添付 5-（4）
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1 添付 5-(4)-1 泊発電所 2 号機電源構成概要図 275kV 泊幹線 (2 回線 ) 275kV 後志幹線 (2 回線 ) 66kV 泊支線 (2 回線 ) 主変圧器 2 号発電機起動変圧器所内変圧器 予備変圧器 6.6kV 常用高圧 C 母線 6.6kV 常用高圧 D 母線 6.6kV 非常用高圧 A 母線 6.6kV 非常用高圧 B 母線 メタクラ メタクラ 安全上重要な機器へ 動力変圧器 安全上重要な機器へ 動力変圧器 2A- ディーゼル発電機 440V 非常用低圧 A 母線 2B- ディーゼル発電機 440V 非常用低圧 B 母線 パワーセンタ 安全上重要な機器等へ パワーセンタ 安全上重要な機器等へ 原子炉コントロールセンタ 原子炉コントロールセンタ 移動発電機車 * * 移動発電機車は 6.6kV 非常用高圧 B 母線にも接続可能 充電器 ( 予備充電器 ) 直流コントロールセンタ 蓄電池 充電器 ( 予備充電器 ) 直流コントロールセンタ 蓄電池 DC125V DC125V 安全上重要な機器等へ 安全上重要な機器等へ
2 添付 5-(4)-2 ディーゼル発電機の継続運転時間 外部電源喪失時の原子炉冷却方法 外部電源喪失事象発生 不要機器停止 追加機器起動 冷却開始 余熱除去系インサービス (RCS 温度 177 ) 低温停止到達 (RCS 温度 40 ) 1 低温停止に移行 2 冷却維持 時間 冷却時の必要負荷 低温停止に移行 外部電源喪失事象発生 不要機器停止 追加機器起動 余熱除去系インサービス ~ ~ ~ 冷却維持 不要機器停止 追加機器起動 (1 時間 ) 余熱除去系インサービス (19 時間 ) 低温停止到達 (10 時間 ) 事象収束に必要な主要機器 1 台あたり容量 [kw] A トレン B トレン A トレン B トレン A トレン B トレン A トレン B トレン 充てんポンプ 原子炉補機冷却海水ポンプ 電動補助給水ポンプ 原子炉補機冷却水ポンプ 余熱除去ポンプ その他の負荷 合計負荷容量 [kw] 必要な負荷合計約 159MWh(30 時間 ) 約 4.15MW(1 時間あたり ) ディーゼル発電機の継続運転時間計算 燃料タンク容量 :207.2kl/ ユニット 燃料消費率 : 約 0.257kl/MWh 1 低温停止に移行 での燃料消費量は以下のとおり 燃料消費量 =0.257kl/MWh 159MWh(30 時間 )= 約 40.9kl(30 時間 ) 2 冷却維持 できる時間は以下のとおり 時間 =(207.2kl-40.9kl)/(0.257kl/MWh 4.15MW)= 約 155 時間よって 運転継続時間は1+2より 約 185 時間 ( 約 7.7 日間 ) となる
3 添付 5-(4)-3 (1/4) SG への給水機能 1.SGへの給水方法全交流電源が喪失した場合 以下を水源として タービン動補助給水ポンプ 電動補助給水ポンプ ( 移動発電機車による給電中 ) によりSG2 次側へ給水することで 原子炉の冷却を継続する 1 補助給水タンクからの水補給 ( 恒設設備を利用 ) 2 2 次系純水タンクからの水補給 ( 恒設設備を利用 ) 3 ろ過水タンクからの水補給 ( 仮設ポンプを利用 ) 4 原水槽からの水補給 ( 仮設ポンプを利用 ) 5 海水からの水補給 ( 仮設ポンプを利用 ) 恒設設備利用 仮設設備利用 大気放出 主蒸気逃がし弁 タービンへ 1 補助給水タンク (375 m3 ) 空気作動ポンプ 恒設ライン 仮設ライン 燃料補給先 電動またはターヒ ン動補助給水ポンプ 空気作動ポンプ 仮設水槽 Ⅱ 3 3 ろ過水タンク (1,752.8 m3 ) 空気作動ポンプ用空気圧縮機への燃料補給 SG 22 次系純水タンク (1,189.1 m3 ) 水中ポンプ タンクローリー 軽油汲み上げポンプ 仮設水槽 Ⅰ 5 海水 水中ポンプ 4 原水槽 (821.6 m3 ) 水中ポンプ用発電機への燃料補給 ディーゼル発電機燃料油貯油槽 ( ) 内数値は 各水源の使用可能水量を示す
4 崩壊熱 [MW] 添付 5-(4)-3 (2/4) 2.SGへの必要給水流量計算に用いた崩壊熱の評価 SGへの必要給水流量計算に必要な炉心の崩壊熱の評価は 最も厳しい条件となるよう 55,000MWd/t(3 回照射燃料 ) 36,700MWd/t(2 回照射燃料 ) 18,300MWd/t(1 回照射燃料 ) の燃焼度のウラン燃料 ( 濃縮度 4.8wt%) が 1/3 ずつ存在するとし 約 1 年間運転した状態を想定した 評価条件を表 1に示す なお 核分裂生成物 (FP) 崩壊熱に関しては 軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針 ( 昭和 56 年 7 月 20 日原子力安全委員会決定 平成 4 年 6 月 11 日一部改定 ) においてその使用が認められている日本原子力学会推奨値 ( 不確定性 (3σ) 込み ) を用い アクチニド崩壊熱に関しては 十分実績のある ORIGEN2 コード評価値 ( 不確定性 (20%) 込み ) を用いた 崩壊熱の変化を図 1に示す 燃焼条件 表 1 崩壊熱評価条件泊発電所 2 号機ウラン燃料 燃焼度: 3 回照射燃料 55,000MWd/t 2 回照射燃料 36,700MWd/t 1 回照射燃料 18,300MWd/t ウラン濃縮度: 4.8wt% 20 約 13.4MW 約 5.8MW 5 約 3.3MW 約 2.8MW 補助給水タンク 0 2 次系純水タンク 日数約 8 時間 4.7 日ろ過水タンク 16.8 日 24.6 日 ( 約 113 時間 ) 原水槽 ( 約 404 時間 ) ( 約 591 時間 ) 2 次系純水タンク ろ過水タンク 図 1 崩壊熱の変化 原水槽 海水
5 添付 5-(4)-3 (3/4) 3.SGへの必要給水流量の計算原子炉から崩壊熱を除去し 1 次冷却材の圧力と温度 (1 次冷却材高温側温度 ) をそれぞれ 0.7MPa,170 に維持するためのSGへの必要給水流量を以下の式で計算した SGへの必要給水流量の変化を図 2に SGへの積算水量を図 3に 水源切替時のSGへの必要給水流量を表 2に SGへの必要給水流量を用いて計算した各水源の給水可能時間を表 3に示す SG 必要給水流量 [m 3 /h]= 崩壊熱 [MW] (SG2 次側飽和蒸気エンタルピー - 補給水エンタルピー )[kj/kg] 補給水密度 [kg/m 3 ] 計算条件 SG2 次側飽和蒸気エンタルヒ ー (1 次冷却材低温側温度 150 ) と補給水エンタルヒ ー (40 ) の差 :2,578kJ/kg 1 補給水密度 (40 ):992kg/m 3 2 1:1999 日本機械学会蒸気表 2: 国立天文台編 2011 年 理科年表 表 2 水源切替時の SG への必要給水流量 2 次系純水タンクへの切替時 ろ過水タンクへの切替時 原水槽への切替時 海水への切替時 SG 必要給水流量 約 19m 3 /h 約 9m 3 /h 約 5m 3 /h 約 4m 3 /h なお 補助給水タンクおよび 2 次系純水タンクの水をSGへ給水するタービン動補助給水ポンプの定格容量は 110 m 3 /h であり ろ過水タンク 原水槽の水および海水を補助給水タンクへ給水する仮設ポンプの実機確認済み流量は 50 m 3 /h 以上であり 表 2に示す必要給水流量を満足している 表 3 各水源からの給水可能時間 補助給水タンク 約 8 時間 2 次系純水タンク 約 4.3 日 ろ過水タンク 約 12.1 日 原水槽 約 7.8 日 海水 仮設ポンプ駆動用の燃料 ( 軽油 ) 補給が継続する時間
