガス
濃度の測定によって格納容器内への一次系からの漏洩源
を判別する方法を得ることを目的とするものである。
【００１５】
【課題を解決するための手段】すなわち、本発明の原子
炉格納容器における漏洩源の判別方法は、原子炉格納容
器内の雰囲気中の水素ガス濃度を測定し、原子炉格納容
器内除湿系からの凝縮水ドレン発生量または原子炉格納
容器内サンプの排出水量を計測して、この凝縮水ドレン
発生量またはサンプ排出水量に対する格納容器内の雰囲
気中の水素ガス濃度の比率を予め設定された基準値と比
較評価することにより、漏洩源が蒸気系であるか原子炉
水系であるかを判別することを特徴とする。
炉格納容器における漏洩源の判別方法は、原子炉格納容
器内の雰囲気中の水素ガス濃度を測定し、原子炉格納容
器内除湿系からの凝縮水ドレン発生量または原子炉格納
容器内サンプの排出水量を計測して、この凝縮水ドレン
発生量またはサンプ排出水量に対する格納容器内の雰囲
気中の水素ガス濃度の比率を予め設定された基準値と比
較評価することにより、漏洩源が蒸気系であるか原子炉
水系であるかを判別することを特徴とする。
【００１６】
【作用】原子炉格納容器内において一次系に漏洩が発生
した場合、漏洩した冷却材は格納容器内で蒸発し、露点
を高めて、格納容器内除湿系によって冷却凝縮され、格
納容器内サンプに流入した後、格納容器外に排出され
る。このため、格納容器内除湿系からの凝縮水ドレン発
生量または格納容器内サンプの排出水量は漏洩量を反映
している。
した場合、漏洩した冷却材は格納容器内で蒸発し、露点
を高めて、格納容器内除湿系によって冷却凝縮され、格
納容器内サンプに流入した後、格納容器外に排出され
る。このため、格納容器内除湿系からの凝縮水ドレン発
生量または格納容器内サンプの排出水量は漏洩量を反映
している。
【００１７】一方、漏洩一次系冷却材中に含まれる水素
ガスは非凝縮性のため、格納容器内に蓄積し、漏洩とと
もに雰囲気中の水素濃度は上昇する。
ガスは非凝縮性のため、格納容器内に蓄積し、漏洩とと
もに雰囲気中の水素濃度は上昇する。
【００１８】したがって、主蒸気が漏洩した場合と原子
炉水が漏洩した場合とでは、主蒸気と原子炉水のそれぞ
れの水素濃度に２桁の差異があるため、同一漏洩量に対
する格納容器内雰囲気中の水素濃度にも２桁の差異が生
じ、この差異に基づいて漏洩源が蒸気系であるか原子炉
水系であるかを判別することができる。
炉水が漏洩した場合とでは、主蒸気と原子炉水のそれぞ
れの水素濃度に２桁の差異があるため、同一漏洩量に対
する格納容器内雰囲気中の水素濃度にも２桁の差異が生
じ、この差異に基づいて漏洩源が蒸気系であるか原子炉
水系であるかを判別することができる。
【００１９】
【実施例】以下、本発明の実施例を図面を参照して説明
する。
する。
【００２０】図１は、本発明の方法を適用する原子炉格
納容器の系統配管を略図的に示すもので、格納容器１内
には原子炉２を中心に原子炉給水配管３、主蒸気配管４
が配置されており、原子炉水は、原子炉再循環配管５に
設けた原子炉再循環ポンプ６により循環撹拌される。原
子炉制御棒駆動機構７には原子炉制御棒の駆動水配管８
を通して駆動水が供給される。格納容器１内の雰囲気は
格納容器雰囲気サンプルポンプ９によって格納容器サン
プリング配管１０内に吸引され、露点湿度計１１、水素
濃度計１２、放射能モニタ１３によって露点湿度、水素
濃度、および放射能が計測される。
納容器の系統配管を略図的に示すもので、格納容器１内
には原子炉２を中心に原子炉給水配管３、主蒸気配管４
が配置されており、原子炉水は、原子炉再循環配管５に
設けた原子炉再循環ポンプ６により循環撹拌される。原
子炉制御棒駆動機構７には原子炉制御棒の駆動水配管８
を通して駆動水が供給される。格納容器１内の雰囲気は
格納容器雰囲気サンプルポンプ９によって格納容器サン
プリング配管１０内に吸引され、露点湿度計１１、水素
濃度計１２、放射能モニタ１３によって露点湿度、水素
濃度、および放射能が計測される。
【００２１】格納容器内の雰囲気はまた、常時除湿器１
４において、冷却水配管１５から導入される冷却水によ
って冷却、除湿される。除湿された凝縮水ドレンは、除
湿器ドレン配管１６を通り、ドレン流量計１７で流量監
