【課題】原子炉を構成する配管等の構造材に対して、コバルト-60やコバルト-58などの放射性物質を取り込み難い材料を提供し、その状態（付着量等）を監視する技術を提供する。
【解決手段】原子炉を構成する構造材の、放射性物質と接触する表面において、酸化チタンを含む酸化被膜を形成して原子炉構造材を構成する。前記酸化チタンの付着量は、前記酸化被膜に対し、光照射装置から光照射を行って前記酸化被膜の腐食電位及び／又は電流密度を計測して行う。 （もっと読む）

【課題】管端溶接部における亀裂状欠陥を非破壊検査で検出するための非破壊検査用標準供試体を提供する。
【解決手段】管端溶接部における亀裂状欠陥を非破壊検査で検出するための非破壊検査用標準供試体１０であって、炭素鋼で形成され、貫通孔１５を有する供試体本体１２と、貫通孔１５に挿入され、ＣｒーＭｏ鋼で形成された管体１４とを備え、管体１４の外周面と、供試体本体１２における貫通孔１５の内周面との間に隙間１７が設けられ、管体１４の長手方向における一端側の外周面と、供試体本体１２の貫通孔の長手方向における一端側の内周面との間を全周に亘って溶接した溶接部１８を有し、溶接部１８は、隙間１７に重量比で５０％ＮａＮＯ_３と５０％ＫＮＯ_３とを混合した腐食液を注入し、応力腐食割れにより導入された亀裂状欠陥を有している。 （もっと読む）

【課題】き裂の部分の金属結晶が、き裂を導入する前の母相金属の金属結晶と実質的に同一であるき裂試験用中空金属管を、再現性良く製造することができる製造方法を提供すること。
【解決手段】中空金属管に少なくとも１回の圧延及び熱処理を行う工程と、中空金属管の面にき裂を与える工程を有するき裂試験用中空金属管の製造方法において、中空金属管の面にき裂を与える工程を、少なくとも最終回の圧延及び熱処理の工程前に行う。 （もっと読む）

【課題】模擬燃料棒の表面をより高い温度にすることができる模擬燃料棒を提供することを目的とする。
【解決手段】模擬燃料棒１０は、円筒状の外管１１と、外管１１内に設けられた円筒状の発熱体１２と、外管１１と発熱体１２との間に収納された絶縁体１４と、発熱体１２内に収納された中央絶縁体１３とを備えている。絶縁体１４はボロンナイトライドの成型品１４ａからなり、ボロンナイトライドの成型品１４ａは、ボロンナイトライドの粉末１４ｂを高温高圧で圧縮して成型加工した成型品からなる。ボロンナイトライドの成型品１４ａの単位体積当りのボロンナイトライド重量は１．８ｇ／ｃｃ以上となる。 （もっと読む）

【課題】実際稼働中の原電または装置産業の設備で発生する応力腐食割れを、原電で実際使用している配管材に原電と類似な環境下で直接形成させ、割れの進展速度を予測することにより、実際原電または装置産業における危険度を減少させるとともに非破壊検査の技量検証に対する実効性を保障することが可能な応力腐食割れ形成装置の提供。
【解決手段】管型試片１０の一側の外周面に円周方向に備えられる伝導部材、および前記伝導部材に隣接して配置された加熱コイルを備え、管の内部に蒸気圧を発生させる加熱ユニット２０と、管型試片の内部に発生する蒸気圧が漏れないように、開放された両側を密閉させる両端拘束ユニット３０と、加熱ユニットおよび両端拘束ユニットを制御する制御ユニットとを含んでなる、応力腐食割れ形成装置を提供する。 （もっと読む）

【課題】炉心シュラウドの直径を小さくすることができる試験片装荷装置を提供する。
【解決手段】試験片装荷装置１５は、ビーム１２、収納容器１０、上部係合装置２５及び下部係合装置２７を備える。上部係合装置２５はビーム１６の上端部に取り付けられ、下部係合装置２７はビーム１６の下端部に取り付けられる。収納容器１０はビーム１６に取り付けられる。収納容器１０は横断面が長方形をしており収納容器１７の厚みは、燃料集合体の下部タイプレートの外幅よりも薄い。このため、試験片装荷装置１５は、上部格子板５の格子部材に形成された、燃料集合体４が挿入できない大きさの開口部に挿入される。複数の試験片１８が収納容器１０内に取り付けられている。上部係合装置２５がビーム１２の上端部を上部格子板５に係合し、下部係合装置２７がビーム１２の下端部を炉心支持板１０に係合する。 （もっと読む）

