加速器や原子炉施設における遮へい設計
四廃止措置の対象となることが見込まれる発電用原子炉施設及びその敷地 1. 廃止措置対象施設の範囲及びその敷地 (1) 廃止措置対象施設廃止措置対象施設の範囲は 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 以下 原子炉等規制法 という ) に基づき 原子炉設置許可又は原子炉設置変更許可を受
... 2.2.1 放射性気体廃棄物及び放射性液体廃棄物の放出による被ばく 廃 止 措 置 期 間 に お け る 環 境 へ の 放 射 性 物 質 の 放 出 に 伴 い 周 辺 公 衆が受ける被ばく線量は、「線量目標値に関する指針」、「発電用 軽 水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（以下「線 量 ...
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2-8 原子炉格納容器ガス管理設備
... 上述の評価条件に基づく評価結果を表―２に示す。原子炉格納容器ガス管理設備は， １～３号機合計で，抽出する放射能量 3.83×10 10 Bq/h を，1.2×10 7 Bq/h（３千分の一 以下）に低減して放出すると評価した。放射性物質の濃度は，原子炉格納容器ガス管理 設備全体の効率から，１号機で 1/200 程度，２・３号機で 1/750 程度になるものと評価 ...
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発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価（一次評価）に係る報告書（島根原子力発電所2号機）
... 約 23 日 約 58 日 (3) 事象進展防止措置の評価 a. 運転時の場合 (2)項より，注水機能については，原子炉への注水の水源として，緊急安全対策 前の対策（防護措置ｱ，ｲ）は復水貯蔵タンク，純水タンク，補助復水貯蔵タンク およびろ過水タンクの４種類の水源であったが，緊急安全対策後の対策（防護措 置ｳ）においては，輪谷貯水槽および海水の２種類の水源が加わり，合計６種類の ...
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日本機械学会「コンクリート製原子炉格納容器規格
... しかしながら、プレストレストコンクリートは、プレストレス力による膜圧縮力が大 きいため、鉄筋コンクリートに比べて面内せん断耐力が大きくなる傾向にある。特に、 近年、NUPEC により実施された大型振動台を用いた耐震実証試験（プレストレス力に よる平均圧縮応力度比 σ p Fc （プレストレス力による平均圧縮応力度 σ p とコンクリー トの設計基準強度の平方根 Fc の比）は円周方向 1.29、子午線方向 ...
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高エネルギー加速器セミナー OHO 05 IFMIF 計画 ~ 核融合炉材料開発のための大強度重陽子加速器 ~ 杉本昌義 ( 原研 )
... 2.6. コスト評価 IFMIF プロジェクトコストは、EVEDA、建設、据付・ 検査、運転および廃止の各活動フェーズに細分化 し評価した。なお、運転費には、運転準備・調整 費、125mA 運転費および 250mA 運転費が含まれて いる。この結果、EVEDA 費は人件費などの共同チ ーム経費を含め約 86MICF、建設費は約 540MICF、 据付等に 117MICF、運転費は 250mA 定格運転時に は年間約 ...
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(5) (1) から (4) までの物資の1 又は2 以上を含むもの 2 原子炉若しくはその部分品若しくは附属装置又は車両 船舶 航空機若しくは宇宙空間用若しくは打ち上げ用の飛しょう体の原子炉用に設計した発電若しくは推進のための装置 3 重水素又は重水素化合物であって 重水素の原子数の水素の原子数に
... 26 極低温冷却装置若しくは超電導電気機器であって、次のいずれかに該当するもの又はそのため に特に設計した附属品若しくは部分品 （１） 軍用の車両、船舶、航空機又は宇宙船に取り付けるように特に設計した装置であって、 運行中に操作が可能であり、かつ、零下170度未満の温度を生み出し又は維持することのでき るもの（携帯装置であって、非金属若しくは非電導性の物質（プラスチック及びエポキシ樹脂 ...
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原子炉物理学 第一週
... 重大事故とは、設計基準を超える事故のうち、建屋や換気設備の閉 じ込め機能喪失、臨界事故をいう。 なお、例えば MOX加工施設においては、従来、最大想定事故評価に おいて、閉じ込め機能の喪失、臨界事故を想定している。従って、重 大事故になるかどうかは、設計基準の想定より厳しい条件 (例：多重 故障 )などにより、周辺により重大な影響を与えるかどうかによる。例 ...
