【課題】原子炉圧力容器内の保全工事を行う場合に、原子炉圧力容器内に設置され、原子炉圧力容器の内径を計測する原子炉圧力容器内径計測装置を提供する。
【解決手段】本発明による原子炉圧力容器内径計測装置１０は、外周に位置する任意のＣＲＤハウジング３５に対応して設けられた中心軸体４３と、中心軸体４３に取り付けられ、距離センサ２２を有する計測ユニット２１とを備えている。中心軸体４３の上端部は炉心支持板３４の開口部３４ａに係合され、中心軸体４３の下端部がＣＲＤハウジング３５に係合されている。計測ユニット２１の距離センサ２２は、ＣＲＤハウジング３５を基準として原子炉圧力容器３８の内壁までの距離を計測する。これにより、原子炉圧力容器３８の内径を計測することができる。 （もっと読む）

【課題】外部から補修可能な管台部の補修方法、およびそれに用いる管台孔栓を提供する。
【解決手段】本発明の補修方法は、容器部（１）に設けられた管台孔（１ａ）と管台孔（１ａ）に挿入された管台（２）との溶接部（１ｂ）が、容器部（１）の内表面（１ｃ）に存在する場合の、容器部（１）の補修方法である。本発明の補修方法は、内表面（１ｃ）と容器部（１）の外表面（１ｄ）との間で管台（２）を切断し、切断された外表面（１ｄ）側に突出している管台（２）を取り除く管台切断除去ステップと、取り除いた後の管台孔（１ａ）を塞ぐよう形成された管台孔栓（４）を、外表面（１ｄ）側から挿入する管台孔栓挿入ステップと、容器部（１）と前記管台孔栓（４）を、外表面（１ｄ）において溶接接合する溶接接合ステップとを有する。 （もっと読む）

【課題】モンテカルロシミュレーション法を用いて、複数の亀裂の発生から破壊に至る過程を確率論的に解析する破壊確率算出方法を提供する。
【解決手段】破壊確率算出方法は、亀裂個数決定工程２１と、試行回数指定工程２２と、決定配列工程２３と、決定配列工程２３の結果を受けて、複数の亀裂に関する進展過程及び合体過程を確率論を用いて解析する進展・合体解析工程２４と、測定対象である機器又は部材が破壊される破壊過程を確率論を用いて解析する破壊解析工程２５とを備える。 （もっと読む）

【課題】中性子照射を受けた材料の材料特性を、小さな試料で精度よく測定する。
【解決手段】中性子照射部材診断において、中性子照射を受けた部材の評価対象部位から試料を採取する試料採取工程Ｓ１と、試料を測定可能な形状に加工する試料加工工程Ｓ２と、押込み荷重を増加させながら、硬さ測定用押込み圧子を試料の被測定表面に押し込み、押込み深さおよび押込み荷重を測定し、押込み深さと押込み荷重との関係を求める硬さ測定工程Ｓ３と、硬さ測定工程で求めた押込み深さと押込み荷重との関係に基づいて、硬さと押込み荷重との関係を求める硬さ解析工程Ｓ４と、試料と同等の材料の硬さと機械特性との関係を求めるマスターカーブ作成工程Ｓ５と、硬さ解析工程で求めた硬さと押込み荷重との関係に基づいて、評価対象部位の機械特性を評価する機械特性評価工程Ｓ６と、を行う。 （もっと読む）

