【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】原子燃料棒、特にＭＯＸ燃料棒の製造段階において、その内部に挿入されたペレット間のギャップの検査やスプリングあるいは金属管の有無の検査を、高い精度で行うことができる原子燃料棒の内部検査方法を提供する。
【解決手段】外部線源として放出γ線のエネルギーが２２０〜４００ｋｅＶの核種を用いて、原子燃料棒の内部に挿入されるスプリングの有無または金属管の有無の判定を行う原子燃料棒の内部検査方法。外部線源として放出γ線のエネルギーが２２０〜４００ｋｅＶの核種を用いて、原子燃料棒に挿入されたペレット間のギャップの検査を行う原子燃料棒の内部検査方法。 （もっと読む）

【課題】原子力発電プラント用のプロセス計測機器が放射線の被曝の累積によって、故障、または測定精度の許容限界を超えた低下が起こしてはならない。プロセス計測機器の放射線の被曝による寿命を事前に、かつ簡便に知らせる方法を提供する。
【解決手段】原子力発電プラントのプロセス量を計測するプロセス計測機器において、
前記プロセス量を計測するプロセス計測回路と、放射線被曝量を検出する放射線被曝量検出回路と、信号を変換処理する信号変換回路と、放射線被曝量を表示する被曝量表示回路と、を備え、前記プロセス計測回路が被曝した放射線量を前記放射線被曝量検出回路が検出し、該放射線被曝量検出回路の出力信号を前記信号変換回路によって前記放射線被曝量を表示する信号に変換処理し、該変換処理した信号により、前記被曝量表示回路が前記プロセス計測機器の放射線被曝量を表示する。 （もっと読む）

【課題】原子力発電施設において所定の外的要因により放射線量が変動した場合に、正確な警報設定値に変更する。
【解決手段】放射線計測装置は、原子力発電施設の所定の測定箇所の放射線量を測定する検出部と、検出部により測定された放射線量に応じた測定値が、予め設定されている警報設定値を超えているか否かを判断し、当該判断結果に基づいて警報を発報する制御部とを備える。放射線計測装置は、原子力発電所施設において水素注入により放射線量の測定値が変動したとき、自動追従モードを実行する。自動追従モードでは、水素注入により変動したＢＧ値に基づく警報測定値（ＢＧ×ｎ）が、予め設定された警報設定値未満である場合には、警報設定値が直ちに警報測定値となるように更新する。 （もっと読む）

【課題】遮蔽計算の計算時聞・計算書作成時間を低減させた上で、計算精度の高い放射線遮蔽計算システムおよびプログラムを提供する。
【解決手段】放射線遮蔽計算システムは、３次元データ作成装置と計算ソフト装置とを備えるとともにＸ線線源から所望の計算点における実効線量を計算する放射線遮蔽計算システムにおいて、上記３次元データ作成装置は、計算対象の建屋の３次元データが入力されるとともにＸ線照射条件の設定を行う入力部と、上記３次元データに基づいて遮蔽計算用パラメータを算出するＣＡＤ制御部と、上記遮蔽計算用パラメータを変数ファイルとして出力する変数ファイル出力部と、を有し、上記計算ソフト装置は、上記３次元データ作成装置から受信した変数ファイルをデータ変換する自動変換部と、上記計算点での実効線量を計算する計算ソフト制御部と、を有する。 （もっと読む）

【課題】燃料集合体のガンマ線強度分布の測定時間を短縮する。
【解決手段】燃料集合体１１をある測定角に回転させる回転工程と、平面３４からの距離が異なる複数のコリメータ１４を通過するガンマ線強度をガンマ線検出器１５で測定する測定工程とを繰り返す。次に、平面３４とコリメータ１４との最も大きい距離を半径とし回転軸３３を中心とする円よりも外側に位置する燃料棒のガンマ線強度の分布を、それらの燃料棒の本数以上の測定角で測定したガンマ線強度に基づいて算出する。その後、平面３４とコリメータ１４との２番目に大きい距離を半径とする円の外側でガンマ線強度を算出していない燃料棒のガンマ線強度の分布を、それらの燃料棒１２の本数以上の測定角で測定したガンマ線強度と、既に算出したガンマ線強度とに基づいて算出する。 （もっと読む）

