1. はじめに
当社は、東京電力福島第一原子力発電所における事 故のような極めて深刻な事故を二度と起こしてはなら ないとの固い決意のもと、安全確保のために多重性、 多様性を拡充し、電源と冷却機能の確保、浸水防止な どの安全対策を速やかにかつ徹底的に実
1. はじめに
当社は、東京電力福島第一原子力発電所における事 故のような極めて深刻な事故を二度と起こしてはなら ないとの固い決意のもと、安全確保のために多重性、 多様性を拡充し、電源と冷却機能の確保、浸水防止な どの安全対策を速やかにかつ徹底的に実
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.はじめに
照射誘起応力腐食割れ(irradiation assisted stress corrosion cracking:IASCC)は、高温水中で中性子照射されたステンレス鋼に発生する粒界割れである。この現象は軽水型発電用原子炉の炉内構造
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.まえがき
平成23年3月に東京電力株式会社福島第一原子力発電所で発生した事故(以下,東電福一事故)では,炉心損傷,水素爆発という過酷な事故に発展した。その結果、計測システムの機能の多くを喪失し,プラント状態の把握が困難となる事態に至った。 原子
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
わが国の商業用原子力プラントの廃止措置については、昭和57年の原子力委員会 原子力開発長期計画において、「運転を終了した原子力発電所は解体撤去し跡地を原子力発電所用地として、社会の理解を得つつ引き続き有効利用する」ことを基本方針とされ
1.はじめに
原子力発電所の設備損傷に伴うトラブルの未然防止は重要なテーマであり、プラントの高経年化に伴う圧力容器や配管などの構成部位の余寿命診断、劣化緩和、補修は重要な課題となっている。 運転時間に伴い損傷が顕在化する原因の一つとして応力腐食割れ
1.まえがき
格納容器内の水素濃度は、事故時に計測を必要とする パラメータであり、設計基準事故などでは、格納容器内の気体を格納容器外までサンプリングし、冷却器や湿分分離器により降温、除湿した気体の水素濃度を計測するサンプリング方式を採用している。一
1. はじめに
2011 年3 月東日本大震災の際東電福島第一発電所では 想定外の自然災害の重畳に巧く対応できず、結果として4 つの原子炉でシビアアクシデントの連鎖が生じた。さて 事故後6 年を経た今日、日本ではようやくシビアアクシ デント対策設備
1.緒言
近年、加圧水型原子力発電プラント(以下、PWR)のニッケルクロム鉄合金(以下、600系合金)溶接部からの応力腐食割れ(以下、SCC)損傷事例が国内外において発生しており[1]、異種金属溶接部を対象とした検査技術の研究が精力的に進め
1.緒言
近年、加圧水型原子力発電プラント(以下、PWR)のニッケルクロム鉄合金(以下、600系合金)溶接部からの応力腐食割れ(以下、SCC)損傷事例が国内外において発生しており[1]、対象部位の取替えまたは補修や溶接残留応力緩和等の予防保
1.緒言
現在停止を続けている原子力発電所が再稼動し た場合、その安全性を維持していくための定期的な 検査の重要性は、より一層増加して行く。
原子炉冷却材系統等の重要な系統の設備につい ては、供用期間中検査(ISI)と呼ばれる定期的な検 査
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
ステンレス鋳鋼(CASS)は、我が国のみならず、世界 の加圧水型原子炉(PWR)プラントにおいて、安全上重 要な原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する一次系冷却 材配管として広く用いられている。この CASS 製一次系 冷却材配管の溶接部
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
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