資料 No.2-3 フィルタベント設備について 平成 27 年 5 月 27 日

《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

資料 1-5 本資料のうち, 枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 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 への適合状況について 平成 29 年 7 月 東京電力ホールディングス株式会社 1. 重大事故等対策 1.0 重大事故等対策における共通事項 1.1

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

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

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

スチームコンプレッサーユニット 仕様 接続 本体材質 型式 SC1-1 SC1-2 SC1-3 SC2-1 SC2-2 SC2-3 SC7-1 SC7-3 制御弁 COS CV-COS CV10 COS CV-COS CV10 COS CV10 最大吸入蒸気量 最高使用圧力 PMO 駆動蒸気圧力範囲

SC スチームコンプレッサー 特長 蒸気の未利用エネルギーを昇圧して活用し 省エネ CO2 排出量の削減を促進 システム作動に電気が一切不要なため 防爆エリアでも設置可能 ( 制御弁に COS を採用した場合 ) 既設のフラッシュタンクが不要 新開発 高効率エゼクターを採用 駆動蒸気の質を高め 長期間にわたる高効率運転と安定した吐出蒸気圧力を維持 ( 制御弁に COS CV-COS を採用した場合

目次 Ⅰ. 監視測定設備 3 Ⅱ. 監視測定等に関する手順 9

資料 1-- 東海第二発電所 監視測定設備について 平成 9 年 9 月 5 日日本原子力発電株式会社 本資料のうち, は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません 1 目次 Ⅰ. 監視測定設備 3 Ⅱ. 監視測定等に関する手順 9 Ⅰ. 監視測定設備 3 設置許可基準規則適合方針第設置許可基準規則適合方針第三十一条解釈1. モニタリング ポスト モニタリングポストの電源 三十一条解釈5 第

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

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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?

HIGIS 3/ﾌﾟﾚｾﾞﾝﾃｰｼｮﾝ資料/J_WhiteA.ppt

第 15 回保全セミナーフィルタベントシステムの概要と必要性及び有効性について 2015 年 2 月 4 日日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 原子力計画部伊藤秀一 目 次 1. フィルタベントシステムの規制要求への対応について 2. 原子力発電所の安全性および信頼性向上の考え方について 3. フィルタベントシステムの構成 4. 航空機テロ時の対応について 5. 福島第一原子力発電所事故時における格納容器ベントの状況

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227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 227 報 ) 平成 27 年 11 月 13 日 東京電力株式会社 1. はじめに本書は 平成 23 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 23 6 8 原院第 6 号 ) にて

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

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307 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 37 報 ) 平成 9 年 6 月 9 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 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

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

CP-V 真空用ドレン回収ポンプ 型式選定チャート ( 流入水頭 1m 時 ) 低揚程タイプ < 最大揚程約 14m> 高揚程タイプ < 最大揚程約 20m> 1. 実際には流入水頭 対象装置 運転条件などにより決定されます 詳細はお問い合わせください 吸引ドレン量 ( 流入水頭 1m 以外の数値に

CP-V 真空用ドレン回収ポンプ 公共建築工事標準仕様書適合品 特長 安定した真空 ( 循環水温に相当する飽和圧力 ) でドレンを吸引 温度コントロールされている熱交換器で滞留したドレンが原因のウォーターハンマーや腐食を防止 フラッシュ蒸気を含むドレンの安定回収 シングル ダブルポンプともに 1 台のポンプでエゼクター駆動とドレン圧送を行う省電力 コンパクト設計 ダブルポンプは 2 台のポンプが交互に自動運転し

Microsoft Word - 表紙（資料編）.docx

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

《地域説明会資料》福島第一原子力発電所　汚染水の状況

福島第一原子力発電所 汚染水の状況 平成 25 年 8 月 ご説明内容 1 事故後の炉心冷却の変遷 現在の汚染水対策の状況 1 ためる対策 2 増やさない対策 3 きれいにする対策 汚染水の海への流出とその抑制 至近の漏えい事象 分析結果 流出抑制対策 事故後の炉心冷却の変遷 2 事故直後 事故後約 1 ヶ月以内 原子炉 海水 原子炉 電動ポンプ 汚染水 消防車 汚染水 淡水 海 滞留する一方 滞留する一方

