1.はじめに 社会においては、リスクの理解は様々である。リスク をどのように理解していけば良いのかを示し、リスクについての社会との向き合い方をまとめる。個人のリスク の受け入れは個人で行うものであるが、 社会のリスクは、社会としていかなるリスクを許容するかという仕組みを社会で構築する必要がある。そのためにも、社会リスクとはどんなものであり、どのように社会また個人は、それにどう向き合い、受け入れるリスクの選択をどう行うべきかを述べる。また、原子力リスクの考え方とそれを 一般公衆に対する防災の観点からどのよう......
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For Discussions with the Public for the Safety of Nuclear Power -Social risk and Nuclear risk -

1.はじめに リスクとは、判断を支援する指標である。したがって、 何を判断しようとするかによって、何がリスクかは異な ってくる。原子力システムの安全に関するリスクといっ ても、安全に対するどのような影響を判断しようとして いるかによって、検討すべきリスクは異なってくる。 また、リスクとは、影響を与えるものと与えられるも のの相互作用である。そのために、原子力システムに関 するリスクを検討する際には、影響を与える原子力シス テムに関する知見と、影響を受ける社会に関する知見が 必要となってくる。さらには、原子......
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For Discussions with the Public for the Safety of Nuclear Power -Risks for judgments-

地震を受けた機器における塑性ひずみ検出方法の適用について 米谷 豊,Yutaka KOMETANI,伊東 敬,Takashi ITO,野中 善夫,Yoshio NONAKA,高木 愛夫,Yoshio TAKAGI,黒崎 裕一,Yuichi KUROSAKI,羽鳥 正訓,Yoshio TAKAGI, １．はじめに東京電力株式会社　柏崎刈羽原子力発電所は、2007年7月16日に発生した中越沖地震により被災したが、原子炉は安全に停止するとともに、耐震設計グレードの高い機器では外見上の損傷は認められなかった。ま......

One year has passed since Electronic Journal of Advanced Maintenance (EJAM) was started on the website of Japan Society of M aintenology (ISM) May 25“, 2009. “New Technology' (NT) is one of the EJAM categories, and introduces widely advanced techniqu es developed or modified for maintenance. Twenty-two NT articles have been introduced on EJAM website so far as of May 25t“, 2010. This report describes the concept of NT, general features of NT articles, actual performance and future wishes for NT....
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Current Status of EJAM ‘New Technology

The aim of this study is to research and evaluate new technologies in the world from the point of view to improve the safety and security of pipeline for gas distribution toward the next generation which can practice the productive maintenance and prevent ive maintenance. ...
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Research and Evaluation of New Technologies to Improve the Maintenance of Pipeline for GasDistribution toward the Next Generation

Cracks were found at shroud support of Tokai II Power Station in 24th outage. Flaw evaluation of these cracks was performed applying Co des for Nuclear Power Generation Facilities - Rules on Fitness-for-Service ? (FFS Code) of Japan Society of Mechanical Engineers (JSME) and Guideline for Inspection and Evaluation of Reactor Internals of Japan Nuclear Technology Institute (JANTI). Evaluation methods and r esults are outlined in this report. Issues to be studied for better improvement of JSME FFS Code and J...
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Application of JSME Fitness-for-Service Code and JANTI Guideline for Inspection and Evaluation of ReactorInternals to Cracks found at Shroud Support of Tokai II Power Station

Water environment improvement (ex. Hydrogen Water Chemistry (HWC)) is carried out for Stress Corrosion Cracking (SCC) mitigation in some of BWR plants. Japan Nuclear Technology Institute (JANTI) has the guideline on the inspection programs based on effectiveness of environmental SCC mitigation technique for BWR core internals. The guideline provides the crack growth rate (CGR) under HWC. Although CGR is defined by ECP (electroch emical corrosion potential), a dealing of evaluation of ECP and the HWC avail...
英字タイトル:
The Guideline of evaluating the effectiveness of environmental improvementby Hydrogen Water Chemistry

This paper introduces the applied experience of Inspection and Evaluation Guideline for Japanese BWR plants' core shroud. This report includes the compari son of evaluation performed by using Guideline's method and actual inspection results for several plants. Evaluation was performed at the time when SCC wa s found. After one cycle operation, actual inspections were done to confirm the amount of existing crack growth. It was confirmed that actual crack growth is less than predicted value by the evaluation...
英字タイトル:
Applied experience of Inspection and Evaluation Guideline to actual BWR internals

1. 概要我が国の原子力発電プラントは,運転開始 から 20 年を経過しようとするプラントも少 なくなく,基幹電力として,安全かつ安定的 な電力供給を維持していくために,総合的な 保全策の適用検討がなされている。保全策の 二本柱は,予防保全と,適切な頻度の点検と 「点検結果の評価に基づく維持管理であり,点 検により万一欠陥が確認された場合には,そ の部位,程度によっては補修が必要になる場 合がある。炉内構造物で,万一補修を実施する場合に は,基本的に工事は遠隔操作による実施が要 求されることから,一般的に......
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Repair Technologies applied to BWR Core Internals

The experimental fast reactor Joyo is the first sodium cooled fast reactor (SFR) that was constructed in Japan. In 2007, it was confirmed that the top of the irradiation test sub-assembly (S/A) of “MARICO-2” (material testing rig with temperature control) had been broken and bent as an obstacle inside of the Joyo reactor vessel and had damaged the upper core structure (UCS). This incident necessitated the replacement of the UCS and the retrieval of the MARICO-2 sub-assembly for Joyo restoration. This p...