JPH0587973A - 原子炉監視装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】 【目的】原子炉システムの健全性を保ち、異常時にはそ
の異常を速やかに検出する。 【構成】炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理
装置14は、炉心内計装系10、炉内計装系11、系統計装系
12および放射線モニタ13からの各データを、測定し管理
する。プロセス計算機15は、このデータに基づき、炉心
三次元出力分布、集合体流量および炉心平均ボイド率等
を計算する。冷却材放射化放射能濃度計算装置16は、原
子炉システム２の各位置における主蒸気および一次系冷
却材中の冷却材放射化放射能濃度を計算する。この冷却
材放射化放射能濃度と、炉心（炉内）・原子炉システム
データ測定管理装置14で測定した当該位置における放射
線量との相関関係を、冷却材放射化放射能濃度相関比較
装置17で比較する。そして、通常時の相関とずれている
場合には、運転員にその位置および程度を、異常通常装
置19により知らせる。

Description

【発明の詳細な説明】

【０００１】

【産業上の利用分野】本発明は原子炉監視装置に係り、
特に原子炉システム各位置での冷却材一次系の主蒸気お
よび炉水中の冷却材放射化放射能濃度を監視することに
より、原子炉システムの健全性を確保し、また異常時に
はその異常を速やかに検出し、さらに一次系冷却材の混
入により検出される二次系主蒸気配管内の主蒸気中の一
次系冷却材放射化放射能による線量から一次系冷却材漏
洩量を検知し監視するように構成した原子炉監視装置に
関する。

【０００２】

【従来の技術】従来から、運転中の沸騰水型原子炉およ
び新型転換炉など冷却材に酸素が含まれる原子炉ではそ
の原子炉システムにおける主要線源は¹⁶Ｎに代表される
冷却材放射化放射能であり、主蒸気系および炉水系の各
部位に設置されたのエリアモニタや各系統の放射線モニ
タ等はこれらによるガンマ線線量を検知しているものが
多い。

【０００３】また、加圧水型原子炉では前記原子炉と同
様にその一次系に¹⁶Ｎに代表される冷却材放射化放射能
を含む一方、二次系には存在しない。しかしながら、加
圧水型原子炉等においても、蒸気発生器の伝熱管から一
次冷却材が二次系に漏洩した場合においては二次系冷却
材中にも¹⁶Ｎに代表される冷却材放射化放射能が存在す
ることとなる。

【０００４】さて、沸騰水型原子炉および新型転換炉等
の主蒸気および炉水中ないし、加圧水型原子炉等の一次
系冷却材中の冷却材放射化放射能は燃料設計、炉心設計
および原子炉運転状況により変動しており、前記エリア
モニタや放射線モニタ等の測定値も各プラント、運転サ
イクル相互間およびサイクル内で変動していることが知
られている。

【０００５】図２により加圧水型原子炉（以下、ＰＷＲ
と記す）およびおの原子炉監視装置の概略を説明する。
なお、図２は本発明の実施例を含んでおり、その実施例
の部分については後述する。

【０００６】図中、符号21は原子炉建屋、22は原子炉格
納容器、23は原子炉容器をそれぞれ示している。原子炉
容器23内の炉心24で加熱された一次系冷却材は一次系配
管27を流れて蒸気発生器28内の伝熱管29に流入する。

【０００７】蒸気発生器28内の二次系冷却材は伝熱管29
により一次系冷却材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33を流れてタービン34へ
流入し、タービン34を回転させ、発電機35を駆動して発
電する。タービン34で仕事を終えた蒸気は復水器32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
36を流れて蒸気発生器28へ二次系冷却材として給水され
る。

【０００８】一方、蒸気発生器28の伝熱管29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31からポンプ30により原子炉容器23に戻
り、再び炉心24で加熱される。なお、図中25は制御棒、
26は加圧器、37は排ガス系配管をそれぞれ示し、38はタ
ービン排ガス系モニタであり、排ガス中の放射能を測定
するものである。

【０００９】ところで、蒸気発生器28内には逆Ｕ字状の
細管からなる多数本の伝熱管29が管板に取り付けられて
おり、これらの伝熱管29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が、仮に原子炉運転時
に伝熱管29が破損して一次系冷却材の漏洩が発生した場
合、漏洩した一次系冷却材中の放射能は二次系主蒸気配
管33を通り、タービン34へ移行し、さらに復水器32を通
り給水系に戻ることになる。

【００１０】ＰＷＲは復水器32から一部の蒸気（ガス）
を排ガス系配管37を通して抽気しており、抽気した蒸気
中放射能が警報設定値以上の場合にはタービン排ガス系
モニタ38により警報が発せられるように構成されてい
る。

【００１１】

【発明が解決しようとする課題】しかしながら、一次系
冷却材または２次系蒸気中の放射能濃度、測定線量およ
びその変動を解析、評価する従来の原子炉監視装置は原
子炉システムには用意されていない。また、従来の装置
では放射能濃度，線量などの情報を用いて原子炉の健全
性を監視することはできず、単にこれらエリアモニタや
放射線モニタ等の測定値が定められた警報設定値を超え
た場合に警報を発生し、運転員に知らせるのみであっ
た。

【００１２】さらに、ＰＷＲでは通常運転時において二
次系配管中の放射能はほとんどなく、タービン排ガス系
モニタ38での測定結果には自然放射能の変動や計数系の
ノイズ等によりピーク状の変動が現れることがあり、そ
の測定値が伝熱管破損に関する有為な信号であるか否
か、また破損による一次系冷却材の二次系への漏出量に
関して状況を判断することが困難であった。

【００１３】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38において対
象とする一次系の希ガス、腐食性生物および核分裂生成
物等の放射能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となるが、これらの一
次系での量はもともと少なく、自然放射線によるバック
グラウンドの変動もあるため、漏洩による異常徴候を有
為な値として十分判断できない課題がある。

【００１４】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、炉心・原子炉システムデータ測定管理装置に
よるデータと適当な物理モデルを用い、冷却材放射化放
射能濃度計算装置により原子炉システム各位置の主蒸気
および炉水中の冷却材放射化放射能濃度を計算し、原子
炉を常時監視することができる原子炉監視装置を提供す
るものである。

