原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合におけるコメント対応状況について

<4D F736F F F696E74202D2091EA924A8D6888EA88C995FB825288D98B63905C82B597A782C492C28F712E B8CDD8AB B83685D>

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

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合における指摘事項に対する回答一覧表

平成 25 年 10 月 8 日 北海道電力株式会社 原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合における指摘事項に対する回答一覧表 ( 本日回答 ) 第 7 回審査会合 (8 月 13 日 ) における指摘事項 0813-01 ディーゼル発電機および直流電源設備の負荷と電源設備の容量策定の考え方について資料を作成して説明すること 平成 25 年 10 月 8 日資料 1-6 P. 1-1~1-6

本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません 資料 指摘事項に対する回答一覧表 ( 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 ) 平成 27 年 10 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社

本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません 資料 2-1-1 指摘事項に対する回答一覧表 ( 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 ) 平成 27 年 10 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社 指摘事項に対する回答一覧表 ( 本文 ) 審査 -1-1 2015/5/12 従来の添付十の解析と今回の解析について

平成 29 年 11 月 9 日 九州電力株式会社 川内 1 号機過去の PRA 結果との相違について ( 案 ) 川内 1 号機については これまでアクシデントマネジメント (AM) 整備後の PSA 定期安全レビュー( 以下 PSR という ) 及び新規制基準適合性審査にて PRA を実施している 第 1 表のうち 1と4 3と6 4と5について 以下の解析条件による炉心損傷頻度 ( 以下 CDF

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1部 M-RELAP5）

本資料のうち 枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません 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 1 部 M-RELAP5) 1-1 目次 - 第 1 部 M-RELAP5-1. はじめに... 1-3 2. 重要現象の特定... 1-4 2.1 事故シーケンスと評価指標... 1-4 2.2 ランクの定義... 1-8 2.3 物理現象に対するランク付け...

審査書案に対する御意見への考え方の問題(資料6)

資料 (6) 審査書案に対する御意見への考え方の問題 2017 年 4 月 16 日 1. 初めに平成 29 年 1 月 18 日付けの原子力規制委員会による 別紙 1 九州電力株式会社玄海原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書 (3 号及び4 号発電用原子炉施設の変更 ) に関する審査書 ( 案 ) に対する御意見への考え方 の39ページから47ページにⅣ-1.2. 2.4 原子炉圧力容器外の溶融燃料

平成 29 年 11 月 15 日九州電力株式会社 安全性向上評価の継続的な改善に係る会合における検討事項 NO. 会合で示された検討事項頁 1 PRA 結果の妥当性について (1) 過去の CDF の値からモデルの再現性を確認し 結果の変遷とそれを踏まえた最新の評価の妥当性について以下の比較により説明する 1. AM 整備後 PSA(AM 整備前 ) と 新規制基準適合性審査 2. PSR と 安全性向上評価

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

Microsoft PowerPoint - （笠原）シミュレーションのVVの現状と課題_rev.1

シミュレーションの V&V の現状と課題 ー過酷事故時格納容器内挙動 の V&V データベースー 2014.3.27 原子力規制庁 笠原文雄 ( 代 : 工藤義朗 ) 日本原子力学会 2014 年春の年会 東京都市大学世田谷キャンパス,2014 年 3 月 26~28 日 1 目次 過酷事故コードのM&S and V&Vの現状 Validation 用実験の種類 特徴 OECD/NEA/CCVM 報告書について

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

<4D F736F F F696E74202D C A E955D89BF5F92C394678E968CCC B D89BF82CC8

日本原子力学会標準 原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準 津波事故シーケンス評価の概要 2016 年 10 月 21 日 日本原子力学会標準委員会津波 PRA 作業会 原子力エンジニアリング (NEL) 倉本孝弘 設計基準を超える地震随伴事象に対するリスク評価に関するワークショップ 1 プラント構成 特性及びサイト状況の調査 事故シナリオの同定 津波 PRA 事故シーケンス評価

<4D F736F F D2091E6328FCD208DD08A5182CC94AD90B681458A6791E A834982CC93578A4A2E646F63>

第 2 章災害の発生 拡大シナリオの想定 本章では 災害の様相が施設種類ごとに共通と考えられる 単独災害 について 対象施設において考えられる災害の発生 拡大シナリオをイベントツリー (ET) として表し 起こり得る災害事象を抽出する なお 確率的評価によらない長周期地震動による被害や津波による被害 施設の立地環境に依存する大規模災害については 別途評価を行う 災害事象 (Disaster Event:DE)

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

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2部 SPARKLE－2）改訂

本資料のうち 枠囲みの内容は商業機密に 属しますので公開できません 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 2 部 SPARKLE-2) 2-1 目次 - 第 2 部 SPARKLE-2-1. はじめに... 2-4 2. 重要現象の特定... 2-5 2.1 事故シーケンスと評価指標... 2-5 2.2 ランクの定義... 2-6 2.3 物理現象に対するランク付け...

