ABWR原子炉圧力容器
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
... れている。ＰＵＬｉＭＳ実験結果を元に妥当性が確認されているスケー リング則に，ＢＷＲの溶融炉心落下条件を適用して，水中での溶融物の 拡がり距離を評価すると，約 18m となる（付録３ 重大事故等対策の有効 性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて 第５部ＭＡＡＰ 添付３溶融炉心とコンクリートの相互作用について 付録４(5)参照）。 コリウムシールドを設置した場合のペデスタル半径が 2.936m ...
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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 が貯蔵されている。全原発の総貯蔵容量は約1万7540tで、容量の小さ ...
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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
... 文部科学省 廃止措置研究・人材育成等強化 プログラム （2014-2018年度） 廃止措置のための格納容器・建屋等信頼性維持と廃棄物処理・処分 に関する基盤研究および中核人材育成（2014-2018年度）：事後評価Ｓ ...
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立教大学研究用原子炉に係る廃止措置実施方針の作成について 平成 30 年 12 月 10 日 学校法人立教学院 理事長白石典義 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律第四十三条の三の 規定に基づき学校法人立教学院立教大学原子力研究所の立教大学研究用原子炉 に係る廃止措置実施方針を別紙のと
... (6) 爆発 民間ガス事業者のＬＰガスボンベ貯蔵設備が公共道路を挟んで隣接している。当 該貯蔵設備は，ＬＰガスを充填したボンベを消費者に配送するまで貯蔵する事業所 であり，周辺施設への影響を及ぼさないよう「施設距離」として第１種保安物件に 対して 22.5 m，第２種保安物件（立教大学原子力研究所はこれに該当）に対して 15.0 m 以上を確保することを定めた高圧ガス保安法の基準を満たしている。炉室 ...
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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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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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私のライフワーク － 圧力容器技術
... ASMEは、これまでも多くの規格・基準を発行してきたが、最近は更に新しいチャレンジが進 められている。日本の圧力容器の規格、法規は、一般産業用及び発電用原子力用を問わずASME C&Sによるところが大きい。 ASMEは 欧 州 のEN13445に 対 抗 し て、 最 新 技 術 に よ る 圧 力 容 器 規 格 を 目 指 し てPVRCに Joint Task Group on ...
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「原子炉格納容器内部調査技術の開発」ペデスタル外側_1階グレーチング上調査（B1調査）の現地実証試験の結果について
... 反時計周り調査最終到達地点（Ｂ１４付近）からＣＲＤレール方向の 撮影を行い画像処理を実施したが，CRDレールの視認はできなかっ た。 ５ ．ＣＲＤレールの画像処理結果 ノイズ除去及び複数画 像の重ね合わせ処理 （約20000枚使用） 撮影画像（4月12日18時頃撮影） 画像処理後画像 モックアップ試験による映像 CRDレール CRDレールがある と推定される場所 比較 [r] ...
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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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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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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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高浜発電所４号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について
... 原因は、Ｂ－冷却材脱塩塔の入口側弁の一部のボルトに適正な締付トルク がかかっていなかったことから、通水操作による系統の圧力の一時的な上昇に 伴い、当該弁から漏えいが発生したものと推定しました。 対策として、当該弁のダイヤフラムシートを新品に取替えるとともに、一 次冷却材が流れる系統の同種の弁（弁駆動軸が水平方向の弁）が適正に締付け られていることを確認しました。また、圧力変動の影響が少なくなるよう、化 ...
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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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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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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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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
... ③ 格納容 器 格納容 器 格納容 器からの 格納容 器 からの からの からの漏 漏 漏 漏えい えい検知 えい えい 検知 検知 検知に 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 炉心損傷後のベント運用に関しては， 格納容器圧力が限界圧力以下であっても， 不測事態により格納容器からの漏えいが発生する場合も想定する。 このような場 ...
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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 られている。多数の濃縮度の燃料製造はコストの上 昇を招くことから，HTR50Sの設計では燃料および BPの適切な配置（図2 ， 表2）により，濃 縮度を ...
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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
... これらの手順については，非常時運転手順書Ⅱ及び非常時運転手順書Ⅲに記 載することにより整備している。 b. 残留熱除去系の復旧 本アクシデントマネジメント策は，残留熱除去系が故障した場合に，故障 箇所を同定し，保修要員が故障を復旧し，格納容器からの除熱機能を向上さ せるものである。これにより格納容器からの除熱ができない場合でも，事象 の進展が遅く時間余裕が大きいことを利用して残留熱除去系の故障を復旧 ...
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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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2-8 原子炉格納容器ガス管理設備
... 以上のことから，フィルタユニット以外のユニット架台については，系統最高 使用圧力 5.2kPa に耐えうる構造強度を有していると判断する。 フィルタユニットについては，排気ファンの吸込側に設置しているため，フィ ルタユニットは負圧になる。そのため，工場にて設計風量における排気ファン吸 込圧力に配管圧損を考慮した試験圧力-4.7kPa の気密試験により，漏えい等の異常 ...
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