資料 1-7 本資料のうち, 枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対処設備について ( 補足説明資料 ) 平成 29 年 1 月 東京電力ホールディングス株式会社 59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について 59-11-i 目次 1. 中央制御室の居住性 ( 設計基準事故 ) に係る被ばく評価について 1.1 大気中への放出量の評価

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ハロゲン化物消火設備とは, 噴射ヘッド又はノズルからハロゲン化物消火剤を放射し, ハロゲン化物消火剤に含まれるハロゲン元素 ( フッ素, 塩素, 臭素及びヨウ素 ) が有する燃焼反応抑制作用を利用して消火する設備で, 貯蔵容器等, 噴射ヘッド, 起動装置, 音響装置, 配管, 電源 ( 非常電源を含む ), 感知器, 表示灯, 配線, 標識等から構成される 1 設備の概要系統図による設置例については,

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

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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

第 9 屋外貯蔵タンク冷却用散水設備の基準 ( 昭和 57 年 7 月 1 日消防危第 80 号 ) タンクの冷却用散水設備 ( 以下 散水設備 という ) は 次によること 1 散水設備の設置範囲は 危険物規則第 15 条第 1 号に定める技術上の基準に適合しないタンク ( 一部適合しないものにあ

第 9 屋外貯蔵タンク冷却用散水設備の基準 ( 昭和 57 年 7 月 1 日消防危第 80 号 ) タンクの冷却用散水設備 ( 以下 散水設備 という ) は 次によること 1 散水設備の設置範囲は 危険物規則第 15 条第 1 号に定める技術上の基準に適合しないタンク ( 一部適合しないものにあっては その部分を含む 以下 不適合タンク という ) 及び当該タンクが保有すべき空地内に存する容量

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問題を解こう. 熱力学の基礎 問題. 容積 [m ] の密閉容器内に 温度 0[ ] 質量 0[kg] の酸素が含まれている この容器内の圧力を求めよ ただし 酸素の気体定数を R= 59.8[J/kg K] とする 解答 酸素の体積 V=m 質量 m=0kg なので 酸素の比容積 v=/0 m /kg である 式 (.) において ガス定数 R=59.8 温度 T=(0+7)K であるので 圧力

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

目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画 2 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設に関する安全性 4 (1) 周辺地域への放

東京電力株式会社福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟の増設に関する協議結果 平成 26 年 1 月 20 日 福島県原子力発電所安全確保技術連絡会安全対策部会 目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画

多核種除去設備 (ALPS) 処理水タンクの放射能濃度について 2018 年 10 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社

多核種除去設備 (ALPS) 処理水タンクの放射能濃度について 2018 年 10 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 無断複製 転載禁止東京電力ホールディングス株式会社 多核種除去設備 ALPS 処理水タンクの性状 2018.10.1 多核種除去設備等 処理水の取扱いに関する小 委員会資料より抜粋 ALPS出口の処理水分析結果及び貯留タンク群への移送時期から タンク群毎に主要7核種及びトリチ

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

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

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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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 )

「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

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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 ~)

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

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148 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 48 報 ) 平成 26 年 4 月 3 日東京電力株式会社. はじめに本書は 平成 23 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 23 6 8 原院第 6 号 ) にて 指示があった以下の内容について報告するものである

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

基準１９　ハロゲン化物消火設備の設置及び維持に関する基準

第 ハロゲン化物消火設備 令第 3 条及び第 7 条並びに規則第 0 条の規定によるほか 次によること 防火対象物又はその部分に応じた放出方式及び消火剤ハロゲン化物消火設備の放出方式及び消火剤は 消火剤 ( 40 及び30をいう 以下この第 において同じ ) HFC 消火剤 (HFC3 及びHFC7eaをいう 以下この第 において同じ ) 及びFK5それぞれの特性を踏まえて 次表により防火対象物又はその部分に応じて設けること

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,

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

2 号機及び 3 号機 PCV - 分析内容 原子炉格納容器 (PCV) 内部調査 (2 号機平成 25 年 8 月 3 号機平成 27 年 10 月 ) にて採取された (LI-2RB5-1~2 LI-3RB5-1~2) を試料として 以下の核種を分析した 3 H, Co, 90 Sr, 94 N