Microsoft PowerPoint - 発表II-3原稿r02.ppt [互換モード]

地震時の原子力発電所燃料プールからの溢水量解析プログラム 地球工学研究所田中伸和豊田幸宏 Central Research Institute of Electric Power Industry 1 1. はじめに ( その 1) 2003 年十勝沖地震では 震源から離れた苫小牧地区の石油タンクに スロッシング ( 液面揺動 ) による火災被害が生じた 2007 年中越沖地震では 原子力発電所内の燃料プールからの溢水があり

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分申立事件 債権者長谷川照ほか 債務者九州電力株式会社 補充書面 21 水蒸気爆発対策に関する反論 - 債務者準備書面 5 第 3 の 2 について 佐賀地方裁判所民事部御中 2017( 平成 29) 年 8 月 25 日 債権者ら訴訟代理

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分申立事件 債権者長谷川照ほか 債務者九州電力株式会社 補充書面 21 水蒸気爆発対策に関する反論 - 債務者準備書面 5 第 3 の 2 について 佐賀地方裁判所民事部御中 2017( 平成 29) 年 8 月 25 日 債権者ら訴訟代理人 弁護士板井優 弁護士河西龍太郎 弁護士東島浩幸 弁護士椛島敏雅 弁護士田上普一 外 1 1 はじめに債権者らは

１２／２７（火）佐賀県原子力安全専門部会議事メモ（略語リスト）

用語 略語リスト最終更新 :2017/01/24 用語 略語 ( 対応英語 ) 説明アクシデントマネジメントの略語 AM 炉心 ( 燃料 ) の健全性が脅かされるようなシビアアクシデ (Accident Management) ント ( 過酷事故 ) のリスクを低減するための 体制の整備 手順書類の整備 教育及び設備の対策原子炉停止機能喪失の略語 ATWS 運転時の異常発生により緊急停止が要求されたにも関わ

<4D F736F F F696E74202D F F8F7482CC944E89EF8AE989E6835A E6F325F8CF68A4A94C55231>

日本原子力学会 2010 年春の年会茨城大学計算科学技術部会企画セッション シミュレーションの信頼性確保の あり方とは? (2) 海外における熱流動解析の信頼性評価の取り組み 平成 22 年 3 月 28 日東芝中田耕太郎 JNES 笠原文雄 調査対象 OECD/NEA CFD ガイドライン NEA/CSNI/R(2007)5 単相 CFD の使用に関する体系的なベストプラクティスガイドライン 原子炉安全解析に対する単相

Xamﾃｽﾄ作成用ﾃﾝﾌﾟﾚｰﾄ

気体の性質 1 1990 年度本試験化学第 2 問 問 1 次の問い (a b) に答えよ a 一定質量の理想気体の温度を T 1 [K] または T 2 [K] に保ったまま, 圧力 P を変える このときの気体の体積 V[L] と圧力 P[atm] との関係を表すグラフとして, 最も適当なものを, 次の1~6のうちから一つ選べ ただし,T 1 >T 2 とする b 理想気体 1mol がある 圧力を

PowerPoint プレゼンテーション

日本原子力学会燃料デブリ研究専門委員会 解析 評価等による 燃料デブリ分布の推定について 平成 28 年 10 月 4 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 一般財団法人エネルギー総合工学研究所 (IAE) 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 説明内容 1. はじめに ( 背景 目的等 ) 2. 事故進展解析コードについて 3.MAAP 解析結果の概要 4.1 号機の解析 評価結果 5.3

資料 1-1-1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せの概要 平成 28 年 2 月 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 目次 1. はじめに 3 2. 基準の規定内容 5 2.1 設置許可基準規則第 4 条 第 39 条の規定内容 2.2 設置許可基準規則の解釈別記 2 の規定内容 2.3 JEAG4601 の規定内容

技術等検討小委員会 ( 第 3 回 ) 資料第 2 号 事故時ソースターム 平成 23 年 10 月 25 日 村松健 独立行政法人日本原子力研究開発機構 1

技術等検討小委員会 ( 第 3 回 ) 資料第 2 号 事故時ソースターム 平成 23 年 10 月 25 日 村松健 独立行政法人日本原子力研究開発機構 1 はじめに 報告内容 シビアアクシデント (SA) のソースターム研究の経緯 SA に至る事故シーケンス SA 対策について おわりに 2 はじめに 米国の原子力規制委員会 (NRC) は 確率論的安全評価 (PSA) 手法を適用して米国の商用軽水型原子炉施設の安全性を評価して

<4D F736F F F696E74202D208CB48E7197CD8A7789EF F4882CC91E589EF8AE989E A2E B8CDD8AB B83685D>

数値解析技術と標準 (3) 数値解析の信頼性に関する標準 平成 24 年 9 月 21 日原子力学会 2012 秋の大会標準委員会セッション5( 基盤 応用専門部会 ) 独立行政法人原子力安全基盤機構原子力システム安全部堀田亮年 AESJ MTG 2012 Autumn @Hiroshima 1 シミュレーションの信頼性 WG 報告書の構成 本文 (118 頁 ):V&Vの構造案解説 A) V&V

過酷事故時の水蒸気爆発リスク対策において瑕疵がある（資料3）

過酷事故時の水蒸気爆発リスク対策において瑕疵がある ( 注 1) 平成 29 年 1 月 18 日の原子力規制委員会による別紙 3 九州電力株式会社玄海原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書 (3 号及び4 号発電用原子炉施設の変更 ) に関する審査書 ( 以下, 審査書 ) の193ページから194 ぺージにおいて 水蒸気爆発が実機において発生する可能性 について以下のように述べている. 申請者は,

物理学 II( 熱力学 ) 期末試験問題 (2) 問 (2) : 以下のカルノーサイクルの p V 線図に関して以下の問題に答えなさい. (a) "! (a) p V 線図の各過程 ( ) の名称とそのと (& きの仕事 W の面積を図示せよ. # " %&! (' $! #! " $ %'!!!

