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安全防災特別シンポ「原子力発電所の新規制基準と背景」r1

( 公社 ) 大阪技術振興協会安全 防災特別シンポジウム 安全 防災課題の現状と今後の展望 原子力発電所の新規制基準と背景 平成 25 年 10 月 27 日 松永健一 技術士 ( 機械 原子力 放射線 総合技術監理部門 )/ 労働安全コンサルタント 目次 1. 原子力発電所の新規制基準適合性確認申請 (1) 東日本大震災と現状 (2) 新規制基準の策定経緯 (3) 新規制基準の概要 (4) 確認申請の進捗状況

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PWR プラントにおけるスケール付着事象 平成 25 年 6 月 27 日原子力学会水化学部会定例研究会 関西電力株式会社 寺地巧 2 主要なスケール付着問題 2 鉄スケール 1 コバルト付着 11 次系スケール中のコバルト 被ばく低減の観点から問題 2SG2 次側に持ち込まれる鉄のスケール付着 伝熱管性能低下や材料健全性などの観点から問題 スケール付着は 本定例研究会でも過去に取り扱われているため

第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38

2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17

PrimoPDF, Job 39

保安院報告用 8/17 8:00 配管減肉事象に係る点検結果について 平成 16 年 8 月 18 日 四国電力株式会社 1. 調査方法伊方発電所の2 次系配管減肉事象に係る点検は 平成 2 年 5 月 原子力設備 2 次系配管肉厚の管理指針 (PWR) ( 以下 管理指針 という ) に基づき計画 実施している ( 添付資料 -1) このため 今回の調査では 管理指針に基づき 適切な管理が実施されていることを以下の観点から確認する

A23 A24 A25 A26 A27 A28 A38 A39 燃料再処理 A40 A41 A42 A43 第 3 日 休 憩 総合講演 報告 3 日本型性能保証システム 燃料再処理 A29 A30 A31 A32 A33 A34 A35 燃料再処理 A36 A37 燃料再処理 A44 A45 A4

2010 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2010 年 9 月 15 日 17 日 第 1 日 発表 10 分, 討論 5 分 燃料再処理 A01 A02 A03 A04 A05 A06 A07 休 憩 総合講演 報告 1 計量保障措置分析品質保証 燃料再処理 A08 A09 A10 A11 A12 燃料再処理 A13 A14 A15

ジェットポンプ・リストレーナブラケット 隙間発生＆摩耗の影響および対策

福島県原子力発電所所在町情報会議説明資料 高経年化に対する発電所の取り組み 平成 17 年 11 月 24 日 東京電力株式会社 当社の原子力発電所 発電所 出力 ( 万 kw) 営業運転開始 運転年数 ( 年 ) 1 号機 46.0 1971 年 3 月 26 日 34 2 号機 78.4 1974 年 7 月 18 日 31 3 号機 78.4 1976 年 3 月 27 日 29 福島第一原子力発電所

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2013 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 9 月 3 日 5 日 第 1 日 理事会セッション 休憩 B04 B05 核融合中性子工学 B06 B07 特別講演 原子力安全部会セッション 第 2 日 総合講演 報告 4 市民および専門家の意識調査 分析 原子力発電部会 第 24 回全体会議 原子力発電部会セッション

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E AN 2 JCO ATM 25320 0 m 100 m JR EV WC EV WC EV WC D101 1 D202 5 D201 WC WC 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 会 費 定 員 会場への移動 日 時 2010 年 3 月 26 日 ( 金 ) 場 所 対 象 会 費 定 員 2010 年 3 月 29 日 ( 月 ) 2 月 8 日 ( 月 )

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

平成 21 年 3 月 30 日北海道電力株式会社 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 1. はじめに平成 18 年 9 月 20 日付けで原子力安全 保安院より, 改訂された 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ( 以下, 新耐震指針 という ) に照らした耐震安全性の評価を実施するように求める文書が出され,

1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 東京電力株式会社 無断複製 転載禁止 東京電力株式会社

1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 原子炉建屋とタービン建屋の構造 (BWR( BWR-4) 原子炉建屋 (R/B) 圧力容器 (RPV) 格納容器 (PCV) タービン建屋 (T/B) 蒸気タービン 蒸気 給水 復水器 圧力抑制室 冷却水 2 3 4 5

日本原子力学会 2015 年春の年会 日程表 2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 茨城大学日立キャンパス JR JR 11 10 21 22 23 24 EV EV 日 時 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 ) 19:00~20:30 場 所 会 費 定 員 交 通 展示期間 :2015 年 3 月 20 日 ( 金 )~22 日 ( 日 ) 場 所

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2014 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 3 月 26 日 28 日 休憩 標準委員会セッション2( システム安全専門部会 ) 総合講演 報告 2 水素安全対策高度化 第 3 日 原子力安全部会セッション 原子力発電部会 第 25 回全体会議 第 1 日 原子力発電部会セッション 標準委員会セッション 3( 原子力安全検討会,

Global Deployment of Mitsubishi Nuclear Technologies

2010 National Symposium on Atomic Energy, Tokyo, Japan GEN-HSP-A010 グローバルな展開に向けた 三菱の原子力技術 2010 年 5 月 26 日 原子力事業本部原子力技術センター長 駒野康男 目 次 1. 三菱原子力事業のビジョン 2. 三菱原子力技術の半世紀 3.PWR 最新建設実績 : 泊 3 号機 4.US-APWR 5. 欧州そして世界へ

第39回原子力委員会　資料第1-1号

使用済燃料対策について 平成 27 年 11 月資源エネルギー庁 エネルギー基本計画 ( 抜粋 ) 3. 原子力利用における不断の安全性向上と安定的な事業環境の確立 原子力の利用においては いかなる事情よりも安全性を最優先することは当然であり 我が国の原子力発電所では深刻な過酷事故は起こり得ないという 安全神話 と決別し 世界最高水準の安全性を不断に追求していくことが重要である いかなる事情よりも安全性を全てに優先させ

株式会社神戸製鋼所及びグループ会社、三菱マテリアル株式会社子会社の不適切行為に関する調査について

参 考 株式会社神 製鋼所及びグループ会社 三菱マテリアル株式会社 会社の 不適切 為に関する調査について 飯発電所 3,4 号機の調査結果 浜発電所 3,4 号機の調査状況 平成 30 年 2 1 神 製鋼所等および三菱マテリアル 会社の不適切 為に関するこれまでの経緯 1 神 製鋼所およびグループ会社 三菱マテリアルの 会社において 発注元との間で取り交わした製品仕様に適合していない 部の製品について検査証明書のデータ書換え等を

