【課題】非常用電源を含む全電源喪失が長時間継続する時においても原子力プラントの配管に設けられた隔離弁を、開操作が必要と判断された場合に適正に開動作させ、開状態を継続できる原子力プラントを提供する。
【解決手段】原子炉格納容器３のドライウェル４に開口する可燃性ガス排出管１２が、原子炉格納容器３を貫通して原子炉建屋８外に達する。隔離弁１３，１４が原子炉格納容器３の内外で可燃性ガス排出管１２に設けられる。配線１５，１６が隔離弁１３，１４に接続され、配線１５に接続された配線１５Ａ及び配線１６に接続された配線１６Ａが原子炉建屋８外に設置された端子盤３１に接続される。異常事象発生時の全電源喪失時に、運搬車に搭載された発電機が端子盤３１に接続される。発電機で発生した電気により隔離弁１３，１４が全開になる。可燃性ガス排出管１２を通るドライウェル内の水素が運搬車搭載の可燃性ガス処理装置で処理される。 （もっと読む）

【課題】ジルコニウムを含む使用済燃料を、核燃料物質と、ジルコニウムと、他の核分裂生成物に分離することができるジルコニウムを含む使用済燃料の処理装置および方法を提供することを目的とする。
【解決手段】ジルコニウムを含む使用済燃料を、核燃料物質と、ジルコニウムと、核分裂生成物に分離するためのジルコニウムを含む使用済燃料の処理装置において、ジルコニウム化合物の昇華温度以上の温度環境を前記処理装置内に得るための加熱手段と、ジルコニウム化合物の昇華温度以下の温度環境とされ、揮発したジルコニウム化合物を凝縮して回収するジルコニウム回収部と、ジルコニウム化合物の昇華温度以上の温度環境で残存した個体を貯留する固体貯留部と、気体を回収する為の通気口とを備えた。 （もっと読む）

【課題】定期検査時における原子炉圧力容器内の作業をより早く開始することができ、異常事象時におけるドライウェルヘッド内の可燃性ガスを排出できる原子炉格納容器を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器２は、原子炉格納本体容器３の上端にドライウェルヘッド４を着脱可能に取り付けている。水素ガス排出通路１３が、ドライウェルヘッド４の内面に設置され、ドライウェルヘッド４内側の領域６の頂部に配置されるガス流入口１５を有する。水素ガス排出通路１４が、原子炉格納本体容器３の上端部の内面に設置され、原子炉格納本体容器３の外面に取り付けられる水素ガス排出管１６に接続される。分離された水素ガス排出通路１３及び水素ガス排出通路１４は、ドライウェルヘッド４を原子炉格納本体容器３に取り付けたときに互いに接触し、水素ガス排出通路１３が水素ガス排出通路１４に連絡される。 （もっと読む）

【課題】原子炉圧力容器内で発生した崩壊熱を電源を用いることなく除熱およびその除熱性能の調整をする。
【解決手段】前記原子炉圧力容器には蒸気を抜き取る蒸気供給配管を設置し、該蒸気供給配管の下流側には熱交換器が接続され、該熱交換器の下流側には凝縮水戻し管が接続され、該凝縮水戻し管は前記原子炉圧力容器に接続され、前記凝縮水戻し管上には起動弁があり、前記熱交換器は冷却プール中に設置され、該熱交換器は高さ方向において上部の伝熱配管の伝熱面積は下部よりも大きくなるように伝熱配管を設置する。 （もっと読む）

【課題】非常用安全システムの状態を精度良く監視できる原子力プラントの非常用安全システム試験方法を提供する。
【解決手段】非常用安全システム試験装置１０は、非常用安全システムのサーベイランス試験に用いる試験ガイド制御装置１２及び記憶装置１３を有し、非常用安全システムの状態監視に用いるデータ採取制御装置１５、データ管理装置１９及び記憶装置２１を有する。記憶装置１３はサーベイランス試験の実施内容を手順ステップごとに格納する。データ採取の手順ステップを含むデータ採取条件の情報がデータ採取制御装置１５の内部メモリ１６に格納される。データ採取制御装置１５は、サーベイランス試験中に、データ採取条件の情報に含まれる手順ステップにおいて入力装置１１に入力されるプラントデータを採取し、データ管理装置１９が採取したプラントデータを用いて表示情報を作成する。 （もっと読む）

