JPH04178597A - 原子炉内機器監視装置 - Google Patents
原子炉内機器監視装置Info
- Publication number
- JPH04178597A JPH04178597A JP2308305A JP30830590A JPH04178597A JP H04178597 A JPH04178597 A JP H04178597A JP 2308305 A JP2308305 A JP 2308305A JP 30830590 A JP30830590 A JP 30830590A JP H04178597 A JPH04178597 A JP H04178597A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- conductivity
- reactor
- temperature
- equipment
- sensor
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 31
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 12
- 238000012806 monitoring device Methods 0.000 claims description 11
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 claims description 6
- BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N platinum Chemical compound [Pt] BASFCYQUMIYNBI-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 238000001514 detection method Methods 0.000 claims description 5
- 238000005259 measurement Methods 0.000 claims description 5
- 239000000919 ceramic Substances 0.000 claims description 4
- PCHJSUWPFVWCPO-UHFFFAOYSA-N gold Chemical group [Au] PCHJSUWPFVWCPO-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 239000010931 gold Substances 0.000 claims description 4
- 229910052737 gold Inorganic materials 0.000 claims description 4
- WABPQHHGFIMREM-UHFFFAOYSA-N lead(0) Chemical compound [Pb] WABPQHHGFIMREM-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- 229910052697 platinum Inorganic materials 0.000 claims description 3
- 229910021645 metal ion Inorganic materials 0.000 abstract description 3
- 230000000977 initiatory effect Effects 0.000 abstract 1
- 230000005856 abnormality Effects 0.000 description 3
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 3
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 3
- MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N Zirconium dioxide Chemical compound O=[Zr]=O MCMNRKCIXSYSNV-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 2
- 229910001361 White metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 1
- PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N aluminium oxide Inorganic materials [O-2].[O-2].[O-2].[Al+3].[Al+3] PNEYBMLMFCGWSK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 239000012671 ceramic insulating material Substances 0.000 description 1
- 239000011248 coating agent Substances 0.000 description 1
- 238000000576 coating method Methods 0.000 description 1
- 238000003745 diagnosis Methods 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 230000005251 gamma ray Effects 0.000 description 1
