JPS592874B2 - 原子炉系破損検出装置 - Google Patents
原子炉系破損検出装置Info
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- JPS592874B2 JPS592874B2 JP52152852A JP15285277A JPS592874B2 JP S592874 B2 JPS592874 B2 JP S592874B2 JP 52152852 A JP52152852 A JP 52152852A JP 15285277 A JP15285277 A JP 15285277A JP S592874 B2 JPS592874 B2 JP S592874B2
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- nuclear reactor
- reactor system
- rays
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- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- 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)
- Measurement Of Radiation (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉もしくは原子炉配管を含む原子炉系の破
損を検出する検出装置に係り、特に放射線の漏洩に伴う
放射線の減衰特性を利用した原子炉系破損検出装置に関
する。
損を検出する検出装置に係り、特に放射線の漏洩に伴う
放射線の減衰特性を利用した原子炉系破損検出装置に関
する。
第１図は周知の高速増殖炉の原子炉系で、原子炉１には
配管２，３により循環する液体ナトリウムが冷却材とし
て充填されている。
配管２，３により循環する液体ナトリウムが冷却材とし
て充填されている。
このナトリウム冷却材は熱交換器４と原子炉１間を循環
し、これらは第１次系を形成している。
し、これらは第１次系を形成している。
熱交換器４と蒸気発生器５の間は配管６で連通されてお
り、この配管６内には液体す） ＩＪウムが充填されて
いる。
り、この配管６内には液体す） ＩＪウムが充填されて
いる。
したがって配管６内の液体ナトリウムは熱交換器４にて
原子炉１からの熱エネルギーを得、蒸気発生器５内の水
を蒸気にかえタービン７を動作させて、発電機８を動作
させる。
原子炉１からの熱エネルギーを得、蒸気発生器５内の水
を蒸気にかえタービン７を動作させて、発電機８を動作
させる。
このような周知の原子炉系において特に一次系のナトリ
ウムの漏洩が問題となっていた。
ウムの漏洩が問題となっていた。
すなわちこれら一次系は通常収容容器９によって外部と
遮蔽されており、放射線の流出を食い止める構造となっ
ているが、例えば配管２，３に破損を生じて冷却材であ
る液体ナトリウムが流出した場合には放射線汚染、原子
炉の加熱等の問題が原子炉系全体に波及的に生ずる。
遮蔽されており、放射線の流出を食い止める構造となっ
ているが、例えば配管２，３に破損を生じて冷却材であ
る液体ナトリウムが流出した場合には放射線汚染、原子
炉の加熱等の問題が原子炉系全体に波及的に生ずる。
従来では、この液体す） ＩＪウムの漏洩を検出するた
め、漏洩したナトリウム蒸気の検出、ナトリウムの電気
的な導通を検出する手段が講じられていたが、一般に検
出感度が低く、また装置の信頼性が低いというのが現状
であった。
め、漏洩したナトリウム蒸気の検出、ナトリウムの電気
的な導通を検出する手段が講じられていたが、一般に検
出感度が低く、また装置の信頼性が低いというのが現状
であった。
また液体ナトリウムの流出があって始めて検出する構造
のため事前の処置ができなかった。
のため事前の処置ができなかった。
本発明はこれらの欠点を除去し、原子炉系の破損を迅速
かつ大事故にいたる前に検出することを主な目的とし、
かつ冷却材等が多量に漏洩する前にその異常を事前の微
量の漏洩を検出し、的確な処理がとれるよう施された原
子炉系破損検出装置の提供にある。
かつ大事故にいたる前に検出することを主な目的とし、
かつ冷却材等が多量に漏洩する前にその異常を事前の微
量の漏洩を検出し、的確な処理がとれるよう施された原
子炉系破損検出装置の提供にある。
本発明はこの目的を達成するため、放射線のうちβ線の
減衰特性が犬であることを利用し、β線およびγ線の両
者に反応する第１の検出装置とγ線のみに反応する第２
の検出装置の両出力の差が許容を越えた場合に漏洩を検
出することによって行う。
減衰特性が犬であることを利用し、β線およびγ線の両
者に反応する第１の検出装置とγ線のみに反応する第２
の検出装置の両出力の差が許容を越えた場合に漏洩を検
出することによって行う。
以下本発明を一実施例について図を参照して説明する。
第２図は検出装置の一実施例で、ＬｉＮｂＯ３、水晶等
より形成される圧電素子１１の対向する面にそれぞれ電
極膜１２ａ、１２ｂが蒸着されている。
より形成される圧電素子１１の対向する面にそれぞれ電
