JPS58100786A - 原子炉プラントの異常診断方法 - Google Patents
原子炉プラントの異常診断方法Info
- Publication number
- JPS58100786A JPS58100786A JP56198622A JP19862281A JPS58100786A JP S58100786 A JPS58100786 A JP S58100786A JP 56198622 A JP56198622 A JP 56198622A JP 19862281 A JP19862281 A JP 19862281A JP S58100786 A JPS58100786 A JP S58100786A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- abnormality
- amount
- value
- reactor plant
- cross
- 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
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】
本発明は、原子炉プラントの異常診断方法に係シ、特に
異常状１１ｊ４ｔ−迅速かつ確実に検卸し、その対策を
適切に提示するのに好適な原子炉プラントの異常診断方
法に関する。
異常状１１ｊ４ｔ−迅速かつ確実に検卸し、その対策を
適切に提示するのに好適な原子炉プラントの異常診断方
法に関する。
原子炉プラントにおいては、炉心の破損に至るような重
大な事故は当然として、非常にわずかなトラブルでも、
周囲環境に対するインパクトが大きい。この九め、原子
炉プラントにおいては、厳重なモニタシステムがあらゆ
る角度から原子炉プラントの異常を監視し、この早期検
知を目ざしている。
大な事故は当然として、非常にわずかなトラブルでも、
周囲環境に対するインパクトが大きい。この九め、原子
炉プラントにおいては、厳重なモニタシステムがあらゆ
る角度から原子炉プラントの異常を監視し、この早期検
知を目ざしている。
しかしながら、原子炉の一次系圧力バウンダリ内での異
常、例えば、燃料棒からの核分裂生成物の漏洩、−次系
配管における応力腐食割れ（８ＣＣ）発生、あるいは原
子炉停止時の保守点検作業の円滑遂行を妨げる一次系線
量亭の増大などは、それ自体では原子炉プラント外部へ
の影響は小さい。
常、例えば、燃料棒からの核分裂生成物の漏洩、−次系
配管における応力腐食割れ（８ＣＣ）発生、あるいは原
子炉停止時の保守点検作業の円滑遂行を妨げる一次系線
量亭の増大などは、それ自体では原子炉プラント外部へ
の影響は小さい。
しかし、原子炉プラントの運転、保守および点検などの
作業な困難かつ煩雑にする要因として、早急かつ確実に
予知し、かつ対策することが望まれるものである。圧力
バタンダリ内での異常については、直接検知する手段が
乏しく、このため間接情報によって嘴常の検知を行わざ
るｔ−得す、これが異常検刈の迅速性と確実性を阻害し
ている。
作業な困難かつ煩雑にする要因として、早急かつ確実に
予知し、かつ対策することが望まれるものである。圧力
バタンダリ内での異常については、直接検知する手段が
乏しく、このため間接情報によって嘴常の検知を行わざ
るｔ−得す、これが異常検刈の迅速性と確実性を阻害し
ている。
これまで、この檻の異常検知の手段としては、二段階の
システムが採用されている。すなわち、第一段階として
、線量率、電導度などに代表さｎるクロス状態量の測定
があすけられる。クロス状態量の測定は、確立された測
定技術によっておシ。
システムが採用されている。すなわち、第一段階として
、線量率、電導度などに代表さｎるクロス状態量の測定
があすけられる。クロス状態量の測定は、確立された測
定技術によっておシ。
オンラインで迅速な情報入手が可能であるが、被測定対
象の内容、すなわち、線量率であればこれに寄与する核
種の内訳、電導度であれば電導度変化に寄与する各イオ
ンの増減についての分析ができず、従って、測定値に基
づいて異常の有無の判定を行うに当ってはその原因をも
含めた的確な判定を行うことが困難である。
象の内容、すなわち、線量率であればこれに寄与する核
種の内訳、電導度であれば電導度変化に寄与する各イオ
ンの増減についての分析ができず、従って、測定値に基
づいて異常の有無の判定を行うに当ってはその原因をも
含めた的確な判定を行うことが困難である。
一方、原子炉プラントにおいては、第２Ｒ階として、原
子炉プラントが正常に運転されていることを確認するた
め水質あるいは放射能の詳細な分析がルーチン作業とし
て行われている。舛見は。
