【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】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】非常用炉心冷却系の満水状態を確実に検出することが可能な信頼性の高い非常用炉心冷却系の満水監視装置を提供する。
【解決手段】非常用炉心冷却系１２の上部配管１２ａに取り付けられた少なくとも一つの水位計６及び圧力検出器１０と、前記水位計６及び圧力検出器１０から入力された信号を処理することにより前記非常用炉心冷却系１２が満水状態であるか否かを判断する比較演算部９と、前記非常用炉心冷却系１２が満水状態でないと判断された場合に警報を発する警報装置９とを有する。 （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】原子力発電施設のタービンを駆動させる蒸気を輸送する主蒸気配管の圧力脈動測定において、できるだけ少ない枚数のひずみゲージを用いて圧力脈動に起因する主蒸気配管の配管周方向のひずみを精度良く測定し、かつ、計測データ収集の信頼性を向上させる。
【解決手段】主蒸気配管の配管周方向のひずみ量を計測するひずみゲージを、主蒸気配管の配管径方向断面図心に対して互いに点対称となる位置に設置される二枚を一組として、複数組設置することで、曲げによって生じるひずみ成分を除去しつつ計測データ収集の信頼性を向上させ、主蒸気配管の配管軸方向のひずみ量を計測するひずみゲージを設置することで、配管軸方向外力によって生じるひずみ成分を除去する。 （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】沸騰水型原子力発電プラントの給水配管破断を想定した場合に、原子炉格納容器内の圧力の上昇を抑制し、プラントの安全性・信頼性を高める。
【解決手段】沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉格納容器５の外側で複数の分岐給水配管１１ａ、１１ｂ、１１ｃ、１１ｄに分岐して各分岐給水配管が別々の貫通部６ａ、６ｂ、６ｃ、６ｄで原子炉格納容器５の壁を貫通する給水配管１４と、各分岐給水配管が原子炉格納容器の壁を貫通する貫通部に配置された逆止弁８ａ、８ｂ、８ｃ、８ｄおよび隔離弁７ａ、７ｂ、７ｃ、７ｄと、を有する。原子炉格納容器５内での分岐給水配管１１ａ、１１ｂ、１１ｃ、１１ｄの破断が検出されたときに隔離弁７ａ、７ｂ、７ｃ、７ｄを閉じる。破断検出には、原子炉格納容器５内での分岐給水配管同士の差圧等が用いられる。 （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】水中移動体の位置の検知精度を向上させることができる水中検査装置の位置検知装置を提供する。
【解決手段】水中検査装置９は、上下位置を検出するための圧力センサ１８と、姿勢角を検出するための慣性センサ部１９とを備えている。また、水中検査装置９は、ほぼ同一平面上の多数の方向における周囲の構造物Ａとの相対距離を検出するレンジセンサユニット２３を備えている。制御装置１１は、圧力センサ１８及び慣性センサ部１９で検出された水中検査装置９の上下位置及び姿勢角等に基づいてレンジセンサユニット２３の検出方向面の位置を演算し、その検出方向面位置における構造物の断面形状及びその位置を演算する。そして、制御装置１１は、構造物の断面形状に対する水中検査装置９の相対位置をレンジセンサユニット２３の検出結果に基づいて演算し、さらに構造物の断面形状の位置情報に基づいて水中検査装置９の水平位置を演算する。 （もっと読む）

【課題】センサ設置点のごく近傍の物理量に限り検出可能なセンサを用いた場合であっても、センサ設置点間の物理量を高感度で検出でき、もって設備監視の信頼性向上と計装簡略化との両立が図られる設備監視方法および設備監視システムを提供すること。
【解決手段】本発明に係る設備監視システム100では、設備被検部位に設置され、被検部位の物理量に応じて変形すると共に変形量に応じ特定波長の反射光信号を出力するＦＢＧセンサ110ａ〜110ｃにより構成されるセンサ群と、このセンサ群に光を伝送し、センサ群から出力される反射光信号を受信する光伝送制御部（121〜126）と、その反射光信号の波長或いは波長変換量を指標として設備被検部位の健全性を監視する監視部（131〜135）と、を備え、前記監視部（131〜135）は、前記センサ群の中から選択される２つ以上のＦＢＧセンサから出力された反射光信号の波長或いは波長変換量を相関付けて、この相関（図４参照）を指標として設備の健全性を監視するようにした。 （もっと読む）

