【課題】プール水が沸騰して水位が低下する事態になっても、この水位を確実に検出することができる使用済み燃料貯蔵プールの水位検出技術を提供する。
【解決手段】使用済み燃料貯蔵プール１の水位検出装置２０は、プール水４の基準水位ｃよりも上側の温度を検出する気相温度センサ１０_k（ｋ＝０）と、プール水４の基準水位ｃよりも下側の温度を検出する水位探知用温度センサ１０_k（ｋ＝１〜ｎ）と、気相温度センサ及び水位探知用温度センサ１０_k（ｋ＝０〜ｎ）の各々に熱エネルギーを供給する熱供給部２２と、気相温度センサ及び水位探知用温度センサ１０_k（ｋ＝０〜ｎ）の検出温度Ｔ_k（ｋ＝０〜ｎ）に基づいてプール水４の水位を判定する判定部２３と、を備えている。 （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】燃料集合体の前記燃料棒を一行または一列を単位として加熱する。
【解決手段】加熱装置１００は、端子盤１０１と複数枚の矩形状の加熱プレート１１０とで構成されている。各加熱プレート１１０は、基端辺が端子盤１０１に固定された状態で鉛直面内で広がるとともに相互間隔を開けつつ平行に配置されている。各加熱プレート１１０には、その先端辺に沿い、通電により発熱する加熱部１２０が配置されると共に、端子盤１０１から加熱部１２０に電流を供給する通電板１３１，１３２が配置されている。加熱部１２０は窓部１０２ａ，１０４ａを介して外部に露出している。 （もっと読む）

【課題】燃料集合体の燃料棒の漏洩検査のため燃料棒を確実に加熱すると共に、加熱プレートの挿入移動を障害なく行う。
【解決手段】加熱プレート１００は、薄板のプレート体１１０に、ヒータ１３０を備えたものであるため、燃料棒１相互間の隙間に容易に挿入することができる。燃料棒１を加熱するときには、液体供給孔１２１から中空室１２０に加圧流体を供給して、プレート壁面１１１を外側に膨張させて燃料棒１に接触させる。このため、ヒータ１３０の熱が伝熱されて燃料棒１を効果的に加熱することができる。 （もっと読む）

【課題】燃料集合体のうち漏洩が発生している燃料棒を迅速に検出・特定する。
【解決手段】水槽２０の水２１内にキャン３０を配置し、キャン３０内に燃料集合体１０を収納する。キャン３０内の水を、循環パイプ４０を介して循環流通させる。加熱装置５０の加熱部５３により、行ごと、及び、列ごとに、燃料棒１のプレナム部を加熱していく。このとき、サンプリングプローブ４１によりサンプリングした水について、核分裂生成物質の有無を検査する。核分裂生成物質が検出された行と列とが交差する位置にある燃料棒に漏洩が発生していると特定する。 （もっと読む）

【課題】密閉管に加圧・封入した気体の漏洩を正確・確実に検出する。
【解決手段】密閉管１の内部には気体Ｇが加圧・封入されている。密閉管１の外周面の部位Ｐ１を加熱し、周方向に１８０°ずれた部位Ｐ２の温度を測定する。部位Ｐ２の温度上昇割合は、内部の気体Ｇの圧力が高いときには、気体Ｇの温度伝導率が小さくなるため、小さくなり、内部の気体Ｇの圧力が低いときには、気体Ｇの温度伝導率が大きくなるため、大きくなる。このため、部位Ｐ２の温度の上昇割合を測定することにより、気体Ｇの漏洩が発生したか否かを検出することができる。 （もっと読む）

【課題】炉心熱的制限値監視装置の計算周期を短縮する。
【解決手段】複数の監視領域１０に分割された炉心３の熱的状態値を監視して制御装置１に信号を出力する炉心熱的制限値監視装置２に、複数の計算処理部１２と、これらに対応した信号入力処理部１１と同期処理部１３と出力処理部１４とを備える。計算処理部１２は、信号入力処理部１２が受信した炉心３の状態を示す信号に基づいて監視領域１０の熱的状態値を算出して制御装置１への信号出力の要否を判定する。同期処理部１３は、計算処理部１２が制御装置１への信号出力が必要と判定した場合には他の同期処理部１３に対して信号出力停止信号を伝達し、不要と判定したときには他の同期処理部１３に対して信号出力停止解除信号を伝達する。出力処理部１４は、同期処理部１３が信号停止信号を受信していないときに信号処理部１２の計算結果の信号を制御装置１へ出力する。 （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】容易に製造することができ、また、炉心の軸方向出力形状に関する情報量を増大可能なＧＴセンサの機構を提供する。
【解決手段】原子炉炉心の第１機器ハウジング３４内に、ガンマ温度計（ＧＴ）センサ３８の第１リニアアレイ５２を位置決めし、第２機器ハウジング３４内にＧＴセンサの第２リニアアレイを位置決めし、第１炉心ロケーションにおいて原子炉炉心内に第１機器ハウジングを位置決めし、第１炉心ロケーションに対して対称な第２炉心ロケーションにおいて第２機器ハウジングを位置決めし、ＧＴセンサの第１リニアアレイ内のＧＴセンサの少なくとも１つから炉心状態データを収集するステップと、収集された炉心状態データを、第２リニアアレイから収集されるデータとして適用する方法。 （もっと読む）

【課題】ＭＯＸ燃料と容器構成材との反応を抑え、昇温停滞時の熱曲線の不安定性を低減させＭＯＸ燃料の融点測定に対する信頼性を向上させることができるようにする。また、少量の試料でも、融点測定が行えるようにする。
【解決手段】試料１２となるＭＯＸ燃料を封入してサーマルアレスト法により融点を測定するための試料容器であって、全体がタングステンからなる密封構造の外容器１０と、該外容器の内部に挿入され試料を収容するレニウム製の蓋付き内容器１４との２重構造からなるＭＯＸ燃料の融点測定用試料容器である。試料は円柱体の底部中央に凹部４０を有する形状に成型されたＭＯＸ燃料のキャップ型であり、その試料及び内容器が外容器内に真空封入されてＭＯＸ燃料の融点測定試料５０を構成する。 （もっと読む）

【課題】配管内部の流れを外部から測定し、リークの検知と発生箇所の絞り込みを可能とする配管系のインリーク検知方法および検知装置を提供すること。
【解決手段】流体を流通させる配管の一点を加熱し、その加熱点の両側における配管表面の温度差を検出し、上記温度差により配管内部の流体の流れの有無と方向を判定する。 （もっと読む）

【課題】 原子炉で、特にＢＷＲで用いられる燃料被覆管などのジルコニウム合金からなる構成部材又は要素の炉内腐食性を、放射線の照射を用いることなく比較的簡易且つ安全な手段により炉外で短期間に評価する手法を提供すること。
【解決手段】 騰水型軽水炉に用いられるジルコニウム合金製構成材料の腐食性試験方法において、前記ジルコニウム合金製構成材料の試験材を溶存酸素濃度が０.１ｐｐｂ以上１０ｐｐｂ未満に調整された超臨界水に所定期間浸漬させてその腐食性を評価することを特徴とする沸騰水型軽水炉用ジルコニウム合金製構成材料の腐食性加速試験方法。 （もっと読む）