【００１５】また、これら原子炉システム各位置の主蒸
気および炉水中の冷却材放射化放射能濃度と炉心（炉
内）・原子炉システムデータ測定管理装置による当該位
置における放射線線量との相関関係と比較し、その結果
から原子炉システムにおける主蒸気および炉水中での冷
却材放射化放射能の異常な変動をエリアモニタや放射線
モニタ検出器系の自体の変動、あるいは燃料設計、炉心
設計および原子炉運転状況等による主蒸気および炉水中
の冷却材放射化放射能の実変動から除外して検知し、通
常時の相関とずれている場合には運転員にその位置およ
び程度を知らせることにより、原子炉システムの異常を
速やかに検知する原子炉監視装置を提供することにあ
る。

【００１６】さらに、ＰＷＲにおいて、伝熱管等の破損
が生じた場合、一次系から漏洩する希ガス、腐食性生成
物および核分裂生成物等の放射能に比較して一次系での
放射能濃度が極めて高い¹⁶Ｎや¹⁵Ｃ等に代表される一次
系冷却材中の放射化放射能濃度を二次系の主蒸気系統で
測定評価し、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漏洩を速やかに検知するとと
もに、その漏洩量を知らせる原子炉監視装置を提供しよ
うとするものである。

【００１７】

【課題を解決するための手段】本発明の第１は原子炉炉
心のデータおよび原子炉システムのデータを測定および
管理する炉心・原子炉システムデータ測定管理装置と；
前記データと適当な物理モデルを用いて原子炉システム
各位置の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放射能濃度
を計算する冷却材放射化放射能濃度計算装置と；この冷
却材放射化放射能濃度計算装置の計算する原子炉システ
ム各位置の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放射能濃
度と炉心・原子炉システムデータ測定管理装置による当
該位置における放射線線量との相関関係を比較する冷却
材放射化放射能濃度相関比較装置と；この比較装置によ
る比較の結果通常時の相関とずれている場合に運転員に
その位置および程度を知らせる異常通報装置とからなる
ことを特徴とする。

【００１８】本発明の第２は原子炉の炉内データおよび
原子炉システムデータを測定、管理する炉内・原子炉シ
ステムデータ測定管理装置と；このデータ測定管理装置
からの測定データに基づき、炉心三次元出力分布、集合
体流量および炉心平均ボイド率等を計算するプロセス計
算機と；前記データ測定管理装置およびプロセス計算機
からの各データおよび適当な物理モデルを用いて原子炉
システム各位置の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放
射能濃度を計算する冷却材放射化放射能濃度計算装置
と；この冷却材放射化放射能濃度計算装置で計算された
原子炉システム各位置の主蒸気および炉水中の冷却材放
射化放射能濃度と、炉内・原子炉システムデータ測定管
理装置で測定される当該位置における放射線量との相関
関係を比較する冷却材放射化放射能濃度相関比較装置
と；この比較装置による比較結果が通常時の相関とずれ
ている場合に、運転員にその位置および程度を知らせる
異常通報装置とからなることを特徴とする。

【００１９】本発明の第３は原子炉内および原子炉一次
系システムのデータを測定および管理する原子炉一次系
システムデータ測定管理装置と、そのデータと物理モデ
ルを用いて原子炉一次系システム各位置の一次系冷却材
中の冷却材放射化放射能濃度を計算する一次系冷却材放
射化放射能濃度計算装置と、この一次系冷却材放射化放
射能濃度計算装置の計算する原子炉一次系システムに設
置されている蒸気発生器内の伝熱管位置の一次系冷却材
中の冷却材放射化放射能濃度と原子炉二次系システムの
データを測定および管理する原子炉二次系システムデー
タ測定管理装置と、この原子炉二次系システムデータ測
定管理装置により伝熱管破損の場合に検出される原子炉
二次系主蒸気配管位置における漏れ込み一次側冷却材放
射化放射能による放射線線量測定値から伝熱管破損によ
る一次系冷却材の二次系への漏洩量を評価する一次系冷
却材二次系漏洩量計算装置と、この一次系冷却材二次系
漏洩量計算装置の結果が通常時の値を超えていた場合に
運転員に破損による漏洩量の程度を知らせる異常通報装
置とを具備したことを特徴とする。

【００２０】

【作用】請求項１および２に記載の原子炉監視装置で
は、炉心運転特性データである炉心または炉内中性子束
分布および原子炉圧力、原子炉システムデータの炉心流
量、主蒸気流量、給水流量および再循環流量が炉心また
は炉内・原子炉システムデータ測定管理装置によって測
定・管理される。

【００２１】これら測定データは原子炉に通常具備され
ているプロセス計算機に引き渡され、炉心三次元出力分
布、集合体流量、炉心ボイド率分布および液体ポイズン
濃度等が計算される。これら炉心または炉内・原子炉シ
ステムデータ測定管理装置による測定監視データおよび
プロセス計算機データはプロセス計算機から一括して冷
却材放射化放射能濃度計算装置に取り込まれる。

【００２２】これらデータを入力した冷却材放射化放射
能濃度計算装置はこれら原子炉システムおよび炉心運転
特性データと炉心に装荷されている各種燃料集合体の核
特性を基に炉心または炉内および原子炉システム各位置
の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放射能濃度を計算
する。

【００２３】請求項３に記載のＰＷＲにおける原子炉監
視装置では、炉内データである炉心内中性子束冷却材温
度および原子炉圧力、原子炉システムデータの炉心流量
や給水流量が原子炉一次系システムデータ測定管理装置
によって測定・管理される。

【００２４】これら測定データは一次系冷却材放射化放
射能濃度計算装置に取り込まれ、一次系冷却材放射化放
射能濃度計算装置はこれら原子炉一次系システムおよび
炉心データと炉心に装荷されている各種核燃料集合体の
核特性を基に炉心および原子炉一次系システム各位置の
一次系冷却材中の冷却材放射化放射能濃度を計算する。

【００２５】この原子炉の一次系冷却材中の冷却材放射
化放射能濃度は次の方法によって求められるものであ
る。つまり、各燃料集合体の集合体流量、冷却材温度分
布および各燃料集合体内の流路面積から燃料集合体内の
軸方向冷却材流速分布が求められる。

