【課題】炉内作業装置の健全性及び信頼性を確保できること。
【解決手段】原子炉圧力容器１１内を、炉内作業装置１５を用いて作業する炉内作業システムにおいて、作業対象部位を含むアニュラス部１４における炉水の温度及び流動状態に応じて、原子炉圧力容器１１内へ冷却水を供給する原子炉冷却系統１２の制御運転と、上記原子炉冷却系統１２からの冷却水を、アニュラス部１４へ導入する導入構造の設置と、上記アニュラス部１４の上方領域を隔離し、この隔離領域内に炉内作業装置１５を導くと共に、原子炉冷却系統１２からの冷却水を上記アニュラス部１４へ導く隔離壁の設置との少なくとも一つを実施して、炉内作業装置１５により作業対象部位を炉内作業するものである。 （もっと読む）

【課題】中性子計測案内管の接続に要する時間を短縮できる中性子計測管の取替え方法を提供する。
【解決手段】新しく製作された中性子計測案内管１の一端部に、ネジ部３２とネジ部３５が噛み合ってスリーブ３０と締付けナット３３が一体になっている接続部材３を取り付ける。スリーブ３０は一端部に複数の掴み部３１を有する。接続部材３が取り付けられた中性子計測案内管１をＲＰＶ内に搬入する。締付けナット３３が緩められているので、中性子計測ハウジング２の加工された上端部は中性子計測案内管１に取り付けられているスリーブ３０内に挿入される。その後、締付けナット３３を締め付けて中性子計測案内管１を中性子計測ハウジング２に接続する。中性子計測ハウジング２の外面に食い込んで変形した各突起部３７によって、中性子計測案内管１と中性子計測ハウジング２が結合される。 （もっと読む）

【課題】オペレータが高い放射線の領域に居なければならない時間を短縮できる容器の底部ヘッド貫通部を修理する方法
【解決手段】原子炉の容器の底部ヘッド貫通部は、内部溶接ビードによって容器の底部ヘッドの内壁に固定されて溝部を形成すべく底部ヘッドの外部へ突出している管を備え修理すべき容器の底部ヘッド貫通部に対応したモックアップを準備する段階と、このモックアップを放射線の存在しない領域に配置する段階と、このモックアップの溝部に２つのハーフ・インサートを固定してそれぞれのハーフ・インサートは溝部の半分の輪郭に対応する輪郭を有しているような段階と再びこのモックアップの溝部に自動的に遠隔制御によって溶接ビードを形成する段階と、この溶接ビードを確認した後に寸法的な点検を実行する段階と、２つのハーフ・インサートを固定し修理すべき容器の底部ヘッド貫通部の溝部に直接、自動的に溶接ビードを形成する段階とを備えている。 （もっと読む）

【課題】制御棒駆動機構と制御装置との間の伝送回路及び調整回路の交換時に０調値復旧作業に伴う時間を短縮する。
【解決手段】原子炉システムは、駆動指令３３を伝送する伝送装置３５と、伝送装置３５を介して伝送される駆動指令３３に基づいて、制御棒３の個別の駆動制御を行う制御棒個別制御装置３６と、制御棒個別制御装置３６からの駆動制御信号により、制御棒３の個別の駆動を行い、制御棒３の個別の上下動の位置決めをする制御棒駆動装置８とを備えている。そして、制御棒個別制御装置３６及び伝送装置３５は、制御棒駆動装置８からの位置決め信号４３に基づいた制御棒３の上下動のメカ的下限値である０調値４２、４２ａを記憶して保持する０調値保持回路４１、４１ａを有している。 （もっと読む）

【課題】原子炉内の如き水中を自由に移動する水中ビークルの垂直方向の位置ずれを確実に防止することができる水中移動補修検査装置を得ること。
【解決手段】水中を自由に移動するための浮力を発生する浮力発生装置１２と、遊泳および壁面吸着用装置１４ａ、１４ｂと、少なくとも１つの走行車輪１８、１９が設けられた水中ビークル６を有し、その水中ビークル６に、作業ツール７が装着されるとともに、被検査対象構造物の下面に接触するガイドローラ２２が設けられている。 （もっと読む）

【課題】燃料サイクル及び炉心設計の最適化問題を解決する手法を提供する。
【解決手段】制約問題に対する提案される解のロバストネスを評価する方法の実施形態で、提案される解の少なくとも第１のおよび第２の変更された版の運転出力データが、生成される。第１の変更された版は、第１方向で摂動された提案される解の少なくとも１つの制御変数を有し、第２の変更された版は、第２方向で摂動された提案される解の少なくとも１つの制御変数を有する。生成された運転出力データの少なくとも一部が、グラフィカルユーザインターフェースなどに提示される。 （もっと読む）

【課題】熱交換器の水室の内部で作業を行う為の装置及び方法の提案。
【解決手段】熱交換器(1)の水室(7)に対して作業を行う為の装置(10)に関し、熱交換器は実質的に半球形状の壁(6)を備え、熱交換器の上部部分は複数の垂直孔(4)を貫設された管板(5)によって画定されている。装置は、管板(5)の底面に取り付けるための部材を備えてなる少なくともひとつのレール(11)であってレールは少なくともひとつのトロリー(15)を支持しており、トロリーは前記レール(11)に沿って移動可能であって、振子状昇降手段(19)が取り付けられているような上記レールと、取付ベース(30)を備えたロボットアーム(20)であって、管板(5)の底面に結合するための部材(40)を備えると共に昇降手段(19)と相互作用して取付ベース(30)を管板(5)に対して引き上げる為の駆動手段を備えている上記ロボットアームとを具備する。本発明は特に、加圧水型の原子炉における蒸気発生器に適用される。 （もっと読む）