子炉プラントが正常に運転されていることを確認するた
め水質あるいは放射能の詳細な分析がルーチン作業とし
て行われている。舛見は。
冷却水中の放射性同位元素の核種別放射能分析。
元素分析、オフガスの核種分析などがあげられる。
定期的に冷却水やオフガスをサンプリングしてはこれら
を分析しプラントに異常のないことを確認するため、分
析値は目標値と比較し、規定された目標値範Ｈにおるこ
とがチェックされたのちは。
を分析しプラントに異常のないことを確認するため、分
析値は目標値と比較し、規定された目標値範Ｈにおるこ
とがチェックされたのちは。
万一の再チェックに備えて保管される。プラントの異常
が顕在化したときは、これら水質おるいは放射能の要素
分析値が目標値の範囲を逸脱していたことが確認される
し、また各要素分析値が異常を示したときはプラントの
状態が異常におると判定される。
が顕在化したときは、これら水質おるいは放射能の要素
分析値が目標値の範囲を逸脱していたことが確認される
し、また各要素分析値が異常を示したときはプラントの
状態が異常におると判定される。
このように、従来よシ原子炉プラントの異常診断は、ク
ロス測定値ならびに要素分析値によって二段階７行われ
６・し”し・両者の関連づけが′Ａ１確でなく、有機的
な組合せがなされていないため、迅速かつ確実な診断は
原子炉プラントの詳細を知９つくした名人英による以外
不可能であった。特に、異常をこれが小さいうちに検知
するという観点からは、プラント毎の特徴を十分に把握
してその正常な状ＩＩＩをふまえ九上で異常か、正常か
を判断することが重要であると共に、万一異常と判定さ
れ次場合、その異常の原因が何に由来するのかの分析が
迅速になされ、その対策を早急に行うことが要求される
が、従来法ではクロス状態量の測定値および要素分析値
の蓄積がシステマテイツクでなく、これを人力で行うた
めには膨大なマンアワーを要するという欠点があった。
ロス測定値ならびに要素分析値によって二段階７行われ
６・し”し・両者の関連づけが′Ａ１確でなく、有機的
な組合せがなされていないため、迅速かつ確実な診断は
原子炉プラントの詳細を知９つくした名人英による以外
不可能であった。特に、異常をこれが小さいうちに検知
するという観点からは、プラント毎の特徴を十分に把握
してその正常な状ＩＩＩをふまえ九上で異常か、正常か
を判断することが重要であると共に、万一異常と判定さ
れ次場合、その異常の原因が何に由来するのかの分析が
迅速になされ、その対策を早急に行うことが要求される
が、従来法ではクロス状態量の測定値および要素分析値
の蓄積がシステマテイツクでなく、これを人力で行うた
めには膨大なマンアワーを要するという欠点があった。
本発明の目的は、プラントにおけるクロス測に値と要素
分析値を有機的に関連させることによっテワスかなマン
アワーによってプラントの状態を迅速かつ確実に診断し
、異常の有無を判定し、さらに異常のレベルとその要因
を分析する手法′１＆：提供することにある。
分析値を有機的に関連させることによっテワスかなマン
アワーによってプラントの状態を迅速かつ確実に診断し
、異常の有無を判定し、さらに異常のレベルとその要因
を分析する手法′１＆：提供することにある。
本発明の特徴は、プラントにおけるクロス量の測定値お
よび要素量の分析値をデータバンクにとりこみ、このデ
ータバンクに収納されたクロス量の測定値および要素量
の分析値をもとに、プラントの固有性を考慮してクロス
量の異常判定の基準値を決定し、これらの測定値と基準
値を比較して異常の有無を判定すると共に、複数の要素
分析値にもとづいて、現象異常相関モデルによってプラ
ントの異常を診断して、単独の要素分析値からでは検知
しえない異常の検知と、異常レベルの判定ならびに異常
要因の摘出を行うシステムを提供するものである。
よび要素量の分析値をデータバンクにとりこみ、このデ
ータバンクに収納されたクロス量の測定値および要素量
の分析値をもとに、プラントの固有性を考慮してクロス
量の異常判定の基準値を決定し、これらの測定値と基準
値を比較して異常の有無を判定すると共に、複数の要素
分析値にもとづいて、現象異常相関モデルによってプラ
ントの異常を診断して、単独の要素分析値からでは検知
しえない異常の検知と、異常レベルの判定ならびに異常
要因の摘出を行うシステムを提供するものである。
クロス量とはプラント異常の有無のみを明らかにできる
状態量でろって、その値はプラントに設は九計側器にて
瞬時に連続的に得ることができる。
状態量でろって、その値はプラントに設は九計側器にて
瞬時に連続的に得ることができる。
グロス量の例としては、燃料破損の有無を判定できるオ
