JPS6051072B2 - 状態監視装置 - Google Patents
状態監視装置Info
- Publication number
- JPS6051072B2 JPS6051072B2 JP53040853A JP4085378A JPS6051072B2 JP S6051072 B2 JPS6051072 B2 JP S6051072B2 JP 53040853 A JP53040853 A JP 53040853A JP 4085378 A JP4085378 A JP 4085378A JP S6051072 B2 JPS6051072 B2 JP S6051072B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- load
- detector
- fuel
- output
- signal
- 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.)
- Expired
Links
Classifications
-
- B—PERFORMING OPERATIONS; TRANSPORTING
- B25—HAND TOOLS; PORTABLE POWER-DRIVEN TOOLS; MANIPULATORS
- B25J—MANIPULATORS; CHAMBERS PROVIDED WITH MANIPULATION DEVICES
- B25J19/00—Accessories fitted to manipulators, e.g. for monitoring, for viewing; Safety devices combined with or specially adapted for use in connection with manipulators
- B25J19/06—Safety devices
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Robotics (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子力発電所に於ける核燃料の状態監視装置に
係り、特に原子炉の燃料交換時の運転員の被ばく低減に
効果的な核燃料の状態監視装置に関する。
係り、特に原子炉の燃料交換時の運転員の被ばく低減に
効果的な核燃料の状態監視装置に関する。
原子力発電所に於いては、原子炉内の核燃料の反応時に
発生する熱に依り蒸気を発生させ、この蒸気に依つて蒸
気タービンと連結される発電機を駆動して電力を取り出
している。
発生する熱に依り蒸気を発生させ、この蒸気に依つて蒸
気タービンと連結される発電機を駆動して電力を取り出
している。
原子炉内に於いて使用済となつた核燃料は原子炉外に取
出して新しい核燃料と交換する必要がある。例えば、沸
騰水型原子力発電所に於いては、数百本の核燃料（以降
、燃料集合体と称す）が炉心に装荷されており、このう
ち約１１４がほぼ１年ごとに行なわれる定期点検時に取
出されて、新しい燃料集合体と交換される。この燃料交
換作業は取扱う対象が核物質であることから極めて慎重
に、安全に行なわれなければならず、従つて、この交換
作業に要する時間は無視出来ない。事実、の時間が原子
力発電所における定期点検の期間を大きく左右していて
、交換作業時間の短縮は直ちに発電所の利用率の向上に
つながる事から、何らかの方策が必要とＪされて来た。
ところで、この燃料交換作業は、燃料交換機を使つて行
なわれるが、この燃料交換機は原子力発電所内の原子炉
及び燃料プールの間を移動して、原子炉内の核燃料を取
り出して、燃料プールに貯７蔵したり、燃料プールから
新しい核燃料を炉心へ装荷したりする等の機能を有する
。
出して新しい核燃料と交換する必要がある。例えば、沸
騰水型原子力発電所に於いては、数百本の核燃料（以降
、燃料集合体と称す）が炉心に装荷されており、このう
ち約１１４がほぼ１年ごとに行なわれる定期点検時に取
出されて、新しい燃料集合体と交換される。この燃料交
換作業は取扱う対象が核物質であることから極めて慎重
に、安全に行なわれなければならず、従つて、この交換
作業に要する時間は無視出来ない。事実、の時間が原子
力発電所における定期点検の期間を大きく左右していて
、交換作業時間の短縮は直ちに発電所の利用率の向上に
つながる事から、何らかの方策が必要とＪされて来た。
ところで、この燃料交換作業は、燃料交換機を使つて行
なわれるが、この燃料交換機は原子力発電所内の原子炉
及び燃料プールの間を移動して、原子炉内の核燃料を取
り出して、燃料プールに貯７蔵したり、燃料プールから
