JPH08304584A - 原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法 - Google Patents
原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法Info
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- JPH08304584A JPH08304584A JP7113179A JP11317995A JPH08304584A JP H08304584 A JPH08304584 A JP H08304584A JP 7113179 A JP7113179 A JP 7113179A JP 11317995 A JP11317995 A JP 11317995A JP H08304584 A JPH08304584 A JP H08304584A
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Abstract
(57)【要約】
【目的】原子炉一次系配管への付着放射能濃度を低減
し、定期検査時等における作業員の放射線被ばく量を低
減する。 【構成】原子炉再循環系12の配管の側面にオンライン式
ゲルマニウム核種検出器14を設置する。そして、原子炉
プラント運転中に前記配管内に付着した放射能量をオン
ラインで随時測定し、その測定結果に基づいて測定信号
処理装置15からの信号により迅速に給水鉄濃度を制御す
る。給水中の鉄濃度を制御することにより一次系配管へ
の放射能付着量を抑制し、定期検査時等の作業員の被ば
く量を低減できる。
し、定期検査時等における作業員の放射線被ばく量を低
減する。 【構成】原子炉再循環系12の配管の側面にオンライン式
ゲルマニウム核種検出器14を設置する。そして、原子炉
プラント運転中に前記配管内に付着した放射能量をオン
ラインで随時測定し、その測定結果に基づいて測定信号
処理装置15からの信号により迅速に給水鉄濃度を制御す
る。給水中の鉄濃度を制御することにより一次系配管へ
の放射能付着量を抑制し、定期検査時等の作業員の被ば
く量を低減できる。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は沸騰水型原子力発電プラ
ント（以下、ＢＷＲプラントと記す）における原子炉一
次系の炉水放射能濃度低減方法に関する。
ント（以下、ＢＷＲプラントと記す）における原子炉一
次系の炉水放射能濃度低減方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】一般に原子力発電プラントでは給水系か
ら原子炉内に持ち込まれる腐食生成物が原子炉内で放射
化され、配管に沈着することにより放射線量が上昇して
作業被ばく量の増大につながることが知られている。そ
のため、原子力発電プラントでは腐食生成物低減の観点
から防請および除去方法が行われている。
ら原子炉内に持ち込まれる腐食生成物が原子炉内で放射
化され、配管に沈着することにより放射線量が上昇して
作業被ばく量の増大につながることが知られている。そ
のため、原子力発電プラントでは腐食生成物低減の観点
から防請および除去方法が行われている。
【０００３】図３は従来のＢＷＲプラントの一次冷却系
の系統図で、これにより従来の原子炉一次系の炉水放射
能低減方法を説明する。図３中符号１は原子炉圧力容器
を示している。原子炉圧力容器１内の炉心10から発生し
た蒸気は主蒸気配管を通って高圧タービン２および低圧
タービン３へ流入する。
の系統図で、これにより従来の原子炉一次系の炉水放射
能低減方法を説明する。図３中符号１は原子炉圧力容器
を示している。原子炉圧力容器１内の炉心10から発生し
た蒸気は主蒸気配管を通って高圧タービン２および低圧
タービン３へ流入する。
【０００４】このタービン２，３で仕事をした蒸気は復
水器４に流入し凝縮して復水となる。この復水は復水ポ
ンプ５を通して復水浄化系６に流入して浄化されて給水
となる。この給水は、高圧復水ポンプ７を通して給水加
熱器８に流入して加熱される。加熱された給水は給水ポ
ンプ９を通し原子炉圧力容器１内に流入する。
水器４に流入し凝縮して復水となる。この復水は復水ポ
ンプ５を通して復水浄化系６に流入して浄化されて給水
となる。この給水は、高圧復水ポンプ７を通して給水加
熱器８に流入して加熱される。加熱された給水は給水ポ
ンプ９を通し原子炉圧力容器１内に流入する。
