【課題】二つの測定区間に含まれるフィッサイル量が大きく異なる場合であっても、測定体系全体の未臨界度の誤判定を起こす可能性をより低減可能な測定装置および測定方法を提供する。
【解決手段】未臨界度測定装置１０Ａは、燃料集合体１の一側に配置される外部中性子源２と燃料集合体を挟んで正対する側に配置され、燃料集合体の中性子計数率を得る中性子束測定部１１と、中性子束測定部が異なる二点で測定した中性子計数率から所定演算をした結果と、複数の異なる既知の未臨界度毎に、測定位置と、当該測定位置における中性子計数率から前記所定演算した結果との対応関係を示す情報をもつデータベース２６を参照して得られた前記二点と対応する中性子計数率から前記所定演算した結果とを比較し、一致した中性子計数率に対応する未臨界度を燃料集合体の未臨界度として判定する未臨界度判定部２５とを具備する。 （もっと読む）

【課題】原子炉や燃料集合体等に対する未臨界度測定において、指数実験法による中性子増倍体系の未臨界度評価にあたり、中性子源および中性子検出器の設置位置、測定区間の選定方法によって評価結果が大きく影響を受けることなく未臨界度を測定する。
【解決手段】燃料集合体などの被測定中性子増倍体系１について、複数の中性子源２、２ａを設置し、中性子検出器３によって被測定中性子増倍体系１の長手軸方向の中性子束分布を測定した場合、中性子束分布形状が中性子源２他の数のピークを持つことを利用し、予め準備した未臨界度既知の測定対象である中性子増倍体系１における中性子束分布における最大値と最小値の比と未臨界度との間の特性に基づき、中性子増倍体系１の未臨界度を求める。 （もっと読む）

【課題】劣化に関する知見が少ない機器、劣化に関するパラメータが計測できない機器にも適用可能な、プラント機器の運転可能期間を評価する評価方法および評価装置を提供する。
【解決手段】機器故障データから機器の故障期を評価し、前記故障期に応じて故障確率計算手順を選択し、前記故障確率計算手順により前記機器故障データから累積故障確率を計算し、前記累積故障確率に対するしきい値である保守レベルを設定し、前記累積故障確率が前記保守レベルに到達するまでを運転可能期間とすることを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】原子炉内などのアクセスできない設備を遠隔で検査する方法を提供する。
【解決手段】写真測量システムは、原子炉内などの設備内の既知の正確な位置に遠隔視覚検出デバイス１６０および光学標的を含む。光学標的は、設備内の特徴と相関する光学標的の識別情報、遠隔器具１１６の識別情報、設備内の既知の位置を伝える標識を有する既存の特徴および配置された物体を含む。遠隔検査デバイスは、器具を動作させるための操作員コマンドを受け取り、光学標的に基づいて器具の位置を判定するユーザインターフェース１５４と通信することができる。別個の処理装置が、遠隔視覚検出デバイス１６０によって検出された光学標的からのデータを分析し、光学標的およびデバイスの位置を判定することができる。これらの判定から、検査された特徴または器具の位置を計算することができる。光学標的は、検査が完了した後、設備から除去することができる。 （もっと読む）

【課題】当直長が運転員の対応状況を容易かつ迅速に把握する。
【解決手段】主盤において原子力発電所の各機器の操作や監視が行われると、これらの操作・監視に対応した系情報、系統情報、画面情報および識別番号情報が生成される（Ｓ１０）。制御装置は、主盤において生成された系情報、系統情報、画面情報および識別番号情報のそれぞれを取得する（Ｓ２０）。制御装置では、運転指令卓において上記情報の表示要求があるか否かを判断し、表示要求があると判断した場合には主盤において運転員により行われた現在および過去の機器の操作・監視に関する情報、例えば系情報、系統情報、画面情報および識別番号情報を、運転指令卓の表示部の画面に表示させる（Ｓ３０，Ｓ４０，Ｓ５０）。 （もっと読む）

