島根原子力発電所1号機 廃止措置の状況 Shimane Nuclear Power Station Unit1 How to proceed with decommissioning 中国電力株式会社 山本 直樹 Naoki YAMAMOTO Mem
島根原子力発電所1号機 廃止措置の状況 Shimane Nuclear Power Station Unit1 How to proceed with decommissioning 中国電力株式会社 山本 直樹 Naoki YAMAMOTO Mem
JSME シビアアクシデント時の構造健全性評価ガイドライン (BWR 鉄筋コンクリート製格納容器編)の概要 Summary of Structural Integrity Evaluation Guideline under Severe Acciden
BWR 炉内構造物等点検評価ガイドライン 炉心シュラウド・シュラウドサポートの改訂方針 Guideline for BWR Inspection Program Revision Policy of Guidelines for Core Shroud
浜岡原子力発電所1,2号機 廃止措置の現状 (株)中部プラントサービス 疇地 勇喜 Yuki AZECHI Non-member (株)中部プラントサービス 荒川 章 Akira ARAKAWA Non-member (株)中部プラントサービス 八木 寿
新設原子力発電所に向けた技術革新による安全性の合理的 実現について Technology Evolution for Nuclear New Build to realize Improved Safety in more Rational Ways
暉 におけるステンレス鋼鋳鋼製機器の熱時効評価の技術基盤 Technical basis of thermal aging evaluation of stainless steel cast steel components in BWR 電中研
浜岡原子力発電所1 2号機廃止措置の現状 Hamaoka Nuclear Power Station Unit 1 and 2 How to proceed with decommissioning (株)中部プラントサービス 荒川 章 Akira
1.緒言
カルロ法を用いたシミュレーションを行う事による、評 * 現在、日本国内の電力供給の約3割は原子力発電によ価手法の構築に関する基礎研究を行ってきた38)。しかし るものであり[1]、また国内のエネルギーセキュリティ問ながら、遺伝アルゴリズムに
1. 緒言
従来の軽水炉においてこれまで経験されてきたトラ ブルの多くは構造材料の損傷に起因するものであり、 設計段階で予測できなかった損傷事例としては応力腐 食割れ(SCC)、照射誘起応力腐食割れ(IASCC)など が挙げられる。これらの事象は現行
1. 緒言
レーザは、その非接触性と高いエネルギー密度を利用 レーザのパルス時間幅を数 ns まで短パルス化し, ピー することにより、従来は不可能と考えられていた様々な ク出力密度を数 GW/cm2まで高めて照射すると、材料の 加工に適用されている
1.緒言
近年、BWR や PWR の炉水環境と高線量の放射線下 で長時間使用された原子炉炉内構造物において、応力 腐食割れが確認されている。ひび割れを炉水環境から 隔離することで、さらに SCC が進展することを抑制す ることが可能となる[1]。東
1.緒言
炉内構造物等点検評価ガイドライン検討会(以降、 ガイドライン検討会と記す)にて審議、発行された炉 内構造物等点検評価ガイドライン(以降ガイドライン と記す)は、学協会規格に採り入れられ、その学協会 規格が、規制当局によって規制基準への適合性
1. 緒言
原子力発電所の稼働率向上などの観点から, 査の作業ステップを改善あるいは合理化し,京 に要する期間を短縮することが望まれている[1]沸騰水型原子炉(BWR)における現在の定員 工程を見ると, はじめに燃料の移動や交換に要 2. 燃料交換作
1.緒言
原子力プラントを健全に運転するには燃料破損の防 止が重要であり、Institute of Nuclear Power Operations(INPO)は 2010 年までに燃料破損をゼロにする目標 を掲げている。 INPO は、燃料破損の原
1. 緒言
2.炉内構造物のSCC保全技術例14,101. 近年、沸騰水型原子力発電所(以下BWR)の炉内 構造物(炉心シュラウド、シュラウドサポート、CRD スタブチューブ)の溶接部や、原子炉再循環系(以下 PLR)配管溶接部で、応力腐食割れ(St
1. 緒言
加圧水型原子炉(PWR)および沸騰水型原子炉 (BWR)の原子炉(圧力)容器や原子炉内構造物を対 象に、応力腐食割れ(SCC)に対する予防保全、補修 工法の一つとして、水中でのレーザ光照射によるク ラッド溶接工法の開発が進められている[1
1. 緒言
軽水炉発電プラントの高経年化(aging) と長期安 定運用(Long Term Operation:LTO)が世界的な課題 となっている。一般に多くの機器構造物は供用開始 とともに経年劣化が始まるが、初期の想定寿命(設 計のために想定さ
1.はじめに
BWR 原子炉内の水の放射線分解によって生成さ 2001年の沸騰水型原子炉 (BWR) の配管内におけれ、主蒸気中に移行する混合ガスの蓄積及び燃焼現 る混合ガス(水素、酸素)の蓄積及び燃焼による配 象を対象とし、主蒸気を内包する配管か
1. はじめに
全性の確保がより一層求められることとなった。このため、配管減肉管理においても、高い安全性を確 国内における配管減肉管理は、現在、実機測定に保しつつ、科学的合理性に基づいた効率的な管理を 基づく管理により行なわれている。一方、海外にお行
1. はじめに
全性の確保がより一層求められることとなった。このため、配管減肉管理においても、高い安全性を確 国内における配管減肉管理は、現在、実機測定に保しつつ、科学的合理性に基づいた効率的な管理を 基づく管理により行なわれている。一方、海外にお行