6 SG 積算水量 [m 3 ] 添付 5-(4)-3 (4/4) 約 19m 3 /h 約 9m 3 /h 約 5m 3 /h 約 4m 3 /h 補助給水タンク 375m 3 2 次系純水タンク 1,189.1m 3 ろ過水タンク 1,752.8m 3 原水槽 821.6m 3 海水 +4.3 日 日 +7.8 日 約 8 時間 補助給水タンク 2 次系純水タンク 4.7 日 ( 約 113 時間 ) 2 次系純水タンク ろ過水タンク 16.8 日 ( 約 404 時間 ) ろ過水タンク 原水槽 24.6 日 ( 約 591 時間 ) 原水槽 海水 図 2 SG への必要給水流量の変化 次系純水タンク 補助給水タンク 1000 ろ過水タンク原水槽海水 日 日 日数 +7.8 日 約 8 時間 4.7 日 16.8 日 24.6 日 補助給水タンク ( 約 113 時間 ) ( 約 404 時間 ) ( 約 591 時間 ) 2 次系純水タンク 2 次系純水タンク ろ過水タンク 原水槽 海水 ろ過水タンク 原水槽 図 3 SG への積算水量
7 添付 5-(4)-4 (1/8) SFP への給水機能 1.SFP への給水方法 全交流電源が喪失した場合 SFP の冷却機能が停止するため SFP の 蒸散量を補うため 以下の水源から SFP へ給水する 1 燃料取替用水タンクからの給水 ( 恒設設備を利用した重力注水 ) 次系純水タンクからの給水 ( 恒設設備を利用した重力注水 ) ろ過水タンクからの給水 ( 恒設設備 ( エンジン消火ポンプ ) を利用 ) 3-2 ろ過水タンクからの給水 ( 仮設ポンプを利用 ) 4-1 防火水槽からの給水 ( 消防車利用 : 連結送水管を使用した連続給水 ) 4-2 防火水槽からの給水 ( 消防車利用 : 間欠給水 ) 2 5 原水槽からの給水 ( 仮設ポンプを利用 ) 6 2 次系純水タンクからの給水 ( 仮設ポンプを利用 ) 3 7 海水からの給水 ( 仮設ポンプを利用 ) 1: 運転時のみ ( 停止時は定検作業に伴う水の使用や点検作業で保有水の無いことが想定されるため ) 2: 間欠給水であるため 上記 5の給水と並行して実施する 3: 停止時のみ ( 運転中はSG 給水用となる ) 恒設設備利用 仮設設備利用
8 添付 5-(4)-4 (2/8) < 停止時のみ使用 > へ < 運転時のみ使用 > 2 1 次系純水タンク (120 m3 ) 恒設ライン仮設ライン 燃料補給先 6 2 次系純水タンク (1,535.1 m3 ) 1 燃料取替用水タンク (310 m3 ) 3-1,2 ろ過水タンク (498.8 m3 運転時 ) (3,064.9 m3 停止時 ) 空気作動ポンプ 空気作動ポンプ エンジン消火ポンプ へ より 水中ポンプ 5 原水槽 (512.8 m3 運転時 ) (2,633.7 m3 停止時 ) 仮設水槽 Ⅰ 水中ポンプ 仮設水槽 Ⅱ 7 海水 SFP 水中ポンプ用発電機への燃料補給 屋内消火栓連結送水口タンクローリー 消防車 4-1 防火水槽 (30 m3 運転時 停止時 ) 4-2 防火水槽 ( 使用可能水量は 5 原水槽 に含む ) 軽油汲み上げポンプ 空気作動ポンプ用空気圧縮機への燃料補給 ディーゼル発電機燃料油貯油 ( ) 内数値は 各水源の使用可能水量を示す
9 添付 5-(4)-4 (3/8) 2.SFPへの必要給水流量計算に用いた崩壊熱の評価 SFPへの必要給水流量計算に必要なSFP 保管燃料の崩壊熱の評価は 原子炉の運転停止中 ( 停止時 ) と原子炉の運転中 ( 運転時 ) の2つの条件を設定した 停止時については 原子炉の運転停止後 全ての燃料が原子炉からSFP に取り出された状態とし 過去の許認可におけるSFPの崩壊熱除去に係る評価に使用した条件を用いた 評価条件を表 1に示す 運転時については 上記評価に対し 運転中の状態を考慮して以下の条件を追加した 停止時に一時的に取り出された1 回および2 回照射燃料については 炉心に装荷されているため これらは考慮しない 使用済燃料の冷却期間については 運転開始 ( 停止期間 30 日 ) 直後とする なお 核分裂生成物 (FP) 崩壊熱に関しては 軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針 ( 昭和 56 年 7 月 20 日原子力安全委員会決定 平成 4 年 6 月 11 日一部改訂 ) においてその使用が認められている日本原子力学会推奨値 ( 不確定性 (3σ) 込み ) を用い アクチニド崩壊熱に関しては 十分実績のある ORIGEN2 コード評価値 ( 不確定性 (20%) 込み ) を用いた 燃焼条件 運転期間 停止期間 ( 定期検査での停止期間 ) 燃料取出期間 表 1 崩壊熱評価条件 ウラン燃料 燃焼度 : 泊発電所 2 号機 3 回照射燃料 55,000MWd/t 2 回照射燃料 36,700MWd/t 1 回照射燃料 18,300MWd/t ウラン濃縮度 : 4.8wt% 13 ヶ月 30 日 7.5 日 注 : 泊発電所 1,2,3 号機 55,000MWd/t 燃料使用等に伴う原子炉設置変更許可申請 ( 平成 17 年 12 月申請 ) 安全審査における SFP 冷却設備の評価条件
10 添付 5-(4)-4 (4/8) 3.SFPへの必要給水流量の計算 SFPへの必要給水流量は SFP 保管燃料の崩壊熱 Qによる保有水の蒸散量 ΔV/Δt[m 3 /h] として 以下の式で計算した SFPへの必要給水流量の変化および積算水量を図 1から図 4に示す S FPへの必要給水流量を用いて計算した各水源の給水可能時間を表 2に示す ΔV/Δt[m 3 /h]=q[mw] /(ρ[kg/m 3 ] hfg[kj/kg]) 1 ρ( 飽和水密度 ) :958kg/m 3 2 hfg( 飽和水蒸発潜熱 ):2,257kJ/kg 3 Q(SFP 崩壊熱 ) :5.498MW 4 ( 泊発電所 2 号機停止時 ) :1.760MW 4 ( 泊発電所 2 号機運転時 ) 1:(ρ ΔV)[kg] の飽和水が蒸気に変わるための熱量は hfg (ρ ΔV)[kJ] で 使用済燃料の Δt 時間あたりの崩壊熱量 QΔt に等しい なお 保有水は保守的に大気圧下での飽和水 (100 ) として評価している 2: 物性値の出典国立天文台編 2011 年 理科年表 3:1999 日本機械学会蒸気表 4: 表 3-1 表 3-2 参照 以上から 崩壊熱による保有水の蒸散を補うための必要給水流量は 蒸散量 ΔV/Δt[m 3 /h] と等しく 停止時については約 10m 3 /h 運転時については約 3m 3 /h となる 表 2 各水源からの給水可能時間 運転時 停止時 燃料取替用水タンク 約 4.4 日 - 1 次系純水タンク 約 1.7 日 - ろ過水タンク 約 7.2 日 約 13.8 日 防火水槽 ( 消防車による連結送水管を用いた連続給水用 ) 約 0.4 日 ( 約 10 時間 ) 約 0.1 日 ( 約 3 時間 ) 原水槽および防火水槽 ( 消防車による間欠給水用 ) 約 7.4 日 約 12.0 日 2 次系純水タンク - 約 6.9 日 海水 仮設ポンプ駆動用の燃料 ( 軽油 ) 補給が継続する時間 仮設ポンプ駆動用の燃料 ( 軽油 ) 補給が継続する時間 表 3 SFPの燃料頂部が露出するまでの時間 運転時 停止時 SFPの燃料頂部が露出するまでの時間 約 17 日後 約 7 日後 注 : 上記評価結果はスロッシングによる溢水量を SFP 保有水量から差し引いた値で評価した