2 号機及び 3 号機原子炉格納容器 (PCV) 内の分析結果 無断複製 転載禁止技術研究組合国際廃炉研究開発機構 平成 28 年 11 月 24 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 / 日本原子力研究開発機構 本資料には 平成 26 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 固体廃棄物の処理 処分に関する研究開発 ) 成果の一部が含まれている 0 概要 事故後に発生した固体廃棄物は 従来の原子力発電所で発生した廃棄物と性状が異なるため

<4D F736F F D F8CA48B CF906B42438C7689E68F9192F18F6F C835895B65F8E518D6C8E9197BF325F4A4D54522E646F63>

参考資料 2 JMTR 原子炉施設の 耐震安全性評価実施計画書 目 次 1. 概要 1 2. JMTR 原子炉施設の概要 1 3. 評価対象施設 1 4. 耐震安全性評価項目及び実施工程 2 5. 評価手順 2 6. その他 3 1. 概要平成 18 年 9 月 19 日 原子力安全委員会において 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 ) が改訂された これに伴い

<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)

三菱マテリアル株式会社 会社の不適切 為に係る調査状況について 1 はじめに 平成 29 年 三菱マテリアル株式会社の 会社である三菱電線 業株式会社 ( 以下 三菱電線 という ) および三菱伸銅株式会社 ( 以下 三菱伸銅 という ) より過去に製造販売した製品の 部について 検査記

三菱マテリアル株式会社 会社の不適切な 為に係る伊 3 号機の調査状況について 平成 29 年 12 25 四国電 株式会社 三菱マテリアル株式会社 会社の不適切 為に係る調査状況について 1 はじめに 平成 29 年 11 23 三菱マテリアル株式会社の 会社である三菱電線 業株式会社 ( 以下 三菱電線 という ) および三菱伸銅株式会社 ( 以下 三菱伸銅 という ) より過去に製造販売した製品の

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

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

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 目 次 No. 管理番号分類指摘事項審査会合日回答資料備考 1 個社 浜岡 4 号機の 3 弁のうち 1 弁の開運用については, 中部電力の方針が固まり次第説明すること

(Microsoft Word - PDT-090j \202o\202s\203V\203\212\201[\203Y.doc)

PT シリーズ ポンピングトラップ 取扱説明書 この度はヨシタケ製品をお買上げ頂きまして誠にありがとうございました お求めの製品を正しく安全にご使用して頂くために ご使用になる前に必ず本文を お読み下さい また この書類は大切に保存して頂きますようお願い致します ----- 本文の中で使用されている記号は以下のようになっています ----- 警告 注意 取扱を誤った場合に 使用者が死亡または重傷を負う危険の状態が生じることが想定される場合

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,

<4D F736F F D F8CF68D D332D345F8CF695E58E64976C8F E B8E7E CC8A54944F8C9F93A28

1. 件名原子炉格納容器漏えい箇所の補修 止水技術の開発 (D/Wシェルの止水装置の概念検討 ) 2. 概要 目的平成 23 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 事故を収束させるために 安定した炉心冷却システムを構築し 安全な停止状態を継続する努力が行われている これらが達成された後は 使用済燃料を取り出すことに始まり

レベル 3PRA 手法の最近の適用例 リスク規制基準との関係 (2008 年頃 ) 南アフリカのコーベルグ (Koeberg) 発電所 3ループPWR サイト内作業従事者及び公衆に対するリスク基準を満足していることを示す ECのPC Cosyma 及びLLNLのHotSpotを利用 マルチユニットサ

標準委員会セッション 1( リスク専門部会 ) BC0103 レベル 3PRA 標準の改定とその意義 - レベル 3PRA 手法の適用例 - 2016 年 3 月 26 日 小倉克規 ( 電力中央研究所 ) レベル 3PRA 分科会 1 レベル 3PRA 手法の最近の適用例 リスク規制基準との関係 (2008 年頃 ) 南アフリカのコーベルグ (Koeberg) 発電所 3ループPWR サイト内作業従事者及び公衆に対するリスク基準を満足していることを示す

油処理装置の設置について 207 年 0 月 2 日 東京電力ホールディングス株式会社 . 目的 建屋滞留水の表面には数 mm 程度油分が浮遊していることを確認 油分は 後段の汚染水処理設備への影響が大きい ( 吸着性能低下の恐れ ) ため 油分を含む滞留水の移送は避ける必要がある 現状 ~4 号機からの滞留水移送は 水中ポンプにて行っているため 滞留水表層の油を移送するリスクは小さく問題は発生していないものの