新しい核燃料を炉心へ装荷したりする等の機能を有する
。
第１図は、かかる周知の燃料交換機の概略透視図を示す
もので、同図中、１はＸ−Ｘ方向に移動■５ 一するブ
リッジ、２はＹ−Ｙ方向に移動するトロｌ八３はＺ−Ｚ
方向に移動するホイスト、４は原子炉、５は核燃料を貯
蔵する燃料プール、６は前記ホイスト３の端部に設けら
れ核燃料を保持するグラツプルである。
もので、同図中、１はＸ−Ｘ方向に移動■５ 一するブ
リッジ、２はＹ−Ｙ方向に移動するトロｌ八３はＺ−Ｚ
方向に移動するホイスト、４は原子炉、５は核燃料を貯
蔵する燃料プール、６は前記ホイスト３の端部に設けら
れ核燃料を保持するグラツプルである。
かかる構成に於いて、Ｘ−Ｘ方向に移動するブリッジ１
と、ブリッジ１の上をＹ−Ｙ方向に移動するトロリ２、
及びトロリ２上にあつて、核燃料をＺ−Ｚ方向に上下さ
せるホイスト３に依つて、核燃料は原子炉４及び燃料プ
ール５内を自在に運搬される。
と、ブリッジ１の上をＹ−Ｙ方向に移動するトロリ２、
及びトロリ２上にあつて、核燃料をＺ−Ｚ方向に上下さ
せるホイスト３に依つて、核燃料は原子炉４及び燃料プ
ール５内を自在に運搬される。
ところで、この核燃料の取扱い作業は、被ばくの低減の
必要性から、水中で行なわれることが多い。
必要性から、水中で行なわれることが多い。
従つて、原子炉４及び燃料プール５には水張りが行なわ
れるが、この水張りはその必要性に応じていろいろのレ
ベルで行なわれる。例えば、初装荷燃料の取扱い時には
放射線の影響は少ないから、原子炉４側の炉心内のみの
水位で水張りが行なわれ、燃料プール５側には水は張ら
ない。また、燃料の再装荷（２年目以降）ては、使用済
燃料からの放射線のしやへいのため、燃料プール５、原
子炉４とも深く水を張つて作業を行なう。核燃料は、前
記ホイスト３に吊り下げた状態で原子炉４へ挿入したり
、引抜いたり、燃料プール５内の燃料ラックへ挿入した
り、引抜いたりするが、この核燃料の挿入、引抜きが正
常に行なわれているかどうかを十分監視する必要があり
、このためにロードセル等の検出器を用いた荷重計が用
いられている。例えば、燃料の荷重３５０ｋ９に対して
引抜く時に過大な荷重がかかれば、引つかかつたと判断
するなどして、安全に取扱うことが期されている。しか
しながら、水張りレベルによつては、水の浮力分だけ荷
重計の読みに誤差が生じて、安全の確認のための正しい
荷重の把握が非常に困難とな．つて来る為、核燃料の取
扱いが非常に難しくなつて来る。
れるが、この水張りはその必要性に応じていろいろのレ
ベルで行なわれる。例えば、初装荷燃料の取扱い時には
放射線の影響は少ないから、原子炉４側の炉心内のみの
水位で水張りが行なわれ、燃料プール５側には水は張ら
ない。また、燃料の再装荷（２年目以降）ては、使用済
燃料からの放射線のしやへいのため、燃料プール５、原
子炉４とも深く水を張つて作業を行なう。核燃料は、前
記ホイスト３に吊り下げた状態で原子炉４へ挿入したり
、引抜いたり、燃料プール５内の燃料ラックへ挿入した
り、引抜いたりするが、この核燃料の挿入、引抜きが正
常に行なわれているかどうかを十分監視する必要があり
、このためにロードセル等の検出器を用いた荷重計が用
いられている。例えば、燃料の荷重３５０ｋ９に対して
引抜く時に過大な荷重がかかれば、引つかかつたと判断
するなどして、安全に取扱うことが期されている。しか
しながら、水張りレベルによつては、水の浮力分だけ荷
重計の読みに誤差が生じて、安全の確認のための正しい
荷重の把握が非常に困難とな．つて来る為、核燃料の取
扱いが非常に難しくなつて来る。
これに対して、従来は取扱う運転者の経験とガンに依る
ところが大であり、実際には核燃料の挿入、引抜きの状
態等を目視て確認して安全を期していた。ところが、こ
の様な目視作業は運転者の被ばくの機会を増やし、安全
管理上問題がある為、好ましくない。
ところが大であり、実際には核燃料の挿入、引抜きの状
態等を目視て確認して安全を期していた。ところが、こ
の様な目視作業は運転者の被ばくの機会を増やし、安全
管理上問題がある為、好ましくない。
従つて、運転員の被ばく低減の必要から、目視作業に代
えて遠隔操作等の導入必要性が増して来ているが、この
為には核燃料の取扱い時のデータを正確に把握する事が
重要となつて来る。従つて、本発明の目的は、かかる従
来技術に鑑みて、原子炉、燃料プールの水張りの状態に
応じてホイストの正しい荷重を算出し、遠隔操作等にお
いても、安全に核燃料を取扱う事を可能ならしめた核燃
料の状態監視装置を提供するにある。
えて遠隔操作等の導入必要性が増して来ているが、この
為には核燃料の取扱い時のデータを正確に把握する事が
