【課題】温度センサの取り付け位置に関わらず、精度よく温度センサの異常判定を行うことができるサプレッションプール温度監視装置を提供することを目的とする。
【解決手段】 サプレッションプール温度監視装置１は、水位センサ４と、複数の水位レベル３１の各々に複数取り付けられる温度センサ２と、各々の温度センサ２と同一の水位レベル３１に取り付けられる他の温度センサ２の温度計測値との温度偏差を温度偏差信号１００として演算する温度偏差演算回路３と、温度センサ２の異常判定を行う温度偏差監視回路５と、異常判定された温度センサ２を運転員に知らせる警報装置と、水位計測値１０１以下の水位レベル３１に取り付けられる正常な温度センサ２の温度計測値を平均化して平均化温度を演算し、この平均化温度を表示装置１１に表示させる平均化温度演算回路７とを備える。 （もっと読む）

【課題】原子力発電施設のタービンを駆動させる蒸気を輸送する主蒸気配管の圧力脈動測定において、できるだけ少ない枚数のひずみゲージを用いて圧力脈動に起因する主蒸気配管の配管周方向のひずみを精度良く測定し、かつ、計測データ収集の信頼性を向上させる。
【解決手段】主蒸気配管の配管周方向のひずみ量を計測するひずみゲージを、主蒸気配管の配管径方向断面図心に対して互いに点対称となる位置に設置される二枚を一組として、複数組設置することで、曲げによって生じるひずみ成分を除去しつつ計測データ収集の信頼性を向上させ、主蒸気配管の配管軸方向のひずみ量を計測するひずみゲージを設置することで、配管軸方向外力によって生じるひずみ成分を除去する。 （もっと読む）

【課題】過酸化水素の発生前後の原子炉内の水環境を模擬することができ、原子炉の構成材料の評価を高精度で行うことができる炉内環境模擬方法および炉内環境模擬装置を提供する。
【解決手段】高温高圧容器１１が、内部に液体を収容し、その液体を高温高圧に保つ。ラジカル発生手段１２が、液体中に超音波を照射可能に設けられた超音波発生装置、または、液体中に高圧水を噴射可能に設けられた噴射装置５１から成る。ラジカル発生手段１２は、高温高圧容器１１の内部の液体中にＯＨラジカルを発生可能である。画像取得手段１３が、高温高圧容器１１の内部の画像を取得する。解析部１４が、画像取得手段１３で取得された画像に基づいて、液体中の発光の位置と強度とを測定し、測定された発光の位置と強度とに基づいて、液体中でのＯＨラジカルの発生位置と濃度とを求めるよう構成されている。 （もっと読む）

【課題】原子炉運転中の格納容器内の漏えいの有無を精度高く判定する。
【解決手段】本発明は、原子炉の主蒸気及び炉水に含まれる放射線核種からの放射線を検出、分析することで、主蒸気または炉水の漏えいを検知する漏えい検知装置２６である。ガンマ線検出器４から出力される放射線検出信号を用いて、ガス化学形態分離器７を経由しない場合に対してガス化学形態分離器７を経由した場合のサンプリングガスの相対的なガンマ線計数率を算出し、予め記憶した主蒸気漏えいパターンと炉水漏えいパターンのいずれに近いかで、漏えいの有無、および、それが主蒸気漏えいか炉水漏えいかを精度高く判定できる。 （もっと読む）

【課題】原子炉の設備の状態および運転状況による影響を踏まえつつ、原子炉周辺の作業場の放射能の線量率を目標とする値まで確実に低下させ、且つ可能な限り迅速に冷却を行う原子炉制御支援システムを提供することを目的とする。
【解決手段】本発明にかかる原子炉制御支援システム２００の構成は、目標雰囲気線量率を入力する入力部２２０と、線量率−放射能量相関データ２３２と、放射能変化量−温度降下率相関データ２３４と、を記憶する記憶部２３０と、クラッドの量を取得する持込量取得部２４０と、温度降下率を算出する演算部２５０と、温度降下率を出力する出力部２６０と、を備え、演算部は、目標雰囲気線量率と線量率−放射能量相関データとから放射能量を演算し、放射能量とクラッドの量とから変化量を演算し、変化量と放射能変化量−温度降下率相関データとから温度降下率を算出することを特徴とする。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子炉の原子炉圧力容器内に装備されるジェットポンプの計測配管のクランプ装置を、例えばタイロッドやライザ管等の干渉物がある狭隘部で取り付け容易とする。
【解決手段】ジェットポンプのディフューザ１３の外面に接するＣ形アーム３０と、前記アーム３０の一端に設けられたボディ３１と、前記ボディ３１に位置調整可能に保持され、前記計測配管２８の外面に当接される押し付け用部材３５と、前記押し付け用部材３５を前記ボディ３１と相対的に変位させるよう配置された締付ボルト３４を備え、クランプ装置を前記ディフューザ１３に固定し、さらに前記計測配管２８をクランプする機能を持つ前記押し付け用部材３５が締付ボルト３４の回転に伴い、前記計測配管２８側に直線的にねじ送りされて変位するよう構成することで可動部の小型化、特に厚さを低減する。 （もっと読む）

