JP3270200B2 - 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 - Google Patents
原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置Info
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- JP3270200B2 JP3270200B2 JP15494193A JP15494193A JP3270200B2 JP 3270200 B2 JP3270200 B2 JP 3270200B2 JP 15494193 A JP15494193 A JP 15494193A JP 15494193 A JP15494193 A JP 15494193A JP 3270200 B2 JP3270200 B2 JP 3270200B2
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- reactor pressure
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- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、沸騰水型原子炉（以下
ＢＷＲという。）における一次冷却材の水質を把握する
ための原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置に関す
る。
ＢＷＲという。）における一次冷却材の水質を把握する
ための原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置に関す
る。
【０００２】
【従来の技術】原子力プラントにおいては原子炉冷却材
に高温高圧水を用いており、その厳しい環境条件のもと
では構造材料の腐食挙動が重要な問題となっている。特
にＢＷＲではオーステナイト系ステンレス鋼配管におい
て、溶接部等の熱影響部に応力腐食割れ（以下ＳＣＣと
記す。ＳＣＣはStress Corrosion Cracking の略。）と
いう事象が発生した例がある。
に高温高圧水を用いており、その厳しい環境条件のもと
では構造材料の腐食挙動が重要な問題となっている。特
にＢＷＲではオーステナイト系ステンレス鋼配管におい
て、溶接部等の熱影響部に応力腐食割れ（以下ＳＣＣと
記す。ＳＣＣはStress Corrosion Cracking の略。）と
いう事象が発生した例がある。
【０００３】このＳＣＣという事象は３つの要因、すな
わち、材料、応力、環境という因子が重畳した時に発生
すると一般に言われている。材料の因子としては特にSU
S304系のステンレス鋼の溶接部という条件が挙げられ
る。すなわち、溶接時の熱影響によって炭化クロムの析
出が起こるためにクロム欠乏層が生じ、耐力が低下する
点が問題となっている。また、応力の因子としては、や
はり溶接時に生じる部材への残留熱応力が挙げられ、溶
接法の改善等により残留応力除去を施すことが行われて
いる。一方、環境側の因子としては、塩素イオン等の不
純物、溶存酸素等が、高温水という腐食環境下で存在す
ることが挙げられる。原子力プラントにおいては原子炉
冷却材の水質管理が厳重に行われており、ＢＷＲプラン
トでは一次系水を極力、中性純水に保つ努力が払われて
いる。従って不純物濃度は低く保たれている。一方、溶
存酸素濃度については炉心での水の放射線分解により酸
素が発生するため、200 〜300ppb程度の溶存酸素が存在
することは避けられない。よって、ＳＣＣに対する環境
因子としては不純物イオンの存在とともに、溶存酸素の
存在がより重要となっている。原子炉温度（285 ℃）に
おいては200ppb前後の溶存酸素はＳＣＣを発生させるの
に十分なレベルである。
わち、材料、応力、環境という因子が重畳した時に発生
すると一般に言われている。材料の因子としては特にSU
S304系のステンレス鋼の溶接部という条件が挙げられ
る。すなわち、溶接時の熱影響によって炭化クロムの析
出が起こるためにクロム欠乏層が生じ、耐力が低下する
点が問題となっている。また、応力の因子としては、や
はり溶接時に生じる部材への残留熱応力が挙げられ、溶
接法の改善等により残留応力除去を施すことが行われて
いる。一方、環境側の因子としては、塩素イオン等の不
純物、溶存酸素等が、高温水という腐食環境下で存在す
ることが挙げられる。原子力プラントにおいては原子炉
