JPS626200A - 制御棒破損検出装置 - Google Patents
制御棒破損検出装置Info
- Publication number
- JPS626200A JPS626200A JP60146355A JP14635585A JPS626200A JP S626200 A JPS626200 A JP S626200A JP 60146355 A JP60146355 A JP 60146355A JP 14635585 A JP14635585 A JP 14635585A JP S626200 A JPS626200 A JP S626200A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- primary cooling
- cooling water
- pipe
- water
- branch pipe
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
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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
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
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。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
〔発明の技術分野］
本発明は、原子力発電プラントに配設される制御棒の破
損の有無を検出する制御棒破損検出装置に関する。
損の有無を検出する制御棒破損検出装置に関する。
［発明の技術的背景とその問題点］
一般に原子力発電プラントでは、運転開始後の原子炉の
制御は、主に制御棒によって行なわれる。
制御は、主に制御棒によって行なわれる。
この制御棒は、中性子吸収体として炭化ホウ素粉末を充
填したステンレス鋼からなる多数の細管を十字形に配列
し、これをさらにステンレス鋼の鞘で囲った構造で、炉
心下部より燃料集合体の間隙を挿入引抜きすることによ
って、中性子の吸収量を変化させ、原子炉の制御を行な
っている。
填したステンレス鋼からなる多数の細管を十字形に配列
し、これをさらにステンレス鋼の鞘で囲った構造で、炉
心下部より燃料集合体の間隙を挿入引抜きすることによ
って、中性子の吸収量を変化させ、原子炉の制御を行な
っている。
一方、ホウ素は中性子を吸収すると、トリチウムを生成
する。従って制御棒に破損が生じると、一次冷却水中に
このトリチウムが流出する。そこで、一次冷却水中のト
リチウム量を測定することによって、制御棒の破損の有
無を知ることができる。
する。従って制御棒に破損が生じると、一次冷却水中に
このトリチウムが流出する。そこで、一次冷却水中のト
リチウム量を測定することによって、制御棒の破損の有
無を知ることができる。
ところが、現在は手作業にて炉水を採取し、かつ極低エ
ネルギーのβ線のみを放出するトリチウムを分析するた
め、蒸留操作による他の放射性核積の除去侵に分析して
いる。本手作業には、多くの労力と時間とを必要とする
という問題がある。
ネルギーのβ線のみを放出するトリチウムを分析するた
め、蒸留操作による他の放射性核積の除去侵に分析して
いる。本手作業には、多くの労力と時間とを必要とする
という問題がある。
［発明の目的］
本発明はかかる従来の事情に対処してなされたもので、
上記した様に、測定試料が炉水のため、妨害核種除去で
ある蒸留操作等の採取を給水側で行なっているため、原
子炉による蒸留（主蒸気）操作、ろ過器および脱塩器等
による不純物除去、脱塩が行なわれている。従って、妨
害核種除去のための前処理が不必要となった一次冷却水
中に含まれるトリチウムの層を連続的にかつ自動的に計
測することにより、制御棒の破損の有無を確実に検出す
ることのできるυ制御棒破損検出装置を提供しようどす
るものである。
上記した様に、測定試料が炉水のため、妨害核種除去で
ある蒸留操作等の採取を給水側で行なっているため、原
子炉による蒸留（主蒸気）操作、ろ過器および脱塩器等
による不純物除去、脱塩が行なわれている。従って、妨
害核種除去のための前処理が不必要となった一次冷却水
中に含まれるトリチウムの層を連続的にかつ自動的に計
測することにより、制御棒の破損の有無を確実に検出す
ることのできるυ制御棒破損検出装置を提供しようどす
るものである。
［発明の概要］
すなわち本発明は、一次冷却水を流通する給水配管の復
水脱塩器下流側から分岐し前記一次冷却水の一部を採取
する分岐配管と、この分岐配管の他端に接続され採取さ
れた一次冷ＩＪＩ水中のトリチウム量を測定する液体シ
ンデレージョン検出器と、前記分岐配管の前記液体シン
チレーション検出器上流側に一端を接続されトリチウム
検出用の螢光試薬を採取した一次冷却水中に注入する螢
光試薬注入配管と、分岐配管の前記螢光試薬注入配管接
続部と前記液体シンチレーション検出器との間に設置さ
