添付資料 敦賀発電所 1 号機 第 31 回定期検査の実施状況 1. 主要工事等 (1) 主発電機用励磁機取替工事 ( 図 -1 参照 ) 設備信頼性維持の観点から 主発電機用励磁機 を同じ仕様の新品に取り替えました 励磁機とは 主発電機の回転子コイルに電流を供給するための機器 (2) 原子炉圧力容

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

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 D20874E82528D C A A B838B A>

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

《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

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

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

高浜発電所４号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について

平成 29 年 5 月 16 日 各 位 会社名関西電力株式会社代表者名取締役社長岩根茂樹 ( コート :9503 東証第一部 ) 問合せ先経理部長坂田道哉 T E L 06-6441-8821 高浜発電所 4 号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について 高浜発電所 4 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 87 万キロワット 定格熱出力 266 万キロワット ) は 平成 23 年 7

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

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

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

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 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

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

福島第二原子力発電所第 1 号機 平成 19 年度 ( 第 19 回 ) 定期事業者検査の実施状況について 平成 19 年 12 月 東京電力株式会社

福島第二原子力発電所第 1 号機 平成 19 年度 ( 第 19 回 ) 定期事業者検査の実施状況について 平成 19 年 12 月 東京電力株式会社 目 次 1. 定期事業者検査の概要 1 2. 定期事業者検査の工程 2 3. 定期事業者検査等の結果 2 4. 主要改造工事等の概要について 7 5. 定期事業者検査中に発生した主な不具合の処理状況について 7 6. 定期事業者検査中に実施する主要トラブル水平展開工事

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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

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

1. 東北地方太平洋沖地震 発生日時 :2011 年 3 月 11 日 14:46 発生場所 : 三陸沖 ( 北緯 38.1 度, 東経 度 ) 深さ : 24 km マグニチュード : 9.0 震度 ( 気象庁発表 ): 楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町で震度 6 強 震源位置と原子力発

東北地方太平洋沖地震後の福島第二原子力発電所の状況について 2011 年 11 月 29 日 東京電力株式会社福島第二原子力発電所 1. 東北地方太平洋沖地震 発生日時 :2011 年 3 月 11 日 14:46 発生場所 : 三陸沖 ( 北緯 38.1 度, 東経 142.9 度 ) 深さ : 24 km マグニチュード : 9.0 震度 ( 気象庁発表 ): 楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町で震度

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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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

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

(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

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 Word - \207V10\215\\\221\242\212\356\217\200P44-52.doc)

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 (

IM-P Rev.1 AB Issue FV 型フラッシュ タンク取扱説明書 1. 製品仕様 2. 設置 3. 始動前 4. 運転 5. 保守

IM-P404-10 Rev.1 AB Issue 2 160108 FV 型フラッシュ タンク取扱説明書 1. 製品仕様 2. 設置 3. 始動前 4. 運転 5. 保守 1. 商品仕様 1.1 概要 スパイラックス サーコの商品は厳格な規格により設計 製造および検査していますので 最新のシステムに適合しています スパイラックス サーコの提案に合わせて 商品の選定 設置および保守を行ないますと 安全基準および設計基準を満たします

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 )

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

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

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

<4D F736F F D D F944D8CF08AB78AED82CC E682E889C AB834B A682A DC58F4994C

整理番号 2017-138 発生日時 2017 年 5 月 5 日 ( 金 ) 0 時 40 分施設名称連続再生式接触改質装置 ガスの種類および名称液化石油ガス ( 原料 : 重質ナフサ ) 高圧ガス事故概要報告事故の呼称熱交換器のフランジより可燃性ガス漏えい 火災事故発生場所三重県四日市市 機器熱交換器 事故発生事象 1 次 ) 漏えい 2 2 次 ) 火災 材質本体フランジ :SFVC2A ボルト

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

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

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 格納容器ベント設備の更なる改善への取組みについて 設置許可申請以降も安全性を向上させるため, 更なる安全対策の実施等, 継続的に改善を行っています (1) 格納容器ベント実施時期の延伸 設置許可申請ケース (25 時間後ベントケース ) の評価条件見直し 更なる安全対策の実施, 訓練による要員の力量向上や運用面の改善等を踏まえ,