反応炉ヘッドの内面上に取り付けられた管状構成部材の非破壊検査を行う際に使用される反応炉ヘッド検査システムを開示する。この検査システムは、上昇アームと上昇アームの遠位端に取り付けられた検査装置とを含む可動台車組立体を含む。検査装置は、カラーの内面を管状構成部材の外面の極めて近くに位置させるのを可能にするのに十分な内部寸法の内面を有するC字形またはU字形カラーを含み、かつ磁気センサおよび／または渦電流センサを含む。複数のビデオ・カメラおよび光源もカラーの遠位端に設けられ、したがって、カラーが上昇アーム上に取り付けられたときに、カラーを制御可能に反応炉ヘッドの管状構成部材の極めて近くに隣接して位置させ、管状構成部材の表面の360°表示および検査を行うことができる。
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【課題】構造物における隣接する複数き裂の進展に伴う合体挙動を考慮して、より確実に安全側の解析結果が得られ、高精度な評価を可能にする保守的な複数き裂の進展解析方法および装置を提供する。
【解決手段】構造物における複数き裂の進展解析方法において、隣接する２つのき裂の距離が、一方のき裂を他方のき裂と同一平面上に投影したときの投影面上での先端間の距離Ｓと、元の２つのき裂面間の距離であるＨについて、式（１）Ｓ≦５ｍｍならばＨ≦１０ｍｍ、および式（２）Ｓ＞５ｍｍならばＨ＜２Ｓ、にて定義される条件のうちいずれか一方を満足する場合に、面積が小さい方のき裂を面積が大きい方のき裂が存在する面へ平行移動させたものと想定してき裂進展評価を実施することを特徴とする複数き裂の進展解析方法。 （もっと読む）

【課題】耐圧漏洩検査等の際に原子炉冷却水浄化系ダンプ配管から排出される水温を自動的に制御し、廃液処理タンク内への排水温度管理を的確かつ容易に行うこと。
【解決手段】原子炉冷却水浄化系ダンプ配管４内の水または廃液タンク５内の水を冷却する熱交換手段９と、この熱交換手段９による水の冷却温度を制御する冷却温度制御手段１０とを備える。 （もっと読む）

【課題】 肉厚が厚く、ノイズ等の影響でＳ／Ｎ比が低い場合でも、ほぼリアルタイムで構造物内に存在する内部欠陥を検査することができる超音波検査方法と装置を提供する。
【解決手段】 超音波を構造物１内に伝播させ、内部欠陥からの回折波と反射波を含む受信波形４を受信して欠陥を検査する超音波検査方法。受信波形の中から連続ウェーブレット変換を用いて特定周波数成分の情報を抽出して検査に用いる。 （もっと読む）

【課題】 亀裂の進展に関する構造物内部の残留応力を求め得る構造物の欠陥評価方法を提供すること。
【解決手段】 構造物１に生じた割れ２の発生、進展を評価する方法において、前記構造物の表面残留応力を測定し、前記表面残留応力から前記構造物の内部における残留応力の分布を計算し、前記表面および前記内部の各残留応力の分布を用いて応力腐食割れや疲労に起因する割れの発生および進展を予測し、前記構造物の健全性を評価する構造物の欠陥評価方法。 （もっと読む）

【課題】 供用状態または炉外取出し状態における被測定材料の中性子照射量、DPA、ヘリウム生成量、水素生成量等の放射線損傷量をその場で非破壊的に測定する。
【解決手段】 原子炉プラントに組込まれた状態または外された状態の被測定部材１９から放出されるγ線を測定する検出器本体１と、該検出器本体１を包囲して形成された放射線の遮蔽体と、該遮蔽体に前記検出器本体１と外部とを連通して設けられた細孔と、前記細孔の開口部を水密にシールする蓋と、を有して形成された検出器部５と、前記検出器本体１に接続され、前記γ線の測定データを分析して前記被測定部材１９に含まれる放射性核種とその量を求め、該求めた放射性核種の量と前記被測定部材１９の化学組成と前記放射線の照射時間履歴とに基づいて前記放射線の中性子量を算出し、算出した前記中性子量に基づいて前記放射線損傷量を算出する演算手段と、を含んで放射線損傷量測定装置を構成する。 （もっと読む）

【課題】原子炉容器の上蓋部における水分の漏洩位置を検知できる漏洩検知装置を提供すること。
【解決手段】この漏洩検知装置１は、複数のサンプリング配管２ａ〜２ｄの採取口が閉空間Ｓ内の所定のエリアに配置されており、これらのサンプリング配管２ａ〜２ｄを介して閉空間Ｓ内の気体が個別に搬送される。そして、計測ユニット３により各サンプリング配管２ａ〜２ｄの気体の水分量がそれぞれ計測されると共に、この計測結果に基づき各サンプリング配管２ａ〜２ｄの気体の水分量が処理ユニット４により比較される。これにより、水分の漏洩位置が特定されることを特徴とする。 （もっと読む）