Japanese nuclear policy and its effect on EAGLE project

2018 年 8 月 23 日 JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ 3 既往研究で取得された関連材料特性データの現状 - オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発 - 鬼澤高志 下村健太 加藤章一 若井隆純 日本原子力研究開発機構 背景 目的 (1/2) 福島第一原子力発電所の事故以降 シビアアクシデント時の構造健全性評価が求められている 構造材料の超高温までの材料特性が必要

設計小委第 号 国内 BWR プラントの非常用電源設備の配置について 平成 23 年 8 月 23 日電気事業連合会 国内 BWR プラントの非常用電源設備の構成例 及び非常用 DG 等の電源設備の配置設計の変遷を東京電力のプラントを例に示す 1. 非常用電源設備の構成図 1~2に 所内

設計小委第 3-1-1 号 国内 BWR プラントの非常用電源設備の配置について 平成 23 年 8 月 23 日電気事業連合会 国内 BWR プラントの非常用電源設備の構成例 及び非常用 DG 等の電源設備の配置設計の変遷を東京電力のプラントを例に示す 1. 非常用電源設備の構成図 1~2に 所内電源の構成の例を示す 通常運転時には 所内電力は主として発電機から所内変圧器を通して受電するが 送電線より起動変圧器を通しても受電することができる

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2009 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2009 年 3 月 23 日 25 日 炉材料 A05 A06 A07 A08 学生連絡会 第 17 回会員総会 第 1 日 第 41 回日本原子力学会学会賞 贈呈式 特別講演 炉材料 A01 A02 A03 A04 第 1 日 休憩 炉材料 A09 A10 A11 A12 A13

資料 1 平成 30 年 8 月 3 日 電気事業連合会 保安のための措置に係る運用ガイド ( 案 ) に対する事業者意見 1. はじめに H30.4.16 に提示いただいた 実用発電用原子炉施設に係る施行規則のイメージ 保安のための措置に係る運用ガイドのイメージ のうち 発電用原子炉施設の施設管理 ( 第 81 条 ) に関連する記載については 事業者の活動を限定するような記載が見受けられる 実際の活動内容については

はじめに 我が国の原子力発電所では, 安全 安定運転を確保するため, 炉内構造物等の健全性を確認あるいは保証することが 重要な課題となっています 本ガイドラインは, このような重要性に鑑み, 損傷発生の可能性のある構造物について 点検 評価 補修等に関する要領を提案するものです 平成 12 年に (

JANSI-VIP-04- 第 2 版 PWR 補修工法ガイドライン [ 容器管台スプールピース取替 ] ( 第 2 版 ) 平成 25 年 12 月 一般社団法人原子力安全推進協会 炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会 はじめに 我が国の原子力発電所では, 安全 安定運転を確保するため, 炉内構造物等の健全性を確認あるいは保証することが 重要な課題となっています 本ガイドラインは, このような重要性に鑑み,

《公表資料》柏崎刈羽原子力発電所６，７号機における自主的な安全対策の取り組みについて

柏崎刈羽原子力発電所 6 7 号機における自主的な安全対策の取り組みについて 平成 27 年 3 月 12 日東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所 主な自主的な安全対策の項目 電源強化 ガスタービン発電機の遠隔操作化 緊急用電源盤からの複数の非常用母線への接続 炉心損傷防止 高圧代替注水系の設置 主蒸気逃がし安全弁の操作手段の強化 外部からの原子炉注水ラインの追加設置 復水貯蔵槽補給ラインの追加設置

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2015 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2015 年 9 月 9 日 11 日 発表 10 分, 質疑応答 5 分 第 1 日 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A01 A02 A03 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A04 A05 A06 A07 休憩 教育委員会セッション 炉設計と炉型戦略, 核変換技術 A08 A09 A10

Microsoft PowerPoint - （四国電力）JASMiRT CV構造評価_r2.ppt [互換モード]

伊方発電所 3 号機 SA 時の原子炉格納容器構造健全性に関する評価 平成 28 年 10 月 21 日四国電力株式会社 納容器内雰囲気温子炉格納容器圧1. 評価の概要 < 伊方 3 号機再稼働審査 > 新規制基準要求として 重大事故等時においても 原子炉格納容器 (CV) の放射性物質の閉じ込め機能が確保できることを確認する必要がある 伊方 3 号機の重大事故等時の CV 雰囲気温度 / 圧力の最高値は約

1.1 テーラードブランクによる性能と歩留りの改善 最適な位置に最適な部材を配置 図 に示すブランク形状の設計において 製品の各 4 面への要求仕様が異なる場合でも 最大公約数的な考えで 1 つの材料からの加工を想定するのが一般的です その結果 ブランク形状の各 4 面の中には板厚や材質

第部 1 レーザ加工を活用した工法転換ノウハウ 第 1 章 コスト削減 1.1 テーラードブランクによる性能と歩留りの改善 最適な位置に最適な部材を配置 図 1-1-1 に示すブランク形状の設計において 製品の各 4 面への要求仕様が異なる場合でも 最大公約数的な考えで 1 つの材料からの加工を想定するのが一般的です その結果 ブランク形状の各 4 面の中には板厚や材質の仕様が不十分になる場合や 反対に十分すぎる場合が生じました

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[ 異常時通報連絡の公表文 ( 様式 1-1)] 伊方 3 号機低圧タービンの内部部品の固定ボルト廻り止めピンの欠損について 22.2.10 原子力安全対策推進監 ( 内線 2352) [ 異常の区分 ] 国への法律に基づく報告対象事象 有 無 [ 評価レベル - ] 県の公表区分 A B C 外部への放射能の放出 漏えい 有 無 [ 漏えい量 -] 発生日時 22 年 1 月 13 日 13 時

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設備小委 43-2 5 号機スプリングハンガーおよびコンスタントハンガーの指示値に関する質問回答について 平成 22 年 8 月 11 日 スプリングハンガーおよびコンスタントハンガーについて スプリングハンガーおよびコンスタントハンガーは 配管を上部支持構造物より吊ることで 配管の重量を支持することを目的として設置されている 地震荷重は受け持たず 自重のみを支持するものであり 熱による配管変位を拘束しない構造となっている

世界の原子力発電所の平均設備利用率の推移

最近の世界の原子力発電開発動向データ 2019 年 3 月 JAIF 国際部 図表一覧 世界の原子力発電所着工基数の推移 (1)(2) 最近の世界の原子力開発動向 ( 送電開始 建設開始 閉鎖 ) 2018 年の世界の原子力開発状況 ( 送電開始 建設開始 閉鎖 ) 世界の原子力発電所送電開始と閉鎖の推移 世界の原子力発電所運転中 建設中 ( 国別 ) 世界の運転中原子力発電所の運転年数 世界各国の原子力発電シェア