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

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新潟県中越沖地震の影響について 2007 年 8 月 1 日 東京電力株式会社 地震の概要 ( 諸元, 震度分布 ) 発震日時 2007 年 7 月 16 日 10 時 13 分頃 震源位置上中越沖北緯 37 度 33.4 分, 東経 138 度 36.5 分 深さ 17 km マグニチュード M=6.8 柏崎 発電所まで震央距離 :16 km, 震源距離 :23 km 1 発電所の地震観測記録 (

<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

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Committing to the future testo 350 C O NO NO HS HC ダストフィルターは簡単に交換 ワンタッチでコントロールユニットの装着 排ガス測定ボックス背面には開口部が ありメンテナンスが容易 蓋を外した状態 コントロールユニットは裏返しでも装着 可能 輸送時の衝撃から保護 ドレンタンクがついているので 長時間 測定でも安心 コントロールユニットの接続部分 現場でのさまざまな使用環境に対応

たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ

平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 24 年 2 月 17 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 1~3 号機地震により停止中 (4~6 号機については地震発生前から定期検査中 ) 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

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10 構造等に関する等に関する基準 1 概要 (1) 対象となる施設有害物質使用特定施設, 有害物質貯蔵指定施設 (P.19) (2) 法律体系 基準の区分 法令 構造基準 (P.45~51) 水濁法施行規則第 8 条の3~6 使用の方法の基準 (P.52) 水濁法施行規則第 8 条の7 点検結果の記録 保存 (P.52) 水濁法施行規則第 9 条の2 の3 (3) 基準適用箇所の施設区分概念図 (

「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

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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

研究炉班 : 審査会合 (28 回実施 ) ヒアリング (111 回実施 ) 地震津波班 : 審査会合 (33 回実施 ) ヒアリング (73 回実施 ) 新規制基準対応の想定スケジュール (HTTR) 設置変更許可申請 : 平成 26 年 11 月 26 日 第 1 回 : 平成 28 年 10

研究炉班 : 審査会合 (27 回実施 ) ヒアリング(98 回実施 ) 地震津波班 : 審査会合 (25 回実施 ) ヒアリング(62 回実施 ) 新規制基準対応の想定スケジュール (JRR-3) 設置変更許可申請 : 平成 26 26 日 第 1 回 ( 地盤安定性 ): 平成 27 年 8 月 31 日 第 2 回 ( 安全確保の考え方 ): 平成 28 年 8 月 24 日 第 3 回 (

N R/B T/B Rw/B 捗 1. 9. 2. 10.CUW 3. 11. 4.2 12. 5. 6. 7. 8.FHM H27.2.25 6. 6.FHM 8.FHM 10.CUW 5. P5,6 H27.3.25 6. 7. 8.FHM 10.CUW FHM FHM FHM (H27.3.19) 7 262014 272015 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 摺 捗 273

目 次 1. 溢水影響評価の概要 2. 溢水源及び溢水量の想定 3. 防護対象設備の設定 4. 溢水防護区画の設定 5. 溢水経路の設定 (No.65 関連 ) 6. 溢水影響評価 7. 溢水防護対策 (No.42,66 関連 ) 8. 溢水影響評価結果 9. 適合性審査状況 1

資料 -5 第 7 回安全性検討会資料 新規制基準適合性審査申請 (No.42,65,66 関連 ) 平成 27 年 8 月 20 日東北電力株式会社 枠囲いの内容は, 商業機密または防護上の観点から公開できません All rights reserved. Copyrights 2015, Tohoku Electric Power Co., Inc. 0 目 次 1. 溢水影響評価の概要

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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

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

ACモーター入門編 サンプルテキスト

技術セミナーテキスト AC モーター入門編 目次 1 AC モーターの位置付けと特徴 2 1-1 AC モーターの位置付け 1-2 AC モーターの特徴 2 AC モーターの基礎 6 2-1 構造 2-2 動作原理 2-3 特性と仕様の見方 2-4 ギヤヘッドの役割 2-5 ギヤヘッドの仕様 2-6 ギヤヘッドの種類 2-7 代表的な AC モーター 3 温度上昇と寿命 32 3-1 温度上昇の考え方