【００２６】そこで、軸方向各位置での冷却材放射化放
射能生成に寄与する中性子束に対象とする冷却材放射化
放射能を生成する冷却材構成核種および生成断面積を掛
け、さらに前記軸方向各位置の冷却材流速から求めたそ
こでの冷却材の照射時間および照射により生成した冷却
材放射化放射能が集合体出口までに減速材が移動する間
に減衰する割合を掛け、これらを軸方向流路に沿って軸
方向積分することにより、単一集合体出口の冷却材放射
化放射能濃度が計算できる。

【００２７】これら各燃料集合体の集合体出口の冷却材
放射化放射能濃度は各燃料集合体の流量加重平均によ
り、炉心出口の冷却材放射化放射能濃度となる。この一
次系冷却材中の冷却材放射化放射能濃度は冷却材が炉心
を１回通過した場合に一次系冷却材中に生成する冷却材
放射化放射能濃度であり、実際の一次系冷却材中の飽和
冷却材放射化放射能濃度を評価するには以下の計算が必
要である。

【００２８】ＰＷＲにおいて、一次系冷却材は炉心を通
過した後、一次系配管を通り蒸気発生器の伝熱管を通過
冷却された後、一次系主冷却配管を通り、再び炉心に到
達する。従って、炉心入口や出口の一次系冷却材中の飽
和冷却材放射化放射能濃度は炉心１回通過の間に一次系
冷却材中に生成する冷却材放射化放射能濃度と原子炉一
次系システムデータ測定管理装置による給水流量と炉心
流量を用い、炉心以外での一次系の冷却材流路における
生成冷却材放射化放射能の減衰を考慮した無限ループ計
算により求めるものである。

【００２９】この炉心出口の一次系冷却材中の冷却材放
射化放射能は一次系配管を通り、蒸気発生器の伝熱管に
達するまでの時間による減衰補正をすることにより、蒸
気発生器内伝熱管位置の一次系冷却材中の冷却材放射化
放射能濃度が求められる。

【００３０】すなわち、ＰＷＲにおける原子炉監視装置
では二次系システムのデータを測定および管理する二次
系システムデータ測定管理装置により管理される放射線
検出器により、伝熱管破損の場合に検出される二次系主
蒸気系統における漏れ込み一次系冷却材放射化放射能に
よる放射線線量測定値から二次系主蒸気系統測定位置の
冷却材放射能濃度を求める。

【００３１】そして、二次系システムデータ測定管理装
置による主蒸気流量とを用い、蒸気発生器の伝熱管位置
までの放射能の減衰を補正し、伝熱管での一次系冷却材
中の冷却材放射化放射能濃度を基に伝熱管破損による一
次系冷却材の二次系への漏洩量を逐次評価する。

【００３２】なお、二次系主蒸気系統における漏れ込み
一次系冷却材放射化放射能による放射線線量測定位置か
ら主蒸気系統測定位置の冷却材放射能濃度を求める方法
は以下のとおりである。

【００３３】すなわち、主蒸気系統測定位置において対
象とする冷却材放射化放射能が単位濃度だけ混在してい
る場合の放射線線量測定値を測定、または放射線の線量
評価に一般に用いられている点減衰核コード、放射線輸
送計算コード等の計算コードにより予め評価しておき、
実際の放射線線量測定値との比例計算により、主蒸気系
統測定位置の冷却材放射能濃度を求める。

【００３４】

【実施例】図１を参照しながら本発明に係る原子炉監視
装置を沸騰水型原子炉に適用した請求項１および２に該
当する第１の実施例を説明する。

【００３５】図１において符号１は原子炉監視装置で、
２は原子炉システムである。原子炉システム２は炉心３
を設置した原子炉圧力容器４、主蒸気配管５、タービン
６、給水配管７、再循環ループ８などの系統が組込まれ
ている。すなわち、炉心３内で発生し、原子炉圧力容器
４内の上方に流動した蒸気は主蒸気配管５を通り、ター
ビン６に導かれる。その後、主蒸気は復水となり、給水
配管７を通り、給水として原子炉圧力容器４に戻され
る。

【００３６】また、炉水の一部は再循環ループ８を通
り、再循環ループを通過し、再循環ポンプ９により原子
炉圧力容器４内に戻り、原子炉圧力容器４内のジェット
ポンプの駆動流となる。一方、その他炉水はジェットポ
ンプの吸引流となり、両者が合わさって再び炉水入口に
戻り、炉心３の炉心流量が制御される。

【００３７】原子炉システム２にはまた中性子計装系等
の炉心内計装系10、圧力計等の炉内計装系11、主蒸気系
等の系統計装系12および放射線モニタ13が設備されてお
り、それらによる各種測定監視データが炉心（炉内）・
原子炉システムデータ測定管理装置14に集められる。

【００３８】なお、図１において計装系10〜12から炉心
（炉内）・原子炉システムデータ測定管理装置14をつな
ぐ線で一点鎖線で示したものは放射線モニタ13によるデ
ータの流れを、点線で示したものはそれ以外のデータの
流れを、実線はその両者を示すものである。

【００３９】炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定
管理装置14に取り込まれた各種データはプロセス計算機
15に取り込まれる。このプロセス計算機15は通常の沸騰
水型原子炉に具備されているものである。

【００４０】プロセス計算機15は炉心内計装系10および
炉内計装系11による炉心内中性子束分布や炉心流量等の
測定監視データと内蔵する熱水力モデルにより、その重
要な目的であるプラント機能の確認や燃料健全性の評価
のための基本的要素である炉心三次元出力分布、炉心三
次元ボイド分布、集合体流量および炉心平均ボイド率等
プロセス計算機データを計算する。

【００４１】これら炉心（炉内）・原子炉システムデー
タ測定管理装置14による測定監視データとプロセス計算
機15によるプロセス計算機データはプロセス計算機15か
ら一括して冷却材放射化放射能濃度計算装置16に渡され
る。冷却材放射化放射能濃度計算装置16はプロセス計算
機15から引き渡された各燃料集合体流量の燃料集合体流
量、各燃料集合体の軸方向ボイド分布と各燃料集合体内
の流路面積から燃料集合体内の軸方向冷却材流速分布を
求める。

【００４２】この軸方向各位置の冷却材流速から、軸方
向各位置での冷却材放射化放射能生成に寄与する中性子
束に対する冷却材の照射時間および照射により生成した
冷却材放射化放射能が燃料集合体の出口まで減速材が移
動する間に減衰する割合を掛け、さらにこれらを燃料集
合体の軸方向流路に沿って軸方向積分することにより、
単一燃料集合体の出口の冷却材放射化放射能濃度を計算
する。

