JPH07209477A - 複数の制御棒クラスタの同時検査装置及び方法 - Google Patents
複数の制御棒クラスタの同時検査装置及び方法Info
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- JPH07209477A JPH07209477A JP6335958A JP33595894A JPH07209477A JP H07209477 A JPH07209477 A JP H07209477A JP 6335958 A JP6335958 A JP 6335958A JP 33595894 A JP33595894 A JP 33595894A JP H07209477 A JPH07209477 A JP H07209477A
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- inspection
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- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/001—Computer implemented control
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
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- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
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- 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
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- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
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- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Testing Electric Properties And Detecting Electric Faults (AREA)
Abstract
(57)【要約】
【目的】 複数の制御棒クラスタを同時に検査する方法
及び装置を提供する。 【構成】 制御棒駆動機構を用いて、少なくとも二本の
制御棒クラスタ（125 ）を検査に適した位置まで引っ込
める。電力を制御棒駆動機構に供給する電力手段が制御
棒駆動機構に連結されている。制御棒駆動機構への電力
供給を止めたときに、これら制御棒クラスタが同時に原
子炉圧力容器（10）内へ落下するようにする。制御棒ク
ラスタの位置をモニターする制御棒位置指示器（120 ）
が、制御棒駆動機構に取り付けられている。コンピュー
タ装置（170 ）が、制御棒位置指示器に接続されてい
て、制御棒クラスタの落下時間を表す信号を受け取っ
て、各制御棒クラスタについて経過時間プロフィールを
生成する。
及び装置を提供する。 【構成】 制御棒駆動機構を用いて、少なくとも二本の
制御棒クラスタ（125 ）を検査に適した位置まで引っ込
める。電力を制御棒駆動機構に供給する電力手段が制御
棒駆動機構に連結されている。制御棒駆動機構への電力
供給を止めたときに、これら制御棒クラスタが同時に原
子炉圧力容器（10）内へ落下するようにする。制御棒ク
ラスタの位置をモニターする制御棒位置指示器（120 ）
が、制御棒駆動機構に取り付けられている。コンピュー
タ装置（170 ）が、制御棒位置指示器に接続されてい
て、制御棒クラスタの落下時間を表す信号を受け取っ
て、各制御棒クラスタについて経過時間プロフィールを
生成する。
Description
【０００１】
【産業上の利用分野】本発明は、原子炉容器の炉心への
制御棒クラスタの出し入れの際、障害物の有無につき、
原子炉容器内に配置されている複数の制御棒クラスタを
検査するシステムに関し、特に、複数の制御棒クラスタ
の全てを同時に検査する装置及び方法に関する。
制御棒クラスタの出し入れの際、障害物の有無につき、
原子炉容器内に配置されている複数の制御棒クラスタを
検査するシステムに関し、特に、複数の制御棒クラスタ
の全てを同時に検査する装置及び方法に関する。
【０００２】
【従来の技術】原子力発電では、原子炉容器は、格納建
造物内に配置されていて、これは蒸気発生のための熱を
生じさせる一次側容器である。原子炉容器はフランジ付
きの本体を含み、その上方部分の最上部にはフランジ付
きの取外し可能な上部ヘッドがボルト留めされて封止エ
ンクロージャが形成されている。燃料集合体内の燃料ペ
レットは、原子炉容器内に配置されて制御された核分裂
を起こし、それにより必要な熱を発生させる。原子炉格
納建造物は、その中の原子炉容器からの望ましくない放
射線漏れを封じ込めるよう機能する。
造物内に配置されていて、これは蒸気発生のための熱を
生じさせる一次側容器である。原子炉容器はフランジ付
きの本体を含み、その上方部分の最上部にはフランジ付
きの取外し可能な上部ヘッドがボルト留めされて封止エ
ンクロージャが形成されている。燃料集合体内の燃料ペ
レットは、原子炉容器内に配置されて制御された核分裂
を起こし、それにより必要な熱を発生させる。原子炉格
納建造物は、その中の原子炉容器からの望ましくない放
射線漏れを封じ込めるよう機能する。
【０００３】核分裂過程を制御するために、複数の制御
棒は、燃料集合体の中への挿入とそれからの引抜きが選
択的に行われる。制御棒は、吸収材を封入している代表
的にはステンレス鋼製の管であり、所定数（一般に１６
本）束ねられて制御棒クラスタを形成する。原子炉容器
内には、代表的には１６の制御棒クラスタが用いられ
る。制御棒クラスタは、完全挿入時には燃料集合体内へ
延び、制御棒クラスタを引き抜いたときには燃料集合体
から上方に遠ざかって延びる。
棒は、燃料集合体の中への挿入とそれからの引抜きが選
択的に行われる。制御棒は、吸収材を封入している代表
的にはステンレス鋼製の管であり、所定数（一般に１６
本）束ねられて制御棒クラスタを形成する。原子炉容器
内には、代表的には１６の制御棒クラスタが用いられ
る。制御棒クラスタは、完全挿入時には燃料集合体内へ
延び、制御棒クラスタを引き抜いたときには燃料集合体
から上方に遠ざかって延びる。
【０００４】各制御棒クラスタは、吸収材をステンレス
鋼管内に軸方向に移動させる制御棒駆動機構（ＣＲＤ
Ｍ）に取り付けられている。制御棒クラスタを移動させ
るのに必要なエネルギをＣＲＤＭに電磁的に供給する電
磁コイルスタック組立体が、ＣＲＤＭに取り付けられて
いる。スイッチギヤパネルがコイルスタック組立体に連
結されていて、これに電力を供給する。制御棒位置指示
器（ＲＰＩ）が電磁コイルスタック組立体の上部に取り
付けられており、ＲＰＩは、これに電気的に接続されて
いるＲＰＩデータキャビネットと協働して制御棒クラス
タの位置をモニターする。スイッチギヤパネル及びＲＰ
Ｉデータキャビネットを除き、全ての上記構成要素は原
子炉格納建造物内に置かれていることに注目することは
有益である。
鋼管内に軸方向に移動させる制御棒駆動機構（ＣＲＤ