日程表 mcd

2011 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2011 年 9 月 19 日 22 日 特別シンポジウム 特別講演 第 1 日 第 2 日 理事会からの報告と会員との意見交換 第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A01 A02 A03 A04 原子力青年ネットワーク連絡会 第 12 回全体会議 男女共同参画委員会セッション 核化学,

東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた泊発電所1号機の安全性に関する総合評価（一次評価）の結果について（報告）　添付5-(3)

添付 5-(3)-1 起因事象 : 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 2.43 18.3m 原子炉停止 ( 電動またはタービン動 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 充てん系によるほう酸の添加 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 加圧器逃がし弁による熱放出 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行

表紙　NRA 新規制基準概要

JASMiRT 第 1 回ワークショップセッション (3) NRA 新規制基準概要 2016.10.21 JASMiRT 事務局 ( 代表幹事 ) 安部 浩 - 目次 - 1 福島第一原発事故における教訓 2 新規制基準の基本的な考え方 3 従来の規制基準と新規制基準との比較 - 全体構成 - 津波対策 - 地震対策 - 共通要因故障への対策 ( 自然現象以外 ) 4 新規制基準への適合を求める時期

平成２０年度　第３回線量低減検討会

BWR/PWR 水化学管理指針の概要 日本原子力学会水化学部会第 16 回定例研究会 平成 24 年 6 月 1 日中国電力株式会社 BWR/PWR 水化学管理指針 策定の目的 p2 水化学が果たすべき役割 使命 構造材料の腐食損傷抑制 燃料健全性の監視 被ばく線源の低減 放射性廃棄物の低減 事故の影響の最小化 安全注入系のほう酸水濃度の管理 格納容器スプレー系のアルカリ濃度の管理 (PWR( PWR)

HPIS

HPIS 設備等のリスクマネジメントに 関する技術者の認証基準 Certification Procedure of Risk Management Engineer for Plant and Equipment HPIS F 102:2017 2017 年 11 月 28 日改正 一般社団法人日本高圧力技術協会 High Pressure Institute of Japan HPIS F102:20XX

高浜発電所１号炉 高経年化技術評価書（４０年目）

高浜発電所 1 号炉 高経年化技術評価書 (40 年目 ) 平成 25 年 11 月 ( 平成 26 年 10 月一部変更 ) ( 平成 27 年 4 月一部変更 ) ( 平成 27 年 7 月一部変更 ) ( 平成 27 年 11 月一部変更 ) ( 平成 28 年 2 月一部変更 ) ( 平成 28 年 4 月一部変更 ) ( 平成 28 年 6 月一部変更 ) 関西電力株式会社 本評価の対象とする機器

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2014 Fall Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2014 年 9 月 8 日 10 日 第 1 日 倫理委員会セッション 社会 環境部会 第 31 回全体会議 社会 環境部会セッション 特別講演 理事会セッション 第 2 日 原子力安全部会セッション 休 憩 保健物理 環境科学部会セッション 放射線工学部会セッション 教育委員会セッション

附属書A（参考）品質管理システム

HPIS 高圧容器規格 Rules for Construction of High Pressure Vessels HPIS C 106:2013 2013 年 4 月 25 日 一般社団法人日本高圧力技術協会 High Pressure Institute of Japan 目次 ページ 序文... 1 1 一般要求... 2 1.1 適用範囲... 2 1.2 適用条件の明確化と品質マネジメントシステム...

Microsoft Word - セッション1(表紙）

2014 年 3 月 27 日於東京都市大学 地震 PRA 実施基準の改訂について 機器 建屋フラジリティ評価 標準委員会セッションリスク専門部会フラジリティ作業会主査 大阪大学 山口彰 1 x R フラジリティ評価とは 発電用原子炉施設において地震リスクの観点で影響を及ぼしうるものとして選定された機器 建物 構築物等を対象とする 地震時の現実的な応答と現実的な耐力を評価する 両者の関係をもとに任意の地震動強さに対する機器

溶接棒

溶接材料カタログ - ニッケル合金 耐熱合金鋼用溶接材料 - TOKUY RODE 特殊溶接棒株式会社 590-0982 大阪府堺市堺区海山町 3 丁 156 電話 :072-229-6677 FAX:072-227-1239 各種特殊溶接材料を取り扱っております 弊社 HPをご覧ください URL:http://tokusyu-yousetsubou.com 0 (1) ニッケル合金 耐熱合金用被覆アーク溶接棒

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原子力学会水化学部会第 12 回定例研究会 PWR 環境における強加工ステンレス 鋼の SCC 進展速度 平成 23 年 3 月 7 日 ( 株 ) 原子力安全システム研究所 寺地巧 山田卓陽 宮本友樹 有岡孝司 INSS Fukui Japan 2 背景 :PWR 主要系統における応力腐食割れ (SCC) Ni 基合金 (600 合金など ) の SCC 蒸気発生器伝熱管 原子炉容器上蓋管台 蒸気発生器入り口管台

新旧対照表

- 1 - 原子力規制委員会設置法の一部を改正する法律案新旧対照表 原子力規制委員会設置法(平成二十四年法律第四十七号)(抄)(傍線部分は改正部分)改正案現行(目的)第一条この法律は 平成二十三年三月十一日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故を契機に明らかとなった原子力の研究 開発及び利用(以下 原子力利用 という )に関する政策に係る縦割り行政の弊害を除去し

世界の原子力発電所の平均設備利用率の推移

世界原子力協会 世界の原子力発電所実績レポート2018 WNA World Nuclear Performance Report 2018 図表紹介 ( 仮訳 ) 2018 年 10 月 JAIF 国際部 図表一覧 世界の2017 年の原子力発電所 ( 発電量 建設中 ) 図 1. 世界の原子力発電量の推移 ( 地域別 ) 図 2. 世界の原子力発電設備容量の推移 図 3. 世界の地域別原子力発電量の推移

炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約

原子炉の炉心溶融 日本原子力研究開発機構安全研究センター工藤保 平成 23 年 6 月 6 日日中科学技術交流協会講演会 東電福島事故と中国の原子力安全 炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力

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美浜発電所 2 号機の燃料集合体漏えいに係る原因と対策について 平成 22 年 6 月 11 日関西電力株式会社 美浜発電所 2 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 50 万キロワット 定格熱出力 145 万 6 千キロワット ) は 定格熱出力一定運転中の 4 月 19 日 1 次冷却材中の希ガス (Xe-133) の濃度が 前回測定値から上昇していることを確認したため 燃料集合体に漏えいが発生した疑いがあるものと判断し

