<4D F736F F F696E74202D2088C08CA D37208D828C6F944E89BB91CE8DF48B5A8F B8CDD8AB B83685D>

ドラフト版 技術評価を希望する学協会規格について 本資料は 電気事業連合会事務局にて作成中のドラフト版であり 3 月中旬に 事業者の総意として承認を受けた正式版を別途提出しますので 内容に変更が生じる可能性があります 正式版の提出にあたっては 技術評価を希望する背景等の補足説明資料を添付します 3

版 技術評価を希望する学協会規格について 本資料は 電気事業連合会事務局にて作成中の版であり 3 月中旬に 事業者の総意として承認を受けた正式版を別途提出しますので 内容に変更が生じる可能性があります 正式版の提出にあたっては 技術評価を希望する背景等の補足説明資料を添付します 3 月中旬の事業者資料を確認いただき 必要があれば面談等で事業者から説明を行います 技術評価を希望する規格の抽出について

Microsoft Word - HP掲載意見1.doc

( 頂いたご意見 ) 科学 ( 岩波書店 )10 月号掲載の拙文 原子炉圧力容器の脆化予測は破綻している を添付資料で送るのでご覧いただきたい 原子力安全 保安院の 高経年化技術評価に関する意見聴取会 における議論を注目してきており 脆化予測式に関しては, 保安院は 学術的内容であるから学協会 ( 日本電気協会 ) で検討していただく という態度であったため 日本電気協会 ( 貴構造分科会 ) でどのような検討が行われているかを注目している

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

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

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

Microsoft Word - HP掲載意見2.doc

( 頂いたご意見 ) JEAC4201-2007 原子炉構造材の監視試験方法 の改定審議についての意見このメールに添付した文書を関村直人 ( 原子力規格委員会委員長 ), 吉村忍 ( 構造分科会分科会長 ) のお二人にお渡しください. 貴会の各種委員会議事録は詳しい記述があり, 規格作成手続きの公平 透明 中立性を確保する観点から 委員会の審議を公開する との趣旨に適っています. しかし, 議事録にはどの委員が発言されたか明記されていません.

<4D F736F F F696E74202D F192E897E18CA48B8689EF5F8E9B926E976C EF CADDC4DEB1B3C4816A2E B8CDD8AB B83685D>

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

<4D F736F F D204A534D4582B182EA82DC82C582CC92B28DB88FF38BB54E524195F18D E90DA8B4B8A69816A5F F E646F63>

JSME 発電用原子力設備規格溶接規格 (JSME S NB1-2012 年版 /2013 年追補 ) 正誤表 (1/6) 2014 年 12 月 1-47 N-8100 非破壊試験 N-8100 非破壊試験 (1) N-8050(1) 及び N-8130(2) の非破壊試験は, 次の各号によらなければならない 2) 3) 4) N-8100 非破壊試験 2010 年 (1) N-8050 及び N-8130(2)

「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

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...

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

Microsoft PowerPoint - 第8章 [互換モード]

第 8 章クリープと環境強度 目的 クリープ現象および環境強度に関する基本的な事項を理解する. 8.1 クリープ 8.1.1 クリープの重要性 8.1.2 事例紹介 8.1.3 クリープ曲線 8.1.4 クリープの機構 8.1.5 変形機構図 8.2 環境強度 8.2.1 温度の影響 8.2.2 環境の影響 8.1 クリープ 8.1.1 クリープの重要性 クリープ (creep) 材料に一定荷重を加えたまま,

< 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,

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

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

建設炉燃料装荷前まので施設管理全体イメージ 電気事業連合会 1 要求事項 A. 各種要求 ( 規制 新知見等 ) C. 各種ニーズ 施範設囲管の理策の定対象 施設管の理設の定重要度 設計及び工事の計画 ( 供用前点検計画含む ) B. 設置 ( 変計画更 ) 許可 策活動管理指定標の

2018 年 10 月 5 日 電気事業連合会 施設管理に係る検討状況 ( 建設炉 ) 建設炉燃料装荷前まので施設管理全体イメージ 建設炉燃料装荷 ~ 営業運転開始の施設管理全体イメージ 建設炉新制度下における計画の整理 施設管理方針 施設管理目標の設定例 ( 建設炉 ) 建設炉燃料装荷前まので施設管理全体イメージ 2018..1 電気事業連合会 1 要求事項 A. 各種要求 ( 規制 新知見等 )

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

<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

<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

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

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

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

< 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

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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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

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

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.