重要となつて来る。従つて、本発明の目的は、かかる従
来技術に鑑みて、原子炉、燃料プールの水張りの状態に
応じてホイストの正しい荷重を算出し、遠隔操作等にお
いても、安全に核燃料を取扱う事を可能ならしめた核燃
料の状態監視装置を提供するにある。
以下、図面に従つて本発明を更に詳細に説明すノる。第
２図は本発明の一実施例に係る状態監視装置のブロック
図を示すもので、同図中、１１は原子炉及び燃料プール
の水位検出器、１２はホイストの位置を検出する位置検
出器、１３は核燃料の荷・重を検出する荷重検出器、１
４は荷重表示計、１５は設定荷重表示灯、２０は、プロ
セス入力装置２１、演算制御装置２３、記憶装置２牡プ
ロセス出力装置２２から成る電子計算機、３０は関数演
算部、３１は浮力補正部、３２は比較判断部、・４０は
関数記憶部、４１は設定値記憶部をそれぞれ示すもので
ある。
２図は本発明の一実施例に係る状態監視装置のブロック
図を示すもので、同図中、１１は原子炉及び燃料プール
の水位検出器、１２はホイストの位置を検出する位置検
出器、１３は核燃料の荷・重を検出する荷重検出器、１
４は荷重表示計、１５は設定荷重表示灯、２０は、プロ
セス入力装置２１、演算制御装置２３、記憶装置２牡プ
ロセス出力装置２２から成る電子計算機、３０は関数演
算部、３１は浮力補正部、３２は比較判断部、・４０は
関数記憶部、４１は設定値記憶部をそれぞれ示すもので
ある。
かかる構成に於いて、水張りの水位検出器１１の出力信
号１００は電子計算機２０のプロセス入力装置２１を介
して水位信号１０３として演算制御装置２３の関数演算
部３０に入力される。
号１００は電子計算機２０のプロセス入力装置２１を介
して水位信号１０３として演算制御装置２３の関数演算
部３０に入力される。
一方、ホイスト３の位置検出器１２の出力信号１０１は
前記プロセス入力装置２１を介してホイスト位置信号１
０４として前記関数演算部３０に入力される。前記水位
信号１０３及びホイスト位置信号１０４とから演算処理
して得られた浮力信号１０６は、前記演算制御装置２３
の浮力補正部３１へ入力される。ところで、ホイスト３
の吊下げ荷重の荷重検出器１３の出力信号１０２は、前
記プロセス入力装置２１を介して荷重信号１０５として
前記浮力補正部３１へ入力される。前記浮力信号１０６
及び前記荷重信号１０５とから演算処理した結果の修正
荷重信号１０９及び１１１は、それぞれ前記演算制御装
置２３の比較判断部３２及びプロセス出力装置２２に入
力される。ところで、前記電子計算機２０の記憶装置２
４の関数記憶部４０に予め記憶されている関数データは
、関数データ信号１０７として前記演算制御装置２３の
関数演算部３０に入力されて、浮力信号１０６の演算の
ために用いる。また、前記記憶装置２４の設定値記憶部
４１に予め記憶されている設定データは、設定データ信
号１０８として前記演算制御装置２３の比較判断部３２
に入力されて修正荷重信号１０９と比較されて、その結
果の設定荷重信号１１０が前記プロセス出力装置２２を
介して設定荷重出力１１３として設定荷重表示灯などに
表示される。一方、前記修正荷重信号１１１は、同様に
プロセス出力装置２２を介して荷重出力１１２として荷
重表示計１４等に表示される。以上説明した如く、前記
水位信号１０３及び前記ホイスト位置信号１０４は前記
関数演算部３０に入力され演算処理されて浮力信号１０
６を出力するが、この場合、ホイスト３の形状と水位信
号１０３とホイスト位置信号１０１とから、浮力信号１
０６は次の様に定められる。第３図はホイストの詳細な
形状を示す説明図で、同図中、７は核燃料、３−１，３
−２，３一３，３−４はそれぞれホイスト３の第１〜第
４段をそれぞれ示すものである。
前記プロセス入力装置２１を介してホイスト位置信号１
０４として前記関数演算部３０に入力される。前記水位
信号１０３及びホイスト位置信号１０４とから演算処理
して得られた浮力信号１０６は、前記演算制御装置２３
の浮力補正部３１へ入力される。ところで、ホイスト３
の吊下げ荷重の荷重検出器１３の出力信号１０２は、前
記プロセス入力装置２１を介して荷重信号１０５として
前記浮力補正部３１へ入力される。前記浮力信号１０６
及び前記荷重信号１０５とから演算処理した結果の修正
荷重信号１０９及び１１１は、それぞれ前記演算制御装
置２３の比較判断部３２及びプロセス出力装置２２に入
力される。ところで、前記電子計算機２０の記憶装置２
４の関数記憶部４０に予め記憶されている関数データは
、関数データ信号１０７として前記演算制御装置２３の
関数演算部３０に入力されて、浮力信号１０６の演算の
ために用いる。また、前記記憶装置２４の設定値記憶部
４１に予め記憶されている設定データは、設定データ信
