JPS63173987A - 原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法 - Google Patents
原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法Info
- Publication number
- JPS63173987A JPS63173987A JP62005709A JP570987A JPS63173987A JP S63173987 A JPS63173987 A JP S63173987A JP 62005709 A JP62005709 A JP 62005709A JP 570987 A JP570987 A JP 570987A JP S63173987 A JPS63173987 A JP S63173987A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- iodine
- cooling water
- radioactive iodine
- spectrum
- reactor cooling
- 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
Links
- ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 7553-56-2 Chemical compound [I] ZCYVEMRRCGMTRW-UHFFFAOYSA-N 0.000 title claims abstract description 57
- 229910052740 iodine Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 57
- 239000011630 iodine Substances 0.000 title claims abstract description 57
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims abstract description 37
- 239000000498 cooling water Substances 0.000 title claims abstract description 30
- 238000005259 measurement Methods 0.000 title abstract description 12
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 claims abstract description 26
- 238000000084 gamma-ray spectrum Methods 0.000 claims abstract description 8
- 238000000034 method Methods 0.000 claims description 23
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 12
- 239000000284 extract Substances 0.000 claims description 3
- 238000004458 analytical method Methods 0.000 abstract description 6
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 abstract description 4
- 238000000638 solvent extraction Methods 0.000 abstract description 3
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 abstract 1
- IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N Atomic nitrogen Chemical compound N#N IJGRMHOSHXDMSA-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 239000002131 composite material Substances 0.000 description 5
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 5
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 230000005250 beta ray Effects 0.000 description 3
- 238000004140 cleaning Methods 0.000 description 3