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

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,

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水化学ロードマップ 2009 平成 21 年 6 月 ロードマップフォローアップ小委員会 ( 社 ) 日本原子力学会水化学部会 目次 1. はじめに 1-1 2. 水化学ロードマップ策定の意義 2-1 3. 水化学ロードマップ策定およびフォローアップの実施体制 3-1 4. 水化学を取り巻く環境の変化 4-1 5. 水化学ロードマップフォローアップの基本方針 5-1 6. 水化学ロードマップ 2009

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)

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

中期目標期間の業務実績報告書

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 25 26 27 28 29 30 31 32 33 34 35 36 37 38 39 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73

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,

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

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,

<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

SCC IASCC 3 2

2007 1 26 1 37 55 2000 4 30 60 2002 2003 4 17 CO 2 2 SA533B BWR SUS316L 1 SCC IASCC 3 2 1991 2 PWR 1 1.3 1.5mm 1 2 1 100 10 10 3 0.6 m 3 10 4 1995 2 4 1999 L 1 2 5 6 2004 3 5 BWR 2002 4. SCC SCC SUS304

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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

Microsoft PowerPoint - 解析評価説明（社外）rev18.ppt

資料 3 新潟県中越沖地震による設備の 解析的影響評価 平成 19 年 11 月 東京電力株式会社 目次 中越沖地震による設備健全性確認への取り組みについて 解析的影響評価について 解析的影響評価の方針 ( 規格に従った評価を実施 ) 解析的影響評価の流れ ( 耐震裕度の大きな設備は選定基準を設けて評価を簡略化, 評価が厳しい設備はより実機の状態を反映した解析 評価を実施 ) 耐震設計における余裕度

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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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 )

Microsoft PowerPoint - 01_内田 先生.pptx

平成 24 年度 SCOPE 研究開発助成成果報告会 ( 平成 22 年度採択 ) 塩害劣化した RC スラブの一例 非破壊評価を援用した港湾コンクリート構造物の塩害劣化予測手法の開発 かぶりコンクリートのはく落 大阪大学大学院鎌田敏郎佐賀大学大学院 内田慎哉 の腐食によりコンクリート表面に発生したひび割れ ( 腐食ひび割れ ) コンクリート構造物の合理的な維持管理 ( 理想 ) 開発した手法 点検

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

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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

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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報告書の提出について

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報告書の提出について 平成 3 年 月 日中国電力株式会社 当社は, 経済産業省原子力安全 保安院の指示 ( 平成 8 年 9 月 0 日 ) に基づき, 島根原子力発電所の耐震安全性評価を行ってきましたが, 本日, 島根原子力発電所 3 号機の耐震安全性評価結果を取りまとめ, 原子力安全 保安院に報告書を提出しました

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

平成 24 年度事業報告の概要 世界最高水準の安全性の追求 ~ たゆまぬ Excellence をめざして ~ Copyright 2012 by Japan Nuclear Safety Institute. All Rights Reserved. 一般社団法人原子力安全推進協会 Japan N

平成 24 年度事業報告の概要 1 はじめに 原子力安全推進協会 ( 以下 JANSI) は 平成 23 年 3 月に発生の 福島第一事故 の反省を踏まえ シビアアクシデント ( 以下 SA) 対策を含む我が国の 原子力発電所の安全確保対策をより一層強化する ため 平成 24 年 11 月に日本原子力技術協会を改組 して 新たな組織として発足し 事業を開始 2 (1) 組織名称