れ採取された一次冷却水と注入された螢光試薬を混合す
る混合コイルとからなることを特徴とする制御棒破損検
出装置である。
水脱塩器下流側から分岐し前記一次冷却水の一部を採取
する分岐配管と、この分岐配管の他端に接続され採取さ
れた一次冷ＩＪＩ水中のトリチウム量を測定する液体シ
ンデレージョン検出器と、前記分岐配管の前記液体シン
チレーション検出器上流側に一端を接続されトリチウム
検出用の螢光試薬を採取した一次冷却水中に注入する螢
光試薬注入配管と、分岐配管の前記螢光試薬注入配管接
続部と前記液体シンチレーション検出器との間に設置さ
れ採取された一次冷却水と注入された螢光試薬を混合す
る混合コイルとからなることを特徴とする制御棒破損検
出装置である。
［発明の実施例］
以下本発明の詳細を図面に示す一実施例について説明す
る。
る。
図は本発明の制御棒破損検出装置の一実施例を示すもの
で、図において符号１は、炉心を示している。炉心１は
原子炉圧力容器２内に収容されている。この原子炉圧力
容器２には、主蒸気配管３の一端が接続されており、こ
の主蒸気配管３の他端はタービン４に接続されている。
で、図において符号１は、炉心を示している。炉心１は
原子炉圧力容器２内に収容されている。この原子炉圧力
容器２には、主蒸気配管３の一端が接続されており、こ
の主蒸気配管３の他端はタービン４に接続されている。
タービン４には復水器５が接続され、復水器５の出口に
は一端を原子炉圧力容器２に接続された給水配管６が接
続されている。この給水配管６には、上流側から順に、
復水ポンプ７、復水濾過器８、復水脱塩器９、給水ポン
プ１０が接続されている。
は一端を原子炉圧力容器２に接続された給水配管６が接
続されている。この給水配管６には、上流側から順に、
復水ポンプ７、復水濾過器８、復水脱塩器９、給水ポン
プ１０が接続されている。
さらに給水配管６の復水脱Ｊ！！器９下流側から分岐し
て、液体シンチレーション検出器１１に他端を接続され
る分岐配管１２が設置され、この分岐配管１２には、上
流側から順に減圧器１３．開閉弁１４．混合コイル１５
が設置されている。また分岐配管１２の開閉弁１４と混
合コイル１５との間には開閉弁１６を備えた螢光試薬注
入配管１７が接続されている。また液体シンチレーショ
ン検出器１１には洗浄水を注入する洗浄水注入配管１８
及び排出配管１９が接続されており、排出配管１９には
Ｖ＠開閉弁２０が介挿されている。
て、液体シンチレーション検出器１１に他端を接続され
る分岐配管１２が設置され、この分岐配管１２には、上
流側から順に減圧器１３．開閉弁１４．混合コイル１５
が設置されている。また分岐配管１２の開閉弁１４と混
合コイル１５との間には開閉弁１６を備えた螢光試薬注
入配管１７が接続されている。また液体シンチレーショ
ン検出器１１には洗浄水を注入する洗浄水注入配管１８
及び排出配管１９が接続されており、排出配管１９には
Ｖ＠開閉弁２０が介挿されている。
以上のように構成された制御棒破損検出装置では、炉心
１で発生した蒸気が主蒸気配管３を通りタービン４を回
転させ、その後、復水器５内で冷却され水に戻り、給水
配管６を通り、復水濾過器８で濾過され、さらに復水脱
塩器９で脱塩された後、ふたたび−水冷ｆｉｌ水として
原子炉圧力容器２内へ送られる。
１で発生した蒸気が主蒸気配管３を通りタービン４を回
転させ、その後、復水器５内で冷却され水に戻り、給水
配管６を通り、復水濾過器８で濾過され、さらに復水脱
塩器９で脱塩された後、ふたたび−水冷ｆｉｌ水として
原子炉圧力容器２内へ送られる。
この時、復水脱塩器９の下流側から分岐する分岐配管１
２に設置された開閉弁１４が開とされることにより、一
次冷却水の一部が減圧器１３で減圧され、分岐配管１２
内に採取される。さらにこのとき、螢光試薬注入配管１
７の開閉弁１６を開として、採取された一次冷却水中に
トリチウム検出用の螢光試薬が注入され、混合コイル１
５で採取された一次冷却水と、螢光試薬とが混合されて
、液体シンチレーション検出器１１に入り、トリチウム
量が測定される。
２に設置された開閉弁１４が開とされることにより、一
次冷却水の一部が減圧器１３で減圧され、分岐配管１２
内に採取される。さらにこのとき、螢光試薬注入配管１
７の開閉弁１６を開として、採取された一次冷却水中に
トリチウム検出用の螢光試薬が注入され、混合コイル１
５で採取された一次冷却水と、螢光試薬とが混合されて
、液体シンチレーション検出器１１に入り、トリチウム
量が測定される。
すなわち以上のように構成された制御棒破損検出ＩＩで
は、連続的かつ自動的に一次冷却水中のトリチウム量を
測定することができる。
は、連続的かつ自動的に一次冷却水中のトリチウム量を
測定することができる。
一方、トリチウムは微ｍではあるが、一次冷却水中に常
に存在する。ここで、万一制御棒の破損が生じた場合に
は、一次冷却水中のトリチウム量が極端に増加する。従
って、連続的にこの一次冷却水中のトリチウム量を測定
することによって、制御棒の破損を速やかに発見するこ
とができる。
に存在する。ここで、万一制御棒の破損が生じた場合に