物理学 II( 熱力学 ) 期末試験問題 & 解答 (1) 問 (1): 以下の文章の空欄に相応しい用語あるいは文字式を記入しなさい. 温度とは物体の熱さ冷たさを表す概念である. 物体は外部の影響を受けなければ, 十分な時間が経過すると全体が一様な温度の定常的な熱平衡状態となる. 物体 と物体 が熱平衡にあり, 物体 と物体 が熱平衡にあるならば, 物体 と物体 も熱平衡にある. これを熱力学第 0

再稼働を認めた規制基準の技術的問題.pptx

2015.1.18 中西正之緊急シンポジュウム 川内原発再稼働の是非を問う 2014 年 10 月 29 日コアキャッチャーとスプレーは同等か川内原発をめぐる記事から拾ったもの 要確認 の記述である 住民からは ヨーロッパではメルトダウンに備えてコアキャッチャーが装備されている なぜコアキャッチャーを装備しないのか? との質問が出ました 規制庁は下記の設備が コアキャッチャーと同等の安全性を確保している

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

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)

PowerPoint プレゼンテーション

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

<4D F736F F D20315F8E64976C8F915F AD90B697CA955D89BF82C98C5782E98E8E8CB182C982A882AF82E98E8E97BF95AA90CD816982BB82CC31816A>

1. 件名 2. 概要 目的 2011 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震により引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所事故については 現在廃止措置に向けた取組みが進められているが 廃止措置を安全に進めるためには 早期の炉心燃料の取出しが不可欠である 福島第一原子力発電所 1~3 号機では 炉心溶融が発生し 核燃料が炉内構造物の一部やコンクリート等と溶融した上で再度固化した状態 (

1

酸素などの断熱圧縮と摩擦熱による高圧ガス事故の注意事項について高圧ガス保安協会 1. 目的高圧ガス事故 ( 喪失 盗難を除く災害 ) の統計と解析の結果 高圧ガス事故の 90% が漏えい事象であり 8% が漏えいの先行なしの爆発 火災 破裂 破損事象 ( 以下 爆発 火災事象など という ) である 1) なかでも 酸素 支燃性ガスの場合に 主にバルブを急に開く操作 ( 以下 急開き操作 という )

平成 24 年 ( ワ ) 第 430 号川内原発差止等請求事件平成 24 年 ( ワ ) 第 811 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 180 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 521 号川内原発差止等請求事件平成 26 年 ( ワ ) 第 163 号川

平成 24 年 ( ワ ) 第 430 号川内原発差止等請求事件平成 24 年 ( ワ ) 第 811 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 180 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 521 号川内原発差止等請求事件平成 26 年 ( ワ ) 第 163 号川内原発差止等請求事件平成 26 年 ( ワ ) 第 605 号川内原発差止等請求事件平成 27 年 (

「新規制基準の考え方について」の考察

新規制基準の考え方について の考察 重大事故等対処施設 などの問について 北岡逸人 2016/08/27 概要 1 実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方 全 25 問の内 問 11 から問 19 までの計 8 問が 重大事故等対処施設 関連の問である 8 つの問の最初の 6 つが 重大事故等対処施設 に関する問で 7 番目は 特定 重大事故等対処施設に関する問で 8 番目は 大規模損壊における対策

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あ

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あたりの発電コストで比較すべき 原発の発電コスト ( 政府試算 ):5.3 円 /kwh 太陽光発電の買取価格

<4D F736F F D208F8094F58F9196CA A A94AD FF68B43949A94AD82C991CE82B782E E

平成 24 年 ( 行ウ ) 第 15 号東海第二原子力発電所運転差止等請求事件 原告 大石光伸 外 265 名 被告 国 外 1 名 準備書面 (54) 水素爆発及び水蒸気爆発に対するシビアアクシデント対策の不備 2017 年 10 月 26 日 水戸地方裁判所民事第 2 部合議係 御中 原告ら訴訟代理人弁護士河合弘之 外 1 目次 第 1 はじめに... 3 第 2 水素爆発に対するシビアアクシデント対策の欠如...

<4D F736F F D C DB88E968D805B985F935F82575D464958>

2 安全審査事項 論点 8 燃料健全性への影響 論点 8-1 ペレット中心温度 検討課題 MOX 燃料は, ウラン燃料よりペレットの融点が低下し, 熱伝導率も小さくなり, 燃料中心温度が上昇する傾向にある 燃料の健全性を保つことはできるのか 過去に本県や他道県に寄せられた意見 プルトニウムは, ウランのようには簡単に実験が行えず, データが決定的に不足しており, 事故時の評価が十分に行われているとは思えない

スライド 1

P.1 NUMO の確率論的評価手法の開発 原子力学会バックエンド部会第 30 回 バックエンド 夏期セミナー 2014 年 8 月 7 日 ( 木 ) ビッグパレットふくしま 原子力発電環境整備機構技術部後藤淳一 確率論的アプローチの検討の背景 P.2 プレート運動の安定性を前提に, 過去 ~ 現在の自然現象の変動傾向を将来に外挿し, 地層の著しい変動を回避 ( 決定論的アプローチ ) 回避してもなお残る不確実性が存在

添付資料 5-6-1(1/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 )

添付資料 5-6-1(1/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 ) 添付資料 5-6-1(2/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 ) 添付資料 5-6-1(3/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 ) 添付資料 5-6-1(4/8) コア デリュージ ノズルへ 玄海 1 号機の系統構成 ( 余熱除去系 ) 添付資料 5-6-1(5/8) 原子炉格納容器 外周コンクリート

