【課題】スペクトルシフトロッド（ＳＳＲ）を有する燃料集合体が装荷された炉心の炉心特性の精度をさらに向上させることができる炉心性能計算装置を提供する。
【解決手段】ＳＳＲを有する複数の燃料集合体が原子炉の炉心に装荷されている。炉心の反応度はＳＳＲの冷却材上昇流路内に形成される液面の位置を変えることによって制御できる。燃料集合体毎の冷却水流量配分計算が行われ（ステップ５３）、燃料集合体内のボイド率分布計算（ステップ５４）及びＳＳＲ内のボイド率分布計算（ステップ５５）を含む熱水力計算処理が実行される。ＳＳＲ内のボイド率分布は燃料有効長を軸方向で２４個に分割された各セル毎に求められる。複数の核定数がステップ５４，５５で得られた各ボイド率に基づいて算出される（ステップ５６）。中性子拡散計算が各核定数を用いて行われ（ステップ５７）、炉心の出漁分布等の炉心特性が算出される。 （もっと読む）

【課題】安全限界最小限界出力比を決定すること
【解決手段】一実施例において本方法は、運転限界の最小限界出力比、限界出力比変化分布バイアス、および限界出力比変化分布標準偏差（９１５）を用いて安全限界出力比を決定することを含む。 （もっと読む）

本発明は、少なくとも１つの危険なプロセスが行なわれる施設の内部で発生する事故の時間的経過を把握する方法に関する。本方法は、−事故の発生源を特定し、且つ特定された発生源から放出される有害物質の流量データを含む線源項（Ｓ（ｔ））を求めるステップ（Ｍ_Ｓ）、−前記流量と、施設の幾何学データ（ＧＩ１）とに基づいて、施設の異なる場所に存在する有害物質の量をリアルタイムで計算するステップ（Ｍ_ｃｄ）、並びに、−計算ステップで計算した量の時間的変化を分析した後で、ステップ完了時に、施設への介入の実現可能性又は実現不可能性のデータ（ｄＩｎｔ）を供給する診断ステップ（Ｍ_Ｄ）を含むことを特徴とする。危険を伴う施設（原子力施設、化学工場）における事故の発生に適用される。
（もっと読む）

【課題】応力腐食割れの発生時間を精度良く求めることができる応力腐食割れ監視方法を提供することにある。
【解決手段】原子力プラントに設けられた各ＥＣＰセンサによって測定された各測定対象箇所でのＥＣＰの測定値がそれぞれＳＣＣ監視装置に入力される（ステップ２２）。その原子力プラントに設けられた各水質測定装置で測定された各測定対象箇所での冷却水の硫酸濃度の測定値がそれぞれＳＣＣ監視装置に入力される。測定対象箇所の構造部材の炭素量がＳＣＣ監視装置に入力される（ステップ２４）。各測定対象箇所の構造部材の歪み速度がＳＣＣ監視装置に入力される（ステップ２５）。ＳＣＣ監視装置はＥＣＰ及び硫酸濃度の各測定値、構造部材の炭素量及び歪み速度に基づいて各構造部材におけるＳＣＣ発生時間を算出する（ステップ２６）。 （もっと読む）

【課題】プラント構造物の腐食電位を高精度に測定して、当該プラント構造物の亀裂進展寿命を精度良く予測できること。
【解決手段】腐食環境にあるプラント構造物の亀裂進展寿命を予測するプラント構造物の亀裂進展寿命予測システム３０において、プラント構造物における寿命を評価すべき部位３５の近傍の腐食電位を測定する腐食電位測定手段と、この測定された腐食電位、及び寿命を評価すべき部位を形成する構成材料についての亀裂進展特性データを用いて、亀裂進展寿命を予測する寿命予測演算装置３４とを有し、前記腐食電位測定手段は、寿命を評価すべき部位と同一材料から構成された試料電極３１と、照合のための照合電極３２とが、寿命を評価すべき部位の近傍に配置され、これらの電極間の電位差から腐食電位を測定するものである。 （もっと読む）