フガスのクロスγ線量および原子炉への冷却水供給配管
の腐食の有無を判定できる冷却水の電導度等がある。要
素量とは、異常のレベルおよび異常の原因をも明らかに
できる状態量であって、その値はプラントからサンプリ
ングした物質を分析することによって得られ、値を得る
ためにはクロス量よシも時間がかかる。
フガスのクロスγ線量および原子炉への冷却水供給配管
の腐食の有無を判定できる冷却水の電導度等がある。要
素量とは、異常のレベルおよび異常の原因をも明らかに
できる状態量であって、その値はプラントからサンプリ
ングした物質を分析することによって得られ、値を得る
ためにはクロス量よシも時間がかかる。
以下、本発明の一実施例を第１図によシ説明する。本実
施例では、プラントの異常の有無を燃料棒からの放射性
腐食生成物の有無よシ判定するものである。第１図は、
異常診断のためのアルゴリズムを示すもので、異常診断
の九めの情報入手とその蓄積ならびに異常判定のブロッ
クダイヤグラムを示すものである。
施例では、プラントの異常の有無を燃料棒からの放射性
腐食生成物の有無よシ判定するものである。第１図は、
異常診断のためのアルゴリズムを示すもので、異常診断
の九めの情報入手とその蓄積ならびに異常判定のブロッ
クダイヤグラムを示すものである。
ＢＷＨにおける燃料棒破損を検出するためのグロス量で
ある復水器から排出されるオフガスのクロスγ線の放射
症レベルが測定される。燃料棒破損検出のクロス量とし
ては、復水器に接続されるオフガス配管の線量率がある
。測定されたクロスγ線の放射能レベル、すなわち、燃
料棒破損検出に対するグロス量は、一定間隔毎に測定さ
れ、データバンクに収納され蓄積されると共に、グロス
量の基準値と比較することによって第一段階の異常検知
を行う。個々のＢＶＩプラントには各々の固有の特性が
あシ、全ＢＷＲ７′ランドに共通の基準値を適合しては
正確な判断はできない。異常を見落したシ、正常なもの
を異常と誤判断しいたずらに混乱を招く恐れがある。従
って、この基準値は、各ＢＷＲプラント毎に、その運転
履歴によって修正され、過去のクロス量測定値だけでは
なく後述する要素量分析値によって較正される。ピンホ
ールやクラッチなど燃料棒破損がない場合、オフガス中
には希ガスなどの核分裂生成物が含まれず、このためク
ロスγ線測定値がゼロ値を示せば基準値の設定は容易で
ある。しかし、実際には、冷却材である水の放射化によ
って生成される”Ｎなどの短半減期核種のほか、鉄中に
天然に不純物として存在し、しかも燃料棒表面にスケー
ルとして付着して、ここで核分裂するウランの影響によ
って生じる微量の放射性希ガス（Ｋｒ、Ｘｅ）も常にオ
フガスにおいて測定される。バックグラノドとなるこれ
らのオフガスのクロスγ線は、炉心部での冷却水流速や
炉心部での中性子束あるいは給水系から炉心へ持ち込ま
れる鉄の量によって決ま夛％ＢＷＲプラント毎に、また
各ＢＷＲプンントの運転履歴によって異なる。このため
、クロス量の基準値は、ＢＷＲプラントの運転状態、お
よび原子炉内への鉄の流入量などの要素量の分析値に基
づいて、鉄の量とこれによって生成される希ガスおよび
日り素の放出量を関連づける現象異常相関モデルを用い
ることによって計算され、補正されてＢＷＲプ２ント毎
に固有の値（基準１１Ｌ）として規定される。このよう
に規定された基準値を用いることによって、異常の見落
し、あるいは正常を異常と誤判断することが防止され、
迅速かつ的確な第１段階の異常判定が可能となる。すな
わち、測定され九グロス量と基準値が比較され、前者が
後者を下まわれば正常、すなわち燃料棒破損がないと判
断される。前者が後者を止まっていれば燃料棒破損が生
じていると判断される。
ある復水器から排出されるオフガスのクロスγ線の放射
症レベルが測定される。燃料棒破損検出のクロス量とし
ては、復水器に接続されるオフガス配管の線量率がある
。測定されたクロスγ線の放射能レベル、すなわち、燃
料棒破損検出に対するグロス量は、一定間隔毎に測定さ
れ、データバンクに収納され蓄積されると共に、グロス
量の基準値と比較することによって第一段階の異常検知
を行う。個々のＢＶＩプラントには各々の固有の特性が
あシ、全ＢＷＲ７′ランドに共通の基準値を適合しては
正確な判断はできない。異常を見落したシ、正常なもの
を異常と誤判断しいたずらに混乱を招く恐れがある。従
って、この基準値は、各ＢＷＲプラント毎に、その運転
履歴によって修正され、過去のクロス量測定値だけでは
なく後述する要素量分析値によって較正される。ピンホ
ールやクラッチなど燃料棒破損がない場合、オフガス中
には希ガスなどの核分裂生成物が含まれず、このためク
ロスγ線測定値がゼロ値を示せば基準値の設定は容易で
