原子炉停止（フロントライン系）
対策取り組み参考資料 ( 写真 図面等 ) 対策 13 熱交換機能の確保 二次系工事着手 (5/13) 原子炉代替冷却システム概要 原子炉代替設備設置に支障となる大物搬入口の瓦礫を解体搬出 (5/10~5/15) (Ⅰ 1 ). 冷原却子炉 1 号機 既設ライン一次系仮設ライン二次系仮設ライン 1
... 空間線量率128地点，ダスト濃度12地点実施（4/18のみ） ・電力支援チームによる空間線量率50地点（5/6～、毎週1回） ・1号機原子炉建屋入域時（二重扉開放時） 3～5㎞圏 5点実施（5/8,9） ...
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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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Li原子-Ca+イオン混合系における原子-イオン間非弾性散乱の研究
... 以上のような背景のもと極低温領域まで冷却可能なトラップ系であること，レー ザーによる量子状態の制御が可能であることを満たした実験系として注目を集める のが冷却原子 - イオン混合系である．この系はレーザー冷却された中性原子とイオ ントラップ中の原子イオンから構成されている．原子や原子イオンは比較的単純な ...
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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
... ・ＲＨＲ系原子炉側吸込弁 - - 2.3 - ・ＲＨＲ系吸込ライン内側隔離弁 - - 10.3 - ・残留熱除去系封水ポンプ 5.9 3.9 6.2 5.8 ・ＲＨＲ Ｂ系試験調節弁 9.8 4.6 15.0 4.6 ・主蒸気ドレンライン内側隔離弁 1.4 1.4 1.4 1.4 (2)純水移送ポンプ等の負荷 1.3 1.1 0.5 1.3 ...
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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.2
... オー ストラリア大鐙井 盆地 で地 下水 年 代測 定 手法 の 検 証の た めの調査 を行いました 。 右 図は、調 査を行 った 自噴 井戸 の位置 を示して います。 土器とは異なり地下水の 場合は、どうやってその 年齢を決 めるの 蒼しょう?地下 水の ように動 き易いも のの場 合、 地 下で地 下水が他 D地 下水とは混 じりあわないで トコロテンのように[r] ...
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別 添 実用発電用原子炉に対する保安検査結果等について ( 平成 24 年度第 1 四半期 ) 平成 2 4 年 9 月 3 日経済産業省原子力安全 保安院 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 ) 第 72 条の 3 第 2 項の規定に基づき 16
... 「不適合管理の実施状況」に関しては、ヒューマンエラーに起因する不適合の管理、是正 処置、予防処置が適切に実施されていること、ヒューマンエラー低減に向けた取り組みが継続 されていることを確認した。 「保守管理の実施状況」に関しては、プラントの長期停止による特別な保全計画に基づく 保安活動が、系統・機器の長期保管、追加点検の両面において適切に実施されていること を確認した。 ...
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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
... 皮膜型インヒビターには局部腐食のリスクが潜在するため、酸化剤低減の方法を トライする。 接触線源からのα線／β線効果をも含むラジオリシス解析モデル → α線／β線放出核種と鋼材が接触共存する条件下での腐食速度予測技術 新設設備 ※ の材料選定根拠 （※負圧維持系機器･配管、デブリ取り出しツール、収納缶等） 副次影響のポテンシャルが低い新しい防食手法 ...
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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
... 設置する 原子炉 格納容器 フィルタ ベント 系の排気 管は，水素 滞留防止の ためフィ ルタ装置 から大気 開放端ま で上り 勾配とす る必要が あり，原子 炉建屋原子炉棟 階に設置 するフィルタ 装置から地下 を経由する配 ...
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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
... 国の確認を受けたものは、「放射性物質とし て扱う必要がないもの」として、原子炉等規制 法関係法令の規制を外れ、廃棄物・リサイクル 関係法令の規制のもとで通常の産業廃棄物と して再利用又は処分することができます。 この制度を適用することで、廃止措置等で発生 する放射性廃棄物の低減や資源の有効活用が 可能となります。 ...
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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
... 解列(7/21) 並列時発電機トリップ(2/29) 制御棒駆動装置制御盤他取替工事 1次冷却材ポンプ保護リレーフェイルセーフ化改造工事 原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事 起動前弁点検 原子炉容器組立 ...