Ｍ）に取り付けられている。制御棒クラスタを移動させ
るのに必要なエネルギをＣＲＤＭに電磁的に供給する電
磁コイルスタック組立体が、ＣＲＤＭに取り付けられて
いる。スイッチギヤパネルがコイルスタック組立体に連
結されていて、これに電力を供給する。制御棒位置指示
器（ＲＰＩ）が電磁コイルスタック組立体の上部に取り
付けられており、ＲＰＩは、これに電気的に接続されて
いるＲＰＩデータキャビネットと協働して制御棒クラス
タの位置をモニターする。スイッチギヤパネル及びＲＰ
Ｉデータキャビネットを除き、全ての上記構成要素は原
子炉格納建造物内に置かれていることに注目することは
有益である。
【０００５】安全上の規制等に起因して、発電所の稼働
前に、制御棒クラスタを障害物に当たらないで燃料集合
体内へ挿入したり、これから引き抜くことができるよう
にするため各制御棒クラスタを検査することが必要であ
る。当該技術分野で周知のように、現在用いられている
制御棒クラスタ検査装置は、制御棒クラスタを、一回に
一つ挿入している。かかる従来方式による検査では、オ
シログラフをＲＰＩデータキャビネットに手作業で取り
付け、このオシログラフは検査中にディジタル信号を受
け取って制御棒クラスタの追跡検査信号を出力する。検
査開始のために、検査員は、コイルスタック組立体を付
勢して制御棒クラスタを完全に挿入し、次に、例えばス
イッチギヤパネル内のスイッチを操作することにより、
所定のコイルスタック組立体を消勢して制御棒クラスタ
の完全挿入を行っている。オシログラフは、当該技術分
野で周知のように、燃料集合体内への所定の制御棒クラ
スタの落下を感光紙上で追跡して検査員の目に見えるよ
うにし、それにより問題があるかどうかを判定してい
る。
前に、制御棒クラスタを障害物に当たらないで燃料集合
体内へ挿入したり、これから引き抜くことができるよう
にするため各制御棒クラスタを検査することが必要であ
る。当該技術分野で周知のように、現在用いられている
制御棒クラスタ検査装置は、制御棒クラスタを、一回に
一つ挿入している。かかる従来方式による検査では、オ
シログラフをＲＰＩデータキャビネットに手作業で取り
付け、このオシログラフは検査中にディジタル信号を受
け取って制御棒クラスタの追跡検査信号を出力する。検
査開始のために、検査員は、コイルスタック組立体を付
勢して制御棒クラスタを完全に挿入し、次に、例えばス
イッチギヤパネル内のスイッチを操作することにより、
所定のコイルスタック組立体を消勢して制御棒クラスタ
の完全挿入を行っている。オシログラフは、当該技術分
野で周知のように、燃料集合体内への所定の制御棒クラ
スタの落下を感光紙上で追跡して検査員の目に見えるよ
うにし、それにより問題があるかどうかを判定してい
る。
【０００６】
【発明が解決しようとする課題】現在使用されている検
査装置は満足のいくものであるが、欠点が無いわけでは
ない。この装置は検査に時間がかかる。というのは、各
制御棒クラスタが別々に検査されるからである。また、
事故をシミュレートしようとする場合、全ての制御棒ク
ラスタを同時に挿入する必要がある。さらに、検査員の
うち何人かは、オシログラフの操作のため検査中、原子
炉格納建造物内に居ることが必要であり、これにより、
検査員は一時的に放射線に被ばくせざるを得ない。
査装置は満足のいくものであるが、欠点が無いわけでは
ない。この装置は検査に時間がかかる。というのは、各
制御棒クラスタが別々に検査されるからである。また、
事故をシミュレートしようとする場合、全ての制御棒ク
ラスタを同時に挿入する必要がある。さらに、検査員の
うち何人かは、オシログラフの操作のため検査中、原子
炉格納建造物内に居ることが必要であり、これにより、
検査員は一時的に放射線に被ばくせざるを得ない。
【０００７】したがって、複数の制御棒クラスタを同時
に検査するシステムが要望されている。
に検査するシステムが要望されている。
【０００８】本発明の主目的は、複数の制御棒クラスタ
を同時に検査する装置及び方法を提供することにある。
を同時に検査する装置及び方法を提供することにある。
【０００９】
【課題を解決するための手段】上記目的に鑑みて、本発
明の要旨は、原子炉容器内の少なくとも２つの制御棒ク
ラスタを同時に検査する装置であって、制御棒クラスタ
に取り付けられていて、制御棒クラスタを原子炉容器内
から検査に適した位置まで引き抜く制御棒駆動機構と、
制御棒駆動機構に連結されていて、電力を制御棒駆動機
構に供給したり、制御棒駆動機構への電力供給を停止さ
せ、停止時には、全ての制御棒クラスタが原子炉容器内
へ落下するようにする電力手段と、制御棒駆動機構に取
り付けられていて、制御棒クラスタの位置をモニターす
る制御棒位置指示器と、制御棒位置指示器に作動的に接
続されていて、各制御棒クラスタの落下時間を表す信号
を受け取り、原子炉容器内へ落下中の全ての制御棒クラ
スタの経過時間プロフィールを生成するコンピュータと
を有することを特徴とする検査装置にある。
明の要旨は、原子炉容器内の少なくとも２つの制御棒ク
ラスタを同時に検査する装置であって、制御棒クラスタ
に取り付けられていて、制御棒クラスタを原子炉容器内
から検査に適した位置まで引き抜く制御棒駆動機構と、
制御棒駆動機構に連結されていて、電力を制御棒駆動機
構に供給したり、制御棒駆動機構への電力供給を停止さ
せ、停止時には、全ての制御棒クラスタが原子炉容器内
へ落下するようにする電力手段と、制御棒駆動機構に取
り付けられていて、制御棒クラスタの位置をモニターす
る制御棒位置指示器と、制御棒位置指示器に作動的に接
続されていて、各制御棒クラスタの落下時間を表す信号
を受け取り、原子炉容器内へ落下中の全ての制御棒クラ
スタの経過時間プロフィールを生成するコンピュータと
を有することを特徴とする検査装置にある。
【００１０】また、本発明の要旨は、原子炉容器内の少
なくとも２つの制御棒クラスタを同時に検査する方法で
あって、少なくとも２つの前記制御棒クラスタを検査に
適した位置まで引き抜き、少なくとも２つの前記制御棒
クラスタが原子炉容器内へ同時に落下するようにし、検
査された各制御棒クラスタの落下時間を表す信号をコン
ピュータに伝送し、コンピュータによって各制御棒クラ
スタについての経過時間プロフィールを生成することを
特徴とする検査方法にある。
なくとも２つの制御棒クラスタを同時に検査する方法で
あって、少なくとも２つの前記制御棒クラスタを検査に
適した位置まで引き抜き、少なくとも２つの前記制御棒
クラスタが原子炉容器内へ同時に落下するようにし、検
査された各制御棒クラスタの落下時間を表す信号をコン
ピュータに伝送し、コンピュータによって各制御棒クラ
スタについての経過時間プロフィールを生成することを
特徴とする検査方法にある。
【００１１】本発明の内容は、添付の図面に例示的に示
すに過ぎない本発明の好ましい実施例の以下の詳細な説
明から一層明らかになろう。
すに過ぎない本発明の好ましい実施例の以下の詳細な説
明から一層明らかになろう。
【００１２】
【実施例】今図面を参照し、特に図１を参照すると、核
分裂性物質（図示せず）の制御された核分裂により熱を
生じさせるための全体を符号１０で示す代表的な原子炉
容器が示されている。原子炉容器１０は原子炉格納建造
物１４の原子炉キャビティ１２内に配置されている。原
子炉容器１０は頂端部が開口した円筒形の底部２０を有
し、底部２０の上部には複数の入口ノズル３０及び出口
ノズル４０が取り付けられている（ノズルはそれぞれ一