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

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

（様式＊＊）

高圧水素を充填する複合容器蓄圧器の技術基準の検討状況 ( 一般財団法人石油エネルギー技術センター自動車 新燃料部 ) 川付正明 吉田剛 小林拡 石本裕保 川又和憲 中妻孝之 岡崎順二 1. 研究開発の目的 1.1 目的本研究開発は 国立研究開発法人新エネルギー 産業技術総合開発機構 (NEDO) が実施する 水素利用技術研究開発事業 において 東京大学 高圧ガス保安協会 (KHK) 石油エネルギー技術センター

《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

日本機械学会　発電用設備規格委員会　原子力専門委員会

日本機械学会発電用設備規格委員会原子力専門委員会 第 125 回維持規格分科会議事録 1. 日時 : 2011 年 2 月 15 日 ( 水 )13:30~19:30 2. 場所 : 日本機械学会第 1 会議室 3. 出席者 : 野村主査 ( 関電 ) 齋藤副主査( 東芝 ) 宮崎幹事( 日立 ) 町田幹事(TEPSYS) 新井幹事 ( 電中研 ) 鹿島( 電中研 ) 小山( 三菱 ) 若井(JAEA)

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

EOS: 材料データシート(アルミニウム)

EOS EOS は EOSINT M システムで処理できるように最適化された粉末状のアルミニウム合金である 本書は 下記のシステム仕様により EOS 粉末 (EOS art.-no. 9011-0024) で造形した部品の情報とデータを提供する - EOSINT M 270 Installation Mode Xtended PSW 3.4 とデフォルトジョブ AlSi10Mg_030_default.job

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

（p.52-57）392-10

Fatigue Life Prediction of Welded Structures Based on Crack Growth Analysis Abstract A fatigue life prediction system for welded structures has been developed based on crack growth analysis. In the developed

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

<4D F736F F F696E74202D E9197BF C A8B9091E5926E906B82D682CC91CE899E82CC95FB8CFC90AB2E B8CDD8AB B83685D>

資料 3-3 地震を巡る最近の動きと 今後の対応について 平成 25 年 3 月経済産業省商務流通保安グループ 目次 ページ 1 産業保安各法令で求める耐震基準 2~3 2 地域係数のマップの比較 4 3 地震動予測の変化 5 4 想定する頻度による地震動の違い 6 5 東日本大震災を踏まえた耐震基準の検討結果 7 6 南海トラフ巨大地震 首都直下地震等の想定 8 7 地震を巡る今後の対応を検討するに当たり考慮すべき事項

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

SCCに対する保安院の取組み

( ) 75 1 1 : SCC 2 ( 16) NISA 3 PWR ( 17616NISA ) 4 BWR 5 BWR 6 7 ( 16) 8 2 (1) Stress Corrosion Cracking (IGSCC: Intergranular Stress Corrosion Cracking) Transgranular Stress Corrosion Cracking) Irradiation

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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平成 18 年 9 月 12 日 各 位 会社名中部電力株式会社代表者名取締役社長三田敏雄 ( コード番号 902 東証 大証 名証 1 部 ) 問合せ先原子力部業務グループ長増田博武 (TEL.02-91-82) 浜岡原子力発電所 号機低圧タービンの点検状況について ( 続報 ) 浜岡原子力発電所 号機の低圧タービンについて これまでの点検および工場に おける試験 解析等による調査結果等についてお知らせいたします

1．2．5．2　フェライト/マルテンサイト鋼ラッパ管の開発

1.2.5.2 共通技術高強度フェライト / マルテンサイト鋼ラッパ管の開発 (1/5) 研究の背景 / 目的高速中性子照射下での耐スエリング性がオーステナイト系ステンレス鋼に比べて格段に優れ 長期使用が期待できるフェライト / マルテンサイト鋼 ( 以下 鋼 : 公称組成 0.12C-11Cr 0.5Mo 2W-0.2V-0.05Nb-0.05N) は実用化集合体ラッパ管材料として期待されている

<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 (

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

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

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

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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

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負荷応力方向 負荷応力方向 クリープひずみ (%) 研究成果 1 平成 29 年度研究成果報告会 Ni 基合金 HR6W のクリープ条件下での損傷シミュレーションと結晶方位解析 Ni 基合金 HR6W 供試材料 (45Ni-2Cr-7W) 平均結晶粒径 : 約 26µm A-USC 候補材としてクリープ強度 クリープ延性 大径厚肉管の製造性や耐熱疲労特性を重視し開発された 緒方隆志 金属組織 1µm