- 239000012774 insulation material Substances 0.000 description 1
- 239000012212 insulator Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 229920000642 polymer Polymers 0.000 description 1
- 230000002265 prevention Effects 0.000 description 1
- 238000007665 sagging Methods 0.000 description 1
- 229910052594 sapphire Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000010980 sapphire Substances 0.000 description 1
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 1
- 239000010969 white metal Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
［発明の目的］
（産業上の利用分野）
本発明は、高温高圧水中でかつ高放射線下で使用可能な
小型の導電率センサーを用いて、原子炉運転中の炉内機
器の健全性を連続的に監視する装置に関する。
小型の導電率センサーを用いて、原子炉運転中の炉内機
器の健全性を連続的に監視する装置に関する。
（従来の技術）
沸騰水型原子炉（以下ＢＷＲという）において、プラン
トの健全性の向上および長寿命化の観点から、原子炉内
機器材料の経年変化を原子炉の運転中に炉外から連続的
に監視し、ブラン［事故予防診断に役立てる技術の開発
か試みられている。
トの健全性の向上および長寿命化の観点から、原子炉内
機器材料の経年変化を原子炉の運転中に炉外から連続的
に監視し、ブラン［事故予防診断に役立てる技術の開発
か試みられている。
この−環として、近年、原子カプラントの水質環境を調
べるために、またこれをプラント内機器の健全性の評価
に役立たせるために、高温高圧水の導電率を直接測定す
る試みがなされており、すてにいくつかの高温導電率セ
ンサーが開発され、実験室では一部使用されている。
べるために、またこれをプラント内機器の健全性の評価
に役立たせるために、高温高圧水の導電率を直接測定す
る試みがなされており、すてにいくつかの高温導電率セ
ンサーが開発され、実験室では一部使用されている。
ところで、実験室において高温水中での材料試験の際、
通常水質環境が一定であれば導電率は一定の値を示すか
、材料試験片に割れか入ると、材料から金属イオンか溶
出して、近傍の高１ｇ水の導電率かわすかに変化すると
いう現象か起こることか紅験的に確認された。したかつ
て、高温水中ての導電率の値は、材料の割れ発生を間接
的に評価するのに極めて有効な情報であることか判明し
た。
通常水質環境が一定であれば導電率は一定の値を示すか
、材料試験片に割れか入ると、材料から金属イオンか溶
出して、近傍の高１ｇ水の導電率かわすかに変化すると
いう現象か起こることか紅験的に確認された。したかつ
て、高温水中ての導電率の値は、材料の割れ発生を間接
的に評価するのに極めて有効な情報であることか判明し
た。
（発明か解決しようとする課題）
しかしながら、高温水中ての導電率のわずかの変化から
原子炉内機器の割れ発生を検知するには、対象となる任
意の機器近傍に導電率センサーを取りイ」ける必要かあ
るか、現在開発されている高温導電率センサーのサイズ
は大きく、原子炉内機器には適用できない。さらに、原
子炉内は中性子等の照射場にあり、絶縁材として現在使
われている高分子系の拐料は使用できないなどの欠点か
あった。
原子炉内機器の割れ発生を検知するには、対象となる任
意の機器近傍に導電率センサーを取りイ」ける必要かあ
るか、現在開発されている高温導電率センサーのサイズ
は大きく、原子炉内機器には適用できない。さらに、原
子炉内は中性子等の照射場にあり、絶縁材として現在使
われている高分子系の拐料は使用できないなどの欠点か
あった。
本発明はかかる点に対処してなされたもので、高温高圧
水中でかつ中性子およびガンマ線照射下で長期間使用可
能な小型の導電率センサーを開発し、この導電率センサ
ーを原子炉内の任意の機器近傍に取り付けて導電率を測
定することにより、機器材料の健全性を直接かつ連続的
に炉外から監視することかできる原子炉内機器監視装置
を提供することを目的とする。
水中でかつ中性子およびガンマ線照射下で長期間使用可
能な小型の導電率センサーを開発し、この導電率センサ
ーを原子炉内の任意の機器近傍に取り付けて導電率を測
定することにより、機器材料の健全性を直接かつ連続的
に炉外から監視することかできる原子炉内機器監視装置
を提供することを目的とする。
［発明の構成］
（課題を解決するだめの手段）
すなわち、本発明の原子炉内機器監視装置は、原子炉内
の任意の機器の（千金の■ｊ邑近傍に設置され炉水の導
電率を検出する高温高圧高放射線照射場で使用可能な高
温導電率センサーと、この高温導電率センサーの検出信
号を炉外に導くリート線と、このり−ト線を介して高温
導電率センサーの検出信号を入力し導電率を求める導電
率ホ１ｊ定装置と、この導電率測定装置の測定結果を出
力する出力装置とから構成される。
の任意の機器の（千金の■ｊ邑近傍に設置され炉水の導
電率を検出する高温高圧高放射線照射場で使用可能な高
温導電率センサーと、この高温導電率センサーの検出信
号を炉外に導くリート線と、このり−ト線を介して高温