つしか図示せず）。フランジ付きの半球形原子炉容器ク
ロージャヘッド５０（炭素鋼製であるのがよい）が、底
部２０の頂部に取り付けられており、底部２０の頂部に
設けられていて、底部２０の開口頂端部に密封的に取り
付けられており、クロージャヘッド５０が底部２０を密
封的に覆うようになっている。底部２０をこのように覆
うことにより、原子炉容器１０の運転中、底部２０を通
って循環する冷却剤（図示せず）の適当な加圧が可能に
なる。冷却剤は、約２５００psiaの比較的高い圧力及び
約６５０°Ｆの温度状態に保たれるホウ酸入り脱イオン
水であるのがよい。
分裂性物質（図示せず）の制御された核分裂により熱を
生じさせるための全体を符号１０で示す代表的な原子炉
容器が示されている。原子炉容器１０は原子炉格納建造
物１４の原子炉キャビティ１２内に配置されている。原
子炉容器１０は頂端部が開口した円筒形の底部２０を有
し、底部２０の上部には複数の入口ノズル３０及び出口
ノズル４０が取り付けられている（ノズルはそれぞれ一
つしか図示せず）。フランジ付きの半球形原子炉容器ク
ロージャヘッド５０（炭素鋼製であるのがよい）が、底
部２０の頂部に取り付けられており、底部２０の頂部に
設けられていて、底部２０の開口頂端部に密封的に取り
付けられており、クロージャヘッド５０が底部２０を密
封的に覆うようになっている。底部２０をこのように覆
うことにより、原子炉容器１０の運転中、底部２０を通
って循環する冷却剤（図示せず）の適当な加圧が可能に
なる。冷却剤は、約２５００psiaの比較的高い圧力及び
約６５０°Ｆの温度状態に保たれるホウ酸入り脱イオン
水であるのがよい。
【００１３】炉心５５が原子炉容器１０の内部に配置さ
れている。炉心５５は、核分裂性物質を収容した複数の
核燃料集合体５７で構成される。燃料集合体５７は、構
造的に互いに束ねられた複数の垂直方向に延びる燃料棒
（図示せず）を有する。複数の垂直方向に延びるシンブ
ル管（図示せず）が核燃料集合体５７内に選択的に位置
決めされていて、核分裂過程を制御するよう働く制御棒
を受け入れる。シンブル管は、可動制御棒クラスタ（図
１には示さず）を形成するスパイダ組立体によって構造
的に互いに束ねられている。
れている。炉心５５は、核分裂性物質を収容した複数の
核燃料集合体５７で構成される。燃料集合体５７は、構
造的に互いに束ねられた複数の垂直方向に延びる燃料棒
（図示せず）を有する。複数の垂直方向に延びるシンブ
ル管（図示せず）が核燃料集合体５７内に選択的に位置
決めされていて、核分裂過程を制御するよう働く制御棒
を受け入れる。シンブル管は、可動制御棒クラスタ（図
１には示さず）を形成するスパイダ組立体によって構造
的に互いに束ねられている。
【００１４】複数の全体として管状の制御棒駆動機構
（ＣＲＤＭ）貫通管７０をそれぞれ受け入れる複数のク
ロージャヘッド開口部６０がクロージャヘッド５０の頂
部を貫通して形成されている。各貫通管７０は溶接部７
７によってクロージャヘッド５０に取り付けられてい
る。各ＣＲＤＭ貫通管７０は、これを貫通して延びる制
御棒駆動シャフト（図示せず）を収容し、駆動シャフト
は少なくとも１つの可動制御棒クラスタに係合してい
る。
（ＣＲＤＭ）貫通管７０をそれぞれ受け入れる複数のク
ロージャヘッド開口部６０がクロージャヘッド５０の頂
部を貫通して形成されている。各貫通管７０は溶接部７
７によってクロージャヘッド５０に取り付けられてい
る。各ＣＲＤＭ貫通管７０は、これを貫通して延びる制
御棒駆動シャフト（図示せず）を収容し、駆動シャフト
は少なくとも１つの可動制御棒クラスタに係合してい
る。
【００１５】駆動棒８０及びこれに連結された制御棒ク
ラスタを軸方向に移動させる制御棒駆動機構（ＣＲＤ
Ｍ）９０が貫通管７０に連結されている。ＣＲＤＭは、
全体として管状の圧力ハウジング１００を有する（この
ハウジングは、タイプ３０４ステンレス鋼製であるのが
よい）。電磁コイルスタック組立体１１０が、電気的に
付勢されると、駆動棒８０を電磁的に軸方向に移動させ
るよう圧力ハウジング１００に取り付けられている。コ
イルスタック組立体１１０を付勢すると、制御棒は炉心
５５から完全に引き抜かれる。コイルスタック組立体１
１０を消勢すると、制御棒は炉心５５内へ完全に挿入さ
れる。当該技術分野では周知のように、制御棒の位置を
モニタするための制御棒位置指示器（ＲＰＩ）１２０が
コイルスタック組立体１１０に取り付けられている。
ラスタを軸方向に移動させる制御棒駆動機構（ＣＲＤ
Ｍ）９０が貫通管７０に連結されている。ＣＲＤＭは、
全体として管状の圧力ハウジング１００を有する（この
ハウジングは、タイプ３０４ステンレス鋼製であるのが
よい）。電磁コイルスタック組立体１１０が、電気的に
付勢されると、駆動棒８０を電磁的に軸方向に移動させ
るよう圧力ハウジング１００に取り付けられている。コ
イルスタック組立体１１０を付勢すると、制御棒は炉心
５５から完全に引き抜かれる。コイルスタック組立体１
１０を消勢すると、制御棒は炉心５５内へ完全に挿入さ
れる。当該技術分野では周知のように、制御棒の位置を
モニタするための制御棒位置指示器（ＲＰＩ）１２０が
コイルスタック組立体１１０に取り付けられている。
【００１６】原子炉容器１０の使用中、冷却材が底部２
０に流入し、ほぼ矢印の方向にこれを通って循環する。
冷却材が底部２０を通って循環すると、冷却材はまた燃
料集合体５７に沿って流れ、核分裂過程を助けるととも
に燃料集合体５７内の核分裂性物質の核分裂によって生
じた熱を奪う。コイルスタック組立体１１０は、制御棒
クラスタを燃料集合体５７に軸方向に出し入れして、こ
の中の核分裂プロセスを適当に制御する。燃料集合体５
７によって生じた熱は最終的にはタービン−発電機設備
に送られ、当該技術分野で周知の方法で発電が行なわれ
る。
０に流入し、ほぼ矢印の方向にこれを通って循環する。
冷却材が底部２０を通って循環すると、冷却材はまた燃
料集合体５７に沿って流れ、核分裂過程を助けるととも
に燃料集合体５７内の核分裂性物質の核分裂によって生
じた熱を奪う。コイルスタック組立体１１０は、制御棒
クラスタを燃料集合体５７に軸方向に出し入れして、こ
の中の核分裂プロセスを適当に制御する。燃料集合体５
７によって生じた熱は最終的にはタービン−発電機設備
に送られ、当該技術分野で周知の方法で発電が行なわれ
る。
【００１７】図２を参照すると、制御棒クラスタ１２５
をアナログ式制御棒位置指示装置で検査するためのシス
テムが示されている。制御棒クラスタ１２５を駆動する
コイルスタック組立体１１０が各々ケーブル１４０を介
して電力キャビネット１３０に接続されている。電力キ
ャビネット１３０は原子炉格納建造物１４の外部に設置
されていて、これは所定のコイルスタック組立体１１０
を選択的に付勢する制御装置であり、それにより関連の
制御棒クラスタは炉心５５から引き抜かれるか、或いは
この中に挿入されることになる。スイッチギヤパネル１
５０がバス１５５を介して電力キャビネット１３０に接
続されており、これはコイルスタック組立体１１０への
電力を遮断する遮断器（図示せず）を含む。スイッチギ
ヤパネル１５０は電源（図示せず）に接続されていて、
電力を電力キャビネット１３０に、そして必要ならば最
終的にはコイルスタック組立体１１０に供給する。コイ
ルスタック組立体１１０への電力は一般に、当該技術分
野で周知のようにオペレータが遮断器を物理的に操作す
るか、或いは制御室１７５から遮断器を遠隔操作して遮
