【課題】原子炉のプロセス量のうち炉心の出力空間分布を用いて出力安定性および燃料健全性を反映するパラメータを作成し、そのパラメータに基づいて原子炉の出力不安定性や燃料健全性が確保されるよう原子炉の出力制御が可能な沸騰水型原子炉の出力制御システムおよび出力制御方法を提供することを目的とすること。
【解決手段】本発明では、沸騰水型原子炉の出力制御システムにおいて、炉心２（図２参照）に設けられるＬＰＲＭ101群により取得された複数の局部出力から成る出力空間分布001が入力可能に設けられ、その出力空間分布001を出力安定性や燃料健全性を反映するように縮約して縮約パラメータを作成する縮約計算装置と、その縮約パラメータが設定範囲にあるか否かを逐次判定し、この縮約パラメータが設定範囲から逸脱したとき、制御棒、原子炉水位その他の出力制御手段から１つ若しくは複数の出力制御手段を選択して作動させる制御判定装置103と、を備えるようにした。 （もっと読む）

【課題】 二次冷却系配管の減肉の発生を効果的に低減することを可能とし、これに伴う発電所設備への影響、および配管の減肉の状態をオンラインで連続監視することを可能とするPWR発電所二次冷却系の水処理システムを提供する。
【解決手段】 PWR発電所二次冷却系の水処理システムであって、PWR発電所二次冷却系の二次冷却材に微量の酸素を注入する酸素注入部と、注入した微量な酸素がSGへ流入しないこと及び配管の減肉の状態を監視する腐食電位計とを有する。 （もっと読む）

【課題】従来に比べてより正確に放射線場における腐食電位を評価することのできる放射線照射場における腐食環境評価方法を提供するとともに、従来に比べてより放射線照射場における腐食を緩和することのできる放射線照射場における腐食緩和方法を提供する。
【解決手段】構造材に付着した触媒物質の作用で発生する電流量と放射線線量率との関係を予め求め、当該電流量と放射線線量率との関係を用いて、評価部位における放射線線量率に応じたアノード電流の発生量を推測し、かつ、構造材近傍における高温水の拡散層中における放射線線量率と放射線分解生成物の濃度との関係を予め求め、当該放射線線量率と放射線分解生成物の濃度との関係を用いて、評価部位における放射線線量率に応じたカソード電流の発生量を推測して腐食電位を求める。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉では、何らかの原因で冷却材流量が減少すると炉心を構成する燃料チャンネル間のバイパス領域が沸騰する可能性があるが、バイパス領域における沸騰を検出するような装置や方法は確立されていなかった。
【解決手段】既設の炉内中性子検出器（ＬＰＲＭ）５４ｄの出力信号のパワースペクトル密度に基づきデータ処理手段３が評価指標データを求める。また、基準データ保存装置５に評価指標データとバイパス領域の対応を沸騰判定基準データとしてあらかじめ保存しておく。沸騰判定手段６が評価指標データと沸騰判定基準データとを比較し、バイパス領域に沸騰について判定を行う。 （もっと読む）

【課題】温度監視装置が組み込まれる原子炉や火力炉等の運転を妨げることなく、熱暴走をより一層確実に防止することのできる温度監視装置を提供する。
【解決手段】発熱体の発熱量をＰ、内部空間から外部への放熱量をＷ_１としたとき、Ｋ＝Ｗ_１／Ｐで表されるＫ値を演算し、このＫ値と所定値Ｋ_Ｌとを比較してＫ値がＫ_Ｌ値よりも小さいか否かを判別する比較判別部と、比較判別部による判別結果に基づいて警報を発する警報部とを設ける。 （もっと読む）

【課題】 微小な破断が生じても円周方向破断に至らないようにした状態で速やかに検知できるようにする。
【解決手段】 破断想定配管９における想定破断個所１０の両側近傍の外周面に、周方向所要間隔でラグ１１ａと１１ｂをそれぞれ設ける。配管長手方向に対応するラグ１１ａと１１ｂ同士を、配管長手方向と平行に延びる拘束ロッド１２を介して連結する。更に、破断想定配管９における想定破断個所１０の周りにボックス１３を気密に設け、このボックス１３に温度・湿度センサ１４を設置して、配管破断検知装置を形成する。破断想定配管９の想定破断個所１０に生じる微小な破断は、拘束ロッド１２の引っ張り強度に基いて円周方向破断への成長を阻止し、この微小な破断から漏れる流体を、密閉したボックス内で温度・湿度センサにより検出させる。 （もっと読む）

