燃料デブリ・炉内構造物の取り出し
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.
... 6 燃料デブリ取り出し方法の確定に向けた検討フロー（案） ...12 燃料デブリ・炉内構造物の取り出し基盤技術 ...13 ...
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ロボット 遠隔操作機器のニーズ 注水による冷却 瓦礫除去 ( 屋外, 建屋内 ) 調査 ( 映像, 放射線, 温度, 湿度, 等 ) 除染 遮蔽 サンプル採取 ( ダスト, 汚染水, 燃料デブリ ) 汚染水漏えい個所の同定 止水 補修 燃料デブリの切断 取り出し 解体 廃炉 これまでに導入されたロボ
... ③将来的な組織形態など支援組織のあるべき姿を電力業界全体で検討し、 2015 年 度中に、ロボット等の資機材の維持管理ならびに関係機関と連携し、多様かつ高 度な災害対応が可能な「原子力緊急事態支援組織」を全国に 1∼2 ヵ所程度設置 電力各社は、これまで実施してきた原子力発電所の緊急安全対策による安全確保に ...
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燃料デブリ取出しの代替工法に関する概念検討事業 < 株式会社 IHI> 目的と目標 PCV を冠水させることなく 原子炉ウェルまたは PCV 側面の開口から安全に燃料デブリを回収する工法を提案する 事業の概要と特長 事業全体概要 適用工法懸垂回収装置を用いた懸垂工法マニプレータとプレハブエンクロージ
... 代替工法のための燃料デブリ切削・集塵技術の実現可能性検討事業 ＜大成建設株式会社＞ 目的と目標 事業の概要と特長 ...
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2. 核燃料サイクルとは核燃料サイクルとは 天然に存在するウランやトリウム資源を核燃料として利用し 原子炉から取り出した使用済みの燃料を廃棄物として処理し処分するまでの全過程を指す 核燃料サイクルの概要を第 2 図に示す 濃縮ウランを燃料とする軽水炉の核燃料サイクルを例とすると 次の過程に分類される
... 第１図に平成22年度エネルギーに関する年次報告 1) （エネルギー白書）において報告されている、発電電力 量の推移（一般電気事業用）を示す。1975年時点は総発 電量における石油火力発電の割合は62%であったが、2000 年にはその割合を9%まで下げ、一方で原子力が32%、石炭 と天然ガス(LNG)火力の合計が45%を担うまでになった。 石油火力に大きく依存していた発電構成が、石炭火力、 ...
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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
... Ｃ．敷地内：ボーリング調査等を実施し、敷地内の深部を含む地下構造を確認・評価 するとともに、地盤の性質を確認して沈下や液状化などについても評価 福島第一・福島第二原子力発電所における地質調査 ＜ボーリング調査＞ 地盤を構成する岩石な どを棒状のコアとして 連続的に採取し、これ を観察して地質の状況 を調査 ...
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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
... 知見・経験は、個々の技術としてだけでなく、想定外の異常な状態への対応・対策の経験として の価値も高い。そのような海外の廃止措置技術やそのプロジェクトの知見・経験の取得が、我が 国の優れた軽水炉技術を支えてきた国内の体制や仕組みの中でも円滑に進むような配慮や対策、 ...
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過疎地域における内・外部燃料の調達にみる燃料複合利用論 ―青森県下北半島の漁村における薪燃料の再活用
... 過疎地の範疇に含まれることになる。つまり、論理的にはこ の定義は、燃料の買い物環境の実態を正確に反映しない場合もある。そこで第 2 の定義を使った分析も試み られた。それは地理情報データを用いて道路距離と人口分布を考慮し、ガソリンスタンドから離れた集落を 抽出する分析である。ここで使われた SS 過疎地の定義は、「最寄り SS ...
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1. 申請範囲の明確化とスケジュールについて (1) 3 号機 SFP からの燃料取り出しに関する実施計画全体の構成は以下の通り オペフロ除染 遮蔽 実施計画 ( 認可済 ) 燃料取扱機 / クレーンガーダ据付 添付資料 -2-1 構内用輸送容器に係る安全機能及び構造強度添付資料 -3-1 放射性物
... 記載を追加し別途 変更申請 記載を追加し別途 変更申請※２ 7 大 記載を追加し別途 変更申請 記載を追加し別途 変更申請※３ 記載を追加し別 途変更申請 ※1：添付資料-2-2 「破損燃料用輸送容器に係る安全機能及び構造強度に関する説明書」として申請を検討中 ※２：既認可の３号機構内用輸送容器の安全評価を見直して対応することを検討中 ...