【課題】原子炉容器（１０）、使用済燃料プール（１０４）もしくは機器ピット（１０６）の水中環境内で検査を行う方法もしくは器具を使用する方法を提供する。
【解決手段】検査装置および／または器具（１１８）を水中の標的サイト上方に移送するプラットホーム（３０）を浮動させ、かつ前記装置もしくは器具を水中の標的サイトに配備するステップを含む方法。前記プラットホーム（３０）はブーム（３２）に結合可能とされ、ブームの対向端は前記プールを囲繞するフロアエリア（２４）周辺で可動のカート（６６）によって担持される。あるいは、前記プラットホーム（３０）はスラスタ（９０）によって水面を独立に可動とすることも可能とされる。 （もっと読む）

【課題】原子炉取替炉心設計の際に、設計案構築時点で考慮すべき制約条件を反映した炉心設計の作業を効率的に行なえるようにする。
【解決手段】本システムは、炉心設計の判定条件等の評価値を格納する炉心特性データ記憶手段２と、炉心設計案の判定条件を満たさない燃料バンドルを選定する条件判定手段３と、過去の運転サイクルの燃料配置実績を格納する燃料配置データ記憶手段４と、各燃料バンドルごとの燃料配置履歴情報を作成する配置履歴判定手段５と、バンドル反応度情報等を格納する燃料特性データ記憶手段６と、炉停止余裕、燃料配置履歴情報等を配置マップ上に表示する表示手段８と、表示イメージの中で特定の燃料バンドルを指示選択する指示手段９と、判定条件を満たさない燃料バンドルがある場合に、入れ替え候補となる燃料バンドルを燃料特性データ記憶手段から検索する燃料選定手段７と、を有する。 （もっと読む）

【課題】インレットミキサを取り外すことなく、ライザー管を含めたジェットポンプ全体に亘る内面の健全性確認検査と補修施工をを行う原子炉ジェットポンプの検査補修方法および検査補修装置を得る。
【解決手段】検査補修用ツール３５を搭載したツールヘッド２１にフレキシブルケーブル２２とこのフレキシブルケーブル２２に回転可能に接続された可撓性を有する送り込みロッド２５を結合し、ディフューザ１０内面を検査補修する時は前記フレキシブルケーブル２２と送り込みロッド２５とを略直線状に伸ばして、ツールヘッド２１をディフューザ１０内に挿入し、ライザー管６内を検査補修する時は前記フレキシブルケーブル２２と送り込みロッド２５とを重なるように折りたたんでツールヘッド２１を一旦ディフューザ１０内に挿入し、その後送り込みロッド２５の挿入方向を反転させてツールヘッド２１をライザー管６内に挿入する。 （もっと読む）

【課題】一部回路装置が故障しても機能の喪失の低減や故障範囲を限定化することによって、保守性の向上、信頼性向上を実現することができるようにした。
【解決手段】複数の局部出力演算装置４００から出力されたＬＰＲＭ値を平均演算部５０１に入力してＡＰＲＭ値を求め、これらＬＰＲＭ値、ＡＰＲＭ値を監視して原子炉の出力を監視するものであって、局部出力演算装置や原子炉平均出力演算装置をＦＰＧＡ等でそれぞれを独立した装置として構成したことを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】従来に比べて簡易かつ短時間でプラントの警報制御盤更新を行うことができ、かつ、警報監視機能喪失時間の低減を図ることのできるプラントの警報制御盤更新方法及び更新試験監視装置を提供する。
【解決手段】新設警報制御盤内ユニット１２ｋを設置する。入力側コネクタケーブル１２ｃと入力側盤内配線３ｃと接続することにより、入力側外線ケーブル２を解線することなく原因接点１の信号を取り込む。次に、既設警報制御盤内ユニット３ｂの撤去を行い、新設警報制御盤内ユニット１２ｋを筐体３ｆ内に収納し、出力側盤内配線３ｄと出力側コネクタケーブル１２ｊとを接続する。 （もっと読む）

【課題】燃料集合体及び可燃吸収体（ＢＡ）のための原子炉の炉心装荷パターン（ＬＰ）を確立するための方法を提供する。
【解決手段】方法は、ａ）原子炉の炉心内の燃料集合体及びＢＡを表す核データを与えるステップと、ｂ）核データを減損し、基準炉心減損を形成するステップと、ｃ）核データを核設計品質束解を求める方法の一次式の体系に組み入れるステップと、ｄ）原子炉の中性子物理的特性を正確に表現する制限を含むようにその一次式の体系を定義するステップと、ｅ）その式をＭＩＰソルバーのための制限行列として用いて、最適な炉心パターン解を見つけるステップと、ｆ）ステップｂ）〜ｅ）を繰り返して、規定された技術的要件を満たし、且つ最適な炉心装荷パターンを確立するための制限及び目的関数を更新するステップとを用いて、最適なＬＰを確立する。式の体系を導出するためのアルゴリズムも開示される。 （もっと読む）