号１０８として前記演算制御装置２３の比較判断部３２
に入力されて修正荷重信号１０９と比較されて、その結
果の設定荷重信号１１０が前記プロセス出力装置２２を
介して設定荷重出力１１３として設定荷重表示灯などに
表示される。一方、前記修正荷重信号１１１は、同様に
プロセス出力装置２２を介して荷重出力１１２として荷
重表示計１４等に表示される。以上説明した如く、前記
水位信号１０３及び前記ホイスト位置信号１０４は前記
関数演算部３０に入力され演算処理されて浮力信号１０
６を出力するが、この場合、ホイスト３の形状と水位信
号１０３とホイスト位置信号１０１とから、浮力信号１
０６は次の様に定められる。第３図はホイストの詳細な
形状を示す説明図で、同図中、７は核燃料、３−１，３
−２，３一３，３−４はそれぞれホイスト３の第１〜第
４段をそれぞれ示すものである。
ホイスト３は多段式の多重円筒型でその先端にグラツプ
ル６が取付けられており、グラツプル６が核燃料７をつ
かんだり、はなしたりする事については前にも述べた通
りである。
ル６が取付けられており、グラツプル６が核燃料７をつ
かんだり、はなしたりする事については前にも述べた通
りである。
第３図中、１５は核燃料７の長さ、１０はグラツプル６
の長さ、１３１，１３２，１３３，１３，はそれぞれホ
イスト３の第１段３−１，第２段３−２，第３段３−３
，第４段３−４の長さである。今、原子炉建家の床面を
ｏレベルとして、これからの水面までの距離（深さ）を
ｈ１グラツプル６の先端までの距離をｚとすると、なる
関係式が成り立ち、一方核燃料７、グラツプル６、ホイ
スト３のうち水中にある深さは、で表わされる。
の長さ、１３１，１３２，１３３，１３，はそれぞれホ
イスト３の第１段３−１，第２段３−２，第３段３−３
，第４段３−４の長さである。今、原子炉建家の床面を
ｏレベルとして、これからの水面までの距離（深さ）を
ｈ１グラツプル６の先端までの距離をｚとすると、なる
関係式が成り立ち、一方核燃料７、グラツプル６、ホイ
スト３のうち水中にある深さは、で表わされる。
また、ホイスト３の多段式多重円筒の第１段３−１、第
２段３−２、第３段３一３、第４段３−４の円筒の肉厚
をそれぞれＴｌ，ｔ２，ｔ３，ｔ，とし、前記各段の円
筒の外径をＤｌ，（１２，ｄ３，ｄ４とすると各円筒の
体積Ｖ，はそれぞれで表わされる。但し、ｉ＝１，２，
３，４である。また、グラツプル６及び核燃料７の体積
Ｖ４，Ｖ５は形状を円筒と近似してで表わすものとする
。
２段３−２、第３段３一３、第４段３−４の円筒の肉厚
をそれぞれＴｌ，ｔ２，ｔ３，ｔ，とし、前記各段の円
筒の外径をＤｌ，（１２，ｄ３，ｄ４とすると各円筒の
体積Ｖ，はそれぞれで表わされる。但し、ｉ＝１，２，
３，４である。また、グラツプル６及び核燃料７の体積
Ｖ４，Ｖ５は形状を円筒と近似してで表わすものとする
。
但し、ＣＯ，Ｃ５はそれぞれグラツプル６、核燃料７の
断面積である。ところで、第３図の状態においてホイス
ト３はｚ−ｈ＋１５の深さだけ水中にある。
断面積である。ところで、第３図の状態においてホイス
ト３はｚ−ｈ＋１５の深さだけ水中にある。
したがつて、アルキメデスの原理により、この水中にあ
る部分の体積に等しい水の重量だけホイスト３は浮力ｆ
を受けることになる。この浮力ｆは水の比重をρとして
、 ｆ＝ρｘ（１，・Ｃ５＋１０・ＣＯ＋π・１３１（
１！２◆レ２し２ノＪｘｖ′で求める事が出来る。
る部分の体積に等しい水の重量だけホイスト３は浮力ｆ
を受けることになる。この浮力ｆは水の比重をρとして
、 ｆ＝ρｘ（１，・Ｃ５＋１０・ＣＯ＋π・１３１（
１！２◆レ２し２ノＪｘｖ′で求める事が出来る。
上記式（６）において、１０，１５，ｃ５，ｃ０，１３
１，ｄ１，ｔ１，ｄ２，ｔ２はいずれもホイスト３、核
燃料７、グラツプル６の形状から定まる定数であり、Ｚ
，ｈはそれぞれホイスト位置信号１０牡水位信号１０３
で与えられる。したがつて、（６）式はｚ及びｈの関数
として予め定めることができる事となる。ホイスト位置
信号１０４のｚと、水位信号１０３のｈに対する浮力信
号１０６のｆの値は、第４図の関係図に示す様な値とし
て与えられる。
１，ｄ１，ｔ１，ｄ２，ｔ２はいずれもホイスト３、核
燃料７、グラツプル６の形状から定まる定数であり、Ｚ
，ｈはそれぞれホイスト位置信号１０牡水位信号１０３
で与えられる。したがつて、（６）式はｚ及びｈの関数
として予め定めることができる事となる。ホイスト位置
信号１０４のｚと、水位信号１０３のｈに対する浮力信
号１０６のｆの値は、第４図の関係図に示す様な値とし
て与えられる。
即ち、第４図に示す様なｚとｈの２変数の折れ線関数を