は、一次冷却水中のトリチウム量が極端に増加する。従
って、連続的にこの一次冷却水中のトリチウム量を測定
することによって、制御棒の破損を速やかに発見するこ
とができる。
また、この測定は、連続的かつ自動的に行なわれるので
、従来の手作業による測定にくらべ、省力化が図れる。
、従来の手作業による測定にくらべ、省力化が図れる。
［発明の効果］
双上述へたように、本発明の制御棒破損検出装置では、
一次冷却水中に含まれるトリチウムの量を連続的にしか
も自動的に測定することができる。
一次冷却水中に含まれるトリチウムの量を連続的にしか
も自動的に測定することができる。
従って、従来の手作業でトリチウム量を測定していたこ
とに比べて、省力化を図れるとともに、制御棒の破損を
速やかに検知することができる。
とに比べて、省力化を図れるとともに、制御棒の破損を
速やかに検知することができる。
図は本発明の制御棒破損検出装置の一実施例を示す配管
系統図である。 ６・・・・・・・・・給水配管
系統図である。 ６・・・・・・・・・給水配管
Claims (1)
- （１）一次冷却水を流通する給水配管の復水脱塩器下流
側から分岐し前記一次冷却水の一部を採取する分岐配管
と、この分岐配管の他端に接続され採取された一次冷却
水中のトリチウム量を測定する液体シンチレーション検
出器と、前記分岐配管の前記液体シンチレーション検出
器上流側に一端を接続されトリチウム検出用の螢光試薬
を採取した一次冷却水中に注入する螢光試薬注入配管と
、分岐配管の前記螢光試薬注入配管接続部と前記液体シ
ンチレーション検出器との間に設置され採取された一次
冷却水と注入された螢光試薬を混合する混合コイルとか
らなることを特徴とする制御棒破損検出装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60146355A JPS626200A (ja) | 1985-07-03 | 1985-07-03 | 制御棒破損検出装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP60146355A JPS626200A (ja) | 1985-07-03 | 1985-07-03 | 制御棒破損検出装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS626200A true JPS626200A (ja) | 1987-01-13 |
Family
ID=15405839
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60146355A Pending JPS626200A (ja) | 1985-07-03 | 1985-07-03 | 制御棒破損検出装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS626200A (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5028380A (en) * | 1988-07-06 | 1991-07-02 | Electricite De France (Service National) | Method and device for the identification of leakiness in a neutron-capturing pencil of a nuclear reactor |
| WO2003021605A1 (en) * | 2001-08-23 | 2003-03-13 | Westinghouse Atom Ab | A method and a device for evaluating the integrity of a control substance in a nuclear plant |
-
1985
- 1985-07-03 JP JP60146355A patent/JPS626200A/ja active Pending
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5028380A (en) * | 1988-07-06 | 1991-07-02 | Electricite De France (Service National) | Method and device for the identification of leakiness in a neutron-capturing pencil of a nuclear reactor |
| WO2003021605A1 (en) * | 2001-08-23 | 2003-03-13 | Westinghouse Atom Ab | A method and a device for evaluating the integrity of a control substance in a nuclear plant |
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