原子炉動特性方程式は
原子炉の動特性
... 即発臨界(ρ 0 =β) 挿入される反応度がちょうどβ、すなわち遅発中性子割合と等しい時、原 子炉は即発中性子のみで臨界となる。この状態（ρ 0 ＝β）を 即発臨界 （prompt critical） という。挿入されれる反応度が、この即発臨界とな る反応度量を越えるかどうかが、原子炉の動特性応答が、遅発中性子に ...
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【座学-Ⅳ(1)】 原子炉の事故と安全対策（耐震）
... 「敷地ごとに震源を特定して策定する 地震動」及び「震源を特定せず策定 する地震動については、それぞれが 策定された地震動の応答スペクトル がどの程度の超過確率に相当する かを把握しておくことが望ましいとの 観点から、それぞれが対応する超過 確率を安全審査において参照するこ ととする。 ...
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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
... なお、「プレート間地震」の揺れについては、過去に発生した南海地震や中央防災会議の想 定モデル（M8.6）の規模を上回る想定で作成された、内閣府検討会における“南海トラフの巨 大地震（Ｍ9.0） ”を基本モデルとして、さらに震源域の中で特に強い地震動を発生するエリア を発電所直下に追加した厳しい条件で評価した結果、発電所敷地での最大の揺れは、181 ガル と評価され、同様の手法で、 ...
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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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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
... キャスク保管建屋には 20 基の乾式貯蔵キャスクが貯蔵可能であり、現在 9 基（中型 4 基、大型 5 基）の乾式貯蔵キャスクにて 408 体の使用済燃料を貯蔵している。これら 9 基 の乾式貯蔵キャスクは、東北地方太平洋沖地震に伴い発生した津波により、現時点では常 設の監視計装系が使用できない状況ではあるが、必要とされる強度、性能を維持し、必要 ...
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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、 ...
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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
... したことから、同日午後６時、本格運転に移行。 ・11 月 1 日午前 11 時 23 分～午後１時 23 分、原子炉建屋開口部（ブローアウトパネル）のダ ストサンプリングを実施。 ・２号機原子炉格納容器ガス管理システムにより 11 月１日に採取した放出ガスの核種分析を 行ったところ、短半減期核種（キセノン 133、135）の検出の可能性があることが判明。２号機 ...
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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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日本機械学会「コンクリート製原子炉格納容器規格
... ・具体的な試験方法(JASS5N)を明記している。 [理由] 告示第 452 号では，コンクリートの反応性（アルカリシリカ反応性）に関する具体的な試験方法が記載されていない。これは，告示制定時には JASS5N（1985 年版）における反応性試験方法（モルタルバー法）が試案の状態であったためである。その後，JASS5N の 1991 年の改定では， ...
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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
... ［滝谷紘一意見］６号機と７号機のある大湊側の基準地震動が過小評価になっているおそれがあり、最大水平加速度を 柏崎刈羽原発サイトで記録された既往最大値の 1700 ガルにすることを求める。 その理由は次のとおりである。 地震学者の石橋克彦・神戸大学名誉教授は、 「現在の地震科学では将来が正確に予測できると思うほうが余程「非 科学的」なのである。 」 ...
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浜岡原子力発電所４号炉でのＭＯＸ燃料採用に係る原子炉設置変更許可について
... 「変動地形学的調査」 空中写真判読により，地形の成因を考慮して活断層の 可能性のある地形を抽出する調査である。崖や谷，山 の尾根などの地形的な特徴が直線的にまたは緩やか な曲線状に続く地形だけではなく，段丘面の傾きや河 川や尾根の屈曲などに着目し，活断層の可能性のある 地形として判読するものである。 ...
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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 ...
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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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(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
... （５） 軍用に設計した船体貫通装置若しくはコネクタであって、船舶外部の装置との相互作用 を可能にするもの（単心、多心、共軸若しくは導波管式の船舶用コネクタ又は船体貫通装置で あって、水深100メートルを超える海中において外部からの海水の流入を許さずに所定の性能 を維持できるもの並びに深さのいかんを問わずレーザービームの伝送ができるよう設計した光 ファイバーのコネクタ及び光学式船体貫通装置を含み、通常の推進軸及び水力学的制御用の駆 ...
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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
... （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 ...
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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
... で は ， 事 象 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 毎 で 利 用 可 能 な 事 象 の 防 止 ・ 緩 和 手 段 を 考 慮 し ，事 象 進 展 過 程 に お け る 原 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 ...
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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）
... ⑥ 意図的な航空機衝突等への対策として、可搬設備の分散保管・接続を要求。信頼性 向上のためのバックアップ対策として特定重大事故等対処施設を導入 シビアアクシデント対策、テロ対策における基本方針 新基準では、万一シビアアクシデントが発生した場合に備え、シビアアクシデントの進展 を食い止める対策を要求。 ...
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原子炉工学
... ① 中性子によって引き起こされる重い核の分裂では、核分裂片のでき方は 多様であり、種々の原子番号、質量数を持ったものが生ずる。 ② 実験データによれば、高いエネルギーの中性子入射ではウランもトリウム も同程度の確率で核分裂を起こしたが、低エネルギー中性子入射ではウ ...
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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
... - 34 - 十 廃止措置中の過失、機械又は装置の故障、地震、火災等があった場合に 発生することが想定される事故の種類、程度、影響等 廃止措置中に想定される過失、機械又は装置の故障、地震、火災その他 の 災害があった場合に放射性物質の放出を伴う事故とその影響については 、廃 止措置の進捗状況に応じて想定事故を選定し、敷地境界外における周辺公衆 の最大の実効線量を評価することにより、廃止措置が周辺公衆に対して著し ...
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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
... 以上のことから、当該検査項目に係る保安規定の遵守状況は良好であると判断する。 ⑦低圧タービンロータ等の移動状況（抜き打ち検査） 保安検査期間中に、２号機の低圧タービンの取替えに伴い取り外したタービンロータ等をタ ービン建屋からタービン保管庫に移動する作業が実施されたことから、放射性固体廃棄物とし ての管理が適切に実施されていることを、抜き打ち検査として確認することとした。 ...
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