【課題】原子炉構造物での亀裂の検出等、表面形状の解析が、クラッド等で覆われた場合であってもより高い精度で行える放射線検査装置を提供する。
【解決手段】対向する検査部位６からの放射線の強度を検出位置と対応させて検出する二次元放射線検出器２と、この二次元放射線検出器２の出力信号から放射線強度の二次元位置分布を算出する信号処理部３と、この信号処理部３での処理結果を記憶する情報記憶部４と、この情報記憶部４に記憶された情報に基づく解析を行い検査部位６の表面形状についての解析結果を出力する演算解析部５を備えるもので、信号処理部３が、放射線の強度を放射線の個数に換算する演算手段を備えており、演算された放射線個数による放射線強度の二次元位置分布を算出するものである。 （もっと読む）

【課題】
排ガス中の放射性ガス濃度を確実に検出し、かつ、排ガス試料採取ラインにおいて排ガスのリークのポテンシャルを最小にし、外部への放射能漏えいを抑制した排ガス放射線モニタを提供することにある。
【解決手段】
排ガス放射能測定容器，排ガス試料流量調節弁の手前に圧力調節弁及び圧力検出器を設置し、圧力検出器により採取配管内の圧力を測定し、その測定した圧力信号を演算装置に伝送し、演算装置にて任意に設定された気圧と採取配管内の圧力とが一致するように、前記演算装置より圧力調節弁へと適切な開度信号を送り、前記圧力調節弁の開度を制御することにより排ガス試料採取ラインの、リークのポテンシャルの高い箇所を負圧とすることにより、外部への放射能漏えいを抑制した。 （もっと読む）

【課題】原子力プラント稼働中に一次系配管内に付着する測定対象核種を高精度及び高感度で測定できる原子力プラント一次系配管内の放射線モニタリング装置及び放射線モニタリングシステムを提供する。
【解決手段】放射性流体を流す配管に付着した測定対象核種が放射するカスケードγ線を含む放射線を、コリメータを介して検出する少なくとも２個の放射線検出器と、放射線検出器で検出した放射線の検出信号の内から、放射線検出器でほぼ同時刻に検出したカスケードγ線に関する検出信号を計数する放射線計測処理装置と、を備え、放射線検出器に設置されるコリメータの見込む測定対象範囲が、コリメータ中心軸と同じ平面内に存在する配管径方向内面積の１／２以下である。 （もっと読む）

【課題】プラントの筒状部材に放射線透過試験を実施する際に、作業者の被ばく線量を低減しつつ作業性を向上させる。
【解決手段】筒状部材の内側に支持手段およびガイドパイプを予め装着しておき、筒状部材の新規周溶接が完了してからガイドパイプの内部に試験用の放射線源を挿入して新規周溶接部分の放射線透過試験を行う。これにより、放射線透過試験を実施する作業員が長時間にわたって筒状部材の内部に居続ける必要がないから、作業員の被爆線量を低減できるばかりでなく、放射線透過試験の作業性を大幅に向上させることができる。 （もっと読む）

【課題】
金属管の残厚を測定する際に腐食部の厚さを誤差要因であるエネルギー遷移や管内・外面の散乱状況を排除して平面撮像から定量的に評価する方法が無かった。
【解決手段】
放射線量を蓄積できる輝尽性蛍光媒体を表面に塗布したイメージングプレートを用いた１回の撮影結果から、金属管の長軸方向または周方向のイメージングプレートの測定輝度値の相関回帰式と減肉の無い場合の放射線透過厚さを用いて減肉があるときの金属管の残厚を定量化する。 （もっと読む）

【課題】放射線の検出感度を高め、漏洩箇所を精度良く特定できる放射性物質漏洩監視装置を提供する。
【解決手段】放射性物質漏洩監視装置１は、ドライウエル１１に両端が連絡されるサンプリング配管２に粒子フィルタ４を設け、粒子フィルタ４をバイパスしてサンプリング配管２に接続されるサンプリング配管３にチャコールフィルタ６を設ける。γ線検出器５が粒子フィルタ４の近傍に、核種分析検出器７がチャコールフィルタ６の近傍に設置される。ドライウエル１１内で漏洩が生じた場合、ドライウエル１１内からサンプリングされたガスに含まれる粒子状の放射性物質は粒子フィルタ４に捕捉され、気体状の放射性核種はチャコールフィルタ６に吸着される。γ線検出器５は捕捉された放射性物質からのγ線を検出する。核種分析検出器７は、吸着された気体状の放射性核種のγ線を検出し、このγ線の検出信号を用いて核種分析を行う。 （もっと読む）