極膜１２ａ、１２ｂが蒸着されている。
この圧電素子１１はβ線、γ線等の放射線がこの素子内
部でエネルギーを失って停止する際の局部的発熱によっ
て内部に歪を生じ、表面に正電荷を生じる。
部でエネルギーを失って停止する際の局部的発熱によっ
て内部に歪を生じ、表面に正電荷を生じる。
この電荷を一対の電極膜１２ａ、１２ｂによって検出す
る。
る。
これら電極膜１２ａ、１２ｂにはそれぞれリード線１３
ａ。
ａ。
１３ｂの一端が溶着されており、これらリード線１３ａ
、１３ｂは圧電素子１１をその内部に収納する容器１４
の外部に達し、圧電素子１１が検出した入力した放射線
強度に比例した信号を外部で取り出せるよう構成されて
いる。
、１３ｂは圧電素子１１をその内部に収納する容器１４
の外部に達し、圧電素子１１が検出した入力した放射線
強度に比例した信号を外部で取り出せるよう構成されて
いる。
容器１４は通常耐腐食性の高いステンレス鋼などで形成
され、その内周面には絶縁物（Ａ１２Ｏ２等より成る）
の内層１５が形成されている。
され、その内周面には絶縁物（Ａ１２Ｏ２等より成る）
の内層１５が形成されている。
この内層１５は容器１４に固着されていてもよいし、ま
た容器１４の上部を開口とし、蓋を設ける構造として着
脱自在としてももちろんより、容器１４の底面には開口
１６が形成されており、この開口１６の部分には内層１
５も形成されておらず、直接電極膜’ｆ２ｂが空気中に
臨んでいる。
た容器１４の上部を開口とし、蓋を設ける構造として着
脱自在としてももちろんより、容器１４の底面には開口
１６が形成されており、この開口１６の部分には内層１
５も形成されておらず、直接電極膜’ｆ２ｂが空気中に
臨んでいる。
この開口１６が放射線の入力部となる。
圧電素子１１は内層１５とリード線１３ａ、１３ｂの接
触を防ぐ絶縁物による枠材１７によって所定位置に固定
される。
触を防ぐ絶縁物による枠材１７によって所定位置に固定
される。
したがって開口１６よりβ線、γ線の放射線が検出装置
内に飛来すると圧電素子１１によって生じた歪を電気信
号に換え、外部にリード線１３ａ、１３ｂを通じてその
強度を出力することができる。
内に飛来すると圧電素子１１によって生じた歪を電気信
号に換え、外部にリード線１３ａ、１３ｂを通じてその
強度を出力することができる。
第３図はこの検出装置を使用した原子炉系破損検出装置
の一実施例のブロック図である。
の一実施例のブロック図である。
検出装置２１ａは第２図に示す検出装置であり、放射線
のうち特にβ線、γ線に強く反応を示す。
のうち特にβ線、γ線に強く反応を示す。
検出装置２１ｂは検出装置２１ａの開口つまり第２図に
示す検出装置の開口１６を鉄・黄銅等の材質で成る蓋で
覆った検出装置である。
示す検出装置の開口１６を鉄・黄銅等の材質で成る蓋で
覆った検出装置である。
すなわちβ線はきわめて減衰が犬であるため、入力部を
蓋によってｉ５ことによりβ線の検出装置２１ｂへの飛
来は困難となり、検出装置２１ｂの出力はγ線量に比例
した出力となる。
蓋によってｉ５ことによりβ線の検出装置２１ｂへの飛
来は困難となり、検出装置２１ｂの出力はγ線量に比例
した出力となる。
これら検出装置２１ａ。２１ｂは主として一次系の主配
管付近の排気口に設置されるが、必要に応じてその破損
を検出したい位置に設けることによって実施できる。
管付近の排気口に設置されるが、必要に応じてその破損
を検出したい位置に設けることによって実施できる。
これら検出装置２１ａ、２１ｂの出力はプリアンプ２２
でそれぞれ増幅され、さらにメインアンプ２３によって
増幅された後、それぞれレートメータ２４、カウンタ２
５に加えられる。
でそれぞれ増幅され、さらにメインアンプ２３によって
増幅された後、それぞれレートメータ２４、カウンタ２
５に加えられる。
このレートメータ２４はパルス発生頻度を直流の電圧出
力として出力し、カウンタ２５はパルスとして計数する
。
力として出力し、カウンタ２５はパルスとして計数する
。
プリアンプ２２は検出装置２１ ａ 、２ ｌ ｂ近傍
に設置されるためシールドボックスに遮蔽されるのが普
通であるが必要に応じて撤去することは自由である。
に設置されるためシールドボックスに遮蔽されるのが普
通であるが必要に応じて撤去することは自由である。
メインアンプ２３で増幅された出力はレートメータ２４
で直流化され、それぞれのレートメータ２４よりβ線お
よびγ線線量に比例した信号およびγ線線量に比例した
信号を得る。
で直流化され、それぞれのレートメータ２４よりβ線お
よびγ線線量に比例した信号およびγ線線量に比例した
信号を得る。
そしてレートメータ２４の出力は比較回路２６に加えら
れる。
れる。
比較回路２６は両レートメータ２４からの出力を比較し
その差が所定許容範囲を越えたときにその出力を警報回
路２１に出力し、警報を出す。
その差が所定許容範囲を越えたときにその出力を警報回
路２１に出力し、警報を出す。
この一実施例の作用について説明する。
一般にβ線はγ線に比べ減衰が強く、第１図に示す一次
系の配管２，３に液体ナトリウムが流れていても配管の
肉厚によって減衰され、収容容器９内には強力なγ線が