11 添付 5-(4)-4 (5/8) SFP 水位が通常水位 -1m に低下 16.8 日 17.2 日 24.6 日 約 3m 3 /h 燃料取替用水タンク 1 次系純水タンクおよびろ過水タンク 928.8m 3 防火水槽注 1 30m 3 原水槽および防火水槽注 m 3 海水 84 時間 日 +7.4 日 注 1: 消防車による連結送水管を用いた連続給水用注 2: 消防車による間欠給水用 ろ過水タンク等 防火水槽注 日 防火水槽注 1 原水槽および防火水槽注 2 図 1 SFP への必要給水流量の変化 ( 運転時 ) 原水槽および防火水槽注 2 海水 24.6 日 16.8 日 17.2 日 SFP 水位が通常水位 -1m に低下 防火水槽注 1 燃料取替用水タンク 1 次系純水タンクろ過水タンク 原水槽および防火水槽注 2 海水 84 時間 日 +7.4 日 注 1: 消防車による連結送水管を用いた連続給水用注 2: 消防車による間欠給水用 ろ過水タンク等 防火水槽注 日 防火水槽注 1 原水槽および防火水槽注 2 原水槽および防火水槽注 2 海水 図 2 SFP への積算水量 ( 運転時 )
12 添付 5-(4)-4 (6/8) SFP 水位が通常水位 -1m に低下 15.0 日 15.1 日 27.1 日 34.0 日 約 10m 3 /h 防火水槽注 1 30m 3 ろ過水タンク 3,064.9m 3 原水槽および防火水槽注 2 2,633.7m 3 2 次系純水タンク 1,535.1m 3 海水 27 時間 日 日 +6.9 日 注 1: 消防車による連結送水管を用いた連続給水用注 2: 消防車による間欠給水用 ろ過水タンク 防火水槽注 日 防火水槽注 1 原水槽および防火水槽注 2 図 3 SFP への必要給水流量の変化 ( 停止時 ) 2 次系純水タンク 海水 原水槽および防火水槽注 2 2 次系純水タンク SFP 水位が通常水位 -1m に低下 27.1 日 34.0 日 15.0 日 15.1 日 防火水槽注 1 ろ過水タンク 原水槽および防火水槽注 2 2 次系純水タンク 海水 27 時間 注 1: 消防車による連結送水管を用いた連続給水用注 2: 消防車による間欠給水用 日 日 2 次系純水タンクろ過水タンク 海水 1 防火水槽注 1 原水槽 2 防火水槽注原水槽および防火水槽注 日および防火水槽注 2 次系純水タンク 図 4 SFP への積算水量 ( 停止時 ) +6.9 日
13 添付 5-(4)-4 (7/8) 表 3-1 燃料取出スキーム ( 泊発電所 2 号機 ) 停止時 注 1: 泊発電所 1,2,3 号機 55,000MWd/t 燃料使用等に伴う原子炉設置変更許可申請 ( 平成 17 年 12 月申請 ) 安全審査における SFP 冷却設備の評価条件注 2: 泊発電所 2 号機の SFP の燃料保管容量は 690 体
14 添付 5-(4)-4 (8/8) 表 3-2 燃料取出スキーム ( 泊発電所 2 号機 ) 運転時 取出し燃料 取出し体数 運転時間 (h) 冷却期間 崩壊熱 今回取出し 9, 日 今回取出し 19, 日 今回取出し 1 サイクル冷却済燃料 2 サイクル冷却済燃料 3 サイクル冷却済燃料 4 サイクル冷却済燃料 5 サイクル冷却済燃料 6 サイクル冷却済燃料 7 サイクル冷却済燃料 8 サイクル冷却済燃料 9 サイクル冷却済燃料 10 サイクル冷却済燃料 11 サイクル冷却済燃料 12 サイクル冷却済燃料 13 サイクル冷却済燃料 14 サイクル冷却済燃料 15 サイクル冷却済燃料 (41 体 ) (MW) 30 日 日 2+30 日 3+30 日 4+30 日 5+30 日 6+30 日 7+30 日 8+30 日 9+30 日 日 日 日 日 日 日 合計 641 体 1.760
15 添付 5-(4)-5 (1/3) 1. 各水源の各号機への使用量割り当て (1) 運転時 SG への給水 各水源の各号機への使用量割り当ておよび水量設定の考え方 SFP への給水 1 号機 2 号機 3 号機 1 号機 2 号機 3 号機 補助給水タンク 460m 3 補助給水タンク 460m 3 補助給水ピット 660m 3 燃料取替用水タンク 1,600m 3 燃料取替用水タンク 1,600m 3 燃料取替用水ピット 2,000m 3 375m 3 375m 3 570m 3 310m 3 310m 3 740m 3 2 次系純水タンク 1,500m 3 4 基 1 =6,000m 3 1~3 号機共用のため 各号機への割当が必要 割当値は下段のとおり 約 1,189.1m 3 5 約 1,189.1m 3 5 約 1,921.8m 3 5 合計 :4,300m 3 1 次系純水タンク 230m 3 1 次系純水タンク 230m 3 120m 3 120m 3 ろ過水タンク 3,000m 3 4 基 1 =12,000m 3 1~3 号機共用のため 各号機への割当が必要 割当値は下段のとおり 約 1,752.8m 3 5 約 1,752.8m 3 5 約 2,803.1m 3 5 約 498.8m 3 5 約 498.8m 3 5 約 1,403.7m 3 5 合計 :8,710m 3 防火水槽 60m 3 2 防火水槽 60m m 3 30m 3 60m 3 原水槽 5,000m 3 2 基 4 =10,000m 3 および防火水槽 60m 3 4 基 =240m 3 3,6 1~3 号機共用のため 各号機への割当が必要 割当値は下段のとおり 約 821.6m 3 5 約 821.6m 3 5 約 1,308.3m 3 5 約 512.8m 3 5 約 512.8m 3 5 約 1,062.9m 3 5 合計 : 原水槽 4,800m 3 + 防火水槽 240m 3 =5,040m 3 注 : 上段は公称容量 下段 内は評価に用いた水量 1:1,2 号機共用 2 基 3 号機 2 基の計 4 基あるが 当該タンクは 4:1,2,3 号機共用として使用 タイラインで繋がっているため 1,2,3 号機共通で使用 5: 点検により当該タンク 水槽のうち 1 基が使用不可 2: 消防車による連結送水管を用いた連続給水用 となることを想定して割り当てた水量 3: 消防車による間欠給水用 ( 消防車が防火水槽 SFP 間を往復して給水 ) 6: 防火水槽はSFPへの給水に使用
16 添付 5-(4)-5 (2/3) (2) 停止時 SG への給水 SFP への給水 1 号機 2 号機 3 号機 1 号機 2 号機 3 号機 ろ過水タンク 3,000m 3 4 基 1 =12,000m 3 1~3 号機共用のため 各号機への割当が必要 割当値は下段のとおり 約 3,064.9m 3 約 3,064.9m 3 約 5,490.2m 3 防火水槽 60m 3 2 合計 :11,620m 3 防火水槽 60m m 3 30m 3 60m 3 原水槽 5,000m 3 2 基 4 =10,000m 3 および 防火水槽 60m 3 4 基 =240m 3 3 1~3 号機共用のため 各号機への割当が必要 割当値は下段のとおり 約 2,633.7m 3 約 2,633.7m 3 約 4,572.6m 3 合計 : 原水槽 9,600m 3 + 防火水槽 240m 3 =9,840m 3 2 次系純水タンク 1,500m 3 4 基 1 =6,000m 3 1~3 号機共用のため 各号機への割当が必要 割当値は下段のとおり 約 1,535.1m 3 約 1,535.1m 3 約 2,669.8m 3 合計 :5,740m 3 注 : 上段は公称容量 下段 内は評価に用いた水量 1:1,2 号機共用 2 基 3 号機 2 基の計 4 基あるが 当該タンクはタイラインで繋がっているため 1,2,3 号機共通で使用 2: 消防車による連結送水管を用いた連続給水用 3: 消防車による間欠給水用 ( 消防車が防火水槽 SFP 間を往復して給水 ) 4:1,2,3 号機共用として使用