【課題】き裂の大きさや方向に応じて適切なき裂進展速度を選択でき、き裂進展量の時間変化を予測評価することができるき裂進展予測評価方法を提供する。
【解決手段】本発明によるき裂進展予測評価方法は、最深点応力拡大係数Ｋ_aを算出する工程（符号１１）と、き裂深さａと境界き裂深さａ_bとの大小関係を判定する工程（符号１３）とを備えている。き裂深さａが境界き裂深さａ_b以下の場合に第１のき裂深さ進展速度式に基づいてき裂深さ進展速度Ｖ_aを算出し（符号１４）、き裂深さａが境界き裂深さａ_bより大きい場合に第２のき裂深さ進展速度式に基づいてき裂深さ進展速度Ｖ_aを算出する（符号１５）。次に、所定のき裂深さ進展量Δａに対するき裂進展時間Δｔを算出し（符号１６）、き裂深さａとき裂時間ｔとをそれぞれ更新する（符号１７、１８）。上記手順を繰返し行うことにより、き裂深さａの時間変化を予測する。 （もっと読む）

【課題】現時点以降におけるキセノン振動を予測すること。
【解決手段】原子炉の出力分布の軸方向出力偏差をＡＯｐ、キセノン分布に基づく出力分布の軸方向出力偏差をＡＯｘ、ヨウ素分布に基づく出力分布の軸方向出力偏差をＡＯｉとして、パラメータＤＡＯｐｘ（＝ＡＯｐ−ＡＯｘ）及びパラメータＤＡＯｉｘ（＝ＡＯｉ−ＡＯｘ）を、キセノン振動の角周波数を用いた三角関数の関係式で記述する。次に、前記パラメータＤＡＯｐｘ、ＤＡＯｉｘの初期値に対する位相を求める（ステップＳ１０１）。そして、求めた位相、及びこの位相から求めた前記関係式の係数を用いて表される前記パラメータＤＡＯｐｘをＸ座標に、前記パラメータＤＡＯｉｘをＹ座標にする。これによって得られた軌跡を用いて現時点以降の軌跡を予測し（ステップＳ１０２）、キセノン振動を消滅させるタイミングを予測する（ステップＳ１０３）。 （もっと読む）

【課題】原子力発電所に対して落雷が発生した場合、建屋内に発生する雷サージ電流の影響により、微弱信号回路が誤動作，故障する可能性があるが、従来は、建屋内に発生する雷サージ電流の分散状態や、微弱信号回路への伝搬が生じる個所を特定することが、電線管ルート設計段階では困難であり、電線管ルートの適切な設計ができなかった。
【解決手段】原子力発電所における構造物の設計データを格納したデータベース１と、前記設計データを反映して落雷時の雷サージ電流の分散状態を評価することができる解析モデル２と、構造物を流れる電流が電線管を介して微弱信号回路に与える影響を定量的に評価することができる解析モデル３を組合せて、設計データとして入力された微弱信号回路の電線管ルートが落雷時に発生する雷サージ電流の影響を受けて微弱信号回路の誤動作を生ずる可能性があるかどうかを評価する電線管ルート設計用解析評価システム。 （もっと読む）

【課題】稼働率を向上できる原子力プラントを提供する。
【解決手段】監視装置４２は、演算装置４３及び判定装置４４を有している。ＲＰＶ３に設けられた給水ノズル１２付近の冷却水温度を温度検出器４１で計測する。この温度計測値を入力した演算装置４２は、非定常熱応力σ_ａｌｔ及び累積損傷係数Ｕｆを算出する。判定装置４４は、算出されたそれぞれが設定値を満足するかを判定する。例えば、累積損傷係数Ｕｆが１以上であるとき、制御装置４８は抽気流量調節弁４０の開度を増大して給水温度を増加させる。また、演算装置４２は将来の累積損傷係数Ｕｆを予測する。判定装置４４は予測累積損傷係数Ｕｆが１未満であるかを判定する。それが１に到達する時点が次回の定期検査前であれば、制御装置４８は、予測した累積損傷係数Ｕｆが１になった時点以降でプラントが停止するまでの間、給水温度を増加させる。 （もっと読む）

