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原子力発電 小型高速炉（4S） 「東芝 原子力事業部」より 4S（原子炉） 4S（よんえす）は、東芝が開発中であるとされている小型ナトリウム冷却高速炉。 原子動カ海中航行船及び搭載超小型原子炉の概念検討 pdf. 「独立行政法人日本原子力研究開発機構（ＪＡＥＡ）」より ■ 超小型原子炉 「船井幸雄.com（2012.1.21）」より 服部さんの考えた小型原子炉は「スーパー・セーフ、スモール・アンド・シンプル」の頭文字を取って「４Ｓ炉」と名付けられ、平成三年電力中央研究所から東芝に概念設計を発注するところまで行き、実用化に向けて一時は動きだしました。また、ＩＡＥＡ（国際原子力機関）やアメリカなどからも注目された存在だったのですが、大型で巨額のお金が動く原子力利権を守ろうとする勢力に邪魔をされて結局は実用化には至っていません。 ☆ 『超小型原子炉 』なら日本も世界も救われる！ 「ログ速（2011.12.8）」より 2 名無しさん＠お腹いっぱい。 2011/12/08(木) 23 09 36.88 ID aQGRHO6B [1/1回発言] 「『超小型原子炉』なら日本も世界も救われる！」という本がある。 著者は大下英治。「ヒカルランド」発行で、第一刷が１１年１１月３０日 内容は服部禎男氏の紹介と氏の提唱する「超小型原子炉」＝「４S炉」の内容説明である。 ４S炉は極めて安全で画期的な原子炉であるが、その内容を説明する前に服部禎男氏の略歴を記しておく。 ■ 第４世代小型原子炉 「現代技術と２１世紀（2010.5.8）」より 高温ガス炉は、建設現場ですべてを組み立てるのではなく、工場でモジュールを作り、それを設置場所に持ち運び、組み立てる。一つの発電モジュールは１０万キロワットである。設置現場で、モジュールを組み立てるので、経済性はさらに高まる。冷却材のヘリウム温度は、軽水炉の水の温度に比べると著しく高いために、ガスタービンの熱効率は大きくなる。小型の原子炉が作れ、消費地の近くに設置が可能なので、送電ロスが少ない。 ■ 小型原子炉開発の隠れた問題 「馬上行動 山田冬樹の部屋（2009.10.24）」より しかし、このような原子炉が実現したら、小型艦艇、潜水艦に搭載することで可能になってくるかもしれない。そうした理由で開発がストップになるということはないのだろうか。 .
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第４世代（Generation IV，GEN-IV）原子炉とは、米国エネルギー省（ＤＯＥ）が2030年頃の実用化を目指して提唱した次世代の原子炉の一般的な概念である。第４世代原子炉は、燃料の効率的利用、核廃棄物の最小化、核拡散抵抗性の確保等エネルギー源としての持続可能性、炉心損傷頻度の飛躍的低減や敷地外の緊急時対応の必要性排除など安全性／信頼性の向上、及び他のエネルギー源とも競合できる高い経済性の３項目の目標を満足する必要がある。 2030年までの実用化を目指す概念として、 超臨界圧軽水冷却炉 ナトリウム冷却高速炉 鉛合金冷却高速炉 超高温ガス炉 ガス冷却高速炉 溶融塩炉 の６概念が選定された。 参考URL
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日本式トリウム溶融塩原子炉 概要 日本式トリウム溶融塩原子炉は、主に日本連合帝國やアジア赤道ベルト圏に於いて主流とされている原子炉形式。燃料に原則としてトリウム溶融塩を用いる黒鉛減速型熱中性子炉であり、正式には日本式黒鉛減速溶融塩炉と云う。火力並みの高い熱効率、幅広い種類の物質を核燃料として用いることが可能な悪食っぷりと放射性廃棄物排出量の低さ、高い核不拡散性が特徴である。その構造・原理と燃料サイクル上強いγ線を発し、また炉心が比較的大型で複雑であるため、米国発で主流となった軽水炉（沸騰水型/加圧水型原子炉）に比べると商業炉としての成立は後発組に属する。しかし高い熱効率と受動的安全性を重視した設計に定評があり、小型化と熱効率の面で成功しているとは言い難い核融合炉に対し、冷戦で大量生産された核兵器や、他形式の原子炉によって生産された大量の高レベル放射性廃棄物（含む濃縮ウラン及びプルトニウム）を処理するため、高い熱効率を発揮する次世代型が主流となっている。 構造 日本式トリウム溶融塩原子炉は科学的に中性な塩（≠塩化ナトリウム）に主たる核燃料であるトリウム等を溶かし込んで液体燃料として用いる、熱中性子炉である。幾つかの点でソ連の開発した黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉と類似性を持っており（大凡冷却材に圧力が掛けられているとは言い難いが）、黒鉛減速沸騰軽水圧力管型原子炉の炉心を貫く圧力管の中の燃料棒と冷却材を、燃料溶融塩に置き換えた上で、それを大圧力にも対応可能な圧力容器（単に炉心からの放射線を遮る都合上、大圧力にも耐えられる仕様になっただけ）で覆ったものと考えて概ね差し支えない。 原子炉本体の容器は多重構造になっている。これは開発当初、溶融塩が黒鉛材に存在する微細孔構造に浸透する現象を防止するために必要な、良質な超小開口径微細孔構造の黒鉛材の製造が出来なかったため、黒鉛材の減耗を嫌って黒鉛材と溶融塩の間に仕切りとなる配管を設けることを必要としたからである。 原子炉圧力容器は容器と蓋で構成されている。容器には内張りの如く黒鉛中性子反射材が積み上げられ、その中に炉心容器が入れられており、圧力容器の外から炉心容器へ主配管が接続される。炉心容器下部には炉心の溶融塩流量配分を平均化するための下部の溜りが形成されており、炉心の中性子減速材が大半を占める領域とは仕切り板によって完全に分離されている。この仕切り板の上に溶融塩が流れる溶融塩燃料管が挿入された黒鉛減速材が積み上げられる。その上に再度仕切り板が積み上げられ、黒鉛減速材を炉心容器内に密封する。この仕切り板と、その上に被せられる炉心容器の蓋との間に出来る空間が炉心から出てきた溶融塩の流量を均一化する上部の溜りとなる。炉心容器蓋には圧力容器の外から挿入された主配管が接続される。その上に黒鉛中性子反射材が積み上げられ、原子炉圧力容器蓋で蓋をされる構造となっている。この構造により、黒鉛は完全に密封されており、黒鉛の存在する空間には不活性ガスが満たされている。 また原子炉圧力容器蓋と中性子反射材、炉心容器蓋、上部仕切り板を貫通する緊急停止用の制御棒案内管が設けられている他、同様に原子炉圧力容器と中性子反射材、炉心容器を貫く燃料排出管が設けられており、この配管は通常、凝固弁によって施栓されており、冷却機能喪失等により燃料溶融塩が加熱すると自動的に凝固弁が溶融し燃料溶融塩は炉心から重力に従って抜き出される。 制御棒は炉心の上から挿入される。駆動には水圧・油圧・ガス圧・磁力等があるが、何れも緊急時（動作電源を失った時）には制御棒を支える力を失い、自動的に炉心へ落下した後、動作電源が復旧しない限りは抜けないよう固定される機構が組み込まれている。 上部主配管を経由して炉心から燃料系ポンプによって抜き出された燃料溶融塩は、中間熱交換器へ送られ、一次冷却材の溶融塩に熱を奪われ、下部主配管から炉心に戻る。