断器を閉じたり開いたりすることにより付勢と消勢が行
われる。
をアナログ式制御棒位置指示装置で検査するためのシス
テムが示されている。制御棒クラスタ１２５を駆動する
コイルスタック組立体１１０が各々ケーブル１４０を介
して電力キャビネット１３０に接続されている。電力キ
ャビネット１３０は原子炉格納建造物１４の外部に設置
されていて、これは所定のコイルスタック組立体１１０
を選択的に付勢する制御装置であり、それにより関連の
制御棒クラスタは炉心５５から引き抜かれるか、或いは
この中に挿入されることになる。スイッチギヤパネル１
５０がバス１５５を介して電力キャビネット１３０に接
続されており、これはコイルスタック組立体１１０への
電力を遮断する遮断器（図示せず）を含む。スイッチギ
ヤパネル１５０は電源（図示せず）に接続されていて、
電力を電力キャビネット１３０に、そして必要ならば最
終的にはコイルスタック組立体１１０に供給する。コイ
ルスタック組立体１１０への電力は一般に、当該技術分
野で周知のようにオペレータが遮断器を物理的に操作す
るか、或いは制御室１７５から遮断器を遠隔操作して遮
断器を閉じたり開いたりすることにより付勢と消勢が行
われる。
【００１８】制御棒クラスタ１２５の位置をモニターす
るために、ＲＰＩ１２０は信号ケーブル１６５を介して
アナログ式制御棒位置指示装置１６０（ＡＲＰＩシステ
ム）に接続されており、このＡＲＰＩシステムは当該技
術分野で周知のように制御棒クラスタ１２５の位置をモ
ニターするためにＲＰＩ１２０と協働する。
るために、ＲＰＩ１２０は信号ケーブル１６５を介して
アナログ式制御棒位置指示装置１６０（ＡＲＰＩシステ
ム）に接続されており、このＡＲＰＩシステムは当該技
術分野で周知のように制御棒クラスタ１２５の位置をモ
ニターするためにＲＰＩ１２０と協働する。
【００１９】代表的なプラント仕様では、原子力発電所
の燃料交換後、稼働状態に戻す前に、制御棒クラスタ１
２５をすべて、完全に引き抜き、次に原子炉容器５５内
へ重力で完全に挿入して検査を行うことが必要である。
この要件により、燃料交換プロセスが制御棒クラスタの
運動の自由度に悪影響を及ぼすことがないようにする。
の燃料交換後、稼働状態に戻す前に、制御棒クラスタ１
２５をすべて、完全に引き抜き、次に原子炉容器５５内
へ重力で完全に挿入して検査を行うことが必要である。
この要件により、燃料交換プロセスが制御棒クラスタの
運動の自由度に悪影響を及ぼすことがないようにする。
【００２０】制御棒クラスタ１２５の検査のために、パ
ーソナルコンピュータ（ＰＣ）１７０がケーブル１８０
を介してＡＲＰＩシステム１６０に接続され、さらにケ
ーブル１９０を介してスイッチギヤパネル１５０にも接
続されている。ＰＣ１７０は、オペレータとのインタフ
ェースとなり、検査結果をディスプレイスクリーン（図
示せず）上に表示する。ＰＣ１７０はＡＲＰＩシステム
１６０からの信号を受け取ると共に、ＡＲＰＩシステム
１６０から送られた信号のフィルタリング、アナログ−
ディジタル変換、及びメモリ貯蔵のような機能を果たす
ための入力／出力カード１７５を有する。ＰＣ１７０の
メモリ貯蔵は、核制御棒クラスタ１２５についての専用
メモリを含み、専用メモリは核制御棒クラスタ１２５の
落下時間の全体、一般的には、４秒未満を記憶する。入
力／出力カード１７５は、例えば、ニュージャージ州モ
リスプレインズ所在のエレクサ・アソシエーツ・インコ
ーポレイテッドから市販されているモデルナンバーＰＲ
−ＡＤＣ１である。ＰＣ１７０は、電気（常閉）接点１
９５に取り付けられており（なお、常開接点も使用可能
である）、この接点１９５は、原子炉のスイッチギヤパ
ネル１５０内の原子炉トリップ遮断器がトリップされ、
或いはトリップまたは開路されると、状態を（開離位置
に）変える。
ーソナルコンピュータ（ＰＣ）１７０がケーブル１８０
を介してＡＲＰＩシステム１６０に接続され、さらにケ
ーブル１９０を介してスイッチギヤパネル１５０にも接
続されている。ＰＣ１７０は、オペレータとのインタフ
ェースとなり、検査結果をディスプレイスクリーン（図
示せず）上に表示する。ＰＣ１７０はＡＲＰＩシステム
１６０からの信号を受け取ると共に、ＡＲＰＩシステム
１６０から送られた信号のフィルタリング、アナログ−
ディジタル変換、及びメモリ貯蔵のような機能を果たす
ための入力／出力カード１７５を有する。ＰＣ１７０の
メモリ貯蔵は、核制御棒クラスタ１２５についての専用
メモリを含み、専用メモリは核制御棒クラスタ１２５の
落下時間の全体、一般的には、４秒未満を記憶する。入
力／出力カード１７５は、例えば、ニュージャージ州モ
リスプレインズ所在のエレクサ・アソシエーツ・インコ
ーポレイテッドから市販されているモデルナンバーＰＲ
−ＡＤＣ１である。ＰＣ１７０は、電気（常閉）接点１
９５に取り付けられており（なお、常開接点も使用可能
である）、この接点１９５は、原子炉のスイッチギヤパ
ネル１５０内の原子炉トリップ遮断器がトリップされ、
或いはトリップまたは開路されると、状態を（開離位置
に）変える。
【００２１】検査の開始のために、コイルスタック組立
体１１０を上述のようにプラントオペレータによって所
定のやり方で次々に付勢し、それによりすべての制御棒
クラスタ１２５を完全に引き抜く。本実施例では、すべ
ての制御棒クラスタ１２５を検査するが、本発明は所定
の制御棒クラスタまたは複数の制御棒クラスタ１２５を
選択的に付勢することにより、制御棒クラスタ１２５の
うちの一つ或いは任意の組合わせについて検査すること
ができる。次に、原子炉トリップ遮断器を制御室１８５
内のオペレータによりトリップし、それにより、すべて
の制御棒クラスタ１２５が炉心５５内へ重力落下するよ
うにする。遮断器のトリップと同時に、接点１９５は開
離し、それによりＰＣ１７０に信号を送ってデータ収集
を開始させる。ＡＲＰＩシステム１６０は各制御棒クラ
スタの落下時間を表わすアナログ信号をケーブル１８０
により入力／出力カード１７５に送り、これら入力／出
力カード１７５は受け取った信号を調整してディジタル
化する。すると、ＰＣ１７０は、完全引抜き位置から炉
心５５の底部へ落下中の全制御棒１２５についての経過
時間プロフィールまたはグラフ（以下、単に「経過時間
プロフィール」という）を生成する。次に、各制御棒ク
ラスタの経過時間プロフィールをスクリーン上に個々に
表示して目に見えることができるようにする。
体１１０を上述のようにプラントオペレータによって所
定のやり方で次々に付勢し、それによりすべての制御棒
クラスタ１２５を完全に引き抜く。本実施例では、すべ
ての制御棒クラスタ１２５を検査するが、本発明は所定
の制御棒クラスタまたは複数の制御棒クラスタ１２５を
選択的に付勢することにより、制御棒クラスタ１２５の
うちの一つ或いは任意の組合わせについて検査すること
ができる。次に、原子炉トリップ遮断器を制御室１８５
内のオペレータによりトリップし、それにより、すべて
の制御棒クラスタ１２５が炉心５５内へ重力落下するよ
うにする。遮断器のトリップと同時に、接点１９５は開
離し、それによりＰＣ１７０に信号を送ってデータ収集
を開始させる。ＡＲＰＩシステム１６０は各制御棒クラ
スタの落下時間を表わすアナログ信号をケーブル１８０
により入力／出力カード１７５に送り、これら入力／出
力カード１７５は受け取った信号を調整してディジタル
化する。すると、ＰＣ１７０は、完全引抜き位置から炉
心５５の底部へ落下中の全制御棒１２５についての経過