【０００５】一方、原子炉圧力容器１には原子炉再循環
ポンプ11を有する原子炉再循環系12が接続して、冷却材
を炉心内に強制循環させている。また、この原子炉再循
環系12から分岐して原子炉冷却材浄化系13が接続してお
り、この浄化系13により炉水中の核分裂生成物の濃度を
減少し、燃料交換前および交換作業中の冷却水を浄化
し、水を高純度に保っている。
ポンプ11を有する原子炉再循環系12が接続して、冷却材
を炉心内に強制循環させている。また、この原子炉再循
環系12から分岐して原子炉冷却材浄化系13が接続してお
り、この浄化系13により炉水中の核分裂生成物の濃度を
減少し、燃料交換前および交換作業中の冷却水を浄化
し、水を高純度に保っている。
【０００６】しかして、ＢＷＲプラントでは、原子炉圧
力容器１から流出した蒸気がタービン２および低圧ター
ビン３を回し復水器４で凝縮して復水となる。このとき
復水器４では非凝縮性の気体は系外に放出されることか
ら、一部溶解した酸素の濃度は復水中で 20ppb以下にな
る。
力容器１から流出した蒸気がタービン２および低圧ター
ビン３を回し復水器４で凝縮して復水となる。このとき
復水器４では非凝縮性の気体は系外に放出されることか
ら、一部溶解した酸素の濃度は復水中で 20ppb以下にな
る。
【０００７】これらの系統で発生した腐食生成物は下流
の復水浄化系６により除去される。また、復水浄化系６
の下流において酸素注入を実施し、腐食を抑制してい
る。その結果、給水中の鉄分濃度は極低レベルとなり、
原子炉圧力容器１および原子炉配管の内面に沈積される
放射性クラッドによる放射線量は減少している。
の復水浄化系６により除去される。また、復水浄化系６
の下流において酸素注入を実施し、腐食を抑制してい
る。その結果、給水中の鉄分濃度は極低レベルとなり、
原子炉圧力容器１および原子炉配管の内面に沈積される
放射性クラッドによる放射線量は減少している。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、給水鉄
濃度が極低レベルになると、コバルトに比較して腐食生
成物が炉水中に大量に存在し、コバルトと化学的性質が
類似しているニッケルなどの２価の遷移金属イオンの炉
水中の濃度によってコバルトイオンの挙動は、大きく支
配される。
濃度が極低レベルになると、コバルトに比較して腐食生
成物が炉水中に大量に存在し、コバルトと化学的性質が
類似しているニッケルなどの２価の遷移金属イオンの炉
水中の濃度によってコバルトイオンの挙動は、大きく支
配される。
【０００９】すなわち、ニッケルイオンが鉄クラッドと
反応してニッケルフェライトを生成し、炉水中の鉄濃度
が不足するためで、結果的に炉水中の放射性コバルト5
8，コバルト60のイオン濃度が高められ、原子炉配管等
の内面に酸化被膜が形成される過程で、放射性コバルト
58，コバルト60がより多く取込まれて放射線量が上昇す
ることになる。
反応してニッケルフェライトを生成し、炉水中の鉄濃度
が不足するためで、結果的に炉水中の放射性コバルト5
8，コバルト60のイオン濃度が高められ、原子炉配管等
の内面に酸化被膜が形成される過程で、放射性コバルト
58，コバルト60がより多く取込まれて放射線量が上昇す
ることになる。
【００１０】その結果、配管表面における放射線量率
（配管線量率）が高まる。配管線量率が高まるとプラン
トの作業環境が空間線量が高くなり、各種作業員の放射
線被ばく線量を高める課題がある。
（配管線量率）が高まる。配管線量率が高まるとプラン
トの作業環境が空間線量が高くなり、各種作業員の放射
線被ばく線量を高める課題がある。
【００１１】また、実際の原子力発電プラントでは、そ
のプラント停止時にゲルマニウム核種検出器を原子炉再
循環系配管および原子炉冷却材浄化系配管の側面に設
け、配管付着放射能量を測定すること、さらに原子炉再
循環系サンプリング配管にゲルマニウム核種検出器を設
置し、プラント運転中に配管付着放射能量を測定するこ
とは行われている。
のプラント停止時にゲルマニウム核種検出器を原子炉再
循環系配管および原子炉冷却材浄化系配管の側面に設
け、配管付着放射能量を測定すること、さらに原子炉再
循環系サンプリング配管にゲルマニウム核種検出器を設
置し、プラント運転中に配管付着放射能量を測定するこ
とは行われている。
【００１２】しかしながら、プラント停止時のみの測定
では原子炉再循環系配管への付着放射能の付着傾向を把