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

補充書18・水蒸気爆発の危険性

平成 27 年 ( ラ ) 第 33 号川内原発稼働等差止仮処分命令申立却下決定に対する抗告事件 即時抗告申立補充書 その 18 水蒸気爆発の危険性 福岡高等裁判所宮崎支部御中 平成 28 年 1 月 15 日 抗告人ら訴訟代理人 弁護士森雅美 同板井優 同後藤好成 同 白 鳥 努 外 目次 第 1 はじめに 42 1 格納容器の機能喪失 42 2 福島原発事故で明らかになった水蒸気爆発の潜在的危険性

< D834F E8F74816A2D8AAE90AC2E6D6364>

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,

添付資料 5-6-1(1/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 )

添付資料 5-6-1(1/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 ) 添付資料 5-6-1(2/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 ) 添付資料 5-6-1(3/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 ) 添付資料 5-6-1(4/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 余熱除去系 ) 添付資料 5-6-1(5/8) 排気筒 原子炉格納施設 原子炉格納容器 格納容器ポーラクレーン

Microsoft Word - t30_西_修正__ doc

反応速度と化学平衡 金沢工業大学基礎教育部西誠 ねらい 化学反応とは分子を構成している原子が組み換り 新しい分子構造を持つことといえます この化学反応がどのように起こるのか どのような速さでどの程度の分子が組み換るのかは 反応の種類や 濃度 温度などの条件で決まってきます そして このような反応の進行方向や速度を正確に予測するために いろいろな数学 物理的な考え方を取り入れて化学反応の理論体系が作られています

MAAPコードの概要

添付資料 1 MAAP コードの概要 1. MAAP コードの特徴 MAAP コードは 米国電力研究所 (EPRI) が所有するシビアアクシデント解析コードであり 軽水炉の炉心損傷 原子炉圧力容器 (RPV) 破損 原子炉格納容器 (PCV) 破損からコア コンクリート反応 放射性物質の発生 移行 放出に至る事故シーケンス全般の現象解析に用いることができる コードシステムとしては 各事故過程のプロセスを個別に評価するモジュールを統合することで

< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

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

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,

泊発電所3号炉 新規制基準適合性審査への対応について 補足説明資料（2／2）

資料 1-2-4 抜粋 泊発電所 3 号炉審査資料資料番号 SAT104 r.0 提出年月日 平成 28 年 7 月 12 日 泊発電所 3 号炉 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準 に係る適合状況説明資料 平成 28 年 7 月北海道電力株式会社 枠囲みの内容は機密情報に属しますので公開できません 目 次

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 第 224 回議事録 1. 日時 平成 27 年 5 月 12 日 ( 火 )10:01~16:45 2. 場所 原子力規制委員会 13 階会議室 A 3. 出席者 担当委員 更田豊志 原子力規制委員会委員長代理 原子力規制庁 櫻田道夫 原子力規制部長

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 第 224 回 平成 27 年 5 月 12 日 ( 火 ) 原子力規制委員会 原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 第 224 回議事録 1. 日時 平成 27 年 5 月 12 日 ( 火 )10:01~16:45 2. 場所 原子力規制委員会 13 階会議室 A 3. 出席者 担当委員 更田豊志 原子力規制委員会委員長代理 原子力規制庁 櫻田道夫

2015 Autumn 2015 Autumn 2015 Autumn 火山 竜 巻 外 部 火 災 への対策 福島事故を教訓に 基準が新設された火山 竜巻 森林火災 基準が強化された航空機落下による火災への 安全対策については 重点的に確認し 各現象に対する安全性が適切に確保されていることを確認しました 火山 降 下 火 山 灰シミュレーション 九重山 凡例 1cm 5 10cm 50 100cm

<4D F736F F D20959F93878CB494AD81408B6789AAD2D BB82CC82512E646F63>

水素発生量はどれ位? 130 万 Kwe の大型 PWR で 配管破断して ECCS が作動しない時に 炉心が冷却されない ( 水から露出する ) と どれ位 水素が出来るか 計算した人が居ます 5 時間で 500kg できるとある これは 5 万 m3 原子炉建屋の一番上が 50mx50mx10m とすれば 2.5 万 m3. 水素は 10% 濃度で爆発しますから 爆発するのに十分な量です 所で

テーマ名：

テーマ名ポーラスマイクロチャンネルを用いた高効率相変化冷却組織名国立大学法人電気通信大学大学院情報理工学研究科大川富雄教授技術分野ものづくり概要電子機器の小型化 高性能化に伴う発熱密度の増大により 従来のフィンを用いた空冷に代わる高効率冷却技術が求められています 対策の一つとして マイクロチャンネル ( 小口径流路 ) を用いた相変化冷却が提案されていますが 安定な冷却を達成するには至っていません

研究開発の位置づけ エネルギー基本計画 ( 平成 26 年 4 月閣議決定 ) 高レベル放射性廃棄物の最終処分に向けた取り組みの抜本強化のための方策として 地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価 反映するとともに 幅広い選択肢を確保する観点から 直接処分など代替処分オ

地層処分研究開発 評価委員会 資料 21-3-5(H27.2.5) 使用済燃料の直接処分研究開発の進捗状況 平成 27 年 2 月 5 日 バックエンド研究開発部門核燃料サイクル工学研究所基盤技術研究開発部 0 研究開発の位置づけ エネルギー基本計画 ( 平成 26 年 4 月閣議決定 ) 高レベル放射性廃棄物の最終処分に向けた取り組みの抜本強化のための方策として 地層処分の技術的信頼性について最新の科学的知見を定期的かつ継続的に評価

Microsoft PowerPoint - １．プロセス制御の概要.pptx

プロセス制御工学 1. プロセス制御の概要 京都大学 加納学 Division of Process Control & Process Systems Engineering Department of Chemical Engineering, Kyoto University manabu@cheme.kyoto-u.ac.jp http://www-pse.cheme.kyoto-u.ac.jp/~kano/

<4D F736F F D20959F93878CB494AD81408B6789AAD2D BB82CC E646F63>

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?