【課題】より高い燃焼度の複数の使用済燃料集合体を、燃料収納容器における線量率の制限値を満足させて、より短時間に装荷することができる燃料収納容器への使用済燃料集合体の装荷方法を提供する。
【解決手段】金属キャスク内に収納する各使用済燃料集合体の燃焼度分布データがＣＰＵに入力される（ステップ４）。ＣＰＵはそれらの燃焼度分布データを用いて各々の使用済燃料集合体の線源強度分布を算出する（ステップ５）。キャスク内での使用済燃料集合体の収納位置を決定する（ステップ６）。算出した線源強度分布の情報及び収納位置の情報に基づいて、キャスクの線量率分布を算出する（ステップ７）。線量率計算値が第１線量率設定値未満であるかの判定（ステップ８）、及び線量率計算値が第２線量率設定値以上であるかの判定（ステップ９）が共にＹｅｓである場合に、決定された各使用済燃料集合体を金属キャスク内に収納する。 （もっと読む）

【課題】二次冷却材中イオン不純物濃度の変化を予測することにより、イオン不純物の上昇を抑制するための合理的な対策を立案することを可能としたＰＷＲ型原子力発電所における二次冷却材中のイオン不純物濃度評価方法を提供する。
【解決手段】 蒸気発生器におけるイオン不純物の所定の収支から、蒸気発生器における二次冷却材中のイオン不純物の濃度変化を予測する。 （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】未臨界から臨界までの広範囲にわたって未臨界度を精度よく評価すること。
【解決手段】この未臨界度測定方法は、まず、炉心を臨界に到達させる過程において求めた補正逆計数率比と予測未臨界度とから、両者の関係を表す直線関係式を求める（ステップＳ１０３）。次に、前記炉心が臨界に到達した後、反応度計が使用できるレベルまで中性子束レベルを上昇させた後、前記炉心を、炉心の臨界到達前における第１の炉心状態に再現した第２の炉心状態とする（ステップＳ１０６）。そして、前記第２の炉心状態における実測未臨界度と、前記第１の炉心状態における予測未臨界度とを比較する（ステップＳ１０７）。両者の相違が無視できない場合には（ステップＳ１０７：Ｎｏ）、予測未臨界度と実測未臨界度の差に基づき、補正係数を算出する際の炉心解析モデルを修正し（ステップＳ１０８）、これを用いて直線関係式を再計算する（ステップＳ１１０）。 （もっと読む）

【課題】的確な予測監視を行うことができる炉心監視装置を提供する。
【解決手段】原子炉炉心の状態量を取得して炉心特性を演算し、炉心特性実績データを生成する炉心特性実績演算部１と、この炉心特性実績演算部１で生成した炉心特性実績データを記憶する炉心特性実績データベース２と、運転計画データを記憶する運転計画データベース４と、炉心特性実績データベース２に炉心特性実績データが記憶されたとき、その記憶された最新の炉心特性実績データ及び運転計画データベース４に記憶された運転計画データに基づいた計算モデルにより炉心特性の経時変化を予測演算し、炉心特性予測データを生成する炉心特性予測演算部５と、この炉心特性予測データ演算部５で生成した炉心特性予測データを記憶する炉心特性予測データベース６と、炉心特性予測データベース６に記憶された炉心特性予測データを表示する表示部９とを備える。 （もっと読む）

【課題】監視者の負担を軽減しつつ、より付加価値の高い炉心監視装置を提供する。
【解決手段】運転計画に従って運転する原子炉炉心を監視する炉心監視装置１において、原子炉炉心のプロセスデータを取得するプロセスデータ取得部２と、このプロセスデータ取得部２で取得したプロセスデータ及び運転計画に基づいた計算モデルにより炉心特性の経時変化を予測演算し、かつ計算モデルに含まれるパラメータの誤差に伴う炉心特性予測値の経時変化の誤差範囲を演算する炉心特性予測演算部６と、この炉心特性予測演算部６で演算した炉心特性予測値の経時変化及びその誤差範囲を表示する表示部９とを備える。 （もっと読む）