前記電子計算機２０の記憶装置２４の関数記憶部４０に
予め記憶しておき、ホイスト位置信号１０４の値ｚ、及
び水位信号１０３の値Ｈ，に対して第４図に示す様に２
変数の補間法により浮力信号１０６の値ｆ恣求める。以
上述べた如くして求められた浮力信号１０６の値ｆに対
して、前記荷重検出器１３の荷重信号ＪｌＯ５の値をｇ
とするとき、前記浮力補正部３１において演算処理して
得られる修正荷重信号１０９及び１１１の値ｆ″は
−で求められる。
前記電子計算機２０の記憶装置２４の関数記憶部４０に
予め記憶しておき、ホイスト位置信号１０４の値ｚ、及
び水位信号１０３の値Ｈ，に対して第４図に示す様に２
変数の補間法により浮力信号１０６の値ｆ恣求める。以
上述べた如くして求められた浮力信号１０６の値ｆに対
して、前記荷重検出器１３の荷重信号ＪｌＯ５の値をｇ
とするとき、前記浮力補正部３１において演算処理して
得られる修正荷重信号１０９及び１１１の値ｆ″は
−で求められる。
したがつて、この修正荷重信号１１１を前記プロセス出
力装置２２を介して、荷重出力１１２として荷重計１４
に出力すれば、水の浮力にかかわりなく、常に正規の荷
重表示が得られる。一方、前記修正荷重信号１０９は比
較判断部３２に入力されて前記設定値記憶部４１に予め
記憶してある設定値、例えば定格負荷重量３５０ｋｇ、
過負荷重量４００ｋ９等の設定データ信号１０８と比較
されて、その結果が設定荷重信号１１０として出力され
、プロセス出力装置２２を介して設定荷重表示灯１５に
表示出力される。
力装置２２を介して、荷重出力１１２として荷重計１４
に出力すれば、水の浮力にかかわりなく、常に正規の荷
重表示が得られる。一方、前記修正荷重信号１０９は比
較判断部３２に入力されて前記設定値記憶部４１に予め
記憶してある設定値、例えば定格負荷重量３５０ｋｇ、
過負荷重量４００ｋ９等の設定データ信号１０８と比較
されて、その結果が設定荷重信号１１０として出力され
、プロセス出力装置２２を介して設定荷重表示灯１５に
表示出力される。
なお、上記実施例では、水位信号とホイスト位置信号を
電子計算機に読込み、これによつて浮力を算出して自動
的に補正を行なう場合を例示したが、原子力発電所の燃
料プールや原子炉における水張りの状態は、一般にはあ
まり多様な状態には変えない。
電子計算機に読込み、これによつて浮力を算出して自動
的に補正を行なう場合を例示したが、原子力発電所の燃
料プールや原子炉における水張りの状態は、一般にはあ
まり多様な状態には変えない。
したがつて、この様な場合には、状態検出の都度水位信
号を検出して自動的に補正しなくても、例えば燃料初装
荷時水位、燃料再装荷時水位の２種の水位に対して、予
め補正値を求めておき、例えば運転員の選択によつてい
ずれかの補正値を用いる様な構成としてもよい。更に、
上記実施例では、電子計算機によつて浮力の補正値を求
める構成について例示したが、本発明の実施はこれに限
定されるものではなく、補正値を演算することの出来る
構成であれば、アナログ的な関数発生器ないしはその他
の論理回路等、いずれでも適用可能なものである事は勿
論である。
号を検出して自動的に補正しなくても、例えば燃料初装
荷時水位、燃料再装荷時水位の２種の水位に対して、予
め補正値を求めておき、例えば運転員の選択によつてい
ずれかの補正値を用いる様な構成としてもよい。更に、
上記実施例では、電子計算機によつて浮力の補正値を求
める構成について例示したが、本発明の実施はこれに限
定されるものではなく、補正値を演算することの出来る
構成であれば、アナログ的な関数発生器ないしはその他
の論理回路等、いずれでも適用可能なものである事は勿
論である。
以上述べた如く、本発明によれば、原子力発電所の燃料
交換作業において、燃料交換機のホイストの荷重を原子
炉、プールの水張りの状態に応じて正しく算出し、荷重
計の表示器等に正しく表示せしめる事によつて、遠隔操
作や自動操作等においても運転員が安全に、且つ効率よ
く燃料交換作業を行なう事を可能ならしめた新規の状態
監視装置を得る事が出来るものである。
交換作業において、燃料交換機のホイストの荷重を原子
炉、プールの水張りの状態に応じて正しく算出し、荷重
計の表示器等に正しく表示せしめる事によつて、遠隔操
作や自動操作等においても運転員が安全に、且つ効率よ
く燃料交換作業を行なう事を可能ならしめた新規の状態
監視装置を得る事が出来るものである。
第１図は周知の燃料交換機の概略透視図、第２図は本発
明の一実施例に係る状態監視装置のブロック図、第３図
はホイストの詳細な形状を示す説明図、第４図はホイス
ト位置信号と、水位信号に対する浮力信号の関係図であ
る。 １１・・・・・・水位検出器、１２・・・・・・位置検
