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炉内における燃料デブリの現状評価

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発

... 一定割合がRPVとPCV 両方に存在 ミュオン測定 炉心部に高密度物質 (燃料)は殆ど無い 炉心部に大きな燃料 デブリは殆ど無い 測定なし PCV内部調査 確認範囲ではPCV壁等 大規模な損傷なし RPV下部外周部 大規模な損傷なし 確認範囲ではPCV 構造物損傷なし 総合評価 ...

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参考資料2-1 高温ガス炉技術の研究開発の現状と今後の課題について

参考資料2-1 高温ガス炉技術の研究開発の現状と今後の課題について

...  世界三大核データライブラリ;JENDL(日本)、ENDF(米国)、JEFF(欧州)につい て、高温ガス核設計計算へ適用性を検証  中性子輸送方程式をほぼ近似なしに解くことができる連続エネルギーモンテカル ロコードと各核データライブラリを用いたHTTR臨界近接試験における実効増 倍率(k-eff)を計算し、計算結果と試験結果を比較 ...

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JournalofRANDEC 謂 56( Sep.2017) 儉魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚魚儉儉儉儉福島第一原子力発電所の廃炉に向けた儉儉儉儉燃料デブリ取り出し技術の研究開発の現況儉儉儉儉 - 国際廃炉研究開発機構 (IRID) が

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... ― 29 ― 技術研究組合 国際廃研究開発機構(I RI D:I nt ernat i onal Research I nst i t ut e f or Nucl ear Decommi ssi oni ng) は、東京電力福島第一原子力発電所作業に必要な技術研究開発に国として一元的に取り組むこと ...

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中長期ロードマップ改訂のポイント 1. リスク低減の重視 スピード重視 リスク低減重視 スピードだけでなく 長期的にリスクが確実に下がるよう 優先順位を付けて対応 汚染水 プール内燃料 燃料デブリ 固体廃棄物 水処理二次廃棄物 可及的速やかに対処 周到な準備の上 安全 確実 慎重に対処 長期的に対処

中長期ロードマップ改訂のポイント 1. リスク低減の重視 スピード重視 リスク低減重視 スピードだけでなく 長期的にリスクが確実に下がるよう 優先順位を付けて対応 汚染水 プール内燃料 燃料デブリ 固体廃棄物 水処理二次廃棄物 可及的速やかに対処 周到な準備の上 安全 確実 慎重に対処 長期的に対処

... また、IRID 18 、JAEA 19 、東京電力による取組に加え、大学等で行われる 基礎研究知見や諸外国技術や経験取り込みにより、国内外叡智 を更に結集し、総力を挙げた研究開発を進める。 研究開発を進めるに当たっては、機構を中心に、基礎から実用に至る 研究開発一元的なマネジメントを強化する。具体的には、機構に「廃 ...

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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

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

... 廃止措置中に想定される過失、機械又は装置故障、地震、火災その他 災害があった場合に放射性物質放出を伴う事故とその影響については 、廃 止措置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 最大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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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

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・福島第二サイト耐震概略評価 (9月20日プレス) „ 原子を「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8施設。 ① 原子圧力容器 ...

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次 1. はじめに 2. リスク低減戦略としての福島第 原 発電所の廃炉 3. 福島第 原 発電所の廃炉に向けた技術戦略 1 燃料デブリ取り出し 2 廃棄物対策 3 汚染 対策 4 使 済燃料プールからの燃料取り出し 5 その他の具体的対策 6 福島第 原 発電所廃炉プロジェクトの総合的な取組 4.

次 1. はじめに 2. リスク低減戦略としての福島第 原 発電所の廃炉 3. 福島第 原 発電所の廃炉に向けた技術戦略 1 燃料デブリ取り出し 2 廃棄物対策 3 汚染 対策 4 使 済燃料プールからの燃料取り出し 5 その他の具体的対策 6 福島第 原 発電所廃炉プロジェクトの総合的な取組 4.

... に切削等加工による燃料ブリ取り出しに進むことが考えられる。なお、PCV から原子建 屋へ大量冷却水流出等異常事象においても原子建屋水位を地下水水位より低く維持し、 地下水へ冷却水流出を防止することが求められ、このため、適切な PCV ...