【課題】発電炉の通常運転時において給水システムタップ２２を経由して化学溶液を原子炉に供給するように設計された注入システム１０を開示すること。
【解決手段】供給プロセスでは容積式ポンプ１２および１４を使用する。化学物質の注入は高濃度溶液の形態で行われるが、これは、スキッドからの排出の前にシステム１０により内部で希釈される。注入システム１０は、移送ライン１５上に堆積することによる化学物質の損失を最小にし、高濃度溶液を注入物質として使用することを可能にし、時間がかかりかつ面倒である化学物質の希釈プロセスを省略し、化学溶液を注入に必要な圧力まで上げ、フラッシュ溶液を使用することにより注入ポンプヘッドのところでの溶液からの固体の沈殿を防止し、さらには、発電炉の起動時、停止時、および運転時に拡大する新たな亀裂表面上に新鮮な化学物質を付着させる。 （もっと読む）

【課題】使用済み原子燃料の輸送時に、貯蔵容器内に中性子源や中性子検出器を配置することなく、未臨界度を測定する。
【解決手段】使用済み燃料７を貯蔵する貯蔵容器４内に光核反応により中性子を発生する物質からなるターゲット１を配置し、貯蔵容器４外にＸ線発生装置２および少なくとも１つの中性子検出器３ａ、３ｂを配置する。Ｘ線発生装置２により発せられたＸ線がターゲット１と衝突する際に発生する中性子を中性子検出器３ａ、３ｂで計数することにより未臨界度を推定する。また、貯蔵容器４内のＦＰガスたまり空間１１内にターゲット１を配置し、中性子検出器３ａ、３ｂによる計数値に基づいて使用済み燃料７の異常を検知することもできる。 （もっと読む）

本発明の目的は、インタフェースによって互いに分離された複数の重ね合わせ層を有する要素（２１）の特性を決定する方法を提供することにある。この特性決定方法は、次のように実施される。即ち、源（１３）によって放出された放射線（１５）を要素（２１）に当て、要素（２１）を透過した放射線（２３）を検出器（１７）で収集し、この透過放射線は、要素（２１）の実験像を検出器（１７）上に結ばせ、検出器（１７）は、干渉縞が層相互間のインタフェースのところで実験像上に見えるほど要素（２１）から離れた距離のところに配置され、少なくとも１つの所与の層の少なくとも１つの物理的特性の近似値を実験像に基づく計算により求め、このステップは、実験像と要素（２１）の実験像の少なくとも一部分の模擬像との間のずれを最小限に抑えることによって実施される。
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【課題】原子炉の停止を不要とし、経済性も高く、検査回数を増やすことやリアルタイム連続監視が可能で、より安全な原子炉運転を実現する。
【解決手段】基本的な構成は、フォトンカウンティング・イメージャーを用いて、配管外部からＸ線による放射線画像を計測、濃淡によって示される放射線強度情報から金属配管の厚みを検出、異常箇所の発見をするものである。
また、フォトンカウンティング動作のエネルギー弁別機能により、低エネルギーであることを利用して、背景雑音となる散乱線を除去する。 （もっと読む）

【課題】
放射性廃棄物中に局部的に集中、或いは塊状になって存在する核分裂性物質の位置を探査する方法および装置。
【解決手段】
高速中性子発生管と高速中性子検出器の配置されている放射性廃棄物測定装置において、測定対象の廃棄物ドラム缶の表面に核分裂物質標準試料を取り付て測定を行い、最大測定値と、その最大測定値の角度点(0度方向)と正反対方向(180度)で測定した最小測定値とのデータより位置決定直線を決め、実廃棄物ドラム缶を回転させながら一定角度毎に測定し、最大の測定値を示す角度点を探し出し、次に、その最大値の角度点とその正反対側の角度方向に回転させ、その位置で測定し、存在位置を決定するために必要な２点の測定データを取得し、それらから導き出した数値と前記位置決定直線とにより核分裂性物質塊の位置を決定する。 （もっと読む）

【課題】本発明の目的は、形状や寸法が異なる燃料集合体が混在する場合でも、破損燃料集合体の検出精度を向上できる燃料破損検査装置及び燃料破損検査方法を提供することである。
【解決手段】インナーキャップの下端部に取り付けたガスケットを燃料集合体のチャンネルボックス上端部に嵌合させ、インナーキャップを覆うアウターキャップを上部格子板の上に載せ、アウターキャップ内にガスを供給してインナーキャップ及びアウターキャップ内の液面を所定位置まで下げ、この状態を所定時間保持し、その後インナーキャップ内の冷却水を採取し、採取した冷却水の放射能測定値に基づいて燃料集合体の破損の有無を判断する。 （もっと読む）