冷却材の水質管理が厳重に行われており、ＢＷＲプラン
トでは一次系水を極力、中性純水に保つ努力が払われて
いる。従って不純物濃度は低く保たれている。一方、溶
存酸素濃度については炉心での水の放射線分解により酸
素が発生するため、200 〜300ppb程度の溶存酸素が存在
することは避けられない。よって、ＳＣＣに対する環境
因子としては不純物イオンの存在とともに、溶存酸素の
存在がより重要となっている。原子炉温度（285 ℃）に
おいては200ppb前後の溶存酸素はＳＣＣを発生させるの
に十分なレベルである。
【０００４】さらに、最近では炉心外配管よりも一段と
厳しい腐食環境にある炉内構造物あるいは炉底部等の原
子炉圧力容器耐圧バウンダリについては材料健全性の維
持、長寿命化を図るため、炉内の腐食環境の把握が重要
な課題となっている。計算機シミュレーションによるＢ
ＷＲプラント一次系水質のモデル解析によれば、炉心部
の溶存酸素濃度は500ppb〜800ppb程度また炉底部でも20
0ppb〜300ppb程度になることが示されており、さらに、
酸素と同等、あるいは、それ以上の腐食性が予想される
過酸化水素も数100ppb程度存在するとされている。
厳しい腐食環境にある炉内構造物あるいは炉底部等の原
子炉圧力容器耐圧バウンダリについては材料健全性の維
持、長寿命化を図るため、炉内の腐食環境の把握が重要
な課題となっている。計算機シミュレーションによるＢ
ＷＲプラント一次系水質のモデル解析によれば、炉心部
の溶存酸素濃度は500ppb〜800ppb程度また炉底部でも20
0ppb〜300ppb程度になることが示されており、さらに、
酸素と同等、あるいは、それ以上の腐食性が予想される
過酸化水素も数100ppb程度存在するとされている。
【０００５】このように、炉内は高放射線場であるため
に酸化性の強い放射線分解生成物が高濃度で存在し、材
料の腐食環境としては極めて苛酷であると考えられる。
従来、ＢＷＲプラント一次系の炉水水質は、原子炉再環
境系、あるいは原子炉冷却材浄化系に設けられた試料採
取点から炉水をサンプリングし、常温に冷却した後、測
定している。この様子を図７に示す。すなわち、図７は
ＢＷＲ一次系の水素注入システムの構成を示す系統図で
ある。炉心１で発生した蒸気は高圧タービン２、および
低圧タービン３で仕事をした後、復水器４に導かれ、冷
却凝縮されて水に戻る。この復水は復水ポンプ５、復水
浄化系６を経て、高圧復水ポンプ７、給水加熱器８およ
び給水ポンプ９により昇温加圧され、原子炉圧力容器10
に注入される。一方、原子炉水は原子炉再循環ポンプ11
によってその一部または全部が炉外を強制再循環してお
り、この原子炉再循環系12から分岐して原子炉冷却浄化
系13が設けられている。通常、このどちらかの系統から
サンプリングライン14を介して炉水のサンプリングを行
い、分析ラック15において溶存酸素濃度、導電率等を測
定している。
に酸化性の強い放射線分解生成物が高濃度で存在し、材
料の腐食環境としては極めて苛酷であると考えられる。
従来、ＢＷＲプラント一次系の炉水水質は、原子炉再環
境系、あるいは原子炉冷却材浄化系に設けられた試料採
取点から炉水をサンプリングし、常温に冷却した後、測
定している。この様子を図７に示す。すなわち、図７は
ＢＷＲ一次系の水素注入システムの構成を示す系統図で
ある。炉心１で発生した蒸気は高圧タービン２、および
低圧タービン３で仕事をした後、復水器４に導かれ、冷
却凝縮されて水に戻る。この復水は復水ポンプ５、復水
浄化系６を経て、高圧復水ポンプ７、給水加熱器８およ
び給水ポンプ９により昇温加圧され、原子炉圧力容器10
に注入される。一方、原子炉水は原子炉再循環ポンプ11
によってその一部または全部が炉外を強制再循環してお
り、この原子炉再循環系12から分岐して原子炉冷却浄化
系13が設けられている。通常、このどちらかの系統から
サンプリングライン14を介して炉水のサンプリングを行
い、分析ラック15において溶存酸素濃度、導電率等を測
定している。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】しかしながら、従来の
炉水水質測定においては、図７に示されるように炉心外
配管に備えられた試料採取点から炉水が導かれており、
必ずしも炉心１内の水質を直接測定しているわけではな
い。そして、すでに計算機シミュレーション結果にも示
されているように、炉心１部の水質と炉心外配管におけ
る水質とは大きく異なることが予想される。すなわち、
高温で熱的に不安定な過酸化水素の挙動の影響およびダ