【課題】原子炉内に水中ビークル等の作業装置を投入して保全や点検等の作業を行なうに
当たり、投入した装置の位置や状態を監視カメラで確認しているが、構造が複雑で狭隘な
原子炉では熟練のオペレータでも負担が大きく、信頼性も乏しい。
【解決手段】原子炉内に投入される作業装置に搭載されたセンサユニットの計測情報を収
集し、作業装置の位置を特定してグラフィック表示する作業装置表示手段を有する作業ナ
ビゲーションシステムにより、センサ情報から作業装置の位置を特定してオペレータが監
視するモニタに表示する。 （もっと読む）

【課題】運転員の監視項目選定及び判定を支援し、運転員の経験やスキルに依存せずに保安規定を確実に遵守したプラント運営を実現する。
【解決手段】監視項目自動表示システム１０は、ユーザの入力操作を受け付ける入力部２２と、プラント監視上の保安規定の情報、プラント１１から取得されるプラント情報、プラント１１を構成する全機器の機器情報及びプラント１１の監視すべき全工程を示す工程情報に基づきプラント１１の全機器に対して待機か否かを判定するプラント系統待機評価部２３と、この判定結果、保安規定情報、プラント機器情報及び工程情報と、監視工程の情報を取得し、監視工程が保安規定に則っているか否かを判定する保安規定成立評価部２４と、この保安規定に則している場合、当該工程の監視に必要な監視項目を一括表示する監視項目表示部２５とを備える監視項目表示盤１３を具備する。 （もっと読む）

【課題】 配管の亀裂箇所の点検修理を容易に、かつ確実に行うことができる点検修理方法を提供する。
【解決手段】 配管１の亀裂箇所３の点検修理方法であって、前記配管１の亀裂３ａを超音波探傷検査により検出し、該超音波探傷検査により検出した亀裂箇所３の近傍に前記配管１を貫通する点検修理用孔４、５を設け、該点検修理用孔４、５内に撮像手段１０及び修理手段１２を挿入し、前記撮像手段１０により前記亀裂箇所３を目視しながら、前記修理手段１２により前記亀裂箇所３の修理を行い、この後に、前記撮像手段１０及び前記修理手段１２を前記点検修理用孔４、５から抜き出し、前記点検修理用孔４、５を閉塞手段で閉塞する。 （もっと読む）

【課題】原子力発電システムにおいて、運転員に負担を掛けることなく、臨界点における各種パラメータを採取して、これら採取されたパラメータを臨界判定の資料として用いる。
【解決手段】原子炉臨界判定データ収集装置は、原子炉１１からの熱出力に応じて発電を行う原子力発電システムに用いられ、原子炉の各種測定データをパラメータとして測定する測定装置１３、１４を備える。さらに、原子炉臨界判定データ収集装置は、原子炉の起動の際に、測定されたパラメータに基づいて原子炉が臨界点に達したと判定されると当該臨界点におけるパラメータを原子炉臨界判定データとして収集し、原子炉臨界判定データをプリントアウト等して出力する。 （もっと読む）

【課題】設備の有効メンテナンスモニタ装置を提供する。
【解決手段】確率的危険評価法に基づいて、プラント全体の各システムについて、機能の安全重要度等級づけで監査する。設備のメンテナンス記録により、モジュールが分類して、また、即時にシステム機能の信頼度や有用性を監査でき、機能基準に到達や以上のものについて、モジュールから管理人員に通知して格別監査流れを実行できる。従って、高い安全重要度のシステム機能の状態を把握でき、メンテナンス作業の有効を確保でき、設備の信頼度が向上され、負荷低下やシャットダウンの確率が低減され、そして、エンジングループの安全が向上され、また、有用性や信頼度のバランスを調整や制御をして、オンラインメンテナンス管制の基礎が拡大され、そして、オーバーホール工期を短縮でき、発電効率が向上され、安全を保証する前提下、設備のメンテナンスコストを低減でき、そして、設備のメンテナンスが所定の有効性になるように確保でき、稼動安全が向上される。 （もっと読む）