握することはできない課題がある。一次系配管表面にお
ける放射線量率は運転中測定することはなく、例えば定
期検査時に測定を行っているのが実情である。
では原子炉再循環系配管への付着放射能の付着傾向を把
握することはできない課題がある。一次系配管表面にお
ける放射線量率は運転中測定することはなく、例えば定
期検査時に測定を行っているのが実情である。
【００１３】本発明は上記課題を解決するためになされ
たもので、一次系配管の付着放射量を随時測定し、それ
に基づき給水鉄濃度を制御することにより炉水放射能濃
度を低減し、一次系配管への放射能付着量を抑制できる
原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法を提供すること
にある。
たもので、一次系配管の付着放射量を随時測定し、それ
に基づき給水鉄濃度を制御することにより炉水放射能濃
度を低減し、一次系配管への放射能付着量を抑制できる
原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法を提供すること
にある。
【００１４】
【課題を解決するための手段】本発明は、原子炉一次系
高温部配管の側面にオンライン式ゲルマニウム核種検出
器を設置して原子炉プラント運転中に前記配管に付着し
た放射能量を測定し、その測定結果に基づいて炉水およ
び給水の水質を制御することを特徴とする。
高温部配管の側面にオンライン式ゲルマニウム核種検出
器を設置して原子炉プラント運転中に前記配管に付着し
た放射能量を測定し、その測定結果に基づいて炉水およ
び給水の水質を制御することを特徴とする。
【００１５】
【作用】原子炉一次系高温部配管においてオンライン式
放射能検出器を設置する。原子炉運転中に測定により得
られた放射能付着量の推移に基づいて、給水鉄注入量を
制御する。つまり、復水浄化系の水処理装置の下流に注
入する鉄の量または復水浄化系の水処理装置のバイパス
流量を調節する。これにより給水鉄濃度を制御すること
により炉水放射能濃度を低減し、配管表面線量率を低減
する。
放射能検出器を設置する。原子炉運転中に測定により得
られた放射能付着量の推移に基づいて、給水鉄注入量を
制御する。つまり、復水浄化系の水処理装置の下流に注
入する鉄の量または復水浄化系の水処理装置のバイパス
流量を調節する。これにより給水鉄濃度を制御すること
により炉水放射能濃度を低減し、配管表面線量率を低減
する。
【００１６】
【実施例】図１により本発明に係る原子炉一次系の炉水
放射能濃度低減方法の第１の実施例を説明する。図１は
ＢＷＲ一次系構成と本発明の実施例の要部を概略的に示
している。すなわち、原子炉圧力容器１内の炉心10で発
生した蒸気は高圧タービン２および低圧タービン３で仕
事をした後、復水器４に導かれ、冷却凝縮されて水に戻
る。この復水は復水ポンプ５，復水浄化系６を経て高圧
復水ポンプ７，給水加熱器８および給水ポンプ９により
昇温加圧され、原子炉圧力容器１に注入される。
放射能濃度低減方法の第１の実施例を説明する。図１は
ＢＷＲ一次系構成と本発明の実施例の要部を概略的に示
している。すなわち、原子炉圧力容器１内の炉心10で発
生した蒸気は高圧タービン２および低圧タービン３で仕
事をした後、復水器４に導かれ、冷却凝縮されて水に戻
る。この復水は復水ポンプ５，復水浄化系６を経て高圧
復水ポンプ７，給水加熱器８および給水ポンプ９により
昇温加圧され、原子炉圧力容器１に注入される。
【００１７】一方、原子炉水は原子炉再循環ポンプ11に
よってその一部または全部が炉外を強制再循環してお
り、この原子炉再循環系12から分岐して原子炉冷却浄化
系13が設けられている。原子炉再循環系12の配管側面に
オンライン式放射能検出器14を設置し、この放射能検出
器14を測定信号処理装置15に接続する。
よってその一部または全部が炉外を強制再循環してお
り、この原子炉再循環系12から分岐して原子炉冷却浄化
系13が設けられている。原子炉再循環系12の配管側面に
オンライン式放射能検出器14を設置し、この放射能検出
器14を測定信号処理装置15に接続する。
【００１８】本実施例によれば、一次系高温部配管であ
る原子炉再循環系12の配管にオンライン式放射能検出器
14を設置することにより原子炉再循環系12の配管の放射
能付着量を随時測定することができ、プラント運転中に
原子炉再循環系配管の放射能付着傾向を把握することが
できる。
る原子炉再循環系12の配管にオンライン式放射能検出器
14を設置することにより原子炉再循環系12の配管の放射