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 3
- 229910052757 nitrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 2
- 238000005253 cladding Methods 0.000 description 1
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 1
- 150000002496 iodine Chemical class 0.000 description 1
- 238000002203 pretreatment Methods 0.000 description 1
- 238000011002 quantification Methods 0.000 description 1
- 238000012552 review Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 238000003756 stirring Methods 0.000 description 1
- 239000002699 waste material Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- 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)
- Measurement Of Radiation (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0的」
(産業上の利用分野)
本発明は、原子炉冷却水中に含まれる極低濃度の放射性
ヨウ素の核種別の濃度、放出量を、少ないコスト、労働
力で測定することができる原子炉冷却水中の放射性ヨウ
素測定方法に関する。
ヨウ素の核種別の濃度、放出量を、少ないコスト、労働
力で測定することができる原子炉冷却水中の放射性ヨウ
素測定方法に関する。
(従来の技術)
原子炉において、その冷却水中(シツピング水を含む)
に含まれる放射性ヨウ素の存在を知り、その里を測定す
ることは、次の理由により極めて重要である。
に含まれる放射性ヨウ素の存在を知り、その里を測定す
ることは、次の理由により極めて重要である。
すなわち、原子炉の炉心に装架される多数の燃料棒のう
ち健全でない燃料棒があるとき、たとえば燃料被覆管に
ピンホールその他の破損があるときは、燃焼状態にある
燃料から放射性ガスの漏洩が生じる。特に放射性ガスの
うち放射性ヨウ素の存在呻燃料棒の破損の情報源と考え
られ、放射性ヨウ素量の多少は破損の程度を知る目安と
なるものである。
ち健全でない燃料棒があるとき、たとえば燃料被覆管に
ピンホールその他の破損があるときは、燃焼状態にある
燃料から放射性ガスの漏洩が生じる。特に放射性ガスの
うち放射性ヨウ素の存在呻燃料棒の破損の情報源と考え
られ、放射性ヨウ素量の多少は破損の程度を知る目安と
なるものである。
したがって、原子炉冷却水中の放射性ヨウ素の測定は、
原子炉を設置する原子力発電所では、保守管理業務の一
環として定期的に行なわれている。
原子炉を設置する原子力発電所では、保守管理業務の一
環として定期的に行なわれている。
原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法としては、たと
えば、原子炉冷却水の溶媒抽出法により放射性ヨウ素を
抽出し、この抽出された測定用試料をGe検出器によっ
てγ線核種を測定する方法や、゛β線検出器によってク
ロス測定する方法があげられる。そして労働力の低減、
安全性の向上をはかるために、自動的に冷却水中から放
射性ヨウ素を抽出する自動前処理装置を用いる方法もあ
げられる。
えば、原子炉冷却水の溶媒抽出法により放射性ヨウ素を
抽出し、この抽出された測定用試料をGe検出器によっ
てγ線核種を測定する方法や、゛β線検出器によってク
ロス測定する方法があげられる。そして労働力の低減、
安全性の向上をはかるために、自動的に冷却水中から放
射性ヨウ素を抽出する自動前処理装置を用いる方法もあ
げられる。
(発明が解決しようとする問題点)
しかしながら、上述した自動前処理装置を用いても、G
e検出器等を用いたγ線スペクトルの測定、解析を人手
が行なえば、解析が煩雑であるため燃料破損時、原子炉
停止時のヨウ素スパイク測定、破゛損燃1林検出のため
のシツピング測定等では徹夜作業になることが多く、作
業量や被II!1が増大するという問題があった。この
問題を解決するために、自動前処理装置に検出器を取り
付けた放射性ヨウ素モニタを使用することが考えられて
いるが、検出器としてGe検出器を用いた場合、その性
能を最大限に生かすために液体窒素等による冷却が必要
であり、冷却のためのデユワ瓶によりスペース、および
コストを多く必要とし、また液体窒素の補充に人手が必
要なため労働力も多く必要とし、かつメンテナンスも大
変であるという問題があった。また検出器としてβ線検
