原子力発電の基礎
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- きよあつ はかまや
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1 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 1
2 235 M M - m m c E=mc () 235 () (BWR) (PWR, BWR) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 2
3 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- MAGNOX) 天然ウラン 黒鉛 炭酸ガス 黒鉛減速 改良ガス冷却型 AGR 低濃縮ウラン 黒鉛 炭酸ガス 熱中性子炉 重水減速 高温ガス冷却型重水型加圧重水冷却沸騰軽水冷却 HTGR (HWR) CANDU- PHW CANDU- BLW 高濃縮ウランとトリウム 黒鉛 ヘリウム 天然ウラン重水重水 天然ウランまたは微濃縮ウラン 重水 軽水 新型転換炉 ATR 微濃縮ウラン ( プルトニウム富化 ) 重水 軽水 高速中性子炉 高速増殖型 FBR 高濃縮ウランまたはプルトニウム なし ナトリウム Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 3
4 1. (1)(PWR) () () (1)3~4 代表的 PWRの主要パラメタ ループ数 ー 4 電気出力 (MWe) 1,180 熱出力 (MWt) 3,423 一次冷却水温度 ( ) 325/289 一次系圧力 ( 運転中 ) (MPa) 15.2 蒸気圧力 ( 入口 ) (MPa) 5.6 蒸気温度 ( 入口 ) ( ) 270 1kg/cm2=0.098MPa 0.1MPa Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 4
5 (2)(BWR) () 代表的 BWRの主要パラメタ 項目 第二次改良 電気出力 (MWe) 約 1100 熱出力 (MWt) 3,293 原子炉設計圧力 (MPa) 8.61 原子炉運転圧力 (MPa) 7.03 主蒸気圧力 ( 入口 ) (MPa) 6.55 主蒸気温度 ( 入口 ) ( ) 282 主蒸気流量 (t/h) 6,410 最終段翼長 ( インチ ) 41 再循環ポンプ 外部 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 5
6 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 6 50Hz1500rpm,60Hz 1800rpm4 PWR () ( ) * * BWR () =
7 2. PWR BWR (1) ( )() () PWR (Cb)ppm % PWR (MWD/MTU) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 7 Tavg Tt
8 PWR() () (ex kg/cm 2 g) 164kg/cm 2 g 15% 4070% Tavg() 15 %Tavg Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 8
9 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 9 PWR G -2-1
10 () (p.7) (B) B B Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 10
11 (2) PWR () (%) BWR 100% 100% 75% ()(%) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 11
12 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 12 BWR() () 30% 50% 225% MG () 25100% 100%
13 BWR + TD- MD- P 1 (Pressure) + + S 1 (Speed) G (MG) MD TB Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 13 +
14 3. PWR 1 out of 2 2 out of 4 2 out of 3 10% 2out of 4 10 T 1 T 2 30 OR AND BWR 1 out of 32 1out of 22 1 out of 22 30% Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 14
15 事故ありで不動作の確率をq, p=1-q 数値例 事故なしで動作する確率 r, s=1-r 事故あり q=0.1 事故なし r=0.1 動作数 事故あり 事故なし 動作数 確率 累計 確率 累計 0 qqq sss out of 3 1 3qqp 3ssr qpp 3srr ppp rrr out of 2 事故あり 事故なし 動作数 事故あり 事故なし 動作数 確率 累計 確率 累計 0 qq ss qp 2sr pp rr q-0.1,r=0.1 2/3 : 1/2 : 2/ : 0.990: : 0.190: /3, 2/4 1/2. 2/4 2 out of 4 事故あり 事故なし 動作数 事故あり 事故なし 動作数 確率 累計 確率 累計 0 qqqq ssss qqqp 4sssr qqpp 6ssrr qppp 4srrr pppp rrrr Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 15