【００４３】これら各燃料集合体の出口の冷却材放射化
放射能濃度は各燃料集合体の流量加重平均により、炉心
出口の冷却材放射化放射能濃度を計算する。この炉心出
口の冷却材放射化放射能濃度は炉心出口の主蒸気と炉水
中の冷却材放射化放射能濃度の平均値であり、ここで、
両者の放射能濃度のそれぞれを計算する。

【００４４】つまり、炉心出口の全冷却材放射化放射能
のうちの主蒸気に移行する割合が溶解度と気液の接触界
面積の観点から原子炉圧力に負の炉心平均ボイド率に正
の相関があることを用い、両者の一次式で全放射能の主
蒸気への移行割合を規定する。

【００４５】したがって、全冷却材放射化放射能、主蒸
気への移行割合および主蒸気と炉心流量を用いて主蒸気
および炉水中の冷却材放射化放射能を計算する。

【００４６】以上のようにして求めた主蒸気および炉水
中の冷却材放射化放射能濃度は冷却材が炉心を１回通過
した場合に主蒸気および炉水中に生成する冷却材放射化
放射能濃度であり、実際の主蒸気および炉水中の冷却材
放射化放射能濃度を評価するにあたり以下の計算を行
う。

【００４７】つまり主蒸気については炉心３の出口から
流出以降、原子炉圧力容器４内の図示していないスタン
ドパイプ、気水分離器および蒸気乾燥器を経て原子炉圧
力容器４を流出し、主蒸気配管５を通過後タービン６へ
流れ込み、仕事をしたのち、復水器で復水となり、冷却
材放射化放射能の完全な減衰・消滅後、給水として原子
炉圧力容器４に戻る。

【００４８】なお、高エネルギーガンマ線を放出する冷
却材放射化放射能のうち主なものは¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃである
が、これらの半減期は最も長い¹⁶Ｎでも約７秒間であ
り、炉心３を流出した主蒸気がタービンを経由して給水
として炉心入口に戻る間には完全に減衰するものであ
る。

【００４９】一方、炉水は原子炉圧力容器４内のダウン
カマーを下り、再循環ループ８を通って再度原子炉圧力
容器４に入り、ジェットポンプの駆動水となって再度炉
心３の入口にくるもの（以下アウタループと記す）と、
原子炉圧力容器内のダウンカマーを下り、直接ジェット
ポンプの吸引流となって再度炉心３の入口にくるもの
（以下インナループと記す）とがあり、その両者とも冷
却材が炉心を１回通過した場合に炉水中に生成する冷却
材放射化放射能が減衰・消滅する前に再度炉心３の入口
に到達する。

【００５０】したがって、炉心３の入口や出口の主蒸気
および炉水中の飽和冷却材放射化放射能濃度は炉心３を
１回通過の間に主蒸気および炉水中に生成する冷却材放
射化放射能濃度と炉心（炉内）・原子炉システムデータ
測定管理装置14による測定監視データ主蒸気、給水、再
循環および炉心流量とを用いた無限ループ計算により求
める。この無限ループ計算は以下のようなものである。

【００５１】つまり、炉心３を１通過により生成した炉
心３の出口の炉水中放射能濃度を炉心３の出口から原子
炉圧力容器４内の給水位置まで流動時間と冷却材放射化
放射能の物理的半減期を基に減衰させ、炉水中の冷却材
放射化放射能が完全に減衰し、流量が主蒸気流量とほぼ
等しい給水の混合より炉水中濃度を減少する計算を炉水
と給水の流量を基に計算する。

【００５２】また、インナループおよびアウタループで
の流動時間と再循環流量を基に計算する両者の流量に応
じて冷却材放射化放射能の物理的半減期により減衰さ
せ、再度炉心３の入口に到達する炉水中の冷却材放射化
放射能濃度を計算する。

【００５３】この冷却材放射化放射能を持った冷却材は
再度炉心３内の各燃料集合体内を軸方向に流動し、炉心
３の１通過における計算モデルにしたがい、炉心３の出
口における主蒸気および炉水中に増加する冷却材放射化
放射能濃度を計算する。

【００５４】さらに前回における炉心３を１通過で生成
し、再度炉心３の入口に到達する炉水中の冷却材放射化
放射能濃度のうち今回の炉心３内の流動時間による減衰
分を考慮したものを今回の炉心３の出口における主蒸気
および炉水中に増加する冷却材放射化放射能濃度に加え
合わせる。

【００５５】以上の操作を冷却材放射化放射能濃度計算
装置16の値が一定値になるまで計算を繰り返すか、また
は炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理装置14
による測定監視データである炉心流量、主蒸気流量、給
水流量、再循環流量および原子炉圧力容器４内のジェッ
トポンプのＭ比、冷却材放射化放射能濃度計算装置16に
よる炉心３を１通過で生成する冷却材中の冷却材放射化
放射能および全冷却材放射化放射能のうちの主蒸気移行
割合を用い、数学が教える無限級数の和に関する一般式
を冷却材放射化放射能濃度計算装置16に内蔵し、計算す
ることによっても評価できる。

【００５６】さらに冷却材放射化放射能濃度計算装置16
は以上により求めた炉心３の出口における主蒸気および
炉水中の冷却材放射化放射能濃度を基に以下の方法によ
り、例えば主蒸気系、再循環系ないし原子炉冷却材浄化
系配管等原子炉システム中の各位置での主蒸気および炉
水中の冷却材放射化放射能濃度を計算する。

【００５７】つまり、主蒸気については原子炉圧力容器
４内において、炉心出口からスタンドパイプ、気水分離
器および蒸気乾燥器での通過時間、原子炉圧力容器４の
ドーム内での滞在時間、さらに主蒸気の原子炉圧力容器
４の出口以降主蒸気配管５の各位置およびタービンまで
の移動時間を、炉心（炉内）・原子炉システムデータ測
定管理装置14の測定監視データと質量および熱バランス
から求める。

