JPH0123076B2 - - Google Patents
Info
- Publication number
- JPH0123076B2 JPH0123076B2 JP56061292A JP6129281A JPH0123076B2 JP H0123076 B2 JPH0123076 B2 JP H0123076B2 JP 56061292 A JP56061292 A JP 56061292A JP 6129281 A JP6129281 A JP 6129281A JP H0123076 B2 JPH0123076 B2 JP H0123076B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- steam
- main steam
- radioactivity
- outflow
- valve
- 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.)
- Expired
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 claims description 12
- 238000010248 power generation Methods 0.000 claims description 11
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 4
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 4
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000000941 radioactive substance Substances 0.000 description 1
- 238000005070 sampling Methods 0.000 description 1
- 239000000126 substance 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
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は、原子力発電設備、特に、加圧水型原
子力発電設備における主蒸気の大気放出時の放射
能監視装置に関するものである。
子力発電設備における主蒸気の大気放出時の放射
能監視装置に関するものである。
加圧水型原子力発電設備における蒸気発生器の
細管の漏洩時に主蒸気管中の蒸気逃し弁や安全弁
が作動した場合には、主蒸気管中に含まれる放射
性物質が大気中に流出する。従つて、このような
設備には、放射能を検出するための装置を備え、
原子力発電設備から万一外部へ流出した放射能量
を正しく知り、これに基づいて、その対策処置を
立てることが重要である。
細管の漏洩時に主蒸気管中の蒸気逃し弁や安全弁
が作動した場合には、主蒸気管中に含まれる放射
性物質が大気中に流出する。従つて、このような
設備には、放射能を検出するための装置を備え、
原子力発電設備から万一外部へ流出した放射能量
を正しく知り、これに基づいて、その対策処置を
立てることが重要である。
従来、蒸気発生器の細管漏洩時に、主蒸気逃し
弁又は安全弁から蒸気が大気へ流出し、放射能が
大気中へ流出した場合、例えば、一次冷却材中の
放射能分析に基づいて流出した放射能量を求めて
いた。しかしながら、この方法では、各弁からの
流出した放射能量を求めるためには、一次冷却材
のサンプリング分析、蒸気発生器の漏洩率の算
出、各弁からの放出蒸気量の算出など多くの手順
を要し、時間が掛かる欠点があつた。
弁又は安全弁から蒸気が大気へ流出し、放射能が
大気中へ流出した場合、例えば、一次冷却材中の
放射能分析に基づいて流出した放射能量を求めて
いた。しかしながら、この方法では、各弁からの
流出した放射能量を求めるためには、一次冷却材
のサンプリング分析、蒸気発生器の漏洩率の算
出、各弁からの放出蒸気量の算出など多くの手順
を要し、時間が掛かる欠点があつた。
そこで、本発明は、簡単な装置で、この放射能
量を正確に且つ迅速に算出することのできる主蒸
気大気放出時の放射能監視装置を得ることをその
目的とするものである。
量を正確に且つ迅速に算出することのできる主蒸
気大気放出時の放射能監視装置を得ることをその
目的とするものである。
本発明においては、この目的を達成するため
に、原子力発電設備における蒸気発生器から引出
される主蒸気管に取付けられている主蒸気逃し弁
及び主蒸気安全弁にそれぞれ弁動作検出器を附設
し、同じ主蒸気管に取付けられている主蒸気圧力
計からの信号と弁動作検出器からの信号を流出蒸
気量演算器に接続させ、更に、主蒸気管の管外壁
近傍に放射線検出器を設け、これと流出蒸気量演
算器とを放出放射能量演算器に接続して成ること