【課題】
原子力プラントの圧力容器の蒸気ドーム内の圧力脈動を高い精度で評価し、圧力容器内のドライヤの健全性確認を正確に行い、原子力プラントの安全性を向上させる。
【解決手段】
沸騰水型原子炉の圧力容器の上部に装備された蒸気ドーム１に接続した流れの無い配管５、例えば計測用配管に、圧力センサ７を配管５の長さ方向に距離を隔てて複数箇所設置して、それらの圧力センサ７からのセンサ結果を基に蒸気ドーム１内の圧力脈動をその配管５内を通じて蒸気の流れに影響されることなく精度良く評価し、その評価をドライヤの健全性を評価するベースに用いる。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉発電プラントを動作するための保護システムおよびその方法を提供する。
【解決手段】保護システムは、パワー依存の高原子炉圧力設定点を含む。原子炉の動作範囲において、あるパワー値に対応する高原子炉圧力設定点は、パワー１００％に対応する高原子炉圧力設定点に比べてより低いことが可能である。パワー依存の高原子炉圧力設定点を設定する。保護システムは、パワー１００％に対応する第１の高原子炉圧力設定点と、動作範囲においてより低いパワー値に対応する少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点を含むことが可能である。少なくとも１つの第２の高原子炉圧力設定点は、第１の高原子炉圧力設定点に比べてより低い。 （もっと読む）

【課題】原子炉圧力容器、再循環ポンプ及び配管系からなる原子力発電設備のうち、原子炉圧力容器内の任意点における圧力脈動の最大値を、確実に算出することができる、圧力脈動評価方法と、圧力脈動評価プログラムおよびコンピュータ読み取り可能な記録媒体を提供する。
【解決手段】再循環ポンプにおける圧力脈動を与えるステップ１と、再循環ポンプ吸込側から原子炉圧力容器の接続部に至る圧力脈動の伝播を評価し、接続部での変動流速を算出するステップ２と、再循環ポンプから原子炉圧力容器内のジェットポンプノズル部に至る圧力脈動の伝播を評価し、ノズル部での変動流速を算出するステップ３と、原子炉圧力容器内の任意点での圧力脈動を評価するステップ４とを備えると共に、前記ステップ４において、前記ステップ２及び前記ステップ３で得られた変動流速をそれぞれ原子炉圧力容器内に与えて評価を行う。 （もっと読む）

【課題】燃料集合体格納容器の密封を解除することなく、外側から非破壊的に内部の燃料集合体の破損の有無を知る手段を提供する。
【解決手段】燃料集合体格納容器内の燃料破損判別装置は、燃料集合体を格納する燃料集合体格納容器内部の燃料集合体の破損を判別する燃料集合体格納容器内の燃料破損判別装置において、燃料集合体格納容器１の内壁２１に設置された圧力センサ（例えば、ベロー１１）と、燃料集合体格納容器１の外壁２２に設置されベロー１１の指示値を読み取ることができる圧力読み取り手段（例えば、超音波探触子１４）とを有する。 （もっと読む）

【課題】発電プラントの設備コストを増大させることなく、主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動を抑制することができる沸騰水型原子炉を提供する。
【解決手段】蒸気ドーム６から高圧タービン１０に至る蒸気配管９の下方にヘルムホルツ共鳴管１２が設置されている。蒸気配管９を通過する蒸気２によって生成されたドレン１２２ａは、ヘルムホルツ共鳴管１２の共鳴減衰管１２２に貯えられる。水位発信器２３が上限水位（ＨＷＬ）を検出すると、電気／圧力変換器２４を介してダイアフラム２５を駆動して水位調節弁２２を開にしてドレン１２２ａを排水する。水位発信器２３が下限水位（ＬＷＬ）を検出すると、水位調節弁２２を閉にしてドレン１２２ａの排水を止める。よって、共鳴減衰管１２２の空間体積は、蒸気配管９を通過する蒸気２によって発生する音響共鳴を抑制するのに最適な体積となるように維持される。 （もっと読む）