【００５８】このようにして各領域での主蒸気体積や主
蒸気密度、さらに主蒸気配管５の径および炉心（炉内）
・原子炉システムデータ測定管理装置14による主蒸気流
量を基に、冷却材放射化放射能濃度計算装置16内で計算
し、評価する各位置までの前記移動時間と冷却材放射化
放射能の半減期から炉心出口からの減衰割合を計算し、
評価対象位置の主蒸気中の冷却材放射化放射能濃度を計
算する。

【００５９】炉水については原子炉圧力容器４内におい
て炉心３の出口からダウンカマーを下る時間および原子
炉圧力容器４の出口から出て再循環ループ８の各位置お
よび再循環ポンプ９までの移動時間を、炉心（炉内）・
原子炉システムデータ測定管理装置14の測定監視データ
と質量および熱バランスから求められる。

【００６０】原子炉圧力容器４内や再循環ループ８内各
領域での炉水体積や炉水密度、さらに再循環ループ８の
径および炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理
装置14による再循環流量を基に、冷却材放射化放射能濃
度計算装置16内で計算し、評価する各位置までの前記移
動時間と冷却材放射化放射能の半減期から炉心３の出口
からの減衰割合を計算し、評価対象位置の炉水中の冷却
材放射化放射能濃度を計算する。

【００６１】さらに本実施例の原子炉監視装置は、冷却
材放射化放射能濃度計算装置16で計算した炉心３の入
口、出口の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放射濃
度、主蒸気配管５の評価対象位置およびタービン６での
主蒸気中の冷却材放射化放射能濃度、および再循環ルー
プ８の評価対象位置および再循環ポンプ９での炉水中の
冷却材放射化放射能濃度をプロセス計算機15の入出力装
置18に引き渡す。

【００６２】そして、原子炉の運転員に対して原子炉シ
ステム各位置における冷却材放射化放射能濃度を表示
し、原子炉プラントの監視を可能とする。この原子炉シ
ステム各位置における冷却材放射化放射能濃度の計算な
いし表示は原子炉の運転員の要求を入出力装置18から受
けて行ってもよいし、常時行うことも可能である。

【００６３】さらに、冷却材放射化放射能濃度計算装置
16による前記原子炉システム評価対象各位置における冷
却材放射化放射能濃度を冷却材放射化放射能濃度相関比
較装置17に引き渡す一方、炉心（炉内）・原子炉システ
ムデータ測定管理装置14が測定管理する当該位置の放射
線モニタ13による放射線線量率を同様に冷却材放射化放
射能濃度相関比較装置17に引き渡す。

【００６４】その両者は原子炉に異常が発生していなけ
れば、本実施例による原子炉監視装置の冷却材放射化放
射能濃度計算装置16による原子炉システム評価対象各位
置における冷却材放射化放射能濃度は燃料設計、炉心設
計および原子炉運転状況を逐次反映して計算している。

【００６５】これは炉心を含めた原子炉システムでの実
際の冷却材放射化放射能濃度の変動を正確に反映してい
るものであるので、きわめて強い相関を持つものであ
り、その実績の一端を本願発明者らは1990年日本原子力
学会秋の大会（Ｇ６６）で報告している。

【００６６】したがって、試運転期間等原子炉の一定の
テスト期間において冷却材放射化放射能濃度計算装置16
による原子炉システム評価対象各位置における冷却材放
射化放射能濃度と炉心（炉内）・原子炉システムデータ
測定管理装置14が測定管理する当該位置の放射線モニタ
13による放射線線量の相関をとっておく。

【００６７】または、冷却材放射化放射能濃度計算装置
16による原子炉システム評価対象各位置における冷却材
放射化放射能濃度と炉心（炉内）・原子炉システムデー
タ測定管理装置14が測定管理する当該位置の放射線モニ
タ13による放射線線量の相関を放射線の線量評価に一般
に用いられている点滅衰核コードないし放射線輸送コー
ド等の計算コードにより予め評価しておく。

【００６８】そして、冷却材放射化放射能濃度相関比較
装置17にその比や通常時のエリアモニタや放射線モニタ
検出器系自体の変動幅を内蔵しておけば、逐次取り込ま
れる両者の値の相関と前記内蔵データとを比較する。

【００６９】これにより、原子炉システムにおける主蒸
気および炉水中の冷却材放射化放射能の異常を、さらに
特別の設備を付加することなく、現状の設備であるエリ
アモニタや放射線モニタを用い、それら検出器系自体の
変動を除外して監視することができる。

【００７０】また、本実施例の原子炉監視装置では前記
異常を検出した場合には運転員に対して入出力装置18あ
るいは異常通報装置19により、その位置および程度を運
転員に指示するものである。沸騰水型原子炉においては
主蒸気オフガス系の主要線源である¹³Ｎを対象としたも
のであり、オフガス系の放射線モニタ13のガンマ線線量
を対象とする時に有用なものである。

【００７１】冷却材放射化放射能は原子炉冷却材である
冷却材中の水分子を構成する酸素の原子核である¹⁶Ｏ、
¹⁷Ｏおよび¹⁸Ｏと原子炉燃料であるウランやプルトニウ
ムの核分裂で発生する中性子との核反応である（ｎ，
ｐ）または（ｎ，α）反応、または¹⁶Ｏ、¹⁷Ｏおよび¹⁸
Ｏと原子炉燃料であるウランやプルトニウムの核分裂で
発生する中性子が冷却材水分子中の水素と散乱、減速す
るときに発生する反跳陽子との核分裂である（ｐ，α）
または（ｐ，ｎ）反応によって発生するが、発生する冷
却材放射化放射能毎に酸素の原子核種類と反応の種類が
異なっている。

【００７２】したがって、対象とする冷却材放射化放射
能毎にその生成に寄与する中性子または反跳陽子の、反
応の起し易さに係わる係数の中性子または反跳陽子のエ
ネルギー依存性、つまり反応断面積のエネルギー依存
性、さらに原子炉の冷却材位置におけるエネルギー毎の
単位面積単位時間当り通過する中性子または反跳陽子の
通過量、つまり中性子束または反跳陽子束、さらに冷却
材位置で対象の反応をする酸素原子核の密度が必要とな
る。

【００７３】なお、このエネルギー依存断面積は核物理
の分野で研究、測定されるものであり、一般にテーブル
あるいはグラフとして与えられるものである。また、反
応に寄与する中性子束または反跳陽子束は原子炉あるい
は燃料集合体の設計で通常用いられる炉物理における実
効増倍率を固有値とする多群の輸送あるいは拡散方程式
計算を基に求められるものである。