導電率センサーの検出信号を入力し導電率を求める導電
率ホ１ｊ定装置と、この導電率測定装置の測定結果を出
力する出力装置とから構成される。
また本発明の原子炉内機器監視装置で使用される高温導
電率センサーは、金コーティングされた、または白金材
からなる２つの電極部を有し、これらの電極部間はセラ
ミックからなる絶縁材によって電気的に絶縁される。
電率センサーは、金コーティングされた、または白金材
からなる２つの電極部を有し、これらの電極部間はセラ
ミックからなる絶縁材によって電気的に絶縁される。
（作用）
本発明の原子炉内機器監視装置においては、原子炉内機
器の任意の部位近傍に取り付けられた高温導電率センサ
ーによって高温炉水の導電率が常時検出され、その検出
信号はリード線によって炉外に取り出され、炉外に設置
されている導電率測定器に送られて導電率として測定さ
れる。したかって、本発明の原子炉内機器監視装置によ
って炉外において炉水の導電率を常時監視することかで
きるため、機器の健全性を常に確認することができると
ともに、機器の割れ等の異変か生した場合にはその近傍
の炉水の導電率の変化として表れるので、速やかに機器
の異変を検出することかできる。
器の任意の部位近傍に取り付けられた高温導電率センサ
ーによって高温炉水の導電率が常時検出され、その検出
信号はリード線によって炉外に取り出され、炉外に設置
されている導電率測定器に送られて導電率として測定さ
れる。したかって、本発明の原子炉内機器監視装置によ
って炉外において炉水の導電率を常時監視することかで
きるため、機器の健全性を常に確認することができると
ともに、機器の割れ等の異変か生した場合にはその近傍
の炉水の導電率の変化として表れるので、速やかに機器
の異変を検出することかできる。
また、本発明にかかる高温導電率センサーにおいては、
電極を金でコーティングするか、もしくは白金材とする
とともに、電極間の絶縁材としてセラミックを用いるこ
とにより、原子炉炉水のような過酷な環境で長期間使用
可能となり、精度よく高温高圧炉水の導電率を検出する
ことができる。
電極を金でコーティングするか、もしくは白金材とする
とともに、電極間の絶縁材としてセラミックを用いるこ
とにより、原子炉炉水のような過酷な環境で長期間使用
可能となり、精度よく高温高圧炉水の導電率を検出する
ことができる。
（実施例）
以下、図面に基づいて本発明の一実施例を説明する。
第１図にＢＷＲにおける本発明の原子炉内機器監視装置
の一実施例の構成を示す。図において、高温導電率セン
サー１か原子炉内の任意の機器、例えば原子炉圧力容器
２底部、シュラウド３、炉心支持板４、上部格子板５、
蒸気乾燥器６、再循環系配管７の近傍に取り付けられ、
それぞれの高温導電率センサー１から計測用リード線８
かコナックス式シール９等の手法を用いて原子炉内から
炉外へ導き出されている。これらのリード線８は炉外に
設置されている導電率測定器１０に接続され、ここで高
温導電率センサー１の検出信号が導電率として測定され
る。導電率測定器１０には記録計１］が接続され、導電
率測定器１０の測定結果か連続的に記録されるとともに
、コンピュータの記憶装置１２に格納され保存される。
の一実施例の構成を示す。図において、高温導電率セン
サー１か原子炉内の任意の機器、例えば原子炉圧力容器
２底部、シュラウド３、炉心支持板４、上部格子板５、
蒸気乾燥器６、再循環系配管７の近傍に取り付けられ、
それぞれの高温導電率センサー１から計測用リード線８
かコナックス式シール９等の手法を用いて原子炉内から
炉外へ導き出されている。これらのリード線８は炉外に
設置されている導電率測定器１０に接続され、ここで高
温導電率センサー１の検出信号が導電率として測定され
る。導電率測定器１０には記録計１］が接続され、導電
率測定器１０の測定結果か連続的に記録されるとともに
、コンピュータの記憶装置１２に格納され保存される。
第２図および第３図はそれぞれ高温導電率センサー１が
上部格子板５およびシュラウド３に設置されたところを
さらに詳しく示しｔ：もので、高温導電率センサーコは
機器の比較的割れを発生しやすいと思われる部分、例え
ば溶接部１３近傍に設置される。なお、第３図において
符号１４はサポートレつてある。
上部格子板５およびシュラウド３に設置されたところを
さらに詳しく示しｔ：もので、高温導電率センサーコは
機器の比較的割れを発生しやすいと思われる部分、例え
ば溶接部１３近傍に設置される。なお、第３図において
符号１４はサポートレつてある。
第４図に本発明にかかる高温導電率センサー］を示す。
この高温導電率センサー１の電極は内極２１の周囲に外
極２２か形成された構造となっている。これらの電極に
は金コーティングされたもの、あるいは白金利か用いら
れる。これらの内極２〕と外極２２の間は高温高圧高放
射線下で耐久性のあるセラミックからなる絶縁材２３に
よって電気的に絶縁されている。このようなセラミック
の絶縁材２Ｂとしては、例えばアルミナ、サファイヤ、
ジルコニア等が用いられる。また、内極２１および外極
２２にはそれぞれ信号を取り出す導線２４と導管２５が
接続されるが、それらの間も絶縁材２６で電気的に絶縁
されている。
極２２か形成された構造となっている。これらの電極に
は金コーティングされたもの、あるいは白金利か用いら
れる。これらの内極２〕と外極２２の間は高温高圧高放
射線下で耐久性のあるセラミックからなる絶縁材２３に
よって電気的に絶縁されている。このようなセラミック
の絶縁材２Ｂとしては、例えばアルミナ、サファイヤ、
ジルコニア等が用いられる。また、内極２１および外極
２２にはそれぞれ信号を取り出す導線２４と導管２５が
接続されるが、それらの間も絶縁材２６で電気的に絶縁
されている。
