研究用原子炉ＪＲＲ－２
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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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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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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報告3_島根原子力発電所１号機 の廃止措置計画認可申請及び同２号機の原子炉設置変更許可申請について
... ベント設備を設置し，放射性物質を低減させながら原子炉格納容器内ガスを排気／減圧します。 （４）電源設備（発電機） 発電所内の電源がすべて失われた場合にも，減圧操作設備，注水設備，原子炉格納容器過圧破 損防止設備（第２フィルタ付ベント設備）等に必要な電源を供給するための，専用の発電機を設置し ます。 ...
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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）
... 非常用ディーゼル発電機および高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機が機能喪 失した場合は，全交流電源喪失に至る。 外部電源喪失から全交流電源喪失に至る事象の過程は添付 5.4-5 に示すとおり であり，蓄電池（直流電源）からの電源供給に失敗した場合は，低圧電源融通に より直流電源を確保することで非常用ディーゼル発電機および高圧炉心スプレイ 系非常用ディーゼル発電機を起動することができるが，低圧電源融通による電源 ...
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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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九州電力株式会社玄海原子力発電所３号及び４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）についてのパブリック・コメント文例
... ４．同ページで「液－液直接接触を生じるような、外乱となりうる要素は考えにくい」とあるが、150 トンにも及ぶ溶融物が 水プールに落下した場合は、（１）少量の水を溶融物と水槽底部や壁との間に囲い込んだり、（２）水を含む固形物を囲 い込んだりする可能性、さらに、（３）格納容器内の圧力が上昇すれば、サブクール度が大きくなることや、（４）外部 ...
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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
... 検査の結果、マネジメントレビューへのインプットとして各組織においてプロセスの監視・測定、 品質目標に対する達成度評価、データの分析・評価が行われ、部所長レビュー、管理責任 者レビューを経て、社長に必要な情報が提供されていること、マネジメントレビューのアウトプット として平成２４年度に向けた社長指示が示されていることを、マネジメントレビュー資料、議事 録等により確認した。 ...
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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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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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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 1.1.7-1 表）、設置許可基準規則第 39 ...
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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
... 聴講者からは、各シナリオで廃棄物量が違う 理由や、最終的な処分を考えると費用も関係す るのではないか等の意見がありました。廃棄物 量については各シナリオにおける付帯作業に よる違いであり二次廃棄物については考慮し ていないこと、費用については今後プロジェク ト管理データの評価に取り入れていきたい旨 を回答しました。これらの意見を取り入れつつ 今後も共同研究を継続し、より良い最適シナリ ...
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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
... 当社は本日，「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 間報告書を経済産業省原子力安全・保安院に提出しました。また，原子力安全・保安院の指示に基づく島根原子力発電所3号機原 子炉建物の弾性設計用地震動Sd※1による確認結果についても，合わせて同院に提出しました。 1．耐震安全性評価結果中間報告書の内容 ...
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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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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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「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
... その後，引き続き安全上重要な機能を有する全ての施設について耐震安全性評価を実施しておりま したが，このたび，3 号機について評価をすべて終了したことから，その評価結果を報告書として取り まとめ，本日，原子力安全・保安院に提出いたしました。報告書のポイントは以下のとおりです。 ２．新耐震指針に照らした耐震安全性評価の流れ ...
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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. 秘密情報 目的外使用・複製・開示禁止 東京電力ホールディングス株式会社 ２．循環運転停止時の運用の考え方 2 設備状態 ：SFP循環設備停止 [腐食防止の観点で、1ヶ月を超えない時期に循環運転を実施。 凍結防止のための循環運転、プール水の補給、薬液注入 ※ は ...
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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
... 約 40 万年前以降とは？ 政府の地震調査研究推進本 部がとりまとめた活断層の長 期評価手法（暫定版）によれ ば、活断層は約 40 万年前以 降から現在に至るまで、ほぼ 同一の地殻変動様式が継続 していると考えられ、今後も 同様の活動をする可能性が 高いと考えられるとされてい る。 ...
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