17 添付 5-(4)-5 (3/3) 2. 評価に用いた水量の考え方 水源 評価に用いるタンク 1 基当たりの使用可能水量 [m 3 ] 設置 基数 水量の考え方 参考 (1 基当たりの公称容量 )[m 3 ] 補助給水タンク (1 号機 ) 保安規定値 460 補助給水タンク (2 号機 ) 保安規定値 460 補助給水ピット (3 号機 ) 保安規定値 次系純水タンク (1,2 号機 ) 1,440 2 自動補給開始時容量に基づく水量 1,500 2 次系純水タンク (3 号機 ) 1,430 2 自動補給開始時容量に基づく水量 1,500 ろ過水タンク (1,2 号機 ) 2,910 2 自動補給開始時容量に基づく水量 3,000 ろ過水タンク (3 号機 ) 2,900 2 自動補給開始時容量に基づく水量 3,000 原水槽 (1,2,3 号機共用 ) 4,800 2 自動補給開始時容量に基づく水量 5,000 燃料取替用水タンク (1 号機 ) 保安規定値 (1,130 m3 ) のうち SFP へ重力注水できる水量 1,600 燃料取替用水タンク (2 号機 ) 保安規定値 (1,130 m3 ) のうち SFP へ重力注水できる水量 1,600 燃料取替用水ピット (3 号機 ) 保安規定値 (1,700 m3 ) のうち SFP へ重力注水できる水量 2,000 1 次系純水タンク (1 号機 ) 水位低警報発信時容量 (144 m3 ) のうち SFP へ重力注水できる水量 次系純水タンク (2 号機 ) 水位低警報発信時容量 (144 m3 ) のうち SFP へ重力注水できる水量 230 防火水槽 (1,2,3 号機共用 ) 60 6 公称容量 60 1~3 号機共用設備であり 表中に記載の 1 基当たりの使用可能水量および点検有無を考慮した供用基数に基づき合計水量 *1 を求め その値を各号機へ割り当てている *1 2 次系純水タンク合計水量 運転時 :1, ,430 2=4,300m 3 停止時 :1, ,430 2=5,740m 3 ろ過水タンク合計水量 運転時 :2, ,900 2=8,710m 3 停止時 :2, ,900 2=11,620m 3 原水槽合計水量 運転時 :4,800 1=4,800m 3 停止時 :4,800 2=9,600m 3
18 添付 5-(4)-6 (1/2) 給電機能概要図 275kV 送電線 66kV 送電線 主変圧器 起動変圧器 予備変圧器 所内変圧器 タンクローリー ( 容量 20kl) 発電機 6.6kV AC 移動発電機車への燃料補給 移動発電機車 各機器 メタクラ 安全上重要な機器 動力変圧器 電源供給 440V AC タンクローリー ( 容量 4kl 2 台 ) 安全上重要な機器等 軽油汲み上げポンプディーゼル発電機燃料油貯油槽 (8 基 ) ディーゼル発電機 赤線は移動発電機車からの充電部位を示す 充電器 ( 予備充電器 ) 125V DC 中央制御盤等 蓄電池 詳細は次頁参照
19 添付 5-(4)-6 (2/2) 移動発電機車で給電する負荷 移動発電機車 移動発電機車に必要な容量約 481.3kVA 1 号 : 約 110kVA 2 号 : 約 116.3kVA 3 号 : 約 255kVA < 移動発電機車の配備容量 (4,000kVA) 6.6kV 非常用高圧母線 440V 非常用低圧母線 計装用インバータには 充電器からの直流電源と 440V 非常用低圧母線からの交流電源が突合せで供給されている 直流の必要負荷容量の評価としては 充電器の定格入力容量で見積もる P H S 交換機 充電器 ( 予備充電器 ) 蓄電池 充電器の定格入力容量 : 約 110kVA(1 号機 ) 約 110kVA(2 号機 ) 約 255kVA(3 号機 ) 約 6.3kVA 直流母線 原子炉制御装置 安全系計装用インバータ 安全保護装置 その他 ( 放射線監視装置他 ) タービン動補助給水ポンプ電動弁盤 所内開閉装置制御電源 D G 制御盤 その他
20 添付 5-(4)-7 蓄電池の容量および継続時間評価 泊発電所 2 号機の直流電源装置は 蓄電池および充電器等で構成されており 母線電圧は 125V である 蓄電池は容量 1,400Ah のものが 2 系列あり 440V 交流母線より各々充電器を介して接続されている 全交流電源喪失後 移動発電機車による給電が開始されるまでの間は 蓄電池により直流母線へ給電されるが 現状の蓄電池定格容量と 5 時間給電に必要な容量を比較した結果 5 時間給電が可能であることを確認した なお 容量評価については 据置蓄電池の容量算出法 ( 電池工業会規格 SBA-S-0601) に基づき実施した 1. 蓄電池負荷パターン 2A 蓄電池負荷リスト 負荷名称 2A-6.6kV メタクラ 2A- パワーセンタ 2A- 計装用インバータ 2C- 計装用インバータ 2A- ディーゼル発電機制御盤 ( 発電機盤 ) 2A- ディーゼル発電機制御盤 ( 励磁機盤 ) 2A- 直流分電盤 2A- タービン動補助給水ポンプ非常用油ポンプ 2- タービン動補助給水ポンプ電動弁盤トレン A 2A- 電動補助給水ポンプ電動弁盤 2- 原子炉ソレノイド用直流分電盤トレン A1~A5 2B 蓄電池負荷リスト 負荷名称 2B-6.6kV メタクラ 2B- パワーセンタ 2B- 計装用インバータ 2D- 計装用インバータ 2B- ディーゼル発電機制御盤 ( 発電機盤 ) 2B- ディーゼル発電機制御盤 ( 励磁機盤 ) 2B- 直流分電盤 2B- タービン動補助給水ポンプ非常用油ポンプ 2- タービン動補助給水ポンプ電動弁盤トレン B 2B- 電動補助給水ポンプ電動弁盤 2- 原子炉ソレノイド用直流分電盤トレン B1~B5 時間 0~10 秒 10~60 秒 1~30 分 30~299 分 299~300 分 約 329A 約 151A 約 113A 約 100A 約 130A 時間 0~10 秒 10~60 秒 1~30 分 30~299 分 299~300 分 約 324A 約 151A 約 110A 約 126A 約 96A 2. 評価結果プラント 蓄電池名称 設備容量 必要容量 泊発電所 2A 蓄電池 1,400Ah > 779Ah 2 号機 2B 蓄電池 1,400Ah > 748Ah
21 添付 5-(4)-8 (1/3) 燃料 ( 軽油 ) 枯渇時間評価 1. 燃料枯渇時間評価燃料 ( 軽油 ) の枯渇時間については 全号機同時に全交流電源喪失が発生したと仮定し 燃料消費が最も早くなる他号機の運転状態 ( 運転時または停止時 ) の組合せがどのケースであるかを評価し 表 1 にまとめた その結果 2 号機運転時は 1 3 号機停止時が最も燃料消費が早く 2 号機停止時は 3 号機停止時が最も燃料消費が早くなった (1) 発電所内の使用可能な燃料 ( 軽油 ) 貯蔵量設備燃料貯蔵量運転状態備考 414.4kl 1,2 号機ともに運転時 51.8kl 基燃料油貯油槽 362.6kl 1 または 2 号機停止時 51.8kl 基 タンクローリー 合計 25kl 439.4kl 387.6kl 1,2 号機ともに運転時 1 または 2 号機停止時 1: 保安規定値に基づく最小値 2:1 号機 4 基 2 号機 4 基の計 8 基 3: 点検により 燃料油貯油槽 1 基が使用不可となることを想定 タンクローリーの容量 28kl に対し 定期試験による燃料消費量 3kl を考慮 (2) 消防車の燃料消費量 設備 燃料消費量 備考 消防車 1,030l 消防車による連結送水管を用いた連続給水および防火水槽 -SFP 間を往復しての間欠給水により合計 360m 3 の水を給水する際の燃料消費量 消防車の燃料消費量は 各ユニットの運転状態の組合せにより異なるが 1,2,3 号機運転時の最大燃料消費量とした (3) 緊急安全対策等で使用する機器の燃費設備 燃費 備考 水中ポンプ用発電機 (80kVA: 海水用 ) 10.5l/h 水中ポンプ用発電機 (50kVA: 淡水用 ) 8.6l/h 空気作動ポンプ用空気圧縮機 99.8l/h 軽油汲み上げポンプ ( 発電機含む ) 1l/h 発電機の燃費 移動発電機車 (4,000kVA) 675.8l/h タンクローリー 6l/h 構内 PHS 交換機用小型発電機 (50kVA) 6.2l/h 合計 807.9l/h
