原子炉冷却ＧＭ
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
... 造を簡素化し，高温配管の配管長をできるだけ短く するため，RPV，IHXおよびSGを横に並べ，接続 二重配管を同一平面上に配置するサイド・バイ・サイ ド配置を採用した。更に，安全上の要求として，１ 次冷却設備二重管破断事故時の可燃性ガス（CO）濃 度，黒鉛酸化の抑制のため，RCCV内自由空間容 積を制限する必要があり，SGをIHXの横方向（平面 上で斜め方向）に配置してRCCV内径を縮小すると共 ...
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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
... 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 ...
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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 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 ...
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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
... 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 ...
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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
... 問①-４ 安全上重要な施設は損傷しないのですか。特に配管は大丈夫ですか。 【耐震重要度分類に応じた耐震設計】 （表①－4－1） 原子力発電所では、施設の耐震重要度に応じて３つのクラスに分けて耐震設計が行われており、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安全に「止める」、「冷やす」 、放射性物質 ...
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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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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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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
... 裕が出来たことで SRV が動作した可能性がある。 その後、 5 時 50 分頃から SRV 動作と思われる圧力の上下動が観測されなくな り、原子炉圧力が徐々に低下している挙動が観測されている。ここは、 D の区間 において作動していた SRV のアキュムレータ内の窒素を消耗しきったこと 、 ある いは電源容量が低下していったこと（ 5 時 08 ...
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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 1.1.7-1 ...
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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）
... 61 機器配管系の確認 検討箇所 使用済み燃料貯蔵プール 生体遮へい体 制御棒駆動装置案内管 粗・微調整棒取付部分 炉心直下１次系冷却配管 炉心支持構造物 検討方法は、事業者と同じ... 73 機器配管系のまとめ 事業者と同じ検討方法を採用（水平震度のも み地震応答解析結果を反映して 20%増し）し、 チェックを行った結果、各部に発生する応力 は全て基準値を下回ることが[r] ...
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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. 操作実績 期間中の原子炉の冷却状態 給水系単独注水の期間中において，監視パラメータとしていた原子炉圧力容器底部温度，格納容器 温度が概ね1℃程度上昇しているが，これは気温の上昇に伴う注水温度の上昇によるものと考えられ ...
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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 られていることを確認しました。また、圧力変動の影響が少なくなるよう、化 ...
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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
... (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 了するまでの間処理機能を維持管理する。その他、これらの機能の確保に関 ...
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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
... 水蒸気爆発の防止のために、長年にわたる知見と経験をもとに策定、施行されてきた労働安全衛生規則に反する設備対策を 用いることは、法治国として許されることではない。 なお、 「設置許可基準規則の解釈」において「原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却機能(例えば、原子炉格納容器下 ...
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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 ...
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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 圧 力 容 器 内 お よ び 原 子 炉 格 納 容 器 内 で の 物 理 現 象 等 を 解 析 す る こ と に よ り ，原 子 炉 格 納 容 器 イ ベ ン ト ツ リ ー を 定 量 化 す る た め の 参 考 と し て ，重 要 な 事 象 の 発 生 の 有 無 と タ イ ミ ン グ を 評 価 し た 。 こ れ ら の 評 価 に あ た っ て は ， ...
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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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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）
... 炉心損傷防止対策 万一共通原因による安全機能の一斉喪失などが発生したとしても炉心損傷に至らせな いための対策を要求。 （例１）電源喪失時にも可搬式電源等により逃がし安全弁を解放し、可搬式注水設備等に よる注水が可能となるまで原子炉を減圧（ＢＷＲ）。 ...
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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
... 別紙 27 2 2 2 7 7 7 圧力開放板の 圧力開放板 圧力開放板 圧力開放板 の の上流側 の 上流側 上流側に ある 上流側 に ある弁 に ある に ある 弁 弁 弁の の の の設置目的及 設置目的及 設置目的及 設置目的及び び び び運 用 運 用 運 用 運 用 原子炉格納容器フィルタベント系の系統構成を第 27-1 図に示す。 フィルタ装置出 ...
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