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-

Microsoft PowerPoint - 第7章(自然対流熱伝達 )_H27.ppt [互換モード]

第 7 章自然対流熱伝達 伝熱工学の基礎 : 伝熱の基本要素 フーリエの法則 ニュートンの冷却則 次元定常熱伝導 : 熱伝導率 熱通過率 熱伝導方程式 次元定常熱伝導 : ラプラスの方程式 数値解析の基礎 非定常熱伝導 : 非定常熱伝導方程式 ラプラス変換 フーリエ数とビオ数 対流熱伝達の基礎 : 熱伝達率 速度境界層と温度境界層 層流境界層と乱流境界層 境界層厚さ 混合平均温度 強制対流熱伝達 :

Microsoft PowerPoint 動エネシンポ-HTM発表（公開版）.pptx

( 社 ) 日本機械学会動力エネルギーシステム部門第 18 回動力 エネルギー技術シンポジウム OS8-2 軽水炉 新型炉 原子力安全 格納容器破損防止対策とフィルタードベント設置の考え方 日立 GEニュークリア エネジー 東芝電力システム社三菱重工業 2013 年 6 月 20 日 -21 日 1 目次 緒言 PWR 1. 格納容器破損防止対策 (1) 格納容器破損防止対策の概要 (2) 格納容器破損シナリオ

untitled

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

<4D F736F F F696E74202D A838C F838A B C982C282A282C42E B8CDD8AB B83685D>

の 取扱いについて 薬務課振興係 バリデーションの種類 ( 要件 ) ( バリデーション基準 ) 適格性評価 設計時適格性評価(DQ) 設備据付時適格性評価(IQ) 運転時適格性評価(OQ) 性能適格性評価(PQ) プロセスバリデーション (PV) 予測的バリデーション 洗浄バリデーション 再バリデーション 変更時のバリデーション とは バリデーション基準 GMP 事例集 (PIC/S GMP ガイドラインアネックス

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

<30345F D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

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

B. モル濃度 速度定数と化学反応の速さ 1.1 段階反応 ( 単純反応 ): + I HI を例に H ヨウ化水素 HI が生成する速さ は,H と I のモル濃度をそれぞれ [ ], [ I ] [ H ] [ I ] に比例することが, 実験により, わかっている したがって, 比例定数を k

反応速度 触媒 速度定数 反応次数について. 化学反応の速さの表し方 速さとは単位時間あたりの変化の大きさである 大きさの値は 0 以上ですから, 速さは 0 以上の値をとる 化学反応の速さは単位時間あたりの物質のモル濃度変化の大きさで表すのが一般的 たとえば, a + bb c (, B, は物質, a, b, c は係数 ) という反応において,, B, それぞれの反応の速さを, B, とし,

《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

原子炉物理学 第一週

核燃料施設等の新規制基準の 概要 1 対象となる施設 核燃料加工施設 (7) 使用済燃料貯蔵施設 (1) 使用済燃料再処理施設 (2) 廃棄物埋設施設 (2) 廃棄物管理施設 (2) 核燃料物質使用施設 ( 大型施設 15) 試験研究用原子炉施設 (22) 核燃料施設 等 ( ) 内は 国内事業所数 2 対象となる施設 http://www.nsr.go.jp/committee/kisei/data/0033_01.pdf

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

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

シミュレータに関する規程

電気技術規程原子力編 原子力発電所運転責任者の判定に係るシミュレータ規程 ( 案 ) JEAC 4805 201X 一般社団法人日本電気協会原子力規格委員会 原子力発電所運転責任者の判定に係るシミュレータ規程 目次 1. 目的... 1 2. 適用範囲... 1 3. 用語の定義... 1 4. シミュレータの要求事項... 2 4.1 一般要件... 2 4.2 シミュレーションの限界... 2

目次 1. まえがき 現象の概要 これまでの知見の整理 評価モデルと不確かさに関する整理 感度解析と評価 まとめ 付録 付録 1 ドライ条

本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密に 属しますので公開できません 資料 1-5 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 平成 27 年 6 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社 目次 1. まえがき... 5-3-1 2. 現象の概要... 5-3-2

PowerPoint プレゼンテーション

考証福島原子力事故 炉心溶融 水素爆発はどう起こったか 平成 26 年 6 月 19 日 石川迪夫 本日の説明順序 1. 過去の炉心溶融等の実験 2.TMI-2 号機事故 3. 福島第一 2 号機の事故 4. 福島第一 3 号機の事故 5. 福島第一 1 号機の事故 6. 放射能放出 2 事故後の TMI-2 号機炉内状況 20 ページ掲載 3 板状燃料の溶融実験 ( 例示 ) 普通の燃料溶融 SPERT-1