存在するもののβ線はほとんど存在しない。
系の配管２，３に液体ナトリウムが流れていても配管の
肉厚によって減衰され、収容容器９内には強力なγ線が
存在するもののβ線はほとんど存在しない。
しかし例えば配管２，３が破損し液体ナトリウムが流出
した場合には配管による遮蔽がなくなりβ線が直接流出
する。
した場合には配管による遮蔽がなくなりβ線が直接流出
する。
このβ線の減衰特性を利用し、検出装置２１ａの出力と
検出装置２１ｂの出力の差が一定許容範囲を越えたとき
に警報を出すことによって配管等の破損による放射線の
流出を検出することが可能となる。
検出装置２１ｂの出力の差が一定許容範囲を越えたとき
に警報を出すことによって配管等の破損による放射線の
流出を検出することが可能となる。
すなわち検出装置２１ａのレートメータ２４にはβ線−
γ線の直流化された線量が積算され、検出装置２１ｂの
レートメータ２４にはγ線の直流化された線量が積算さ
れる。
γ線の直流化された線量が積算され、検出装置２１ｂの
レートメータ２４にはγ線の直流化された線量が積算さ
れる。
したがって比較回路２６でこの両者の出力を比較し、出
力差が許容範囲を越えれば、β線が著しく発生している
つまり液体ナトリウム等の漏洩が生じていることなので
、警報回路２７より警報を発生する。
力差が許容範囲を越えれば、β線が著しく発生している
つまり液体ナトリウム等の漏洩が生じていることなので
、警報回路２７より警報を発生する。
以上のように本発明によれば、β線およびγ線に反応す
る検出装置とγ線に反応する検出装置とを設けこの両者
の出力差を比較して原子炉系の破損を検出しているので
、検出精度が向上し、その検出速度が速まるという効果
を有し、放射線の過大なる漏洩による作業員の健康障害
、周辺環境汚染を防ぐことができる。
る検出装置とγ線に反応する検出装置とを設けこの両者
の出力差を比較して原子炉系の破損を検出しているので
、検出精度が向上し、その検出速度が速まるという効果
を有し、放射線の過大なる漏洩による作業員の健康障害
、周辺環境汚染を防ぐことができる。
さらに従来では冷却材の漏洩を直接検出して反応する手
段であったが、本発明では漏洩には至らない欠損であっ
てもβ線が透過するほどであれば検出することができ、
事故を未然に防止することが可能となる。
段であったが、本発明では漏洩には至らない欠損であっ
てもβ線が透過するほどであれば検出することができ、
事故を未然に防止することが可能となる。
前述の一実施例では圧電素子を利用した検出装置によっ
て実施することを説明したが、これは他の検出装置を使
用して実施しても良く、また蓋等の金属によってβ線を
除去する検出装置でなくとも単独でγ線のみに反応する
検出装置を使用してもよい。
て実施することを説明したが、これは他の検出装置を使
用して実施しても良く、また蓋等の金属によってβ線を
除去する検出装置でなくとも単独でγ線のみに反応する
検出装置を使用してもよい。
また、一実施例では警報回路を設けたが、これは特に必
要なものではなく、ディジタル・アナログ的表示手段で
もよく、また音によるものに限らず、光等による他の手
段であっても良い。
要なものではなく、ディジタル・アナログ的表示手段で
もよく、また音によるものに限らず、光等による他の手
段であっても良い。
さらに、一実施例ではメインアンプ、プリアンプと別々
の増幅器を使用したがこれは一体となった増幅器であっ
てもよいし、また必要に応じて使用しなくてもよいこと
はもちろんである。
の増幅器を使用したがこれは一体となった増幅器であっ
てもよいし、また必要に応じて使用しなくてもよいこと
はもちろんである。
またプリアンプの放射線遮蔽は適時選択して使用できる
。
。
さらに検出装置は主に一次系の配管のために使用される
が、これは原子炉系のいかなる場所に設置し、所望の区
域のもしくは部分の欠損・破損を検出することを行って
もよい。
が、これは原子炉系のいかなる場所に設置し、所望の区
域のもしくは部分の欠損・破損を検出することを行って
もよい。
さらに本発明は高速増殖炉の原子炉系に限らず、例えば
沸騰水型原子炉系、加圧水型原子炉系さらに高速増殖炉
系に使用しても同様の効果を得られることはもちろんで
ある。
沸騰水型原子炉系、加圧水型原子炉系さらに高速増殖炉
系に使用しても同様の効果を得られることはもちろんで
ある。
したがって冷却材はなんら液体ナトリウムに限られるも
のではない。
のではない。
第１図は高速増殖炉の原子炉系の説明図、第２図は検出
装置の一実施例の断面図、第３図は本発明の一実施例の
ブロック図である。 １１・・・・・・圧電素子、１２ａ、１２ｂ・・・・・
・電極膜、１３ ａ 、 １３ ｂ−・・リード線、２
１ ａ 、 ２ ｌ ｂ−・・・検出装置、２３・・・
・・・メインアンプ、２４・・・・・・レートメータ、
２６・・・・・・比較回路。
装置の一実施例の断面図、第３図は本発明の一実施例の
ブロック図である。 １１・・・・・・圧電素子、１２ａ、１２ｂ・・・・・
・電極膜、１３ ａ 、 １３ ｂ−・・リード線、２
１ ａ 、 ２ ｌ ｂ−・・・検出装置、２３・・・
・・・メインアンプ、２４・・・・・・レートメータ、