1. 熊本地震の特性を踏まえた耐震評価の再検討について 熊本地震では 震度 7の揺れが立て続けに2 回起こり 震度 4 以上が100 回を超えるという 実に悲惨な状況が引き起こされています このような態様の地震動が各原発を直接襲う場合を検討審査することは 現在の耐震評価方式では事実上要求されているこ

高浜原発 1 2 号の運転期間延長に関する 福井県原子力安全専門委員会への要望書 老朽化した高浜 1 2 号や美浜 3 号の運転期間延長を市民は心から心配しています 重要な問題点 疑問点について見過ごすことなく 専門家として真剣に検討し 規制庁に問いただしてください 高浜 1 2 号炉の40 年を超えての運転について 原子力規制委員会は容認する意向を固めたと報じられています 美浜 3 号炉も同様に認める意向であるとも言われています

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2011年春の年会 福井大学文京キャンパス 交通案内 ①私鉄えちぜん鉄道 福井駅 福大前西福井駅 約10分 片道150円 時刻表 http://www.echizen-tetudo.co.jp/ 下り 三国港駅行き にご乗車ください ②京福バス JR 福井駅前 10のりば 福井大学前 約10分 片道200円 時刻表 http://bus.keifuku.co.jp/ ③空港連絡バス 小松空港 福井駅

「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

平成 年 9 月 日中国電力株式会社 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 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 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 号機原子炉建物の弾性設計用地震動

図 維持管理の流れと診断の位置付け 1) 22 22

第 2 章. 調査 診断技術 2.1 維持管理における調査 診断の位置付け (1) 土木構造物の維持管理コンクリート部材や鋼部材で構成される土木構造物は 立地環境や作用外力の影響により経年とともに性能が低下する場合が多い このため あらかじめ設定された予定供用年数までは構造物に要求される性能を満足するように適切に維持管理を行うことが必要となる 土木構造物の要求性能とは 構造物の供用目的や重要度等を考慮して設定するものである

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2 号機代替温度計設置の進捗状況について 2012 年 7 月 30 日 1. 全体工程 2 これまでのところ 現場環境改善 装置設計 製作 モックアップ試験 ( 配管挿入 配管切断 シール性確保 ) は当初計画どおり順調に進行 7 月 12 日に ホウ酸水注入系 (SLC) 配管の健全性確認を実施した結果 配管が閉塞している可能性が高いことが判明 当初の手順を見直すため 現地工事 (7 月下旬 ~)

新規文書2

平成 25 年 ( ワ ) 第 696 号 原告辻義則外 56 名 被告関西電力株式会社 大津地方裁判所民事部合議 A 係御中 準備書面 8 平成 27 年 4 月 21 日 原告ら訴訟代理人弁護士井戸謙一 同菅 充行 同髙橋典明 同吉川 実 同加納雄二 同田島義久 同崔 信義 同定岡由紀子 同永芳 明 同藤木達郎 1 同渡辺輝人 同高橋陽一 同関根良平 同森内彩子 同杉田哲明 同石川賢治 同向川さゆり

熱効率( 既存の発電技術 コンバインドサイクル発電 今後の技術開発 1700 級 ( 約 57%) %)(送電端 HV 級 ( 約 50%) 1500 級 ( 約 52%

(4) 技術革新 量産効果によるコスト低減の考え方 2020 年と 2030 年モデルプラントについて 技術革新や量産効果などによる発電コストの低減が期待される電源について 以下のとおり検証した (a) 石炭火力 石炭火力については 2010 年モデルプラントにおいて超々臨界圧火力発電による約 42% の発電効率を前提としている 現在 更なる熱効率向上に向けて石炭ガス化複合発電 (IGCC) 1 や先進超々臨界圧火力発電

水冷式冷却専用チラー5～20馬力

2008 東芝キヤリア空調機器ハンドブック セントラル空調システム R407C RUW P1502 P2242 P3002 P4502 P6002 Ⅰ. 標準形 1. 仕様表 4 2. 外形図 5 3. 配線図 6 4. 使用範囲 10 5. 性能特性 5 ー 1. 能力線表の見方 11 5 ー 2. 能力線図 12 5 ー 3. 能力表 15 6. 水圧損失 20 7. 内部構造図 21 8. 冷媒配管系統図

Microsoft PowerPoint - WNA世界の原子力2016 [互換モード]

世界原子力協会 世界の原子力発電所実績レポート 2016 WNA World Nuclear Performance Report 2016 図表紹介 ( 仮訳 ) 2016 年 7 月 日本原子力産業協会 国際部 図表一覧 図 1. 世界の電源別発電電力量の推移図 2. IEA 2 度シナリオ の発電電力量見通し図 3. 原子力発電所の新規送電開始予測 (WNA)-2050 年迄に新規 10 億

平成 29 年 12 月 27 日中部電力株式会社 浜岡原子力発電所原子炉施設保安規定の変更について 1. はじめに平成 28 年 4 月より導入したカンパニー制の自律的な事業運営をこれまで以上に促進するため, 各カンパニーへのさらなる機能移管をはじめ, 本店組織について, 戦略機能の強化と共通サー

平成 29 年 12 月 27 日中部電力株式会社 浜岡原子力発電所原子炉施設保安規定の変更について 1. はじめに平成 28 年 4 月より導入したカンパニー制の自律的な事業運営をこれまで以上に促進するため, 各カンパニーへのさらなる機能移管をはじめ, 本店組織について, 戦略機能の強化と共通サービス機能の効率化 高品質化の促進を目的とした全社的な組織の再編を平成 30 年 4 月 1 日付で実施する予定である

Microsoft Word - 整備基本計画0319[1]

第 10 章新ごみ焼却施設の処理フロー 第 10 章新ごみ焼却施設の処理フロー... 79 第 1 節排ガス処理方式別の標準プロセスの考え方... 80 1. 排ガス処理方式別の標準プロセスの考え方... 80 第 2 節新ごみ焼却施設の標準処理フロー... 83 第 3 節技術委員会より示された技術的留意事項... 85 1. 標準処理フローに関する技術的留意事項... 85 第 10 章新ごみ焼却施設の処理フロー

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室 目次 事故リスクコスト試算の考え方 原子力損害賠償制度の概要 損害費用の試算方法 事故発生頻度の考え方 燃料サイクル施設 ( 再処理 MOX 燃料加工 ) の被害費用と事故発生頻度について