この時、燃料溶融塩の一部は核分裂生成物除去系に送られ、核分裂の効率を低下させる要因となる一部核分裂生成物を除去した後、再び燃料として炉心へ戻され燃焼する。 一次冷却材の溶融塩は中間熱交換器で燃料溶融塩から熱を奪った後、蒸気発生器に送られ水を沸騰させ過熱蒸気を作り、一次冷却系ポンプによって蒸気発生器から抜き出され中間熱交換器に戻される。蒸気発生器で発生した過熱蒸気は蒸気タービンを回し、復水器で冷却されて蒸気発生器に戻される。 緊急停止時の余熱除去系として、二系統の非常用冷却系が設けられている他、それらを作動させずともプラント全体で自然循環が行われ余熱・崩壊熱が除去されるよう、高低差が設けられており、最悪でも3日間は制御棒の挿入さえ成功していれば、自然循環により大気中に余熱が放散され操作不要という受動的安全性が確保されている（例え制御棒の挿入に成功していなくとも、冷却が不可能になった時点で冷却材の沸騰温度になる前に燃料の過熱によって凝固弁が溶融し、燃料は炉心外へ重力によって排出され反応は停止する）。 本形式は、炉システムの寿命に比して黒鉛材の減耗速度が早いことを嫌ったため、敢えて黒鉛材の中に配管を通した結果、黒鉛材のみの炉心構成の場合と比べ中性子経済に於いて劣り、また構造が複雑化し製造費を押し上げる要因になったが、開発当時の技術レベルで製造可能な黒鉛材の減耗速度は炉システム全体の寿命にほぼ等しくなり、最終的には放射性廃棄物を低減させることに成功した。 特徴 熱効率40～44.4%（送電端） トリウムからプルトニウムまで、他形式では使用不可能だったり、高レベル放射性廃棄物として処理されたりする物質をも燃料として用いることの出来る高い汎用性（悪食とも云う）。 簡易な科学処理により核燃料を精製することが出来（濃縮処理を行わずとも、最悪天然ウランを溶かし込んだ弗化ウランを装荷して起動出来る）、且つ面倒な処理を大規模に行わなければならない再処理施設を不要のものとすることが可能。 万年単位の管理を必要とする高レベル放射性廃棄物を数十年レベルまで燃焼によりある程度減却することが可能。 水を炉心まで導入しないことに拠る、原子炉そのものの水蒸気爆発や水素爆発の発生可能性の極減。 冷却材・燃料共に常圧であることによる配管機器・熱交換器・蒸気発生器の破損可能性の低減。 不測の事態が発生し操作不能に陥った場合でも、溶融塩燃料の温度上昇により凝固弁が自動的に作動し、人の手なしに原子炉から自動で抜き出し、燃料排出槽へ重力落下により自動排出させることが可能。 燃料排出槽内では、溶融塩燃料は凝固温度以下に自然冷却されるよう設計されており、槽内に減速材となるものも存在しないため再臨界も起こり得ず、また溶融塩燃料の凝固により放射性物質はガラス状に固められ放射性物質の拡散は起こり難い。 運転中や、運転後に生成された核分裂生成物に強いγ線を放出する核種を大量に含むため利用には分厚い遮蔽壁を要し、小型化も核分裂生成物の利用も難しいため、核拡散抵抗性が非常に高い（軍事用途としては動力炉としても核兵器の原料製造炉としても向かない）。 欠点 日本式トリウム溶融塩原子炉では以下のような欠点を持つ。 溶融塩の運用温度が500℃以上と高く、保温に要するエネルギーが大きい（≒保守費用が高い）。 運転中や、運転後に生成された核分裂生成物に強いγ線を放出する核種を大量に含むため利用には分厚い遮蔽壁を要し、小型化も核分裂生成物の利用も難しい（軍事用途としては動力炉としても核兵器の原料製造炉としても向かない）。 燃料塩に蓄積された核分裂生成物の内、核反応を阻害する成分の除去のためのプラントを設けるには、上述した2つの理由により、厳重な遮蔽能力を持った輸送手段及び高温の保温能力も併せ持った専用プラントを必要とする（≒保守費用が高い）。 日本式改トリウム溶融塩原子炉 平成19年（2007年）能登半島沖地震により、首都圏への電力供給の主力である珠洲・志賀・七尾の各原子力発電所は激しい揺れに見舞われ自動停止。外部電源が一時途絶したものの、非常用電源が作動し無事安全状態に落ち着いた。しかしながら、施設にも大きな損傷は無かったものの、余震を警戒し長期間停止状態に置かれたため、同年夏、首都圏では電力危機に陥り、予てから災害派遣時の大出力電源として整備されていた海原海上移動原子力発電所1～4号船を各地に派遣し全力稼働させる事態に発展した。 地震大国日本では陸上に建設すると揺れの影響を受け易く、万が一の大事故も在り得なくはないと考えられたため、連合帝國政府は全盛期を過ぎ縮小傾向を迎えつつあった浮体構造物産業を用い、発電所の海上移転を決意した。これは大凡、考え得る最大の大津波に対応した防波堤の中に浮体構造物を浮かべ、その上に原子力発電所を築き、地震の揺れから守ろうとするものである。 それに合わせて、発電機を回す際に起きる抵抗を減らす新たな技術が開発されたこと、燃料溶融塩の黒鉛材への浸透現象を起こさず、また燃料溶融塩との摩擦による減耗腐食が極めて少ない、良質な超小開口径微細孔構造の黒鉛材の製造に成功したことで、炉心から炉心容器や配管を排除し単純化し、中性子経済を向上させ燃料の増殖率を改善したことから、従来から比較的高い熱効率を誇っていた日本式トリウム溶融塩原子炉の発電出力を簡単に向上・製造費用を低減する目処がついたため、日本連合帝國はその最新鋭出力向上措置を施した浮体構造型トリウム溶融塩原子炉を『日本式改トリウム溶融塩原子炉』として採用した。 先ず既存原子力発電所の代替となる浮体構造式の原子力発電所の建設が始められ、その完成・操業開始後に既存原子力発電所の内、旧式化した原子炉は廃炉とし、比較的新しい時期のものは設備を流用して炉心を交換し、浮体構造式に設備を改める『移築』という前代未聞の型式での更新が行われた。 固有の特徴 熱効率48%（送電端） 水というクッションの上に立地するため地震そのものの揺れに対して強い。スロッシングの危険はあるものの係留装置の緩衝で十分防げ、また津波に対してはこれまでにも比して高い防波堤（20mと定められた）と浮体構造物自体の甲板高（喫水線から20mある）が盾となる。 炉心容器構造を廃し、その分中性子が配管や容器に吸収される確率が減り中性子経済が向上したため、燃料の増殖率が向上した。 全体として陸上に建設するのとほぼ等しい費用で建造可能であり、結果的に安全度が向上した分、費用対効果が向上した。 欠点 浮体構造物を浮かべられない場所には建設不可能。 津波が襲来した場合、引き波による海底の露出に弱く（浮体構造物が露出した海底に接触し、施設全体に多大な衝撃が加わる）、設置にあたっては底面の十分な緩衝装置の設置乃至は最低浮体構造物浮揚水位を確保するための護岸・水門等の設置を必要とする。 改良型日本式トリウム溶融塩原子炉 新素材の採用により炉の寿命と安全性・堅牢性が向上し、熱効率に於いても更なる高効率化を果たした新型日本式トリウム溶融塩原子炉。旧来の特徴はそのままに、熱効率は54%にも達している。 構造 従来の日本式トリウム溶融塩原子炉では、燃料溶融塩を炉心外へと導き出していたため、遅発中性子の損失があった他、燃料系のポンプや配管、中間熱交換器が遅発中性子により放射化されるなどの問題があった。これに対し、燃料溶融塩の炉心外への導出を極力抑えることを目指して設計されたのが、本形式の改良型日本式トリウム溶融塩原子炉であり、正式には本形式の炉を、日本式黒鉛及溶融塩併用減速溶融塩燃料溶融塩冷却型原子炉と云う。 