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
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.緒言
日本原子力技術協会の BWR 炉内構造物点検評価ガイ ドライン(以降「ガイドライン」と称す。)では、経年変 化事象として応力腐食割れ(SCC)の発生,進展を想定 して,各炉内構造物の構造健全性が確保される点検周期 が示されている。運開後の初
1.緒言
多くの沸騰水型軽水炉(BWR)では、一次系構造材料 の応力腐食割れ(SCC)を抑制させるために,原子炉給 水系から水素を添加し、炉水中の酸素等との再結合を促 進させ腐食環境改善を図る「水素注入」(HWC:Hydrogen Water Che
1. 緒言
プラント高経年化に伴い潜在的経年劣化事象が新たに 発現する可能性が懸念される。ここでは潜在的経年劣化 事象として今までに経験したことのない未経験事象に加 えて既知事象であるがそれらの連成事象・連鎖事象を含 めて考えることにする。従来、現象
1.はじめに
沸騰水型原子炉(BWR)や加圧水型原子炉(PWR)では、原子炉圧力容器や炉内構造物の溶接部に応力腐食割れ(SCC)の発生が報告されており、SCCの発生が確認された場合には、補修工法の適用が望まれる。 これまで水中レーザ溶接を用いた工法
1.緒 言
プラントの高経年化進行に伴い工学的に予見し難い部位で新たに発現する可能性のある経年劣化事象及び事象の複合作用として発現する可能性のある経年劣化事象(以下「潜在事象」という)について科学的合理性をもってプロアクティブ(先見的)に予見してお
隙間に磁性体を配置した小型ECTセンサのプロトタイプを試作し、曲率半径5mm 曲面に存在する深さ0.5mm の
擬試験体を用いた試験結果について報告する。
放電加工(EDM: Electrical Discharge Machining)スリッ
1.緒論
東日本大震災で発生した津波は、福島第一原子力 発電所の BWR プラントに過酷事故(シビアアクシデ ント)を引き起こした。原子力発電所の再稼働に求め られている高い安全性を実現するためには、津波に よる炉心損傷リスクを低減させる必要があ本
1.緒 言
プラントの高経年化に伴い工学的に予見し難い部位で 新たに発現する可能性のある経年劣化事象及び事象の複 合作用として発現する可能性のある経年劣化事象(以下 「潜在事象」という)について科学的合理性をもってプ ロアクティブ(先見的)に予見
1.はじめに
2011年に福島第一原子力発電所で原子炉の炉心溶融が起こった.しかし高濃度の放射線のため炉心溶融の過程を観測した計器やデータは存在していない.そのため炉心溶融の過程はほとんど明らかになっていない. そこでシミュレーションすることで制御
1.はじめに
BWR の使用済燃料貯蔵ラック(以下、「燃料ラック」 という)の耐震性評価に用いる設計用減衰定数は、従来、 「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版」に示されている溶接構造物の設計用減衰定数1%を適用している
1.概要
原子炉圧力容器内部構造物(炉内構造物)は10年毎に 定期安全レビュー(PSR評価)及び運転開始後30年を迎える際に高経年化技術評価(PLM 評価)を実施することが高経年化技術審査マニュアル[1]に規定されており、原子炉圧力容器や炉内構造物
1.緒言
水中水噴流によるキャビテーションジェットを材料表面に当てるとキャビテーションの崩壊圧力によって、ショットピーニングと同様に材料表面に圧縮残留応力が生成される。この技術はウォータージェットピーニング(Water Jet Peening, WJ
1.はじめに
1970年代中頃に、沸騰水型原子力発電所(以下、BWR:Boiling Water Reactor)においてSUS304ステンレス鋼製の原子炉再循環系配管の溶接熱影響部に応力腐食割れ(以下、SCC:Stress Corrosi
1.緒言
加圧水型原子炉(PWR: Pressurized Water Reactor)及び沸 騰水型原子炉(BWR: Boiling Water Reactor)の原子炉圧力容 器や原子炉内構造物を対象とした応力腐食割れ(SCC: St
1.はじめに
我が国では発電プラントの運転30年目に原子力安全・ 保安院による高経年化技術評価が行われてきており40年 の供用期間に向けての技術評価が行われている。ここ数 年後以内に複数のプラントにおいて供用期間40年を迎え た運転が始まる事が想定さ
「BWR」と一致する結果は見つかりませんでした。