【課題】 貯蔵槽内のセンサーで使用済み核燃料貯蔵槽の状態情報を計測し、付加的に核燃料の構成状態や燃焼履歴情報などを入力して核燃料崩壊熱と線源項などの現在状態情報を演算して核燃料貯蔵槽の危険水位を表示する使用済み核燃料貯蔵槽実時間監視システム及びその方法を提供する。
【解決手段】 貯蔵槽の内部に設置されたセンサーで核燃料貯蔵槽の温度、水位及び圧力情報を含む状態情報を計測する計測部；使用済み核燃料の構成情報、燃焼に係わる履歴情報及び現在状態情報に係わる正常値と制限値を入力されて格納する入力格納部；前記計測部で計測した状態情報と前記入力格納部に格納された構成情報及び履歴情報に基づいて前記使用済み核燃料の現在状態情報を演算し、前記現在状態情報と危険水位の制限値を比較して危険水位を判断する演算判断部；及び前記演算判断部で演算した現在状態情報を表示し、判断した危険水位を表示する表示部；を含む。 （もっと読む）

【課題】使用済み燃料貯蔵プールの水位が所定の基準水位より下方であっても、この水位及び水温を確実に検出できる原子力発電所の水位温度検出装置を提供する。
【解決手段】原子力発電所の水位温度検出装置１０は、銅−コンスタンタンのシース熱電対２２と、このシース熱電対２２の測温接点２５の周辺温度を可変する熱源部２４と、このシース熱電対２２及び熱源部２４を収容する収容管２１と、を備える検出部２０が配置されている。 （もっと読む）

【課題】人為的な破壊や、災害による破壊が発生する可能性を低減することができるとともに、外部からのエネルギーの供給を必要とすることなく監視を行うことのできる監視装置を提供する。
【解決手段】発熱体を収容する収容機構の状態を監視するための監視装置であって、前記発熱体からの熱を利用して発電する発電機構と、前記発電機構からの電気によって作動し、前記収容機構の状態を計測する計測機構とを具備したことを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】制御棒案内シンブルの軸方向と、この軸方向に直交する方向のそれぞれの複数個所で同時に容易に温度測定を行うことができ、燃料集合体の温度分布を容易かつ正確に測定することができる制御棒案内シンブルの温度測定体等を提供する。
【解決手段】制御棒案内シンブルの内径よりも小さい外径寸法の保護管と、保護管内に摺動可能に収容された軸棒と、保護管の外周面に保護管の管軸方向に適宜間隔を置いて取り付けられた複数個の熱電対と、軸棒の引き上げにより保護管の熱電対が取り付けられた位置とは反対側の外周面から突出する押圧体とを備え、保護管の外周面から突出する押圧体が制御棒案内シンブルの内周面を押圧して熱電対を制御棒案内シンブルの内周面に接触させる制御棒案内シンブルの温度測定体である。燃料集合体の温度測定装置は温度測定体を備え、燃料集合体の温度測定方法は燃料集合体の温度測定装置を用いて燃料集合体の温度測定を行う。 （もっと読む）

【課題】原子力発電プラントの起動時における熱出力の上昇過程において、温度上昇率を目標値に安定させる制御棒の自動制御を行う原子炉出力制御技術を提供する。
【解決手段】プラント１０の制御棒の操作量ΔＣＲを判定する制御棒操作判定部３０が、炉水の温度上昇率の目標値ＨＲ_tとその計測値ＨＲとの差を第１パラメータＫ_Iを介して積分演算した積分値を出力する積分器３１と、前記積分値と中性子束φの対数値（炉周期逆数の計測値τ^-1）との差を第２パラメータＫ_Pを介して比例演算した比例値を出力する比例器３２と、前記比例値に基づく制御棒の操作量ΔＣＲを出力する操作信号出力器３３と、中性子束φの対数値の変化率、炉水温度Ｔ及び温度上昇率ＨＲに基づいて第１パラメータＫ_I及び第２パラメータＫ_Pを可変するパラメータ可変部３４と、から構成される。 （もっと読む）