出器を用いた場合は、コスト、スペース、及び労働力を
低減できるという利点があるが、β線検出器によるグロ
ス測定ではヨウ素の核種別の定量はできず、原子力安全
委員会安全審査指針等により核社別の濃度、放出量を求
める必要があるなめ、クロス測定とは別に人手で核種解
析を行なわなければならないという難点があった。
e検出器等を用いたγ線スペクトルの測定、解析を人手
が行なえば、解析が煩雑であるため燃料破損時、原子炉
停止時のヨウ素スパイク測定、破゛損燃1林検出のため
のシツピング測定等では徹夜作業になることが多く、作
業量や被II!1が増大するという問題があった。この
問題を解決するために、自動前処理装置に検出器を取り
付けた放射性ヨウ素モニタを使用することが考えられて
いるが、検出器としてGe検出器を用いた場合、その性
能を最大限に生かすために液体窒素等による冷却が必要
であり、冷却のためのデユワ瓶によりスペース、および
コストを多く必要とし、また液体窒素の補充に人手が必
要なため労働力も多く必要とし、かつメンテナンスも大
変であるという問題があった。また検出器としてβ線検
出器を用いた場合は、コスト、スペース、及び労働力を
低減できるという利点があるが、β線検出器によるグロ
ス測定ではヨウ素の核種別の定量はできず、原子力安全
委員会安全審査指針等により核社別の濃度、放出量を求
める必要があるなめ、クロス測定とは別に人手で核種解
析を行なわなければならないという難点があった。
本発明はこのような事情に対処してなされたもので、コ
スト、スペース、及び労働力を低減させた原子炉冷却水
中の放射性ヨウ素測定方法を提供することを目的とする
。
スト、スペース、及び労働力を低減させた原子炉冷却水
中の放射性ヨウ素測定方法を提供することを目的とする
。
[発明の構成]
(問題点を解決するための手段)
本発明の原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法は、原
子炉冷却水系の冷却水を採取し、この冷却水中の放射性
ヨウ素を抽出分離し、抽出された試料液中のγ線スペク
トルをNaI検出器により測定し、このγ線スペクトル
を他の方法により求めたヨウ素抜種別の基準スペクトル
と比較して解析することにより、ヨウ素抜種別の濃度、
放出量を求めることを特徴とする。そしてNaI検出器
で測定されたγ線スペクトルをヨウ素抜種別の基準スペ
クトルと比較して解析する方法としては、たとえば最小
自乗法があげられる− なお自動前処理装置にNaI検出器を取り付けたものが
、原子炉冷却水中の放射性ヨウ素を測定する放射性ヨウ
素モニタとして好適である。。
子炉冷却水系の冷却水を採取し、この冷却水中の放射性
ヨウ素を抽出分離し、抽出された試料液中のγ線スペク
トルをNaI検出器により測定し、このγ線スペクトル
を他の方法により求めたヨウ素抜種別の基準スペクトル
と比較して解析することにより、ヨウ素抜種別の濃度、
放出量を求めることを特徴とする。そしてNaI検出器
で測定されたγ線スペクトルをヨウ素抜種別の基準スペ
クトルと比較して解析する方法としては、たとえば最小
自乗法があげられる− なお自動前処理装置にNaI検出器を取り付けたものが
、原子炉冷却水中の放射性ヨウ素を測定する放射性ヨウ
素モニタとして好適である。。
(作 用)
本発明の原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法におい
ては、NaI検出器により原子炉冷却水から抽出分離し
た試料液中のγ線スペクトルを測定し、この測定スペク
トルを他の方法により求めたヨウ素抜種別の基準スペク
トルと比較して最小自乗法等を用いて解析することによ
り、ヨウ素抜種別の濃度、放出lを求めることができる
。従って、Ge検出器とは異なり窒素による冷却を必要
としないので、コスト、スペース、および労働力を低減
することができ、かつメンテナンスが容易である。また
、測定スペクトルをヨウ素抜種別の基準スペクトルと比
較して最小自乗法等の解析法を用いることにより、ヨウ
素抜種別の濃度、放出量を求めることができるので、N
aI検出器を用いて高精度の放射性ヨウ素の測定を行な
うことができる。
ては、NaI検出器により原子炉冷却水から抽出分離し
た試料液中のγ線スペクトルを測定し、この測定スペク
トルを他の方法により求めたヨウ素抜種別の基準スペク
トルと比較して最小自乗法等を用いて解析することによ
り、ヨウ素抜種別の濃度、放出lを求めることができる
。従って、Ge検出器とは異なり窒素による冷却を必要
としないので、コスト、スペース、および労働力を低減
することができ、かつメンテナンスが容易である。また
、測定スペクトルをヨウ素抜種別の基準スペクトルと比
較して最小自乗法等の解析法を用いることにより、ヨウ
素抜種別の濃度、放出量を求めることができるので、N
aI検出器を用いて高精度の放射性ヨウ素の測定を行な
うことができる。
(実施例)
次に本発明の一実施例について図を用いて説明する。
まず、自動前処理装置等により原子炉冷却水の前処理を
行なった後、得られた測定試料をNaI検出器によりγ