22 添付 5-(4)-8 (2/3) (4) 燃料枯渇時間燃料枯渇時間を評価した結果 2 号機運転時 停止時ともに 約 20.4 日 ( 約 489 時間 ) となった (5) 評価方法の概要 1 1,2 号機の運転 / 停止状態に応じて 使用できる軽油量を決定す る ( 停止時には貯油槽 1 基が点検で使用不能として評価する ま た タンクローリーの燃料貯蔵量 25kl を加算する ) 2 SBO 発生から 5 時間経過時点以降 移動発電機車 タンクローリ ー 軽油汲み上げポンプ 構内 PHS 交換機用小型発電機が運転 され燃料が消費される その際の燃費は上表のとおりであり こ の値に基づき消費される燃料量を算定する 3 軽油を必要とする給水方法の開始時点を各号機の運転 停止状態 に応じて特定する なお 各号機の中で最も早く軽油が必要とな る時点で 他号機も含めて軽油を必要とする給水が開始されるも のとして評価する 4 3 にて特定された時点以降 2 の機器に加え 給水に必要とされ るポンプ用の発電機および空気圧縮機も運転され 燃料が消費さ れる その際の燃費は上表のとおりであり この値に基づき燃料 消費量を算出する なお 淡水 海水の別に応じて発電機の燃費 を使い分ける 海水給水に切り替わるタイミングが号機間で違う 場合には 水中ポンプ用発電機 ( 海水用 ) の燃料消費量が多いこ とから 保守的に全号機で海水給水が開始されるものとして評価 する 5 消防車による燃料消費分を加算する ( 防火水槽水を給水する時点 で消防車による燃料消費分 ( 連続給水 間欠給水分 ) として 1,030 l 分を加算する ) 6 以上の燃料消費分と使用できる軽油量から燃料が枯渇する時間を 算定する (6) 評価結果 上記評価手順に従って 評価した結果を次ページの表にまとめた
23 添付 5-(4)-8 (3/3) 表 1 全交流電源喪失発生時のプラント運転状態からの燃料枯渇時間 パターンプラント運転状態 使用可能な貯油槽数 1 号機 2 号機 3 号機 燃料の枯渇日数 ( 日 ) 1 運転時 4 運転時 4 運転時 運転時 4 運転時 4 停止時 備考 1 2 号機が運転中であり使用可能な貯油槽の数が多いことからパターン3~8に比べ枯渇日数は長くなる 3 運転時 4 停止時 3 運転時 号機のいずれかまたは両方が停止中で使用可能な貯油槽の数が少ないことからパターン1 2に 4 停止時 3 運転時 4 運転時 比べ枯渇日数は短くなる 3 号機停止中のパターン5 6 8は SBO 発生か 5 運転時 4 停止時 3 停止時 ら約 17 時間後に 3 号機 SFP への給水を開始するが 3 号機運転中のパターン3 4 7では SBO 発生 6 停止時 3 運転時 4 停止時 から約 27 時間後に 1 号機または 2 号機の SFP への給水を開始する 約 10 時間早く給水を開始する分 7 停止時 4 停止時 3 運転時 前者は後者より軽油消費量は多く 枯渇日数は短くなる 8 停止時 4 停止時 3 停止時
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-(4)
添 付 5-(4)-1 泊 発 電 所 1 号 機 電 源 構 成 概 要 図 275kV 泊 幹 線 (2 回 線 ) 275kV 後 志 幹 線 (2 回 線 ) 66kV 泊 支 線 (2 回 線 ) 主 変 圧 器 1 号 発 電 機 起 動 変 圧 器 所 内 変 圧 器 予 備 変 圧 器 6.6kV 常 用 高 圧 C 母 線 6.6kV 常 用 高 圧 D 母 線 6.6kV 非 常
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
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
高浜発電所２号機の安全性について(安全確保対策とストレステスト評価)
高浜発電所 2 号機の安全性について 安全確保対策とストレステスト評価 関西電力株式会社 福島第一原子力発電所事故から得られた知見 地震による影響 1 地震発生により原子炉は正常に自動停止 地すべりによる送電鉄塔の倒壊等により外部電源が喪失 非常用ディーゼル発電機は全て正常に自動起動 原子炉の冷却に必要な機器は正常に動作 津波による影響 非常用ディーゼル発電機 配電盤 バッテリー等の重要な設備が被水
《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
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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
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資料 No.1 新潟県中越沖地震の調査 柏崎刈羽発電所の被災状況新潟県の対応状況 平成 19 年 8 月 1 日 原子力安全対策課 調査日程および内容 1 平成 19 年 7 月 21 日柏崎刈羽発電所の被災状況の調査 1 3 号機主排気筒に接続するダクトのずれブローアウトパネルの外れ 2 6 号機非管理区域への漏えい 3 3 号機所内変圧器の火災 4 5~7 号機側ろ過水タンクの状況 5 1~4
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/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
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添付資料 5-6-1(1/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 ) 添付資料 5-6-1(2/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 ) 添付資料 5-6-1(3/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 ) 添付資料 5-6-1(4/8) コア デリュージ ノズルへ 玄海 1 号機の系統構成 ( 余熱除去系 ) 添付資料 5-6-1(5/8) 原子炉格納容器 外周コンクリート
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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
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1. 用役 ( ユーティリティー ) と用役設備 用役 ( ユーティリティー ) の種類 用役 ( ユーティリティー ) の起動手順 電力供給設備 電力の種類と電圧 電力供給設備とは 発電設備.