Microsoft PowerPoint - hiei_MasterThesis

LHC 加速器での鉛鉛衝突における中性 πおよびω 中間子測定の最適化 日栄綾子 M081043 クォーク物理学研究室 目的 概要 目的 LHC 加速器における TeV 領域の鉛鉛衝突実験における中性 π および ω 中間子の測定の実現可能性の検証 および実際の測定へ向けた最適化 何故鉛鉛衝突を利用して 何を知りたいのか中性 πおよびω 中間子測定の魅力 ALICE 実験検出器群 概要予想される統計量およびバックグランドに対するシグナルの有意性を見積もった

第 6 章 KROTOS KS2 実験の報告書は過酷事故対策問題で重要 2018 年 11 月 2 日 中西正之 1.KROTOS 水蒸気爆発実験の報告書加圧水型原発を所有する四国電力 関西電力 九州電力 北海道電力は 新規制基準に係わる設置変更申請書の第 58 回適合性審査会提出資料において 原子

第 6 章 KROTOS KS2 実験の報告書は過酷事故対策問題で重要 2018 年 11 月 2 日 中西正之 1.KROTOS 水蒸気爆発実験の報告書加圧水型原発を所有する四国電力 関西電力 九州電力 北海道電力は 新規制基準に係わる設置変更申請書の第 58 回適合性審査会提出資料において 原子炉容器外 FCI についても 実験より デブリ粒子を覆う蒸気膜は安定性があり 外部トリガリングなどの外的な要因が無ければ

国土技術政策総合研究所 研究資料

第 7 章 検査基準 7-1 検査の目的 検査の目的は 対向車両情報表示サービス 前方停止車両 低速車両情報表示サービスおよび その組み合わせサービスに必要な機能の品質を確認することである 解説 設備の設置後 機能や性能の総合的な調整を経て 検査基準に従い各設備検査を実施する 各設備検査の合格後 各設備間を接続した完成検査で機能 性能等のサービス仕様を満たしていることを確認する検査を実施し 合否を判定する

Microsoft PowerPoint - 12_2019裖置工�榇諌

1 装置工学概論 第 12 回 蒸留装置の設計 (3) 流動装置の設計 (1) 東京工業大学物質理工学院応用化学系 下山裕介 2019.7.15 装置工学概論 2 第 1 回 4 /15 ガイダンス : 化学プロセスと装置設計 第 2 回 4 /22 物質 エネルギー収支 第 3 回 5 /6( 祝 ) 化学プロセスと操作変数 5 /13 休講 第 4 回 5 /20 無次元数と次元解析 第 5 回

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

添付資料 3-4 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 1. 検討対象の概要福島第一原子力発電所 3 号機では 2011 年 3 月 13 日 2 時 42 分に高圧注水系 (HPCI) を手動停止して以降 原子炉圧力が上昇に転じ 5 時間ほど約 7MPa をキープしていたが 13 日 9 時頃 急速に低下し 1MPa を下回った この一連の原子炉圧力の挙動 ( 図

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

伝熱学課題

練習問題解答例 < 第 章強制対流熱伝達 >. 式 (.9) を導出せよ (.6) を変換する 最初に の微分値を整理しておく (.A) (.A) これを用いて の微分値を求める (.A) (.A) (.A) (.A6) (.A7) これらの微分値を式 (.6) に代入する (.A8) (.A9) (.A) (.A) (.A) (.9). 薄い平板が温度 で常圧の水の一様な流れの中に平行に置かれている

Microsoft PowerPoint _40

X 線 CT による電源コード短絡痕に生じる 気泡の三次元解析 製品安全センター燃焼技術センター 今田修二 1. 調査の目的 2. 実施内容の概要 3. 短絡痕作製実験及び気泡データの取得 (1) 実験一 二次痕の作製 (2) 実験一 二次痕の作製 (3) 前処理 (4) CT データの取得 (5) 気泡の検出方法 4. データの解析結果 (1) 解析対象サンプル及び計測結果の概要 (2) 最大気泡の体積率による解析

第 3 章二相流の圧力損失

第 3 章二相流の圧力損失 単相流の圧力損失 圧力損失 (/) 壁面せん断応力 τ W 力のバランス P+ u m πd 4 τ w 4 τ D u τ w m w πd : 摩擦係数 λ : 円管の摩擦係数 λ D u m D P τ W 摩擦係数 層流 16/Re 乱流 0.079 Re -1/4 0.046 Re -0.0 (Blasius) (Colburn) 大まかには 0.005 二相流の圧力損失液相のみが流れた場合の単相流の圧力損失

Microsoft PowerPoint - ノート５章.ppt [互換モード]

物質が固体 液体 気体の間で状態変化することを (phase change) といい, 右図に示すように, それぞれの状態間の相変化を (boiling) (evaporation), (condensation), (melting), (solidification), (sublimation) と呼ぶ. 凝縮 沸騰 蒸発 液体 気体 凝固 融解 昇華 昇華 固体 一般に 液体から気体への相変化を蒸

公開質問書案f

2018 年 1 月 16 日 玄海原発 3 4 号機の再稼働に関する公開質問書 九州電力株式会社 代表取締役社長瓜生道明様 日本科学者会議福岡核問題研究会 連絡先 : 三好永作 メール :eisaku.miyoshi@icloud.com 当研究会は, 核兵器や原発の問題を含めた, いわゆる 核問題 を日常的に研究している大学教員やその OB, 元技術者を中心とする研究会です. 九州電力は今春の3

() 実験 Ⅱ. 太陽の寿命を計算する 秒あたりに太陽が放出している全エネルギー量を計測データをもとに求める 太陽の放出エネルギーの起源は, 水素の原子核 4 個が核融合しヘリウムになるときのエネルギーと仮定し, 質量とエネルギーの等価性から 回の核融合で放出される全放射エネルギーを求める 3.から