はじめに 1 私ども原子力事業者は 福島第一原子力発電所事故の反省に立ち 自主的 継続的に安全性向上活動を推進していかなければ日本の原子力に明日はない という危機感のもと 様々な安全性向上活動を推進してきた とくに 安全性の向上とリスクの低減に向け 確率論的リスク評価 ( 以下 PRA) を意思決定

原子力リスク研究センターシンポジウム 2018 リスク情報の活用に向けた戦略プラン 及びアクションプランについて 2018 年 2 月 8 日 電気事業連合会 はじめに 1 私ども原子力事業者は 福島第一原子力発電所事故の反省に立ち 自主的 継続的に安全性向上活動を推進していかなければ日本の原子力に明日はない という危機感のもと 様々な安全性向上活動を推進してきた とくに 安全性の向上とリスクの低減に向け

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

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

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

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

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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

「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

/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

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

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

Microsoft Word - 本文（高圧圧縮油漏れ）H25.8.7r6.doc

伊方発電所圧縮減容固化設備 高圧圧縮減容装置の油圧系統継手部からの油漏れについて 平成 25 年 9 月四国電力株式会社 1. 件名 伊方発電所圧縮減容固化設備高圧圧縮減容装置の油圧系統継手部からの油漏れについて 2. 事象発生の日時 平成 25 年 8 月 7 日 10 時 44 分 ( 確認 ) 3. 事象発生の設備 圧縮減容固化設備高圧圧縮減容装置 4. 事象発生時の運転状況 1 号機第 28

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

目 次 産業洗浄技能検定試験の試験科目及びその範囲並びにその細目 1 ページ 制定昭和 61 年度改正平成 28 年度 産業洗浄 ( 見直し ) 職業能力開発専門調査員会 ( 平成 25 年度 ) 氏名所属氏名所属 清滝一宏栗田エンジニアリング ( 株 ) 坂内泰英荏原工業洗浄 ( 株 ) 鷺谷洋一

産業洗浄技能検定試験の試験科目及びその範囲並びにその細目 平成 28 年 4 月 厚生労働省職業能力開発局 目 次 産業洗浄技能検定試験の試験科目及びその範囲並びにその細目 1 ページ 制定昭和 61 年度改正平成 28 年度 産業洗浄 ( 見直し ) 職業能力開発専門調査員会 ( 平成 25 年度 ) 氏名所属氏名所属 清滝一宏栗田エンジニアリング ( 株 ) 坂内泰英荏原工業洗浄 ( 株 ) 鷺谷洋一日揮プラントイノベーション

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

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

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,

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,

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

別紙 十分な知見を有する者について 1. 定期点検について専門点検 ( 簡易点検により 漏えい又は故障等を確認した場合に 可能な限り速やかに実施することとされている ) 及び定期点検については フロン類の性状及び取扱いの方法並びにエアコンディショナー 冷蔵機器及び冷凍機器の構造並びに運転方法について

別紙 十分な知見を有する者について 1. 定期点検について専門点検 ( 簡易点検により 漏えい又は故障等を確認した場合に 可能な限り速やかに実施することとされている ) 及び定期点検については フロン類の性状及び取扱いの方法並びにエアコンディショナー 冷蔵機器及び冷凍機器の構造並びに運転方法について十分な知見を有する者が 検査を自ら行い又は検査に立ち会うこととされている ここで 十分な知見を有する者に求められる具体的な知識は

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

アスカフレックス瞬間流量計カタログ

アスカフレックス 瞬間流量計 'Pitot Tube' Moment low Meter M ピトー管式瞬間流量計 ASUKA LEX is ideal for checking the moment flow as a design at the moment. シリーズ Angle Type M-03/M-01 Straight Type M-00-LS/LI Separate Type M-00-I