構造としては、単純化が進んだ日本式改トリウム溶融塩原子炉より、寧ろある意味先祖返りを起こし日本式トリウム溶融塩原子炉のものに近い構造に複雑化している。見た目には、日本式改トリウム溶融塩原子炉で用いられている形状の黒鉛減速材に、日本式トリウム溶融塩原子炉の燃料系配管を通し、黒鉛減速材と燃料系配管の間に、一次冷却材の溶融塩を代わりの減速材兼冷却材として流し込んでいる、と言って良い構造になっている。燃料系配管は下部こそ急速な燃料装荷量増減のため大口径を維持しているが、上部は核分裂生成物除去系と熱密度の均等化のための緩い循環以上の能力を持たない程度の小口径配管に改められている。一時冷却材は下部主配管から炉心下部の下部冷却材溜りへ流れ込み、炉心下部から炉心上部へと燃料溶融塩の熱を奪いながら、上部冷却材溜りから上部主配管を伝って一次冷却系ポンプによって抜き出され、中間熱交換器へ送り込まれる。中間熱交換器で二次冷却系の中性子吸収材が添加された溶融塩に熱を奪われた後、再び一次冷却材は下部主配管より炉心下部へ流れ込む。 二次冷却系の溶融塩は中間熱交換器で一次冷却材から熱を奪った後、蒸気発生器に送られ水を沸騰させ過熱蒸気を作り、ニ次冷却系ポンプによって蒸気発生器から抜き出され中間熱交換器に戻される。蒸気発生器で発生した過熱蒸気は蒸気タービンを回し、復水器で冷却されて蒸気発生器に戻される。 固有の特徴 熱効率54%（送電端） 一次冷却材が減速材を兼ねるため、冷却材喪失事故が起き炉心から一次冷却材が急速に失われると、核分裂反応は制御棒の有無に拘わらず否応無しに確実に停止する。 燃料溶融塩が十分な熱容量を備えるため、冷却材喪失事故が起きても燃料溶融塩が急速に温度上昇を起こすことはなく、またその間に十分な対処時間が確保出来、その上温度上昇が続けば凝固弁が作動し勝手に炉心から燃料が抜き出され冷却される。 圧力容器や配管に使用する素材の放射線遮蔽能力及び耐放射化能力、耐熱能力・強度・靭性が大幅に向上したため、逆に炉の熱損失・体積が減少し、逆に安全性は格段に向上した（安全使用温度～1783℃、融点2190℃）。 黒鉛に代わる熱容量が大きく極めて燃え難い減速材（Nグラファイトと呼ばれる）の開発に成功したため、より安全係数の高い炉心を構成することが可能となった（安全使用温度～1892℃、融点5312℃）。 溶融塩をリチウムを消費するフリーベから、リチウムを必要とせず、より融点が低く沸点が高い代替フリーべとなる物質（N-Flibeと呼ばれる融点241℃、沸点2931℃の不活性化合物）の精製に成功し転換した事に拠って、運転温度の範囲が広くなり保守（保温）費用が格段に低くなった。 非固有の特徴 発電機の更なる抵抗削減によって、電気出力の向上に成功した。 蒸気温度が更に向上し、熱効率の向上に成功した。 熱交換器の材質に新素材を採用することで、熱伝導率と耐久性の双方の向上に成功した。 使用機器や建材の性能向上に拠り、配管長を短縮しプラントそのものの体積が小型化され、省エネルギー化が進み、熱損失が減少し全体の熱効率も向上した。 欠点 謂わば日本式トリウム溶融塩原子炉と日本式改トリウム溶融塩原子炉を組み合わせた合成獣的存在であり、炉構造が複雑化した分の製造費用・保守費用が増加している。
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艦本式艦艇用溶融塩原子炉 概要 艦本式艦艇用溶融塩原子炉は、日本連合帝國軍の大型艦艇で使用されている原子炉形式。燃料に弗化ウラン溶融塩を用いる黒鉛減速型熱中性子炉であり、日本式トリウム溶融塩原子炉の派生型である。艦艇の動力炉としては加圧水型原子炉も有望視されていたが、初期の加圧水型原子炉の致命的欠陥である循環ポンプの騒音が許容し難く、また構造上揺動に弱い点を問題視された結果、本形式が採用された。第一世代から第四世代までの4種類ある。艦体寿命にほぼ等しい炉寿命で運用が可能な他、負荷追随能力にも優れ、燃料の無駄が少なく、第三世代以降は超臨界圧炭酸ガスタービンの採用により、更なる小型化に成功している。 第一世代 第一世代の艦本式艦艇用溶融塩原子炉は、日本式トリウム溶融塩原子炉の燃料から強力なγ線の遮蔽が大変なトリウムを除き、全てウランやプルトニウムに転換しただけのものと言っても差し支えない。ループ型炉であり、1950-1970年代にかけて製造された。 第二世代 第二世代の艦本式艦艇用溶融塩原子炉は、ループ型炉から半一体型炉となりプラントがより小型化され、1970-1990年代にかけて製造された。 第三世代 第三世代の艦本式艦艇用溶融塩原子炉は、更なるプラント全体の小型化を目指し、従来の蒸気タービンに代えて超臨界圧炭酸ガスタービンを採用した。この結果、タービンが小型化された一方で遮蔽構造を二重化したため、安全度は増したが原子炉本体の重量は増加した。1990-2020年代にかけて製造された。 第四世代 第四世代の艦本式艦艇用溶融塩原子炉は、第三世代型に改良型日本式トリウム溶融塩原子炉の構造を取り入れたものである。強烈な放射線を放つ燃料溶融塩ではなく、減速材を兼ねるただの溶融塩を熱輸送体として用い、原子炉本体の外に置いた熱交換器で超臨界圧炭酸ガスを過熱する。プラント構造が複雑化し、保守性と重量の点で第三世代に対して不利になったものの、中性子経済と安全性の点で勝るため、全体では相殺していると言える。
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原子炉の冷温停止までの流れ ① 電源回復 ② 配線･機器の点検 ③ 通電 ④ 照明の復旧 ⑤ 計測器・中央制御室の復旧 ⑥ ポンプなど冷却設備の点検 ⑦ ポンプなどの補修交換 ⑧ 原子炉･使用済み燃料プールの水循環システムの再稼動 ⑨ 海水による熱交換システム再稼動 ⑩ 冷温停止 2011/03/21 11 18 @フジテレビ 知りたがり! より ■ 現状 ■ 2011/03/23(水) 18 22 第一 一号機 ① ② ③ 第一 二号機 ① ② ③ 第一 三号機 ① ② ③ ④ ⑤ 第一 四号機 ① ② ③ 第一 五号機 ① ② ③ ④ ⑤ ⑥ ⑦ ⑧ 第一 六号機 ① ② ③ ④ ⑤ ⑥ ⑦ ⑧ ■ 現状 ■ 2011/03/24(木) 17 58 55.48 ID 6jyjUQec0 今日は比較的順調に復旧が進んだ１日だった気がする ①＃３の冷却系システム復旧 ②＃２の冷却系システム復旧 ③＃１の冷却系システム復旧 こんな順番で冷却系システムが順次復旧してくれて原子炉が安定してくれると１山越えた感があるのだが まだまだ１週間くらいはハラハラドキドキの毎日が続きそうだ ３/２４現在 【緊急課題】 ①＃１の炉心温度・圧力安定化 ← 3/24海水注入量調整で一応安定 格納容器温度１８０℃程度 【最重要課題】 ①＃２の原子炉安定・監視 ← 3/24特段の変化なし ②＃２の作業環境構築（高レベル放射線対策） ③＃３の原子炉安定化・監視 ← 3/24復水ポンプによる真水冷却復旧作業中 ④＃３の黒煙原因特定と再発防止 ← 3/24煙は収束 原因は依然として不明（ポンプの燃料が原因？） 2011/03/26(土) 11 18 49.09 名前：M7.74(チベット自治区)[sage] 投稿日：2011/03/26(土) 11 18 49.09 ID t8OiXFhy0 注水・排水・汚染水の戦いが終わらない http //www.47news.jp/news/flashnews/ ２号機への真水注入を開始 東京電力は２６日午前、福島第１原発２号機の原子炉に真水を注入する作業を開始した。 