原子炉冷却材漏えいによる非常用炉
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
... これに加え，ＰＳＡ等の知見から，原子炉及び格納容器への注水機能を更に 向上させるものとして，次のアクシデントマネジメント策を整備している。 a. 代替注水（第 2 図参照） 本アクシデントマネジメント策は，既設の復水移送系及び消火系を有効活 用する観点より，これらの系統から残留熱除去系を介して原子炉へ注水でき るように配管の接続等を変更し，代替注水設備として利用できるようにする ...
24
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
... 【理由】免震重要棟の必要性は、ほかならぬ柏崎刈羽原発と福島第一原発で清水社長以下経営者たちが痛感したと言 っている。福島第一原発事故の際には、 3 月末までのテレビ電話における発話数は合計 3 万 4432 回で、そのうち吉 田所長の発話数は 5559 回である。そして、同所長は事故発生から 72 時間の後に精魂が尽きて、休憩に入ったとい う（NHK スペシャル『メルトダウン』取材班『福島第一原発 1 ...
24
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
... 冷却状態を確認するための補足的なパラメータとして、原子炉水位について は、１号機は免震重要棟集中監視室で監視できる。２号機および３号機は、作 業場所の放射線量が極めて高い等により計器の校正等を実施できていないが、 パラメータは免震重要棟集中監視室に伝送している。また、原子炉格納容器水 ...
159
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
... (4) 放射性物質を内包する系統及び機器を収納する建屋・構築物等は、これら の系統及び機器が撤去されるまでの間、放射性物質の外部への漏えいを防止 するための障壁及び放射線遮蔽体としての機能を維持管理する。核燃料物質 貯蔵設備は、燃料を貯蔵している間、臨界防止、冷却等の必要な機能を維持 管理する。放射性廃棄物の廃棄施設は、対象とする放射性廃棄物の処理が完 ...
42
2-8 原子炉格納容器ガス管理設備
... クラス３機器及びクラス４配管の構造・強度は， 「JSME S NC-1 発電用原子力設備 規格 設計・建設規格（以下，設計・建設規格という） 」で規定されるものであるが， 設計・建設規格は，鋼材を基本とした要求事項を設定したものであり，非金属材に ついての基準がない。従って，鋼材を使用している主要設備については，設計・建 設規格のクラス３機器相当やクラス４配管相当での評価を行い，非金属材等につい ...
30
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
... ③ 格納容 器 格納容 器 格納容 器からの 格納容 器 からの からの からの漏 漏 漏 漏えい えい検知 えい えい 検知 検知 検知に よるベント に よるベント に よるベント に よるベント判断 判断 判断 判断 炉心損傷後のベント運用に関しては， 格納容器圧力が限界圧力以下であっても， 不測事態により格納容器からの漏えいが発生する場合も想定する。 このような場 ...
123
九州電力株式会社玄海原子力発電所３号及び４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）についてのパブリック・コメント文例
... 基準地震動規模の繰り返し地震が生じた場合に、安全確保上大きな問題になる設備・機器の具体例として、蒸気発生器伝熱 管を取り上げる。これまでに規制委員会が新規制基準適合性審査を終えた中で工事計画を認可した加圧水型原発（川内 1、2、 高浜 3、4、伊方 3、高浜 1、2、美浜 3 の計 8 機）の耐震計算書を調査すると、基準地震動 Ss が一回生じた場合、いずれの原 ...
12
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 ...
6
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
... 3 地震・津波・竜巻・火山・外部火災等の外部事象及び内部火災・内部溢水等の内部事象につい て、その評価を発電炉に準じた手法により評価し、必要な対策を講じた。例えば、竜巻評価では、 発電炉と同じく F3 クラス（藤田スケール 3：風速 92m/s）の竜巻を想定し、その対策を講じている。こ の場合、自動車が風で飛ばされて KUR の炉室等を破損する恐れがあることから、竜巻警報発生時 ...
9
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 ...
