原子炉本体周辺設備等
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 ...
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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
... 「基準地震動Ｓｓ」 基準地震動Ｓｓとは，施設の耐震設計において基準と する地震動で，敷地周辺の地質・地質構造（地層の立 体的な分布や相互関係）ならびに地震活動性等の地震 学および地震工学的見地から，施設の供用期間中に極 めてまれではあるが発生する可能性があり，施設に大 きな影響を与える恐れがあると想定することが適切な地 震動をいう。 ...
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資料 1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉 原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性 コメント回答 平成 28 年 4 月 15 日 東京電力ホールディングス株式会社 安田層下部層の MIS10~MIS7 と MIS6 の境界付近の堆積物 については, 本資料では 古安田層 と仮称する
... 大湊側の基礎地盤のすべり評価については，二次元地震応答解析に基づく平均強度を用いたすべり安全率は， 基準地震動に対してすべての評価対象断面で1.5を上回ることを確認している。さらに，すべり安全率が最小 となるケースについて強度のばらつきを考慮した評価を実施した結果，すべり安全率が1.5を下回ることから， 奥行き方向の地質・地質構造の変化や建屋形状等を考慮できる擬似三次元解析に基づく基礎地盤のすべり評価 を実施した。 ...
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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
... 等 建屋 ・屋内集積、容器収納 ― ・回収した土壌 屋外 ・容器収納、フレコンパックに収納の上 シート養生 ― ※１ 瓦礫類、使用済保護衣等、伐採木、仮設集積物、震災後に発生した放射性固体廃棄物（焼却灰）は 2018年5月31日 現在、水処理二次廃棄物は 2018年7月5日 現在の保管量及び保管容量である。 尚、瓦礫類、使用済保護衣等及び伐採木の下段に括弧書きで記載している保管容量は、実施計画（ ...
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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
... 正門MAX線量3/15 9:00 11930μSv/h ＜１号機原子炉建屋換気時の放出に伴う陸域モニタリング＞ 5/8（日）20:00～5/9（月）4:00 ・3～5km圏で電力支援チーム４地点，福島第二１地点において空間線量率，ダ スト濃度調査を行い，建屋換気に伴う環境への影響が無いことを確認。 ...
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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
... 廃止措置を安全かつ合理的に実施するため には、解体対象とする設備・機器等の重量・汚 染形態や作業内容を考慮した上で、事前に複数 のシナリオを計画し、その中から最適シナリオ を選択することが重要となります。このため、 近い将来解体撤去工事を計画している比較的 線量の高い原子炉冷却材浄化系設備を対象と して、３つの解体シナリオ（Ⅰ.合理性重視、 ...
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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
... (1) 周辺公衆及び放射線業務従事者に対し、「線量限度等を定める告示」に基 づき定められている線量限度を遵守するとともに、合理的に達成できる限り 放射線被ばくを低くするよう、廃止措置を開始する時点の汚染状況の調査結 果等を踏まえ、効果的な汚染の除去、遠隔装置の活用、汚染拡大防止措置等 を講じた解体撤去手順及び工法を策定する。 ...
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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）
... 21 通常の審査においては、設置許可、工事計画認可、保安規定認可に係る審査を段階的 に実施。 今回の審査では、設備の設計や運転管理体制等、ハード・ソフトの両面の実効性を一体 的に審査することとし、設置許可、工事計画認可、保安規定認可について、事業者から 同時期に申請を受け付け、同時並行的に審査を実施。 ...
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原子炉物理学 第一週
... 重大事故とは、設計基準を超える事故のうち、建屋や換気設備の閉 じ込め機能喪失、臨界事故をいう。 なお、例えば MOX加工施設においては、従来、最大想定事故評価に おいて、閉じ込め機能の喪失、臨界事故を想定している。従って、重 大事故になるかどうかは、設計基準の想定より厳しい条件 (例：多重 故障 )などにより、周辺により重大な影響を与えるかどうかによる。例 ...