2011/03/26 11 07 【共同通信】 放水口付近で１２５０倍の放射性ヨウ素 福島第１原発の放水口付近で法令が定める濃度限度の１２５０倍の放射性ヨウ素を検出。保安院発表。 2011/03/26 10 36 【共同通信】 １号機 高濃度の水の排水急ぐ 3月26日 10時49分 http //www3.nhk.or.jp/news/html/20110326/t10014914671000.html 福島第一原子力発電所の３号機に続いて、１号機でも地下にたまった水から 運転中の原子炉の中の水のおよそ１万倍という高い濃度の放射性物質が検出されました。 １号機には大量の水がたまっていることから、東京電力では、復旧作業の 妨げになるとして排水作業を急いでいます。 燃料プールも海水から真水へ 3月26日 11時9分 http //www3.nhk.or.jp/news/html/20110326/t10014914791000.html 依然、予断を許さない状況が続いている福島第一原子力発電所では、 ２６日も原子炉に入れる水を海水から真水に切り替える作業を続ける予定で、 経済産業省の原子力安全・保安院によりますと、使用済み燃料プールへの 注水も２７日を目標に、海水から真水に切り替えたいとしています。
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非常用炉心冷却装置 - Wikipedia http //ja.wikipedia.org/wiki/%E9%9D%9E%E5%B8%B8%E7%94%A8%E7%82%89%E5%BF%83%E5%86%B7%E5%8D%B4%E8%A3%85%E7%BD%AE#.E5.8E.9F.E5.AD.90.E7.82.89.E9.9A.94.E9.9B.A2.E6.99.82.E5.86.B7.E5.8D.B4.E7.B3.BB 3.3 原子炉隔離時冷却系 原子炉隔離時冷却系（RCIC系 Reactor Core Isolation Cooling system）は、主蒸気隔離弁が作動され原子炉が隔離・閉鎖された場合に、初期水源は復水貯蔵槽から、その後、最終水源には圧力制御プールからの水を炉心シュラウド外側に注水する。所内電源と非常用ディーゼル発電機による電力のすべてが失われた事態を考慮して、炉心の崩壊熱による蒸気を使用したタービンによってポンプは駆動される。常に待機状態に置かれ、非常時には30秒で定格回転速度に達する必要があり、暖機運転がなく湿度の高い蒸気にも対応するなど、厳しい条件での運転が求められるため、特殊なタービンが使用される。 原発周辺３キロに避難を指示 初の原子力緊急事態宣言 - 47NEWS（よんななニュース） http //www.47news.jp/CN/201103/CN2011031101001003.html http //megalodon.jp/2011-0513-2139-41/www.47news.jp/CN/201103/CN2011031101001003.html 経済産業省原子力安全・保安院によると、東電から同法に基づく通報があった。外部電力の供給が止まった後、非常用ディーゼル発電機が起動せず、緊急炉心冷却装置（ＥＣＣＳ）が作動できない異例の状態になった。 電気を必要としない一部冷却系も、弁が動かないため炉心を冷却できないという。非常用電源車を派遣し復旧を目指した。仮に炉心の水位が下がって燃料棒が露出するようになると、燃料棒が過熱して損傷、放射性物質が放出される恐れがあるという。 2011/03/12 02 40 【共同通信】 破局は避けられるか――福島原発事故の真相 ジャーナリスト 広瀬隆｜ＤＯＬ特別レポート｜ダイヤモンド・オンライン http //diamond.jp/articles/-/11514?page=3 http //megalodon.jp/2011-0326-1208-14/diamond.jp/articles/-/11514?page=3 2011年3月16日 所内電源と非常用ディーゼル発電機による電力のすべてが失われた事態に備えて、原子炉隔離時冷却系と呼ばれるECCSの一種がある。これは、炉心の崩壊熱による蒸気を利用してタービンを起動させ、ポンプを駆動して注水する装置である。しかし、これも制御機能が失われれば、駄目になる。 【政治】 「ベント」作業など初動の遅れに原子力安全委員長「首相が現地に行ったことで混乱があったとは承知していない」 - ニュース速報+板＠2ch ttp //raicho.2ch.net/test/read.cgi/newsplus/1301303524/l50 962 ：名無しさん＠十一周年 ：2011/03/29(火) 05 43 48.17 ID L38dg78H0 RCIC（隔離時冷却系）は、原子炉停止後に原子炉の冷却を行う設備の一つ（非常用炉心冷却系とは位置付けられていない） 原子炉からの蒸気でタービンを回し、直結したポンプで炉内に水を注入する。 水源は格納容器下の圧力抑制室、または復水タンク。 964 ：名無しさん＠十一周年 ：2011/03/29(火) 05 45 57.46 ID v4U29V1i0 962 でもって、RCICっていつまで動いてたの？ 停止したとかいう報道も聞いたような気がするけど。 966 ：名無しさん＠十一周年 ：2011/03/29(火) 05 48 31.52 ID L38dg78H0 1号機はECCSが動作せず、非常用復水器で冷却するも限界 RCIC系は2・3号機共に生きていたが、蒸気圧力低下で使えない 972 ：名無しさん＠十一周年 ：2011/03/29(火) 05 51 18.01 ID L38dg78H0 RCICには熱交換器などはないため、冷却能力は低い。 非常用炉心冷却系の一つ、熱交換器のある残留熱除去系（RHR）は、A、Bともに電源である非常用ディーゼルが発電機が使えないため使用不能 【危険な話】広瀬隆★2【東京に原発を】 - 一般書籍板＠2ch http //kamome.2ch.net/test/read.cgi/books/1301822871/l50 158 ：無名草子さん：2011/04/14(木) 23 06 02.05 津波で１～４号機のECCSポンプ13基、施設側電源設備浸水で殆ど不能。 原子炉隔離時系で冷却は無理。 崩壊熱の蒸気を動力源にタービン稼動して蒸気を水に戻して再循環させるものだけど 循環できる量が小さい上に、熱交換機能がタービンとポンプ水没で機能しないから熱を逃がす事ができない。 熱を逃がす事ができないと結局温度上昇は止まらない。 外部から高圧・大流量で注水しないといけないけど 施設側の電源設備が浸水しててつなげる電源車バッテリーとポンプにとてもそんな能力がない。 そもそも地震の時に配管や配線も逝ってるし配管から冷却材・蒸気漏れを起してる。