1. 米国の規制体系における SSC 分類に関連する主要な規則類 設計 / 建設段階 運転管理段階 10CFR50.2( 定義 ) 規則 (10CFR50) 10CFR50 App.A GDC ( 一般設計規則 ) 10CFR50.65 ( 保守規則 ) 10CFR50.55a ( 規格標準規則 )

重分小委第 1-3-2 号 米国における構築物 系統及び機器分類の考え方とリスク情報活用 2008 年 6 月 25 日 原子力安全委員会事務局 本資料の構成 1. 米国の規制体系におけるSSC 分類に関連する主要な規則類 2. 米国の規制体系におけるSSC 分類の考え方 3. リスク情報を活用したSSC 分類 4. 運転管理段階におけるリスク情報の活用 5. パイロットプログラムの状況 6. 実施にあたっての留意事項

水化学標準作成への取り組み

BWR および PWR 水化学管理の体系化 ( 社 ) 日本原子力学会 水化学部会 第 4 回定例研究会 電力中央研究所狛江地区第 3 棟 31 会議室 平成 20 年 6 月 13 日 電力中央研究所材料科学研究所 平野秀朗 藤原和俊 堂前雅史 河村浩孝 ご紹介内容 1. 背景および経緯 2. 火力 ボイラの給水及びボイラ水に係わるJIS 規格 3. 日本原子力学会の標準 4. 軽水炉水化学管理の体系化

1. 災害調査の概要 1.1 災害の種類塩酸供給バルブからの塩酸漏洩 略 1.4 災害概要清掃工場の汚水処理設備施設において, 純水設備へ塩酸を供給するため, 塩酸貯槽 (6 m 3 ) から 35% 濃度の塩酸をマグネットポンプにて圧送していたところ, 塩酸貯槽のレベル異常 ( 水

災害調査報告書 清掃工場の汚水処理設備における塩酸漏洩災害 独立行政法人労働安全衛生総合研究所 1 1. 災害調査の概要 1.1 災害の種類塩酸供給バルブからの塩酸漏洩 1.2 1.3 略 1.4 災害概要清掃工場の汚水処理設備施設において, 純水設備へ塩酸を供給するため, 塩酸貯槽 (6 m 3 ) から 35% 濃度の塩酸をマグネットポンプにて圧送していたところ, 塩酸貯槽のレベル異常 ( 水位検出による塩酸量の不足

«Simple Apparatus» ATEX 準拠 904 プレソスタット スイスを拠点とする Trafag は 圧力 温度測定用の高品質センサおよびモニ タ機器の国際的な大手サプライヤです x 用途 N N 防爆領域 特徴 NN N N N N N N N N コンパクトな形状 堅固な筐体 保護

プレソスタット スイスを拠点とする Trafag は 圧力 温度測定用の高品質センサおよびモニ タ機器の国際的な大手サプライヤです x 用途 防爆領域 特徴 NN コンパクトな形状 堅固な筐体 保護等級 IP65 任意の取り付け姿勢 簡素な運転油脂 を防爆ゾーンで使用可能 データシート 02/2017 技術データ測定原理 ベローズ 繰返し精度 ± 1.0 % FS typ. 測定範囲 -0.9...

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び

表 4 LP 施工条件の一覧 番号 Ep [mj] D [mm] Np [1 / mm 2 ] G [GW / cm 2 ] Cv [%] LP LP LP LP LP LP 図

レーザピーニングによる溶接部の疲労強度向上とき裂の無害化 横浜国立大学大学院工学研究院教授高橋宏治 ( 平成 27 年度一般研究開発助成 AF-215211) キーワード : レーザピーニング, 溶接部, 圧縮残留応力, 疲労強度 1. 研究の背景と目的溶接部では溶接余盛の形成に伴う応力集中や熱影響による引張残留応力の発生により, 疲労き裂や応力腐食割れ等の疲労強度上有害な表面欠陥が発生しやすい.