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伊方発電所において 原子炉容器や原子炉の運転を制御する制御棒などの原子炉を 止める 機能や燃料を 冷やす 機能 放射性物質を 閉じ込める 機能などの安全上重要な機能をもつ施設については 想定される最大の揺れの地震である 基準地震動 650 ガルにも耐えられるよう 必要な個所には耐震性向上工事を実施し
... ② 礫ではなく砂が多く含まれ、かつその粒径が比較的揃っている地盤ほど締りが緩く液状化しや すいとされているが、伊方発電所内における埋立部の土は、粒径 10mm 以上の礫を多く含み、か つ粒径が比較的ばらついた土砂からなっている。 ③ 一般的に液状化が発生する地盤は、横波（せん断波）の伝わる速度※が 100～200ｍ/秒の比較 ...
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「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う島根原子力発電所3号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について
... ※1 裕度（評価基準値／発生値）が最も小さい評価結果を示す。 ※2 基準地震動 Ss による地震荷重が既往評価（工事計画認可）時の設計荷重以下となったため，発生値は既往 評価の値とした。 （既往評価時の設計荷重は， 基準地震動 S 2 による地震荷重に余裕をみて設定しているため。 ） ①炉心支持構造物 ②制御棒（挿入性） ③残留熱除去ポンプ ④残留熱除去系配管 ...
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Microsoft PowerPoint 発電用軽水型原子炉施設に係る新安全基準について（編集練習）
... 21 通常の審査においては、設置許可、工事計画認可、保安規定認可に係る審査を段階的 に実施。 今回の審査では、設備の設計や運転管理体制等、ハード・ソフトの両面の実効性を一体 的に審査することとし、設置許可、工事計画認可、保安規定認可について、事業者から 同時期に申請を受け付け、同時並行的に審査を実施。 ...
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度 3 となり, 例えば, 原子力発電プラントの基本安全原則(INSAG-12) (IAEA 国際原子力安全諮問委員会,1999) が示す目標 ( 既設炉に対して 10-4 / 炉年以下, 新設炉に対して 10-5 / 炉年以下 ) と比較しても, これを十分に下回るものであり, 本原子炉施設の安全
... ＲＰＶ外水蒸気爆発 炉 内 で の 溶 融燃 料 一 冷 却材 相 互 作 用（ Ｆ ＣＩ ）の 発 生 に よ る Ｒ Ｐ Ｖ 上 部 ヘ ッ ド の 浮 き 上 が り に 伴 う Ｐ Ｃ Ｖ 破 損 に ついては，ＢＷＲ体系では，下部プレナム内の冷 却 水は 飽和 状態 であ ると ともに多 数の ＣＲ Ｄ構 造物 が 存 在す るた め， トリ ガリ ングが制 約さ れる とい う観 点 ...
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礎地盤 斜面の安定性評価を実施し 施設の安全性が確保されていることを確認し取りまとめました また 平成 2 年 2 月 20 日の保安院からの指示 9 に基づき 原子炉建物 原子炉補助建物に加え主要かつ代表的設備について弾性設計用地震動 Sd による評価を実施し 概ね弾性範囲内にあることを確認しまし
... 高速増殖原型炉もんじゅ 「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う 耐震安全性評価結果報告書（改訂版）の提出について 平成 18 年 9 月 20 日、経済産業省原子力安全・保安院（以下「保安院」という。）より、改訂された「発電 ...
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3 号機 13 日2 時頃から9 時頃の原子炉圧力の挙動について
... また、電源については、 C の段階で HPCI の補機系を停止しているので、それ より前の A, B の段階では不足していた可能性がある。 （※） SRV において、弁体と弁棒の接続は弁体に偏芯荷重が加わらないよう軸方向 には固定していない。 SRV を原子炉が冷温状態（無負荷）で開操作すると、 弁体自身は引き上がらず弁座面に乗ったままである。残った弁体を全開する ...