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原子炉冷却システムのまとめ 目次 目次冷却システムの概念図 冷却システム一覧高圧炉心スプレイ系 低圧炉心スプレイ系 低圧注水系 自動減圧系 残留熱除去系 原子炉隔離時冷却系 コメント ▲▼ 冷却システムの概念図 ※あくまで概念図です ▲▼ 冷却システム一覧 高圧炉心スプレイ系 緊急冷却装置の一つ 原子炉の圧力が高いときでも単独で冷却できる能力がある 復水貯蔵タンク、圧力抑制室の水をスプレイする 高圧スプレイ系専用の電源や発電機がある 低圧炉心スプレイ系 緊急冷却装置の一つ 格納容器と圧力容器の圧力の差が低下したとき（主に圧力容器の圧力が下がったとき）に水を注入する 復水貯蔵タンク、圧力抑制室の水をスプレイする 原子炉の圧力が急激に低下したような大きな破断事故で利用される 原子炉の圧力がそれほど低下せず、高圧スプレイ系も使えないときは、原子炉を自動減圧系を利用して減圧してから利用する 低圧注水系 緊急冷却装置の一つ 格納容器と圧力容器の差がかなり低下したとき（圧力容器の圧力が下がったとき）に水を注入する 残留熱除去系の機能を利用して注水する 復水貯蔵タンク、圧力抑制室の水を注水する 自動減圧系 緊急冷却装置の仕組みの一つ 原子炉の圧力が高くなり破裂する恐れがあるときや、高圧スプレイ系が動作しないとき低圧スプレイ、低圧注水系を使うため圧力を開放する 残留熱除去系 原子炉を隔離しているときや、緊急時に炉心を冷却する時に利用する 圧力抑制室、停止中の原子炉内にある燃料、燃料プールの燃料を冷却するのに利用する 熱交換機と接続されていて海水により冷却水が冷却され、燃料プールや原子炉内の冷却水を冷却する 原子炉隔離時冷却系 緊急時、崩壊熱で原子炉内の水が蒸発し圧力が高まると格納容器へ水蒸気を逃がすことになり原子炉の水位が低下する そのような原子炉の水位低下時に、原子炉で沸騰した水蒸気を発電に使わず、タービンでポンプをまわし、貯蔵タンクや圧力抑制室の水を圧力容器内へ注入する ▲▼ コメント まとめてくれる事はありがたいけど、 -- 名無しさん (2011-04-24 12 59 08) 実は田代が既に持ってる一号機の機密図面→http //thenavypress.seesaa.net/article/197574748.html -- 名無しさん (2011-04-26 04 41 29) 01：49～ 田代乱心★図面公開しろ!! 共同記者会見 →http //live.nicovideo.jp/watch/lv47677825 -- 名無しさん (2011-04-26 04 42 44) ありがとうございます。助かりました。くわしいことありがとう。 -- さむらい (2012-02-18 18 44 52) 3月11日は、忘れられない。とても悲しい。もっとおしえて。原発は、もうなくしたほうがいい。大震災の後が怖い。 -- お (2012-02-18 18 57 05) 名前 コメント ▲▼ 2012年02月18日 (土) 18時57分05秒 trackback
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（以下、２０００年４月２７日東京新聞より）・・・・・・ 「原子炉閉鎖で乳児死亡率激減」 最大で５４．１％マイナス 米研究機関が発表 【ワシントン２６日大軒護】放射線の健康に与える影響を調査している米研究機関は２６日、原子炉の閉鎖により周辺に住む乳児の死亡率が激減したとの調査結果を発表した。 調査は免疫学や環境問題などを専門とする医師、大学教授などで組織する「レイディエイション・パブリック・ヘルス・プロジェクト」（RPHP)が、１９８７年から９７年までに原子炉を閉鎖した全米７ヶ所の原子力発電所を対象に、半径８０キロ以内の居住の生後１歳までの乳児死亡率を調べた。 調査は、原子炉閉鎖前の死亡率と、閉鎖２年後の死亡率を比較しているが、それによると、８７年に閉鎖したワイオミング州のラクロッセ発電所では、１５．３％の死亡率減少だった。もっとも減少率の大きかったのが、９７年に閉鎖したミシガン州ビッグロック・ポイント発電所周辺で５４．１％の減少だった。減少は、がん、白血病、異常出産など、放射線被害とみられる原因が取り除かれたことによるものとしている。 RPHPによると、８５年から９６年までの全米幼児の死亡率は、平均で６．４％減にとどまっており、「原子炉の影響が実証された」としている。 米国では２００３年までに２８基の原子炉が、米原子力規制委員会（NRC)へ免許更新申請する時期にきているというが、RPHPによると更新にあたっては周辺の環境問題は考慮されておらず、今後、この問題でNRCへの強い働きかけが必要としている。
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放射能汚染とデマ汚染に抗す 発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針 http //www.nsc.go.jp/shinsashishin/pdf/1/si002.pdf 平成２年８月30日 原子力安全委員会決定一部改訂 平成13年３月29日 原子力安全委員会 発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針Ⅰ．まえがき Ⅱ．本指針の位置付けと適用範囲 Ⅲ．用語の定義 Ⅳ．原子炉施設全般指針指針１．準拠規格及び基準 指針２．自然現象に対する設計上の考慮 指針３．外部人為事象に対する設計上の考慮 指針４．内部発生飛来物に対する設計上の考慮 指針５．火災に対する設計上の考慮 指針６．環境条件に対する設計上の考慮 指針７．共用に関する設計上の考慮 指針８．運転員操作に対する設計上の考慮 指針９．信頼性に関する設計上の考慮 指針10．試験可能性に関する設計上の考慮 Ⅴ．原子炉及び原子炉停止系指針11．炉心設計 指針12．燃料設計 指針13．原子炉の特性 指針14．反応度制御系 指針15．原子炉停止系の独立性及び試験可能性 指針16．制御棒による原子炉の停止余裕 指針17．原子炉停止系の停止能力 指針18．原子炉停止系の事故時の能力 Ⅵ．原子炉冷却系指針19．原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性 指針20．原子炉冷却材圧力バウンダリの破壊防止 指針21．原子炉冷却材圧力バウンダリの漏えい検出 指針22．原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中の試験及び検査 指針23．原子炉冷却材補給系 指針24．残留熱を除去する系統 指針25．非常用炉心冷却系 指針26．最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統 指針27．電源喪失に対する設計上の考慮 Ⅶ．原子炉格納容器指針28．原子炉格納容器の機能 指針29．原子炉格納容器バウンダリの破壊防止 指針30．原子炉格納容器の隔離機能 指針31．原子炉格納容器隔離弁 指針32．原子炉格納容器熱除去系 指針33．格納施設雰囲気を制御する系統 Ⅷ．安全保護系指針34．安全保護系の多重性 指針35．安全保護系の独立性 指針36．安全保護系の過渡時の機能 指針37．安全保護系の事故時の機能 指針38．安全保護系の故障時の機能 指針39．安全保護系と計測制御系との分離 指針40．安全保護系の試験可能性 Ⅸ．制御室及び緊急時施設指針41．制御室 指針42．制御室外からの原子炉停止機能 指針43．