【課題】自然循環式沸騰水型原子炉のチムニ内におけるボイド率、流動振動および流速等の流動特性を効率良く把握することができる。
【解決手段】チムニ格子流路１２の開放端部または上部プレナム１３に配置された測定孔２ａから圧力を伝送する第一の圧力伝送路１９と、格子流路１２内または上部格子板１０流路の任意の点に配置された測定孔２ｃまたはチムニ下端部における測定孔２ｂから圧力を伝送する第二の圧力伝送路１９と、その差圧を検出する差圧検出器３とを備えている。 （もっと読む）

【課題】主蒸気系で発生する音響共鳴に伴う圧力振動によって、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させない沸騰水型原子炉の監視方法を提供する。
【解決手段】沸騰水型原子炉は、主蒸気系における圧力振動の主たる要因が音響共鳴であることに着目し、主蒸気系の音響解析により、共鳴周波数及び系内の音圧分布を求め、共鳴周波数、音圧の解析結果と実機変動圧力測定結果を比較し、両者が最も一致するように解析条件を決定する。実機変動圧力測定結果と一致する解析条件により、蒸気乾燥器（ドライヤ）に加わる加振力を評価する。疲労評価により、疲労損傷しない音圧の制限値を決定し、その音圧の制限値を用いて実機の変動圧力を監視する。 （もっと読む）

【課題】ヘルムホルツ共鳴管の内部に非凝縮性ガスやドレンを停滞させることなく、主蒸気系で発生した音響共鳴を効果的に抑制することができる沸騰水型原子炉を提供する。
【解決手段】蒸気ドーム６から高圧タービン１０に至る蒸気配管９の側部には、蒸気配管９に対して下り勾配をつけてヘルムホルツ共鳴管１２が設置されている。蒸気配管９からは蒸気２に混じって非凝縮性ガスが輸送されるが、非凝縮性ガスは蒸気配管９の上部を通過する。従って、上記のようなヘルムホルツ共鳴管１２の設置方法により、ヘルムホルツ共鳴管１２の内部に非凝縮性ガスが停滞するおそれはなくなるので、稼動中におけるヘルムホルツ共鳴管１２の安全性は維持される。さらに、ヘルムホルツ共鳴管１２の内部にはドレンが停滞しないので、ヘルムホルツ共鳴管１２の体積は一定に維持され、開度調整弁１１の開度制御のみによって蒸気配管９で発生した音響共鳴を抑制することができる。 （もっと読む）

【課題】原子炉熱出力を低下させることなく主蒸気系で発生する圧力振動を効果的に抑制して、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させない沸騰水型原子炉を提供する。
【解決手段】圧力センサ１７，１８が、蒸気ドーム７及び蒸気配管８の内部で発生する音響共鳴に伴う変動圧力を常時検出している。監視・制御装置１９は、圧力センサ１７，１８の検出した変動圧力のレベルに基づいて、抽気弁１４の開度を制御して高圧タービン９から給水加熱器１３へ供給する抽気量を制御すると共に、制御棒駆動装置１５を介して制御棒１６を制御して炉心シュラウド２内のウラン燃料の核分裂エネルギを制御する。これにより、原子炉圧力容器１内で発生する蒸気量が減少するので、主蒸気系を通過する蒸気流量が低下して音響共鳴に基づく圧力振動が抑制される。また、原子炉圧力容器１の入出力の給水３と蒸気４のエンタルピ差が拡大するので、原子炉熱出力は一定に維持される。 （もっと読む）