を特徴とするものである。
に、原子力発電設備における蒸気発生器から引出
される主蒸気管に取付けられている主蒸気逃し弁
及び主蒸気安全弁にそれぞれ弁動作検出器を附設
し、同じ主蒸気管に取付けられている主蒸気圧力
計からの信号と弁動作検出器からの信号を流出蒸
気量演算器に接続させ、更に、主蒸気管の管外壁
近傍に放射線検出器を設け、これと流出蒸気量演
算器とを放出放射能量演算器に接続して成ること
を特徴とするものである。
以下、本発明をその1実施例を示す添附図面に
基づいて説明する。
基づいて説明する。
図に示すように、蒸気発生器1に含まれる一次
冷却材との熱交換によつて発生した蒸気は、主蒸
気管2を経て引出され、タービン(図示していな
い)へ送られる。主蒸気管2には、並列に配置さ
れた主蒸気圧力計4及び主蒸気逃し弁5並びに数
組の主蒸気安全弁6がこの順序に連結されてお
り、これらの弁5,6が動作した時には、これら
の弁5,6から蒸気が流出するが、若しも、万
一、蒸気発生器1中で細管漏洩が発生しておれ
ば、蒸気と一緒に放射性物質が弁5,6から大気
中に流出することとなる。この場合、主蒸気管2
中の放射性物質濃度は、主蒸気管2の外壁近傍
で、かつ、主蒸気圧力計4の前部に設けられた放
射線検出器6によつて測定され、また、主蒸気管
2に設けられた各主蒸気逃し弁5及び安全弁6に
は、弁の開閉を検知する弁動作検出器7を取付
け、これらを流出蒸気量演算器8に接続し、ま
た、これには、主蒸気逃し弁5の上流側に配置さ
れている主蒸気圧力計4も接続されている。更
に、放射線検出器3と流出蒸気量演算器8とは、
放出放射能量演算器9に接続されている。
冷却材との熱交換によつて発生した蒸気は、主蒸
気管2を経て引出され、タービン(図示していな
い)へ送られる。主蒸気管2には、並列に配置さ
れた主蒸気圧力計4及び主蒸気逃し弁5並びに数
組の主蒸気安全弁6がこの順序に連結されてお
り、これらの弁5,6が動作した時には、これら
の弁5,6から蒸気が流出するが、若しも、万
一、蒸気発生器1中で細管漏洩が発生しておれ
ば、蒸気と一緒に放射性物質が弁5,6から大気
中に流出することとなる。この場合、主蒸気管2
中の放射性物質濃度は、主蒸気管2の外壁近傍
で、かつ、主蒸気圧力計4の前部に設けられた放
射線検出器6によつて測定され、また、主蒸気管
2に設けられた各主蒸気逃し弁5及び安全弁6に
は、弁の開閉を検知する弁動作検出器7を取付
け、これらを流出蒸気量演算器8に接続し、ま
た、これには、主蒸気逃し弁5の上流側に配置さ
れている主蒸気圧力計4も接続されている。更
に、放射線検出器3と流出蒸気量演算器8とは、
放出放射能量演算器9に接続されている。
このようにして、流出蒸気量演算器8は主蒸気
逃し弁5及び主蒸気安全弁6の開閉の動作状態を
弁動作検出器7によつて確認すると、主蒸気管2
内の蒸気圧力によつて、漏洩蒸気量を演算するこ
とができる。更に、流出蒸気量演算器8は、放出
放射能量演算器9に接続されているので、蒸気発
生器1の中において伝熱細管の漏洩等の生じた時
に外部へ流出した放射性物質量は、放射線検出器
3によつて検出された主蒸気中の放射能レベル
と、流出蒸気量演算器8によつて求められた流出
蒸気量とから、放出放射能量演算器9によつて容
易に求めることができる。
逃し弁5及び主蒸気安全弁6の開閉の動作状態を
弁動作検出器7によつて確認すると、主蒸気管2
内の蒸気圧力によつて、漏洩蒸気量を演算するこ
とができる。更に、流出蒸気量演算器8は、放出
放射能量演算器9に接続されているので、蒸気発
生器1の中において伝熱細管の漏洩等の生じた時
に外部へ流出した放射性物質量は、放射線検出器
3によつて検出された主蒸気中の放射能レベル
と、流出蒸気量演算器8によつて求められた流出
蒸気量とから、放出放射能量演算器9によつて容
易に求めることができる。
このように、本発明においては、例えば、100
万kW級の設備の場合、蒸気発生器1が4基設置
されているものとし、それぞれの蒸気発生器1か
ら発生した蒸気は、それぞれの主蒸気管2を介し
て導かれ、主蒸気ヘツダにおいて合流した後、タ
ービンへ送られるが、各主蒸気管2には、上記の
ように、主蒸気圧力計4、主蒸気逃し弁5、主蒸
気安全弁6等が設置されているものとすると、万
一、いずれかの蒸気発生器1中で伝熱細管の漏
洩、あるいは、破断が起つた時には、放射能を含
む原子炉冷却材が蒸気側(二次冷却系)へ漏れ込
み、蒸気中に放射性物質が混入することになり、
例えば、この時、原子力発電設備が外部から供給
されている電源が喪失した場合、その蒸気発生器
1に属する主蒸気管2に設けられている多くの主
蒸気逃し弁5及び安全弁6(この設例の場合に
は、総計8個)が動作し、主蒸気管2中の蒸気が
一時的に動作した弁5、6から大気中に流出する
こととなる。
万kW級の設備の場合、蒸気発生器1が4基設置
されているものとし、それぞれの蒸気発生器1か
ら発生した蒸気は、それぞれの主蒸気管2を介し