資料3　もんじゅサイトを活用した新たな試験研究炉の在り方に関する調査概要

資料 3 科学技術 学術審議会研究計画 評価分科会原子力科学技術委員会原子力研究開発基盤作業部会 ( 第 6 回 ) H30.3.29 もんじゅサイトを活用した新たな試験研究炉の在り方に関する調査概要 平成 30 年 3 月 29 日文部科学省 もんじゅ サイトを活用した新たな試験研究炉に関する検討 1. 背景 平成 28 年 12 月に開催された 原子力関係閣僚会議 において下記が決定 将来的に

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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...1...1...4...4...4...4...4...7...7...9... 11...13...13...15...17 21 2 19 ( 1) 10 1 21 2 19 2 26 3 11 67 106 10 21 3 13 10 1 21 6 16 10 10 10 11 14 14 PT GM GM 14 MVT-1 RT UT 10 14 JSME (2005) 14

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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

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

<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

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機械 構造物の破損事故の多くが疲労により発生します. 応力腐食割れ遅れ破壊 変形, 座屈 その他 水素脆化 クリープ 疲労 不安定破壊 腐食疲労 高温疲労熱疲労 転動疲労フレッティング疲労 機械構造物の破損事例の様式別比率 ( 日本材料学会編疲労設計便覧 ) 2 想定すべき疲労モードは多岐にわたる 負荷 過大な負荷 低サイクル疲労 高サイクル疲労 熱疲労 クリープ疲労 過大負荷影響 + 照射効果,

試験研究炉の状況について

第 12 回東海フォーラム 研究炉の運転再開への 取組みについて 平成 29 年 7 月 6 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 原子力科学研究所長湊和生 原子力科学研究所の沿革 1956 1965 1975 1985 1995 2005 2015 2017 日本原子力研究所発足 東海研究所設置 我が国初の原子炉 JRR-1 臨界 JRR-2 臨界 JRR-3 臨界 我が国初の原子力発電に成功

極厚H形鋼・NSGH®鋼・NS-TWH®鋼

極厚 NSG 鋼 NS-T 鋼 極厚 400 400 シリーズ ( 板厚 30 以上のサイズ ) 500 500 シリーズ ( 全てのサイズ ) より構成される 主に 柱に使用される です (NS-T 鋼のサイズを除く ) NSG 鋼 400 400シリーズ 500 500シリーズの内 国土交通大臣認定材の総称です 490N 級 520N 級については フランジまたはウエブの板厚が 40を超えるものが対象です

参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構

参考資料 1 常陽 に関する参考資料 平成 28 年 10 月 27 日 国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 内容 常陽 の概要と特徴 常陽 の再稼働に向けた取組み 常陽 照射試験の国際的ニーズ 実証炉に向けた研究開発ニーズ 高速実験炉 常陽 の概要 [ 主要仕様等 ] 高速増殖炉の基本特性である増殖性能を確認した後 燃料 材料を開発する照射場として運転することを目的とした高速実験炉 運転履歴初臨界

Microsoft Word - RKTC6_第6回 議事録（承認）.doc

標準委員会第 6 回リスク専門部会議事録 1. 日時 2009 年 10 月 7 日 ( 水 ) 14:30~17:15 2. 場所 ( 独 ) 原子力安全基盤機構別館 11 階 A,B 会議室 3. 出席者 ( 敬称略 ) ( 出席委員 ) 平野 ( 光 )( 部会長 ), 山口 ( 副部会長 ), 成宮 ( 幹事 ), 野中, 本間, 吉田 ( 一 ), 倉本, 松岡, 松本, 橋本, 町田,

１号機のアクセスルート構築に関する溶接技術の概念検討 仕様書

図書番号 : RPD-FJ-6124 改訂番号 : 0 平成 27 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 原子炉格納容器内部調査技術の開発 ) 1 号機のアクセスルート構築に関する溶接技術の概念検討 仕様書 平成 28 年 7 月 13 日 日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 改訂履歴 改訂改訂内容年月日承認審査作成番号 0 初版発行 H28.7.13 野中佐藤貴田中志 目次