【課題】原子炉熱出力監視装置について、原子炉熱出力計算に用いる給水流量計を切替える際に、熱出力演算に使用する信号の合理性を高めるほか、切替え操作の補助となる情報を提供することで、安全に給水流量計を切替えるようにする。
【解決手段】給水流量計を切替える際、給水流量だけではなく、質量流量を計算した際に使用した給水温度と給水圧力に関しても、給水流量計に対応した信号に切り替えるようにしている。また、流量計を手動で切替える操作手段をタッチパネル式操作手段３１にし、画面内に切替え対象となる流量計に関連するパラメータを一括表示して、切替え後の原子炉熱出力の変動を予測しながら切替えられるようにしている。 （もっと読む）

【課題】原子力発電プラントなどに設置されている安全弁において、安全弁下流側に流体の流れ（漏洩）が認められた場合、系統圧力上昇に伴う安全弁の作動か、または熱膨張等による強制的な外力によるものかを確認する。
【解決手段】配管内の流体状態を検知する温度センサと、圧力センサと、弁棒の変位を検知する変位センサにより外観では確認できない安全弁の作動、シートリークの有無、センサ異常等を確認する。 （もっと読む）

【課題】温度センサの取り付け位置に関わらず、精度よく温度センサの異常判定を行うことができるサプレッションプール温度監視装置を提供することを目的とする。
【解決手段】 サプレッションプール温度監視装置１は、水位センサ４と、複数の水位レベル３１の各々に複数取り付けられる温度センサ２と、各々の温度センサ２と同一の水位レベル３１に取り付けられる他の温度センサ２の温度計測値との温度偏差を温度偏差信号１００として演算する温度偏差演算回路３と、温度センサ２の異常判定を行う温度偏差監視回路５と、異常判定された温度センサ２を運転員に知らせる警報装置と、水位計測値１０１以下の水位レベル３１に取り付けられる正常な温度センサ２の温度計測値を平均化して平均化温度を演算し、この平均化温度を表示装置１１に表示させる平均化温度演算回路７とを備える。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉において、プルトニウムを効率良く燃焼させるために、安全性を維持しながら炉心におけるボイド率を高くする。
【解決手段】ボイド率を高くするとドライアウトが生じやすくなる。そこでドライアウトが生じても、核燃料棒が健全性を保てるように、核燃料棒温度を解析し、表示するとともに監視する。ドライアウト状態での被覆管表面温度を計算するため、新たな熱伝達係数の導出式とともに被覆管計算式を提示する。 （もっと読む）

【課題】原子炉の設備の状態および運転状況による影響を踏まえつつ、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させ、且つ可能な限り迅速に冷却を行う原子炉制御支援システムを提供することを目的とする。
【解決手段】本発明にかかる原子炉制御支援システム２００の構成は、目標雰囲気線量率を入力する入力部２２０と、線量率−放射能量相関データ２３２と、放射能変化量−温度降下率相関データ２３４と、を記憶する記憶部２３０と、クラッドの量を取得する持込量取得部２４０と、温度降下率を算出する演算部２５０と、温度降下率を出力する出力部２６０と、を備え、演算部は、目標雰囲気線量率と線量率−放射能量相関データとから放射能量を演算し、放射能量とクラッドの量とから変化量を演算し、変化量と放射能変化量−温度降下率相関データとから温度降下率を算出することを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験における冷却材の管理温度が高い場合でも、容易に原子炉圧力容器の耐圧漏洩試験を行うことができる沸騰水型原子力プラントを提供する。
【解決手段】沸騰水型原子力プラント１は、原子炉圧力容器２に接続された残留熱除去系配管３４に原子炉浄化系８の浄化系配管９を接続している。再生熱交換器１０、非再生熱交換器１１、浄化系ポンプ１２及び炉水浄化装置１３が浄化系配管９に設けられる。熱交換器１５が設けられたバイパス配管１６が、炉水浄化装置１３の下流で、再生熱交換器１０をバイパスするように浄化系配管９に接続される。原子炉圧力容器２の耐圧漏洩試験時には、炉水浄化装置１３で浄化された冷却水が、熱交換器１５で、所内ボイラ２３から供給される蒸気により加熱され、給水配管３０を通して原子炉圧力容器２に供給される。 （もっと読む）