cq comtecquest 件名基本設計演習 用役プロセス設計指針 作成年月日 2011 年 1 月 10 日 1 1. 用役 ( ユーティリティー ) と用役設備... 3 1.1 用役 ( ユーティリティー ) の種類... 3 1.2 用役 ( ユーティリティー ) の起動手順... 3 2. 電力供給設備... 4 2.1 電力の種類と電圧... 4 2.2 電力供給設備とは... 4 2.3
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
大飯発電所３、４号機における更なる安全性・信頼性向上のための対策の実施計画
大飯発電所 3,4 号機における 更なる安全性 信頼性向上のための対策の実施計画 平成 24 年 4 月 関西電力株式会社 目 次 1. はじめに 2. 更なる安全性 信頼性向上のための対策の着実な実施計画 ( 基準 (3) 関連 ) (1) 原子力安全 保安院がストレステスト ( 一次評価 ) の審査において一層の取組を求めた事項に対する実施計画と実施状況 ( 基準 (3)1の事項) (2) 原子力安全
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
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
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
Heat-Transfer Control Lab. Report No. 1, Ver. 4 (HTC Rep /04/13) 原子炉内が崩壊熱のみによって加熱されている場合に必要な水の投入量の推定 < 公表データに基づく福島第一原発の燃料データのまとめ > 東北大学流体科学研究
Heat-Transfer Control Lab. Report No. 1, Ver. 4 (HTC Rep. 1.4 2011/04/13) 原子炉内が崩壊熱のみによって加熱されている場合に必要な水の投入量の推定 < 公表データに基づく福島第一原発の燃料データのまとめ > 東北大学流体科学研究所圓山 小宮研究室 2011/03/28 作成 (Ver1) 2011/04/01 改訂 (Ver2)
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
高浜発電所２号機の安全性に関する総合評価に係る報告書の提出について 添付5-(4)
添 付 5-(4)-1 (1/2) 電 源 構 成 概 要 図 (1/2) 500kV 送 電 系 統 新 綾 部 変 電 所 500kV 特 高 開 閉 所 母 線 主 変 圧 器 降 圧 変 圧 器 空 冷 式 非 常 用 発 電 装 置 77kV 高 浜 連 絡 線 A 所 内 変 圧 器 A 起 動 変 圧 器 B 起 動 変 圧 器 B 所 内 変 圧 器 予 備 変 圧 器 G A 系
1
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
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
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
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
1. はじめに本資料では 高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置における保安規定の認可の審査に関する考え方 に示された 大規模な自然災害 ( 地震 ( 津波の重畳を含む )) 及び 故意による大型航空機衝突 による大規模な災害が発生した場合に対し 放射性物質の放出低減を目的とした以下の影響緩和策で使用する
赤枠内は機微情報につき公開できません < 資料 1> 大規模損壊について 平成 30 年 1 月 18 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 1. はじめに本資料では 高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置における保安規定の認可の審査に関する考え方 に示された 大規模な自然災害 ( 地震 ( 津波の重畳を含む )) 及び 故意による大型航空機衝突 による大規模な災害が発生した場合に対し 放射性物質の放出低減を目的とした以下の影響緩和策で使用する資機材の整備方針
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
添付 (2/11) (2) 原子炉及び格納容器への注水機能に係る対策当発電所の原子炉施設は, 原子炉への注水が必要となる異常時には, 安全保護系の信号により非常用炉心冷却系 ( 以下 ECCS という ) 及び原子炉隔離時冷却系を自動で起動させ, 原子炉へ注水する設計となっている しかし
添付 4.1.1 (1/11) 整備したアクシデントマネジメント策の概要 平成 4 年 7 月に通商産業省 ( 当時 ) が発表した アクシデントマネジメントの今後の進め方について に基づき, 平成 6 年 3 月に通商産業省 ( 当時 ) へ提出した 東海第二発電所のアクシデントマネジメント検討報告書 ( 以下 AM 検討報告書 という ) において, アクシデントマネジメント策を整備し, 平成
<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
原子力発電所における自主的・継続的な安全への取り組みについて
原子力発電所における 自主的 継続的な安全への取り組みについて 平成 24 年 7 月 23 日 関西電力株式会社 社長決意表明 ~ 自主的 継続的な安全への取り組みに向けて ~ 1 社長決意表明 (4 月 9 日 )( 抜粋 ) 当社は 原子力発電の信頼を回復するためには 規制の枠組みにとらわれず 安全性向上対策を自主的かつ継続的に進めていくことが不可欠であると考えており 今回の実施計画を着実に実行してまいります
houkokusyo1-9
(2) 単独フィーダ再エネ電源 ( 低圧線路接続 ) 特徴 : 1 オフグリッド再エネ住宅 に基本的なシステム構成は類似しているが個別住宅ではなく 島内配電線路に直接接続する形態である 低圧配電系統に接続するため三相交流電源であり システム容量は AC 10kW 以上 AC 50kW 未満が原則となる AC 50kW 以上となる場合は配電線路フィーダも複数になると考えられることから 3 複数フィーダ再エネ電源
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
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
Microsoft PowerPoint - 第1回(変遷+Rankineサイクル)_H22講義用.ppt
演習問題 1-1 容器 V(m ) の容器の中に 1 気圧 (0.1MPa) の飽和水 ( ) と飽和蒸気 ( ) がそれぞれ m (kg) m (kg) づつ入っている m 1000(kg) m 0.1(kg) として 容積 V とこの容器内の流体の内部エネルギー U(J) を求めよ 演習問題 1-2 圧力 0.05(MPa) 比エンタルピ 2000(kJ/kg) の湿り蒸気の乾き度 x とその湿り蒸気の比エントロピ
消火活動のため 消防自動車隊を中心とする消火班をはじめ 避難誘導班や救護班からなる自衛消防 隊を組織しており 夜間休日においても 11 名以上が初期消火活動にあたることにしています 火災が起こった場合 まず火災感知器の感知等により中央制御室の当直長 ( 常駐 ) に連絡が入ります 当直長は 発電所内
火災対策 に関する回答要旨 新しい規制基準では 原子力施設の火災対策が大幅に強化され 原子力発電所の中の燃えやすいものや延焼の危険のある場所を特定したうえで 火災が起きた場合に備え 消火設備の設置や防火区画の整備 ケーブルやどの不燃 難燃化などの安全対策が義務付けられるとともに 外部で発生した火災についての影響評価も義務付けられました 内部火災原子炉施設やその付属設備で発生する 内部火災 に対しては
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
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
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
平成 30 年 6 月 6 日 電気事業連合会 MSPI の検討状況について 1. はじめに国内 PWRについて 高度化されたPRAモデルを用いてMSPIの試評価を実施した 試評価の目的は MSPI 評価手順を確認すること 及び 現在想定されているSDPのクライテリア ( 白 ~ 赤に対してΔCDF:10-6 ~10-4 / 炉年 ) とMSPI 評価結果が整合しうるかについて見通しを得ることである
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)
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
原子力発電の基礎
Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 1 235 M M - m m c E=mc 2 235 () 235 () (BWR) (PWR, BWR) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 2 実用化されている発電用原子炉 型式 略称 燃料 減速材 冷却材 軽水減速 加圧水型 PWR 低濃縮ウラン軽水軽水沸騰水型 BWR 低濃縮ウラン軽水軽水 ガス冷却型 (GCR-
P01