【課題】
ダウンカマ内に流速分布がある場合や流速分布が変化する場合でも、炉心流量を精度よく計測可能な超音波炉心流量計の配置方法を提供する。
【解決手段】
インターナルポンプを１０個備えた原子炉圧力容器の周方向に７個，８個，９個，１１個，１２個，１３個，１４個のうちのいずれかの個数の超音波炉心流量計を配置する、又は、インターナルポンプを８個備えた原子炉圧力容器の周方向に５個，７個，９個，１０個，１１個のうちの何れかの個数の超音波炉心流量計を配置する。 （もっと読む）

【課題】原子炉に取り付けられた状態で精度良く校正を行うことができる超音波流量計測装置の校正方法を提供する。
【解決手段】超音波流量計測装置１はＲＰＶ１１の外面に取り付けられる。給水ポンプ、浄化系ポンプ及びインターナルポンプ１４を停止させる。超音波流量計測装置１の校正時に補助流量計測装置７をＲＰＶ１１内のダウンカマ１５内に挿入し、補助流量計測装置７で炉心流量を計測する。計測されたその炉心流量が０（または０に近い十分小さい値）であることを確認し、炉心１２への冷却水の供給が停止されたと判定する。冷却水の供給が停止されたことが確認されたとき、超音波流量計測装置１で計測された炉心流量の校正を行う。 （もっと読む）

【課題】寿命をさらに延ばすことができる腐食電位センサを提供する。
【解決手段】腐食電位センサ１０は、電極１１、酸化イットリウム被覆層１４、管状の絶縁体１５、及び管状の金属筐体１８を備えている。絶縁体１５の両端部に、電極１１及び金属筐体１８がろう付けにより接続される。リード線１９が、絶縁体１５及び金属筐体１８内を通り、電極１１の内面に接続される。酸化イットリウム被覆層１４は、腐食電位センサ１０の周方向の全面に亘り、ろう付け部１３、絶縁体１５及びろう付け部１６の外表面を連続して覆っている。酸化イットリウム被覆層１４は、ＣＶＤ装置を用いて形成される。 （もっと読む）

【課題】プラント構造物の腐食電位を高精度に測定して、当該プラント構造物の亀裂進展寿命を精度良く予測できること。
【解決手段】腐食環境にあるプラント構造物の亀裂進展寿命を予測するプラント構造物の亀裂進展寿命予測システム３０において、プラント構造物における寿命を評価すべき部位３５の近傍の腐食電位を測定する腐食電位測定手段と、この測定された腐食電位、及び寿命を評価すべき部位を形成する構成材料についての亀裂進展特性データを用いて、亀裂進展寿命を予測する寿命予測演算装置３４とを有し、前記腐食電位測定手段は、寿命を評価すべき部位と同一材料から構成された試料電極３１と、照合のための照合電極３２とが、寿命を評価すべき部位の近傍に配置され、これらの電極間の電位差から腐食電位を測定するものである。 （もっと読む）

【課題】従来のサンプリング装置では、試料管を加熱する際に、試料管の全体を均一に加熱することができず、冷却する際にも均一に冷却することができないという不具合があった。
【解決手段】送管５をバイパスする試料管６を本体１内に収納し、その本体１内に温風を送風口４１から送風ファンにより吹き出させ、本体１内で吹き出された空気を強制対流させることにより試料管６を取り囲む空間の温度を均一にした。これにより試料管６は全体的に均一に加熱される。なお、冷却する際には加熱されていない空気を外部から取り込み、その外気を本体１内で同様に強制対流させることにより、本体１内の温度を均一に、かつ徐々に低下させ、試料管６を均一に冷却するようにした。 （もっと読む）

【課題】自然循環沸騰水型軽水炉のダウンカマーにおける液面及び流速を判定する装置を提供する。
【解決手段】伝導率／抵抗率プローブ４２、４４及び／又は１つ以上の時間領域反射率計（ＴＤＲ）プローブ４６の組合せを含むプローブシステム４０が、ダウンカマー２２の内部に少なくとも部分的に配置され、ダウンカマー２２の内部における冷却材液面３８及び流速を測定する。 （もっと読む）

本発明は、原子炉内または原子炉に隣接するシステム内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うち少なくとも１つが加熱されたジルコニウム電極を有し、かつ少なくとも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それぞれが取り付けられた表面の電気化学腐食電位に比例した電圧を生成する。また本発明は、少なくとも２つの電気化学センサから生成された電圧を受け取るよう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いて、原子炉内のジルコニウム燃料棒の電気化学腐食電位を決定するよう構成されている。
（もっと読む）

