原子炉プール水が全量流出
19 ページ 19 ページ a. 原子炉 使用済燃料プールへの代替注水及び淡水移送機能号機 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機負荷復水移送ポンプ 残留熱除去系封 4D-1 水ポンプ等の負 荷容量 a. 原子炉 使用済燃料プールへの代替注水及び淡水移
... ※1 電源については、現状において必要負荷容量（3628.9kVA）を満足する供給力（合計17台の電源車にて 8250kVA）を配備している。今後も必要負荷容量の供給力を確保する。 ※2 消防車の注水量はホース圧損を考慮した値。 ※3 注水は消火系ラインで実施。ホース１本あたりの圧損、及び連結送水口、取水口の場所、消防車の性能を 考慮し、計３台の消防車が必要となる。 ...
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原子炉注水量が 8.8~8.9m 3 /h まで低下したため 9.1m 3 /h に調整 (8 月 10 日 16:22) 原子炉注水量が 9.5m 3 /h まで増加したため 9.0m 3 /h に調整 (8 月 12 日 19:30) スキマサージタンクへの水張りのため 使用済燃料プールに淡水注
... ○原子力災害対策本部等の対応 【8 月 9 日】 ・原子力安全・保安院は、6 月 1 日付文書をもって東京電力（株）に指示した福島第一原 子力発電所における高濃度の放射性物質を含む溜まり水の処理設備等の設置に関する 報告について、8 月 3 日に同社より受領した追加報告（第二セシウム吸着装置の設置等） の内容について評価した結果、第二セシウム吸着装置の設置を原子炉等規制法第６４ ...
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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
... 添付資料－1 原子炉格納容器ガスサンプリング結果に基づく抽出ガスの放射性物質の濃 度条件について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1-28 添付資料－2 原子炉格納容器ガス管理設備からの放出放射能量について・・・・・・1-35 添付資料－3 ２号機 ...
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原子炉の原理と構造
... で全国の原発敷地内には約1万1520t(ウラン重量)の使用済み核燃料 が貯蔵されている。全原発の総貯蔵容量は約1万7540tで、容量の小さ な原発では限界に近づきつつある。毎年の発生量は約1000tだが、青森 県六ケ所村で試運転中の再処理工場の処理能力は年間800t。このた め、電力会社は発電所内で20〜30年間貯蔵する方針を打ち出した。発 電所敷地以外での中間貯蔵施設の建設計画も進んでいる。 ...
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東京電力ホールディングス株式会社柏崎刈羽原子力発電所６号炉及び７号炉の発電用原子炉設置変更許可申請書に関する審査書案等についてのパブリック・コメント文例
... 実験では、初期状態を常温程度の 水（高サブクール度）としてあっても、膜沸騰で沈降中に水温が上昇して低サブクール度となり、水蒸気爆発が起 こりにくい条件を作り出していると考えられる。意図的か否かは別として、 KROTOS 実験の水槽では、水蒸気爆発 が起こらなくなっていると言えるのではないだろうか。 ...
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FAPIG No. 191 (2016 2) 原子炉熱出力 50MWt 冷却材 ヘリウムガス 原子炉入口 / 出口温度 325 / 750,900 1 次冷却材圧力 4MPa 炉心構造材 黒鉛 出力密度 3.5MW/m 3 燃料 除去する安全系の炉容器冷却設備 (VCS) から成る 1 次冷却設備に
... 炉側部冷却構造の見直しによる冷却特性の強化を 検討した。 図5に示すように，定格運転時にクロスダクト外 管からRPV内へ流入する325℃の冷却材は炉床部コ アバレルにより下部プレナムに充満してから炉心支 持板下面を冷却して炉側部上昇流路に導かれる。 ここで，炉側部上昇流は側部遮へい体の内側を流 し外側の空間には流さないことで定格運転時の ...
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/h に調整 8 月 12 日午後 7 時 30 分 原子炉への注水量の増加が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 15 日午後 9 時 48 分 原子炉への注水量の低下が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 17 日午後 3 時 46 分 原子炉
... ・８月６日午前６時 20 分に淡水化装置を停止し、同日午前８時 30 分頃より淡水化装置内の 水槽のレベルスイッチ点検を開始。同日午後２時 20 分、点検を終終了し、同日午後２時 30 分、淡水化装置を再起動。 ・８月７日午前８時７分、除染装置の高速凝集沈殿装置用の薬品注入ポンプが停止したこと に伴い除染装置が自動停止したため、水処理設備が停止。同日午後３時 31 ...
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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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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
... 廃止措置を安全かつ合理的に実施するため には、解体対象とする設備・機器等の重量・汚 染形態や作業内容を考慮した上で、事前に複数 のシナリオを計画し、その中から最適シナリオ を選択することが重要となります。このため、 近い将来解体撤去工事を計画している比較的 線量の高い原子炉冷却材浄化系設備を対象と して、３つの解体シナリオ（Ⅰ.合理性重視、 Ⅱ.被ばく量低減重視、Ⅲ.合理性と被ばく量低 ...