質問 4 過去において発生応力と応力状態 VIAs の基準値を 2.5 倍もの差があるケースは見たことがない 基準地震動を超える程度で重大な損傷を受ける可能性があり これで 工事計画 が認可される理由が分からない 何故認可したのかを明らかにして欲しい 回答 申請者は 本申請において原子力発電所耐震設

衆議院議員大河原まさこ議員 秘書野村様 平成 30 年 11 月 6 日 平素よりお世話になっております 依頼頂いた質問について 下記のとおり回答致します Ⅰについて質問 1 東海第二は 基準地震動程度を約 20% 超える地震または基準地震動程度の地震に二度遭遇した場合 スタビライザの耐震強を超える応力がかかるため 格納容器との取付部が破損することは 工学的に避けられないことを認めるか 回答 原子炉圧力容器スタビライザは

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 - (3)-③ 廃炉協資料(3号カバー)_rev2

福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 資料 (3) (3)3 号機燃料取り出しカバー設置状況 2017 年 9 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社 1. 現状の工事進捗状況 燃料取り出し用カバー等設置工事は2017 年 1 月に着手 走行レール設置作業を6 月 12 日に開始し,7 月 21 日に完了 ドーム屋根設置作業を7 月 22 日に開始 ドーム屋根 1の設置を8 月 29

福島第一原子力発電所多核種除去設備（ＡＬＰＳ）の概要等

福島第一原子力発電所多核種除去設備 (ALPS) の概要等 平成 25 年 3 月 29 日 東京電力株式会社 多核種除去設備設置の目的 多核種除去設備 設置の背景 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 セシウム除去装置 目的 既設水処理設備は主にセシウムを除去するが

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）

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 ) 平成 24 年 8 月 中国電力株式会社 目 次 1. はじめに 2. 発電所の概要 3. 総合評価 ( 一次評価 ) の手法 3.1 評価対象時点 3.2 評価項目 3.3 評価実施方法 3.4 品質保証活動 4. 多重防護の強化策 4.1 アクシデントマネジメント対策 4.2 緊急安全対策および更なる信頼性向上対策

平成 19 年 7 月 16 日に発生した新潟県中越沖地震による柏崎刈羽原子力発電所への影響についてご説明いたします また, 福島第一 福島第二原子力発電所における地質調査についても合わせてご説明いたします 2007 年 7 月 27 日 1

新潟県中越沖地震の影響について 2007 年 7 月 27 日 東京電力株式会社 平成 19 年 7 月 16 日に発生した新潟県中越沖地震による柏崎刈羽原子力発電所への影響についてご説明いたします また, 福島第一 福島第二原子力発電所における地質調査についても合わせてご説明いたします 2007 年 7 月 27 日 1 新潟県中越沖地震による原子力発電所への影響 2007 年 7 月 27 日

2-8 原子炉格納容器ガス管理設備

2.8 原子炉格納容器ガス管理設備 2.8.1 基本設計 2.8.1.1 設置の目的原子炉格納容器ガス管理設備は, 原子炉格納容器内気体の抽気 ろ過等によって, 環境へ放出される放射性物質の濃度及び量を達成できる限り低減することを目的とする また, 未臨界状態, 水素濃度等の監視のため, 原子炉格納容器内のガスを抽気することを目的とする 2.8.1.2 要求される機能 (1) 環境へ放出される放射性物質の濃度及び量を達成できる限り低減できること

技術基準規則 平成 2 年指針 設置法 表 11 再稼動の申請 中の原子炉 https://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/power_plants.html 36

研究 原発はなぜ停まっているのか (2) 原子炉等規制法 実用炉規則 電事法 電事規 技術基準省令 保安省令 設置許可基準規則 35 技術基準規則 平成 2 年指針 設置法 表 11 再稼動の申請 中の原子炉 https://www.nsr.go.jp/activity/regulation/tekigousei/power_plants.html 36 A 別表 4 C D D 37 別表 5 B

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

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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

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

/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

たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ

平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 24 年 3 月 16 日午前 10 時時点 福島第一原子力発電所 1~3 号機地震により停止中 (4~6 号機については地震発生前から定期検査中 ) 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