出器、１３・・・・・・荷重検出器、１４・・・・・荷
重表示計、１５・・・・・設定荷重表示灯、２０・・・
・・・電子計算機、２３・・・・・演算制御装置、２４
・・・・・記憶装置。
明の一実施例に係る状態監視装置のブロック図、第３図
はホイストの詳細な形状を示す説明図、第４図はホイス
ト位置信号と、水位信号に対する浮力信号の関係図であ
る。 １１・・・・・・水位検出器、１２・・・・・・位置検
出器、１３・・・・・・荷重検出器、１４・・・・・荷
重表示計、１５・・・・・設定荷重表示灯、２０・・・
・・・電子計算機、２３・・・・・演算制御装置、２４
・・・・・記憶装置。
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １ 液体内と気体中にまたがつて物体を運搬する運搬部
材と、前記運搬部材に加わる物体の荷重を検出する荷重
検出器と、前記液体のレベルを検出するレベル検出器と
、前記運搬部材と物体の位置を検出する位置検出器と、
前記レベル検出器出力と前記位置検出器出力から予め定
められたパラメータに従つて、前記物体及び運搬部材に
加わる液体の浮力を演算すると共に前記荷重検出器出力
に前記浮力を補正値として与える演算回路とを備え、前
記補正値を与えられた荷重検出器出力に基いて前記物体
の状態を監視する事を特徴とする状態監視装置。 ２ 液体内と空気中にまたがつて物体を運搬する運搬部
材と、前記運搬部材に加わる物体の荷重を検出する荷重
検出器と、前記運搬部材と物体の位置を検出する位置検
出器と、前記液体の異なるレベル毎に対応したパラメー
タを記憶する記憶装置と、前記記憶装置及び前記位置検
出器出力から予め定められたパラメータに従つて、前記
物体及び運搬部材に加わる液体の浮力を演算すると共に
、前記荷重検出器出力に前記浮力を補正値として与える
演算回路とを備え、前記補正値を与えられた荷重検出器
出力に基いて前記物体の状態を監視する事を特徴とする
状態監視装置。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53040853A JPS6051072B2 (ja) | 1978-04-07 | 1978-04-07 | 状態監視装置 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP53040853A JPS6051072B2 (ja) | 1978-04-07 | 1978-04-07 | 状態監視装置 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS54133290A JPS54133290A (en) | 1979-10-16 |
| JPS6051072B2 true JPS6051072B2 (ja) | 1985-11-12 |
Family
ID=12592115
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP53040853A Expired JPS6051072B2 (ja) | 1978-04-07 | 1978-04-07 | 状態監視装置 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS6051072B2 (ja) |
Cited By (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6213673U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-27 | ||
| JPS6213671U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-27 | ||
| JPS6213672U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-27 | ||
| JPS6214472U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-28 | ||
| JPS6245169U (ja) * | 1985-09-09 | 1987-03-18 | ||
| JPS6245171U (ja) * | 1985-09-09 | 1987-03-18 | ||
| JPS6245170U (ja) * | 1985-09-09 | 1987-03-18 | ||
| JPH01169370U (ja) * | 1988-05-19 | 1989-11-29 | ||