２６・・・・・・比較回路。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 原子炉もしくはその配管を含む原子炉系の破損を検
出する装置にあって、β線およびγ線の両者に反応する
圧電素子を用いた第１の検出装置と、この第１の検出装
置の入力部に金属遮蔽体を設けた構造のγ線のみに反応
する第２の検出装置と、第１の検出装置の出力と第２の
検出装置の出力とを比較し、両川力の差が許容を越えた
場合出力をする演算回路とを備えた原子炉系破損検出装
置。 ２ 第１の検出装置は圧電素子と、この圧電素子の対向
する面に形成された電極膜と、この電極膜および圧電素
子とをその内部に絶縁物によって相互に接触しないよう
装着した容器と、この容器外部へ前記電極対の出力を取
り出す配線とを備えることを特徴とする特許請求の範囲
第１項記載の原子炉系破損検出装置。 ３ 第１の検出装置および第２の検出装置の出力をそれ
ぞれ増幅する第１、第２の増幅器と、これら第１、第２
の増幅器の出力をそれぞれ積算する第１、第２のレート
メータと、これら第１、第２のレートメータの出力の差
を比較演算する比較回路を有する演算回路とを備えた特
許請求の範囲第１項又は第２項に記載した原子炉系破損
検出装置。 ４ 演算回路の出力により動作する警報回路を設けた特
許請求の範囲第１項ないし第３項のいずれか一項に記載
の原子炉系破損検出装置。 ５ 第１の検出装置および第２の検出装置を原子炉収容
容器もしくは原子炉第１次冷却系に設けたことを特徴と
する特許請求の範囲第１項ないし第４項いずれか一項に
記載の原子炉系破損検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52152852A JPS592874B2 (ja) | 1977-12-21 | 1977-12-21 | 原子炉系破損検出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP52152852A JPS592874B2 (ja) | 1977-12-21 | 1977-12-21 | 原子炉系破損検出装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS5486092A JPS5486092A (en) | 1979-07-09 |
| JPS592874B2 true JPS592874B2 (ja) | 1984-01-20 |
Family
ID=15549529
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP52152852A Expired JPS592874B2 (ja) | 1977-12-21 | 1977-12-21 | 原子炉系破損検出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS592874B2 (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02126925U (ja) * | 1989-03-29 | 1990-10-19 |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB8912812D0 (en) * | 1989-06-03 | 1989-07-19 | Nat Radiological Protection Bo | Radiation meter |
| CN109493984B (zh) * | 2018-11-09 | 2022-03-01 | 中国核动力研究设计院 | 一种核电站燃料组件破损在线检测装置 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4835296A (ja) * | 1971-09-10 | 1973-05-24 | ||
| JPS5165295A (ja) * | 1974-12-04 | 1976-06-05 | Tokyo Shibaura Electric Co |
-
1977
- 1977-12-21 JP JP52152852A patent/JPS592874B2/ja not_active Expired
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS4835296A (ja) * | 1971-09-10 | 1973-05-24 | ||
| JPS5165295A (ja) * | 1974-12-04 | 1976-06-05 | Tokyo Shibaura Electric Co |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH02126925U (ja) * | 1989-03-29 | 1990-10-19 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS5486092A (en) | 1979-07-09 |
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