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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
... を設置して自由空間を制限した。ただし，１次冷却 系配管破断時の内圧上昇を一定値以下に抑制する ために必要な自由空間容積は確保している。原子炉 建屋は，HTTRから増加となるSGから蒸気タービ ン発電設備へ蒸気を送る主蒸気配管と蒸気タービ ン発電設備からSGへ復水を戻す給水配管，IHXか らガスタービン発電設備へ２次Heを送る２次He配 管およびRCCVの外径に合わせて寸法を拡大した。 ...
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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
... 原子炉圧力容器底部ヘッド上部温度について傾向監視を行っていたところであり、70℃前 後で推移していたが、より一層温度の上昇傾向を抑制する観点から、あらためて原子炉へ の注水量を増加することとし、２月６日午前１時 29 分、２号機原子炉への注水量について、 給水系からの注水量を約 5.8ｍ ３ ／ｈから約 6.8ｍ ３ ...
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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
... （２）代替循環冷却系(重大事故等対処施設)には復水補給系が用いられているが、その復水補給系（復水移送ポン プとその配管設備）及び設置されている廃棄物処理建屋の耐震クラスがいずれも B クラスであり、S クラスでない 系統設備及び建屋を使用していることは不合理である。なぜならば、代替循環冷却系は、常設耐震重要重大事故防 止設備とされており（設置変更許可申請書添付書類八の第 ...
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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
... の急速減圧が自動減圧系（ ADS）機能の作動によるもの（原子炉圧力容器バウン ダリの損傷ではない）として進めている。 なお、図 2 でチャートが印字している記録は、実際の時刻とずれている。これ は、 HPCI 運転時、炉圧が 1MPa に低下した際に、ナローレンジでの監視ができ ないことから、直流電源（ DC）延命として電源を OFF していることによる。HPCI ...
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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
... ©Tokyo Electric Power Company Holdings, Inc. All Rights Reserved. １ ．概要 無断複製・転載禁止 東京電力ホールディングス株式会社 1 ３号機 原子炉注水設備の炉心スプレイ系ラインについて、信頼性向上の観点から、SUSフレキシブ ルチューブをポリエチレン管（PE管）に取り替える工事を実施した。 ...
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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
... 水付近の表面線量率：ベータ線 110mSv/h、ガンマ線 1.8mSv/h）、また、堰とベースコンクリ ートの隙間より漏えいした水が滲んでいることを確認。現在、堰外への漏えいを止めるため の応急措置を検討中。なお、淡水化装置（逆浸透膜式）は継続運転しており、淡水化処理 した水は十分にあることから、原子炉注水への影響はなし。午後３時 30 分頃、堰とベースコ ...
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立教大学研究用原子炉に係る廃止措置実施方針の作成について 平成 30 年 12 月 10 日 学校法人立教学院 理事長白石典義 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第四十三条の三の 規定に基づき学校法人立教学院立教大学原子力研究所の立教大学研究用原子炉 に係る廃止措置実施方針を別紙のと
... (b)スカイシャイン線量 スカイシャイン放射線による線量計算の線源は，原子炉タンク内残存放射化構造 物（Ａ）及び付属プールに保管した炉内構造物（Ｂ），それらに加えるに第一放射 性固体廃棄物保管施設から一次冷却系ピットに移動，保管している廃棄物（Ｃ）で ある。液体廃棄物の廃棄施設の解体に伴う廃棄物及び第二放射性固体廃棄物保管施 ...
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原子炉物理学 第一週
... 統合的意思決定プロセスの具体化 短期的には、バリューインパクト（Value-Impact）の指標を定性的に評価し、意思決定に取り入れるガイ ドラインを策定してはどうか。中長期的には、定量的なV-I解析、社会的リスク等も取り入れた安全目標に 基づいた最終的ターゲット等の取り込みにも取り組む必要がある。 ...
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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
... これらの手順については，非常時運転手順書Ⅱ及び非常時運転手順書Ⅲに記 載することにより整備している。 b. 残留熱除去系の復旧 本アクシデントマネジメント策は，残留熱除去系が故障した場合に，故障 箇所を同定し，保修要員が故障を復旧し，格納容器からの除熱機能を向上さ せるものである。これにより格納容器からの除熱ができない場合でも，事象 ...
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2-8 原子炉格納容器ガス管理設備
... その他 原子炉格納容器ガス管理設備は，窒素を注入できる構成とし，水素濃度が２．５％ 以上となった場合には，窒素の封入，設備の停止，隔離等の適切な対応をとること とする。原子炉格納容器ガス管理設備の配管等の枝管は， 「BWR 配管における混合ガ ス(水素・酸素)の燃焼による配管損傷防止に関するガイドライン（第３版） 」（一般 社団法人 ...
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