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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
... 品質保証体制・活動の追記 施設・設備の設計及び工事における品質保証体制やその活動内容について、明記した。 設置変更申請書では、施設の安全設計の基本方針を記載した文書であり、これが承認された後は、 この基本方針を実際の原子炉施設の安全管理に適用させるために、保安規定等の規定類の変更や必 ...
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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
... ・２月 17 日、２号機原子炉格納容器ガス管理システムの気体のサンプリングを実施。分析の 結果、当該システム入口でキセノン 135 が検出限界値（1.0×10 -1 Bq/cm ３ ）未満であり、再臨 界判定基準である１Bq/cm ３ を下回っていることを確認。 ・２月 20 日午後３時 43 分頃、２号機原子炉格納容器ガス管理システムの希ガスモニタＢ系に ...
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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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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
... ことで，原子炉への注水機能を向上させるものである。また，同じ代替注水 設備によって残留熱除去系を介した格納容器へのスプレイ，ペデスタル（原 子炉圧力容器下部空間）への直接注水を可能にし，発生した蒸気のスプレイ による凝縮，ペデスタルの炉心溶融物冷却といった格納容器への注水機能を 向上させている。 ...
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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
... (6) 爆発 民間ガス事業者のＬＰガスボンベ貯蔵設備が公共道路を挟んで隣接している。当 該貯蔵設備は，ＬＰガスを充填したボンベを消費者に配送するまで貯蔵する事業所 であり，周辺施設への影響を及ぼさないよう「施設距離」として第１種保安物件に 対して 22.5 m，第２種保安物件（立教大学原子力研究所はこれに該当）に対して 15.0 m ...
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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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報告年度 汚染水処理設備出入口水 試料試料数発表等 1 4 号機タービン建屋滞留水等 滞留水 ( 集中 RW 地下 高温焼却炉建屋地下 ) 淡水化装置濃縮水 処理水 ( セシウム吸着装置 第二セシウム吸着装置 多核種除去設備 ) 瓦礫 号機原子炉建屋内瓦礫 1, 2 号機原子
... 却による灰、 2及び3号機PCVや多核種除去設備の工程内で 採取した水試料、サイト内土壌などの試料を対象として継続 し、分析データの蓄積を進めていく。 分析により得られた放射性核種濃度のデータは、解体廃棄 物や汚染水処理二次廃棄物のインベントリ評価において、推 定の精度向上に利用し、処理・処分技術の検討に提供する。 得られた分析データは、廃炉に係わる広いニーズに対応する ...
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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
... 1－ 73 ３号機 No. Tag. No. サービス名称 １ TE-2-3-66A1 RPV 上蓋フランジ周辺温度 ２ TE-2-3-66A2 RPV 上蓋フランジ周辺温度 ３ TE-2-3-66B1 RPV 上蓋フランジ温度 ４ TE-2-3-66B2 RPV 上蓋フランジ温度 ５ TE-2-3-67A1 RPV スタックボルト温度 ６ TE-2-3-67A2 RPV スタックボルト温度 ７ ...
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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
... ( ) 1. は じ め に 日本原子力研究開発機構（以下，「原子力機構」 という。）は，わが国初の高温ガス炉，高温工学試 験研究炉（HTTR） 1) を有しており，各種の運転・試 験を通して，商用炉にも利用できるデータの蓄積を 行っている。また，2030年代以降の商用展開を想 定した熱出力600MWtの高温ガス炉ガスタービン発 電システム（GTHTR300） 2) ...
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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
... 4 こんにちは！私はインドから来ましたスリ二パサガン・ラムクマールです。 タミルナード、ウ州テイルチラッJ \1）ィにあるJ \; ＼ラティダッ サン大学海洋生 物工学専攻でクマラサミ一・アンパラス先生の指導を受けている博士課程 の学生です。 D epartment of S c i e nc e and Technology (DST：インド利学技 術省） Japan Society for the Promotion of S c ...
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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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