線スペクトルを測定したが、このとき自動前処理装置に
Nla I検出器を取り付けた装置を放射性ヨウ素モニ
タとして用いた。第1図はこの放射性ヨウ素モニタの構
成図である。この装置においては、原子炉冷却水系より
電磁弁v1の解放により試料液は自動前処理装fl内の
試料容器中に採取され、採取された試料液は抽出分離a
imの作動により一定量の試料液が撹拌槽に移送され、
次いで分離層に移送されて、順次溶媒抽出法に従って試
料液中の放射性ヨウ素が抽出分離される。そして調整さ
れた測定用試料液は電磁弁V2の解放により測定容器2
に注入され、NaI検ai器3によりγ線測定が行なわ
れる0図中4は鉛遮蔽体、5は洗浄用給水管、6は試料
採取定量部、v3は洗浄用弁、v4は廃液弁である。
行なった後、得られた測定試料をNaI検出器によりγ
線スペクトルを測定したが、このとき自動前処理装置に
Nla I検出器を取り付けた装置を放射性ヨウ素モニ
タとして用いた。第1図はこの放射性ヨウ素モニタの構
成図である。この装置においては、原子炉冷却水系より
電磁弁v1の解放により試料液は自動前処理装fl内の
試料容器中に採取され、採取された試料液は抽出分離a
imの作動により一定量の試料液が撹拌槽に移送され、
次いで分離層に移送されて、順次溶媒抽出法に従って試
料液中の放射性ヨウ素が抽出分離される。そして調整さ
れた測定用試料液は電磁弁V2の解放により測定容器2
に注入され、NaI検ai器3によりγ線測定が行なわ
れる0図中4は鉛遮蔽体、5は洗浄用給水管、6は試料
採取定量部、v3は洗浄用弁、v4は廃液弁である。
ところでNaI検出器はGe検出器に比べ低分解能であ
り、測定値の一つのピークに何本もの核種(エネルギー
)が含まれているため、NaI検出器により測定したヨ
ウ素5核種(1−131、l−132、!−133、l
−134、l−135)複合スペクトルを基準スペクト
ルとしてあらかじめ求めであるヨウ素核踵別のスペクト
ルと比較し、最小自乗法を用いてヨウ素核種別の濃度、
放出量を求めた。
り、測定値の一つのピークに何本もの核種(エネルギー
)が含まれているため、NaI検出器により測定したヨ
ウ素5核種(1−131、l−132、!−133、l
−134、l−135)複合スペクトルを基準スペクト
ルとしてあらかじめ求めであるヨウ素核踵別のスペクト
ルと比較し、最小自乗法を用いてヨウ素核種別の濃度、
放出量を求めた。
以下最小自乗法を用いた解析方法について説明する。第
2図はNaI検出器により測定した複合スペクトルのグ
ラフ、第3図、第4図、第5図、第6図、第7図は、ヨ
ウ素核種!−131、l−132,1−133、!−1
34、l−135の基準スペクトルのグラフである。
2図はNaI検出器により測定した複合スペクトルのグ
ラフ、第3図、第4図、第5図、第6図、第7図は、ヨ
ウ素核種!−131、l−132,1−133、!−1
34、l−135の基準スペクトルのグラフである。
まず、ヨウ素5核1ll−131、l−132、l−1
33,1−134、!−135をa、b、c、d、eと
し、測定スペクトル及び基準スペクトルを第2図に示し
たように一定のエネルギー幅でN個に分割する。このと
きの各々の基準スペクトルのi番目におけるa
b c、 d カウント数を Yl、 Yi、 Yl、 Yi、e
Ylとし、複合スペクトルのi番目におけるカウト数を
Ciとすれば、複合スペクトル中の核種a ”−eの放
射能割合 α、bα cde、 α 、 α
、 aは、 aa、bb a Yl+a Yi+ ”a cYid + a Yi+ ”a eYi=Ciで表すこ
とができる。これに最小自乗法を適用すると、 S=Σ[C1−α Yi−bαbYl a −CC−d d −eaelyl]!、α Yi
aYi (δS/δ α)=0、(δS/δbα)=0、(δS
/δ α)=O1(δS/δdα)=0、(δS/δ
0α)=0、 bc から未知数 α、 α、 α、da、eaに関する連立
方程式は次式のようになる。
33,1−134、!−135をa、b、c、d、eと
し、測定スペクトル及び基準スペクトルを第2図に示し
たように一定のエネルギー幅でN個に分割する。このと
きの各々の基準スペクトルのi番目におけるa
b c、 d カウント数を Yl、 Yi、 Yl、 Yi、e
Ylとし、複合スペクトルのi番目におけるカウト数を
Ciとすれば、複合スペクトル中の核種a ”−eの放
射能割合 α、bα cde、 α 、 α
、 aは、 aa、bb a Yl+a Yi+ ”a cYid + a Yi+ ”a eYi=Ciで表すこ
とができる。これに最小自乗法を適用すると、 S=Σ[C1−α Yi−bαbYl a −CC−d d −eaelyl]!、α Yi
aYi (δS/δ α)=0、(δS/δbα)=0、(δS
/δ α)=O1(δS/δdα)=0、(δS/δ
0α)=0、 bc から未知数 α、 α、 α、da、eaに関する連立
方程式は次式のようになる。
E(CI Yi)=’a):(aYi”)b
ab + αΣ(Yi Yl)十CaΣ(aYl・