ある。しかし、実際には、冷却材である水の放射化によ
って生成される”Ｎなどの短半減期核種のほか、鉄中に
天然に不純物として存在し、しかも燃料棒表面にスケー
ルとして付着して、ここで核分裂するウランの影響によ
って生じる微量の放射性希ガス（Ｋｒ、Ｘｅ）も常にオ
フガスにおいて測定される。バックグラノドとなるこれ
らのオフガスのクロスγ線は、炉心部での冷却水流速や
炉心部での中性子束あるいは給水系から炉心へ持ち込ま
れる鉄の量によって決ま夛％ＢＷＲプラント毎に、また
各ＢＷＲプンントの運転履歴によって異なる。このため
、クロス量の基準値は、ＢＷＲプラントの運転状態、お
よび原子炉内への鉄の流入量などの要素量の分析値に基
づいて、鉄の量とこれによって生成される希ガスおよび
日り素の放出量を関連づける現象異常相関モデルを用い
ることによって計算され、補正されてＢＷＲプ２ント毎
に固有の値（基準１１Ｌ）として規定される。このよう
に規定された基準値を用いることによって、異常の見落
し、あるいは正常を異常と誤判断することが防止され、
迅速かつ的確な第１段階の異常判定が可能となる。すな
わち、測定され九グロス量と基準値が比較され、前者が
後者を下まわれば正常、すなわち燃料棒破損がないと判
断される。前者が後者を止まっていれば燃料棒破損が生
じていると判断される。
しかし、一般にはクロス量測定値からは、異常の有無を
判定することはできるが、異常のレベル判定ならびに原
因の究明はむずかしい。これらの判定は、纂２段階の要
素量の分析値に基づいて行う。
判定することはできるが、異常のレベル判定ならびに原
因の究明はむずかしい。これらの判定は、纂２段階の要
素量の分析値に基づいて行う。
燃料棒破損の程度を示す燃料棒破損検出に対する要素量
である希ガスおよびヨウ素濃度をサンプリングし九オフ
ガスを分析することによって求める。これらの分析値は
、データノ（ンクに収納され。
である希ガスおよびヨウ素濃度をサンプリングし九オフ
ガスを分析することによって求める。これらの分析値は
、データノ（ンクに収納され。
蓄積される。
要素量の分析値を用いた異常レベル等の判定の概要を以
下に説明する。第２＠に、オフガスおよび炉水中の希ガ
スとヨウ素の核種側放出モードを示す。ここで、人は放
出量（Ｃ／８）、λは崩壊定数（Ｓ−１）、ｙは核分裂
収率（−）を示す。燃料棒に破損がなく、燃料棒表面で
のフランの核分裂が主の場合、放出される希ガスは第２
図の破線のように反跳モードを示す。燃料棒にピノホー
ルが生ずるとこれが一点鎖線のように平衡モードになシ
、長半減期の核種の寄与が増大する。さらにこれが進展
しクラックになると拡散モードに変る。
下に説明する。第２＠に、オフガスおよび炉水中の希ガ
スとヨウ素の核種側放出モードを示す。ここで、人は放
出量（Ｃ／８）、λは崩壊定数（Ｓ−１）、ｙは核分裂
収率（−）を示す。燃料棒に破損がなく、燃料棒表面で
のフランの核分裂が主の場合、放出される希ガスは第２
図の破線のように反跳モードを示す。燃料棒にピノホー
ルが生ずるとこれが一点鎖線のように平衡モードになシ
、長半減期の核種の寄与が増大する。さらにこれが進展
しクラックになると拡散モードに変る。
しかし、この変化は、希ガス、ヨウ素の放出が単純にピ
ンホールあるいはクラックだけを区別する場合には有効
であるが、一般には小さなピノホールの場合、この値が
燃料棒表面での核分裂に影響され、見分けがむずかしい
。燃料棒の破損程度のもう一つの見分は方は、ヨウ素と
希ガスの濃度の比率である。表ＩＫ破損程度別のヨウ素
と希ガスのＩＩ）＆比率を示す。
ンホールあるいはクラックだけを区別する場合には有効
であるが、一般には小さなピノホールの場合、この値が
燃料棒表面での核分裂に影響され、見分けがむずかしい
。燃料棒の破損程度のもう一つの見分は方は、ヨウ素と
希ガスの濃度の比率である。表ＩＫ破損程度別のヨウ素
と希ガスのＩＩ）＆比率を示す。
表 １
破損のない場合、燃料棒外での核分裂によるため、希ガ
ス、ヨウ素放出率ははｙ等しい。ピンホールでは、希ガ
スに比べてヨウ素は放出されにくく、その結果、希ガス
に比べてヨウ素の寄与は小さい。これが更に進展してク
ラックになると、燃料棒の破損部の一部は冷却水に触れ
、溶解度の大きいヨウ素の放出量が増加し、ヨウ素と希
ガスの比率は燃料破損のない場合とピンホールの場合の
はｙ中間になる。従って、単に放出パターンのみでなく
、ヨウ素と希ガスの比＊を比較することによって燃料棒
の破損機度の診断が可能となる。また、この破損の判定
をプラント運転データと比較このように、本発明では菖
２段階の異常診断として、現在のプラントのパターンと