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

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

全油圧ポンプ仕様表：日本プララド

デジタル自動油圧ポンプ IQ100CF-2 Data Sheet DS 1543 デジタル表示で 1Nm 刻み でトルク設定可能 手動運転 自動運転の選択可能 世界初のタッチパネル自動ポンプ ( 締付トルク値を表示 ) 機種名 最高油圧 IQ100CF-2 70MPa (700bar) 最大吐出量 2 L / 分 ( 高圧時 0.2 L / 分 ) 定格電圧 AC100V 定格消費電力 650W 6.5A

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運転音に配慮した 家庭用燃料電池コージェネレーションシステム の据付けガイドブック 平成 28 年 6 月 燃料電池実用化推進協議会 目次 エネファームの運転音について 1 エネファームの据付け要領 2 1. 据付け場所の選定 2 2. 据付け方法 2 3. 試運転時の確認 2 4. 据付け後の対応 2 表 1 の据付け場所に関する配慮点 3 表 2 据付け推奨例 4 エネファームの運転音について家庭用燃料電池コージェネレーションシステム

資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社

資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 1-4-1 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 概 要 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 55 回 ) 公表資料 保管管理計画における管理方針に基づき 2017 年 6 月改訂版から以下の項目について改訂した 〇 瓦礫等

ボイラー構造規格第 62 条 問 1. 最高使用圧力の異なるボイラーを主蒸気管で継ぐ場合, 低圧側ラインには, 安全弁が必要か 容量は, 高圧蒸気量の容量が必要か ( 下図参照 ) 答 1. 設問の場合は, 低圧側ラインに安全弁は必要である その吹出し設定圧力は, 低圧側ラインの最高使用圧力を超えな

ボイラー構造規格第 62 条 1. 最高使用圧力の異なるボイラーを主蒸気管で継ぐ場合, 低圧側ラインには, 安全弁が必要か 容量は, 高圧蒸気量の容量が必要か ( 下図参照 ) 1. 設の場合は, 低圧側ラインに安全弁は必要である その吹出し設定圧力は, 低圧側ラインの最高使用圧力を超えない値とし, また, 吹出し容量は高圧側蒸気量以上とする ただし, 低圧側ラインの主蒸気管について, その最高使用圧力を高圧側の主蒸気管と同じ

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

資料 -2 固体廃棄物一時保管室での線量の設定 保管容量及び想定発生量について 固体廃棄物一時保管室の線量は 管理区域の区域区分 D(0.25mSv/h 未満 ) に従って管理する 固体廃棄物一時保管室の保管容量は 角形収納容器で 128 個相当である なお 想定する角形収納容器の容量は 約 1m

資料 -1 第 1 棟での核燃料物質の使用の有無について 第 1 棟においては 福島第一原子力発電所内の瓦礫類 ( 瓦礫 資機材 土壌 ) 伐採木 可燃物を焼却した焼却灰 汚染水処理に伴い発生する二次廃棄物 ( 使用済吸着材 沈殿処理生成物 ) 等を分析対象物としている これについては 実施計画の変更認可申請書に記載している ( 2.41.1.2 要求される機能 に記載 ) これらの分析対象物は核燃料物質で汚染されたものである

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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 7 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 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

雨水処理設備増設に関する説明資料 2018 年 2 月 7 日 東京電力ホールディングス株式会社 検査対象設備の概要 中継タンク 淡水化処理 RO 膜装置雨水受入, 処理水タンク 主な検査対象 モバイル RO 膜装置 :2 台淡水化処理 RO 膜装置 :2 台雨水回収タンク :4 基移送配管 : 約 10km モバイル RO 膜装置雨水受入, 処理水タンク : 雨水回収タンク : 雨水回収タンク (H27.1.30

Agilent A-Line セーフティキャップ : 溶媒蒸発の抑制 技術概要 はじめに HPLC および UHPLC システムの移動相は 独特なキャップ付きの溶媒ボトルで通常提供されます ( 図 1) 溶媒ラインは移動相から始まり ボトルキャップを通った後 LC システムに接続されます 溶媒ボトル

Agilent A-Line セーフティキャップ : 溶媒蒸発の抑制 技術概要 はじめに HPLC および UHPLC システムの移動相は 独特なキャップ付きの溶媒ボトルで通常提供されます ( 図 1) 溶媒ラインは移動相から始まり ボトルキャップを通った後 LC システムに接続されます 溶媒ボトルのキャップの重要性は クロマトグラフィーシステムのラボの安全性および性能において見落とされることがしばしばあります