能付着量を随時測定することができ、プラント運転中に
原子炉再循環系配管の放射能付着傾向を把握することが
できる。
【００１９】上記実施例においては原子炉一次系高温部
配管として原子炉再循環系12の配管で説明したが、この
配管の代わりに原子炉冷却材浄化系配管，原子炉冷却水
の高温部サンプリングラインまたは原子炉再循環系サン
プリングラインについても適用できる。
配管として原子炉再循環系12の配管で説明したが、この
配管の代わりに原子炉冷却材浄化系配管，原子炉冷却水
の高温部サンプリングラインまたは原子炉再循環系サン
プリングラインについても適用できる。
【００２０】炉水および給水の水質制御はプラント運転
中の給水水質として給水鉄濃度を制御するか、または給
水中に常時亜鉛イオンを注入して炉水中の亜鉛濃度を10
数ppb 以下に保つことができる。
中の給水水質として給水鉄濃度を制御するか、または給
水中に常時亜鉛イオンを注入して炉水中の亜鉛濃度を10
数ppb 以下に保つことができる。
【００２１】つぎに図２により本発明の第２の実施例を
説明する。なお、図２中図１と同一部分には同一符号を
付して重複する部分の説明は省略する。
説明する。なお、図２中図１と同一部分には同一符号を
付して重複する部分の説明は省略する。
【００２２】この第２の実施例が第１の実施例と異なる
点は測定信号処理装置15の出力側に鉄注入量制御装置16
を接続し、この鉄注入量制御装置16の出力側に鉄注入装
置17を接続し、この鉄注入装置17を復水浄化系６の配管
に接続したことにある。
点は測定信号処理装置15の出力側に鉄注入量制御装置16
を接続し、この鉄注入量制御装置16の出力側に鉄注入装
置17を接続し、この鉄注入装置17を復水浄化系６の配管
に接続したことにある。
【００２３】原子力発電プラントにおいては、炉水放射
能濃度低減のため給水鉄濃度を制御している。この給水
鉄濃度管理のため、鉄注入装置17を介しての鉄注入量を
制御するために、測定信号処理装置15の出力信号15ａを
鉄注入量制御装置16に入力し、この鉄注入量制御装置16
からの出力信号15ａにより鉄注入量を制御することがで
きる。
能濃度低減のため給水鉄濃度を制御している。この給水
鉄濃度管理のため、鉄注入装置17を介しての鉄注入量を
制御するために、測定信号処理装置15の出力信号15ａを
鉄注入量制御装置16に入力し、この鉄注入量制御装置16
からの出力信号15ａにより鉄注入量を制御することがで
きる。
【００２４】また、鉄注入装置17は、復水浄化系の水処
理装置のバイパス流量調節装置も含んでいる。このよう
に本実施例においては、これまで測定していなかった一
次系配管付着放射能量を直接測定し、その付着量に基づ
き運転中の給水水質を制御し炉水放射能濃度を低減す
る。これにより、配管表面線量率を低減し、定期検査時
等の作業員の被ばく量を低減する効果がある。
理装置のバイパス流量調節装置も含んでいる。このよう
に本実施例においては、これまで測定していなかった一
次系配管付着放射能量を直接測定し、その付着量に基づ
き運転中の給水水質を制御し炉水放射能濃度を低減す
る。これにより、配管表面線量率を低減し、定期検査時
等の作業員の被ばく量を低減する効果がある。
【００２５】本発明の各実施例では被ばく低減を目的と
した水質管理には給水Ｎｉ／ＦｅコントロールまたはＺ
ｎ注入を行っている。すなわち、給水Ｎｉ／Ｆｅコント
ロールはつぎの用にして行う。
した水質管理には給水Ｎｉ／ＦｅコントロールまたはＺ
ｎ注入を行っている。すなわち、給水Ｎｉ／Ｆｅコント
ロールはつぎの用にして行う。
【００２６】給水から炉水への鉄クラッドの持ち込み量
の低減対策を完了した低クラッドプラントでは、Ｃｏイ
オンの挙動はＣｏと化学的に性質が類似しているととも
にＣｏと比較して大量に存在するＮｉなどの２価の遷移
金属イオンの炉水持ち込み量に大きく支配される。Ｎｉ
は炉水条件下では、大部分が２価のイオンとして存在
し、これは燃料棒表面上でＦｅクラッドと定量的に反応
し、ＮｉＦｅ2 Ｏ4 を生成して燃料棒表面上に付着蓄積
する。
の低減対策を完了した低クラッドプラントでは、Ｃｏイ
オンの挙動はＣｏと化学的に性質が類似しているととも
にＣｏと比較して大量に存在するＮｉなどの２価の遷移
金属イオンの炉水持ち込み量に大きく支配される。Ｎｉ
は炉水条件下では、大部分が２価のイオンとして存在
し、これは燃料棒表面上でＦｅクラッドと定量的に反応
し、ＮｉＦｅ2 Ｏ4 を生成して燃料棒表面上に付着蓄積