制御室の居住性に関する設計上の考慮 指針44．原子力発電所緊急時対策所 指針45．通信連絡設備に関する設計上の考慮 指針46．避難通路に関する設計上の考慮 Ⅹ．計測制御系及び電気系統指針47．計測制御系 指針48．電気系統 XI．燃料取扱系指針49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備 指針50．燃料の臨界防止 指針51．燃料取扱場所のモニタリング XⅡ．放射性廃棄物処理施設指針52．放射性気体廃棄物の処理施設 指針53．放射性液体廃棄物の処理施設 指針54．放射性固体廃棄物の処理施設 指針55．固体廃棄物貯蔵施設 XⅢ．放射線管理指針56．周辺の放射線防護 指針57．放射線業務従事者の放射線防護 指針58．放射線業務従事者の放射線管理 指針59．放射線監視 発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針【解説】 Ⅰ．まえがき 本指針は、発電用軽水型原子炉（以下「軽水炉」という。）の設置許可申請（変更許可申請を含む。以下同じ。）に係る安全審査において、安全性確保の観点から設計の妥当性について判断する際の基礎を示すことを目的として定めたものである。 軽水炉の設置許可申請に係る安全審査において用いられる安全設計審査指針は、最初は昭和45年４月に、当時の原子力委員会が定めたものであり、その後昭和52年６月に、同じく当時の原子力委員会が、これを全面的に見直して改訂を行った。昭和52年の安全設計審査指針の改訂以来、10年以上が経過し、この間軽水炉の技術の改良及び進歩には著しいものがあった。また、この間に、米国で発生したＴＭＩ事故等、国内外に生じた様々な事象から得られた教訓も含めて、軽水炉に関する経験の蓄積も大きいものがあった。これらを踏まえ、従来の指針について全面的見直しを行い、指針の内容の一層の明確化及び体系化を図ったものである。 また、本指針の改訂とともに、原子炉施設の各種構築物、系統及び機器の安全機能の重要度についての判断のめやす及び本指針の適用方法について、新たに「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（以下「重要度分類指針」という。）を定めることとした。したがって、本指針の適用に当たっては、「重要度分類指針」も併せて参照すべきである。 Ⅱ．本指針の位置付けと適用範囲 本指針は、今日までの軽水炉に関する経験と最新の技術的知見に基づき、軽水炉の設置許可申請に係る安全審査に当たって確認すべき安全設計の基本方針について定めたものであって、原子炉施設の一般的な設計基準を指向したものではない。 安全審査においては、当該原子炉施設の安全設計が、少なくとも本指針の定める要求を十分に満足していることを確認する必要がある。ただし、安全設計の一部が本指針に適合しない場合であっても、それが技術的な改良、進歩等を反映したものであって、本指針を満足した場合と同様又はそれを上回る安全性が確保し得ると判断される場合は、これを排除するものではない。 本指針は、軽水炉施設を対象としているが、その他の原子炉施設の安全審査においても2参考となり得ると考える。 Ⅲ．用語の定義 本指針において、次の各号に掲げる用語の意義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。 (１) 「安全機能」とは、原子炉施設の安全性を確保するために必要な構築物、系統又は機器の有する機能であって、次に掲げるものに分類される。 １） その喪失により、原子炉施設を異常状態に陥れ、もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの。 ２） 原子炉施設の異常状態において、この拡大を防止し、又はこれを速やかに収束せしめ、もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し、又は緩和するもの。 (２) 「安全機能の重要度」とは、原子炉施設の安全性確保の見地からの安全機能の重要度の度合いをいう。 (３) 「通常運転」とは、計画的に行われる起動、停止、出力運転、高温待機、燃料取替え等の原子炉施設の運転であって、その運転状態が所定の制限内にあるものをいう。 (４) 「異常状態」とは、通常運転を逸脱させるような、何らかの外乱が原子炉施設に加えられた状態であって、運転時の異常な過渡変化及び事故をいう。 (５) 「運転時の異常な過渡変化」とは、原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一の故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作、及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態をいう。 (６) 「事故」とは、「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生する頻度はまれであるが、原子炉施設の安全設計の観点から想定されるものをいう。 (７) 「原子炉格納容器バウンダリ」とは、原子炉格納容器設計用の想定事象に対して、圧力障壁となり、かつ、放射性物質の放散に対する障壁を形成するよう設計された範囲の施設をいう。 (８) 「原子炉冷却材圧力バウンダリ」とは、原子炉の通常運転時に、原子炉冷却材（ＰＷＲにおいては１次冷却材）を内包して原子炉と同じ圧力条件となり、異常状態において圧力障壁を形成するものであって、それが破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲の施設をいう。 (９) 「原子炉冷却材系」とは、原子炉の通常運転時に炉心を直接冷却する原子炉冷却材の系統（ＰＷＲにおいては１次冷却系、ＢＷＲにおいては原子炉冷却材再循環系、主蒸気系及び給水系）をいう。 (10) 「原子炉冷却系」とは、原子炉の通常運転時及び異常状態において、原子炉から熱を除去する系統（原子炉冷却材系、残留熱を除去する系統、非常用炉心冷却系、２次冷却系（ＰＷＲの場合）、最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統等）をいう。 (11) 「原子炉停止系」とは、臨界又は臨界超過の状態から原子炉に負の反応度を投入することにより、原子炉を臨界未満にし、高温停止から低温停止に至る反応度の変化を補償し、かつ、臨界未満を維持するための機能を備えるよう設計された設備をいう。 (12) 「反応度制御系」とは、原子炉の反応度を制御することにより、原子炉の出力、燃焼、核分裂生成物等の変化に伴う反応度変化を調整するよう設計された設備をいう。 (13) 「安全保護系」とは、原子炉施設の異常状態を検知し、必要な場合、原子炉停止系、工学的安全施設等の作動を直接開始させるよう設計された設備をいう。 (14) 「工学的安全施設」とは、原子炉施設の破損、故障等に起因して、原子炉内の燃料の破損等による多量の放射性物質の放散の可能性がある場合に、これを抑制又は防止するための機能を備えるよう設計された施設をいう。 (15) 「単一故障」とは、単一の原因によって一つの機器が所定の安全機能を失うことをいい、従属要因に基づく多重故障を含む。 (16) 「動的機器」とは、外部入力によって能動的に所定の機能を果たす機器をいう。 (17) 「多重性」とは、同一の機能を有する同一の性質の系統又は機器が二つ以上あることをいう。 (18) 「多様性」とは、同一の機能を有する異なる性質の系統又は機器が二つ以上あることをいう。 (19) 「独立性」とは、二つ以上の系統又は機器が設計上考慮する環境条件及び運転状態において、共通要因又は従属要因によって、同時にその機能が阻害されないことをいう。 (20) 「燃料の許容設計限界」とは、原子炉の設計と関連して、燃料の損傷が安全上許容される程度であり、かつ、継続して原子炉の運転をすることができる限界をいう。 Ⅳ．原子炉施設全般指針 指針１．準拠規格及び基準 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、設計、材料の選定、製作及び検査について、それらが果たすべき安全機能の重要度を考慮して適切と認められる規格及び基準によるものであること。 指針２．自然現象に対する設計上の考慮 １． 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、その安全機能の重要度及び地震によって機能の喪失を起こした場合の安全上の影響を考慮して、耐震設計上の区分がなされるとともに、適切と考えられる設計用地震力に十分耐えられる設計であること。 ２． 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、地震以外の想定される自然現象によって原子炉施設の安全性が損なわれない設計であること。重要度の特に高い安全機能を有する構築物、系統及び機器は、予想される自然現象のうち最も苛酷と考えられる条件、又は自然力に事故荷重を適切に組み合わせた場合を考慮した設計であること。 指針３．外部人為事象に対する設計上の考慮 １． 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、想定される外部人為事象によって、原子炉施設の安全性を損なうことのない設計であること。 ２． 原子炉施設は、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する第三者の不法な接近等に対し、これを防御するため、適切な措置を講じた設計であること。 指針４．内部発生飛来物に対する設計上の考慮 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、原子炉施設内部で発生が想定される飛来物に対し、原子炉施設の安全性を損なうことのない設計であること。 指針５．火災に対する設計上の考慮 原子炉施設は、火災発生防止、火災検知及び消火並びに火災の影響の軽減の３方策を適切に組み合わせて、火災により原子炉施設の安全性を損なうことのない設計であること。 指針６．環境条件に対する設計上の考慮 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、その安全機能が期待されているすべての環境条件に適合できる設計であること。 指針７．共用に関する設計上の考慮 安全機能を有する構築物、系統及び機器が２基以上の原子炉施設間で共用される場合には、原子炉の安全性を損なうことのない設計であること。 指針８．運転員操作に対する設計上の考慮 原子炉施設は、運転員の誤操作を防止するための適切な措置を講じた設計であること。 指針９．信頼性に関する設計上の考慮 １． 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、その安全機能の重要度に応じて、十分に高い信頼性を確保し、かつ、維持し得る設計であること。 ２． 重要度の特に高い安全機能を有する系統については、その構造、動作原理、果たすべき安全機能の性質等を考慮して、多重性又は多様性及び独立性を備えた設計で5あること。 ３． 前項の系統は、その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても、その系統の安全機能が達成できる設計であること。 指針10．試験可能性に関する設計上の考慮 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、それらの健全性及び能力を確認するために、その安全機能の重要度に応じ、適切な方法により、原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計であること。 Ⅴ．原子炉及び原子炉停止系 指針11．炉心設計 １． 炉心は、それに関連する原子炉冷却系、原子炉停止系、計測制御系及び安全保護系の機能とあいまって、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、燃料の許容設計限界を超えることのない設計であること。 ２． 炉心を構成する燃料棒以外の構成要素及び原子炉圧力容器内で炉心近辺に位置する構成要素は、通常運転時及び異常状態において原子炉の安全停止及び炉心の冷却を確保し得る設計であること。 指針12．燃料設計 １． 燃料集合体は、原子炉内における使用期間中に生じ得る種々の因子を考慮しても、その健全性を失うことがない設計であること。 ２． 燃料集合体は、輸送及び取扱い中に過度の変形を生じない設計であること。 指針13．原子炉の特性 炉心及びそれに関連する系統は、固有の出力抑制特性を有し、また、出力振動が生じてもそれを容易に制御できる設計であること。 指針14．反応度制御系 １． 反応度制御系は、通常運転時に生じることが予想される反応度変化を調整し、所要の運転状態に維持し得る設計であること。 ２． 制御棒の最大反応度価値及び反応度添加率は、想定される反応度投入事象に対して原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず、また、炉心冷却を損なうような炉心、炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の破壊を生じない設計であること。 指針15．原子炉停止系の独立性及び試験可能性 原子炉停止系は、高温待機状態又は高温運転状態から、炉心を臨界未満にでき、かつ、高温状態で臨界未満を維持できる少なくとも二つの独立した系を有するとともに、試験可能性を備えた設計であること。 指針16．制御棒による原子炉の停止余裕 原子炉停止系のうち制御棒による系は、高温状態及び低温状態において、反応度価値の最も大きい制御棒１本が完全に炉心の外に引き抜かれ、挿入できないときでも、炉心を臨界未満にできる設計であること。 指針17．原子炉停止系の停止能力 １． 原子炉停止系に含まれる独立した系のうち少なくとも一つは、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、燃料の許容設計限界を超えることなく、高温状態で炉心を臨界未満にでき、かつ、高温状態で臨界未満を維持できる設計であること。 ２． 原子炉停止系に含まれる独立した系の少なくとも一つは、低温状態で炉心を臨界未満にでき、かつ、低温状態で臨界未満を維持できる設計であること。 指針18．