エコキュート配管系統図代表例 フルオート機 機器内部 貯湯ユニット タンク 給湯ＴＨ 給湯流量センサ 混合水栓 FLS M M 給湯混合弁 逃がし弁 熱交換器 FLS 流量 センサ 熱交循環 残湯TH Ａ 湯はりTH 残湯TH Ｂ TH 残湯TH Ｃ 水流 スイッチ 残湯TH Ｄ 水温TH 浴槽 R

保守 家庭用ヒート給湯機の保守 点検ガイドライン 点検のおすすめ エコキュート を 長く安心して お使いいただくために エコキュートは家庭での給湯を主として使用されております 突然の故障により お湯が使用できなくなることで 不便さや出費がかさむことになります また 長く安心してご使用していただくためには定期的な点検と部品交換などが不可欠となります 快適にご使用していただくために 保守 点検ガイドライン

福島第二原子力発電所 1 号機平成 19 年度定期事業者検査工程表 月平成 19 年 9 月 10 月 11 月 12 月平成 20 年 1 月日 設備名延日数

福島第二原子力発電所 1 号機平成 19 年度定期事業者検査工程表 月平成 19 年 9 月 10 月 11 月 12 月平成 20 年 1 月日 1 10 20 30 1 10 20 31 1 10 20 30 1 10 20 31 1 10 20 31 設備名延日数 1 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120 130 9/24 解列 12/22 制御棒引抜

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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 ~)

DHP indd

天井蔭蔽形 DP-C-6 コイルタイプ 標準 4R コイル ACVφ 管式 コイル能力表 TYPE:C-6/ P. ファン風量 - 静圧特性 C-6 P.45 5Pa DP-C-6 形 騒音測定位置 C-6 形 配管接続口 点検口 45 45 以上 ( 側 エア抜き操作 バルブ操作用 ) 点検口 吊りボルト位置 ( 4 カ所 ) 4 9 ユニットサイズ # # #9 形名 55 風量 m /h 機外静圧

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

「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

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

作確認2. 安全点検 安全点検は 試運転と燃料取出し作業時との条件の違いによる設備の不具合発生リスクを抽出を目的として 異常が確認されているケーブル コネクタを仮復旧 し 機器単品や安全系インターロック並びに燃料取出し作業を模擬した組み合わせの動作確認を実施する さらに 設備設置環境の影響による経年

3 号機燃料取扱設備の安全点検の進捗状況について 2018/10/25 東京電力ホールディングス株式会社 1. 燃料取扱設備不具合に対する今後の対応 ケーブルの抵抗異常が複数確認されたため 燃料取出し開始までに設備の信頼性を万全にする必要がある また 不具合箇所復旧は品質管理について確認したうえで実施する ケーブル調査現場仮復旧品質管理確認 既設設備と比較 予備品購入トラブル復旧手順作成環境対策 安全点検

Microsoft Word - HM doc

HM-1019 REV.2 取扱説明書 移充填弁 LPF-265 LPF-101 LPF-200BN LPF-240N 目次 ページ 1. 概要 2 2. 製品名 2 3. 使用範囲 2 4. 構造と特徴 3 5. 運搬及び保管 3 6. 配管要領 3 7. 使用上の注意 3 8. 点検及び保守 4 9. 交換部品 4 10. 保証 4 11. 安全に対するお願い 4 12. アフターサービス 4

子炉の状圧力容器上蓋開原地震発生時の発電所の状況と現況 地震発生時の状況 運転状況 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 5 号機 6 号機 7 号機 定検中 起動中 ( 定検中 ) 運転中運転中定検中定検中運転中 原子炉自動停止 燃料の所在 全燃料取出済 況格納容器上蓋開 炉内炉内炉内炉内炉内炉

新潟県中越沖地震に伴う柏崎刈羽原子力発電所の状況等 (2) 平成 19 年 10 月 2 日 東京電力株式会社 子炉の状圧力容器上蓋開原地震発生時の発電所の状況と現況 地震発生時の状況 運転状況 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 5 号機 6 号機 7 号機 定検中 起動中 ( 定検中 ) 運転中運転中定検中定検中運転中 原子炉自動停止 燃料の所在 全燃料取出済 況格納容器上蓋開 炉内炉内炉内炉内炉内炉内