ウンカマ一部における酸素と水素との再結合の効果によ
り、炉心部と炉外とではその水質に大きな隔たりがある
ものと考えられる。
炉水水質測定においては、図７に示されるように炉心外
配管に備えられた試料採取点から炉水が導かれており、
必ずしも炉心１内の水質を直接測定しているわけではな
い。そして、すでに計算機シミュレーション結果にも示
されているように、炉心１部の水質と炉心外配管におけ
る水質とは大きく異なることが予想される。すなわち、
高温で熱的に不安定な過酸化水素の挙動の影響およびダ
ウンカマ一部における酸素と水素との再結合の効果によ
り、炉心部と炉外とではその水質に大きな隔たりがある
ものと考えられる。
【０００７】従って、従来の炉水水質測定においては炉
内構造物等が位置するところの炉内腐食環境を正確には
評価できないという課題があった。特に、炉底部等の原
子炉圧力容器耐圧バウンダリーの材料健全性を維持する
ことは、プラント稼働率の向上、プラントの長寿命化を
図る上で極めて重要である。しかしながら、原子炉底部
の水質環境を直接把握しようという試みは、これまでな
されていない。
内構造物等が位置するところの炉内腐食環境を正確には
評価できないという課題があった。特に、炉底部等の原
子炉圧力容器耐圧バウンダリーの材料健全性を維持する
ことは、プラント稼働率の向上、プラントの長寿命化を
図る上で極めて重要である。しかしながら、原子炉底部
の水質環境を直接把握しようという試みは、これまでな
されていない。
【０００８】本発明は上記の点を考慮してなされたもの
で、炉底部の水質環境（腐食電位、溶存酸素、き裂進展
速度等）を直接測定することができる原子炉圧力容器炉
底部水質環境測定装置を提供することを目的としてい
る。
で、炉底部の水質環境（腐食電位、溶存酸素、き裂進展
速度等）を直接測定することができる原子炉圧力容器炉
底部水質環境測定装置を提供することを目的としてい
る。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記目的を達成するため
に、本発明では原子炉圧力容器の底部を貫通するインコ
アモニタハウジング内に配置された炉心内計装用カバー
チューブの原子炉圧力容器炉底部下鏡近傍に孔を明け、
この炉心内計装用カバーチューブの内部に設置した水質
環境測定器と、この水質環境測定器からの測定信号を測
定信号伝達用ケーブルを介して入力して処理する測定信
号処理装置とからなる原子炉圧力容器炉底部水質環境測
定装置を提供する。
に、本発明では原子炉圧力容器の底部を貫通するインコ
アモニタハウジング内に配置された炉心内計装用カバー
チューブの原子炉圧力容器炉底部下鏡近傍に孔を明け、
この炉心内計装用カバーチューブの内部に設置した水質
環境測定器と、この水質環境測定器からの測定信号を測
定信号伝達用ケーブルを介して入力して処理する測定信
号処理装置とからなる原子炉圧力容器炉底部水質環境測
定装置を提供する。
【００１０】
【作用】このように構成することにより、水質環境測定
装置はハウジング内に配置され、しかも原子炉圧力容器
の炉底部とは、炉心内計装用カバーチューブに明けられ
た孔によって連通している。 このため、ハウジング内に
配置された水質環境測定装置によって、原子炉底部の水
質を直接的に測定することが出来る。 また、炉心内計装
の交換時に、同時に容易に交換することが出来る。
装置はハウジング内に配置され、しかも原子炉圧力容器
の炉底部とは、炉心内計装用カバーチューブに明けられ
た孔によって連通している。 このため、ハウジング内に
配置された水質環境測定装置によって、原子炉底部の水
質を直接的に測定することが出来る。 また、炉心内計装
の交換時に、同時に容易に交換することが出来る。
【００１１】
【実施例】以下、図１および図２を参照しながら本発明
に係る原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置の第１の
実施例について説明する。図１はＢＷＲ一次系構成を示
す系統図である。炉心１で発生した蒸気は高圧タービン
２および低圧タービン３で仕事をした後、復水器４に導
かれ、冷却凝縮されて水に戻る。この復水は復水ポンプ
５、復水浄化系６を経て高圧復水ポンプ７、給水加熱器
８および給水ポンプ９により昇温加圧され、原子炉圧力
容器10に注入される。一方、原子炉水は原子炉再循環ポ
ンプ11によってその一部または全部が炉外を強制再循環
しており、この原子炉再循環系12から分岐して原子炉冷
却浄化系13が設けられている。
に係る原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置の第１の