【課題】ガス蓄積可能箇所における非凝縮性ガスのガス蓄積を迅速にかつ効率よく監視し、リスク評価して被害を未然にしかも確実に防止した方法を提供する。
【解決手段】非凝縮性ガスの蓄積監視および評価方法は、流体配管の形状、分岐管と母管の口径比、分岐管の口径と分岐長さの比、Ｒｅ数の物理量から非凝縮性ガスのガス蓄積可能性を評価できる評価判定テーブルあるいは評価判定式を理論解析および実験で求めて予め作成し、非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性のあるガス蓄積可能箇所５４の流体配管の物理量測定により、ガス蓄積可能箇所５４における非凝縮性ガスのガス蓄積の可能性あるいは非凝縮性ガス蓄積量を判定し、評価することを特徴とする方法である。 （もっと読む）

【課題】パワー増強運転のための原子炉炉心を設計する方法を提供する。
【解決手段】パワー増強運転について満たされるべき制約のセットが入力され、試験原子炉炉心設計が、制約に基づいて生成される。制約を基準にして試験炉心設計を評価するために、１つまたは複数の自動化ツールが、自動化ツールのセットから選択されてもよい。選択されたツールを、その後、動作させてもよい。選択された自動化ツールの動作は、試験炉心設計を用いて原子炉運転をシミュレートすること、制約に基づいて複数の出力を生成すること、制約を基準にして出力を比較すること、および、比較に基づいて、シミュレーション中に、試験炉心設計によって違反された制約を指示するデータを提供することを含む。自動化ツールの１つまたは複数は、試験炉心設計が、パワー増強運転のための全ての制約を満たすまで繰り返され、それにより、許容可能なパワー増強炉心設計を示す。 （もっと読む）

【課題】機械的な健全性を確保しつつ長寿命化を実現できること。
【解決手段】シース７を中央構造材６に固着して複数のウイング２を構成し、このウイングの炉心挿入方向先端側に先端構造材を、挿入末端側に末端構造材を固着すると共に、ハフニウム板１０を中性子吸収材とする複数の一体型中性子吸収要素３１をシース内に配列し、前記一体型中性子吸収要素は、貫通孔３３、３４に挿通されてシースに固着される軸部３２Ｂと、ハフニウム板１０の間隔を保持するスペーサ部３２Ａとを備えた保持部材３２により荷重が保持される原子炉用制御棒３０において、挿入先端から１／４乃至３／４の範囲で、ハフニウム板１０の厚さがシース７の厚さよりも厚い制御棒挿入先端側に位置する一体型中性子吸収要素では、貫通孔３４と保持部材３２の軸部３２Ｂとの間に設けられた孔間隙３７が、制御棒挿入末端側に位置する一体型中性子吸収要素よりも大きく形成されたものである。 （もっと読む）

【課題】ＢＷＲ蒸気乾燥器にかかる応力を予測する方法を提供する。
【解決手段】本方法は、ＢＷＲ蒸気系の解析音響モデルを構築する段階（Ｓ１００）と、ＢＷＲ蒸気系の解析音響モデルに経験データを入力することによって圧力推定値を生成する段階（Ｓ１１０）と、ＢＷＲ蒸気乾燥器の解析構造モデルを構築する段階と、解析構造モデル及び圧力推定値を使用してＢＷＲ蒸気乾燥器にかかる応力を予測する段階（Ｓ１６０）とを含む。 （もっと読む）

【課題】装荷ステップの装荷後に次装荷ステップ後の中性子実効増倍率を予測し、予測結果に基づいて装荷の可否を判断する方法を提案する。
【解決手段】多数の照射燃料を順次装荷する未臨界中性子増倍体系の実効増倍率算出方法において、未臨界中性子増倍体系の内部または外周部の所定位置の中性子計数率を測定し（Ｓ２０６）、照射燃料毎に軸方向に分布する群定数と中性子発生率と、照射燃料装荷体系の形状寸法とを用いて中性子輸送・拡散計算を行うことにより前記測定位置の中性子計数率を求め（Ｓ２０５）、前記中性子計数率の測定値と計算値との比が、照射燃料の各装荷ステップでほぼ一定となるように、必要に応じて前記照射燃料装荷体系の群定数を修正し（Ｓ２０８）、この群定数と次装荷ステップの中性子発生率と次装荷ステップの照射燃料装荷体系の形状寸法とを用いて中性子輸送・拡散計算を行うことにより次装荷ステップの実効増倍率を算出する（Ｓ２１４）。 （もっと読む）