高温導電率センサー］−をこのように構成することによ
り、小型化することができるとともに、高温高圧高放射
線下という過酷な環境の炉水導電率をＲｉ度よく検出す
ることかできる。
り、小型化することができるとともに、高温高圧高放射
線下という過酷な環境の炉水導電率をＲｉ度よく検出す
ることかできる。
次に、上述した構成の原子炉内機器監視装置の作用につ
いて説明する。
いて説明する。
ＢＷＲプラントか起動すると、原子炉内機器の任意の箇
所を対象としてその近傍に設置された高温導電率センサ
ーｌからその検出信号か１１ １；線８を介して炉外に
ある導電＄測定器１０に送られ、こ二て高温炉水の導電
率かプラントの運転中連続的に測定される。この測定結
果は記録計１１に記録され表示されるとともに、コンビ
二−タの記憶装置１２内に記憶され保存される。
所を対象としてその近傍に設置された高温導電率センサ
ーｌからその検出信号か１１ １；線８を介して炉外に
ある導電＄測定器１０に送られ、こ二て高温炉水の導電
率かプラントの運転中連続的に測定される。この測定結
果は記録計１１に記録され表示されるとともに、コンビ
二−タの記憶装置１２内に記憶され保存される。
万一、高温導電率センサー〕近傍の機器に割れが発生す
ると、その表面から金属イオンが炉水中に溶出し、導電
率測定器１０によフて連続的に測定されてきた高温炉水
導電率の値が、第５図に示すように急激に上昇する。し
たかって、この導電率の変化からすみやかに機器材料の
割れ発生を検知することができる。
ると、その表面から金属イオンが炉水中に溶出し、導電
率測定器１０によフて連続的に測定されてきた高温炉水
導電率の値が、第５図に示すように急激に上昇する。し
たかって、この導電率の変化からすみやかに機器材料の
割れ発生を検知することができる。
以上の説明から明らかなように、本発明によれば、高温
高圧高放射線下で使用可能な小型の高温導電率センサー
を用いて、原子炉内の任意の機器の任意の箇所近訪の高
温炉水導電率を直接測定することかできるため、その炉
水導電率の値を常時監視する二とにより、原子炉内機器
の健全性を常時把握することかできる。また、高温炉水
導電率の急激な変化を捕らえることにより、すみやかに
機器材料の割れ発垂を検知することかでき、早急に対処
して事故の発生を未然に防ぐことかできる。
高圧高放射線下で使用可能な小型の高温導電率センサー
を用いて、原子炉内の任意の機器の任意の箇所近訪の高
温炉水導電率を直接測定することかできるため、その炉
水導電率の値を常時監視する二とにより、原子炉内機器
の健全性を常時把握することかできる。また、高温炉水
導電率の急激な変化を捕らえることにより、すみやかに
機器材料の割れ発垂を検知することかでき、早急に対処
して事故の発生を未然に防ぐことかできる。
なお、本発明は原子炉内機器に限らす原子炉外の配管お
よび機器の健全性の連続監視にも適用できることは容易
に推測される。
よび機器の健全性の連続監視にも適用できることは容易
に推測される。
［発明の効果コ
以上詳述したように、本発明の原子炉内機器監視装置に
よれば、炉外から原子炉内の炉水の水質変化を常時監視
することができ、それによって原子炉内機器の健全性を
常時評価確認することができる。また、万一、原子炉内
機器表面に割れ等の異常が発生した場合には、炉水導電
率の急激な変化として瞬時に現れるため、すみやかに精
度よく検知することができ、原子カプラントの信頼性お
よび安全性をより一層向上させることかできる。
よれば、炉外から原子炉内の炉水の水質変化を常時監視
することができ、それによって原子炉内機器の健全性を
常時評価確認することができる。また、万一、原子炉内
機器表面に割れ等の異常が発生した場合には、炉水導電
率の急激な変化として瞬時に現れるため、すみやかに精
度よく検知することができ、原子カプラントの信頼性お
よび安全性をより一層向上させることかできる。
第１図は本発明の一実施例の原子炉内機器監視装置の構
成を示す図、第２図および第３図は本発明にかかる高温
導電率センサーの設置例を示す一部破断図、第４図は本
発明にかかる高温導電率センサーを示す断面図、第５図
は亀裂発生による導電率変化を示すグラフである。 １・・・導電率センサー、２・・原子炉圧力容器、３・
・・シュラウド、４・・・炉心支持板、５・・上部格子
板、６・・・蒸気乾−燥器、７・・・再循環系配管、８
・・リード線、９・・・コナックス式シール、１０・・
・導電率測定器、１１・・・記録計、１２・・・記憶装
置、コ３・・・溶接部、１４・・・サポートレグ、２］
・・・内極、２２・・・外極、２３．２６・・・絶縁材
、２４・・導線、２５・・・導管
成を示す図、第２図および第３図は本発明にかかる高温
導電率センサーの設置例を示す一部破断図、第４図は本
発明にかかる高温導電率センサーを示す断面図、第５図
は亀裂発生による導電率変化を示すグラフである。 １・・・導電率センサー、２・・原子炉圧力容器、３・
・・シュラウド、４・・・炉心支持板、５・・上部格子
板、６・・・蒸気乾−燥器、７・・・再循環系配管、８
・・リード線、９・・・コナックス式シール、１０・・
・導電率測定器、１１・・・記録計、１２・・・記憶装
置、コ３・・・溶接部、１４・・・サポートレグ、２］
・・・内極、２２・・・外極、２３．２６・・・絶縁材
、２４・・導線、２５・・・導管
Claims (2)
- （１）原子炉内の任意の機器の任意の部位近傍に設置さ
れ炉水の導電率を検出する高温高圧高放射線照射場で使
用可能な高温導電率センサーと、この高温導電率センサ
ーの検出信号を炉外に導くリード線と、このリード線を
介して前記高温導電率センサーの検出信号を入力し導電
率を求める導電率測定装置と、この導電率測定装置の測
定結果を出力する出力装置とを具備することを特徴とす