【００７４】本実施例は、この各種反応により発生する
各種冷却材放射化放射能の全般を対象としたものであ
り、冷却材放射化放射能の内、従来の沸騰水型原子炉で
炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理装置14が
測定管理する当該位置の放射線モニタ13に最も大きなガ
ンマ線線量を与える¹⁶Ｎのみを対象とすることもできる
し、全冷却材放射化放射能を対象としてもよい。また、
冷却材放射化放射能のうち、従来の沸騰水型原子炉で炉
心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理装置14が測
定管理する当該位置の放射線モニタ13に大きなガンマ線
線量を与える高エネルギーガンマ線を放射する¹⁶Ｎ，¹⁵
Ｃおよび¹⁸Ｎの１つまたは複数個を対象としてもよい。

【００７５】さらに、冷却材放射化放射能のうち、中性
子放出する¹⁷Ｎのみを対象とした場合、従来の沸騰水型
原子炉で炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理
装置14が測定管理する当該位置の放射線モニタ13として
中性子検出器が用いられている場合に有用である。

【００７６】次に、本発明に係る原子炉監視装置の請求
項３に該当した第２の実施例を図２を参照して説明す
る。図２は本発明による原子炉監視装置の第２の実施例
を含んだＰＷＲとその原子炉監視装置の概略を示したも
のである。図中において符号21は原子炉建屋、22は原子
炉格納容器、23は原子炉容器をそれぞれ示している。

【００７７】原子炉容器23内の炉心24で加熱された一次
系冷却材は一次系配管27を流れて蒸気発生器28内の多数
本の伝熱管29に流入する。蒸気発生器28内の二次系冷却
材は伝熱管29内の一次系冷却材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33を流れてタ
ービン34に流入し、タービン34は回転し、発電機35を駆
動して発電する。

【００７８】タービン34で仕事を終えた蒸気は復水器32
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36を流れて蒸気発生器28へ二次系冷却材として給水
される。一方、蒸気発生器28の伝熱管29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31からポンプ30により原子炉容器23に戻り、再
び炉心24で加熱される。なお、図中25は制御棒、26は加
圧器をそれぞれ示している。

【００７９】本実施例において、沸騰水型原子炉に適用
した冷却材放射化放射能濃度計算装置16はＰＷＲに適用
した一次系冷却材放射化放射能計算装置44に対応し、二
次系への一次系冷却材の漏洩およびその量を検知するた
めに一次系冷却材二次系漏洩量計算装置45を設けてい
る。

【００８０】ここで、第２の実施例では二次系主蒸気系
配管33の近傍に放射線検出器としてγ線検出器39を設置
し、蒸気発生器28内の伝熱管29の破損による一次系冷却
材の二次系への漏洩量を一次系冷却材二次系漏洩量計算
装置45により検知する。この漏洩量の検知にあたっては
原子炉二次系システムデータ測定管理装置43が管理する
γ線検出器39により伝熱管破損の場合に検出される原子
炉二次系主蒸気系統における漏れ込み一次側冷却材放射
化放射能による放射線線量測定値から原子炉二次系主蒸
気系統測定位置の冷却材放射能濃度を求める。

【００８１】そして、原子炉二次系システムデータ測定
管理装置43により管理される測定器42による主蒸気流量
から蒸気発生器28の伝熱管29位置までの放射能の減衰を
補正し、一次系冷却材放射化放射能計算装置44による伝
熱管29位置での一次系冷却材中冷却材放射化放射能濃度
を基に伝熱管破損による一次系冷却材の二次系への漏洩
量を評価する。

【００８２】なお、この一次系冷却材放射化放射能計算
装置44は以下の手法により、一次系各位置の冷却材放射
化放射能を求めるものである。つまり、原子炉一次系シ
ステムデータ測定管理装置41が管理する各測定器40によ
る集合体流量、冷却材温度分布および各燃料集合体内の
流路面積から燃料集合体内の軸方向冷却材流速分布を求
め、軸方向各位置での冷却材放射化放射能生成に寄与す
る中性子束に対象とする冷却材放射化放射能を生成する
冷却材構成核種および生成断面積を掛ける。

【００８３】さらに、前記軸方向各位置の冷却材流速か
ら求めたそこでの冷却材の照射時間および照射により生
成した冷却材放射化放射能が集合体出口までに減速材が
移動する間に減衰する割合を掛け、これらを軸方向流路
に沿って軸方向積分することにより、単一集合体出口の
冷却材放射化放射能濃度を計算でする。

【００８４】これら各燃料集合体の集合体出口の冷却材
放射化放射能濃度は各燃料集合体の流量加重平均により
炉心出口の冷却材放射化放射能濃度となるが、この一次
系冷却材中冷却材放射化放射能濃度が炉心を１回通過し
た場合に一次系冷却材中に生成する冷却材放射化放射能
濃度であり、実際の一次系冷却材中の冷却材放射化放射
能濃度を評価するには以下の計算を一次系冷却材放射化
放射能計算装置44で行う。

【００８５】つまり、一次系冷却材が炉心24を通過した
後、一次系配管27を通り、蒸気発生器28の伝熱管29を通
過冷却された後、一次系主冷却配管31を通り、再び炉心
24に到達するものである。

【００８６】炉心入口や出口の一次系冷却材中の飽和冷
却材放射化放射能濃度は炉心１回通過の間に一次系冷却
材中に生成する冷却材放射化放射能濃度と原子炉一次系
システムデータ測定管理装置41が管理する測定器40によ
る給水流量と炉心流量を用い、炉心以外の一次系の冷却
材流路における生成冷却材放射化放射能の減衰を考慮し
た無限ループ計算により求めるものである。

【００８７】さらに、この炉心出口の一次系冷却材中冷
却材放射化放射能は一次系配管27を通り、蒸気発生器28
の伝熱管に達するまでの時間による減衰補正をすること
により、蒸気発生器28内伝熱管29の位置の一次系冷却材
中冷却材放射化放射能濃度を求める。

【００８８】前記原子炉二次系主蒸気系統における漏れ
込み一次側冷却材放射化放射能による放射線線量測定値
から原子炉二次系主蒸気系統測定位置の冷却材放射能濃
度を求める方法は以下の通りである。