JSME-JT

1798 日本機械学会論文集 (A 編 ) 77 巻 782 号 (2011-10) 原著論文.2011-JAT-0687 * Influence of n-destructive Examination Performance on Reliability of Pipes Having Stress Corrosion Cracks Hideo MACHIDA *1 *1 TEPCO SYSTEMS

Microsoft PowerPoint - No.7-2　タービンＮＩＳＡ資料.ppt [互換モード]

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

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

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

新技術説明会　様式例

別紙 5 機械製品の疲労寿命予測のための X 線 3 次元残留応力推定法 工学院大学工学部機械システム工学科助教小川雅 平成 30 年 12 月 4 日 1 疲労破壊 ある日, 突然破壊する 1985 年日航機墜落 2007 年 エキスポランド ジェットコースター脱輪 メカニズムは多く解明済み 静的破壊 : 13% 腐食 破裂等 : 3% SCC 遅れ破壊 : 5% 熱 腐食 転動 疲労 : 11%

水化学管理の基礎 －化学の役割についてー

水化学管理標準に係る取組みについて 水化学管理標準の概要 平成 24 年 6 月 1 日 日本原子力発電株式会社久宗健志 1 水化学管理標準策定の目的 1. 水化学が果たすべき役割 使命 2. 原子力学会における水化学標準策定のねらい 3. 化学管理に係る法令などの体系 4. 日本機械学会 / 維持規格の適用上の課題 5. システム安全合同タスクグループの目的 6. 水化学標準の体系と活用 ( 案

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図書番号 : RPP-FJ-1022 改訂番号 : 0 平成 27 年度補正予算 廃炉 汚染水対策事業費補助金 ( 原子炉圧力容器内部調査技術の開発 ) 穴開け装置の概念設計及び要素試作 仕様書 平成 28 年 8 月 29 日 日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 目次 1. 件名 1 2. 適用範囲 1 3. 原子炉圧力容器内部調査技術の開発の概要 目的 1 4. 穴開け装置の概念設計及び要素試作

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別紙 1 女川原子力発電所 2 号機第 10 回定期検査の状況 ( 平成 21 年 7 月分 ) 1. 定期検査の進捗状況女川原子力発電所 2 号機は 平成 21 年 3 月 26 日より第 10 回定期検査を実施しております 現在 耐震裕度向上工事を行っております ( 添付 -1 女川原子力発電所 2 号機第 10 回定期検査主要点検工程表参照 ) 2. 主要機器の点検状況 主な機器の点検状況は以下のとおりです

国土技術政策総合研究所資料

5. 鉄筋コンクリート橋脚の耐震補強設計における考え方 5.1 平成 24 年の道路橋示方書における鉄筋コンクリート橋脚に関する規定の改定のねらい H24 道示 Ⅴの改定においては, 橋の耐震性能と部材に求められる限界状態の関係をより明確にすることによる耐震設計の説明性の向上を図るとともに, 次の2 点に対応するために, 耐震性能に応じた限界状態に相当する変位を直接的に算出する方法に見直した 1)

Microsoft PowerPoint - 口頭発表_折り畳み自転車

1 公道走行を再現した振動試験による折り畳み自転車の破損状況 ~ 公道での繰り返し走行を再現した結果 ~ 2 公道走行を想定した試験用路面について 九州支所製品安全技術課清水寛治 目次 1. 折り畳み自転車のフレームはどのように破損するのか公道の走行振動を再現する自転車用ロードシミュレータについて繰り返し走行を想定した折り畳み自転車の破損部の特徴 ~ 公道による振動を繰り返し再現した結果 ~ 2.

Microsoft Word - 1_H20報告書_概要_表紙と通年要旨1_R6.doc

革新的実用原子力技術開発費補助事業平成 20 年度成果報告書概要版 Innovative and Viable Nuclear Energy Technology (IVNET) Development Project 超臨界圧水冷却炉 (SCWR) の材料開発 超臨界圧水中腐食の評価 平成 21 年 3 月 株式会社東芝株式会社日立製作所日立 GE ニュークリア エナシ ー株式会社東北大学日本原子力研究開発機構