原子炉圧力容器、原子炉格納容器
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 ...
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2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N
... 吸着材は採取を順次実施中 瓦礫、スラッジ • 1号機原子炉建屋内瓦礫 • 1号機タービン建屋内スラッジ 20 4 http://www.meti.go.jp/earthquake/nuclear/decommissioning/committee/osensui taisakuteam/2016/09/3-04-05.pdf 汚染水処理 設備出入口水 ...
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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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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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東北大学 原子炉廃止措置基盤研究センターの概要
... 課題解決型廃炉研究プログラム（ 2020年度～2022年度） 『 α／β／γ線ラジオリシス影響下における格納容器系統内広 域防食の実現：ナノバブルを用いた新規防食技術の開発』 東北大学 ・ ＪＡＥＡ ・ ＱＳＴ ・ ＮＩＭ ...
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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
... 3. 京大研究炉の適合性確認 3.1 設置変更の審査 京都大学では、2014年9月30日に KUR 及び KUCA の新規制基準への対応内容を記載した設置変 更申請書 7) を原子力規制委員会に提出した。その後、原子力規制員会により、この設置変更の内容が 適切であるかを確認する作業、いわゆる安全審査が始まった。安全審査は基本的に、原子力規制委員 会の事務局である原子力規制庁により実施され、合格（KUR ...
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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
... 問 合 せ 先 経理部長 坂田 道哉 Ｔ Ｅ Ｌ 06－6441－8821 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 高浜発電所４号機(加圧水型軽水炉 定格電気出力８７万キロワット、定格熱出力 ２６６万キロワット)は、平成２３年７月２１日から第２０回定期検査を実施 ※ して ...
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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 ...
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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
... ） 原子炉廃止措置研究開発センター（以下、 「ふ げん」という。）では、廃止措置計画に基づき、 平成20年度より原子炉冷却系統施設の機器・配 管等を対象に解体撤去工事を実施しています。 また、放射線作業従事者の被ばく低減及び環境 への放出低減を図る観点で、重水系・ヘリウム 系等の機器・配管等を対象に汚染の除去工事を 実施しています。 ...
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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］格納容器バイパス事故の評価対象として、 「過渡事象（原子炉自動停止）＋主蒸気隔離弁の閉止不能 ＋ECCS 注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」事故を取り上げることを求める。 その理由は次の通りである。 設置変更許可申請書では「格納容器隔離弁の故障等による高圧炉心注水系の吸込配管からの冷却材漏えい」事故 ...
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凍結保管に関する料金計算規定 原則 卵子の格納容器 (1 容器に卵子を 3 個まで格納 ) 胚の格納容器 (1 容器に胚を 1 個ずつ格納 ) 精子の格納容器 それぞれ 1 個単位での課金とする ( 以下 この課金単位である 1 個を 凍結個体 と表現する ) 個々の凍結個体に対して 保管申請期間
... （以下、この課金単位である１個を、『凍結個体』と表現する。） ● 個々の凍結個体に対して、保管申請期間（個々の格納容器に対する凍結開始時と、凍結期間延 長時に申請する保管を希望する期間）の長さにより、段階的に変化する保管料月単価を、卵子・ 胚・精子のそれぞれに対して設ける。 ...
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私のライフワーク － 圧力容器技術
... ASMEは、これまでも多くの規格・基準を発行してきたが、最近は更に新しいチャレンジが進 められている。日本の圧力容器の規格、法規は、一般産業用及び発電用原子力用を問わずASME C&Sによるところが大きい。 ASMEは 欧 州 のEN13445に 対 抗 し て、 最 新 技 術 に よ る 圧 力 容 器 規 格 を 目 指 し てPVRCに Joint Task Group on ...
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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
... 放射性の廃棄物は全て原子炉棟内の管理区域において容器に収納し，放射能レベ ルの比較的高い物は容器収納して付属プール内に保管している。原子炉棟は堅牢な 鉄筋コンクリート造りであり，開口部は気密性のある鋼鉄製の扉で閉め切っている。 したがって，廃棄物を収納した容器が事業所外に流出するおそれはない。原子炉棟 は 5 m ...
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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 47 条 62 条 ...
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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
... 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 ...
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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
... 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 ...
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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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子炉の状圧力容器上蓋開原地震発生時の発電所の状況と現況 地震発生時の状況 運転状況 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 5 号機 6 号機 7 号機 定検中 起動中 ( 定検中 ) 運転中運転中定検中定検中運転中 原子炉自動停止 燃料の所在 全燃料取出済 況格納容器上蓋開 炉内炉内炉内炉内炉内炉
... 概略影響検討結果（福島第二１～４号機） ２Ｆ－１ 対象施設 α β 判 定 原子炉圧力容器 2.49 8.07 ○ 炉心支持構造物 3.51 5.77 ○ 停止時冷却系ポンプ 2.34 10以上 ○ 停止時冷却系配管 2.49 3.45 ○ 主蒸気系配管 2.96 7.65 ○ 原子炉格納容器 2.34 8.00 ○ ...
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「原子炉格納容器内部調査技術の開発」ペデスタル外側_1階グレーチング上調査（B1調査）の現地実証試験の結果について
... 反時計周り調査最終到達地点（Ｂ１４付近）からＣＲＤレール方向の 撮影を行い画像処理を実施したが，CRDレールの視認はできなかっ た。 ５ ．ＣＲＤレールの画像処理結果 ノイズ除去及び複数画 像の重ね合わせ処理 （約20000枚使用） 撮影画像（4月12日18時頃撮影） 画像処理後画像 モックアップ試験による映像 CRDレール CRDレールがある と推定される場所 比較 [r] ...
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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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