時間プロフィールまたはグラフ（以下、単に「経過時間
プロフィール」という）を生成する。次に、各制御棒ク
ラスタの経過時間プロフィールをスクリーン上に個々に
表示して目に見えることができるようにする。
【００２２】経過時間プロフィールを典型的には２つの
部分に分け、これらを対象として制御棒クラスタに問題
があるかどうかにつき検査員が分析できるようにすると
いうことを理解することは有益である。これら２つの部
分についての分析手順は当該技術分野において周知であ
るが、これは従来、ビジコーダーグラフ（visicordergr
aph）についての肉眼による近似によって行われてい
た。第１の部分は、完全引抜き位置からの制御棒落下か
ら冷却材中への制御棒のエントリー時間までのダッシュ
ポットエントリタイムである。第２の部分は、制御棒の
最初の落下から炉心５５底部に当たる時間までのターン
アラウンドタイムである（即ち、落下時間全体）。ＰＣ
１７０は、ペンシルベニア州オハラタウンシップ所在の
ウエスチングハウス・エレクトリック・コーポレイショ
ンから入手できるソフトウエアを使用しており、このソ
フトウエアは、ダッシュポットエントリタイムとターン
アラウンドタイムの両方を生成する。ソフトウエアのフ
ローチャートが図３に示されており、これはソフトウエ
アが生成したグラフ（図４）と関連して検討するとよく
わかる。図４の一方の座標は、制御棒クラスタが炉心内
へ落下するのに要する時間であり、図４の他方の座標
は、ＡＲＰＩシステム１６０から検出した電圧値であ
る。経過時間プロフィールを１ミリ秒間隔で表示してオ
ペレータが障害の原因（もし存在する場合）を一層良く
判定することができるようにする。
部分に分け、これらを対象として制御棒クラスタに問題
があるかどうかにつき検査員が分析できるようにすると
いうことを理解することは有益である。これら２つの部
分についての分析手順は当該技術分野において周知であ
るが、これは従来、ビジコーダーグラフ（visicordergr
aph）についての肉眼による近似によって行われてい
た。第１の部分は、完全引抜き位置からの制御棒落下か
ら冷却材中への制御棒のエントリー時間までのダッシュ
ポットエントリタイムである。第２の部分は、制御棒の
最初の落下から炉心５５底部に当たる時間までのターン
アラウンドタイムである（即ち、落下時間全体）。ＰＣ
１７０は、ペンシルベニア州オハラタウンシップ所在の
ウエスチングハウス・エレクトリック・コーポレイショ
ンから入手できるソフトウエアを使用しており、このソ
フトウエアは、ダッシュポットエントリタイムとターン
アラウンドタイムの両方を生成する。ソフトウエアのフ
ローチャートが図３に示されており、これはソフトウエ
アが生成したグラフ（図４）と関連して検討するとよく
わかる。図４の一方の座標は、制御棒クラスタが炉心内
へ落下するのに要する時間であり、図４の他方の座標
は、ＡＲＰＩシステム１６０から検出した電圧値であ
る。経過時間プロフィールを１ミリ秒間隔で表示してオ
ペレータが障害の原因（もし存在する場合）を一層良く
判定することができるようにする。
【００２３】ダッシュポットエントリタイムの計算のた
め、ＰＣ１７０は、経過時間プロフィールの最大振幅値
の半分（Ａ）のところで開始し（ブロック１７７）、得
たプロットを走査し、−４５°の第１の勾配について、
隣の点を一つ一つ見て最大振幅値（Ｂ）に向かう方向に
進む（ブロック１７８及び１７９）。もしその点が最大
振幅値の５％以内にあれば（ブロック１８１）、ダッシ
ュポットエントリタイムはこの点の座標から求められる
（ブロック１８３）。もしそれが５％以内になければ、
プログラムは、得たプロットをその点から引き続き走査
し、−２６°の勾配について、隣の点を一つ一つ見て最
大振幅値（Ｂ）に向かって上記のプロットに沿う方向に
進む（ブロック１７８及び１７９）。もしそれが５％以
内にあれば（ブロック１８１）、ダッシュポットエント
リタイムはこの点における座標から求められる（ブロッ
ク１８３）。もしそれが５％以内になければ、プログラ
ムはこの同一のプロセスを、−１４°の点（ブロック１
７８及び１７９）及び−７°の点（ブロック１７８及び
１７９）について繰り返し行ない、最大振幅値点の５％
以内の点に到達するようにする。反復するごとに、プロ
グラムは、先にチェックした勾配と最大振幅値（Ｂ）と
の間で、次の所定の勾配についてチェックする。ダッシ
ュポットエントリタイムを求めた後、上述のようにして
求めたダッシュポットエントリタイムと、グラフが座標
と交わる点（Ｃ）によって表わされる炉心の底部に制御
棒が当たる時間との間の時間を考慮してターンアラウン
ドタイムを求める。
め、ＰＣ１７０は、経過時間プロフィールの最大振幅値
の半分（Ａ）のところで開始し（ブロック１７７）、得
たプロットを走査し、−４５°の第１の勾配について、
隣の点を一つ一つ見て最大振幅値（Ｂ）に向かう方向に
進む（ブロック１７８及び１７９）。もしその点が最大
振幅値の５％以内にあれば（ブロック１８１）、ダッシ
ュポットエントリタイムはこの点の座標から求められる
（ブロック１８３）。もしそれが５％以内になければ、
プログラムは、得たプロットをその点から引き続き走査
し、−２６°の勾配について、隣の点を一つ一つ見て最
大振幅値（Ｂ）に向かって上記のプロットに沿う方向に
進む（ブロック１７８及び１７９）。もしそれが５％以
内にあれば（ブロック１８１）、ダッシュポットエント
リタイムはこの点における座標から求められる（ブロッ
ク１８３）。もしそれが５％以内になければ、プログラ
ムはこの同一のプロセスを、−１４°の点（ブロック１
７８及び１７９）及び−７°の点（ブロック１７８及び
１７９）について繰り返し行ない、最大振幅値点の５％
以内の点に到達するようにする。反復するごとに、プロ
グラムは、先にチェックした勾配と最大振幅値（Ｂ）と
の間で、次の所定の勾配についてチェックする。ダッシ
ュポットエントリタイムを求めた後、上述のようにして
求めたダッシュポットエントリタイムと、グラフが座標
と交わる点（Ｃ）によって表わされる炉心の底部に制御
棒が当たる時間との間の時間を考慮してターンアラウン
ドタイムを求める。
【００２４】図５を参照すると、制御棒クラスタ１２５
をディジタル式制御棒位置指示装置で検査するため、追
加の構成要素をシステムに付加する。信号調整シャーシ
（signal conditioning chassis)２１０をディジタル式
制御棒位置指示装置２００（ＤＲＰＩシステム）に付加
し、内部をＤＲＰＩシステム２００内の適当な制御棒デ
ータ収集点に接続する。信号調整シャーシ２１０は、Ｄ
ＲＰＩシステム２００の信号についてフィルタリング、
アナログ−ディジタル変換及びメモリー記憶を行なう入
力／出力カード１７５を含む。入力／出力カード１７５
は、アナログシステムで用いた入力／出力カード１７５
と同一のものである。また、信号調整シャーシ２１０
は、原子炉格納建造物１４の外部の遠くに位置した入力
／出力カード１７５及びＰＣ１７０が当該技術分野で周
知のように互いに連絡することができるようにするネッ
トワークカード２１５を含む。
をディジタル式制御棒位置指示装置で検査するため、追
加の構成要素をシステムに付加する。信号調整シャーシ
（signal conditioning chassis)２１０をディジタル式
制御棒位置指示装置２００（ＤＲＰＩシステム）に付加
し、内部をＤＲＰＩシステム２００内の適当な制御棒デ
ータ収集点に接続する。信号調整シャーシ２１０は、Ｄ