正常なパターンとの比較によって、異常診断を確実なも
のとすると共に、その程度、原因究明を可能とするもの
である。
ス、ヨウ素放出率ははｙ等しい。ピンホールでは、希ガ
スに比べてヨウ素は放出されにくく、その結果、希ガス
に比べてヨウ素の寄与は小さい。これが更に進展してク
ラックになると、燃料棒の破損部の一部は冷却水に触れ
、溶解度の大きいヨウ素の放出量が増加し、ヨウ素と希
ガスの比率は燃料破損のない場合とピンホールの場合の
はｙ中間になる。従って、単に放出パターンのみでなく
、ヨウ素と希ガスの比＊を比較することによって燃料棒
の破損機度の診断が可能となる。また、この破損の判定
をプラント運転データと比較このように、本発明では菖
２段階の異常診断として、現在のプラントのパターンと
正常なパターンとの比較によって、異常診断を確実なも
のとすると共に、その程度、原因究明を可能とするもの
である。
本発明では、異常診断を２段階に分けて、しかもプラン
トの固有性を反映して行えるので、迅速かつ確実な異常
の判定が可能であると共に１合せて異常の程度の把握な
らびにその原因の究明が可能となシ、この結果、プラン
ト異常診断に係わるマンアワーの大巾削減とその信頼性
向上に効果がある。
トの固有性を反映して行えるので、迅速かつ確実な異常
の判定が可能であると共に１合せて異常の程度の把握な
らびにその原因の究明が可能となシ、この結果、プラン
ト異常診断に係わるマンアワーの大巾削減とその信頼性
向上に効果がある。
第１図は本発明のアルゴリズムを示す異常判定のフロー
チャート、纂２図は燃料破損有無の各々に対応した希ガ
ス、ヨウ素の核種側放出量パターンを示す図である。 業 崩多裏￥Ｆ人（Ｓつ
チャート、纂２図は燃料破損有無の各々に対応した希ガ
ス、ヨウ素の核種側放出量パターンを示す図である。 業 崩多裏￥Ｆ人（Ｓつ
Claims (1)
- 【特許請求の範囲】 １、原子炉プラントから得られた状態量を記憶手段に蓄
積させ、前記状態量の異常判定の基準値を前記記憶手段
に蓄積された前記状態量にて補正し、測定にて得られた
前記状態量の厘と補正して得られた前記基準値とを比較
して異常の有無を判断する原子炉プラントの異常診断方
法。 ２、原子炉プラントに設けられた測定器により得られた
クロス量の値および前記原子炉プラントからサンプリン
グした物質の分析により得られた要素量の値を記憶手段
に蓄積させ、異常判定の前記クロス量のｇｉ規準値およ
び前記要素量の第２ｊ！ｉ準値を前記記憶手段に蓄積さ
れた前記クロス量および要素量にて補正し、測定によシ
得られた前記クロス量と補正して得られ九前記＃１１規
準値を比較して異常の有無を判断し、異常が生じている
場合には分析によシ得られた前記要素量と補正して得ら
れた前記第２規準値とを比較して異常の程度を判定する
原子炉プラントの異常診断方法。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56198622A JPS58100786A (ja) | 1981-12-11 | 1981-12-11 | 原子炉プラントの異常診断方法 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| JP56198622A JPS58100786A (ja) | 1981-12-11 | 1981-12-11 | 原子炉プラントの異常診断方法 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS58100786A true JPS58100786A (ja) | 1983-06-15 |
Family
ID=16394254
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP56198622A Pending JPS58100786A (ja) | 1981-12-11 | 1981-12-11 | 原子炉プラントの異常診断方法 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| JP (1) | JPS58100786A (ja) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016218961A (ja) * | 2015-05-26 | 2016-12-22 | 株式会社日立パワーソリューションズ | 異常予兆診断装置及び異常予兆診断方法 |
-
1981
- 1981-12-11 JP JP56198622A patent/JPS58100786A/ja active Pending