【課題】評価時に得られたき裂の進展前後のデータからき裂進展速度を同定する。
【解決手段】進展前のき裂形状、進展後のき裂形状、進展前後間の時間ｔ、および、き裂が無い状態における応力分布σを入力するステップと、き裂の進展前後における応力拡大係数Ｋを評価するステップと、き裂進展速度の式の材料定数同士を係数ｎを含む関係式として表して、カルマンフィルタに適用する材料定数βおよび係数ｎのパラメータを決定するステップと、材料定数βおよび係数ｎのパラメータに対して、き裂進展評価を行うステップと、進展前後間の時間を観測値としてカルマンフィルタを適用して確率密度関数を得るステップと、き裂長さｃを観測値としてカルマンフィルタを適用して確率密度関数を得るステップと、得られた確率密度関数および確率密度関数を重ね合せることで、係数ｎおよび材料定数βを同定するステップと、を有する。 （もっと読む）

【課題】
タイロッドとシースの隙間部で発生が懸念される隙間腐食の発生を抑制することは勿論、残留応力等により表面皮膜がひび割れした場合においても、腐食の発生が抑制できる原子炉制御棒を提供する。
【解決手段】
本発明では、上記課題を解決するために、横断面が概略十字形のタイロッドと、横断面が概略Ｕ字形を有し、前記タイロッドの概略十字形から四方に伸びる４つのシーストと、該シースのそれぞれの内部に配置された中性子吸収材であるハフニウム部材とを備え、前記シースの端部と前記タイロッドが溶接接続されている原子炉制御棒において、前記シースの端部と前記タイロッドの溶接部近傍の該シースとタイロッドで形成される隙間部に、前記シース若しくはタイロッドの不働態化を促進する金属が含まれる皮膜及び金属の拡散層が形成されていることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】シースの隙間腐食をさらに抑制することができる原子炉制御棒を提供する。
【解決手段】横断面が十字形の原子炉制御棒は、タイロッドから四方に伸びる４枚のブレード２を有する。各ブレード２は、Ｕ字状の横断面を有するシース６内にハフニウム部材３Ｕを配置する。Ｃｒ層１４がシース６の内面に形成され、Ｃｒ_２Ｏ_３層１５がＣｒ層１４の表面に形成されている。この原子炉制御棒が、原子炉圧力容器内に配置されて原子炉が運転されているとき、シース６とハフニウム部材３Ｕの間、具体的には、Ｃｒ_２Ｏ_３層１５とハフニウム部材３Ｕの間に形成された隙間１６内を炉水が上昇する。この炉水は、Ｃｒ_２Ｏ_３層１５の表面と接触し、シース６とは接触しない。このため、Ｃｒ_２Ｏ_３層１５にひび割れが発生し、またはＣｒ_２Ｏ_３層１５の一部が剥離しても、Ｃｒ層１４の存在により炉水がシース６に接触しない。 （もっと読む）

【課題】腐食環境下で使用される構造物を構成する金属材料に対して、応力腐食割れ（ＳＣＣ）が発生するまでの寿命を定量的に評価できる方法を提供する。
【解決手段】金属材料がＳＣＣ発生感受性を示す表面酸化皮膜厚さの下限値ｐｘを設定する。図示実線で示す表面酸化皮膜の時間依存性から、酸化皮膜厚さｐが、下限値ｐｘに到達するまでの時間txを求める。
次に、表面酸化被膜の破壊要因となるイベントを想定する。イベントが到達時間ｔｘ後に発生する場合、酸化被膜破壊から母材の腐食が進行しＳＣＣ発生の可能性がある。母材腐食によるＳＣＣ進行を図示破線で示す。そこで、ＳＣＣ発生可能性の有無を検討し、その結果、ＳＣＣ発生可能性有と判断すると、イベント発生時をＳＣＣ発生寿命Ｌと評価する。 （もっと読む）

【課題】炉心燃料の崩壊熱の減衰に合わせて、原子炉を構成する材料を保護し、より短時間で原子炉内の水の温度を下げる。
【解決手段】原子炉圧力容器と、原子炉圧力容器から蒸気を抜き取る蒸気引き込み管と、蒸気引き込み管から導入された蒸気を凝縮する蒸気凝縮伝熱管と、蒸気凝縮伝熱管に接続されて蒸気凝縮伝熱管内の凝縮水を原子炉圧力容器に戻す凝縮水戻し管と、内部に水を貯蔵し蒸気凝縮伝熱管をその水中に設置する伝熱管冷却プールを有する原子力プラントの非常用復水システムにおいて、蒸気凝縮伝熱管を複数のユニットに分けてそれぞれの蒸気凝縮伝熱管ユニットに直列に復水弁を設置し、復水弁は独立して機械的に開閉する機械式弁で構成するとともに、復水弁の開閉は原子炉圧力容器の圧力または水位に応じて個別に設定されている。 （もっと読む）