| JPH01169369U (ja) * | 1988-05-19 | 1989-11-29 | ||
| JPH0217360B2 (ja) * | 1985-10-22 | 1990-04-20 | Yonemushi Takeshi | |
| JPH045972U (ja) * | 1990-04-25 | 1992-01-20 | ||
| JPH044160B2 (ja) * | 1985-09-27 | 1992-01-27 | ||
| JPH0513838B2 (ja) * | 1987-08-20 | 1993-02-23 | Takashi Shimakawa | |
| JPH0532309Y2 (ja) * | 1987-12-11 | 1993-08-18 | ||
| JPH0532307Y2 (ja) * | 1987-11-26 | 1993-08-18 | ||
| JPH0720693Y2 (ja) * | 1990-04-03 | 1995-05-15 | エーワン株式会社 | 保護フィルムを備えたラベル |
| JPH07309082A (ja) * | 1994-05-16 | 1995-11-28 | Kyowa Tokushu Insatsu Kk | 偽造防止用被覆フィルム |
Families Citing this family (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5752895A (en) * | 1980-09-16 | 1982-03-29 | Hitachi Ltd | Nuclear fuel gripper |
| JPS57125892A (en) * | 1981-01-30 | 1982-08-05 | Tokyo Shibaura Electric Co | Device for exchanging and controlling reactor core structure element |
| ATE34479T1 (de) * | 1983-09-06 | 1988-06-15 | Acec | Verfahren sowie einrichtung zur ueberwachung und kontrolle der be- und entladearbeiten des brennstoffs eines kernreaktors. |
-
1978
- 1978-04-07 JP JP53040853A patent/JPS6051072B2/ja not_active Expired
Cited By (17)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS6213671U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-27 | ||
| JPS6213672U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-27 | ||
| JPS6214472U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-28 | ||
| JPS6213673U (ja) * | 1985-07-10 | 1987-01-27 | ||
| JPS6245169U (ja) * | 1985-09-09 | 1987-03-18 | ||
| JPS6245171U (ja) * | 1985-09-09 | 1987-03-18 | ||
| JPS6245170U (ja) * | 1985-09-09 | 1987-03-18 | ||
| JPH044160B2 (ja) * | 1985-09-27 | 1992-01-27 | ||
| JPH0217360B2 (ja) * | 1985-10-22 | 1990-04-20 | Yonemushi Takeshi | |
| JPH0513838B2 (ja) * | 1987-08-20 | 1993-02-23 | Takashi Shimakawa | |
| JPH0532307Y2 (ja) * | 1987-11-26 | 1993-08-18 | ||
| JPH0532309Y2 (ja) * | 1987-12-11 | 1993-08-18 | ||
| JPH01169369U (ja) * | 1988-05-19 | 1989-11-29 | ||
| JPH01169370U (ja) * | 1988-05-19 | 1989-11-29 | ||
