【課題】 原子炉内の検査対象面に対する水中移動装置の位置決めを短時間で精度良く行うことができ、この水中移動装置の位置決め再現性を良好なものとすることができ、このことにより検査対象面に対する検査や保全を確実かつ十分に行うことができる原子炉内検査保全方法を提供すること。
【解決手段】 水中移動装置３０を用いて原子炉内の検査対象面１ａの検査や保全を行うにあたり、まず、水中移動装置３０を用いて原子炉内の検査や保全を行う前に、検査対象面１ａに対して切り欠き処理、罫書き処理、ポンチ処理または打刻処理を行うことにより検知マーク３を予め形成しておく。そして、水が満たされた原子炉内で水中移動装置３０を移動させる。この移動の際に、水中移動装置３０が検査対象面１ａに形成された検知マーク３を検出することにより当該水中移動装置３０の位置決めを行う。 （もっと読む）

【課題】少ない設置回数で短時間の内に広範囲へ移動可能で、大きな作業反力を支持できる作業装置を提供する。
【解決手段】作業装置は、構造物に対して作業を行なう作業機器３０と、閉じた状態で作業機器３０を作業位置まで移動する展開機構２３、３２と、作業機器および展開機構を作業位置へ搬送するための搬送機構（たとえば、水平スラスタ２６）と、構造物の下面へ作業機器３０を押し付ける押し付け機構（たとえば、バラストタンク２１）と、構造物の下側面に沿って走行して位置決めする車輪２４を含む走行機構と、を有する。 （もっと読む）

【課題】検査対象位置の軸方向および周方向に発生する亀裂およびその深さを容易かつ正確に検出できるレーザ照射装置を提供する。
【解決手段】本発明に係るレーザ照射装置は、検査対象を検査計測する受信レーザ光Ｌ２を検査対象に照射させる第１光学素子１３と、超音波を励起させる送信レーザ光Ｌ１を検査対象に照射させる第２光学素子１４と、前記第１光学素子１３と前記第２光学素子１４を収容する光学系容器１２とを備え、前記第１光学素子１３の反射位置と前記第２光学素子１４の反射位置とを検査対象の周方向に沿って角度をつけて配置する。 （もっと読む）

【課題】原子炉内管状構造物の内面の非破壊探傷検査と材料表面の応力改善などの予防保全に装置の大部分を共用させ得るレーザ保全装置を提供する。
【解決手段】本発明のレーザ保全装置１０は、原子炉内管状構造物１２の対象部位を検査、計測、改質、加工するためのレーザ光源および光学系から構成されるレーザシステム２０と、このレーザシステム２０から発振したレーザ光を対象部位近傍まで伝送する１本または複数本の光伝送手段２５と、この光伝送手段２５で伝送されたレーザ光を原子炉内管状構造物１２の対象部位に照射するレーザ照射手段と、光伝送手段２５およびレーザ照射手段を原子炉内管状構造物１２の対象部位まで搬送するとともに、対象部位の任意の範囲で走査するための搬送・走査機構２３と、この搬送・走査機構２３の走査動作を制御・監視する操作盤２２と、搬送・走査機構２３を炉容器上部から原子炉内管状対象構造物１２に対して１次元または２次元的に走行して位置決めし、吊設支持する作業台車１９とを備えたものである。 （もっと読む）

【課題】 中性子照射された原子炉炉内構造物を溶接したときの溶接部の割れの有無又は溶接部強度の三次元分布を迅速に作成し容易に診断し評価する。
【解決手段】 本発明に係る原子炉炉内構造物の診断システムは、原子力発電プラント種類記憶手段１と、原子炉炉内構造物種類記憶手段２と、原子力発電プラントの運転年数記憶手段３と、中性子照射フラックスの空間分布データベース６と、原子炉炉内構造物材料化学成分記憶手段４と、空間分布データベース６に基く原子炉炉内構造物のＨｅ量分布解析手段５と、原子炉炉内構造物の補修溶接条件記憶手段７と、溶接中の温度、応力及びひずみの時刻歴データベース９と、ひずみの時刻歴データ９に基いて粒界におけるＨｅバブル直径及び密度を計算して割れ発生の有無を判定する割れ発生判定手段８と、を有する。 （もっと読む）