【課題】燃料棒の製造中に、手間や時間をかけずに被覆管の材料を判別する。
【解決手段】導電率測定手段を有している燃料棒被覆管材料の判別装置。導電率を測定する際に、測定箇所の温度を一定にする温度保持手段を有している燃料棒被覆管材料の判別装置。導電率測定手段は、燃料棒被覆管が所定の位置に置かれる台と、プローブと、プローブを燃料棒被覆管に一定の条件で接触させる接触調整部と、プローブの先端が接触調整部の作用の下で、台の所定の位置に置かれている燃料棒被覆管に一定の条件で接触している状態で、プローブからの電気信号を基に導電率を測定する導電率測定部を有している燃料棒被覆管材料の判別装置。 （もっと読む）

【課題】漏洩箇所を短時間により精度良く検出できる原子力施設の漏洩監視システムを提供する。
【解決手段】原子炉格納容器１内で蒸気系及び原子炉冷却水系の近くに配置された複数のサンプリング口１３は、セレクターバルブを介して管路２３に接続される。Ｇｅ検出器を有する放射能測定部３０Ａが管路２３に設けられる。Ｇｅ検出器は、各サンプリング口からサンプリングされたガス中の放射性核種（Ｎ−１３，Ｎ−１６，Ｍｎ−５４，Ｃｏ−６０）のγ線を検出する。波高分析器３４Ａはγ線検出信号を用いて核種分析を行う。データ処理装置３６は、核種分析情報を入力し、Ｎ−１３，Ｍｎ−５４等の放射能量に基づいて漏洩が蒸気系か原子炉冷却水系かを判定する。蒸気系の漏洩の場合、データ処理装置３６はＮ−１３／Ｎ−１６比を用いて蒸気系における漏洩箇所を特定する。その漏洩箇所の情報は表示装置３７Ｂに表示される。 （もっと読む）

【課題】チムニ出口の温度と飽和温度を監視してチムニ出口で沸騰が開始するように原子炉出力を制御すること。
【解決手段】チムニ上部に温度検出部を設けて流体温度を測定するとともに、チムニ上部に圧力検出部を配置して流体圧力を測定する。そして、この測定された流体圧力から飽和温度を計算で求め、この飽和温度と現在のチムニ上部の温度からサブクール温度を計算する。このサブクール温度は、予め設定されている安全性限界のサブクール温度とともに表示装置の同一画面上に表示される。このように、流体温度から求めたサブクール温度と予め設定された安全性の限界のサブクール温度が同時に同じ画面に表示されるので、運転員はこれを見ながらリアルタイムで安全運転の確認しつつ原子炉起動時の出力制御を安定に行うことができる。 （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】情報提示・監視媒体として、ＣＲＴ等をベースにしたプラントオペレーションにて、人間工学的な観点から人間の認知特性に適合した情報展開方法に基づいた画像情報表示方法を提供する。
【解決手段】プラントの情報を階層化して画像にて表示する画像情報表示方法である。上位階層の情報を固定表示すると共に、上位階層の情報よりも下位の中位階層の情報を複数の画像で表示する。そして、中位階層の情報を表示した複数の画像を並べることによりプラントの全体状況を把握できるようにする。 （もっと読む）

【課題】複数台近傍位置に配置された入退域管理装置同士の通信電波の干渉を無くすことができ、これによって無線式線量計と適正な通信を行うこと。
【解決手段】無線式線量計２Ａは、所望の入退域管理装置３Ａからの起動信号で起動した後、その起動信号中の設定情報に基づく固有の無線チャネルで所望の入退域管理装置３Ａと無線通信を行うようにした。入退域管理装置３Ａ〜３Ｃが複数台近傍位置に配置されていても、個々が異なる無線チャネルで無線式線量計２と通信を行うので、入退域管理装置同士の電波干渉が無くなる。 （もっと読む）