る原子炉内機器監視装置。 - （２）高温導電率センサーは、金コーティングされた、
または白金材からなる２つの電極部を有し、これらの電
極部間はセラミックからなる絶縁材によって電気的に絶
縁されてなる請求項１記載の原子炉内機器監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2308305A JPH04178597A (ja) | 1990-11-14 | 1990-11-14 | 原子炉内機器監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP2308305A JPH04178597A (ja) | 1990-11-14 | 1990-11-14 | 原子炉内機器監視装置 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH04178597A true JPH04178597A (ja) | 1992-06-25 |
Family
ID=17979454
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP2308305A Pending JPH04178597A (ja) | 1990-11-14 | 1990-11-14 | 原子炉内機器監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPH04178597A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0727892A (ja) * | 1993-06-25 | 1995-01-31 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 |
-
1990
- 1990-11-14 JP JP2308305A patent/JPH04178597A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPH0727892A (ja) * | 1993-06-25 | 1995-01-31 | Toshiba Corp | 原子炉圧力容器炉底部水質環境測定装置 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5323429A (en) | Electrochemical monitoring of vessel penetrations | |
| JP5898595B2 (ja) | 腐食電位センサ | |
| JP2581833B2 (ja) | プラントの運転状態監視システム | |
| US9442203B2 (en) | Neutron monitoring system | |
| RU2654380C2 (ru) | Способ количественного анализа состава газовой смеси и соответствующее измерительное устройство | |
| US5571394A (en) | Monolithic sensor switch for detecting presence of stoichiometric H2 /O2 ratio in boiling water reactor circuit | |
| US5883311A (en) | Methods and apparatus for detection of crack initiation | |
| JP5281618B2 (ja) | 腐食電位計測方法およびその装置 | |
| JPS60168039A (ja) | 腐食性不純物感知装置 | |
| US3831085A (en) | Reactor vessel lining testing method and apparatus | |
| CA1172388A (en) | Composite prompt/delayed incore detector assembly | |
| JP2004301836A (ja) | 小さく浅い割れ内部の電気化学的腐食電位を測定するための方法及び装置 | |
| JPH04178597A (ja) | 原子炉内機器監視装置 | |
| JPH1039083A (ja) | 炉内情報監視装置 | |
| JP5956368B2 (ja) | 腐食電位センサ | |
| JPS59112290A (ja) | 原子炉々心監視装置 | |
| US6067337A (en) | Multiple-sheathed sodium leakage detection apparatus | |
| JP2856524B2 (ja) | 健全性モニタリング装置 | |
| JPH11512815A (ja) | ジルコニウム−合金製エレメントの表面層の諸特性を検査するための方法並びにデバイスおよび原子炉用燃料棒の検査のためのその使用 | |
| Banda | Operational experience in rhodium self-powered detectors | |
| JPH06323984A (ja) | 腐食監視方法及び監視装置並びにこれを用いた原子力プラント | |
| JPH0534489A (ja) | 原子炉燃料材料のモニタリングシステム | |
| JPH0850090A (ja) | き裂発生モニタリング装置 | |
| JP4627128B2 (ja) | ケーブル断線の有無試験装置およびケーブル断線の有無試験方法 | |
| JP5358554B2 (ja) | 腐食電位センサ及び腐食電位センサの設置構造 |