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

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

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

19 ページ 19 ページ a. 原子炉 使用済燃料プールへの代替注水及び淡水移送機能号機 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機負荷復水移送ポンプ 残留熱除去系封 4D-1 水ポンプ等の負 荷容量 a. 原子炉 使用済燃料プールへの代替注水及び淡水移

7 ページ 7 ページ 5.6 構造等を踏まえた当面必要となる対応策の実施 (1) 安全上重要な設備が設置されている建屋の浸水防止余震の津波 浸水による電源や除熱機能の喪失を防止するため 津波発生時に発電所構内へ集中的に津波が遡上した発電所南側海岸アクセス道路に築堤すると共に熱交換器建屋扉 ハッチ廻りに土嚢を積み 浸水防止対策を実施した ( 添付資料 -9) (2) 構内道路等のアクセス性確保津波来襲後の構内道路等のアクセス性の確保のため

技術と信頼のトレードマーク JWWA B 水道用サドル付分水栓 ボール式 水道用ポリエチレン管サドル付分水栓 ボール式 素 敵な 創造 人へ 未 来へ 株式 会社

技術と信頼のトレードマーク 水道用サドル付分水栓 ボール式 水道用ポリエチレン管サドル付分水栓 ボール式 素 敵な 創造 人へ 未 来へ 株式 会社 水道用サドル付分水栓 ( ボール式 ) 品揃え 水道用サドル付分水栓接続構造ねじ式注 )( ) 内 規格準拠品 0 0 0 0 () K- () () () () () K- () () ( ) () () ( ) () () () () () 水道用サドル付分水栓接続構造フランジ式注

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日本におけるにおける ビルと住宅住宅の電気設備の保守管理保守管理と検査 中部電気保安協会保安部 業務内容 日本全国の電気保安協会 調査業務 ( 一般家庭など ) 電力会社から委託を受け住宅などの電気安全診断を実施 保安業務 ( ビル 工場など ) 電気設備設置者から委託を受け保安管理業務を実施 広報業務電気の安全使用に関した広報業務を実施 電気工作物発表内容 1 電気工作物の構成 2 電気工作物の保安体制

資料 女川原子力発電所 2 号炉 重大事故等対策の有効性評価について 補足説明資料 平成 29 年 12 月 東北電力株式会社 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 1-1-4 女川原子力発電所 2 号炉 重大事故等対策の有効性評価について 補足説明資料 平成 29 年 12 月 東北電力株式会社 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 1 有効性評価における先行プラントとの主要な相違点について 2 原子炉水位及びインターロックの概要 3 平均出力燃料集合体に燃料被覆管最高温度が発生することの代表性について 4 重要事故シーケンスの起因とする過渡事象の選定について

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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

平成 21 年 1 月 9 日 高速増殖原型炉もんじゅ屋外排気ダクトの腐食孔の確認について ( 原因と対策 ) 平成 20 年 9 月 9 日 原子炉補助建物の屋上に設置しているアニュラス循環排気装置の屋外排気ダクトに腐食孔を確認したことから 状況調査及び原因調査を行い 原因と対策を取りまとめた 1

平成 2 1 年 1 月 9 日日本原子力研究開発機構敦賀本部 高速増殖原型炉もんじゅ屋外排気ダクトの腐食孔の原因と対策について 高速増殖原型炉もんじゅ ( 定格出力 28.0 万 kw) は 現在停止中ですが 9 月 9 日 15 時 30 分頃 原子炉補助建物の屋上に設置している排気ダクト *1の計画的な外面腐食補修のため 鋼板塗装などの作業を行っていたところ 当該排気ダクトに腐食孔 ( 横約

3. 大阪 PCB 処理事業所の長期保全の実施状況について (1) 主要設備の保全方針と対応状況各工程および機器毎に 実績を基にリスクに応じた対策を検討し 処理完了迄に残された期間に実施すべき長期保全計画の見直しを行っています 主要設備の保全方針と対応状況 ( 抜粋 ) を表 -1に示します この中