て導かれ、主蒸気ヘツダにおいて合流した後、タ
ービンへ送られるが、各主蒸気管2には、上記の
ように、主蒸気圧力計4、主蒸気逃し弁5、主蒸
気安全弁6等が設置されているものとすると、万
一、いずれかの蒸気発生器1中で伝熱細管の漏
洩、あるいは、破断が起つた時には、放射能を含
む原子炉冷却材が蒸気側(二次冷却系)へ漏れ込
み、蒸気中に放射性物質が混入することになり、
例えば、この時、原子力発電設備が外部から供給
されている電源が喪失した場合、その蒸気発生器
1に属する主蒸気管2に設けられている多くの主
蒸気逃し弁5及び安全弁6(この設例の場合に
は、総計8個)が動作し、主蒸気管2中の蒸気が
一時的に動作した弁5、6から大気中に流出する
こととなる。
従つて、放射線検出器3を主蒸気逃し弁5及び
安全弁6よりも上流の主蒸気管2の管外壁近傍に
取付け、伝熱細管漏洩時、主蒸気中に混入した放
射能による放射線を測定することによつて、主蒸
気管2の中に含まれる放射能レベルを知ることが
できる。
安全弁6よりも上流の主蒸気管2の管外壁近傍に
取付け、伝熱細管漏洩時、主蒸気中に混入した放
射能による放射線を測定することによつて、主蒸
気管2の中に含まれる放射能レベルを知ることが
できる。
また、逃し弁5及び安全弁6から流出する蒸気
流量は、各弁5,6に附設された弁動作(開、
閉)検出器7の信号と、主蒸気管圧力計4の値と
から、これらの圧力計4及び検出器7に接続され
た放出蒸気量演算器8によつて求められ、放射線
検出器3及び放出蒸気量演算器8に接続されてい
る放出放射能量演算器9によつて全放出放射能量
が容易に求められる。
流量は、各弁5,6に附設された弁動作(開、
閉)検出器7の信号と、主蒸気管圧力計4の値と
から、これらの圧力計4及び検出器7に接続され
た放出蒸気量演算器8によつて求められ、放射線
検出器3及び放出蒸気量演算器8に接続されてい
る放出放射能量演算器9によつて全放出放射能量
が容易に求められる。
以上のように、本発明によると、原子力発電設
備、特に、加圧水型の原子力発電設備における蒸
気発生器の伝熱細管の漏洩時に、万一外部電源が
喪失した場合のように、主蒸気逃し弁、安全弁か
ら放射性物質を含む蒸気が流出した時に、流出し
た放射能量を容易に且つ連続して知ることができ
るので、本発明な原子力発電設備における安全対
策として、きわめて有効な装置を提供することが
できる。
備、特に、加圧水型の原子力発電設備における蒸
気発生器の伝熱細管の漏洩時に、万一外部電源が
喪失した場合のように、主蒸気逃し弁、安全弁か
ら放射性物質を含む蒸気が流出した時に、流出し
た放射能量を容易に且つ連続して知ることができ
るので、本発明な原子力発電設備における安全対
策として、きわめて有効な装置を提供することが
できる。
図は、この発明による主蒸気大気放出時の放射
能監視装置を示す略図である。 1…蒸気発生器、2…主蒸気管、3…放射線検
出器、4…主蒸気圧力計、5…主蒸気逃し弁、6
…主蒸気安全弁、7…弁動作(開、閉)検出器、
8…流出蒸気量演算器、9…放出放射能量演算
器。
能監視装置を示す略図である。 1…蒸気発生器、2…主蒸気管、3…放射線検
出器、4…主蒸気圧力計、5…主蒸気逃し弁、6
…主蒸気安全弁、7…弁動作(開、閉)検出器、
8…流出蒸気量演算器、9…放出放射能量演算
器。
Claims (1)
- 1 原子力発電設備において、蒸気発生器から引
出される主蒸気管上に取付けられている主蒸気逃
し弁及び主蒸気安全弁にそれぞれ弁動作検出器を
附設し、同じく主蒸気管に取付けられている主蒸
気圧力計及び前記各弁動作検出器からの信号を入
力とし流出蒸気量を求める流出蒸気量演算器と、
主蒸気管の管外壁近傍に放射線検出器を取付け、
前記放射線検出器からの信号と、前記流出蒸気量
演算器からの信号を入力とし流出放射能量を求め
る放射能量演算器とにより構成したことを特徴と
する原子力発電設備における主蒸気大気放出時の
放射能監視装置。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56061292A JPS57175994A (en) | 1981-04-24 | 1981-04-24 | Radioactivity monitoring device at main steam release in atomic power plant |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
JP56061292A JPS57175994A (en) | 1981-04-24 | 1981-04-24 | Radioactivity monitoring device at main steam release in atomic power plant |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPS57175994A JPS57175994A (en) | 1982-10-29 |