a cYi)+ aΣ(Yi ’Yi) ea 十 a Σ (Yi eYi) b b Σ(Ci Yi)−aΣ(byi’)+ aΣ(bY
i aYi ) + caΣ(bYi−Yl)+ αΣ
(bYl’Yi) c d b + αΣ(Yi eYi) Σ(Ci CYi)=’αΣ(CYi2)+ αΣ(
YI Yi)+bαΣ(CYi・a
C,a bYl)+aΣ(CYi’Yi) e c e。
ab + αΣ(Yi Yl)十CaΣ(aYl・
a cYi)+ aΣ(Yi ’Yi) ea 十 a Σ (Yi eYi) b b Σ(Ci Yi)−aΣ(byi’)+ aΣ(bY
i aYi ) + caΣ(bYi−Yl)+ αΣ
(bYl’Yi) c d b + αΣ(Yi eYi) Σ(Ci CYi)=’αΣ(CYi2)+ αΣ(
YI Yi)+bαΣ(CYi・a
C,a bYl)+aΣ(CYi’Yi) e c e。
+ αΣ (YiYx)
Σ(Ci’Yi)=’αΣ(’Yi’)a
da + αΣ(Yi Yi)+’αΣ(dYi・bYi
> + aΣ(’Yi cYi )e
d e。
da + αΣ(Yi Yi)+’αΣ(dYi・bYi
> + aΣ(’Yi cYi )e
d e。
+ αΣ (YiYx)
Σ(Ci eYi)= 0aΣ(”Yl2)a
ea b+ αΣ(Yi Y
i)+ αΣ(’Yi・bY i ) + a Σ(
’Y i cY i )d e
d 十 aΣ (YiYl) そして上記の連立方程式を解けばヨウ素核種l−131
、l−132、l−133、l−134、l−135の
放射能bcd 割合 α、 α、 α、 α、。αが得られ、ヨウ素核
種1−131 、l−132、l−133、l−134
、l−135各々の濃度、放出量を求めることができる
。
ea b+ αΣ(Yi Y
i)+ αΣ(’Yi・bY i ) + a Σ(
’Y i cY i )d e
d 十 aΣ (YiYl) そして上記の連立方程式を解けばヨウ素核種l−131
、l−132、l−133、l−134、l−135の
放射能bcd 割合 α、 α、 α、 α、。αが得られ、ヨウ素核
種1−131 、l−132、l−133、l−134
、l−135各々の濃度、放出量を求めることができる
。
このようにNaI検出器を用いて放射性ヨウ素の測定を
行なうことにより、少ないコスト、スペース、及び労働
力で原子炉冷却水中の放射性ヨウ素の測定を行なうこと
ができ、かつ検出器のメンテナンスが容易である。
行なうことにより、少ないコスト、スペース、及び労働
力で原子炉冷却水中の放射性ヨウ素の測定を行なうこと
ができ、かつ検出器のメンテナンスが容易である。
また実施例で用いたような自動前処理装置にNaI検出
器を取り付けた装置を、作業量、被爆量を低減させた放
射性ヨウ素モニタとして使用することができる。
器を取り付けた装置を、作業量、被爆量を低減させた放
射性ヨウ素モニタとして使用することができる。
[発明の効果コ
以上説明したように、本発明方法を用いれば、少な゛い
コスト、スペース、及び労翁力で原子炉冷却水中の放射
性ヨウ素の核種別の濃度、放出量を求めることができ、
かつ検出器のメンテナンスが蓉易である。
コスト、スペース、及び労翁力で原子炉冷却水中の放射
性ヨウ素の核種別の濃度、放出量を求めることができ、
かつ検出器のメンテナンスが蓉易である。
第1図は本発明の実施例において用いた放射性ヨウ素モ
ニタの構成図、第2図は本発明の実施例において測定し
たヨウ素5核種の複合スペクトルのグラフ、第3図、第
4図、第5図、第6図、第7図はヨウ素核種1−131
、!−132、l−133、l−134、l−135
の基準スペクトルのグラフである。 1・・・・・・・・・自動前処理装置 2・・・・・・・・・測定容器 3・・・・・・・・・NaI検出器 4・・・・・・・・・鉛遮蔽体 5・・・・・・・・・洗浄用給水管 6・・・・・・・・・試料採取定量部 用願人 日本原子力事業株式会社同
株式会社 東芝 代理人 弁理士 須 山 佐 − 第1図 第3図 第5図 第6図 第7図
ニタの構成図、第2図は本発明の実施例において測定し
たヨウ素5核種の複合スペクトルのグラフ、第3図、第
4図、第5図、第6図、第7図はヨウ素核種1−131
、!−132、l−133、l−134、l−135
の基準スペクトルのグラフである。 1・・・・・・・・・自動前処理装置 2・・・・・・・・・測定容器 3・・・・・・・・・NaI検出器 4・・・・・・・・・鉛遮蔽体 5・・・・・・・・・洗浄用給水管 6・・・・・・・・・試料採取定量部 用願人 日本原子力事業株式会社同
株式会社 東芝 代理人 弁理士 須 山 佐 − 第1図 第3図 第5図 第6図 第7図
Claims (3)
- (1)原子炉冷却水系の冷却水を採取し、この冷却水中
の放射性ヨウ素を抽出分離し、抽出された試料液中のγ
線スペクトルをNaI検出器により測定し、このγ線ス
ペクトルを他の方法により求めたヨウ素核種別の基準ス
ペクトルと比較して解析することにより、ヨウ素核種別
の濃度、放出量を求めることを特徴とする原子炉冷却水