16 4. (PWR) () =thimble= =cluster= 制御棒クラスタ諸元 吸収材 Ag-In-Cd 駆動方式 通常時磁気ジャック式 スクラム時自重 駆動速度 約 114cm/min 被覆材料 ステンレス鋼 吸収有効長さ 約 3.66m Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 16
17 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 (BWR) 14cm 4.47m 7 12mm 0.9mm -2 UO2 He () 25cm cm 88
18 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 18 BWR /2~1/3 % 0.1% 10 () ABWR
19 5. (PWR) *annulus= () a. Zr() b. Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 19
20 PWR N 2 X B A C / X Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 20
21 5. (BWR) (-) (1) (LPCS:Low Pressure Core Spray System ) 20 kg/cm 2 (2) (LPCI:Low Pressure Coolant Injection System ) 10kg/cm 2 (3) (HPCS:High Pressure Core Spray System ) (4) (ADS: Automatic Depressurization System) (120) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 21
22 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 22 Y Y A C Y B A A B C BWR
23 6. PWR(3,4) 1. APWR 項目 APWR 基本仕様 第二次改良標準化仕様 1 プラント出力 電気出力 約 137 万 kwe 約 118 万 kwe 熱出力 万 kwt 万 kwt 2 炉心設計 燃料集合体数 ( シンブル数 ) 19*19(16), 193 体 17*17(24), 193 体 制御棒種類 出力制御 減速材調整 負荷追従用の3 種類 出力制御用のみ 3 制御棒駆動 駆動方式 減速材調整用 : 水圧負荷追従用 : ラッチ式磁気ジャック駆動出力制御 : ラッチ式磁気出力制御 : ラッチ式磁気ジャック駆動ジャック駆動 4 一次冷却設備 一次冷却材回路数 4 4 原子炉容器内径 * 全高 5.1m*16.2m 4.4m*12.6m 蒸気発生器内径 * 全高 4.8m*20.8m 4.3m*20.6m 一次冷却材ポンプ 8000ps/ 台 6000ps/ 台 5 工学的安全施設 非常用炉心冷却設備 蓄圧タンク 4 台 蓄圧タンク 4 台高圧注入系 2 系列 格納容器冷却設備 ファンクーラ方式とスプレイ冷却方式の併用 低圧注入系 2 系列 6 原子炉補助施設 化学体積制御装置 充填ポンプ 2 台 充填ポンプ 2 台高圧注入ポンプと兼用 7 タービン設備 形式 TC6F52" TC6F44" Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 23
24 6. BWR(ABWR)(6,7) () 項 目 ABWR 基本仕様 第二次改良標準化仕様 1 プラント出力 電気出力 約 136 万 kwe 約 110 万 kwe 熱出力 万 kwt 万 kwt 2 炉心設計 燃料集合体数 872 本 764 本 制御棒本数 205 本 185 本 3 制御棒駆動 駆動方式 出力制御 : 電動 出力制御 : 水圧 スクラム : 水圧 スクラム : 水圧 4 原子炉再循環 再循環方式 インターナルポンプ 外部ループポンプ2 台 + ポンプ台数 10 台 ジェットポンプ20 台 5 非常用炉心冷却系 高圧 ECCS 原子炉隔離時冷却系 :1 高圧炉心スプレイ系 :1 高圧炉心注水系 :2 低圧 ECCS 低圧注水系 :3 低圧炉心スプレイ系 :3 自動減圧系 :3 自動減圧系 :2 6 残留熱除去系 系統区分数 3 区分 2 区分 系統 機器 非常用炉心冷却系と共用 非常用炉心冷却系と共用 7 格納容器 構造 円筒建屋一体型鉄筋コンクリート製 全高 約 36m 約 48m 最大内径 約 29m 約 29m 8 タービン設備 形式 TC6F52" TC6F41" ヒートサイクル 2 段再熱 再熱なし 抽気段数 6 6 給水加熱器ドレイン系 ポンプアップ カスケード 給水ポンプタービン駆動 2 台 2 台 給水ポンプ電動機駆動 1 台 ( 標準?),K6,7は2 台 2 台 最終給水温度 鋼製 MARK-I 改良型または MARK-Ⅱ 改良型 Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 24
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世界の原子力発電所の平均設備利用率の推移
世界原子力協会 世界の原子力発電所実績レポート2018 WNA World Nuclear Performance Report 2018 図表紹介 ( 仮訳 ) 2018 年 10 月 JAIF 国際部 図表一覧 世界の2017 年の原子力発電所 ( 発電量 建設中 ) 図 1. 世界の原子力発電量の推移 ( 地域別 ) 図 2. 世界の原子力発電設備容量の推移 図 3. 世界の地域別原子力発電量の推移
炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約
