【課題】原子炉圧力容器の炉内計装筒溶接部の検査を事前に実施して、ひびの有無により肉盛溶接の条件を変えることにより、施工後の信頼性に優れた予防保全工法を提供する。
【解決手段】施工対象部位を事前に検査して、ひびの有無により万一ひびが発見された場合は、肉盛溶接の厚さを肉盛溶接側へのき裂進展評価量により適正な厚さとし、また、ひびが無い場合は肉盛溶接の厚さを表面改質を考慮した最小厚さ以上の厚さとすることにより、施工時間の短縮が図れ、かつ肉盛溶接による溶接変形量も抑えた信頼性の高い予防保全工法が可能となる。 （もっと読む）

【課題】音響共鳴に基づく圧力変動をさらに低減できる分岐部を有する配管を備えたプラントを提供する。
【解決手段】分岐部を有する配管を備えたプラントは、例えば、ＢＷＲプラント１である。ＢＷＲプラント１は、原子炉２、主蒸気配管１０、タービン１２、復水器及び給水配管を備える。原子炉２で発生した蒸気は主蒸気配管１０を通ってタービン１２に供給される。蒸気逃し安全弁１３が設けられたベント管１５が主蒸気配管１０に接続されている。ベント管１５と主蒸気配管１０の接続部、すなわち、主蒸気配管１０とベント管１５の分岐部１１の流路断面積は、主蒸気配管１０の分岐部１１以外の部分のそれよりも大きくなっている。分岐部１１の流路断面積が増大しているので、分岐部１１内を流れる蒸気１６の速度が遅くなり、分岐部１１での音響共鳴の発生が抑制される。この結果、主蒸気配管１０内の圧力変動が低減される。 （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】原子炉機器の圧力変動を高い精度で、また高信頼性で測定する監視装置を提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１内に収納された原子炉圧力容器に接続された配管２の表面に貼付け、この原子炉圧力容器に接続された配管２のひずみを測定するひずみ測定部４を有する光ファイバー３と、この光ファイバー３に接続されて光信号を電気信号に変換するひずみ変換器６と、このひずみ変換器６に接続された監視装置７とを備える。光ファイバー３を原子炉格納容器１に設けた貫通口５に電気信号に変換することなく直接通し、原子炉格納容器１の外に設置したひずみ変換器で光信号を電気信号に変換してもよい。 （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】原子炉圧力容器、再循環ポンプ及び配管系からなる原子力発電設備のうち、原子炉圧力容器内の任意点における圧力脈動の最大値を、確実に算出することができる、圧力脈動評価方法と、圧力脈動評価プログラムおよびコンピュータ読み取り可能な記録媒体を提供する。
【解決手段】再循環ポンプにおける圧力脈動を与えるステップ１と、再循環ポンプ吸込側から原子炉圧力容器の接続部に至る圧力脈動の伝播を評価し、接続部での変動流速を算出するステップ２と、再循環ポンプから原子炉圧力容器内のジェットポンプノズル部に至る圧力脈動の伝播を評価し、ノズル部での変動流速を算出するステップ３と、原子炉圧力容器内の任意点での圧力脈動を評価するステップ４とを備えると共に、前記ステップ４において、前記ステップ２及び前記ステップ３で得られた変動流速をそれぞれ原子炉圧力容器内に与えて評価を行う。 （もっと読む）

【課題】原子炉熱出力を低下させることなく主蒸気系で発生する圧力振動を効果的に抑制して、原子炉圧力容器内の蒸気乾燥器などを損傷させない沸騰水型原子炉を提供する。
【解決手段】圧力センサ１７，１８が、蒸気ドーム７及び蒸気配管８の内部で発生する音響共鳴に伴う変動圧力を常時検出している。監視・制御装置１９は、圧力センサ１７，１８の検出した変動圧力のレベルに基づいて、抽気弁１４の開度を制御して高圧タービン９から給水加熱器１３へ供給する抽気量を制御すると共に、制御棒駆動装置１５を介して制御棒１６を制御して炉心シュラウド２内のウラン燃料の核分裂エネルギを制御する。これにより、原子炉圧力容器１内で発生する蒸気量が減少するので、主蒸気系を通過する蒸気流量が低下して音響共鳴に基づく圧力振動が抑制される。また、原子炉圧力容器１の入出力の給水３と蒸気４のエンタルピ差が拡大するので、原子炉熱出力は一定に維持される。 （もっと読む）

【課題】炉内計装案内管の制振を図ることのできる炉内計装案内管支持装置を提供すること。
【解決手段】原子炉容器内に複数配設される炉内計装案内管４０の炉心支持板２０側の部分に複数のリブ板６０によって計装案内管固定部４１を固定し、計装案内管固定部４１を原子炉容器内に配設される炉心支持板２０に固定することにより、炉内計装案内管４０を炉心支持板２０に固定する。これにより、炉内計装案内管４０の固定部分の剛性の向上を図ることができる。また、複数の炉内計装案内管４０にタイプレート７０を固定し、タイプレート７０によって複数の炉内計装案内管４０を連結する。これにより、複数の炉内計装案内管４０全体の剛性の向上を図ることができる。これらの結果、炉内計装案内管４０の制振を図ることができる。 （もっと読む）

【課題】ＢＷＲの主蒸気システムの音響負荷を決定するために、ＢＷＲの蒸気システムの縮尺模型に試験を行うシステムおよび方法を提供すること。
【解決手段】沸騰水型原子炉（ＢＷＲ）に見込まれる音響負荷を予測するためのシステムおよび方法は、ＢＷＲの縮尺模型、縮尺模型に空気流れを発生するための試験治具、および評価されているＢＷＲに関するプラント動作に音響負荷がどのように影響を与えることができるか予測するためにシステムの挙動を監視するための１つまたは複数の測定デバイスを備えることができる。 （もっと読む）

【課題】 原子炉容器の底部にある小口径の炉内計装管が等間隔に配置されておらず、且つ、それらの周辺に大口径の円筒部材が存在していない場合にもウォータジェットピーニングによる予防保全が施せるようにした炉内計装筒の予防保全方法及び炉内計装筒の予防保全装置を提供すること。
【解決手段】 原子炉容器１内から炉心構造物を取外した後、炉心構造物を原子炉容器１内に取付けていた炉心支持部材３にＸＹ移動テーブル１８を据え付け、装置の上にあるターンテーブル１０に噴射ノズル装置１１取付け、原子炉容器１の底部を貫通して溶接され、林立している炉内計装筒２の外面に噴射ノズル７から高圧水を噴射し、炉内計装筒２の残留応力を改善し、応力腐食割れを防止するようにしたもの。
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