原子炉格納容器（PCV）内部調査
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
... 2 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 2号機及び3号機 PCV 滞留水－分析内容 * 「福島第一原子力発電所 3号機原子炉格納容器 (PCV) 内部調査の実施結果について」, 汚染水対策現地調整会議, H27年10月30日. ...
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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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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
... 福島第一・福島第二サイトの耐震概略評価 （9月２０日プレス） 原子炉を「止める」、「冷やす」、放射性物質を「閉じ込 める」に係る安全上重要な機能を有する以下の８施設。 ① 原子炉圧力容器 ...
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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 し外側の空間には流さないことで定格運転時の ...
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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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「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
... ■ ＰＣＶ内常設監視計器再設置の概要 １号機 Ｂ１調査のためＰＣＶ内常設監視計器を取外していたが、調査終了に伴い、 同等のものを同じ位置に設置した。（詳細位置については評価中。） 新設温度計 ...
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Q 原子力発電所はどんな 安全対策を行っているの BWR 沸騰水型軽水炉 の事例 格納容器破損防止 放射性物質の 拡散抑制対策も新たに講じます 上部から 水素を排出し 水素爆発を防止 万が一 炉心が損傷しても 格納容器の破損や水素爆発を防止 し 環境への放射性物質の放出を十分低減させる対策を講じま
... 可搬式設備を中心として設備を分散配備することや、特定の箇所に被害が出てもほかの配備箇所で対応できるよう措置を講じます。 さらに、これらの可搬型設備のバックアップとして、特定重大事故等対処施設も整備します。 地震や津波などで複数の冷却設備が同時に機能 喪失する場合を想定し、多様な冷却手段を確保し ます。これにより炉心が損傷する事態を防止しま す。既存の海水ポンプに代替できる大容量ポン プを配備し、海水ポンプモーターは予備も確保。 ...
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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、 Ⅱ.被ばく量低減重視、Ⅲ.合理性と被ばく量低 ...
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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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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 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 48 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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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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2-8 原子炉格納容器ガス管理設備
... 原子炉格納容器ガス管理設備は，排気ファン，除湿機（１号機：空調機，２・３ 号機：放熱器） ，電気ヒータ，フィルタユニット及び流量計等で構成され，原子炉格 納容器よりガスを抽気し，フィルタユニットにより放射性物質を除去した後に，一 部のガスをタービン建屋脇より大気へ放出する。残りの大部分のガスは，再循環し， ...
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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
... 外部電源が喪失し，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機のみが起動して いる場合に，3 区分の電源構成のメリットを活かして，非常用ディーゼル発 電機が接続されている 6.9kV 非常用母線に交流電源を融通し，必要な機器に 電源を供給するものである。また，外部電源が喪失し，高圧炉心スプレイ系 ディーゼル発電機のみが起動している場合で，かつ，直流電源が喪失してい ...
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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
... （注 2）成果報告書を平成 12 年 4 月に公開。 これらより、シェル部の面内せん断応力度の評価式における上限値の見直しは、国内 の研究成果の最新知見を取り込んだものであり、技術的根拠に照らして妥当と判断した。 ただし、これらの試験結果は、プレストレストコンクリート試験体のテンドンの張力 によって生じるプレストレス力による平均圧縮応力度比 σ p Fc が円周方向 0.23∼1.32 の範囲、子午線方向 0.32∼1.89 ...
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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
... 瓦礫等は、放射性物質が飛散する恐れのある場合には、容器に収納または、仮設保管 設備や遮へい機能を有した建屋に収納または、シートで養生する等の措置を実施する。 (4) 貯蔵能力 瓦礫等の一時保管エリアについては、現在設定されている一時保管エリアの保管容量 が約 49,000m 3 となっており、さらに追加の一時保管エリア設置の準備もしている。現在、 固体廃棄物貯蔵庫及び一時保管エリアにおける瓦礫等の保管量は約 28,000m ...
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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
... (2) ベ ント ベ ント ベ ント実施判断 ベ ント 実施判断 実施判断 実施判断の の の の考 考え 考 考 え え え方 方 方 方 について について について について 炉心損傷後におけるベント実施判断の考え方は， 以下の 3 ケースに分類され整理 される。①におい ては有効性 評価の範囲 で想定できる ベント判断 の考え方で あり， ②及び③においては， ...
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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
... て計算した結果，D CS ＝約 0.15m となる。よって，デブリ保有可能性を踏まえ ると，コリウムシールド厚さは 0.15m となる。 3.3 その他の影響を踏まえたコリウムシールド厚さの設定 コリウムシールド厚さが 0.15m の場合，コリウムシールドの侵食は発生し ないことを有効性評価にて確認している。また，コンクリートの温度履歴を ...
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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
... ※高浜４号機は、再稼働禁止の仮処分命令決定後、平成２８年８月１７日から１９日にかけ て原子炉から燃料を取り出した。今回の起動にあたり、この取り出した燃料を再装荷して いる。 ２．次回定期検査の予定 平成３０年夏頃 ...
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