0.7 1.5ton3way 01 車両の向きを変えずに 左 右 前方に 3 方向の荷役が可能 シフト ローテート フォークが左右にシフト ローテート 回転 シフト することで 車 両の向きを変えずに左 右の ラックへの荷役が可能です ジョイスティックレバー レバー1本でシフト ローテート操作が可能 シフト ローテート シンクロ シフト ローテートのシンクロ動作もワンタッチ 従来の3本レバーもオプションで設定できます
発電機・溶接機等.indd
小型発電機 極超低騒音型発電機13 60KVA 60Hz 0.9 2.6KVA 60Hz 照明器具 水中ポンプなどの電源として使用します 都市型土木 夜間工事に対応した 極 超低音型発電機 防音タイプは夜間や住宅地での作業にも安心 コンパクトパッケージのため 運搬もラクラク 家庭用電源並の良質な電気を作り出すインバータータイプもあります コ発 ン電 プ機 レ ッ溶 サ接 ー機 G900is インバーター
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
福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策 1 H 福島事故を踏まえた安全性向上対策実行計画等 緊急対策 応急対策 追加対策 シヒ アアクシテ ント対策 H ソフト面等の安全対策実行計画 ソフト面の対策 ハード面の対策 主な対策内容 電源車の配備 消防ホ ンフ 消火
資料 No. 4-2 福島第一原子力発電所事故を踏まえた 原子力災害時の初動体制等に係る 追加安全対策について 平成 24 年 3 月 27 日 関西電力株式会社 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策 1 H23.4.8 福島事故を踏まえた安全性向上対策実行計画等 緊急対策 応急対策 追加対策 シヒ アアクシテ ント対策 H23.11.28 ソフト面等の安全対策実行計画 ソフト面の対策
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
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
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
岩手支社管内の配電用変圧器の空容量 1/4 安代配電塔 1B 伊手変電所 1B 猿ヶ石発電所 1B 遠野変電所 1B 0.0 2B 下船渡変電所 1B 0.0 2B 河原町変電所 1B 0.0 2
平成 30 年 12 月 7 日作成 留意事項 (1) 運用容量値は 電圧や系統安定度などの制約により 変わる場合があります 備考欄をご参照願います 1 1 回線送電線 (1 バンク運用 ) のため 1 回線 (1 バンク ) 設備容量を記載 2 3 回線送電線 (3 バンク運用 ) のため 1 回線 (1 バンク ) 故障時を考慮し 2 回線 (2 バンク ) 分の容量を記載 3 4 回線送電線
<4D F736F F F696E74202D2082B290E096BE8E9197BF D A B8CDD8AB B83685D>
ブリリアマーレ有明災害協力隊 平成 28 年度マンション管理適正化 再生推進事業 災害時の建物のライフライン ( 電力 水 ) の確保策について 2017 年 2 月 8 日 ( 水 ) 芝浦工業大学増田幸宏 逃げないで住み続ける 地震の際の行動原則 とどまる 建物の中にとどまりながら 厳しい時期を乗り切る 現在の設備 資源を活かしてできる被災生活は? 発災後の状況の適切な把握と 計画的な使用方法の検討が重要
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
<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
<4D F736F F D208FED94D6837C FEA A C DD94F58D488E968EBF8B5E89F1939A8F912E646F63>
工事名常磐ポンプ場 設備工事質疑事項回答事項工事範囲について 今回工事は 更新工事となりますので既設機器及び既特記仕様書の中の施工範囲において既設機器設小配管の撤去工事も今回工事の範囲とします の撤去については 記載がありませんが 既撤去する機器は 以下のとおりです 設機器の撤去は本工事にふくまれるのでしょ うか 用原動機 架台小配管工事 ( 燃料 ) 質疑の範囲でかまいません 今回の施工範囲は 別紙の図面より
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
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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
<4D F736F F D B8E9E8A4A8EA68E9197BF81698DC58F49816A>
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
東京電力福島第一原子力発電所事故発電所敷地への津波の到達時刻について
東京電力福島第一原子力発電所事故発電所敷地への津波の到達時刻について 東京電力株式会社 平成 25 年 10 月 7 日 津波到達時刻の評価 1. 波高計記録および連続写真の分析 2. プラントデータの分析 1 津波到達時刻の評価 1. 波高計記録および連続写真の分析 2. プラントデータの分析 2 波高計の諸元および波高計内蔵時計のずれについて 各号機の地震計の初期微動と波高計で観測された水圧波
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
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
南早来変電所大型蓄電システム実証事業
南早来変電所大型蓄電システム実証事業について 2 0 1 6 年 7 月北海道電力株式会社住友電気工業株式会社 1 1. 事業概要 経済産業省の 大型蓄電システム緊急実証事業 に応募し 採択されました 住友電気工業 ( 株 ) と当社が共同で 275kV 基幹系統の南早来変電所にレドックスフロー電池 (15MW 4 時間容量 ) を設置 再生可能エネルギーの出力変動に対する調整力としての性能実証および最適な制御技術を開発します
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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
さいたま市消防用設備等に関する審査基準 2016 第 3 の 2 開放型ヘッドを用いるスプリンクラー設備 385 第 3 の 2 開放型ヘッドを用いるスプリ ンクラー設備
第 3 の 2 開放型ヘッドを用いるスプリンクラー設備 385 第 3 の 2 開放型ヘッドを用いるスプリ ンクラー設備 立上り管補給水管給水管: 常時閉補排水へ起動用水圧 管386 第 4 章消防用設備等の技術基準 1 主な構成開放型スプリンクラーヘッド ( 以下この項において 開放型ヘッド という ) を用いるもので 一斉開放弁の一次側の配管内には常時加圧水を充水し 二次側は開放状態にしてある方式のもの
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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
Microsoft PowerPoint - 【set】 高浜3,4号審査結果(滋賀県原対協･原防専合同)
第 2 回合同会議資料 2 平成 27 年 (2015 年 ) 3 月 12 日 ( 木 ) 関西電力高浜発電所 3 4 号機 設置変更に関する 審査書の概要について 原子力規制庁 0 高浜発電所の審査の経緯 2013 年 7 月 8 日新規制基準施行同日関西電力が設置変更許可申請書を提出 2013 年 7 月 16 日 ~ 公開の審査会合での審査 ( 原子力規制委員 規制庁審査官 ) 67 回の審査会合と
A.3 排出削減量の算定方法 A.3.1 排出削減量 ER EM BL EM PJ ( 式 1) 定義単位 数値 4 ER 排出削減量 1 kgco2/ 年 0 t<1 年 年 t<2.5 年 年 <t EM BL ベースライン排出量 2 kgco2/
A.2 追加性の評価 本プロジェクトについては家庭部門を対象としており 経済的障壁を有する蓋然性が高いため 追加性の評価は不要とする 注 ) 投資回収年数の算定式などを記載すること 本プロジェクトについては家庭部門を対象としており 経済的障壁を有する蓋然性が高いため 追加性の評価は不要とする (2) 追加性評価に必要な情報の入手方法 注 )(1) の評価に必要な情報の入手方法について記載すること全削減活動について同一の想定値などを用いる場合は
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
１２／２７（火）佐賀県原子力安全専門部会議事メモ（略語リスト）
用語 略語リスト最終更新 :2017/01/24 用語 略語 ( 対応英語 ) 説明アクシデントマネジメントの略語 AM 炉心 ( 燃料 ) の健全性が脅かされるようなシビアアクシデ (Accident Management) ント ( 過酷事故 ) のリスクを低減するための 体制の整備 手順書類の整備 教育及び設備の対策原子炉停止機能喪失の略語 ATWS 運転時の異常発生により緊急停止が要求されたにも関わ
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
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
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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?