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Microsoft PowerPoint - 燃料デブリ臨界r1.pptx
... 日本原子力研究開発機構 安全研究センター 臨界安全研究グループ 福島第一原発の燃料デブリについて、燃料取り出し作業までの維持期間及び取り出し作 業時等の再臨界リスクに関する評価手法の開発を行っている。 ...
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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
... ステップ 2 後の中長期の取組については、2011 年 8 月に原子力委員会に 設置された「東京電力(株)福島第一原子力発電所における中長期措置検討専 門部会」により、 「燃料デブリ取り出し開始までの期間は 10 年以内を目標。」 「廃止措置がすべて終了するまでは 30 年以上の期間を要するものと推定さ ...
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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
... 部には存在が確認できる。従って、２号機では、 燃料が溶融して落下しているものの、一部は圧力 容器内に留まっているものと推定される。なお、 ３号機については、圧力容器内の炉心位置および 底部に、高密度の物質の存在が確認できず、まだ 一部の燃料デブリが圧力容器内に残存する可能性 ...
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原子炉の原理と構造
... (U)235が1〜0.8%に減り、核分裂生成物が約1%、プルトニウム(PU)が 約1%になる。110万kW級の原子炉からは、年間約30t(ウラン重量)が出 る。放射能が非常に高い。電気事業連合会の調べでは、2006年3月末 で全国の原発敷地内には約1万1520t(ウラン重量)の使用済み核燃料 ...
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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
... 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，装置の設置位置による操作性， および切断診断の点で課題がある。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，切断の実証の必要がある。次に，装置の設置位置に ...
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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
... ２．燃料デブリ取り出し装置の遠隔保守技術開発 燃料デブリ取り出しの際は、装置が高線量エリアに設置されること から、遠隔での保守が原則となる。また、装置自身の汚染にも配慮 ...
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IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
... 確認範囲ではPCV内 構造物の損傷なし 総合評価 燃料デブリの大部分が PCV側に移行 一定割合がRPVとPCVの 両方に存在 燃料デブリの大部分が PCV側に移行 ...
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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
... 高温ガス炉の炉心核熱設計における重要な課題 の一つは，通常時の燃料温度が制限値を満足する ために必要な炉心の出力分布の最適化である。こ れを実現するために，HTTRの設計では12種類の 燃料濃縮度および２種類の可燃性毒物（BP）が用い ...
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IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
... 無断複製・転載禁止 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構 ©International Research Institute for Nuclear Decommissioning 2017年8月3日 技術研究組合 国際廃炉研究開発機構（IRID） 開発計画部 部長 ...
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IRIDにおける燃料デブリ取出し技術の開発
... 原子炉建屋の構造図を元に，物質量分布をシミュレーションした結果と比較すると， ミュオン測定により得られた物質量分布の影は，主要な構造物の配置と一致。 シミュレーションによる物質量分布（密度長）の評価 （炉心域，および炉底部に燃料デブリありのケース） ...
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第 12 回原子力機構報告会 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減の実現に向けて - 照射済燃料からのMA 分離技術への挑戦 - 平成 29 年 11 月 14 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構高速炉研究開発部門次世代高速炉サイクル研究開発センター燃料サイクル技術開発部 竹内正行
... 出典）日本原子力学会「分離変換・MAサイクル」研究専門委員会：高レベル廃棄物管 理に対する分離変換技術導入効果の検討（2008）のデータを引用 長半減期の核種を減らす 発熱性の核種を減らす ...
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加振レーダ法によるRC構造物内鉄筋腐食評価の基礎的研究
... RC 構造物内の鉄筋の振動変位の計測を行うために構築した計測シ ステムや、システム内に用いられている機器、また人工的な鉄筋腐食を起こすために行う電 食実験の原理について述べた。 第 4 章では、鉄筋かぶり 4 cm の供試体を用いて、加振レーダ法による振動変位計測の位 ...
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