原子炉の炉心溶融 日本原子力研究開発機構安全研究センター工藤保 平成 23 年 6 月 6 日日中科学技術交流協会講演会 東電福島事故と中国の原子力安全 炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力
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
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
untitled
1 2 3 4 2007101 20129 5 20123 6 2.30 1.91 7 http://www.yuchokampo.go.jp/release/pdf/12_disclosure_06_hoken_sankou2.pdf http://www.jili.or.jp/research/factbook/xls/tou6.xls 8 http://www.jcia.or.jp/pdf/pdf_files/fb_1_2012.pdf
志賀原発訴訟の経緯と差止判決の意義
06 3 24 2 1 BWR88 12 200 00 12 2 ABWR99 8 17 135 6 30 ABWR ABWR 4 ABWR 05 9 9 8 1 05 10 3 2-1- 6.5 6.5 6.5 7.27.3 6.5 6.5 6.5 173 7.6 3,200 9 6.8-2- () 1.3 11 55.131 () 17-3- S1S2 2 36 WASH740WASH1400
高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd All rights reserved.
高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd. 2018. All rights reserved. 目次 1. 日立の原子力ビジョンと新型炉開発 2. 軽水冷却高速炉について 3. 金属燃料 Na 冷却高速炉について
4000/P4-25
4 5 ; ; ; ; ;; ; Q Q Q Q QQ Q ;; QQ ;Q ;; ;; QQ QQ ;; QQ Q ; Q;Q;Q ; 6 7 8 9 10 11 ; Q ;; QQ ;Q ;; QQ QQ ;; QQ ;; QQ ; Q 12 13 A ß ƒ u A A A 15 14 ;;;; ;;;; ;;;; ;;;; QQQQ QQQQ QQQQ QQQQ ;; ;; QQ QQ ;
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
電気電子発送配変電二次練習問題
Copy Rght (c) 008 宮田明則技術士事務所 . ()() () n n 60 f f f 50, 60503000rp(n - ) f 60, 66060300rp(n - ) f 50, 060500300rp(n - ) f 50, 46050500rp(n - ) N N N (6) N () Copy Rght (c) 008 宮田明則技術士事務所 . r a, r a a a
目次 p1 1. 島根原子力発電所の概要 2 2. 増設の経緯 6 3. 建設工事の状況 設備の概要 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全対策 32
島根原子力発電所 3 号機の概要 平成 30 年 4 月 中国電力株式会社 目次 p1 1. 島根原子力発電所の概要 2 2. 増設の経緯 6 3. 建設工事の状況 11 4. 設備の概要 24 5. 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全対策 32 1. 島根原子力発電所の概要 p2 島根原子力発電所の立地位置 p3 境港市 東出雲 島根原子力発電所の構内配置図 p4 1 号機 2 号機 3 号機
土木工事共通仕様書（その２）
2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 1 2 3 22 578 582 27 4 5 6 567 7 21 8 9 (9), 10 11 12 13 14 (1) (2) 16 532 35 15 (3) (4) (1) (1) 16 (4) () () () 17 () 18 170 19 20 21 10 22 23 24 25 26 27
高速炉技術に対する評価のまとめ 2
資料 3 現時点で我が国が保有している高速炉サイクル技術に対する評価について 平成 30 年 6 月 1 日 高速炉開発会議戦略ワーキンググループ統括チーム 高速炉技術に対する評価のまとめ 2 ナトリウム冷却高速炉開発の流れ 常陽 もんじゅ までの開発によりナトリウム冷却高速炉による発電システムに必要な技術は概ね取得した 残された課題としては安全性向上 信頼性向上 経済性向上が抽出され もんじゅ 以降も検討が進められてきた
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
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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
第３章
1 第 15 章 核エネルギーから電気エネルギーへの変換 Energy Conversion from Nuclear Energy to Electricity 第 7 章では, 原子核の反応によって生じるエネルギーを安全かつ効率的に利用するため, 核分裂反応や核融合反応で産み出されるエネルギーの変換機構の基礎についてごく簡単に解説し, 有効な制御手法の構築による環境適合性の高いエネルギーシステムを実現する基礎的事項について述べた.