資料 1-2 大阪 PCB 処理事業所の長期保全の取り組みについて 1. はじめに平成 26 年 6 月に ポリ塩化ビフェニル廃棄物処理基本計画 が変更となり 大阪 PCB 処理事業所は 計画的処理完了期限が平成 33 年度末 事業終了準備期間は平成 36 年度末迄となりました これらの期限迄 設備 機器の機能を維持し 安全 安定操業の確保を目指して 設備 機器の計画的な更新を主体とした中長期的な保全計画

MAEZAWA 逆止弁 逆止弁は 大きく分けてばね式 (K 型 K3 型等 ) と自重式 (CA 型 ) のタイプで ばね式はさらに ( 公社 ) 日本水道協会規格品 準拠品と前澤オリジナル品に分類されます 種類を豊富に取り揃えていますので 設置場所に合った製品を選ぶことが出来ます 逆止弁は 長期的

逆止弁 No. 00 8.0 MAEZAWA 逆止弁 逆止弁は 大きく分けてばね式 (K 型 K3 型等 ) と自重式 (CA 型 ) のタイプで ばね式はさらに ( 公社 ) 日本水道協会規格品 準拠品と前澤オリジナル品に分類されます 種類を豊富に取り揃えていますので 設置場所に合った製品を選ぶことが出来ます 逆止弁は 長期的に安定した機能を維持するため メンテナンスをすることをおすすめします 0

《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

BSAT and BSA Bellows Sealed Stop Valves

製品の改良のために 予告なく仕様を変更することがあります Copyright 2013-JP07042014 TI-P475-01 CH Issue 2 Desuperheaters 直接接触型減温器 概要スパイラックス サーコの直接接触型減温器は 過熱蒸気中に水を噴霧し 水が蒸発することで蒸気中の熱を吸収し 過熱蒸気を飽和蒸気温度に近い蒸気として発生させます 典型的なアプリケーション - 発電所でのタービンバイパスライン

PowerPoint プレゼンテーション

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 (

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

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

<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)

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

タンク式浅井戸用インバーターポンプ｢圧力強(つよし)くん｣WT-P200Xを発売

2017 年 1 月 25 日 日立アプライアンス株式会社 押上高さ No.1 (*1) の強い給水圧で 省エネ (*2) 低騒音化 (*3) パワー長持ち (*4) を実現つよしタンク式用インバーターポンプ 圧力強くん WT-P200X を発売 (*1) 200W クラス用電気井戸ポンプにおいて 吸上高さ 8m 時の押上高さ 21m 2017 年 1 月 25 日現在 JIS B 8314 に基づき測定

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

める製品でトリブチルスズ化合物が使用されているものの環境汚染防止措置に関し公表する技術上の指針本指針は 第二種特定化学物質であるトリブチルスズ=メタクリラート ビス ( トリブチルスズ ) =フマラート トリブチルスズ=フルオリド ビス ( トリブチルスズ )=2,3 ジブロモスクシナート トリブチ

厚生労働省 経済産業省告示第十七号環境省化学物質の審査及び製造等の規制に関する法律の一部を改正する法律 ( 平成二十一年法律第三十九号 ) の一部の施行に伴い及び化学物質の審査及び製造等の規制に関する法律昭和四十八年法律第 (百十七号第三十六条第一項の規定に基づきトリブチルスズ化合物又は化学物質の審査及び製造等) の規制に関する法律施行令第十一条に定める製品でトリブチルスズ化合物が使用されているものの環境汚染防止措置に関し公表する技術上の指針を次のように定めたので同項の規定に基づき公表し

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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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

Lubricated Compressor

Lubricated Compressor L u b r i c a t e d C o m p r e s s o r 最新技術で未来をみつめ 世界に貢献する加地テック 水冷 冷 給油式 コンプレッサ 本シリーズは 過去約 70 年にわたる技術と実績に基づき製 作した 信頼性を誇る高性能コンプレッサです 当社は 高圧ガス取締法に基づく高圧ガス設備試験 製造認 定事業所 ( 経済産業大臣認定番号

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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?