視された後、格納容器内サンプ１８に流入し、更にサン
プ吐出ポンプ１９で加圧され、吐出配管２０を経て、格
納容器１外に排出される。
４において、冷却水配管１５から導入される冷却水によ
って冷却、除湿される。除湿された凝縮水ドレンは、除
湿器ドレン配管１６を通り、ドレン流量計１７で流量監
視された後、格納容器内サンプ１８に流入し、更にサン
プ吐出ポンプ１９で加圧され、吐出配管２０を経て、格
納容器１外に排出される。
【００２２】上述のように構成した原子炉格納容器内に
おいて、一次系に漏洩が発生した場合、漏洩した冷却材
は格納容器内で蒸発し、露点を高めるとともに、格納容
器除湿器１４によって除湿され、格納容器サンプ１８に
流入した後、格納容器１外に排出される。一方、漏洩一
次系冷却材中に含まれる水素ガスは非凝縮性のため、格
納容器内に蓄積し、増加することとなる。
おいて、一次系に漏洩が発生した場合、漏洩した冷却材
は格納容器内で蒸発し、露点を高めるとともに、格納容
器除湿器１４によって除湿され、格納容器サンプ１８に
流入した後、格納容器１外に排出される。一方、漏洩一
次系冷却材中に含まれる水素ガスは非凝縮性のため、格
納容器内に蓄積し、増加することとなる。
【００２３】本発明においては、格納容器内の水素濃度
計１２の指示変化と、格納容器内サンプ１８の排出水
量、または格納容器除湿器ドレン流量計１６の指示から
次式をもちいて一次系冷却材漏洩源を判別し、必要に応
じて漏洩量の妥当性を評価する。
計１２の指示変化と、格納容器内サンプ１８の排出水
量、または格納容器除湿器ドレン流量計１６の指示から
次式をもちいて一次系冷却材漏洩源を判別し、必要に応
じて漏洩量の妥当性を評価する。
【００２４】すなわち、主蒸気配管４で代表される蒸気
系から一次系冷却材が漏洩した場合、主蒸気中の水素濃
度を３０cm3 ／kgとして、格納容器１内の水素濃度は次
式で表わされる。
系から一次系冷却材が漏洩した場合、主蒸気中の水素濃
度を３０cm3 ／kgとして、格納容器１内の水素濃度は次
式で表わされる。
【００２５】Ｘ＝３０×Ｌ×Ｔ／Ｖ……（３） ただし、 Ｘ：漏洩発生後Ｔ時間後における格納容器内の水素濃度
（ppm ） Ｌ：主蒸気系統からの一次系冷却材漏洩率（kg／hr） Ｖ：格納容器容積（ m3 ） Ｔ：一次系漏洩発生後の経過時間（hr） 同様に、原子炉再循環配管５等で代表される原子炉一次
系配管からの原子炉水漏洩の場合、原子炉水中の水素濃
度を０．２２cm3 ／kgとして、格納容器１内の水素濃度
は次式で表わされる。 Ｙ＝０．２２×Ｌ×Ｔ／Ｖ……（４） ただし、 Ｙ：漏洩発生後Ｔ時間後における格納容器内の水素濃度
（ppm ） （３）、（４）式から明らかなように、主蒸気系からの
漏洩である場合には原子炉水漏洩に比べて、格納容器内
水素濃度は同一量の漏洩量に対して約１７０倍も高くな
り、漏洩源により顕著な差異を生ずるので、漏洩量に対
する格納容器内水素濃度の割合を比較評価することによ
り漏洩源の判別が可能となる。
（ppm ） Ｌ：主蒸気系統からの一次系冷却材漏洩率（kg／hr） Ｖ：格納容器容積（ m3 ） Ｔ：一次系漏洩発生後の経過時間（hr） 同様に、原子炉再循環配管５等で代表される原子炉一次
系配管からの原子炉水漏洩の場合、原子炉水中の水素濃
度を０．２２cm3 ／kgとして、格納容器１内の水素濃度
は次式で表わされる。 Ｙ＝０．２２×Ｌ×Ｔ／Ｖ……（４） ただし、 Ｙ：漏洩発生後Ｔ時間後における格納容器内の水素濃度
（ppm ） （３）、（４）式から明らかなように、主蒸気系からの
漏洩である場合には原子炉水漏洩に比べて、格納容器内
水素濃度は同一量の漏洩量に対して約１７０倍も高くな
り、漏洩源により顕著な差異を生ずるので、漏洩量に対
する格納容器内水素濃度の割合を比較評価することによ
り漏洩源の判別が可能となる。
【００２６】また、漏洩した一次系冷却材は格納容器１
内で蒸発し、その大部分は除湿器１４で冷却凝縮されて
除湿器ドレン配管１６を経て格納容器サンプ１８に流入
し、一部は直接格納容器サンプ１８に流入するため、サ
ンプ排出水量または除湿器ドレン流量より漏洩量を評価
することができる。
内で蒸発し、その大部分は除湿器１４で冷却凝縮されて
除湿器ドレン配管１６を経て格納容器サンプ１８に流入