【課題】沸騰水型原子力発電プラントの給水配管破断を想定した場合に、原子炉格納容器内の圧力の上昇を抑制し、プラントの安全性・信頼性を高める。
【解決手段】沸騰水型原子力発電プラントは、原子炉格納容器５の外側で複数の分岐給水配管１１ａ、１１ｂ、１１ｃ、１１ｄに分岐して各分岐給水配管が別々の貫通部６ａ、６ｂ、６ｃ、６ｄで原子炉格納容器５の壁を貫通する給水配管１４と、各分岐給水配管が原子炉格納容器の壁を貫通する貫通部に配置された逆止弁８ａ、８ｂ、８ｃ、８ｄおよび隔離弁７ａ、７ｂ、７ｃ、７ｄと、を有する。原子炉格納容器５内での分岐給水配管１１ａ、１１ｂ、１１ｃ、１１ｄの破断が検出されたときに隔離弁７ａ、７ｂ、７ｃ、７ｄを閉じる。破断検出には、原子炉格納容器５内での分岐給水配管同士の差圧等が用いられる。 （もっと読む）

【課題】軸封部におけるシール能力の健全性を評価することができ、更に、シール能力の低下を早期段階で検知できることは、メカニカルシールが多段に分かれているポンプの効率的な運用及び保守に密接に繋がる。
【解決手段】メカニカルシールが多段に分かれているポンプ（第１ポンプ１５ａ、第２ポンプ１５ｂ）の軸封部（第１軸封部１６ａ、第２軸封部１６ｂ）に設置されたメカニカルシール２６に関して、軸封部のシール圧力信号中に含まれる微少な揺らぎ成分をＡＰＳＤを用いて評価する。その評価結果からＡＰＳＤの上昇が認められた場合、シール能力低下の徴候として判定する。 （もっと読む）

【課題】原子炉一次系配管内壁に付着した放射性核種からの放射線を定量することで、内壁位置を、被曝量の問題を回避しながら精度高く同定すること。
【解決手段】一次系配管を挟んでほぼ直線上に設置され、一次系配管の内壁に付着した放射性核種が放射する陽電子による対消滅γ線を検出する一対の放射線検出器と、対消滅γ線をほぼ同時刻に計数する同時計数装置と、放射線検出器を一次系配管の断面に沿ってほぼ平行に移動させる検出器移動装置と、移動した放射線検出器の位置で同時計数装置から得られた放射線エネルギー分布の全吸収ピーク計数率を、放射線検出器位置に対する対消滅γ線強度分布としてデータ処理する対消滅γ線強度分布算出装置と、対消滅γ線強度分布に基づいて一次系配管の断面内の位置と放射線検出器位置との相関を算出し、放射線検出器の任意の位置から一次系配管の断面内の位置を同定する位置関係同定装置と、を備える。 （もっと読む）

【課題】再循環系統の設置されるジェットポンプの運転状況を監視し、破損などの不具合の生じたジェットポンプを直ちに検出することができる健全性監視装置を提供する。
【解決手段】原子炉再循環系に設置された各ジェットポンプの流量を検出するプラントデータ検出部２０２と、プラントデータ検出部２０２により測定された流量データに基づいて、あらかじめ決められた所定の流量指標値を演算し、この流量指標値と、所定の判定パラメータとを比較することにより、原子炉再循環系のジェットポンプの健全性を評価する健全性評価部２０３と、健全性評価部２０３の評価結果を表示するジェットポンプデータ表示部２０４と、とから構成される。 （もっと読む）