【課題】 原子炉圧力容器内の制御棒貫通孔部材に適用して精度よく検査が行えるようにした制御棒貫通孔部材検査装置を提供すること。
【解決手段】 原子炉圧力容器１内の上部格子板８と炉心支持板９の間にガイドパイプ１０を着座させ、この中にチェーンブロック１１のチェーン１２によりマニピュレータ７とスキャナ５を吊り下げ、これらにより保持した超音波プローブ４を、マニピュレータ７とスキャナ５により移動させ、下鏡２に設置してあるＣＲＤスタブチューブ３の溶接部の超音波探傷を行うようにしたもの。
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本発明は、原子炉に配置される少なくとも２つの電気化学センサを提供し、少なくとも２つの電気化学センサの内の少なくとも１つはジルコニウム電極を有し、また少なくとも２つの電気化学センサは、少なくとも２つの電気化学センサの各々が装着される表面の電気化学腐食ポテンシャルに比例する電圧を生成する。本発明はまた、少なくとも２つの電気化学センサによって生成された電圧を受け入れるように構成された装置を提供し、装置は、少なくとも２つの電気化学センサの電圧に基づき原子炉内のジルコニウム燃料棒の電気化学腐食ポテンシャルを決定するように構成される。 （もっと読む）

【課題】 小型でかつ装置の設置場所近傍に位置する構造物の背面まで到達できるアーム機構を備えた炉底部検査補修装置を提供する。
【解決手段】 炉底部検査補修装置は、原子炉２３の炉底部に立設されたスタブチューブ２２に外嵌された本体部１と、本体部１の内部に設けられスタブチューブ２２の上面に載置されて位置決めされる上下位置決め部２と、本体部１を旋回させる本体旋回用モータ９と、本体部１の上部に設けられ昇降台４ａを昇降させる昇降機構４と、この昇降台４に設けられ炉底部を検査又は修理する検査補修部と、を有する。 （もっと読む）

【課題】作業時間を短くし、クレーンあるいはホイスト等を必要なく操作することができ、ポール全体を一人でも取扱える程度の軽量化が図れる巻取り型操作ポールを提供する。
【解決手段】原子炉圧力容器内に吊り下ろす操作ポール１１であって、可撓性材料によって構成され、巻取り機１９に巻装されて原子炉圧力容器内の原子炉内点検場所まで垂下し得る構成とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉内水中などの狭隘な環境で正確な位置決めと点検センサなどの作業機器の複雑なスキャンが可能で、短時間で広範囲の作業範囲を確保できる作業装置を提供する。
【解決手段】構造物に対する作業機器２３を搭載し、作業機器２３を構造物に対して能動的に動かす動作機構２１と、動作機構２１に結合され構造物に吸着し作業装置の自重を構造物に負荷し構造物上を走行移動し位置決めする吸着走行モジュール２２とを備えている。 （もっと読む）

【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】
壁面に対する吸着力を安定に得ることのできる水中移動装置を提供する。
【解決手段】
水中移動装置の基体を構成する底板部材１と、底板部材１の一方側に取り付け、底板部材の底面側から吸い込んだ水を上面側に排出するポンプから構成されたスラスタユニット６，７と、底板部材１の底面側の外周に取り付けたスカート部材１７と、底板部材１の少なくとも３点に取り付けられ、水中移動装置をその移動対象面上に移動可能に支持する車輪１０，１１，１６と、底板部材１の前記スラスタユニットが取り付けられていない他方側に取り付けた吸い込みダクト３５，３６を備え、前記スラスタユニット６，７とスカート部材１７により、水中で移動対象面Ｗに吸着した状態で前記車輪１０，１１，１６により移動対象面上を移動する。 （もっと読む）

【課題】原子炉構造物の材料劣化診断方法におけるICP-MS法によるホウ素測定の測定精度を向上させることを目的とする。
【解決手段】中性子照射を受けた原子炉構造物から試料を採取する工程と、この採取した試料からホウ素−11量を分析する工程と、前記工程で分析したホウ素−11量から中性子照射を受ける前の原子炉構造物の構成材料に含まれる初期ホウ素量を推定する工程と、この推定した初期ホウ素量と、前記原子炉構造物の構成材料に含まれるその他の化学成分と、中性子照射量分布とを用いて前記原子炉構造物に含まれる核変換ヘリウム量分布を予測する工程とを有する原子炉構造物の材料劣化診断方法であって、ホウ素-11量の測定前に測定マトリクスを均質化することによって、ホウ素測定の測定精度を高めることができる。測定マトリクス均質化方法としては、イオン交換法あるいはpH調整法がある。 （もっと読む）

【課題】 シュラウドサポートレグの裏側と原子炉圧力容器側との狭隘部における溶接部の点検、検査、予防保全、補修等の各種補修作業を円滑にする。
【解決手段】 匍匐移動機構１は、複数段からなり壁面に吸着する吸着機構５１a、５１ｂ、５１ｃ、５１ｄと、吸着機構５１a、５１ｂ、５１ｃ、５１ｄに設けられ横移動できる匍匐駆動部２と、吸着機構５１a、５１ｂ、５１ｃ、５１ｄに設けられ上下移動できる昇降機構１１と、吸着機構５１a、５１ｂ、５１ｃ、５１ｄにより壁面へ吸着した状態で吸着機構の移動を可能とする吸着状態移動手段（例えば、エアシリンダ５ａ、５ｂ、５ｃ、５ｄ）と、を有する。 （もっと読む）