55 要旨 水温上昇から太陽の寿命を算出する 53 町野友哉 636 山口裕也 私たちは, 地球環境に大きな影響を与えている太陽がいつまで今のままであり続けるのかと疑問をもちました そこで私たちは太陽の寿命を求めました 太陽がどのように燃えているのかを調べたら水素原子がヘリウム原子に変化する核融合反応によってエネルギーが発生していることが分かった そこで, この反応が終わるのを寿命と考えて算出した

目 次 まえがき....- 現 象 の 概 要....- 知 見 の 整 理....-. MCCI 実 験 の 概 要....-. MCCI 実 験 の 知 見 の 整 理....-5. 実 機 への 適 用 性....-7 不 確 かさに 関 する 整 理....-56 5 感 度 解 析 と 評

本 資 料 のうち 枠 囲 みの 内 容 は 商 業 機 密 に 属 しますので 公 開 できません 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 部 MAAP) 添 付 溶 融 炉 心 と コ ン ク リ ー ト の 相 互 作 用 に つ い て ( 一 部 抜 粋 ).- 目 次 まえがき....- 現 象 の 概 要....-

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

2016 年 12 月 6 日版 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 ここに列記した意見文例は 原子力市民委員会の原子力規制部会および原子力規制を監視する市民の会のアドバイザリーグループ プラント技術者の会 NPO 法人 APAST のメンバーの意見をとりまとめたものです 多くの方に活用して頂ければ幸いです

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ 2015 ( 改訂版 ) 26 年度報告書 平成 27 年 3 月日本原子力学会熱流動部会 熱水力安全評価基盤技術高度化検討 ワーキンググループ 1

熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ 2015 ( 改訂版 ) 26 年度報告書 平成 27 年 3 月日本原子力学会熱流動部会 熱水力安全評価基盤技術高度化検討 ワーキンググループ 1 はじめに 日本原子力学会熱流動部会では 平成 19 年に 熱水力安全評価基盤技術高度化検討 特別専門委員会を設置して熱水力安全評価基盤技術高度化戦略マップ 2009 を定め 軽水炉の開発研究 安全研究 研究開発基盤整備の推進に関する道筋を示していた

目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 )

資料 1-3 1 福島第 1 原子力発電所を対象とした地下水流動解析 平成 25 年 12 月 10 日 日本原子力研究開発機構 目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 ) 実施内容 3 解析領域設定 地質構造モデルの構築 水理地質構造モデル ( 解析メッシュに水理特性を設定したモデル

<4D F736F F F696E74202D208E518D6C8E9197BF325F94F093EF8AA98D CC94AD97DF82CC94BB92668AEE8F8082C98AD682B782E992B28DB88C8B89CA2E B8CDD8AB B83685D>

参考資料 2 避難勧告等の発令の判断基準 に関する調査結果 1 Ⅰ. 避難勧告等の発令の判断基準の実態 Ⅰ-1 調査対象の災害 Ⅰ-2 水害の場合の判断情報 Ⅰ-3 土砂災害の場合の判断情報 Ⅱ. 水害の事例 Ⅱ-1 対象地区 判断水位等を明確に示す Ⅱ-2 過去の判断目安を示して判断基準を明示 Ⅱ-3 観測地点の水位ごとに避難勧告等の指示内容 対象地区を明示 Ⅱ-4 対象地区を図示し 判断内容をフローで示す

Microsoft PowerPoint - 熱力学Ⅱ2FreeEnergy2012HP.ppt [互換モード]

熱力学 Ⅱ 第 章自由エネルギー システム情報工学研究科 構造エネルギー工学専攻 金子暁子 問題 ( 解答 ). 熱量 Q をある系に与えたところ, 系の体積は膨張し, 温度は上昇した. () 熱量 Q は何に変化したか. () またこのとき系の体積がV よりV に変化した.( 圧力は変化無し.) 内部エネルギーはどのように表されるか. また, このときのp-V 線図を示しなさい.. 不可逆過程の例を

本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません 資料 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 6 部 APEX) 平成 27 年 10 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社

本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません 資料 2-2-10 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 6 部 APEX) 平成 27 年 10 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社 目次 - APEX - 1. はじめに 6-1 2. 重要現象の特定 6-2 2.1 事故シーケンスと評価指標 6-2 2.2

京都大学博士 ( 工学 ) 氏名宮口克一 論文題目 塩素固定化材を用いた断面修復材と犠牲陽極材を併用した断面修復工法の鉄筋防食性能に関する研究 ( 論文内容の要旨 ) 本論文は, 塩害を受けたコンクリート構造物の対策として一般的な対策のひとつである, 断面修復工法を検討の対象とし, その耐久性をより

塩素固定化材を用いた断面修復材と犠牲陽極材を併用し Titleた断面修復工法の鉄筋防食性能に関する研究 ( Abstract_ 要旨 ) Author(s) 宮口, 克一 Citation Kyoto University ( 京都大学 ) Issue Date 2015-01-23 URL https://doi.org/10.14989/doctor.k18 Right Type Thesis

( 選定提案 ) は 利用者に貸与しようと福祉用具の種目の候補が決まった後で 具体的な提案品目 ( 商品名 ) を検討する際に用いる つまり ( 選定提案 ) に記載されるのは 候補となる福祉用具を利用者に対して提案 説明を行う内容である 平成 30 年度の制度改正では 提案する種目 ( 付属品含む