目 次 1 はじめに 東北地方太平洋沖地震及びそれに伴う津波の概要 地震及び津波の概要 女川原子力発電所の概要 全体配置 系統構成 電源系統 女川原子力発電所での地震及び津波の被害...
女川原子力発電所及び東海第二発電所 東北地方太平洋沖地震及び津波に対する 対応状況について ( 報告 ) 平成 25 年 8 月 原子力安全推進協会 目 次 1 はじめに... 1 2 東北地方太平洋沖地震及びそれに伴う津波の概要... 2 2.1 地震及び津波の概要... 2 3 女川原子力発電所の概要... 6 3.1 全体配置... 6 3.2 系統構成... 7 3.3 電源系統... 9
ご説明項目 1 1. 新規制基準の概要 2. 島根原子力発電所 2 号機新規制基準への適合性確認申請の概要
資料 1 0 島根原子力発電所 2 号機 新規制基準への適合性確認申請の概要 平成 25 年 11 月 29 日 中国電力株式会社 ご説明項目 1 1. 新規制基準の概要 2. 島根原子力発電所 2 号機新規制基準への適合性確認申請の概要 1. 新規制基準の概要 2 福島第一原発における教訓 3 出典 : 原子力規制委員会資料 実用発電用原子炉に係る新規制基準について 概要 新規制基準の基本的な考え方と主な要求事項
泊発電所3号機 重大事故等対策有効性評価 操作および作業の成立性 評価説明資料
泊発電所 3 号機重大事故等対策有効性評価操作および作業の成立性評価説明資料 平成 25 年 10 月 1 日 北海道電力株式会社 枠囲みの内容は核物質防護情報に属しますので公開できません 目次 1. 重大事故への対応に必要な操作手順要否一覧表 2. 手順 1 : 電源確保 3. 手順 2 :2 次系強制冷却操作 4. 手順 3 : 補助給水ホ ンフ 回復作業 5. 手順 4 : 代替格納容器スフ
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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
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資料 No.8 志賀原子力発電所の原子 炉の設置変更 (2 号原子 炉施設の変更 ) に係る安 全性について 平成 22 年 3 月経済産業省原子力安全 保安院 1. 安全審査の経緯 平成 21 年 8 月 17 日 設置変更許可申請 一次審査 ( 経済産業省審査 ) 平成 21 年 10 月 30 日 原子力安全委員会 原子力委員会に諮問 二次審査 ( 原子力安全委員会 原子力委員会審査 ) 平成
Microsoft PowerPoint - （環境整備課）成果報告書H26･27（280205）
安全 安心な教育研究環境を支える ライフライン構築等の取組 ~ 安全安心 BCP 対策 省エネ対策 業務効率化 コスト削減 ~ 平成 26 27 年度 琉球大学施設運営部 2016 年 2 月 目次 P2 P3 P4 P5 P6 P7 P8 P9 P10 P11 P12 P13 P14 P15 P16 今後の国立大学法人の施設整備 1. 安全 安心対策 1( 上原 ) 特高受変電設備の設置 2( 千原
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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平成 24 年 3 月 23 日独立行政法人日本原子力研究開発機構敦賀本部 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力災害時の初動体制等に係る追加安全対策について 当機構は 平成 23 年 12 月に東京電力福島第一原子力発電所における事故調査 検証委員会が公表した中間報告書等を踏まえ 当機構高速増殖炉研究開発センターにおける原子力災害時の初動体制等に係る追加安全対策 の具体的計画を取りまとめ 本日
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小水力発電システム ポンプ逆転 ダム維持放流 上水残圧 工業用水残圧 農業用水 [ 現地流況にマッチしたシステムをご提案 ] 上水道設備の残圧利用例 水道は私たちの生活に密着したライフラインであり その使用量は季節 時間によって大きく変化します そのため多くの水道事業体では 浄水場 配水場で流量調整バルブを絞って流量を調整しているのが現状ですが この流量調整操作は 水が持つほとんどの圧力エネルギーをバルブロスとして無駄に捨てていることになります
(2) ベースラインエネルギー使用量 それぞれの排出起源のベースラインエネルギー使用量の算定方法は以下のとおり 1) 発電電力起源 EL BL = EL ( 式 1) 記号定義単位 ELBL ベースライン電力使用量 kwh/ 年 EL 事業実施後のコージェネレーションによる発電量 kwh/ 年 2)
1. 方法論番号 007 2. 方法論名称 コージェネレーションの導入 3. 適用条件本方法論は 次の条件の全てを満たす場合に適用することができる 条件 1: コージェネレーションを導入すること 条件 2: コージェネレーションの導入を行わなかった場合 事業実施前のボイラー設備を継続して利用できること 1 条件 3: 燃料転換を伴う場合 燃料転換後に複数の種類の燃料を使用しないこと 事業実施前後において単一の燃料を用いること
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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
日立評論1990年1月号:電力・エネルギー
電力 エネルギー 内需拡大を背景に電力 エネルギーを巡る事 さらに高効率運転とミドル運用への対応を目的と 業環境も好転の兆しを見せており,堅調な伸びが したLNGコンバインドサイクル発電プラントの建 予想されている しかし,社会生活の高度化,多様 設が進められている 大型石炭火力発電所として, 化,さらには地球温暖化など環境問題への関心 1989年には東京電力株式会社広野火力発電所 の高まりとともに電力
別添 表 1 供給力確保に向けた緊急設置電源 ( その 1) 設置場所 定格出力 2 発電開始 2 運転開始 公表日 3 姉崎火力発電所 約 0.6 万 kw (0.14 万 kw 4 台 ) 平成 23 年 4 月 24 日平成 23 年 4 月 27 日 平成 23 年 4 月 15 日 袖ケ浦
東日本大震災における発電設備に関する復旧計画 被災を受けた火力発電設備の早期復旧津波等の影響を受けた太平洋沿岸の鹿島火力 1~6 号機 常陸那珂火力 1 号機 広野火力 1~5 号機等損傷を受けた火力発電設備については 今春から今夏の供給力となるよう復旧を目指す 復旧にあたっては 出来るだけ早期の発電開始を目指し 各方面の協力のもと一丸となって進める 火力発電所等の敷地内における火力発電設備の新規設置今夏の電源あるいは今冬