【課題】水中に存在する検査対象物を検査する際に、作業を最小限とし、安定した位置決めが可能で、ＣＲＤスタブ溶接部全域に渡ってソフトクラッドの除去と詳細な目視検査を可能とする。
【解決手段】水中に存在する検査対象物の検査対象面と対向する面が、前記検査対象面の曲面の曲率に合わせた外面形状の本体部１ａと、水平２方向、および垂直方向に前記本体部を水中で移動させる少なくとも３つのスラスタ１１ａ，１１ｂ、１２ａ，１２ｂ、１３ａ，１３ｂとを有する検査装置において、前記本体部１ａに取り付けられ、検査カメラ１０１とブラシ１０２とを有する検査ユニット１０と、前記スラスタ１１ａ，１１ｂ、１２ａ，１２ｂ、１３ａ，１３ｂのうち検査対象面に垂直な方向に移動させる少なくとも２つのスラスタと、前記スラスタの間であって前記検査対象面の曲面に接触する位置に設けられた突起部１６ａ，１６ｂとを備えた。 （もっと読む）

【課題】構造物部材からのサンプル採取を適切に実施することができ、あるいはin situによる材料特性の診断を適切に実施することができて、構造物部材の劣化度を精度よく評価することのできる構造物部材の劣化度評価システムおよび評価方法を提供する。
【解決手段】構造物部材からサンプルを採取して材料特性を測定し前記構造物部材の劣化度を評価するシステムにおいて、あらかじめ表示された材料と劣化事象の組合せからいずれかを選択した場合に測定すべき材料特性を表示する材料特性診断項目選択画面３を生成表示する手段と、診断を行う材料特性を選択した場合に材料特性診断に必要なサンプル最小寸法あるいは採取可能な部位あるいは採取方法を表示するサンプル最小寸法・採取位置・採取方法表示画面４，５，６を生成表示する手段とを備えている構成とする。 （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】 中性子照射原子炉構造物を溶接した後の当該溶接部の強度を予測する。
【解決手段】 溶接部強度予測方法は、中性子照射を受けた原子炉構造物の形状１と溶接条件２とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度、応力およびひずみの時刻歴を算出する時刻歴算出工程Ｓ１と、時刻歴算出工程Ｓ１で算出された温度よび応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量４とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度とを算出するバブル直径および密度算出工程Ｓ２と、バブル直径および密度算出工程Ｓ２で算出されたＨｅバブル直径および密度と時刻歴算出工程Ｓ１で算出されたひずみの時刻歴とに基づいて、溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する判定工程Ｓ３と、判定工程Ｓ３で判定された粒界割れ発生の有無に基づいて溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出工程Ｓ４と、指標算出工程Ｓ４で算出された割れ指標に基づいて溶接部の強度を予測する予測工程Ｓ５と、を有する。 （もっと読む）

【課題】
炉心スプレイスパージャのデフレクタに接続されたバーとスパージャノズルとの溶接部の健全性を遠隔にて確認する。
【解決手段】
超音波探傷装置は、超音波探触子と、探傷ヘッドと、探傷ヘッドをスパージャノズルに固定させるストッパ装置とを具備し、探傷ヘッドは超音波探触子を検査対象部位に向けて移動させる超音波探触子移動装置と、超音波探触子を検査対象部位に接触させる超音波探触子接触装置とを具備する。超音波探触子を保持する探傷ヘッドを遠隔にてスパージャノズルに接続し、超音波探触子を検査対象部位に設置することができ、検査対象部位について超音波探傷を行うことができる。その結果、スパージャノズルとデフレクタに接続されたバーとの溶接部の健全性を遠隔にて確認することができる。 （もっと読む）

【課題】 原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位近傍の腐食電位を実測あるいは推定することにより、万が一、材料表面に割れ等の異常が生じた場合に、その進展寿命を精度良く予測する。
【解決手段】 原子炉一次系構造物の寿命を評価すべき部位の近傍から原子炉水を抽出するサンプリング゛ライン５と、この抽出した原子炉水の腐食電位を所定の滞留時間以内に測定する腐食電位測定系６と、この測定した腐食電位及び前記寿命を評価すべき部位を形成する構成材料のき裂進展特性データを用いてき裂進展寿命を予測する寿命予測演算装置１３と、を有する。 （もっと読む）