ＲＰＩシステム２００の信号についてフィルタリング、
アナログ−ディジタル変換及びメモリー記憶を行なう入
力／出力カード１７５を含む。入力／出力カード１７５
は、アナログシステムで用いた入力／出力カード１７５
と同一のものである。また、信号調整シャーシ２１０
は、原子炉格納建造物１４の外部の遠くに位置した入力
／出力カード１７５及びＰＣ１７０が当該技術分野で周
知のように互いに連絡することができるようにするネッ
トワークカード２１５を含む。
【００２５】制御棒クラスタ１２５の検査のためシステ
ムを、上述のように（明確化のためここで繰り返す）開
始する。コイルスタック組立体１２５をプラントオペレ
ータによって次々に付勢し、それによりすべての制御棒
クラスタ１２５を完全に引き抜く。次に、原子炉のトリ
ップ遮断器を制御室１８５内のオペレータによってトリ
ップし、それによりすべての制御棒クラスタ１２５が炉
心５５内へ重力落下するようにする。遮断器のトリップ
操作と同時に、接点１９５は開離し、それにより信号調
整シャーシ２１０に信号を送ってデータ収集を開始す
る。各制御棒クラスタ１２５についての経過時間プロフ
ィールを入力／出力カード１７５のメモリに記憶する。
制御棒クラスタ１２５の落下完了時に、信号調整シャー
シ２１０はディジタル化されたデータをＰＣ１７０に送
り、ここでＰＣ１７０のスクリーン上に一度に一つのク
ラスタを表示する。経過時間プロフィールを印刷し、デ
ータをファイルとしてＰＣ１７０のハードディスクドラ
イブに書き込む。
ムを、上述のように（明確化のためここで繰り返す）開
始する。コイルスタック組立体１２５をプラントオペレ
ータによって次々に付勢し、それによりすべての制御棒
クラスタ１２５を完全に引き抜く。次に、原子炉のトリ
ップ遮断器を制御室１８５内のオペレータによってトリ
ップし、それによりすべての制御棒クラスタ１２５が炉
心５５内へ重力落下するようにする。遮断器のトリップ
操作と同時に、接点１９５は開離し、それにより信号調
整シャーシ２１０に信号を送ってデータ収集を開始す
る。各制御棒クラスタ１２５についての経過時間プロフ
ィールを入力／出力カード１７５のメモリに記憶する。
制御棒クラスタ１２５の落下完了時に、信号調整シャー
シ２１０はディジタル化されたデータをＰＣ１７０に送
り、ここでＰＣ１７０のスクリーン上に一度に一つのク
ラスタを表示する。経過時間プロフィールを印刷し、デ
ータをファイルとしてＰＣ１７０のハードディスクドラ
イブに書き込む。
【００２６】
【図１】原子炉容器の縦断面図である。
【図２】本発明のアナログ式制御棒位置指示システム検
査装置の略図である。
査装置の略図である。
【図３】本発明で用いられるコンピュータプログラムの
フローチャート図である。
フローチャート図である。
【図４】本発明に従って検査された制御棒クラスタにつ
いての経過時間プロフィールのシュミレートグラフ図で
ある。
いての経過時間プロフィールのシュミレートグラフ図で
ある。
【図５】本発明のディジタル式制御棒位置指示システム
の略図である。
の略図である。
１０ 原子炉容器 ５５ 炉心 ９０ ＣＲＤＭ ７０ ＣＲＤＭ貫通管 １００ 圧力ハウジング １１０ 電磁コイルスタック組立体 １２０ 制御棒位置指示器（ＲＰＩ） １２５ 制御棒クラスタ １７０ パーソナルコンピュータ（ＰＣ）
───────────────────────────────────────────────────── フロントページの続き (72)発明者 ジェームズ ジェイ パトネスキー ジュ ニア アメリカ合衆国 ペンシルベニア州 アリ ソン・パーク サプリング・ドライブ 2727
Claims (9)
- 【請求項１】 原子炉容器内の少なくとも２つの制御棒
クラスタを同時に検査する装置であって、制御棒クラス
タに取り付けられていて、制御棒クラスタを原子炉容器
内から検査に適した位置まで引き抜く制御棒駆動機構
と、制御棒駆動機構に連結されていて、電力を制御棒駆
動機構に供給したり、制御棒駆動機構への電力供給を停
止させ、停止時には、全ての制御棒クラスタが原子炉容
器内へ落下するようにする電力手段と、制御棒駆動機構
に取り付けられていて、制御棒クラスタの位置をモニタ
ーする制御棒位置指示器と、制御棒位置指示器に作動的
に接続されていて、各制御棒クラスタの落下時間を表す
信号を受け取り、原子炉容器内へ落下中の全ての制御棒
クラスタの経過時間プロフィールを生成するコンピュー
タとを有することを特徴とする検査装置。 - 【請求項２】 コンピュータは、ダッシュポットエント
リタイム及びターンアラウンドタイムを求める手段を含
むことを特徴とする請求項１の検査装置。 - 【請求項３】 コンピュータは、制御棒クラスタの経過
時間プロフィールを１ミリ秒単位で表示するディスプレ
イを含むことを特徴とする請求項２の検査装置。 - 【請求項４】 コンピュータは、各制御棒の経過時間プ
ロフィールを記憶する手段を含むことを特徴とする請求
項３の検査装置。 - 【請求項５】 コンピュータは、アナログ信号をディジ
タル信号に変換する手段を含むことを特徴とする請求項
４の検査装置。 - 【請求項６】 コンピュータは、放射線被ばくを最小限
に抑える原子炉格納建造物の外部に設置されていること
を特徴とする請求項５の検査装置。 - 【請求項７】 原子炉容器内の少なくとも２つの制御棒
クラスタを同時に検査する方法であって、少なくとも２
つの前記制御棒クラスタを検査に適した位置まで引き抜
き、少なくとも２つの前記制御棒クラスタが原子炉容器
内へ同時に落下するようにし、検査された各制御棒クラ
スタの落下時間を表す信号をコンピュータに伝送し、コ
ンピュータによって各制御棒クラスタについての経過時
間プロフィールを生成することを特徴とする検査方法。 - 【請求項８】 コンピュータによってダッシュポットエ
ントリタイム及びターンアラウンドタイムを算出する段
階を更に有することを特徴とする請求項７の検査方法。 - 【請求項９】 各制御棒クラスタの経過時間プロフィー
ルを１ミリ秒単位で表示して、問題点の分析が出来るよ
うにする段階を更に有することを特徴とする請求項８の
検査方法。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US08/168491 | 1993-12-22 | ||
| US08168491 US5408508B1 (en) | 1993-12-22 | 1993-12-22 | System and method for simultaneously testing a plurality of control rods |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPH07209477A true JPH07209477A (ja) | 1995-08-11 |
Family
ID=22611712
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP6335958A Pending JPH07209477A (ja) | 1993-12-22 | 1994-12-22 | 複数の制御棒クラスタの同時検査装置及び方法 |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5408508B1 (ja) |
| JP (1) | JPH07209477A (ja) |
| CN (1) | CN1064171C (ja) |