実施例について説明する。図１はＢＷＲ一次系構成を示
す系統図である。炉心１で発生した蒸気は高圧タービン
２および低圧タービン３で仕事をした後、復水器４に導
かれ、冷却凝縮されて水に戻る。この復水は復水ポンプ
５、復水浄化系６を経て高圧復水ポンプ７、給水加熱器
８および給水ポンプ９により昇温加圧され、原子炉圧力
容器10に注入される。一方、原子炉水は原子炉再循環ポ
ンプ11によってその一部または全部が炉外を強制再循環
しており、この原子炉再循環系12から分岐して原子炉冷
却浄化系13が設けられている。
【００１２】この実施例においては、水質環境測定器21
を原子炉圧力容器10の炉底部下鏡25を貫通するハウジン
グであるインコアモニタハウジング26内の炉底部の位置
に挿入している。この水質環境測定器21からの測定信号
21ａを伝達するために水質環境測定器21には測定信号伝
達用ケーブル22が接続されている。この測定信号伝達用
ケーブル22は、インコアモニタハウジング26の底部を貫
通し、原子炉圧力容器10を出た後は、更に格納容器23を
貫通して、この格納容器23の外部に設置された測定信号
処理装置24に接続されている。
を原子炉圧力容器10の炉底部下鏡25を貫通するハウジン
グであるインコアモニタハウジング26内の炉底部の位置
に挿入している。この水質環境測定器21からの測定信号
21ａを伝達するために水質環境測定器21には測定信号伝
達用ケーブル22が接続されている。この測定信号伝達用
ケーブル22は、インコアモニタハウジング26の底部を貫
通し、原子炉圧力容器10を出た後は、更に格納容器23を
貫通して、この格納容器23の外部に設置された測定信号
処理装置24に接続されている。
【００１３】次にこのような構成からなる第１の実施例
の作用について説明する。図２は、図１における炉底部
を拡大して示す縦断面図である。この炉底部の水質環境
として特に重要な箇所は図中のｂ部およびｃ部である。
即ち原子炉圧力容器10の炉底部下鏡25とインコアモニタ
ハウジング26の間には溶接部があり、このインコアハウ
ジング26側には、材料健全性上問題となる溶接熱影響部
27が存在する。一方インコアモニタハウジング26の内部
には、ＬＰＲＭを構成するＬＰＲＭカバーチューブ28が
存在し、このＬＰＲＭカバーチューブ28の内部には、移
動式炉心内計装（以下ＴＩＰという。）が挿入されてい
る。このＬＰＲＭカバーチューブ28とインコアモニタハ
ウジング26との間隙部が図中のｂ部である。従って、こ
のｂ部の水質環境が悪ければ、インコアモニタハウジン
グ26の内面から、またｃ部の水質が悪ければインコアモ
ニタハウジング26の外面から材料健全性が損われ、応力
腐食割れのような損傷を生じ、ひいては原子炉圧力容器
10からの炉水の漏洩といった事態に至る。
の作用について説明する。図２は、図１における炉底部
を拡大して示す縦断面図である。この炉底部の水質環境
として特に重要な箇所は図中のｂ部およびｃ部である。
即ち原子炉圧力容器10の炉底部下鏡25とインコアモニタ
ハウジング26の間には溶接部があり、このインコアハウ
ジング26側には、材料健全性上問題となる溶接熱影響部
27が存在する。一方インコアモニタハウジング26の内部
には、ＬＰＲＭを構成するＬＰＲＭカバーチューブ28が
存在し、このＬＰＲＭカバーチューブ28の内部には、移
動式炉心内計装（以下ＴＩＰという。）が挿入されてい
る。このＬＰＲＭカバーチューブ28とインコアモニタハ
ウジング26との間隙部が図中のｂ部である。従って、こ
のｂ部の水質環境が悪ければ、インコアモニタハウジン
グ26の内面から、またｃ部の水質が悪ければインコアモ
ニタハウジング26の外面から材料健全性が損われ、応力
腐食割れのような損傷を生じ、ひいては原子炉圧力容器
10からの炉水の漏洩といった事態に至る。
【００１４】なお、インコアモニタハウジング26の代り
に、制御棒駆動機構（以下ＣＲＤという。）ハウジング
31の場合は、図３に示すように、炉底部鏡板25とスタブ
チューブ32、このスタブチューブ32とＣＲＤハウジング
31の間の２箇所の溶接部32ａ，32ｂが存在する。
に、制御棒駆動機構（以下ＣＲＤという。）ハウジング
31の場合は、図３に示すように、炉底部鏡板25とスタブ
チューブ32、このスタブチューブ32とＣＲＤハウジング
31の間の２箇所の溶接部32ａ，32ｂが存在する。
【００１５】このような第１の実施例による効果につい
て説明する。水質環境測定器21は、図２のａ部に設置さ
