系配管（原子炉圧力容器
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 格納容 器温度 格納容 器温度 格納容 器温度 格納容 器温度によるベント によるベント によるベント によるベント判 断 判 断 判 断 判 断（ （ （ （格納容器圧力 格納容器圧力が 格納容器圧力 格納容器圧力 が が が計測 計測 計測 計測 できない できない場合 できない できない 場合 場合） 場合 ） ） ...
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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
... 等 建屋 ・屋内集積、容器収納 ― ・回収した土壌 屋外 ・容器収納、フレコンパックに収納の上 シート養生 ― ※１ 瓦礫類、使用済保護衣等、伐採木、仮設集積物、震災後に発生した放射性固体廃棄物（焼却灰）は 2018年5月31日 現在、水処理二次廃棄物は 2018年7月5日 現在の保管量及び保管容量である。 尚、瓦礫類、使用済保護衣等及び伐採木の下段に括弧書きで記載している保管容量は、実施計画（ ...
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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
... 定 原子炉圧力容器 2.49 8.07 ○ 炉心支持構造物 3.51 5.77 ○ 停止時冷却系ポンプ ...○ 原子炉格納容器 2.34 8.00 ○ 原子炉建屋 1以下 － ○ 制御棒（挿入性） 1以下 － ...
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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
... キャスク保管建屋には 20 基の乾式貯蔵キャスクが貯蔵可能であり、現在 9 基（中型 4 基、大型 5 基）の乾式貯蔵キャスクにて 408 体の使用済燃料を貯蔵している。これら 9 基 の乾式貯蔵キャスクは、東北地方太平洋沖地震に伴い発生した津波により、現時点では常 設の監視計装系が使用できない状況ではあるが、必要とされる強度、性能を維持し、必要 ...
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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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高速増殖原型炉もんじゅ新耐震指針に照らした耐震安全性評価安全上重要な機器・配管系の耐震安全性評価
... 7 機器冷却系設備 ポニーモータ冷却ファン 軸系 水平加速度 1.57（G) 1.71（G) 2.6（G) 断層モデル波の発生値は最大 となるSs-5の値 8 鉛直加速度 0.83（G) 0.48（G) 1.0（G) 断層モデル波の発生値は最大 となるSs-7の値 9 冷凍機 圧縮機 軸系 水平加速度 0.85（G) 0.73（G) 2.3（G) 断層モデル波の発生値は最大 となるSs-7の値 ...
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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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東北大学 原子炉廃止措置基盤研究センターの概要
... 皮膜型インヒビターには局部腐食のリスクが潜在するため、酸化剤低減の方法を トライする。 接触線源からのα線／β線効果をも含むラジオリシス解析モデル → α線／β線放出核種と鋼材が接触共存する条件下での腐食速度予測技術 新設設備 ※ の材料選定根拠 （※負圧維持系機器･配管、デブリ取り出しツール、収納缶等） 副次影響のポテンシャルが低い新しい防食手法 ...
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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
... ） 原子炉廃止措置研究開発センター（以下、 「ふ げん」という。）では、廃止措置計画に基づき、 平成20年度より原子炉冷却系統施設の機器・配 管等を対象に解体撤去工事を実施しています。 また、放射線作業従事者の被ばく低減及び環境 への放出低減を図る観点で、重水系・ヘリウム 系等の機器・配管等を対象に汚染の除去工事を 実施しています。 ...
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添付資料 欠陥を有する配管系に対する IHSI( 対策 IHSI) の技術基準への適合性について 1. はじめに原子炉再循環系配管等の応力腐食割れ ( 以下 SCC と呼ぶ ) の予防保全技術の一つである高周波誘導加熱応力改善法 ( 以下 IHSI と呼ぶ ) は, 確性試験等において溶接残留応力を
... ＊き裂の解釈と呼称する。 － （『き裂の解釈』を満足すること。） (『き裂の解釈』) - 対策IHSI前UT（定事検）にて検出された溶接部近傍の配管内表面 に存在する欠陥に関しては、対策IHSI後UT（定事検+PSI）の結果も 踏まえ、『き裂の解釈』に基づく評価結果が適合すれば、技術基準 への適合性は確認できると考える。この場合，評価手法のうち，対 ...
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伊方発電所において 原子炉容器や原子炉の運転を制御する制御棒などの原子炉を 止める 機能や燃料を 冷やす 機能 放射性物質を 閉じ込める 機能などの安全上重要な機能をもつ施設については 想定される最大の揺れの地震である 基準地震動 650 ガルにも耐えられるよう 必要な個所には耐震性向上工事を実施し
... ○伊方発電所において、原子炉容器や原子炉の運転を制御する制御棒などの原子炉を｢止める｣機能や 燃料を｢冷やす｣機能、放射性物質を｢閉じ込める｣機能などの安全上重要な機能をもつ施設については、 想定される最大の揺れの地震である「基準地震動」650 ガルにも耐えられるよう、必要な個所には耐震 ...
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SENSORS FOR FOOD AND BIOPHARMA. 製品情報 DAN-HH FOOD コンパクト圧力センサ DAN-HH シリーズ 用途 / 使用法 配管内や容器内の圧力測定 高温用途最大常時 150 に対応 用途例 醸造所や 乳製品 食品 飲料品の製造における衛生環境下での圧力監視 衛
... M12コネクタ付ケーブル· 圧力センサの測定原理 この計器は、プロセス測定値に対応するmV信号に変換する圧電変換器を内蔵していま す。このmV信号はその後カスタムの線形化と、調整回路を経て、業界標準の4～20mAの 信号に変換されます。このmA信号は計器の仕様レンジに応じ工場で設定されています。 ゲージ圧の圧力センサではセンサの背面が開放されています。そのため、このセンサは ...
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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
... の急速減圧が自動減圧系（ ADS）機能の作動によるもの（原子炉圧力容器バウン ダリの損傷ではない）として進めている。 なお、図 2 でチャートが印字している記録は、実際の時刻とずれている。これ は、 HPCI 運転時、炉圧が 1MPa に低下した際に、ナローレンジでの監視ができ ないことから、直流電源（ DC）延命として電源を OFF ...
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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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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
... （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 ...
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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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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によるガス抽出がない場合は，原子炉圧力容器及び 原子炉格納容器への窒素封入量分は原子炉格納容器から漏えいしている。一方，原 子炉格納容器ガス管理設備からの放出放射能量は，ガス抽出量に比例する。したが ...
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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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鉄マトリクス修飾剤を用いる黒鉛炉原子吸光分析におけるホウ素の原子化機構
... 山本 祐平 ＊1 ，田 上 梓 2 ，白崎 俊浩 3 ，米 谷 明 3 ，山 本 孝 1 ，今井 昭二 1 従来の市販装置の原子化段階の最高到達温度の関係で耐熱性元素のホウ素の原子化機構の研究には厳しい 限界があったが，市販装置を調整することで原子化段階において黒鉛炉が等速昇温条件下でのホウ素の原子 吸光シグナルが観測でき，Sturgeon ...
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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
... 宍道断層に係る地質調査および評価（まとめ） ○耐震設計上考慮する西端を，古浦における変位地形・ﾘﾆｱﾒﾝﾄ延長上の「古浦西方の西側」とする。 ○耐震設計上考慮する東端を，美保関町の「下宇部尾東」とする。 ○以上のことから，宍道断層の耐震設計上考慮する長さを 「古浦西方の西側」から「下宇部尾東」までの 約22kmと評価 している。 宍道断層に係る地質調査および評価 島根原[r] ...
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