【課題】破損した温度計ウェルの配管内への脱落を抑制することができる温度計支持構造及びこれを適用した原子力プラントを提供する。
【解決手段】配管２を流れる流体の温度を測定するための温度計を保護する温度計ウェル１の支持構造であって、温度計ウェル１と、配管２に設けられ温度計ウェル１を挿入する挿入孔５を有する温度計用座３とを備え、温度計ウェル１が、温度計用座３に取り付けるための取り付け部１ｃと、この取り付け部１ｃの配管径方向内側に位置し挿入孔５に挿入される係止部１ａとを有し、かつ挿入孔５の内周面との間に間隙を介在させており、挿入孔５が、温度計ウェル１の配管径方向の内側への移動を制限する移動制限部５ａを有していることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】使用済燃料プールの水位が急激に変動しても水温測定をすることができる水位追従式温度検出装置を提供する。
【解決手段】原子力関連施設に備えられた使用済燃料プール１１３の水温を測定するための水位追従式温度検出装置１０であって、水位追従式温度検出装置１０を使用済燃料プール１１３の水面に浮かせるためのフロート部材１３と、水位追従式温度検出装置１０を使用済燃料プール１１３の水位変動に追従して使用済燃料プール１１３の壁面に沿って上下に移動可能なように使用済燃料プール１１３の壁面に取り付けるための温度検出装置固定手段としてのリング１４、上側および下側支持棒２２ａ，２２ｂ並びにガイド棒２１とを具備する。リング１４は、ガイド棒２１の上側支持棒２２ａと下側支持棒２２ｂとの間に嵌められている。 （もっと読む）

【課題】原子力発電システムにおいて、運転員に負担を掛けることなく、臨界点における各種パラメータを採取して、これら採取されたパラメータを臨界判定の資料として用いる。
【解決手段】原子炉臨界判定データ収集装置は、原子炉１１からの熱出力に応じて発電を行う原子力発電システムに用いられ、原子炉の各種測定データをパラメータとして測定する測定装置１３、１４を備える。さらに、原子炉臨界判定データ収集装置は、原子炉の起動の際に、測定されたパラメータに基づいて原子炉が臨界点に達したと判定されると当該臨界点におけるパラメータを原子炉臨界判定データとして収集し、原子炉臨界判定データをプリントアウト等して出力する。 （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】炉内の最高温度Ｔ_ｍａｘ及び最低温度Ｔ_１、炉外の周囲温度Ｔ_ａを測定し、これらの測定値から温度変化の時定数τを演算する。この時定数τの演算値に基づいて炉内温度の収束・発散傾向を管理する。 （もっと読む）

【課題】既存設備に手を加えることなく、残留熱除去経路の点検と炉内構造物点検を並行して実施することができる設備点検方法を提供する。
【解決手段】Ｉ系に接続されるＲＨＲ系注水弁２２の点検と炉内構造物点検を並行して実施する際は、弁２３を閉塞して経路２１に冷却水が流れないようにする必要がある。しかし、このままでは燃料プール１の冷却能力が不足するので、本発明では、ＩＩ系の弁２４、弁１２を開放し、経路２５からの冷却水をポンプ１５により昇圧してＲＣＷ１３により冷却し、その冷却水を弁１２を介して経路２６を使用して原子炉９内のジエットポンプ２７により原子炉９内に注入する。これにより、原子炉９内には冷却水が破線２８の流れが生じ、結果的に燃料プール１内に流れを発生させて循環するようになる。 （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】炉内の最高温度Ｔ_ｍａｘ及び最低温度Ｔ_１、炉外の周囲温度Ｔ_ａを測定し、これらの測定値から熱抵抗Ｒを演算する。この熱抵抗Ｒの値に基づいて炉内温度の収束・発散傾向を管理する。 （もっと読む）

【課題】温計測配管内部に超音波反射体を設けることなく原子炉水位を高精度に計測できる原子炉水位計測技術を提供すること。
【解決手段】本発明では、原子炉圧力容器２１の外側壁に設けた、原子炉圧力容器２１内の炉水を導き連通可能な計測配管２６と、マイクロ波を発生させるマイクロ波源２７と、マイクロ波を伝送するケーブル伝送手段２８と、ケーブル伝送手段２８で伝送されたマイクロ波を計測配管２６内に投射しかつ反射マイクロ波を受信するアンテナ手段２９と、アンテナ手段２９にて受信されたケーブル伝送手段２８にて伝送される反射マイクロ波の信号を検知するマイクロ波検知手段３０と、マイクロ波検知手段３０で検知された反射マイクロ波の信号から計測配管２６内の水位を信号処理により演算して求める水位演算手段３１と、を備えるようにした。 （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）