屋内消火栓設備の基準 ( 第 4.2.(3). オ ) を準用すること (2) 高架水槽を用いる加圧送水装置は 屋内消火栓設備の基準 ( 第 4.2.(4). ア イ及びウ ) を準用するほか (1). ア イ及びウの例によること (3) 圧力水槽を用いる加圧送水装置は 屋内消火栓設備の基準 ( 第

第 4 節開放型スプリンクラーヘッドを用いるスプリンクラー設備 第 1 用語の意義この節における用語の意義は 屋内消火栓設備の基準 ( 第 1) の例によるほか 次による 1 放水区域とは 一斉開放弁又は手動式開放弁の作動又は操作により 一定の個数の開放型ヘッドから同時に放水する区域をいう 2 舞台部とは 令第 12 条第 1 項第 2 号に規定する舞台部 ( 奈落を含む ) 及び条例第 40 条第

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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

作業部会長からの報告 資料 -2 J PARCハドロン実験施設における放射性物質漏えい事故検証に係る有識者会議作業部会 1. 作業の経過 2. 放射性物質漏えいの発生と主要な原因 3. 安全管理体制の問題点 第 2 回有識者会議 2013/07/05 KKR ホテル東京 1 1. 作業の経過 第 1

作業部会長からの報告 資料 -2 J PARCハドロン実験施設における放射性物質漏えい事故検証に係る有識者会議作業部会 1. 作業の経過 2. 放射性物質漏えいの発生と主要な原因 3. 安全管理体制の問題点 第 2 回有識者会議 2013/07/05 KKR ホテル東京 1 1. 作業の経過 第 1 回 第 2 回の作業部会での調査検討作業内容 安全管理体制問題点の抽出 法令報告が必要とは認識できなかった理由

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

運営管理に係る教訓と課題 10 項目 1. 地震発生時の各安全機能の確保 (1) 運転員の訓練 (2) 体制の整備 強化 (3) 非常用 DG( ディーゼル発電機 ) 等の作動確認試験について 2. 地震発生に伴い発生した不適合事象 (1) ホウ酸水注入系配管保温材の損傷について ( スライド式遮蔽

新潟県中越沖地震を踏まえた 教訓と課題 10 項目及び不適合事象への対応状況について 平成 20 年 12 月 19 日 0 運営管理に係る教訓と課題 10 項目 1. 地震発生時の各安全機能の確保 (1) 運転員の訓練 (2) 体制の整備 強化 (3) 非常用 DG( ディーゼル発電機 ) 等の作動確認試験について 2. 地震発生に伴い発生した不適合事象 (1) ホウ酸水注入系配管保温材の損傷について

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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

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2013 年秋の大会標準委員会セッション 3( システム安全専門部会 ) 効果的 効率的なアクシテ ントマネシ メントによる総合安全性の向上 (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 9 月 5 日 原子力規制庁青木一哉 1 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

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

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

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第 1 章 設計図書を作成する 設計図書には CAD やパソコンなどを使い システマチックに能率よく作成されるものと 配管レイアウトのように多様なエンジニアリングと他部門との調整のため 多大の工数を要するものとがあります 作成する文書には配管仕様書 ラインリスト 各種計算書 ( 耐圧強度 熱膨張応力 圧力損失 他 ) など 作成する図面には配管レイアウト 配管組立図 アイソメ図 配管スプール図などがあります

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既設再処理施設の 耐震安全性評価実施計画書 平成 18 年 10 月 18 日日本原燃株式会社 目 次 1. 概要 1 2. 評価対象施設 1 3. 耐震安全性評価項目および実施工程 1 4. 評価手順 2 5. その他 3 表 -1 再処理施設における評価対象施設等 4 図 -1 耐震安全性評価全体検討フロー 5 表 -2 耐震安全性評価実施工程 ( 予定 ) 6 表 -3 耐震安全性評価実施体制表

２００１年１月２２日

ミニミニコメント 再稼動申請の疑問 3 内部溢水 東北電力 2015.5.14 資料 1-2-2 で説明されている 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置 構造及び設備の基準に関する規則 ( 設置許可基準規則 ) 第 9 条規定の 内部溢水 ( ないぶいっすい ) に対する評価に 疑問を感じました ここで 内部溢水とは 原発施設内の配管 タンク 消火設備 使用済み燃料プール等から水