【課題】異常過渡変化時の高出力、高温・高圧及び高腐食雰囲気にある炉心環境を実験室レベルにおいて再現することにより、異常過渡変化時における燃料被覆管の挙動を正確に把握することができる燃料被覆管の試験方法及びその装置を提供する。
【解決手段】原子炉で使用される燃料被覆管の試験方法において、燃料被覆管試験片１に水素を添加し、次に、前記燃料被覆管試験片に内部ヒータを挿入し後前記内部ヒータ及び圧力容器７の外面に設けられた外部ヒータ１４により前記燃料被覆管試験片を約３０分以上加熱する。 （もっと読む）

【課題】実機である炉内機器および構造物と同じ環境に曝された試験片を用いて環境助長割れ発生試験を行い、実機状態をよりよく模擬した環境助長割れの評価を行う。
【解決手段】試験片およびこれを収容する試験治具の準備・製作を行う準備・製作工程と、前記試験片に試験用荷重を負荷する荷重負荷工程と、荷重が負荷された前記試験片を前記試験治具に収容して原子炉内の試験対象機器近傍に設置する試験片設置工程と、前記試験片を炉内環境のもとで曝露させる曝露工程と、曝露後に前記試験片を炉外に取出して環境助長割れ感受性を評価する評価工程とを備える。 （もっと読む）

【課題】多数の燃料棒が流路内に規則的に配列された燃料集合体の熱的限界出力の相関式を作成する。そのさい、数値解析を利用して省力化および合理化を図る。
【解決手段】横断面が、少なくとも１本の燃料棒を含み燃料集合体のうちの横断面の一部を切り出した形状の部分燃料集合体の実験の結果に基づいて、熱的限界出力の相関式を求める小規模実験評価ステップ（Ｓ４）と、小規模実験評価ステップで得られた熱的限界出力の相関式に基づいて、実形状の前記燃料集合体について解析的に熱的限界出力の相関式を求める大規模解析評価ステップ（Ｓ５）と、を有する。熱的限界出力の相関式の関数形および係数は、部分燃料集合体の熱的限界出力実験データに基づいて最適化した関数形および係数である。 （もっと読む）

【課題】中性子照射を受けた部材の損傷を、少ない工程で短時間に精度よく診断する。
【解決手段】原子炉の炉内で中性子照射を受けた炉内機器の診断方法において、炉内機器の評価対象部位とほぼ同一の材質の小型試料を、その評価対象部位の近傍に設置して（工程Ｓ１）、所定の期間、原子炉を運転する（工程Ｓ２）。その後、小型試料を原子炉から回収して被測定表面に硬さ測定用押込み圧子を押込み、押込み深さと押込み荷重との関係を求める（工程Ｓ３）。その押込み深さと押込み荷重との関係に基づいて硬さと押込み荷重との関係を求める（工程Ｓ４）。また、炉内機器の物性値と硬さとの関係を表すマスターカーブを作成しておく（工程Ｓ５）。硬さと押込み荷重との関係およびマスターカーブに基づいて評価対象部位の機械特性を評価する（工程Ｓ６）。 （もっと読む）

【課題】炉心シュラウド壁内の粒界応力腐食割れへの貴金属の堆積を監視する装置を提供する。
【解決手段】炉心シュラウド２０壁内の粒間応力腐食割れ（ＩＧＳＣＣ）内への貴金属の堆積を監視する装置において、金属試料２００は、原子炉金属シュラウド壁の内部表面付近に配置する。試料は、原子炉内の水位より下に設置され、少なくとも１つの熱疲労割れを含む。試料は、所与の持続時間にわたり前記位置に維持され、試料が前記位置に維持されている間に、所与の量の貴金属が、原子炉水中に加えられる。次いで、試料が取り出される。割れ目堆積監視装置は頂部案内クランプと係留クランプとの間に配置された流れ調節器および頂部案内クランプと流れ調節器との間に連結された試料ホルダ１００を備える。 （もっと読む）

【課題】荷重を効果的且つ安定的にＳＣＣ付与用に供給することができるとともに構造の簡素化及びコストの低減が図れる小口径ノズル試験体へのＳＣＣ付与装置を提供する。
【解決手段】小口径ノズル２の溶接部４に応力腐食割れであるＳＣＣが発生した円筒状の試験体６を作成する際に予め試験体６を周方向に分割した分割試験体６ａの溶接部４にＳＣＣを付与する装置であって、上記分割試験体６ａの周方向両端部間にボルト１５を掛け渡し、該ボルト１５に螺合したナット１６で上記分割試験体６ａの内面又は外面を締付けることにより分割試験体６ａを拡径又は縮径して溶接部４にＳＣＣを付与するように構成した。 （もっと読む）