中の放射性ヨウ素測定方法。 - (2)NaI検出器で測定されたγ線スペクトルをヨウ
素核種別の基準スペクトルと比較して、最小自乗法によ
り解析してヨウ素核種別の濃度、放出量を求めることを
特徴とする特許請求の範囲第1項記載の原子炉冷却水中
の放射性ヨウ素測定方法。 - (3)自動前処理装置にNaI検出器を取り付けた放射
性ヨウ素モニタを用いて原子炉冷却水中の放射性ヨウ素
を測定することを特徴とする特許請求の範囲第1項また
は第2項記載の原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法
。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62005709A JPS63173987A (ja) | 1987-01-13 | 1987-01-13 | 原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP62005709A JPS63173987A (ja) | 1987-01-13 | 1987-01-13 | 原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS63173987A true JPS63173987A (ja) | 1988-07-18 |
Family
ID=11618644
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP62005709A Pending JPS63173987A (ja) | 1987-01-13 | 1987-01-13 | 原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS63173987A (ja) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008134121A (ja) * | 2006-11-28 | 2008-06-12 | Aloka Co Ltd | 排水モニタシステム及び排水測定方法 |
GB2526578A (en) * | 2014-05-28 | 2015-12-02 | Soletanche Freyssinet Sas | Radioactive material assaying |
JP2017161259A (ja) * | 2016-03-07 | 2017-09-14 | 株式会社北川鉄工所 | 放射能濃度測定装置及び放射能濃度測定方法 |
CN109239758A (zh) * | 2018-07-27 | 2019-01-18 | 国家海洋局南海环境监测中心(中国海监南海区检验鉴定中心) | 一种生物样品中伽马能谱核素检测分析方法 |
JP2020027079A (ja) * | 2018-08-17 | 2020-02-20 | 三菱電機株式会社 | 放射能分析装置 |
-
1987
- 1987-01-13 JP JP62005709A patent/JPS63173987A/ja active Pending
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2008134121A (ja) * | 2006-11-28 | 2008-06-12 | Aloka Co Ltd | 排水モニタシステム及び排水測定方法 |
GB2526578A (en) * | 2014-05-28 | 2015-12-02 | Soletanche Freyssinet Sas | Radioactive material assaying |
US9983316B2 (en) | 2014-05-28 | 2018-05-29 | Soletanche Freyssinet S.A.S. | Radioactive material assaying |
GB2526578B (en) * | 2014-05-28 | 2021-08-04 | Soletanche Freyssinet Sas | Radioactive material assaying |
JP2017161259A (ja) * | 2016-03-07 | 2017-09-14 | 株式会社北川鉄工所 | 放射能濃度測定装置及び放射能濃度測定方法 |
CN109239758A (zh) * | 2018-07-27 | 2019-01-18 | 国家海洋局南海环境监测中心(中国海监南海区检验鉴定中心) | 一种生物样品中伽马能谱核素检测分析方法 |
CN109239758B (zh) * | 2018-07-27 | 2022-08-12 | 国家海洋局南海环境监测中心(中国海监南海区检验鉴定中心) | 一种生物样品中伽马能谱核素检测分析方法 |