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浄化系ブースター 原子炉冷却材原子炉建屋 (R/B) タービン建屋 (T/B) 主蒸気管及びタービン主要弁 タービン設備 発電機 蒸気ドラム 原子炉補助建屋 (A/B) 復水器 海水 ポンプ等 第 4 5 給水加熱器 第 1 2 給水加熱器 第 3 給水加熱器 脱塩器 排気筒 : H27 年度解体撤
... ） 原子炉廃止措置研究開発センター（以下、 「ふ げん」という。）では、廃止措置計画に基づき、 平成20年度より原子炉冷却系統施設の機器・配 管等を対象に解体撤去工事を実施しています。 また、放射線作業従事者の被ばく低減及び環境 への放出低減を図る観点で、重水系・ヘリウム 系等の機器・配管等を対象に汚染の除去工事を 実施しています。 ...
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放射線管理のベストパートナー 富士電機は 豊富な知識と技術で放射線利用施設の計画立案から設計 施工 運用 メンテナンスまで お客様を一貫してサポート致します 施設計画支援業務 諸官庁申請補助業務 RI 利用施設 レイアウト設計 遮へい計算 排水 排気計算 放射線障害防止法 医療法 新規申請 変更申請
... ハンドフットクロスモニタ 中性子エリアモニタ・モニタリングポスト 中性子エリアモニタおよびモニタリングポストは、加速器施設および核融合実験施設等に設置します。 作業環境の中性子、管理区域境界等の空間γ線および中性子を連続的に測定・監視・記録する目的に設置します。 測定データの自動集計や帳票作成のためにオペレーションコンソールと組み合わせて使用します。 ...
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炉物理の研究第 70 号 (2018 年 4 月 ) 京都大学研究炉の運転再開について 京都大学複合原子力科学研究所 1 中島健 三澤毅 1. はじめに大学が保有する 3 基の研究炉 ( 近畿大学原子炉 UTR-KINKI( 最大熱出力 1W) 京都大学研究用原子炉 KUR( 最大熱出力 5,000
... 品質保証体制・活動の追記 施設・設備の設計及び工事における品質保証体制やその活動内容について、明記した。 設置変更申請書では、施設の安全設計の基本方針を記載した文書であり、これが承認された後は、 この基本方針を実際の原子炉施設の安全管理に適用させるために、保安規定等の規定類の変更や必 ...
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アトムサイエンスくまとり : 京都大学原子炉実験所広報誌 Vol.13
... 私は専ら中性子ビームを使う研究室を希望しましたので、研究用 原子炉（KUR）がある原子炉実験所に2010年10月に来ました。やはり 所属する研究所に原子炉があるということは大変恵まれたことで、有 効に使わせてもらっています．普段は研究棟の居室と実験室とを行っ たり来たりしているのですが、他の学生さんと会う機会が少なくなっ ...
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資料 2-1 女川原子力発電所 2 号炉 原子炉格納容器圧力逃がし装置 ( 原子炉格納容器フィルタベント系 ) 審査会合における指摘事項の回答 平成 27 年 7 月 21 日 東北電力株式会社 本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密又は防護上の観点から公開できません
... (2) ベ ント ベ ント ベ ント実施判断 ベ ント 実施判断 実施判断 実施判断の の の の考 考え 考 考 え え え方 方 方 方 について について について について 炉心損傷後におけるベント実施判断の考え方は， 以下の 3 ケースに分類され整理 される。①におい ては有効性 評価の範囲 で想定できる ベント判断 の考え方で あり， ②及び③においては， ...
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【座学-Ⅳ(1)】 原子炉の事故と安全対策（耐震）
... 実務者のための 耐震設計コース 「震源と活断層を関連付けることが困 難な過去の内陸地殻内の地震につい て得られた震源近傍における観測記 録を収集し、これらを基に敷地の地盤 物性を加味した応答スペクトルを設定 し、これに地震動の継続時間、振幅包 絡線の経時的変化等の地震動特性を 適切に考慮して基準地震動Ssを策定 することとする。 ...
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福島第一原子力発電所第 1~4 号機に対する 中期的安全確保の考え方 に基づく施設運営計画に係る報告書 ( その2) 目次 1. 原子炉格納容器 原子炉格納容器ガス管理設備 概要 設計方針 主要設備
... プール水温度評価・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・4-21 添付資料－3 有効燃料頂部+2m での線量率評価・・・・・・・・・・・・・・・・4-23 5. 使用済燃料乾式キャスク仮保管設備・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・5-1 5.1. 概要・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・5-1 5.2. 設備の設計方針・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・5-2 ...
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