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福島第一原発炉内構造物解体に向けた AWJ 切断工法の適用可能性検討 福島第一原発炉内構造物解体に向けた AWJ 切断工法の 適用可能性検討 - 溶融燃料デブリ模擬材の切断可能性および切断状況判定 - Applicability of AWJ Technique for Dismantling Re

福島第一原発炉内構造物解体に向けた AWJ 切断工法の適用可能性検討 福島第一原発炉内構造物解体に向けた AWJ 切断工法の 適用可能性検討 - 溶融燃料デブリ模擬材の切断可能性および切断状況判定 - Applicability of AWJ Technique for Dismantling Re

... しかしながら , AWJ 切断工法を 1F 解体へ技術適用す るにあたり,切断性能,装置設置位置による操作性, および切断診断点で課題がある。まず,切断性能につ いては,材料が混在した部材に対する切断可否は未確認 で,切断実証必要がある。次に,装置設置位置に ...

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フランスの核燃料安定確保の現状・考え方

フランスの核燃料安定確保の現状・考え方

... Rep 07-4 最近ウラン探鉱・開発動向(パート 2;アフリカ) 2007.5.18 日本原子力研究開発機構 戦略調査室 小林孝男 世界ウラン探鉱・開発動向パート1として、昨年 11 月にカナダウラン探鉱・開発 動向について紹介した。最近世界ウラン探鉱・開発動向進捗にはすさまじいものがあり、 ...

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人工物メトリクスの評価における現状と課題

人工物メトリクスの評価における現状と課題

... 今回評価事例から、2つインプリケーションを導くことができる。1つは、ク ローン一致率が誤一致率に比べて大きくなる傾向にあるという点である。もう1つは、 誤一致率や誤不一致率を測定したからといって、それら指標からクローンに対す るセキュリティ・レベルを評価することが困難なケースがあるという点である。し ...

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4. 使用済燃料共用プール等 4.1. 概要 現状及び中期的見通し使用済燃料共用プール等 ( 以下 共用プール という ) は 運用補助共用施設内に設け 燃料取扱設備と燃料貯蔵設備等で構成する 燃料取扱設備は 燃料取扱装置及び共用プールで取り扱う構内用輸送容器 使用済燃料乾式貯蔵容器

4. 使用済燃料共用プール等 4.1. 概要 現状及び中期的見通し使用済燃料共用プール等 ( 以下 共用プール という ) は 運用補助共用施設内に設け 燃料取扱設備と燃料貯蔵設備等で構成する 燃料取扱設備は 燃料取扱装置及び共用プールで取り扱う構内用輸送容器 使用済燃料乾式貯蔵容器

... とから、施設外へ漏えいはないと考えている。今後、基準地震動 Ss で運用補助共用 施設共用プール棟耐震安全性評価を予定している。 共用プール冷却浄化系、共用プール補機冷却系及び共用プール補給水系各設備につ いては、津波被害を受けた電源設備を除き、事故前構造強度等を有する本設設備に ...

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資料1 高温ガス炉国際協力の現状について

資料1 高温ガス炉国際協力の現状について

...  様々な水素製造システム技術評価、原子力を用いた水素製造技術可能性及び経済性評価、核熱 水素製造におけるIAEA参加国間連携に関する活動を実施 2012年11月5-7日 キックオフ会議及び研究計画取り決め(第1回調整会議) 2013年12月17-19日 ...

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第1章 海外の核燃料サイクル施設の現状及び役務動向

第1章 海外の核燃料サイクル施設の現状及び役務動向

... ェストバレーでは、1966 年に世界初商業用NFS再処理工場(Nuclear Fuels Services, 1 t/d)が運転を 開始し、 1972 年までに軽水炉燃料 245 トンを含む計 625.7 トン再処理を行った。あまりにも早い企業化 ため、工場そのものは順調に運転したが、処理燃料不足という事態にみまわれた。 E ...

