研究用原子炉ＪＲＲ－３
施設・構造3-4c 京都大学原子炉実験所研究用原子炉（KUR）の耐震安全性評価の妥当性確認に係るクロスチェックについて（報告）
... 61 機器配管系の確認 検討箇所 使用済み燃料貯蔵プール 生体遮へい体 制御棒駆動装置案内管 粗・微調整棒取付部分 炉心直下１次系冷却配管 炉心支持構造物 検討方法は、事業者と同じ... 73 機器配管系のまとめ 事業者と同じ検討方法を採用（水平震度のも み地震応答解析結果を反映して 20%増し）し、 チェックを行った結果、各部に発生する応力 は全て基準値を下回ることが[r] ...
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発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価（一次評価）に係る報告書（島根原子力発電所2号機）
... (3) 事象進展防止措置の評価 a. 運転時の場合 (2)項より，注水機能については，原子炉への注水の水源として，緊急安全対策 前の対策（防護措置ｱ，ｲ）は復水貯蔵タンク，純水タンク，補助復水貯蔵タンク およびろ過水タンクの４種類の水源であったが，緊急安全対策後の対策（防護措 置ｳ）においては，輪谷貯水槽および海水の２種類の水源が加わり，合計６種類の ...
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原子炉建屋立体耐震壁の復元力特性に関する研究 : (その2)M〜φ関係および荷重変形関係スケルトンカーブの検討
... After carefut consideration of 33 reduced model tests in whieh shear and flexttral displacement were measured, equations for caluculating M- of and Ms-e envelope curves were proposed, Th[r] ...
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泊発電所「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う耐震安全性評価結果 中間報告書の概要
... ハ）泊３号炉設置変更許可以降の文献，知見を考慮し，地質調査範囲を追加したことにより評価を記載し ました。 ニ）新耐震指針により，活断層の評価対象期間が 5 万年前以降から後期更新世以降（約 13 万年前～約 12 万年前以降）に変更となったことと，当該海域の地層年代評価の不確かさを考慮してより古い時代における断 層活動の有無をもとに断層の活動を保守的に評価しました。 ...
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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
... 私は専ら中性子ビームを使う研究室を希望しましたので、研究用 原子炉（KUR）がある原子炉実験所に2010年10月に来ました。やはり 所属する研究所に原子炉があるということは大変恵まれたことで、有 効に使わせてもらっています．普段は研究棟の居室と実験室とを行っ ...
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報告1 資料1 実用発電用原子炉に係る新規制基準について 市議会全員協議会資料（平成25年10月30日） | 出雲市
... 運転期間延長認可制度： 発電用原子炉を運転することができる期間を、運転開始から 40 年とし、その満了までに認可を受けた場合には、 1 回に限り延長することを認める制度。 延長期間の上限は 20 年とし、具体的な延長期間は審査において個別に判断。 保安検査等で事業者の高経年化対策の実施状況を確認 ＜高経年化対策制度＞ ...
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【座学-Ⅳ(1)】 原子炉の事故と安全対策（耐震）
... 観測用地震計 地震感震装置が大きな揺れを感知すると、感震器から 原子炉を停止させる制御装置にトリップ信号を出力する ・発電所で観測したそれぞれの地震が安全審査におい て想定されている地震の範囲内であるかなど安全審査 結果との整合性チェック ...
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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
... 10.0 100.0 宍道断層の応力降下量を1.5倍とした断層モデルに基づく地震動の応答スペクトルは、 基準地震動Ｓｓの設計用応答スペクトルに対して一部の周期において僅かではあるが 上回ることから、中国電力は、これを基準地震動Ｓｓ-2とした。（当初設定した基準地震 動Ssは、Ｓｓ-1とする）。なお、応答スペクトル手法による地震動は、基準地震動Ｓｓ－１ ...
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原子炉建屋立体耐震壁の復元力特性に関する研究 : (その1)τ〜γ関係スケルトンカーブの検討
... After careiul consideration of the results of thirty-four reduced model tests and eighteen numerical model tests using non-linear FEM analysis, equations for calculating T-r envelope cur[r] ...