(Microsoft PowerPoint - \216R\223c\221\262\230_2011 [\214\335\212\267\203\202\201[\203h])

発電所建屋を対象とした 室内温熱環境の実態把握と 数値流体解析に関する研究 T07K712E 山田丈指導教員赤林伸一教授 研究背景 発電所建屋 ( タービン建屋 ) などの施設では 室内に蒸気タービン本体や熱交換器等の巨大な発熱機器が存在するため 作業環境の悪化や制御用の電子機器に対する影響が懸念される 今後の電力需要の変動や突発的な機器の不具合等により特に高温となる夏場に点検が行われることも考えられ

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既設冷却系配管と代替冷却装置により淡水を循環 外部電源 プール水温度 29.5 非常用発電機 2 回線確保電源車仮設 DG 福島第一原子力発電所 1 号機の状況 (8 月 25 日 6:00 現在 ) 仮設電動ポンプにより淡水を注水 原子炉圧力 A 0.118MPa 原子炉圧力 B - Mpa 6/4 11:00 より 仮設計器の値を 絶対圧に換算し A 系に代表して 記載 原子炉水位 A ダウンスケール原子炉水位

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

2号機　点検時期超過機器点検チェックシート

(1/8) 2 号機点検時期超過機器点検チェックシート 1 原子炉浄化系 (CUW) クラス 3 AV213-1060B( 空気作動弁 ) B- デミネ樹脂出口弁分解点検 130M 12 回定検分解点検 H22.6.21 H22.6.23 良 2 残留熱除去系 (RHR) クラス 3 RV22-1B( 逃し弁 ) B-RHR 注水配管逃し弁分解点検 130M 8 回定検分解点検 H22.4.26 H22.5.14

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

WGP150C/224C/300C/475C/615C WGP150C WGP224C WGP300C WGP475C WGP615C 4.03 / / / / /

WGP150C/224C/300C/475C/615C WGP150C WGP224C WGP300C WGP475C WGP615C 4.03 / 3.94 3.57 / 3.54 3.72 / 3.78 3.66 / 3.59 3.95 / 3.83 50 51 52 53 54 55 56 仕様 WGP150C/224C/300C/475C/615C 性 注記 能 1 ( ) 内は最大値 項目単位

大径ステンレス鋼鋼管 製造可能範囲表 呼び径 外径 A B (NP)

配管用ステンレス鋼鋼管 製造可能範囲表 長さ 12ｍ以下 呼び径 外径 A B (NP) JI ATM 6 1/8 10.5 10.29 8 1/4 13.8 13.72 10 3/8 17.3 17.15 15 1/2 21.7 21.34 20 3/4 27.2 26.67 25 1 34.0 33.40 32 1 1/4 42.7 42.16 40 1 1/2 48.6 48.26 50 2

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)

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

Q5: 点検で不合格になった場合は? A5: 点検で不合格になった容器弁は 新品の容器弁に更新する必要があります Q6: 点検ではなく更新することはできるの? A6: 更新することはできます 更新した場合は 容器弁の安全性 の点検は必要ありません 劣化の著しいものや当工業会が交換を推奨する期間 (1

日消装発第 24 25 号初版 : 平成 22 年 10 月 14 日改訂 1: 平成 24 年 9 月 12 日改訂 2: 平成 25 年 12 月 20 日一般社団法人日本消火装置工業会 容器弁の安全性 に係る点検について Q&A Q1: 容器弁の安全性 の点検対象は? A1: 不活性ガス消火設備 ハロゲン化物消火設備 粉末消火設備 パッケージ型消火設備 及び パッケージ型自動消火設備 の貯蔵容器

新安全基準の骨子

資料 1 原子力規制庁資料 実用発電用原子炉に係る 新規制基準 ( 案 ) について - 概要 - 平成 25 年 5 月 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

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水理計算の基本知識と実践演習問題 技術検定研修協会 受験案内 www.kenshu-kyokai.co.jp/jyuken.html 水理計算の基本原則を理解して 確実に得点を GET しよう 基本知識 1 長さを表す式の変換長さを表す場合は 次の変換式を用います 計算する場合は 通常 m の単位で統一します 1 mm = 0.001m 10 mm = 0.01m 100 mm = 0.1 m 2