れている。このａ部は前記ｂ部と同温度、同放射線量率
であり、炉水はｂ部を下降してＬＰＲＭカバーチューブ
28最下部にある冷却用細孔を経由してＬＰＲＭカバーチ
ューブ28内に入り上昇流となってａ部に到達する。この
ためａ部の水質はｂ部の水質とほぼ同等と考えられる。
このように、水質環境測定器21をａ部に設置することに
よりｂ部の水質を測定することができる。
て説明する。水質環境測定器21は、図２のａ部に設置さ
れている。このａ部は前記ｂ部と同温度、同放射線量率
であり、炉水はｂ部を下降してＬＰＲＭカバーチューブ
28最下部にある冷却用細孔を経由してＬＰＲＭカバーチ
ューブ28内に入り上昇流となってａ部に到達する。この
ためａ部の水質はｂ部の水質とほぼ同等と考えられる。
このように、水質環境測定器21をａ部に設置することに
よりｂ部の水質を測定することができる。
【００１６】次に第２の実施例を図４を用いて説明す
る。図４においては、ＬＰＲＭカバーチューブ28のｂ部
位置に細孔28ａを１個ないし複数個を形成し、ｂ部の炉
水が直接ａ部に流入し、水質環境測定器21に接触する構
造としている。
る。図４においては、ＬＰＲＭカバーチューブ28のｂ部
位置に細孔28ａを１個ないし複数個を形成し、ｂ部の炉
水が直接ａ部に流入し、水質環境測定器21に接触する構
造としている。
【００１７】この第２の実施例では、ｂ部の水質環境を
より直接的に測定できる長所がある。さらに第３の実施
例を図５を用いて説明する。図５においては、第２の実
施例におけるＬＰＲＭカバーチューブ28に形成した細孔
28ａに加えて、インコアモニタハウジング26にも細孔26
ａを１個ないし数個を形成し、ｃ部の炉水がｂ部を経由
してａ部に直接流入し、水質環境測定器に接触する構造
としている。
より直接的に測定できる長所がある。さらに第３の実施
例を図５を用いて説明する。図５においては、第２の実
施例におけるＬＰＲＭカバーチューブ28に形成した細孔
28ａに加えて、インコアモニタハウジング26にも細孔26
ａを１個ないし数個を形成し、ｃ部の炉水がｂ部を経由
してａ部に直接流入し、水質環境測定器に接触する構造
としている。
【００１８】この第３の実施例では溶接部ｃが直接炉水
に触れる部分の炉水の水質環境を直接測定することがで
きる長所がある。水質環境測定器21の種類としては、例
えば腐食電位測定計、溶存酸素計、き裂進展測定計、溶
存水素計を挙げられる。更には、この他の測定項目とし
て温度、導電率、ｐＨ、過酸化水素などがある。
に触れる部分の炉水の水質環境を直接測定することがで
きる長所がある。水質環境測定器21の種類としては、例
えば腐食電位測定計、溶存酸素計、き裂進展測定計、溶
存水素計を挙げられる。更には、この他の測定項目とし
て温度、導電率、ｐＨ、過酸化水素などがある。
【００１９】以上の実施例では、ＬＰＲＭ検出器のＬＰ
ＲＭカバーチューブ28を水質環境測定器21の収納容器と
して用いた場合であるが、この水質環境測定器21の収納
容器として専用の容器を設けて供してもよい。
ＲＭカバーチューブ28を水質環境測定器21の収納容器と
して用いた場合であるが、この水質環境測定器21の収納
容器として専用の容器を設けて供してもよい。
【００２０】すなわち、原子炉圧力容器10に挿入される
ＬＰＲＭ検出器は近時そのワイドレンジ化に伴い、予備
孔（ペネトレーション）が生じるようになっている。こ
の予備孔に従来のＬＰＲＭ検出器とほぼ同一形状の容器
を設け、この容器内に収納した水質環境測定器21を炉底
部位置に設置することもできる。
ＬＰＲＭ検出器は近時そのワイドレンジ化に伴い、予備
孔（ペネトレーション）が生じるようになっている。こ
の予備孔に従来のＬＰＲＭ検出器とほぼ同一形状の容器
を設け、この容器内に収納した水質環境測定器21を炉底
部位置に設置することもできる。
【００２１】さらに第４の実施例を図６に示す。この実
施例では、実プラントでは炉水溶存酸素濃度を低減のた
め水素注入装置31を介して水素注入を行っている。この
水素注入量を制御するために測定信号処理装置24の出力
信号24ａを水素注入量制御装置32に入力し、この水素注
入量制御装置32からの出力信号24ｂにより水素注入量を
制御することができる。
施例では、実プラントでは炉水溶存酸素濃度を低減のた
め水素注入装置31を介して水素注入を行っている。この
水素注入量を制御するために測定信号処理装置24の出力
信号24ａを水素注入量制御装置32に入力し、この水素注
入量制御装置32からの出力信号24ｂにより水素注入量を
制御することができる。
【００２２】例えば、水素環境測定器21が腐食電位測定