する。
【００２７】したがって、炉水ＮｉとＦｅの割合がＮｉ
／Ｆｅ＜0.5 を満足すれば炉水中のＮｉイオン濃度を最
小とすることができ、Ｎｉと類似の挙動を示す58Ｃｏや
60Ｃｏなどの炉水放射能濃度を最小とすることができ
る。
／Ｆｅ＜0.5 を満足すれば炉水中のＮｉイオン濃度を最
小とすることができ、Ｎｉと類似の挙動を示す58Ｃｏや
60Ｃｏなどの炉水放射能濃度を最小とすることができ
る。
【００２８】Ｚｎ注入はつぎのようにして行う。材料の
表面にできるだけ緻密な酸化被膜を付与することにより
材料の腐食速度を抑制し、その結果材料表面への放射能
付着速度を抑制する方法の１つである。この方法は給水
中に常時Ｚｎイオンを注入し、炉水中のＺｎイオン濃度
を十数 ppbに保つことによって、炉心外配管材料表面の
酸化被膜中に通常含まれる格子欠陥中にＺｎ原子を充填
し、被膜の緻密度を増加させて腐食速度を抑制し、放射
能の取込みを抑制することができる。
表面にできるだけ緻密な酸化被膜を付与することにより
材料の腐食速度を抑制し、その結果材料表面への放射能
付着速度を抑制する方法の１つである。この方法は給水
中に常時Ｚｎイオンを注入し、炉水中のＺｎイオン濃度
を十数 ppbに保つことによって、炉心外配管材料表面の
酸化被膜中に通常含まれる格子欠陥中にＺｎ原子を充填
し、被膜の緻密度を増加させて腐食速度を抑制し、放射
能の取込みを抑制することができる。
【００２９】以上の被ばく低減対策を実施するにあた
り、原子炉一次系高温部配管に付着する放射能量をプラ
ント運転中に測定することにより、水質を制御すること
の他に次回定期検査時における作業員被ばく量の予想も
容易となる。
り、原子炉一次系高温部配管に付着する放射能量をプラ
ント運転中に測定することにより、水質を制御すること
の他に次回定期検査時における作業員被ばく量の予想も
容易となる。
【００３０】
【発明の効果】本発明によれば、原子炉プラント運転中
にオンラインで被ばく評価の指標である配管付着放射能
量の測定を行い、その結果に基づいて、炉水中のニッケ
ル濃度に応じて給水鉄濃度を最適低レベルに抑制する。
にオンラインで被ばく評価の指標である配管付着放射能
量の測定を行い、その結果に基づいて、炉水中のニッケ
ル濃度に応じて給水鉄濃度を最適低レベルに抑制する。
【００３１】これにより放射性クラッドの原子炉配管へ
の沈積による放射線量を上昇させることなく、必要量の
鉄を存在させることにより、原子炉水中の放射性コバル
トイオン濃度を低減し、原子炉配管への取込みによる放
射線量の上昇を極力抑えることができ、炉水放射能を低
減できる。よって、定期検査時等における作業員の被ば
く量を低減できる。
の沈積による放射線量を上昇させることなく、必要量の
鉄を存在させることにより、原子炉水中の放射性コバル
トイオン濃度を低減し、原子炉配管への取込みによる放
射線量の上昇を極力抑えることができ、炉水放射能を低
減できる。よって、定期検査時等における作業員の被ば
く量を低減できる。
【図１】本発明に係る原子炉一次系の炉水放射能濃度低
減方法の第１の実施例を説明するための系統図。
減方法の第１の実施例を説明するための系統図。
【図２】本発明に係る原子炉一次系の炉水放射能濃度低
減方法の第２の実施例を説明するための系統図。
減方法の第２の実施例を説明するための系統図。
【図３】従来の原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法
を説明するための系統図。
を説明するための系統図。
１…原子炉圧力容器、２…高圧タービン、３…低圧ター
ビン、４…復水器、５…復水ポンプ、６…復水浄化系、
７…高圧復水ポンプ、８…給水加熱器、９…給水ポン
プ、10…炉心、11…原子炉再循環ポンプ、12…原子炉再
循環系、13…原子炉冷却材浄化系、14…オンライン式放
射線検出器、15…測定信号処理装置、16…鉄注入量制御
装置、17…鉄注入装置。
ビン、４…復水器、５…復水ポンプ、６…復水浄化系、
７…高圧復水ポンプ、８…給水加熱器、９…給水ポン
プ、10…炉心、11…原子炉再循環ポンプ、12…原子炉再
循環系、13…原子炉冷却材浄化系、14…オンライン式放
射線検出器、15…測定信号処理装置、16…鉄注入量制御
装置、17…鉄注入装置。
Claims (4)
- 【請求項１】 原子炉一次系高温部配管の側面にオンラ
イン式ゲルマニウム核種検出器を設置して原子炉プラン
ト運転中に前記配管に付着した放射能量を測定し、その