【課題】原子炉機器の圧力変動を高い精度で、また高信頼性で測定する監視装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１内に収納された原子炉圧力容器に接続された配管２の表面に貼付け、この原子炉圧力容器に接続された配管２のひずみを測定するひずみ測定部４を有する光ファイバー３と、この光ファイバー３に接続されて光信号を電気信号に変換するひずみ変換器６と、このひずみ変換器６に接続された監視装置７とを備える。光ファイバー３を原子炉格納容器１に設けた貫通口５に電気信号に変換することなく直接通し、原子炉格納容器１の外に設置したひずみ変換器で光信号を電気信号に変換してもよい。 （もっと読む）

【課題】破損した燃料棒が装荷された原子炉の運転中にこの破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出する精度を向上させる。
【解決手段】原子炉の運転中の最初の破損を検出し（工程Ｓ１）、その破損燃料体を含むセルを特定し（工程Ｓ２）、そのセルに制御棒を挿入して熱出力を低下させ（工程Ｓ３）て原子炉の運転を継続している間に、最初の破損燃料棒以外の燃料棒の破損を検出するために、原子炉の炉水中のセシウム１３７の放射能強度に対するセシウム１３６放射能強度の比を測定し（工程Ｓ４）、その放射能強度比の単位時間当たりの変化が所定のしきい値よりも大きいときに新たな燃料棒の破損が生じたと判定する。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉の冷却材中の金属イオンやクラッド等の付着による炉心流量計測への影響を連続的に補正して、精度の高い計測を可能とする。
【解決手段】炉心冷却材流量計測装置は、炉心流量演算処理部２０と炉心流量補正処理部３０とを有する。炉心流量演算処理部２０は、再循環ポンプのポンプ部差圧、再循環ポンプの回転数、および冷却材温度を入力する第１の信号入力部２１と、第１の信号入力部２１で入力された入力値と再循環ポンプのＱ−Ｈ特性曲線とに基づいてポンプ部差圧測定法により炉心流量を演算する炉心流量演算部２２とを有する。炉心流量補正処理部３０は、冷却材中の金属イオン濃度を入力する第２の信号入力部３１と金属イオン濃度の入力値から炉心流量偏差を推定する流量偏差推定部３２と、炉心流量と炉心流量偏差との差を新たな炉心流量測定値として算出する炉心流量補正部３３とを有する。 （もっと読む）

【課題】二次冷却材中イオン不純物濃度の変化を予測することにより、イオン不純物の上昇を抑制するための合理的な対策を立案することを可能としたＰＷＲ型原子力発電所における二次冷却材中のイオン不純物濃度評価方法を提供する。
【解決手段】 蒸気発生器におけるイオン不純物の所定の収支から、蒸気発生器における二次冷却材中のイオン不純物の濃度変化を予測する。 （もっと読む）

本発明は、原子炉の一次冷却液の化学元素の濃度（Ｃ）を見積もる方法であって、原子炉は、所定濃度（Ｃ^*）の前記化学元素の希釈溶液又は濃縮溶液を一次冷却液に注入する手段と、化学元素の濃度を表す量（Ｃ_m）を測定することができるセンサーを含む。本方法はステップｋでの希釈溶液及び濃縮溶液の注入流量を表す量（q_dk）及び（q_ck）、センサーによって測定された濃度を表す量（C_mk）の取得段階と、ステップｋで取得される表示量（q_dk, q_ck, C_mk）に基づくステップｋ＋１での一次冷却液の化学元素の濃度の推定値（C_ek+1）を計算する段階を含み、前記方法は各タイムステップｋでの繰り返しからなる反復方法であることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉の構造を複雑にすることのない簡素な原子炉水位の測定方法および装置を提供する。
【解決手段】原子炉の圧力容器１の外部に設けられたマイクロ波源１１によって発生したマイクロ波を圧力容器１内に導入して圧力容器１内に貯留された水１ｂの水面１６に投射し、反射マイクロ波の強度と時間の関係または共振周波数から水１ｂの水位を求める方法とする。 （もっと読む）

【課題】
【解決手段】 水溶液中の汚染物質を検出し、数量化する装置及び方法が開示される。一実施形態においては、液体中の汚染物質を検出する装置は、センサ（４）及びコントローラ（６）を具備する。センサ（４）は膜（１２）及び変換器（１０）を具備し、変換器（１０）は、使用中、変換器（１０）の第１の面が液体と流体連通し且つ膜（１２）が第１の面と液体との間に配置されるように構成される。膜（１２）は、膜（１２）を通過する望ましくない種の搬送を妨害できるポリマー材料であってもよい。コントローラ（６）は変換器（１０）に対して動作自在な通信関係にあり、液体中の汚染物質の濃度を判定するように構成される。 （もっと読む）