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BWR 発電所のあらまし 東電 福島第一原子力発電所の事故を振り返って 鈴木征四郎元日本原子力発電 ( 株 ) NPO 放射線安全フォーラム 1. 国内原子力発電所の概要 2.BWRの変遷 3. 東京電力について 4. 東北地方太平洋沖地震と津波 5. 原子力発電所の被災状況 6. 福島第一原子力発電所の炉心溶融 7. 事故がもたらした課題 1 1 東北地方太平洋沖地震の原子力発電所への影響 東通
2
1 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234 12123456789012345678901234
contents
contents 1 4 8 10 12 14 1. 2. 78 79 16 17 18 20 21 21 22 23 23 24 26 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 28 30 30 32 34 35 36 36 45 46 48 52 60 69 70 71 71 72 74 76 76 1. 2. 3.
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
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
10 117 5 1 121841 4 15 12 7 27 12 6 31856 8 21 1983-2 - 321899 12 21656 2 45 9 2 131816 4 91812 11 20 1887 461971 11 3 2 161703 11 13 98 3 16201700-3 - 2 35 6 7 8 9 12 13 12 481973 12 2 571982 161703 11
0.45m1.00m 1.00m 1.00m 0.33m 0.33m 0.33m 0.45m 1.00m 2
24 11 10 24 12 10 30 1 0.45m1.00m 1.00m 1.00m 0.33m 0.33m 0.33m 0.45m 1.00m 2 23% 29% 71% 67% 6% 4% n=1525 n=1137 6% +6% -4% -2% 21% 30% 5% 35% 6% 6% 11% 40% 37% 36 172 166 371 213 226 177 54 382 704 216
超臨界圧軽水冷却高速炉
1 SCWR の研究開発と課題 早稲田大学 共同原子力専攻 山路哲史 早稲田大学理工学術院早稲田大学 東京都市大学共同原子力専攻第 14回未来エネルギーシンポジウム 第三世代 + 炉 第四世代炉の発展と課題 2018年 3月 2日早稲田大学西早稲田キャンパス 2 目次 SCWRの特徴 プラント概念 炉心伝熱流動 材料 冷却材相互作用 今後の展望 1 第四世代原子炉の設計研究 ( スーパー軽水炉 /
P 5 (1) P 11 (2) P 12
P 5 (1) P 11 (2) P 12 P 13 (2) (1). (1) 4 51 15 6 11 5 329 5 69 5 70 17 3 30 5 77 (2) 32 177 32 336 32 45 9 14-1 - (3) JIS B 8570-1 JIS B 8570-2 JIS B 7554 (4) (1) JIS Z 8103 (2) JIS B 8570-1 (3) JIS
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
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
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
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
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1 2017 年度ベンチマーク試験について エネルギーフロー車両試験 (2 台 ) (1) Chevrolet Malibu (2) BMW 320i エンジンユニット単体試験 (2 ユニット ) (3) Mercedes C200 (M274) (4) Audi A4 (EA888) エンジンフリクション測定 (2 ユニット ) (5) Chevrolet Malibu(Ecotec 1.5L )
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( 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
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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
最高峰から さらなる省エネの世界へ Efficio シリーズは 当社が長年培ってきた 省エネ技術を更に進化させています 定格効率 期間効率 システム効率 その 3 つで世界ナンバーワンの頂を極めたエフィシオ No.1 時代とともに進展する低炭素社会を見据えて 技術のKawasakiが総力をあげて開発した 次世代に向けた新型吸収冷温水機です エフィシオに込められたメッセージは 未来社会のために 効率よく
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,
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