1.緒言
原子力発電所の安全性は、機械、電気、制御及び土木 建築の各設備から成る機械系と、それを運用する人間系 の2つの系に支えられていると考えられる(Fig.1)。機械 系は多重性/多様性、独立性などのシステムに冗長性を持 たせる安全設計上の配慮
1.緒言
原子力発電所の安全性は、機械、電気、制御及び土木 建築の各設備から成る機械系と、それを運用する人間系 の2つの系に支えられていると考えられる(Fig.1)。機械 系は多重性/多様性、独立性などのシステムに冗長性を持 たせる安全設計上の配慮
1.緒言
スイング逆止弁の損傷事象について、ディスクスタッドがバックストップに繰り返し衝突、疲労損傷する事象が1985 年以降米国の原子力発電所で頻発し[1]、この逆止弁損傷事象を問題視したNRC(Nuclear Regulatory Commis
1.緒言
原子力発電所では、原子炉及びその附属設備等、発電に供する設備・機器の健全性を確認し、事故・故障の未然防止と拡大防止を図り、発電所が安全に安定した電気の供給を行うことを目的に原子炉等規正法に基づき、前の定期検査が終了した日以降13ヶ月を超え
1.緒言
原子力発電所では機器・構造物をコンクリート基礎に固定するために基礎ボルトを用いている。この基礎ボルトは地震時の負荷荷重に耐えることができるよう,建設時点で耐震計算を行った上で仕様が決定されている。運転開始後に健全性確認の必要が生じた場合に
1.緒言
原子力発電所等の大規模プラントシステムを構成する膨大な数の機器の一つひとつに経年劣化が発生・進展し、それが一定の大きさになると、当該機器が機能喪失して役割を果たさなくなり、プラント全体の安全機能や生産機能に影響を与える。このような事態を避
1.緒言
原子力発電所の安全性は、機械、電気、制御及び土木建築の各設備から成る機械系と、それを運用する人間系の2つの系に支えられていると考えられる(Fig.1)。機械系は多重性/多様性、独立性などのシステムに冗長性を持たせる安全設計上の配慮やフェイ
1.緒言
原子力発電所では機器・構造物をコンクリート基礎に固定するため、様々なボルトが用いられている。 具体的には、埋め込み基礎ボルトと後打ちアンカに大別される。後打ちアンカには、アンカとコンクリートを樹脂で固めて固定するケミカルアンカとアンカの打
1.緒言
発電所の配管は経年的に減肉が進行するため、超音波厚さ計により定期的な肉厚管理を行い、健全性を確保している。アクセスが難しい配管や温度が高い配管は、運転中の肉厚測定は難しい。そのため、定期検査中の限られた時間に、足場や保温材の脱着などが必要
1.緒言
2011 年3 月の福島第一原子力発電所での事故以降、燃料プール冷却設備の設置によりプール水温度は低下し、 現在はおおむね 40°C以下で安定的に推移をしている(図 1)。燃料プール冷却設備の配管の一部については、自主的に肉厚を測定し、著
1.はじめに
人が立ち入れない場所の調査、例えば小径の開口を経 由する必要がある調査、狭隘あるいは過酷な環境(例え ば高湿度、低酸素、放射線)の調査の場合、カメラ等の 計測器を調査地点まで投入できるアクセス機構が必要となる。走行経路がない、あるいは
1. Introduction
Since 1996 Section XI of the American Society of Mechanical Engineers (ASME) Boiler and Pressure Vessel
1.序
原子力発電では、安全性は最も重要なポイントであり、従来、我が国の原子力プラントの保全は、非常に保守的に実施されてきた。プラントの運転経験が浅く、各種の劣化やトラブルに関する知識、情報が不足していた時代においては至極当然であったが、プラントの運
1.緒言
産業工場や電力供給施設などでは,様々な流体を搬送 するために多くの配管が設置されているが,これらの配 管は施設の安全確保や生産性の向上のため定期的に検査 を行う必要がある.一般に配管内の検査では,超音波探 傷検査や渦電流探傷検査
1.緒言
原子力発電所を構成している多数の機器に発生する 経年劣化を完璧に予測できる評価手法が存在するとした ら、検査を実施する必要はない。なぜなら検査を実施し て健全性を確認するまでもなく、現状および将来の状態 を事前に、しかも正確に予測
1.緒言
発電所や上・下水道・ガス管などに使われている配 管は直径が比較的小さいものもあり,人間が中に入っ て直接検査することはできない.そのため,それらの 配管の検査作業は,現在のところ人間が配管の外側か ら行っている場合が多い.しかし,配管は複雑
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