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原子炉建屋立体耐震壁の復元力特性に関する研究 : (その3)荷重変形関係履歴ループの検討
... This paper presents the formulas'for calculating the load-displacement relation of reinforced concrete reactor buildings based on the results obtained frorn load tests using [r] ...
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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
... ・JASS 5N(2001)に準拠して，別表１の「反応性」の判定基準で「無害でない」と判定された場合の扱いについて記載している。 ［理由］ JASS5N（2001）では，骨材のアルカリシリカ反応性試験結果で，無害でないと判定された場合でも，当該骨材使用の可否は，反応性の抑制対策 をとり，コンクリートの反応性試験（コンクリートバー法）結果によってもよいこととなっている。これは，コンクリートバー法が実際に使用され ...
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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 地震・津波・竜巻・火山・外部火災等の外部事象及び内部火災・内部溢水等の内部事象につい て、その評価を発電炉に準じた手法により評価し、必要な対策を講じた。例えば、竜巻評価では、 発電炉と同じく F3 クラス（藤田スケール 3：風速 92m/s）の竜巻を想定し、その対策を講じている。こ の場合、自動車が風で飛ばされて KUR の炉室等を破損する恐れがあることから、竜巻警報発生時 ...
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別 添 実用発電用原子炉に対する保安検査結果等について ( 平成 24 年度第 1 四半期 ) 平成 2 4 年 9 月 3 日経済産業省原子力安全 保安院 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 ) 第 72 条の 3 第 2 項の規定に基づき 16
... 本検査項目では、平成２３年度の安全文化を醸成するための活動の実施状況及び平成 ２４年度の実施計画の策定状況について確認することとし、検査を実施した。 検査の結果、平成２３年度の安全文化醸成活動については、各組織において実施した活 動の評価及びアンケートによる安全文化醸成状況全体の評価の結果が社長へ報告されてお り、その評価結果を踏まえて平成２４年度の活動に向けた指示が出されていることを、原子力 ...
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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
... ［川井康郎意見］p.61 に「引き波による水位低下時において海水ポンプの機能が維持できるよう、取水口前面に海水 貯留堰を設置する」とあるが、この設備（取水口ならびに貯留堰）が耐震 S クラスであることの記述がなく確認で きない。 【理由】残留熱除去機能を担うポンプ類（残留熱除去系ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ、原子炉補機冷却海水ポン プ）や熱交換器は耐震 S ...
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「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う島根原子力発電所3号機の耐震安全性評価結果報告書の提出について
... 5.1 敷地に最も大きな影響を及ぼす「検討用地震」の選定 活断層調査結果を踏まえ，全ての耐震設計上考慮する活断層を比較検討した結果，｢宍道断層による 地震｣が島根原子力発電所に最も大きな影響を及ぼすことから，これを検討用地震としました。なお， 敷地周辺における過去の地震である｢880 年出雲の地震｣も併せて検討用地震に選定しました。 ...
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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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「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う島根原子力発電所3号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について
... 2.2 安全上重要な機器・配管系の耐震安全性評価 評価は，以下に示す 3 号機の原子炉を「止める」 「冷やす」放射性物質を「閉じ込める」といった 安全上重要な機能を有する耐震 S クラスの主要な施設に対して実施しました。 基準地震動 Ss による応答解析を行い，その結果求められた発生値を評価基準値と比較することに よって構造強度評価および動的機能維持評価を行いました。 ...
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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
... ただし、 A の区間で既に原子炉圧力が 1MPa 程度まで上昇しており、必要な差 圧を確保できていた可能性があること、 B の区間（原子炉圧力 4MPa 程度）にお いて SRV がわずかながら開したことで上昇が留まったとしても、その後垂直に圧 力が上昇している点については説明がつかないこと等、説明できていない挙動も ...
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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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泊発電所１号機及び２号機「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う耐震安全性評価結果 報告書の概要
... ３ ．活断層の評価 【現在までの中間報告についての国の委員会等における審議を反映】 活断層評価にあたっては，既存の調査結果および今回の調査結果を基に「新耐震指針」および「中越沖反 映指示」における活断層評価の考え方や趣旨を踏まえ，保守的に評価を行いました。 なお， 「④黒松内低地帯の断層」については，現在までの中間報告についての国の委員会等における審議を 踏まえて，長さを 39km から 40km に見直しました。 ...
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