【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】炉水の水位レベルを高精度に計測する原子炉の水位計測装置を提供する。
【解決手段】原子炉の水位計測装置１０は、原子炉圧力容器２２の蒸気領域２３に一端が接続し凝縮槽１５の側方に他端が接続する第１配管１１と、この凝縮槽１５の下方に一端が接続する第２配管１２と、原子炉圧力容器２２の炉水領域２４に一端が接続する第３配管１３と、第２配管１２の他端及び第３配管１３の他端の差圧を検出する差圧検出部１７と、第２配管１２に一端が接続し水を供給するアキュームレータ１６に他端が接続する第４配管１４と、を備える。 （もっと読む）

【課題】貫通部から延びる配管の長さにかかわらず、真空引試験を行う方法を提供すること。
【解決手段】遮蔽板２と、遮蔽板２に貫通された配管４との溶接部６について、溶接部６を真空箱２で覆って内部を真空にすることで、溶接部６における漏洩の有無を確認するための試験に用いる配管貫通溶接部真空箱シール方法であって、リング状のシール材である複数枚のパッキン１の一部に切り込み１ａを入れ、切り込み１ａが隣接する複数枚のパッキン１の切り込み１ａと互い違いになるように配管４に設置し、複数枚のパッキン１を重ねた状態で押え治具３によって押さえつけている。 （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】 短時間でかつ安全で確実に配管を流れる流体を止めることができる耐圧シール装置を提供する。
【解決手段】 シール機構５１は、バルブ３３内に着脱可能に構成され、このバルブ３３内に装着することで、バルブ３３に接続される配管３２内にシールを達成した状態で取り付けられる。このシール機構５１は、押圧ジャッキ５３によって、前記配管３２内を流れる冷却水から受ける力に抗して支持され、この押圧ジャッキ５３は、保持プレート５２によって保持されている。 （もっと読む）

【課題】原子炉圧力容器の外側に導出された差圧計測配管の圧力を測定し、この圧力信号から差圧計測配管の振動を推定する。
【解決手段】本発明は、原子炉圧力容器１の冷却材を循環する再循環ポンプ４の圧力脈動を計測する差圧計測配管の振動監視装置１１において、原子炉圧力容器１内に設置されたジェットポンプ１０に接続され原子炉圧力容器１の外部に導出された差圧計測配管５と、原子炉圧力容器１の外部に導出された差圧計測配管５に設置された再循環ポンプ４の周波数に応答する圧力を測定する圧力センサ６と、圧力センサ６から伝達される圧力信号の変動振幅の大きさが算出され表示される算出手段１２と、を有する。 （もっと読む）

【課題】照射された軽水型原子炉用の燃料被覆管の円周方向負荷時の応力−ひずみ特性を遠隔操作によって測定できる燃料被覆管の円周方向強度測定装置を提供する。
【解決手段】管状試験体の両端に端栓を配置し、一方の端栓を経由して内圧を負荷し、この内圧に起因する円周方向応力と、この同円周方向応力によって前記管状試験体に発生する円周方向ひずみとの関係から当該管状試験体材料の機械的特性を測定する燃料被覆管の円周方向強度測定装置において、被測定材料である前記管状試験体の両端に弾性を有するシール材を配置し、かつ内圧のシール機能を強化する機構として前記シール材を圧縮するシール圧縮機構を具備しているので、放射能を有する燃料被覆管材料を遠隔操作でその材料の円周方向の強度に関する特性を求めることができる。 （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】
試料水とガスとのいずれからも核燃料要素破損検出を実現可能とする。
【解決手段】
シッピング容器３内を純水供給系１０からの純水で置換、及び圧縮空気供給系９の空気を供給してシッピング容器３内に液面を作り、液面上方の空気を真空ポンプ１３で排気してシッピング容器３内を減圧し、シッピング容器３内の核燃料要素内外の差圧で核燃料要素内の放射化ガスやＦＰを強制放出させ、そのＦＰを含む純水をシッピング容器３内と配管１４との間でポンプ５２で循環、及び放射化ガスをガス循環ホース１８とシッピング容器３内との間で真空ポンプ１３で循環し、循環後の放射化ガスからの放射線をガス放射線検出器１９で測定、及び配管１４中の純水をサンプル容器７内に採取して放射能を分析する。 （もっと読む）