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1. 目的 概要 原子炉建屋内に布設されている 窒素封入ホース 及び 原子炉注水配管 について, 今後の信頼性向上, 設備の保全を検討するため, 2,3 号機原子炉建屋内の現場調査を行った なお,1 号機については, 現場調査を計画中 < 窒素封入設備 > 1~3 号機窒素封入ホースの二重化工事を計
... ※９ １～４号機廃棄物処理建屋等の水没や高線量の理由によりアクセスできないタンクについてはこの限りではない。 ※10 斜字 の実施内容は、実施計画（2015年7月17日認可）に未記載。 ※11 仮設集積しているのは、伐採木、土壌、水処理二次廃棄物等であり、DA-54・1F-R9-001 瓦礫等管理要領に基づき、ロープや柵等の区画を行い、立ち入りを制限する標識を掲示する措置を講じている。 ...
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高浜発電所４号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について
... 原因は、Ｂ－冷却材脱塩塔の入口側弁の一部のボルトに適正な締付トルク がかかっていなかったことから、通水操作による系統の圧力の一時的な上昇に 伴い、当該弁から漏えいが発生したものと推定しました。 対策として、当該弁のダイヤフラムシートを新品に取替えるとともに、一 次冷却材が流れる系統の同種の弁（弁駆動軸が水平方向の弁）が適正に締付け ...
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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
... 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 目標値に対する評価指針」という。）、「発電用軽水型原子炉施設 の 安全審査における一般公衆の線量評価について」（以下「一般公 衆 線量評価」という。）及び「発電用原子炉施設の安全解析に関す る 気象指針」 （以下「気象指針」という。）等を参考として評価し、評 ...
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東北大学 原子炉廃止措置基盤研究センターの概要
... キャビテーション噴流を用いた表面除染ならびに鋼構造物の切断技術の開発 低圧コールドスプレー技術を用いた原子炉内配管のき裂補修技術の確立 原子炉建屋の鉄筋コンクリート構造躯体の構造安全性・健全性に関するモニタリング技術と性能評価 法のフィージビリティスタディ ...
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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
... には近隣駐車場の自動車は直ちに所定の場所に退避させることとした。また、外部火災（森林火災） が発生した時の防護策として、想定火災区域と原子炉施設の間に予防散水エリアを設けて火災発 生時には要員が直ちに駆けつけて同エリアに散水することで原子炉施設への延焼を防止する対策 ...
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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）
... ③ 使用済み燃料プールにおける防護対策を強化 ④ 緊急時対策所の耐性強化、通信の信頼性・耐久力の向上、使用済み燃料プールを含 めた計測系の信頼性、耐久力の向上 (指揮通信、計測系の強化） ⑤ ハード（設備）とソフト（現場作業）が一体として機能を発揮することが重要であり、手 順書の整備や人員の確保、訓練の実施等も要求。 ...
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施設・構造3-4c 京都大学原子炉実験所研究用原子炉（KUR）の耐震安全性評価の妥当性確認に係るクロスチェックについて（報告）
... 床スラブ、プール側壁、水の慣性力 （１階床最大加速度1116gal→水平 震度1.2とする）による水平荷重を算 定し、壁面内せん断力がコンクリー トの許容応力度に比べ小さいことを 確認する（事業者より2割増しの水 平震度を作用させる）。 ...
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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
... 子 炉 施 設 の 事 象 シ ー ケ ン ス の グ ル ー プ 化 を 行 う と と も に プ ラ ン ト 損 傷 状 態 を 定 義 し た 。 次 に ， 事 象 の 防 止 ・ 緩 和 手 段 を 検 討 し ， 原 子 炉 格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー の ヘ デ ィ ン グ を 選 定 す る と と も に 原 子 炉 格 納 容 器 の 健 全 性 ...
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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
... 2001年12月に行った再発E下腺癌のBNCTの成功は研究に大き な飛躍をもたらしました。 適否審査の申請を躍躍する程の巨大な腫 療で、顔面皮膚が広く破壊された症例でしたが、幸いにも「先ず目標 量の50%を照射、安全性と効果を確認した後に、残りの50%を照射 のこと」の条件付で許可されました。理論lζ違わず、軽度皮膚反応の 外に有吉事象なく腫痕は略完全に縮退しました。再発頭頚部がんに ...
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添付 (2/11) (2) 原子炉及び格納容器への注水機能に係る対策当発電所の原子炉施設は, 原子炉への注水が必要となる異常時には, 安全保護系の信号により非常用炉心冷却系 ( 以下 ECCS という ) 及び原子炉隔離時冷却系を自動で起動させ, 原子炉へ注水する設計となっている しかし
... 外部電源が喪失し，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機のみが起動して いる場合に，3 区分の電源構成のメリットを活かして，非常用ディーゼル発 電機が接続されている 6.9kV 非常用母線に交流電源を融通し，必要な機器に 電源を供給するものである。また，外部電源が喪失し，高圧炉心スプレイ系 ...
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たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ
... ・１月 24 日午後７時 15 分、原子炉への注水について、注水量の変動が確認されたため、炉 心スプレイ系からの注水量を約 0.6ｍ ３ ／ｈから約 1.0ｍ ３ ／ｈに調整（給水系からの注水量は 8.0ｍ ３ ／ｈで継続中）。 ・原子炉注水の信頼性向上をはかるため、高台炉注水ポンプの注水ラインについて耐圧ホ ...
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