【００８９】すなわち、原子炉二次系主蒸気系統測定位
置において対象とする一次系冷却材放射化放射能が単位
濃度だけ混在している場合の放射線線量測定値を測定、
または放射線の線量評価に一般に用いられている点減衰
核コード、放射線輸送計算コード等の計算コードにより
予め評価しておき、原子炉二次系システムデータ測定管
理装置43により管理されるγ線検出器39による実際の放
射線線量測定値との比例計算により、原子炉二次系主蒸
気系統測定位置の冷却材放射能濃度を求める。

【００９０】以上一次系冷却材二次系漏洩量計算装置45
により求められた一次系冷却材漏洩量はＰＷＲ運転中常
に測定評価され、異常通報装置46に引き渡される。この
異常通報装置46はその漏洩量が通常の値を超えていた場
合に運転員に異常およびその漏洩量を知らせるものであ
るが、通常その結果はほとんどゼロである。

【００９１】しかし、一旦蒸気発生器28内の伝熱管29で
一次系冷却材の二次系への漏洩があればＰＷＲ通常時の
原子炉二次系主蒸気系統位置は極めてゼロに近いため、
異常時の感度は大きく、漏洩を即座に検知できるととも
にその漏洩量も運転員に知らせることができるものであ
る。

【００９２】原子炉二次系システムデータ測定管理装置
43が管理するγ線検出器39は本第２の実施例では新たに
二次系主蒸気配管33近傍に設置するものであるが、二次
系主蒸気配管33の近傍に通常のγ線エリアモニタが設置
されていれば、前述したとおり、このγ線エリアモニタ
を対象として一次系冷却材放射化放射能が単位濃度だけ
混在している場合の放射線線量測定値を測定、または放
射線の線量評価に一般に用いられている点減衰核コー
ド、放射線輸送計算コード等の計算コードにより予め評
価しておき、このγ線エリアモニタによる実際の放射線
線量測定値との比例計算により、γ線エリアモニタ設置
位置の冷却材放射能濃度を求めることができ、本発明の
原子炉監視装置として機能上十分である。

【００９３】冷却材放射化放射能は原子炉冷却材である
水分子を構成する酸素の原子核である¹⁶Ｏ，¹⁷Ｏおよび
¹⁸Ｏと原子炉燃料であるウランやプルトニウムの核分裂
で発生する中性子との核反応である（ｎ，ｐ）、または
（ｎ，α）反応、あるいは¹⁶Ｏ，¹⁷Ｏおよび¹⁸Ｏと原子
炉燃料であるウランやプルトニウムの核分裂で発生する
中性子が水分子中の水素と散乱、減速するときに発生す
る反跳陽子との核反応である（ｐ，α）または（ｐ，
ｎ）反応によって発生するが、発生する冷却材放射化放
射能毎に酸素の原子核種類と反応の種類が異なってい
る。

【００９４】従って、対象とする冷却材放射化放射能毎
にその生成に寄与する中性子または反跳陽子の、反応の
起し易さに係わる係数の中性子または反跳陽子のエネル
ギー依存性、つまり反応断面積のエネルギー依存性、さ
らに原子炉の冷却材位置におけるエネルギー毎の単位面
積単位時間当り通過する中性子または反跳陽子の通過
量、つまり中性子束または反跳陽子束、さらに冷却材位
置で対象の反応をする酸素原子核の密度が必要となる。

【００９５】このエネルギー依存断面積は核物理の分野
で研究、測定されるものであり、一般にテーブルあるい
はグラフとして与えられるものである。また、反応に寄
与する中性子束または反跳陽子束は原子炉あるいは燃料
集合体の設計で通常用いられる炉物理における実効増倍
率を固有値とする多群の輸送あるいは拡散方程式計算と
熱出力レベルを基に求められるものである。

【００９６】上記実施例においてはこの各種反応により
発生する各種冷却材放射化放射能の全般を対象としたも
のであるが、冷却材放射化放射能のうち現状のＰＷＲの
一次系冷却材に存在するいくつかの放射化放射能のうち
の１つまたは複数個を対象とすることもできる。

【００９７】本発明は上記各実施例に限定されるもので
なく、次の実施態様を採ることもできる。 (1) 冷却材放射化放射能計算装置が対象とする冷却材放
射化放射能を短半減期核種¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃおよび¹⁸Ｎの１つ
あるいは複数個とし、炉心（炉内）・原子炉システムデ
ータ測定管理装置または原子炉二次系システムデータ測
定管理装置による当該位置または原子炉二次系主蒸気配
管位置における放射線線量を短半減期核種¹⁶Ｎ，¹⁵Ｃお
よび¹⁸Ｎの１つあるいは複数個の放出する高エネルギー
ガンマ線によるものとすること。

【００９８】(2) 冷却材放射化放射能計算装置が対象と
する冷却材放射化放射能を中性子放出の短半減期核種¹⁷
Ｎとし、炉心（炉内）・原子炉システムデータ測定管理
装置または原子炉二次系システムデータ測定管理装置に
よる当該位置または原子炉二次系主蒸気配管位置におけ
る測定放射線線量を短半減期核種¹⁷Ｎの放出する中性子
線によるものとすること。

【００９９】(3) 冷却材放射化放射能計算装置が対象と
する冷却材放射化放射能を比較的半減期が長い¹³Ｎと
し、原子炉二次系システムデータ測定管理装置による原
子炉二次系主蒸気配管位置における放射線線量を¹³Ｎの
放出するガンマ線によるものとすること。

【０１００】本発明の実施態様 (1)はこの冷却材放射化
放射能の内、高エネルギーガンマ線を放射する¹⁶Ｎ，¹⁵
Ｃおよび¹⁸Ｎの１つまたは複数個を対象とするものであ
る。本発明の実施態様 (2)は冷却材放射化放射能の内、
中性子放出する¹⁷Ｎのみを対象としたものであり、この
場合原子炉二次系システムデータ測定管理装置が管理す
る原子炉二次系主蒸気配管33近傍に設置するγ線検出器
39を中性子検出器とすることとなる。本発明の実施態様
(3)は他の冷却材放射化放射能に比べ半減期が比較的長
い₁₃Ｎを対象としたものであり、その消滅ガンマ線を測
定対象としたものである。