【課題】燃料被覆管（１４）の実際運転に近い腐食挙動の評価が可能とされる燃料被覆管（１４）の点検方法を提供する。また、その方法を実施するために適した装置（２）を提供する。
【解決手段】燃料被覆管（１４）が部分的に周囲媒体（Ｍ）の中に浸けられ、内側から加熱され、燃料被覆管（１４）の電極電位が基準電極（５４）に対して測定され、その測定データをもとに、燃料被覆管（１４）の材料特性、つまり、その腐食特性が推論される。この方法を実施するための装置（２）は、容器壁（６）に貫通開口（１２）を有し周囲媒体（Ｍ）で充填され前記貫通開口（１２）を通して燃料被覆管（１４）が挿入される圧力容器（４）と、燃料被覆管（１４）の管内部空間の中に配置された加熱装置（４０）と、燃料被覆管（１４）と容器壁（６）との間に配置された電気絶縁シール体（２４）とを有している。 （もっと読む）

【課題】評価対象の配管に実配管と同様な状態に模擬させ、その模擬状態の下、各種データを計測して前記評価対象の配管の寿命を予測するプラント配管の寿命予測装置およびその寿命予測方法を提供する。
【解決手段】本発明に係るプラント配管の寿命予測装置は、評価対象の配管に設けられた配管試験セクション１０に設置され、配管試験体１２に負荷を与える荷重負荷機構１３と、前記配管試験体１２に供給する流体の流動状態、性状、温度を実配管の流体に模擬させる手段と、前記配管試験体１２に設けられ、腐食を計測する腐食電位計測系１６と、前記試験体１２に設けられ、電位差を計測する電位差法計測系１７と、前記設定対象の配管を流れる流体の性状を計測する流体性状計測系２９と、前記腐食電位計測系１６、前記電位差法計測系１７および前記流体性状計測系２９のそれぞれから与えられるデータ情報のうち、少なくとも一つ以上を基にし、演算、解析して前記評価対象の配管の寿命を予測する寿命評価装置とを備えた。 （もっと読む）

【課題】 燃料集合体内部の原子炉冷却材の流量を高い精度で測定する。
【解決手段】 圧力損失低減の観点から、実際の燃料集合体と同様の形状を有する模擬燃料集合体１２０と、模擬燃料集合体１２０を流れる燃料集合体内部流量を測定する流量センサ１１５ａと、流量センサの上流で助走距離を確保する案内管１１４とを原子炉外で結合し、原子炉の定期点検時に、模擬燃料集合体１２０と流量センサ１１５ａと案内管１１４を原子炉内に設置し、燃料集合体内部の流量を測定する。 （もっと読む）

【課題】 金属中水素濃度及び水素化物の析出形態をある程度制御可能で、かつ簡便な水素添加が可能な試験片作成方法、およびその作成方法で製作された試験片を得ること。
【解決手段】 ジルコニウム基合金製の薄肉試験片の一面に水素透過性金属またはその合金を装着する第１の工程と、上記水素透過性金属またはその合金を装着した一面を溶存水素アルカリ金属の水酸化物を溶質とした低溶存酸素の水溶液或いは純水に接せしめるとともに、試験片の他面を水或いは試験片の酸化を加速しないような水溶液に接せしめる第２の工程と、上記一面が溶存水素アルカリ金属の水酸化物を溶質とした低溶存酸素の水溶液或いは純水に接せしめられ他面が水或いは試験片の酸化を加速しないような水溶液に接せしめられた試験片を高温加熱する第３の工程とを有することを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】酸化物核燃料ペレットの組織の評価を、経済的に優れ、制御が容易、さらに再現性も高く行う。
【解決手段】不活性雰囲気ガスの炉内で酸化物核燃料ペレットの研磨された表面を熱エッチングする熱エッチング方法であって、保持温度もしくは最高温度に向けて３０００℃／ｈｒ以上の速度で炉内温度を昇温することを特徴とする熱エッチング方法。不活性雰囲気のガスとして、アルゴン、ヘリウム、窒素のいずれか１種、またはこれらの混合ガスを使用する熱エッチング方法。これらの方法で得られた酸化物核燃料ペレットを画像処理して、結晶粒子径または気孔径を評価する酸化物核燃料ペレットの評価方法。 （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）