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JP2016218961A (ja) * | 2015-05-26 | 2016-12-22 | 株式会社日立パワーソリューションズ | 異常予兆診断装置及び異常予兆診断方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN117075183B (zh) | 中子探测器故障在线监测方法、系统、存储介质和终端 | |
| CN106024078B (zh) | 一种诊断反应堆中子探测器失效的方法 | |
| JPS63246700A (ja) | 破損燃料要素の診断方法 | |
| US3712850A (en) | Method for determining reactor coolant system leakage | |
| JP4755061B2 (ja) | 原子力施設の漏洩監視システム及びその漏洩監視方法 | |
| 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 | |
| US6345081B1 (en) | Method and a device for evaluating the integrity of the nuclear fuel in a nuclear plant | |
| JPS58100786A (ja) | 原子炉プラントの異常診断方法 | |
| Beliczey et al. | Comments on probabilities of leaks and breaks of safety-related piping in PWR plants | |
| RU2191437C1 (ru) | Способ контроля герметичности парогенератора ядерной энергетической установки | |
| Raindl | Monitoring prediction and identification of fuel failures during 17th campaign on each unit of Temelin NNP and overview of all fuel failures since 2010 | |
| Yiduo et al. | Research on Development of On-Line Monitoring of Fuel Damage in Nuclear Power Plant | |
| JPH052093A (ja) | 加圧水型原子炉の異常診断装置 | |
| KR101926956B1 (ko) | 결함연료 위치 탐지방법 | |
| RU2301463C1 (ru) | Способ контроля состояния активной зоны судовой ядерной энергетической установки с водным теплоносителем | |
| Likhanskii et al. | WWER expert system for fuel failure analysis using the RTOP-CA code | |
| Roach | Detection of steam generator tube leaks in pressurized water reactors | |
| Ammon et al. | Monitoring the Integrity of Control Rods On-Line with a Helium Leak Detector | |
| Orlenkov et al. | Radiochemical monitoring in life tests of fuel for new reactor cores | |
| JPH0694883A (ja) | 原子力発電プラントの炉心環境測定装置 | |
| JPH0452432B2 (ja) | ||
| JPS593294A (ja) | 核燃料被覆管の破損検出用オフガスモニタシステム | |
| JPH0694884A (ja) | 燃料被覆管漏洩検出装置 | |
| Aitken | Quantitative Approach to Reliability of Control and Instrumentation Systems | |
| Charlton et al. | Quality improvement in industrial process plants—the role of radioisotopes |