荏原式ろ過脱塩装置

原子炉水浄化装置 (CUW F/D) の性能改善 2010 年 3 月 9 日 株式会社荏原製作所 エネルギー事業統括部原子力技術室 ( 社 ) 日本原子力学会水化学部会第 9 回定例研究会 /( 株 ) 荏原製作所目的外使用 複製 開示等禁止 P.1 発表内容 原子炉水浄化装置について 性能改善への取り組み まとめ ( 社 ) 日本原子力学会水化学部会第 9 回定例研究会 /( 株 ) 荏原製作所目的外使用

1. 健全性評価制度における超音波探傷試験について 1

健全性評価制度 ( 維持基準 ) について 平成 20 年 11 月 18 日 東京電力株式会社 1. 健全性評価制度における超音波探傷試験について 1 維持基準適用の主要対象設備 シュラウド 再循環配管 2 再循環系配管への超音波探傷試験 検査手法 超音波探傷検査 (UT) により シュラウドや配管内面 ( 内部 ) のひびの有無を検査 専門の資格を有する検査員による探傷や寸法測定の実施 探触子

2. 各社の取り組み 各社においては 六ヶ所再処理工場の竣工に向けた取り組み等に加え これまで使用済燃料の発生量見通し等に応じて 使用済燃料貯蔵設備のリラッキングによる増容量 敷地内乾式貯蔵施設の設置 敷地外中間貯蔵施設の設置等の必要な貯蔵対策に取り組んできている ( 添付資料 1 参照 ) 今後も

第 1 回使用済燃料対策推進協議会資料 3 使用済燃料貯蔵対策の取組強化について ( 使用済燃料対策推進計画 ) 2015 年 11 月 20 日電気事業連合会 1. 基本的考え方 エネルギー基本計画に記載のとおり 我が国は 資源の有効利用 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減等の観点から 使用済燃料を再処理し 回収されるプルトニウム等を有効利用する原子燃料サイクルの推進を基本的方針としている

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伊方原発 3 号機の設置変更の許可処分に関する行政不服審査法に基づく異議申立口頭意見陳述会 2015 年 11 月 30 日 重大事故発生時の対処において水素爆轟の危険がある 滝谷紘一 1 要旨 規制委員会は 重大事故等対策の有効性評価における水素爆轟の防止に関して ジルコニウムー水反応と溶融炉心 コンクリート相互作用により発生する格納容器内の水素濃度は 解析の不確かさを考慮しても判断基準を満足するとした事業者の評価を承認した

1. 東京電力福島第一原子力発電所事故以前の安全規制への指摘 外部事象も考慮したシビアアクシデント対策が十分な検討を経ないまま 事業者の自主性に任されてきた ( 国会事故調 ) 設置許可された原発に対してさかのぼって適用する ( バックフィット といわれる ) 法的仕組みは何もなかった ( 国会事故

資料 No.4 発電用軽水型原子炉施設に係る 新安全基準骨子案について - 概要 - 平成 25 年 2 月 6 日 本資料は平成 25 年 1 月末時点までの 原子力規制委員会検討チームにおける検討状況をまとめたもの 1. 東京電力福島第一原子力発電所事故以前の安全規制への指摘 外部事象も考慮したシビアアクシデント対策が十分な検討を経ないまま 事業者の自主性に任されてきた ( 国会事故調 ) 設置許可された原発に対してさかのぼって適用する

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資料 No.7-2 北陸電力 志賀 2 号機 新設計低圧タービンについて ( 工事計画の概要 ) 平成 20 年 10 月 31 日原子力安全 保安院原子力発電安全審査課 1 経 緯 平成 18 年 3 月 15 日 : 志賀 2 号機運開 平成 18 年 7 月 5 日 : 手動停止 平成 18 年 12 月 23 日 : 修理工事着手 平成 20 年 6 月 5 日 : 使用前検査合格 平成 20

軽水炉安全技術・人材ロードマップ

2016 年 3 月 4 日 原子力のリスクと対策の考え方 - 社会との対話のために - コメント 東京大学関村直人 1. 深層防護の重要性の再認識 2. 継続的改善とそのための意思決定 3. リスク情報の活用 4. リスクに係る対話 5. IRRSを経て 次のステップへ 6. 安全研究のロードマップと人材 2 安全確保に係る基本的考え方としての 深層防護 深層防護 を含め 従来から大事と言われてきた原則的考え方は

要旨新規制基準の耐震基準は 本年 4 月に発生した熊本地震で生じたような激しい地震動の繰り返し ( 以下 このような激震の繰り返しを 繰り返し地震 と呼ぶ ) を想定外にしており その基準のもとに審査された伊方原子力発電所 3 号炉は繰り返し地震に対する安全性が確保されておらず 繰り返し地震に見舞わ

伊方原発 3 号炉運転差止仮処分命令申立事件への意見書 2016 年 10 月 24 日滝谷紘一 ( 元 原子力安全委員会事務局技術参与 工学博士 ) 繰り返し地震に対する安全性を確保していない耐震基準 目次 要旨 1. 熊本地震が明らかにした繰り返し地震の重要性 2. 原子力規制委員長見解にある事実誤認 3. 繰り返し地震を想定外としている耐震基準 4. 繰り返し地震に対して脆弱な設備箇所の事例

1. 火力発電技術開発の全体像 2. LNG 火力発電 1.1 LNG 火力発電の高効率化の全体像 1.2 主なLNG 火力発電の高効率化技術開発 3. 石炭火力発電 2.1 石炭火力発電の高効率化の全体像 2.2 主な石炭火力発電の高効率化の技術開発 4. その他の更なる高効率化に向けた技術開発

次世代火力発電協議会 ( 第 1 回会合 ) 資料 2-1 火力発電技術 ( 石炭 ガス ) の技術開発の現状 国立研究開発法人新エネルギー 産業技術総合開発機構 平成 27 年 6 月 1. 火力発電技術開発の全体像 2. LNG 火力発電 1.1 LNG 火力発電の高効率化の全体像 1.2 主なLNG 火力発電の高効率化技術開発 3. 石炭火力発電 2.1 石炭火力発電の高効率化の全体像 2.2

/h に調整 8 月 12 日午後 7 時 30 分 原子炉への注水量の増加が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 15 日午後 9 時 48 分 原子炉への注水量の低下が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 17 日午後 3 時 46 分 原子炉