JP2020027079A (ja) * | 2018-08-17 | 2020-02-20 | 三菱電機株式会社 | 放射能分析装置 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Miura et al. | The use of curium neutrons to verify plutonium in spent fuel and reprocessing wastes | |
Miller et al. | The uranium cylinder assay system for enrichment plant safeguards | |
JPS63173987A (ja) | 原子炉冷却水中の放射性ヨウ素測定方法 | |
Cleef | Determination of 226Ra in soil using 214Pb and 214Bi immediately after sampling | |
KR100977290B1 (ko) | 사용후핵연료 집합체의 결함 판별장치 및 이를 이용한 결함판별방법 | |
Anspaugh | In situ methods for quantifying specific radionuclides | |
KR101197002B1 (ko) | 핵물질 혼재 시료에서 핵물질별 정량분석을 하기 위한 비파괴측정장치와 통합 분석시스템을 갖춘 핵물질 통합 측정 시스템 | |
CN209879001U (zh) | 一种中子多重性测量装置 | |
McIntosh et al. | Evaluation of high resolution X-ray monochromatic wavelength dispersive X-ray fluorescence instrument for determining Pu and U in nuclear reprocessing streams | |
Fjeld et al. | Ion chromatography and on-line scintillation counting for the analysis of non-gamma emitting radionuclides in reactor coolant | |
Fioni et al. | Transmutation of 241 Am in a high thermal neutron flux | |
Berndt et al. | Spent-fuel characterization with small CZT detectors | |
JPS628084A (ja) | 原子炉冷却水の放射性ヨウ素モニタ | |
Arnold et al. | Radioactive Cylinders—a tool for wear research | |
TRAN et al. | CURRENT TECHNOLOGIES FOR TRITIUM MONITORING IN GAS AND NEW DEVELOPMENT DURING THE M IONIX–TGN DEVELOPMENT PROJECT | |
Zeituni et al. | Sipping tests on a failed irradiated MTR fuel element | |
Lehmann et al. | The investigation of highly activated samples by neutron radiography at the spallation source SINQ | |
Schwalbach et al. | Euratom Safeguards: Improving Safeguards by Cooperation in R&D and Implementation An overview | |
Walton | Nondestructive Assay | |
Li et al. | Conceptual designs of NDA instruments for the NRTA System at the Rokkasho reprocessing plant | |
JPH0341396A (ja) | 破損した核燃料要素の燃焼度を推定する方法および装置 | |
Lipsett et al. | Failed fuel location in CANDU-PHW reactors using a feeder scanning technique | |
Bushaw | DEVELOPMENT OF LOGGING SYSTEMS CAPABLE OF MEASURING TRITIUM-RL Brodzinski, BA Bushaw, J. R. Morrey and C. Menninga | |
Ewing et al. | Design of an advanced fork system for assembly burnup measurement | |
Walton | Feasibility of nondestructive assay measurements in uranium enrichment plants |