し、一部は直接格納容器サンプ１８に流入するため、サ
ンプ排出水量または除湿器ドレン流量より漏洩量を評価
することができる。
【００２７】したがって、サンプ排出水量または除湿器
ドレン流量に対する格納容器内水素濃度の比率を、
（３）、（４）式より算出される原子炉系、蒸気系の基
準値と比較することにより、漏洩源が原子炉系か主蒸気
系かを判別することができる。
ドレン流量に対する格納容器内水素濃度の比率を、
（３）、（４）式より算出される原子炉系、蒸気系の基
準値と比較することにより、漏洩源が原子炉系か主蒸気
系かを判別することができる。
【００２８】以上説明したように、本発明によれば、格
納容器内の雰囲気中水素濃度を測定し、格納容器内除湿
系からの発生凝縮水ドレン量、または格納容器内サンプ
排出水量に対する格納容器内水素濃度の比率を評価する
ことにより、格納容器内における一次系漏洩源の推定が
可能であり、漏洩量を推定することも可能となる。
納容器内の雰囲気中水素濃度を測定し、格納容器内除湿
系からの発生凝縮水ドレン量、または格納容器内サンプ
排出水量に対する格納容器内水素濃度の比率を評価する
ことにより、格納容器内における一次系漏洩源の推定が
可能であり、漏洩量を推定することも可能となる。
【００２９】その結果、一次系漏洩源の早期確認、プラ
ント停止時の対応処置等が極めて容易となり、沸騰水形
原子力発電プラントの安全性確保、向上に大きく寄与す
ることができる。
ント停止時の対応処置等が極めて容易となり、沸騰水形
原子力発電プラントの安全性確保、向上に大きく寄与す
ることができる。
【００３０】なお、格納容器内への漏洩は単に主蒸気、
原子炉水のみに限らず、除湿器冷却水、原子炉給水、制
御棒駆動水等の放射能をほとんど含まない水の漏洩が考
えられるが、本発明に述べた方法によると、水素濃度上
昇の有無により漏洩源の大まかな分類も可能となる。
原子炉水のみに限らず、除湿器冷却水、原子炉給水、制
御棒駆動水等の放射能をほとんど含まない水の漏洩が考
えられるが、本発明に述べた方法によると、水素濃度上
昇の有無により漏洩源の大まかな分類も可能となる。
【００３１】また、主蒸気中、原子炉水中に存在する多
種の核種濃度や酸素（Ｏ2 ）濃度等に着目し、漏洩源
と、漏洩量を評価することも可能である。
種の核種濃度や酸素（Ｏ2 ）濃度等に着目し、漏洩源
と、漏洩量を評価することも可能である。
【００３２】
【発明の効果】以上の説明から明らかなように、本発明
によれば、格納容器内の雰囲気中水素濃度を測定し、格
納容器内除湿系からの発生凝縮水ドレン量、または格納
容器内サンプ排出水量に対する格納容器内水素濃度の比
率を評価することにより、格納容器内における一次系漏
洩源の推定が可能である。
によれば、格納容器内の雰囲気中水素濃度を測定し、格
納容器内除湿系からの発生凝縮水ドレン量、または格納
容器内サンプ排出水量に対する格納容器内水素濃度の比
率を評価することにより、格納容器内における一次系漏
洩源の推定が可能である。
【００３３】その結果、一次系漏洩源の早期確認、プラ
ント停止時の対応処置等が極めて容易となり、沸騰水形
原子力発電プラントの安全性確保、向上に大きく寄与す
ることができる。
ント停止時の対応処置等が極めて容易となり、沸騰水形
原子力発電プラントの安全性確保、向上に大きく寄与す
ることができる。
【図１】沸騰水形原子力発電プラントの原子炉格納容器
内の概要を示す説明図である。
内の概要を示す説明図である。
【図２】格納容器内に一次系からの漏洩が発生した場合
の格納容器内雰囲気露点、水素濃度、放射線モニタ指示
および漏洩量変化の様子を例示するグラフである。
の格納容器内雰囲気露点、水素濃度、放射線モニタ指示
および漏洩量変化の様子を例示するグラフである。
１…………原子炉格納容器 ２…………原子炉 ３…………原子炉給水配管 ４…………主蒸気配管 ５…………原子炉再循環配管 ６…………原子炉再循環ポンプ ７…………原子炉制御棒駆動機構 ８…………駆動水配管 ９…………格納容器雰囲気サンプルポンプ １０…………格納容器サンプリング配管 １１…………露点湿度計 １２…………水素濃度計 １３…………放射能モニタ １４…………除湿器 １５…………冷却水配管 １６…………除湿器ドレン配管 １７…………ドレン流量計 １８…………格納容器内サンプ １９…………サンプ吐出ポンプ ２０…………吐出配管