平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 23 年 8 月 26 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 国により 福島第一原子力発電所の半径 20km 圏内の地域を 警戒区域 として 半径 20k m 以上 半径 30km 以内の地域を 屋内退避区域 と設定 8 月 4 日午後 0 時 9 分 5 号機計装用電源の強化工事に伴う電源の接続試験中に原子炉水位に関わる誤信号が発信され ディーゼル発電機

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）

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 61 機器配管への水平入力地震動 1200.0 加速度(cm/sec/sec) 1000.0 500.0 最大値 =1116.0 最小値 =-1045.2 0.0 8000.0 絶対加速度応答スペクトル(cm/sec/sec)

保全ﾌﾟﾛｸﾞﾗﾑの充実と新検査制度

保全フ ロク ラムの充実と新検査制度 H21 年 3 月 日本原子力発電 ( 株 ) 1. 事業者の目指す保全活動の充実 保全フ ロク ラム充実概要 保全重要度の設定 保全活動管理指標の設定 監視 点検計画の策定 保全の有効性評価 1 1. 事業者の目指す保全活動の充実 保全フ ロク ラム充実 (1/2) 保全の適正化を進める仕組み 適切な機器を適切な時期 / 方法で保守 活動が継続的に改善される仕組み

まえがき 近年, ボイラーについては安全性の確保はもとより, 省エネルギー対策, CO 2 ガス排出抑制等の地球環境保全対策等が社会的に強く要請されている この一方, エレクトロニクスの推進を背景に, 自動制御装置が高性能化し, また, バイオマス等を含めて燃料の多様化が進んでいる このため, ボイ

まえがき 近年, ボイラーについては安全性の確保はもとより, 省エネルギー対策, CO 2 ガス排出抑制等の地球環境保全対策等が社会的に強く要請されている この一方, エレクトロニクスの推進を背景に, 自動制御装置が高性能化し, また, バイオマス等を含めて燃料の多様化が進んでいる このため, ボイラーの取扱者及び取扱い作業主任者には, ボイラーの規模 種類等に応じた必要な基本事項はもとより, 技術変化に即応した正確かつ広範囲な知識が要請されている

1. 件名伊方発電所第 2 号機所内変圧器火災感知器の不具合について 2. 事象発生の日時平成 27 年 8 月 22 日 8 時 01 分 3. 事象発生の設備 2 号機変圧器消火装置 4. 事象発生時の運転状況 2 号機第 23 回定期検査中 5. 事象発生の状況伊方発電所第 2 号機は定期検査

別添資料 -1 伊方発電所第 2 号機 所内変圧器火災感知器の不具合について 平成 27 年 12 月 四国電力株式会社 1. 件名伊方発電所第 2 号機所内変圧器火災感知器の不具合について 2. 事象発生の日時平成 27 年 8 月 22 日 8 時 01 分 3. 事象発生の設備 2 号機変圧器消火装置 4. 事象発生時の運転状況 2 号機第 23 回定期検査中 5. 事象発生の状況伊方発電所第

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多核種除去設備について 平成 24 年 3 月 28 日 東京電力株式会社 1. 多核種除去設備の設置について 多核種除去設備 設置の背景 H24.2.27 中長期対策会議運営会議 ( 第 3 回会合 ) 配付資料に一部加筆 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク

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新しい規制基準で求められた主な対策 イメージ ③ 電源 外部電源は独立した異なる 2 以上の変電所又 は開閉所に接続する 2 回線から供給 非常用ディーゼル発電機の連続運転 ７日間 ⑭ 緊急時対策所 免震重要棟 代替緊急時対策所 設計基準の見直し 強化 ① 活断層 ② 基準津波 ③ 電源 ④ 火災 ⑤ 自然現象 ⑥ 溢水 新設 ⑤ 自然現象 地震 津波以外に竜巻 火山 森林火災などの影響 により安全性を損なわないこと

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4. 耐震安全性向上のための取り組み状況 4.1 基準地震動の設定と耐震安全性の見直し ( バックチェック ) 既設の原子力発電所は従来の耐震設計審査指針 ( 旧指針 ) によって設計されていたが 平成 18 年 9 月 19 日に 発電用原子炉施設に関わる耐震設計審査指針 が 28 年ぶり改訂されたことに伴い 同 9 月 20 日に原子力安全 保安院 ( 以下 NISA) 指示が出され 各事業者では基準地震動

1 熱, 蒸気及びボイラーの概要 問 10 伝熱についての記述として, 誤っているものは次のうちどれか (1) 金属棒の一端を熱したとき, 熱が棒内を通り他端に伝わる現象を熱伝導という (2) 液体又は気体が固体壁に接触して流れ, 固体壁との間で熱が移動する現象を熱伝達又は対流熱伝達という (3)

1 熱, 蒸気及びボイラーの概要 問 10 伝熱についての記述として, 誤っているものは次のうちどれか (1) 金属棒の一端を熱したとき, 熱が棒内を通り他端に伝わる現象を熱伝導という (2) 液体又は気体が固体壁に接触して流れ, 固体壁との間で熱が移動する現象を熱伝達又は対流熱伝達という (3) 熱伝達率は固体表面の状態, 流れの状態, 温度が一定ならば, 流体の種類に関係なく一定である (4)

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原子力ルネッサンスを迎えるに当たって 平成 22 年 7 月 北陸電力株式会社 松長賢 1 目次 1. 原子力発電のしくみ 2. 地球温暖化問題と原子力発電 3. 世界の原子力発電の状況 4. 日本の原子力発電の状況 5. 志賀原子力発電所における安全推進の取組み 6. ウラン燃料のリサイクル ( プルサーマル ) 2 1. 原子力発電のしくみ 3 沸騰水型 (BWR) 原子力発電のしくみ 4 燃料集合体構造図

資料１：地球温暖化対策基本法案（環境大臣案の概要）

地球温暖化対策基本法案 ( 環境大臣案の概要 ) 平成 22 年 2 月 環境省において検討途上の案の概要であり 各方面の意見を受け 今後 変更があり得る 1 目的この法律は 気候系に対して危険な人為的干渉を及ぼすこととならない水準において大気中の温室効果ガスの濃度を安定化させ地球温暖化を防止すること及び地球温暖化に適応することが人類共通の課題であり すべての主要国が参加する公平なかつ実効性が確保された地球温暖化の防止のための国際的な枠組みの下に地球温暖化の防止に取り組むことが重要であることにかんがみ

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第350 報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 35 報 ) 平成 3 年 4 月 3 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて