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戦略プランの全体構成 1. はじめに 2. 戦略プランについて 3. リスク低減戦略 4. 燃料デブリ取り出し分野の戦略プラン 5. 廃棄物対策分野の戦略プラン 6. 研究開発への取組 7. 今後の進め方 Nuclear Damage Compensation and Decommissioning

戦略プランの全体構成 1. はじめに 2. 戦略プランについて 3. リスク低減戦略 4. 燃料デブリ取り出し分野の戦略プラン 5. 廃棄物対策分野の戦略プラン 6. 研究開発への取組 7. 今後の進め方 Nuclear Damage Compensation and Decommissioning

... d. 燃料ブリ取り出しに係る準備作業を含めた現地作業としては、原子建屋除染、PCV 漏えい箇所調査、PCV 下部・上部補修、系統システム設備構築、燃料ブリ取り出し機 ...

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フランスの核燃料安定確保の現状・考え方

フランスの核燃料安定確保の現状・考え方

... Rep 08-1 2007 年ウラン市場を概観して 2008.2.6 日本原子力研究開発機構 戦略調査室 小林孝男 2007 年ウラン市場は、前半にスポット価格がバブル化して高騰し7月に急落するという 大きな変動があった。ウラン市場というと、どうしてもスポット価格動向が注目されがちだ が、実際には原子力発電所が必要とするウラン大半はユーティリティー(電力事業者)とウ ...

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フランスの核燃料安定確保の現状・考え方

フランスの核燃料安定確保の現状・考え方

... ムプロム躍進を筆頭に、ジュニアカンパニー台頭およびウラン需要大国となりつつあるロ シア、中国さらに日本企業など世界進出により、企業別資源保有量・生産シェア多様化 が進みつつある。これは資源安定供給にとっては好ましい状態である。しかし、ウラン価格 ...

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高速炉技術に対する評価のまとめ 2

高速炉技術に対する評価のまとめ 2

... 金属燃料サイクル技術に対する評価まとめ  金属燃料サイクル技術(再処理技術+燃料製造技術)は、一部を除いてTRL5~6 であり、技術実証段階にあるか、技術実証段階に進める状況にある。  TRL4とした課題は、現段階では技術的困難さに伴う開発リスクが高いものではなく、各 ...

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IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発

IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発

... ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 調査ポイント 調査経路 燃料ブリ拡がりイメージ (シミュレーション一例) ※調査中敷地境界における線量は、約0.5~2µSv/hで変化なく、周辺環境へ影響は生じていない。 ...

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370 宇宙航空研究開発機構特別資料 JAXA-SP th Debris Workshop Ground-based Optical Observation system for LEO Objects 低軌道デブリの地上光学観測システムの検討 Japan Aerospace Exp

370 宇宙航空研究開発機構特別資料 JAXA-SP th Debris Workshop Ground-based Optical Observation system for LEO Objects 低軌道デブリの地上光学観測システムの検討 Japan Aerospace Exp

... ムを提案している。この研究でシステム評価はSTKソフトウェアを用いて実行した。この結果は、サーベイために二つ 経度方向に離れたサイトと両極域二つ追跡サイトでTLEオブジェクト60%以上検出してそれら軌道を維持で ...

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次期廃炉研究開発計画について 1. 次期廃炉研究開発計画のポイント (1) 基本的な考え方昨年 9 月に改訂した中長期ロードマップにおいて 下記の趣旨を盛り込んだ燃料デブリ取り出し方針を決定した 燃料デブリ取り出し方針 1. 徐々に得られる情報に基づいて柔軟に方向性を調整する ( ステップ バイ ス

次期廃炉研究開発計画について 1. 次期廃炉研究開発計画のポイント (1) 基本的な考え方昨年 9 月に改訂した中長期ロードマップにおいて 下記の趣旨を盛り込んだ燃料デブリ取り出し方針を決定した 燃料デブリ取り出し方針 1. 徐々に得られる情報に基づいて柔軟に方向性を調整する ( ステップ バイ ス

... MCCI生成物生成相や硬さ等特性は場所に応じて異なることが予想され、 取出し方法を推定する上で重要となる。1F条件を考慮した大型MCCI試験 生成物について分析を行い、生成した層ごと元素マップ(図1)、結晶 構造および硬さ情報を取得し、1F条件を考慮した場合においても、生成相 および物性についてこれまで基礎試験等による想定から大きく変わらない ...

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