| CZ (1) | CZ287436B6 (ja) |
| DE (1) | DE4445453A1 (ja) |
| ES (1) | ES2107940B1 (ja) |
| GB (1) | GB2285167B (ja) |
| PL (1) | PL175412B1 (ja) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR200449437Y1 (ko) * | 2006-12-29 | 2010-07-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 제어봉 코일 진단 시스템 |
| WO2022165474A3 (en) * | 2021-01-22 | 2022-10-20 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear movable element position indication apparatus, system, and method |
Families Citing this family (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5563922A (en) * | 1995-10-23 | 1996-10-08 | Aep Energy Services, Inc. | Method and system for indicating the position of control rods of a nuclear reactor |
| AU5911398A (en) * | 1997-01-15 | 1998-08-07 | Combustion Engineering Inc. | Cedm data acquisiton system |
| US5841824A (en) * | 1997-05-13 | 1998-11-24 | Westinghouse Electric Corporation | System and method for testing the free fall time of nuclear reactor control rods |
| US6404835B1 (en) | 2000-03-22 | 2002-06-11 | Analysis & Measurement Services Corporation | Nuclear reactor rod drop time testing method |
| CN101206464B (zh) * | 2007-11-14 | 2010-07-21 | 上海海得控制系统股份有限公司 | 基于计算机的核反应堆棒控系统中防误操作的开关屏蔽方法 |
| US8351561B2 (en) | 2008-01-09 | 2013-01-08 | Analysis And Measurement Services Corporation | Advanced digital control rod position indication system with rod drop monitoring for nuclear power plants |
| US8670515B2 (en) * | 2009-07-29 | 2014-03-11 | Westinghouse Electric Company Llc | Digital nuclear control rod control system |
| FR2953318B1 (fr) * | 2009-11-30 | 2011-12-09 | Areva Np | Procede et dispositif de detection de chute de grappe d'un reacteur nucleaire |
| CN104330611A (zh) * | 2013-07-22 | 2015-02-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于监测反应堆控制棒驱动机构线圈电流幅值的方法 |
| FR3109010B1 (fr) * | 2020-04-02 | 2022-04-08 | Soc Technique Pour Lenergie Atomique | Ensemble de contrôle de la désolidarisation entre une grappe de contrôle et une tige de commande d'un dispositif de contrôle de la réactivité d'une réacteur nucléaire |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4073684A (en) * | 1976-09-27 | 1978-02-14 | Combustion Engineering, Inc. | Releasable extension shaft coupling |
| US4125432A (en) * | 1977-01-24 | 1978-11-14 | Combustion Engineering, Inc. | Drive mechanism nuclear reactor control rod |
| US4314881A (en) * | 1980-03-18 | 1982-02-09 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Reactor control rod timing system |
| DD214020B1 (de) * | 1983-02-28 | 1986-12-03 | Gerngross | Verfahren zum ermitteln der verfahrzeiten von regelelementen |
| US4661310A (en) * | 1983-10-27 | 1987-04-28 | Westinghouse Electric Corp | Pulsed multichannel protection system with saturable core magnetic logic units |
| US4663576A (en) * | 1985-04-30 | 1987-05-05 | Combustion Engineering, Inc. | Automatic controller for magnetic jack type control rod drive mechanism |
| US4696785A (en) * | 1985-10-31 | 1987-09-29 | Westinghouse Electric Corp. | Testable voted logic power circuit and method of testing the same |
| US5006301A (en) * | 1989-03-22 | 1991-04-09 | Joyner Engineers And Trainers, Inc. | Method and apparatus for control rod drop monitoring |
-
1993