第 5 章 様式の確定とガイドラインの作成 1. ふくせん福祉用具サービス計画書( 選定提案 ) の様式の確定第 2 章 ふくせん福祉用具サービス計画書 ( 選定提案 ) の様式の検討 第 3 章 ふくせん福祉用具サービス計画書 ( 選定提案 ) の検証 第 4 章 ふくせん福祉用具サービス計画書 ( 選定提案 ) の普及啓発を踏まえて ( 選定提案 ) の様式を確定した ふくせん福祉用具サービス計画書(

バリデーション基準 1. 医薬品 医薬部外品 GMP 省令に規定するバリデーションについては 品質リスクを考慮し 以下の バリデーション基準 に基づいて実施すること 2. バリデーション基準 (1) バリデーションの目的バリデーションは 製造所の構造設備並びに手順 工程その他の製造管理及び品質管理の

バリデーション基準 1. 医薬品 医薬部外品 GMP 省令に規定するバリデーションについては 品質リスクを考慮し 以下の バリデーション基準 に基づいて実施すること 2. バリデーション基準 (1) バリデーションの目的バリデーションは 製造所の構造設備並びに手順 工程その他の製造管理及び品質管理の方法 ( 以下この基準において 製造手順等 という ) が期待される結果を与えることを検証し これを文書とすることによって

OECD-SERENA プロジェクトにおける原子炉圧力容器外水蒸気爆発リスクの解決の現状 ソン ワンホン1 パスカル ピルソ2 マッツァーズ レコバール3 1KAERI P.O.Box 105 Yusong Taejon Korea 2CEA Bâtiment708 F

OECD-SERENA プロジェクトにおける原子炉圧力容器外水蒸気爆発リスクの解決の現状 ソン ワンホン1 パスカル ピルソ2 マッツァーズ レコバール3 1KAERI P.O.Box 105 Yusong Taejon 305-600 Korea 2CEA Bâtiment708 F-13108 Saint-Paul-lez Durance Cedex フランス 3JSI Jamova cesta

木村の理論化学小ネタ 液体と液体の混合物 ( 二成分系 ) の気液平衡 はじめに 純物質 A( 液体 ) と純物質 B( 液体 ) が存在し, 分子 A の間に働く力 分子 B の間に働く力 分子 A と分子 B の間に働く力 のとき, A

との混合物 ( 二成分系 ) の気液平衡 はじめに 純物質 ( ) と純物質 ( ) が存在し, 分子 の間に働く力 分子 の間に働く力 分子 と分子 の間に働く力 のとき, と の混合物は任意の組成 ( モル分率 ) においてラウールの法則が成り立つ ラウールの法則 ある温度で純物質 が気液平衡状態にあるときの の蒸気圧 ( 飽和蒸気圧 ) を, 同温の を含む溶液が気液平衡状態にあるときの溶液中の

< D834F E8F48816A2D8AAE90AC2E6D6364>

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

<93FA92F6955C2E6D6364>

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 )

資料 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 1 部 SAFER) 平成 27 年 10 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社

資料 2-2-2 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 1 部 SAFER) 平成 27 年 10 月東北電力株式会社東京電力株式会社中部電力株式会社中国電力株式会社 目次 - SAFER - 1. はじめに 1-1 2. 重要現象の特定 1-2 2.1 事故シーケンスと評価指標 1-2 2.2 ランクの定義 1-7 2.3 物理現象に対するランク付け 1-8

D 液 日団協技術資料 D 液 地下埋設式バルク貯槽の発生能力 1. 制定目的 バルク貯槽を地下埋設し自然気化によってLPガスを消費しようとする場合 需要家の消費量に対して十分な量のLPガスを供給することのできる大きさのバルク貯槽を設置しなければならないが バ

日団協技術資料 地下埋設式バルク貯槽の発生能力 1. 制定目的 バルク貯槽を地下埋設し自然気化によってLPガスを消費しようとする場合 需要家の消費量に対して十分な量のLPガスを供給することのできる大きさのバルク貯槽を設置しなければならないが バルク貯槽の設置状況 ( 地中温度 充填時液温等 ) 需要家の消費パターン( 連続消費時間等 ) 及びLPガス供給側のバルク運用状況 ( 残液量等 ) などの設計条件が個々の設置ケースで異なるので

数値流体解析 (CFD) によるスプレー性能の最適化ブリテン No.J955A 数値流体解析 (CFD) による スプレー性能の最適化

数値流体解析 (CFD) によるスプレー性能の最適化ブリテン No.J955A 数値流体解析 (CFD) による スプレー性能の最適化 数値流体解析 (CFD:Computational Fluid Dynamics) とは CFD はシミュレーション技術です 流体の流れ 熱伝達 物質移動 化学反応 CFDは数値解析法とアルゴリズムを使い 流体の流れに関わる問題を分析 解決します 高性能ソフトウェアは液体および気体に関連した物理現象の相互作用を予想するために必要な膨大な数の計算を行います

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

Microsoft PowerPoint - 【提出用】161021_北海道資料.pptx

泊発電所 3 号機 新規制基準への対応について 平成 28 年 10 月 21 日 北海道電力株式会社 目 次 1. 泊発電所 3 号機新規制基準適合性審査の状況 2. 新規制基準の概要 3. 泊発電所 3 号機における主な設備対策 (1) 設計基準対象施設 (2) 重大事故等対処施設 ( 特定重大事故等対処施設を除く ) (3) 特定重大事故等対処施設 ( テロ対策 ) 1 1. 泊発電所 3 号機新規制基準適合性審査の状況