測定結果に基づいて炉水および給水の水質を制御するこ
とを特徴とする原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方
法。 - 【請求項２】 前記原子炉一次系高温部配管は原子炉再
循環系配管，原子炉冷却材浄化系配管，原子炉冷却水の
高温部サンプリングラインおよび原子炉再循環系サンプ
ラインの少なくとも一個所からなることを特徴とする請
求項１記載の原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法。 - 【請求項３】 前記炉水および給水の水質制御はプラン
ト運転中の給水水質として給水鉄濃度を制御することを
特徴とする請求項１記載の原子炉一次系の炉水放射能濃
度低減方法。 - 【請求項４】 前記給水中に常時亜鉛イオンを注入し、
前記炉水中の亜鉛イオン濃度を10数ppb 以下に保つこと
を特徴とする請求項１記載の原子炉一次系の炉水放射能
濃度低減方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7113179A JPH08304584A (ja) | 1995-05-11 | 1995-05-11 | 原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP7113179A JPH08304584A (ja) | 1995-05-11 | 1995-05-11 | 原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH08304584A true JPH08304584A (ja) | 1996-11-22 |
Family
ID=14605567
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP7113179A Pending JPH08304584A (ja) | 1995-05-11 | 1995-05-11 | 原子炉一次系の炉水放射能濃度低減方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH08304584A (ja) |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007253293A (ja) * | 2006-03-24 | 2007-10-04 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 減圧アークにより配管内面の酸化皮膜を除去するための装置および方法ならびにそのためのプログラム |
| JP2010133832A (ja) * | 2008-12-04 | 2010-06-17 | Hitachi Ltd | 放射線モニタリング装置及び放射線モニタリングシステム |
| JP2011252817A (ja) * | 2010-06-03 | 2011-12-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 線量率監視方法及び線量率監視装置 |
-
1995
- 1995-05-11 JP JP7113179A patent/JPH08304584A/ja active Pending
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| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2007253293A (ja) * | 2006-03-24 | 2007-10-04 | Central Res Inst Of Electric Power Ind | 減圧アークにより配管内面の酸化皮膜を除去するための装置および方法ならびにそのためのプログラム |
| JP2010133832A (ja) * | 2008-12-04 | 2010-06-17 | Hitachi Ltd | 放射線モニタリング装置及び放射線モニタリングシステム |
| JP2011252817A (ja) * | 2010-06-03 | 2011-12-15 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 線量率監視方法及び線量率監視装置 |
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