| JPH0720693Y2 (ja) * | 1990-04-03 | 1995-05-15 | エーワン株式会社 | 保護フィルムを備えたラベル |
| JPH045972U (ja) * | 1990-04-25 | 1992-01-20 | ||
| JPH07309082A (ja) * | 1994-05-16 | 1995-11-28 | Kyowa Tokushu Insatsu Kk | 偽造防止用被覆フィルム |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| JPS54133290A (en) | 1979-10-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS6051072B2 (ja) | 状態監視装置 | |
| US6181759B1 (en) | Method and apparatus for determining nearness to criticality of a nuclear fueled electric power generating unit | |
| EP3965121A1 (en) | Method and device for measuring control rod worth in subcritical state of nuclear power plant | |
| JP5047293B2 (ja) | 軸方向出力分布制御方法、軸方向出力分布制御システムおよび軸方向出力分布制御プログラム | |
| KR101948535B1 (ko) | 가스순환라인에 대한 가스누출 감지, 가스누출발생구간 검출 및 우회순환라인을 자동으로 형성하는 기능을 구비한 캐니스터 건조장치 및 그 건조장치의 제어방법 | |
| CN110146128A (zh) | 核电管道监测方法、系统、装置、设备和存储介质 | |
| KR101698335B1 (ko) | 원전연료의 시뮬레이션을 위한 컴퓨터 프로그램 및 이에 적용된 원전연료의 시뮬레이션 방법 | |
| KR100893944B1 (ko) | 칼만필터 또는 칼만스무더를 적용하여 원자력 발전소 원자로 냉각재 계통의 미확인 누설률을 계산한 원자로냉각재 계통 파단전누설 모니터링 방법 | |
| CN109100772A (zh) | 一种用于乏燃料溶解过程的在线分析监测方法及装置 | |
| JP2008157669A (ja) | 未臨界度測定方法及び未臨界度測定用プログラム、並びに未臨界度測定装置 | |
| JP6975713B2 (ja) | 主容器のための破損指標補助容器 | |
| CN109975303B (zh) | 一种用于孔洞定位测量和内壁检测的装置及方法 | |
| US20220051824A1 (en) | Method for protecting a nuclear reactor and corresponding nuclear reactor | |
| KR200490840Y1 (ko) | 핵연료 이송장치 | |
| EP0113670B1 (en) | Method of detecting breakage in nuclear reactor | |
| CN113280980B (zh) | 靶件的检测方法和装置 | |
| JP2672668B2 (ja) | 燃料装荷異常診断システム | |
| JPS63225194A (ja) | 再処理施設への使用済み燃料搬出方法 | |
| JPS61283897A (ja) | 原子炉圧力容器の健全性のオンライン監視・解析装置 | |
| CN115965254A (zh) | 一种基于放射性核素取样的钠冷快堆堆芯损伤评价方法 | |
| TWI839480B (zh) | 罐之密封喪失的偵測方法及偵測裝置和罐及混凝土製儲存容器 | |
| US4382906A (en) | Method of and an apparatus for the evaluation of burned-out nuclear fuel elements | |
| JPS58124910A (ja) | 異常検出装置 | |
| US20020121143A1 (en) | Process and device for checking forces applied on a fuel assembly in a transport container | |
| Stellrecht et al. | Elevated temperature testing of spent nuclear fuel rods |