JPH0123076B2 true JPH0123076B2 (ja) | 1989-04-28 |
Family
ID=13166966
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP56061292A Granted JPS57175994A (en) | 1981-04-24 | 1981-04-24 | Radioactivity monitoring device at main steam release in atomic power plant |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
JP (1) | JPS57175994A (ja) |
Families Citing this family (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP5456408B2 (ja) * | 2009-08-07 | 2014-03-26 | 三菱電機株式会社 | 放射性ガスモニタ |
-
1981
- 1981-04-24 JP JP56061292A patent/JPS57175994A/ja active Granted
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS57175994A (en) | 1982-10-29 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2197718C2 (ru) | Устройство и способ для обнаружения утечки | |
JP4755061B2 (ja) | 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法 | |
JPH07270576A (ja) | 原子炉水位測定装置 | |
JPH0123076B2 (ja) | ||
US5396524A (en) | Flow measurement probe | |
KR102415262B1 (ko) | 원자력 발전소 증기발생기 세관누설 감시 시스템 및 이를 이용한 감시 방법 | |
JPH06510606A (ja) | 原子炉一次冷却系からの漏洩流量指示装置 | |
KR102318365B1 (ko) | 집수 시스템 및 이를 이용한 집수 방법 | |
JP7417508B2 (ja) | 原子炉格納容器ベント方法 | |
RU2754755C1 (ru) | Способ определения области протечки радиоактивного азота в парогенераторах ядерных реакторов типа клт-40 | |
MXPA06011175A (es) | Dispositivo y metodos mejorados para medicion de flujo de vapor en linea. | |
RU82915U1 (ru) | Система обнаружения течи теплоносителя путем контроля аэрозольной активности в помещениях аэс (варианты) | |
Wong et al. | The role of leak-before-break in assessments of flaws detected in CANDU pressure tubes | |
CN107195343A (zh) | 一种核反应堆中传热管破漏的检测控制装置及方法 | |
JP2010048752A (ja) | 放射線監視装置 | |
JPS6031278B2 (ja) | 高温高圧媒体の漏洩検出装置 | |
JPH06331784A (ja) | 原子炉水位測定装置 | |
Aoki | Reactor coolant pressure boundary leak detection systems in JapanesePWR plants | |
JPS5895239A (ja) | 弁の漏洩監視装置 | |
JPH0247593A (ja) | 原子力発電プラントの隔離弁制御装置 | |
JPS582629A (ja) | 蒸気発生器漏洩検知装置 | |
JPH04268496A (ja) | 原子炉の異常診断装置およびその診断方法 | |
JPH02159599A (ja) | 原子炉格納容器内漏洩源判定方法 | |
JPH05119182A (ja) | 原子炉における一次系から二次系への放射能漏洩監視方法および装置 | |
JPH052093A (ja) | 加圧水型原子炉の異常診断装置 |