- 1993-12-22 US US08168491 patent/US5408508B1/en not_active Expired - Fee Related
-
1994
- 1994-11-30 GB GB9424164A patent/GB2285167B/en not_active Expired - Fee Related
- 1994-12-15 ES ES09402564A patent/ES2107940B1/es not_active Expired - Lifetime
- 1994-12-16 CZ CZ19943189A patent/CZ287436B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1994-12-19 PL PL94306370A patent/PL175412B1/pl unknown
- 1994-12-20 CN CN94119537A patent/CN1064171C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1994-12-20 DE DE4445453A patent/DE4445453A1/de not_active Ceased
- 1994-12-22 JP JP6335958A patent/JPH07209477A/ja active Pending
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR200449437Y1 (ko) * | 2006-12-29 | 2010-07-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 제어봉 코일 진단 시스템 |
| WO2022165474A3 (en) * | 2021-01-22 | 2022-10-20 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear movable element position indication apparatus, system, and method |
| US11862350B2 (en) | 2021-01-22 | 2024-01-02 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear movable element position indication apparatus, system, and method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN1127920A (zh) | 1996-07-31 |
| US5408508B1 (en) | 1997-03-25 |
| ES2107940A1 (es) | 1997-12-01 |
| GB2285167A (en) | 1995-06-28 |
| GB9424164D0 (en) | 1995-01-18 |
| ES2107940B1 (es) | 1998-06-01 |
| PL306370A1 (en) | 1995-06-26 |
| PL175412B1 (pl) | 1998-12-31 |
| DE4445453A1 (de) | 1995-06-29 |
| US5408508A (en) | 1995-04-18 |
| CZ287436B6 (en) | 2000-11-15 |
| GB2285167B (en) | 1997-06-11 |
| CZ318994A3 (en) | 1995-12-13 |
| CN1064171C (zh) | 2001-04-04 |
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| JPH07318685A (ja) | 原子炉燃料の破損検出法 | |
| Mallicoat et al. | Design improvements to the ISU AGN-201 reactor SCRAM, interlock, and magnet circuits | |
| Biard et al. | The VINON-LOCA test facility: exploring the LOCA phenomenology through an out-of-pile thermal sequence on irradiated pressurized fuel rod | |
| Grounes et al. | Fuel R&D at Studsvik I. Introduction and experimental facilities | |
| Hanes et al. | Nuclear power: Control-room design: Lessons from TMI: Improved instrumentation plus computer-based decision aids under development should help minimize the potential consequences of accidents | |
| Tardiff | Some Aspects of the WTR and SL-1 Accidents | |
| JP3319630B2 (ja) | 炉心監視方法とその装置 | |
| Balgehshiri et al. | Wide Range Neutron Monitoring (WRNM) System in Boiling Water Reactors (A Short Communication & Memorandum) | |
| Crawford | Experimental capabilities of the transient reactor test (TREAT) facility. | |
| Russcher et al. | Experiment Operations Plan for a Loss-of-coolant Accident Simulation in the National Research Universal Reactor | |
| Beuneche | Single rod leak detection and repair of leaking or damaged fuel assemblies | |
| Postnikov et al. | Steam-content and coolant-level emission sensors for a nuclear reactor | |
| JPS6132639B2 (ja) | ||
| McPherson et al. | Review of experiments to evaluate the ability of electrical heater rods to simulate nuclear fuel rod behavior during postulated loss-of-coolant accidents in light water reactors | |
| Stephens | Liquid Metal Fast Breeder Reactor Program: Argonne facilities |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20030306 |