【課題】制御棒位置監視装置の信号伝達系あるいは構成要素に異常が発生し、現場から離れた場所に設けられている原子炉制御盤等で制御棒位置表示が不能となった場合でも、他の故障の影響を受けにくい部位に新たに設置した表示手段により制御棒位置情報及び異常情報を表示することができるようにする。
【解決手段】原子炉に設けられた複数の制御棒位置検出器１０から出力された制御棒位置を特定する接点信号ｂを入力し、制御棒位置情報ｎに変換する変換手段２２、前記接点信号を入力し、その異常を検出して異常情報を得る異常検出手段２３および前記制御棒位置情報ｎおよび異常情報ｅを伝送路３０に出力する手段２４〜１１ｃを備えた現場位置検出装置１１−Ａと、伝送路３０から制御棒位置情報ｎおよび異常情報ｅを入力し、運転監視用制御棒位置表示手段１２ｃに表示出力する位置監視コントローラ１２−Ａと、から構成した。 （もっと読む）

【課題】 原子炉内の検査対象面に対する水中移動装置の位置決めを短時間で精度良く行うことができ、この水中移動装置の位置決め再現性を良好なものとすることができ、このことにより検査対象面に対する検査や保全を確実かつ十分に行うことができる原子炉内検査保全方法を提供すること。
【解決手段】 水中移動装置３０を用いて原子炉内の検査対象面１ａの検査や保全を行うにあたり、まず、水中移動装置３０を用いて原子炉内の検査や保全を行う前に、検査対象面１ａに対して切り欠き処理、罫書き処理、ポンチ処理または打刻処理を行うことにより検知マーク３を予め形成しておく。そして、水が満たされた原子炉内で水中移動装置３０を移動させる。この移動の際に、水中移動装置３０が検査対象面１ａに形成された検知マーク３を検出することにより当該水中移動装置３０の位置決めを行う。 （もっと読む）

【課題】 「運転時の正常でない過渡変化」が発生した場合に、燃料健全性評価を行うＢＷＲの過渡燃料棒温度監視システムを提供する。
【解決手段】 ＢＷＲプラントの主要パラメータの過度的変化を監視記録する過渡現象記録装置１１、運転条件や機器トリップ時刻や動作時刻等を時系列的に記録するプロコンデータ１０及び炉心の特性を評価する炉心核燃料データ１２をサイトＬＡＮ１３で結ぶとともに、炉心全バンドルの限界出力比（ＣＰＲ）変化と燃料棒の被覆管温度変化を計算する全バンドル過渡シミュレータ２０をオフサイトＬＡＮ２１に結び、サイトＬＡＮ１３とオフサイトＬＡＮ２１を１つまたは複数のコンピュ−タネットワ−ク上に結合し、デ−タの移動、評価要求指示、計算結果表示等を行い、燃料被覆管温度の健全性を評価する。 （もっと読む）

【課題】 中性子照射原子炉構造物を溶接した後の当該溶接部の強度を予測する。
【解決手段】 溶接部強度予測方法は、中性子照射を受けた原子炉構造物の形状１と溶接条件２とに基づいて溶接中の溶接金属近傍の任意点における温度、応力およびひずみの時刻歴を算出する時刻歴算出工程Ｓ１と、時刻歴算出工程Ｓ１で算出された温度よび応力の時刻歴と原子炉構造物のＨｅ含有量４とに基づいて溶接金属近傍の複数の粒界上におけるＨｅバブル直径と密度とを算出するバブル直径および密度算出工程Ｓ２と、バブル直径および密度算出工程Ｓ２で算出されたＨｅバブル直径および密度と時刻歴算出工程Ｓ１で算出されたひずみの時刻歴とに基づいて、溶接金属近傍の複数の粒界上における割れ発生をそれぞれ判定する判定工程Ｓ３と、判定工程Ｓ３で判定された粒界割れ発生の有無に基づいて溶接金属近傍における割れ指標を算出する指標算出工程Ｓ４と、指標算出工程Ｓ４で算出された割れ指標に基づいて溶接部の強度を予測する予測工程Ｓ５と、を有する。 （もっと読む）