用計器の場合、その指示値が−230ｍＶ（ＳＨＥ）以下
となるように水素注入量を制御し、炉底部の材料健全性
を確保することができる。
用計器の場合、その指示値が−230ｍＶ（ＳＨＥ）以下
となるように水素注入量を制御し、炉底部の材料健全性
を確保することができる。
【００２３】
【発明の効果】本発明によれば、これまで確認すること
のできなかった炉底部の水質を直接把握することができ
る。これにより、炉底部耐圧境界部の材料健全性に関し
て環境因子の面から評価を行うことが可能となり、プラ
ント長寿命化検討に資するなどの効果がある。
のできなかった炉底部の水質を直接把握することができ
る。これにより、炉底部耐圧境界部の材料健全性に関し
て環境因子の面から評価を行うことが可能となり、プラ
ント長寿命化検討に資するなどの効果がある。
【図１】本発明に係る原子炉圧力容器炉底部環境測定装
置の第１の実施例を示す系統図。
置の第１の実施例を示す系統図。
【図２】図１に示す原子炉圧力容器炉底部環境測定装置
の炉底部を拡大して示す縦断面図。
の炉底部を拡大して示す縦断面図。
【図３】制御棒駆動機構ハウジングの炉底部における溶
接部を示す縦断面図。
接部を示す縦断面図。
【図４】本発明に係る原子炉圧力容器炉底部環境測定装
置の第２の実施例の炉底部を拡大して示す縦断面図。
置の第２の実施例の炉底部を拡大して示す縦断面図。
【図５】本発明に係る原子炉圧力容器炉底部環境測定装
置の第３の実施例の炉底部を拡大して示す縦断面図。
置の第３の実施例の炉底部を拡大して示す縦断面図。
【図６】本発明に係る原子炉圧力容器炉底部環境測定装
置の第４の実施例の構成を示す系統図。
置の第４の実施例の構成を示す系統図。
【図７】従来の水質測定装置の構成を示す系統図。
10…原子炉圧力容器 21…水質環境測定器 21ａ…測定信号 22…測定信号伝達用ケーブル 24…測定信号処理装置 25…炉底部下鏡 26…インコアモニタハウジング 27…溶接熱影響部 28…ＬＰＲＭカバーチューブ
Claims (1)
- 【請求項１】 原子炉圧力容器の底部を貫通するインコ
アモニタハウジング内に配置された炉心内計装用カバー
チューブの原子炉圧力容器炉底部下鏡近傍に孔を明け、
この炉心内計装用カバーチューブの内部に設置した水質
環境測定器と、この水質環境測定器からの測定信号を測
定信号伝達用ケーブルを介して入力して処理する測定信
号処理装置とからなる原子炉圧力容器炉底部水質環境測
定装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15494193A JP3270200B2 (ja) | 1993-06-25 | 1993-06-25 | 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP15494193A JP3270200B2 (ja) | 1993-06-25 | 1993-06-25 | 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 |
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| JP15494193A Expired - Lifetime JP3270200B2 (ja) | 1993-06-25 | 1993-06-25 | 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 |
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1993
- 1993-06-25 JP JP15494193A patent/JP3270200B2/ja not_active Expired - Lifetime
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|---|---|---|---|---|
| JP2013061205A (ja) * | 2011-09-13 | 2013-04-04 | Hitachi-Ge Nuclear Energy Ltd | 原子力プラントの腐食電位測定装置及び腐食電位測定方法 |
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| JPH0727892A (ja) | 1995-01-31 |
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