Microsoft Word - シニアNews31福島原発-3室井.doc

触媒懇談会ニュース No. 31 June 1, 2011 触媒学会シニア懇談会触媒学会シニア懇談会 福島原発事故 -3 原子力発電所での水素爆発防止 室井髙城 福島第一原子力発電所の事故は周辺地域や海洋で放射線汚染を引き起こしてしまった 水素爆発による放射性物質の飛散が主原因である 1. 日本の原子力発電所日本で現在稼働している原子炉は沸騰水型原子炉 (Boiling Water Reactor,

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 Copyright CHUBU Electric Power Co.,Inc. All Rights Reserved. 1

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 1 INDEX 01 02 廃止措置施設における保障措置について 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置中の保障措置について 03 04 廃止措置に係る DIQ 対応 その他 2 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉 廃止措置の概要 3 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置計画

原子力発電の基礎

Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 1 235 M M - m m c E=mc 2 235 () 235 () (BWR) (PWR, BWR) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 2 実用化されている発電用原子炉 型式 略称 燃料 減速材 冷却材 軽水減速 加圧水型 PWR 低濃縮ウラン軽水軽水沸騰水型 BWR 低濃縮ウラン軽水軽水 ガス冷却型 (GCR-

資バルブの材質 青銅 ( 砲金 ) バルブ 料JIS H 5111 CAC402 (BC2) CAC403 (BC3) CAC406 (BC6) CAC407 (BC7) 銅 (Cu) 錫 (Sn) 化学成分 (%) 機械的性質 亜鉛 (Zn) 鉛 (Pb) その他 引張強さ 伸び (N/mm2)

青銅 ( 砲金 ) バルブ 料JIS H 5111 CAC402 (BC2) CAC403 (BC3) CAC406 (BC6) CAC407 (BC7) 銅 (Cu) 錫 (Sn) 亜鉛 (Zn) 鉛 (Pb) その他 () () 86.0 90.0 7.0 9.0 3.0 5.0 1.0 残部 245 86.5 89.5 9.0 11.0 1.0 3.0 1.0 残部 245 15 83.0 87.0

別添 表 1 供給力確保に向けた緊急設置電源 ( その 1) 設置場所 定格出力 2 発電開始 2 運転開始 公表日 3 姉崎火力発電所 約 0.6 万 kw (0.14 万 kw 4 台 ) 平成 23 年 4 月 24 日平成 23 年 4 月 27 日 平成 23 年 4 月 15 日 袖ケ浦

東日本大震災における発電設備に関する復旧計画 被災を受けた火力発電設備の早期復旧津波等の影響を受けた太平洋沿岸の鹿島火力 1~6 号機 常陸那珂火力 1 号機 広野火力 1~5 号機等損傷を受けた火力発電設備については 今春から今夏の供給力となるよう復旧を目指す 復旧にあたっては 出来るだけ早期の発電開始を目指し 各方面の協力のもと一丸となって進める 火力発電所等の敷地内における火力発電設備の新規設置今夏の電源あるいは今冬

国内PWR プラントの水化学の動向に関する調査報告書

目 次 1 序 論 1 1.1 調 査 の 目 的.1 1.2 調 査 の 進 め 方 1 2 国 内 PWR プラントの 一 次 系 水 化 学 管 理 の 現 状 の 調 査.3 2.1 水 化 学 管 理 仕 様 の 技 術 的 背 景.3 2.1.1 PWR プラントの 一 次 冷 却 系 の 概 要 と 水 化 学 との 係 わり..3 2.1.2 線 量 率 低 減...10 2.1.3

「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

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 2015 年 4 月 30 日 東京電力株式会社 本資料の内容においては, 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) の成果を活用しております 1. 今回調査の範囲 目的 :1 号機について,より調査装置を投入し, PCV 内の 1 階グレーチング上 の情報取得を目的とした調査を実施する

実用発電用原子炉の設置 運転等に関する規則 ( 抜粋 ) ( 昭和 53 年 最終改正 : 平成 25 年 )( 通商産業省令 ) ( 工場又は事業所において行われる廃棄 ) 第九十条法第四十三条の三の二十二第一項の規定により 発電用原子炉設置者は 発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行

資料 6 トリチウムに係る規制基準 平成 26 年 1 月 15 日 トリチウム水タスクフォース事務局 1. 関係法令について 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 抜粋 ) ( 昭和 32 年 最終改正 : 平成 25 年 ) ( 保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置 ) 第四十三条の三の二十二発電用原子炉設置者は 次の事項について 原子力規制委員会規則で定めるところにより

PowerPoint プレゼンテーション

状態監視技術導入の取組み 日本原子力発電 発電管理室平成 21 年 3 月 目 次 Ⅰ. 状態監視技術導入の目的 Ⅱ. 状態監視技術の導入スケジュール Ⅲ. 状態監視技術の信頼性 Ⅲ 1. 状態監視技術について Ⅲ 2. 活動プロセス Ⅲ 3. 診断技術者 Ⅳ. 今後の課題 1 Ⅰ. 状態監視技術導入の目的 適切な保全とは 劣化予測 ( 予知保全 ) 技術を持ち 機器の運転状態を適宜確認し 適切な時期に

1 事業全体の成果 2

Ⅲ 研究開発成果について 1 1 事業全体の成果 2 開発スケジュール H12FY H13FY H14FY H15FY H16FY 高積層スタック技術の開発 高積層製造技術の確立 :250 セルスタック (300kW 級 ) 加圧ショートスタック試験加圧小型発電システムの開発 長寿命化 (10kW 級 ) モジュール構造の確立 (300 300kW 級 ) 1 万時間運転 MCFC+GT システムの実証劣化率

イ使用年数基準で更新する施設 ( ア ) 使用年数基準の設定使用年数基準で更新する施設については 将来の更新需要を把握するためにも 更新するまでの使用年数を定める必要がありますが 現時点では 施設の寿命に関する技術的な知見がないことから 独自に設定する必要があります このため あらかじめ施設を 耐久

3 長寿命化 ( 更新 ) 計画 (1) 水道施設の長寿命化の必要性浄水場や配水池などの水道施設は 将来の更新需要を抑制するため 安全性を確保した上で 法定耐用年数によることなく 新たに施設の特性を踏まえた使用年数を設定し できる限り長期間使用することを原則としています このためには 補修 補強等の長寿命化対策を実施し 設定した使用年数により更新を進めることで 将来の更新需要の抑制や平準化に努めていく必要があります

Microsoft PowerPoint - JAPC杉野様資料ＨＰ掲載用

日本原子力学会 水化学部会 第 5 回定例研究会 水化学による PWR 二次系炭素鋼配管の減肉抑制への取り組み 平成 2 年 1 月 2 日 日本原子力発電 ( 株 ) 杉野亘 1 PWR 二次系における防食法 (AVT) 炭素鋼 電位 (V vs.she) 中性純水 AVT ph9.3 腐食速度 銅 低合金鋼 AVT ph9.3 6.5 7.5 8.5