【０１０１】なお、上記実施態様では一次系冷却材放射
化放射能計算装置44による蒸気発生器28内の伝熱管29に
おける一次系冷却材放射化放射能を基に漏洩量を評価す
るが、本発明の原子炉監視装置は原子炉一次系の各位置
における冷却材放射化放射能を各測定器の測定値と適当
な物理モデルにより常時計算評価しており、蒸気発生器
の伝熱管の破損がない通常時においても原子炉システム
一次系の監視に使用されるものである。

【０１０２】

【発明の効果】本発明によれば、原子炉における原子炉
システム各位置での冷却材一次系の主蒸気および炉水中
の冷却材放射化放射能を、さらに二次系のある原子炉で
は一次系の他の一次系から二次系への漏洩およびその量
を監視するようにしているので、原子炉システムの健全
性を確保し、異常時には異常を速やかに検出することが
できる。

【０１０３】また、¹⁶Ｎや¹⁵Ｃ等に代表されるＰＷＲ一
次系各位置における一次系冷却材放射化放射能濃度を常
時監視すること、および蒸気発生器において伝熱管の破
損が起きた場合、蒸気発生器中伝熱管位置の前記一次系
冷却材放射化放射能濃度と二次系主蒸気系統における一
次系漏洩冷却材放射化放射能による放射線線量の測定値
から蒸気発生器内での伝熱管からの一次系冷却材の漏洩
を速やかに検知するとともに、その漏洩量を知らせるこ
とができる。

【図面の簡単な説明】

【図１】本発明に係る原子炉監視装置を沸騰水型原子炉
に適用した第１の実施例を一部ブロックで示す構成図。

【図２】本発明に係る原子炉監視装置を加圧水型原子炉
に適用した第２の実施例を一部ブロックで示す構成図。

【符号の説明】

１…原子炉監視装置、２…原子炉システム、３…炉心、
４…原子炉圧力容器、５…主蒸気配管、６…タービン、
７…給水配管、８…再循環ループ、９…再循環ポンプ、
10…炉心内計装系、11…炉内計装系、12…系統計装系、
13…放射線モニタ、14…炉心（炉内）・原子炉システム
データ測定管理装置、15…プロセス計算機、16…冷却材
放射化放射能濃度計算装置、17…冷却材放射化放射能濃
度相関比較装置、18…入出力装置、19…異常通報装置、
21…原子炉建屋、22…原子炉格納容器、23…原子炉容
器、24…炉心、25…制御棒、26…加圧器、27…一次系配
管、28…蒸気発生器、29…伝熱管、30…ポンプ、31…一
次系主冷却配管、32…復水器、33…二次系主蒸気配管、
34…タービン、35…発電機、36…二次系給水管、37…排
ガス系配管、38…タービン排ガス系モニタ、39…γ線検
出器、40…測定器、41…原子炉一次系システムデータ測
定管理装置、42…測定器、43…原子炉二次系システムデ
ータ測定管理装置、44…一次系冷却材放射化放射能計算
装置、45…一次系冷却材二次系漏洩量計算装置、46…異
常通報装置。

Claims (3)

【特許請求の範囲】
1. 【請求項１】 原子炉炉心のデータおよび原子炉システ
   ムのデータを測定および管理する炉心・原子炉システム
   データ測定管理装置と；前記データと適当な物理モデル
   を用いて原子炉システム各位置の主蒸気および炉水中の
   冷却材放射化放射能濃度を計算する冷却材放射化放射能
   濃度計算装置と；この冷却材放射化放射能濃度計算装置
   の計算する原子炉システム各位置の主蒸気および炉水中
   の冷却材放射化放射能濃度と炉心・原子炉システムデー
   タ測定管理装置による当該位置における放射線線量との
   相関関係を比較する冷却材放射化放射能濃度相関比較装
   置と；この比較装置による比較の結果通常時の相関とず
   れている場合に運転員にその位置および程度を知らせる
   異常通報装置とからなることを特徴とする原子炉監視装
   置。
2. 【請求項２】 原子炉の炉内データおよび原子炉システ
   ムデータを測定、管理する炉内・原子炉システムデータ
   測定管理装置と；このデータ測定管理装置からの測定デ
   ータに基づき、炉心三次元出力分布、集合体流量および
   炉心平均ボイド率等を計算するプロセス計算機と；前記
   データ測定管理装置およびプロセス計算機からの各デー
   タおよび適当な物理モデルを用いて原子炉システム各位
   置の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放射能濃度を計
   算する冷却材放射化放射能濃度計算装置と；この冷却材
   放射化放射能濃度計算装置で計算された原子炉システム
   各位置の主蒸気および炉水中の冷却材放射化放射能濃度
   と、炉内・原子炉システムデータ測定管理装置で測定さ
   れる当該位置における放射線量との相関関係を比較する
   冷却材放射化放射能濃度相関比較装置と；この比較装置
   による比較結果が通常時の相関とずれている場合に、運
   転員にその位置および程度を知らせる異常通報装置とか
   らなることを特徴とする原子炉監視装置。
3. 【請求項３】 原子炉内および原子炉一次系システムの
   データを測定および管理する原子炉一次系システムデー
   タ測定管理装置と、そのデータと物理モデルを用いて原
   子炉一次系システム各位置の一次系冷却材中の冷却材放
   射化放射能濃度を計算する一次系冷却材放射化放射能濃
   度計算装置と、この一次系冷却材放射化放射能濃度計算
   装置の計算する原子炉一次系システムに設置されている
   蒸気発生器内の伝熱管位置の一次系冷却材中の冷却材放
   射化放射能濃度と原子炉二次系システムのデータを測定
   および管理する原子炉二次系システムデータ測定管理装
   置と、この原子炉二次系システムデータ測定管理装置に
   より伝熱管破損の場合に検出される原子炉二次系主蒸気
   配管位置における漏れ込み一次側冷却材放射化放射能に
   よる放射線線量測定値から伝熱管破損による一次系冷却
   材の二次系への漏洩量を評価する一次系冷却材二次系漏
   洩量計算装置と、この一次系冷却材二次系漏洩量計算装
   置の結果が通常時の値を超えていた場合に運転員に破損
   による漏洩量の程度を知らせる異常通報装置とを具備し
   たことを特徴とする原子炉監視装置。