71
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
... 残存する放射性物質等の評価 原子炉施設内には中性子線により放射化された物質及び放射性物質により汚染 されている可能性のある物質が残存している。 立教大学研究用原子炉の炉心は直径，高さともに ...心構造物及び炉心から中性子線を導いて実験に供していた実験装置の周辺の原子 ...
29
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 ...
38
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 ...
43
原子炉物理学 第一週
... る事象に対する対策を求める 設計基準を超える事象の例： 水冷却炉：冠水維持ができず、燃料損傷に至る HTTR：黒鉛と水/酸素の反応により可燃性ガスの発生、爆発 常陽：崩壊熱除去失敗による燃料損傷 ...
27
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
... 2）劣化重水貯槽、重水貯槽・配管のトリチウ 原子炉補助建屋地下1階及び地下2階に配置 されている劣化重水貯槽、重水貯槽・配管につ いて、平成２５年度から真空ポンプを用いた真 空引き（真空乾燥）によりトリチウムを除去す る作業を実施しています。平成２７年３月末現 在、真空引きの累積時間が約１０００時間を経 過した状況です。このトリチウム除去によって 約２００Ｌのトリチウム水が回収され、対象と ...
9
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
... 高温ガス炉燃料の高燃焼度下における主要な被覆 燃料粒子の閉じ込め機能喪失機構は複数知られて おり，そのひとつにFPなどの生成に伴う内圧上昇に よる被覆層の破損がある。原子力機構では，燃焼 度100GWd/tを超える高燃焼度燃料の設計に当たっ て，内圧上昇による破損率をHTTR燃料と同等の 10 -4 以下とする設計目標を設定した。また，高燃焼 度下において，被覆層に発生する応力を緩和するた ...
9
技術基準規則 平成 2 年指針 設置法 表 11 再稼動の申請 中の原子炉 36
... 条 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 45 条 60 条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 46 条 61 条 ...
29
溶融物量として考慮するペデスタル ( ドライウェル部 ) 内構造物の 設定について 添付 1 1. 原子炉圧力容器の破損箇所の想定 MAAPコードによる有効性評価解析では, 原子炉圧力容器 ( 以下 RP V という ) 破損時の格納容器への負荷を厳しくする観点から,RPVの破損形態として制御棒駆動
... グラフにおいて床ドレン配管融点：1,427℃まで低下するまでの時間は 40 秒となる。 なお，ペデスタル（ドライウェル部）内に存在する粒子状デブリと床 ドレン配管内に流入した粒子状デブリはつながっており，ペデスタル（ド ライウェル部）内に存在する粒子状デブリが冷却されれば床ドレン配管 内に流入した粒子状デブリも冷却されることで両粒子状デブリの温度は ...
62
ロ ロ 鞆 変更項目 変更前 変更後 発電所の運転状況 (4) 各プラント等の状況 < 号機関係 > 原子力災害対策特別措置法第 5 条 ( 非常用炉心冷却装置注水不能 ) 通報 ( 月 曰 6:6) 原子力災害対策特別措置法第 5 条 ( 非常用炉心冷却装置注水不能 ) に該当する旨の通報 ( 月
... 保安院プレス発表資料（地震被害情報）の修正について 平成２３年７月１曰 原子力安全・保安院 以下の点について精査の上、別添の正誤表により修正することと しましたので、お知らせいたします。 ①原子力安全に関するＩＡＥＡ閣僚会議に対する曰本国政府の報 告書（６月７曰公表）の記述を参照して事実関係を精査した結 果、修正の必要があると考えられる点注 ・・・５８件 注：ただし、も[r] ...
20
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）
... ・ 原子炉等規制法の目的、許可等の基準から原子力の利用等の計画的な遂行に関するものを削除し、 安全の観点からの規制であることを明確化 昨年６月に事故の教訓を踏まえた法改正が行われ、人の安全に加え、環境を守ることを 目的に追加するとともに、シビアアクシデントを規制対象とすること、新基準を既設の原 ...
26