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉格納容器内の雰囲気中の水素ガス
濃度を測定し、原子炉格納容器内除湿系からの凝縮水ド
レン発生量または原子炉格納容器内サンプの排出水量を
計測して、この凝縮水ドレン発生量またはサンプ排出水
量に対する前記水素ガス濃度の比率を予め設定された基
準値と比較評価することにより、前記漏洩源が蒸気系で
あるか原子炉水系であるかを判別することを特徴とする
原子炉格納容器における漏洩源の判別方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3280148A JPH0769456B2 (ja) | 1991-10-28 | 1991-10-28 | 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP3280148A JPH0769456B2 (ja) | 1991-10-28 | 1991-10-28 | 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法 |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP58022443A Division JPS59150388A (ja) | 1983-02-14 | 1983-02-14 | 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH05249278A true JPH05249278A (ja) | 1993-09-28 |
| JPH0769456B2 JPH0769456B2 (ja) | 1995-07-31 |
Family
ID=17620999
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP3280148A Expired - Lifetime JPH0769456B2 (ja) | 1991-10-28 | 1991-10-28 | 原子炉格納容器における漏洩源の判別方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH0769456B2 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008096345A (ja) * | 2006-10-13 | 2008-04-24 | Hitachi Ltd | 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法 |
| KR20190026441A (ko) * | 2017-09-05 | 2019-03-13 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로건물의 건전성 평가방법 |
-
1991
- 1991-10-28 JP JP3280148A patent/JPH0769456B2/ja not_active Expired - Lifetime
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2008096345A (ja) * | 2006-10-13 | 2008-04-24 | Hitachi Ltd | 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法 |
| KR20190026441A (ko) * | 2017-09-05 | 2019-03-13 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로건물의 건전성 평가방법 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPH0769456B2 (ja) | 1995-07-31 |
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