2002原子炉システムの運転及び保守

廃炉中長期実行プラン2020 2002原子炉システムの運転及び保守

廃炉中長期実行プラン2020

2020-03-27 東京電力ホールディングス株式会社 (資料1)廃炉中長期実行プラン2020 廃炉中長期実行プラン2020について 「廃炉中長期実行プラン2020」は、中長期ロードマップや原子力規制委員会のリスクマップに掲げられた目標を達...
原子炉内での放射性物質のふるまい予測をめざす~重大事故時のセシウムの「化学」をデータベース化~ 2002原子炉システムの運転及び保守

原子炉内での放射性物質のふるまい予測をめざす~重大事故時のセシウムの「化学」をデータベース化~

軽水炉の重大事故時におけるセシウム等の放射性物質の事故時ふるまいに大きな影響を与える化学挙動を予測可能な核分裂生成物化学挙動データベース「ECUME(エキューム)」を構築した。
溶融燃料(燃料デブリ)の硬さを計算で明らかにする~第一原理計算による燃料デブリの機械的特性評価 2000原子力放射線一般

溶融燃料(燃料デブリ)の硬さを計算で明らかにする~第一原理計算による燃料デブリの機械的特性評価

『原子力機構の研究開発成果2019-20』p.13 東京電力福島第一原子力発電所(1F)では、溶融した燃料が固まってできた燃料デブリの取出しが重要な課題となっています。デブリを安全に取り出すためには硬さや弾性係数、破壊靭性などの機械的特性を...
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事故時の制御棒破損を解明する~事故時のホウ素のふるまいの解明~ 2002原子炉システムの運転及び保守

事故時の制御棒破損を解明する~事故時のホウ素のふるまいの解明~

1F2 号機のプラントデータを基に、事故初期過程を概略評価し、設定した試験条件にて、制御棒ブレード破損試験を行い、制御棒ブレード破損に伴うホウ素の挙動を調査した。
「JMTR(材料試験炉)二次冷却系統の冷却塔倒壊について」の報告書提出について 2002原子炉システムの運転及び保守

「JMTR(材料試験炉)二次冷却系統の冷却塔倒壊について」の報告書提出について

JMTR(材料試験炉)二次冷却系統の冷却塔倒壊について、冷却塔のがれき等の撤去作業が完了したことから、現場の安全管理等の進捗の記載及び記載の適正化を行い、下記のとおり補正した報告書を原子力規制委員会に提出した。
東京電力福島第一原子力発電所事故における水産物の安全性と汚染水対策について 2002原子炉システムの運転及び保守

東京電力福島第一原子力発電所事故における水産物の安全性と汚染水対策について

2020-02-05   水産庁
水中のβ線リアルタイムモニタリング技術の開発に成功 2000原子力放射線一般

水中のβ線リアルタイムモニタリング技術の開発に成功

β線とγ線を区別して、リアルタイムに測定できるファイバ型モニターの開発を行った。本モニターを1F現場や模擬的な汚染水を使って検証した結果、水中のβ線核種のストロンチウム(90Sr)をγ線と区別して検出することに成功した。
伊方発電所3号機における原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒引き上がりについて報告を受理 2000原子力放射線一般

伊方発電所3号機における原子炉容器上部炉心構造物吊り上げ時の制御棒引き上がりについて報告を受理

四国電力から、第15回定期検査のため停止中の伊方発電所3号機において、1月12日に制御棒クラスタ1体が、吊り上げ作業をしていた原子炉容器の上部炉心構造物とともに引き上げられていたことから、規定に基づく報告事象に該当するとの報告を受けた。
放射性廃棄物を減らす核変換技術の実用化に道筋 1103廃棄物管理

放射性廃棄物を減らす核変換技術の実用化に道筋

マイナーアクチノイド(MA)含有窒化物燃料となるプルトニウムとMAおよび希釈材の熱物性データを収集・整理すると共に、温度や元素組成への依存性を可能な限り定式化し、「窒化物燃料物性データベース」を整備・公開した。
平成 30 年度に発生した原子力施設等の事故故障等 2000原子力放射線一般

平成 30 年度に発生した原子力施設等の事故故障等

2019-07 原子力規制庁 平成 30 年度に発生した原子力施設等の事故故障等をとりまとめた。 原子力規制庁は、平成 30 年度に発生した原子力施設等における事故故障等の報告をとりまとめましたので、お知らせいたします。 原子力施設等におい...
2019/07/04(木)福島第一原子力発電所3号機使用済燃料プール燃料取り出し  2000原子力放射線一般

2019/07/04(木)福島第一原子力発電所3号機使用済燃料プール燃料取り出し 

2019年4月15日に作業を開始した、福島第一原子力発電所3号機の使用済燃料プールからの燃料取り出し作業について、作業開始に至るまでの足跡と、遠隔操作による燃料取り出し作業、共用プールへの燃料移送など、作業方法をわかりやすく解説していますの...
高圧熱流動実験ループ(HIDRA:ハイドラ)による 軽水炉炉心熱伝達実験の開始 2000原子力放射線一般

高圧熱流動実験ループ(HIDRA:ハイドラ)による 軽水炉炉心熱伝達実験の開始

過酷な熱水力条件での炉心冷却性能を実験的に確認する 2019-05-31  日本原子力研究開発機構 発表のポイント】 原子炉の重大事故※1の影響を評価するためには、事故時に生じる複雑な物理現象とその影響について理解する必要があり、炉内の熱や...
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