Microsoft PowerPoint - J051_北大_奈良林教授.ppt

JSME 動力エネルギーシステム部門原子力の安全規制の最適化に関する研究会シンポジウム 福島第一原発の事故の教訓と 世界最高水準の安全性確保への道 平成 23 年 11 月 25 日 北海道大学大学院工学研究科エネルギー環境システム専攻 教授 奈良林直 原子力の安全規制の最適化研究会シンポジウム 2011 年 11 月 25 日北海道大学奈良林直 1 循環注水システムによる冷温停止冷温停止を提案 3

Microsoft PowerPoint - 資料No1-3_６号評価（保安院）

資料 No.1-3 柏崎刈羽原子力発電所 6 号機の設備健全性に 係る報告 ( プラント全体の設備健全性 ) 平成 21 年 10 月 9 日 もくじ 1. プラント全体の機能試験と保安院の確認実績 P2 2. 保安院として確認した事項 P3~ 3. 関係審議会における意見 P11 4. 保安院の活動状況のお知らせ P13 5. 保安院の評価 P14 6. 今後の対応 P14 1 格納容器内 ( ドライウエ

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No.47 2011-6-12 発行ベント遅れはあったのか? 今回の原発事故検証委員会の目的の一つが ベント遅れ事件 の解明であり 各メディア 例えば 6/8 読売新聞も ベント遅れについて大きく取り上げています 4/21 の No.29 メモで 1 号機については ベントを早くできたとしても 水素爆発は防げないし 仮に水素爆発を防止できても 放射能流出は防げない と書きました そもそも1ベントの目的は何か?2ベントはどういう条件で可能なのか?3ベントは早くできたのか?4ベントしないとどうなったのか?

疲労に関する重要知識 実機で疲労破壊起点となる鋭い切欠きや微小欠陥の取扱いについて

原子力研究委員会 FQA2 小委員会疲労に関する重要知識 Subcommittee for Organizing Question and Answer of Fatigue Knowledge(Phase 2) 疲労に関する重要知識講演資料集 実機で疲労破壊起点となる鋭い切欠きや微小欠陥の取扱いについて この資料は,( 一社 ) 日本溶接協会原子力研究委員会 FQA2 小委員会における講演資料を掲載したものです.

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第276 報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 76 報 ) 平成 8 年 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて

高速炉技術に対する評価のまとめ 2

資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた

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

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 原子力発電所に対する平成 24 年度第 1 回保安検査の結果 平成 24 年度第 1 四半期において実施された安全確保上重要な行為の保安検査の結果等を報告する

準備書面（美浜）（２）（繰り返しの揺れ） 説明要旨

事件番号平成 28 年 ( 行ウ ) 第 161 号 美浜原子力発電所 3 号機運転期間延長認可処分等取消請求事件 原 告 松下照幸外 2 名 被 告 国 準備書面 (2) の説明要旨 ( 地震の繰り返しの揺れに対する原子炉の耐震安全性 ) ( 高浜原発 1,2 号機事件の準備書面 (8)) 2017( 平成 29) 年 3 月 30 日 名古屋地方裁判所民事 9 部 A2 係御中 原告ら訴訟代理人弁護士北村栄ほか

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中間報告 ( 資料編 ) 平成 23 年 12 月 26 日 東京電力福島原子力発電所における事故調査 検証委員会 目 次 第 Ⅱ 章資料 資料 Ⅱ-1 福島第一原子力発電所設備 1 資料 Ⅱ-2 沸騰水型原子炉 (BWR) を使用した発電の仕組み 2 資料 Ⅱ-3 福島第一原子力発電所配置図 3 資料 Ⅱ-4 福島第一原子力発電所 1 号機から 4 号機配置図 4 資料 Ⅱ-4 福島第一原子力発電所

1 福島県原子力発電所所在町情報会議 データ改ざん 不正に関する調査結果と再発防止対策について 平成 19 年 5 月 30 日東京電力株式会社福島第一原子力発電所福島第二原子力発電所

1 福島県原子力発電所所在町情報会議 データ改ざん 不正に関する調査結果と再発防止対策について 平成 19 年 5 月 30 日東京電力株式会社福島第一原子力発電所福島第二原子力発電所 (1) データ改ざん 不正に関する調査結果 2 3 Ⅰ 主な経緯 H18.11.15: 中国電力下関発電所冷却用海水の取水温度について ( 公表 ) 11.30: 柏崎刈羽 1 4 号機復水器海水出口温度の改ざんについて

Microsoft PowerPoint 発電用軽水型原子炉施設に係る新安全基準について（編集練習）

< 資料 1> 実用発電用原子炉に係る 新規制基準について - 概要 - 平成 25 年 10 月原子力規制委員会 福島原発事故以前の安全規制への指摘 福島原発事故以前の安全規制の問題点として 福島原発事故以前にはシビアアクシデント対策が規制の対象とされず十分な備えがなかったこと また新たな基準を既設の原発にさかのぼって適用する法的仕組みがなく 常に最高水準の安全性をはかることがなされなかったことなどが指摘された

3. 経営効率化への取組み販売電力単価を低減させ 引き続き低廉かつ安定的に電力を提供するために 発電所の安全安定運転を大前提としつつ 次のような方策を通じて経営効率化に努めていきます (1) 発電所運営当社では 以下の取組みにより一層の効率的な発電所運営を図り 稼働率の向上と販売電力量の増大をめざし

平成 16 年 3 月 30 日日本原子力発電株式会社 平成 16 年度経営効率化への取組み 1. はじめに平成 15 年電気事業法の改正が行われ 電力自由化が今後 ますます拡大されることとなります また この拡大にあわせて 卸売電力市場 中立機関等が整備されつつあります 電力各社は これまでも コストダウンなどによる経営の効率化と並行し お客さまを大切にする取組みや経営資源の選択と集中を進めてきましたが

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施工技術の動向 橋梁補修工の新規制定歩掛について 国土交通省総合政策局公共事業企画調整課 1. 国土交通省では平成 26 年度土木工事標準歩掛に 橋梁補修工 3 工種の歩掛を新規に制定した 本稿では, 調査状況や歩掛制定の検討内容について, その概要を紹介する 2. 近年の橋梁補修工事の増加により全国的に歩掛制定の要望があったことから, 施工実態調査を実施した 調査の規模としては, 国土交通省および都道府県ならびに政令市が行っている橋梁補修工事を対象としている