原子炉停止系の事故時の能力 事故時において、原子炉停止系に含まれる独立した系の少なくとも一つは、炉心を臨界未満にでき、また、原子炉停止系に含まれる独立した系の少なくとも一つは、炉心を臨界未満に維持できる設計であること。 Ⅵ．原子炉冷却系 指針19．原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性 １． 原子炉冷却材圧力バウンダリは、通常運転時及び異常状態において、その健全性を確保できる設計であること。 ２． 原子炉冷却材系に接続する配管系は、原則として隔離弁を設けた設計であること。 指針20．原子炉冷却材圧力バウンダリの破壊防止 原子炉冷却材圧力バウンダリは、通常運転時、保修時、試験時及び異常状態において、脆性的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であること。 指針21．原子炉冷却材圧力バウンダリの漏えい検出 原子炉冷却材圧力バウンダリから原子炉冷却材の漏えいがあった場合、その漏えいを速やかに、かつ、確実に検出できる設計であること。 指針22．原子炉冷却材圧力バウンダリの供用期間中の試験及び検査 原子炉冷却材圧力バウンダリは、その健全性を確認するために、原子炉の供用期間中に試験及び検査ができる設計であること。 指針23．原子炉冷却材補給系 原子炉冷却材補給系は、原子炉冷却材の小規模の漏えい等が生じた場合においても、原子炉冷却材の保有量を回復できるように、適切な流量で給水できる能力を有する設計であること。 指針24．残留熱を除去する系統 １． 残留熱を除去する系統は、原子炉の停止時に、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えないように、炉心からの核分裂生成物の崩壊熱及びその他の残留熱を除去できる機能を有する設計であること。 ２． 残留熱を除去する系統は、その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても、その系統の安全機能が達成できるように、多重性又は多様性及び独立性を適切に備え、かつ、試験可能性を備えた設計であること。 指針25．非常用炉心冷却系 １． 非常用炉心冷却系は、想定される配管破断等による原子炉冷却材喪失に対して、燃料の重大な損傷を防止でき、かつ、燃料被覆の金属と水との反応を十分小さな量に制限できる設計であること。 ２． 非常用炉心冷却系は、その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても、その系統の安全機能が達成できるように、多重性又は多様性及び独立性を備えた設計であること。 ３． 非常用炉心冷却系は、定期的に試験及び検査ができるとともに、その健全性及び多重性の維持を確認するため、独立に各系の試験及び検査ができる設計であること。 指針26．最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統 １． 最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統は、重要度の特に高い安全機能を有する構築物、系統及び機器において発生又は蓄積された熱を最終的な熱の逃がし場に輸送できる設計であること。 ２． 最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統は、その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても、その系統の安全機能が達成できるように、多重性又は多様性及び独立性を適切に備え、かつ、試験可能性を備えた設計であること。 指針27．電源喪失に対する設計上の考慮 原子炉施設は、短時間の全交流動力電源喪失に対して、原子炉を安全に停止し、かつ、停止後の冷却を確保できる設計であること。 Ⅶ．原子炉格納容器 指針28．原子炉格納容器の機能 １． 原子炉格納容器は、原子炉格納容器設計用の想定事象に対し、その事象に起因する荷重（圧力、温度、動荷重）及び適切な地震荷重に耐え、かつ、適切に作動する隔離機能とあいまって所定の漏えい率を超えることがない設計であること。 ２． 原子炉格納容器は、定期的に、所定の圧力により原子炉格納容器全体の漏えい率測定ができる設計であること。 ３． 原子炉格納容器は、電線、配管等の貫通部及び出入口の重要な部分の漏えい試験ができる設計であること。 指針29．原子炉格納容器バウンダリの破壊防止 原子炉格納容器バウンダリは、通常運転時、保修時、試験時及び異常状態において、脆性的挙動を示さず、かつ、急速な伝播型破断を生じない設計であること。 指針30．原子炉格納容器の隔離機能 １． 原子炉格納容器壁を貫通する配管系は、原則として、原子炉格納容器隔離弁を設けた設計であること。 ２． 主要な配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁は、事故時に隔離機能の確保が必要となる事態に際して、原則として、自動的、かつ、確実に閉止される機能を有する設計であること。 指針31．原子炉格納容器隔離弁 １． 原子炉格納容器隔離弁は、実用上可能な限り原子炉格納容器に接近して設けた設計であること。 ２． 原子炉格納容器隔離弁の設置は、次の設計であること。 (１) 原子炉格納容器の内側において開口しているか又は原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡している配管系のうち、原子炉格納容器の外側で閉じていない配管系については、原則として原子炉格納容器の内側に１個及び外側に１個とすること。 (２) 前号１の配管系以外の配管系のうち、原子炉格納容器の内側又は外側において閉じている配管系については、原則として原子炉格納容器の外側に１個とすること。 (３) 原子炉格納容器隔離弁は、閉止後駆動動力源の喪失によっても隔離機能が喪失することがないこと。 (４) 原子炉格納容器隔離弁は、定期的な動作試験が可能であり、かつ、重要な弁については、漏えい試験ができること。 指針32．原子炉格納容器熱除去系 １． 原子炉格納容器熱除去系は、原子炉格納容器設計用の想定事象に対し、その事象に起因して放出されるエネルギーによって生じる原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために十分な機能を有する設計であること。 ２． 原子炉格納容器熱除去系は、その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても、その系統の安全機能が達成できるように、多重性又は多様性及び独立性を備え、かつ、試験可能性を備えた設計であること。 指針33．格納施設雰囲気を制御する系統 １． 格納施設雰囲気浄化系は、原子炉格納容器設計用の想定事象に対し、その事象に起因して環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる機能を有する設計であること。 ２． 可燃性ガス濃度制御系は、格納施設の健全性を維持するため、原子炉格納容器設計用の想定事象に対し、その事象に起因して原子炉格納容器内に存在する水素又は酸素の濃度を抑制することができる機能を有する設計であること。 ３． 格納施設雰囲気を制御する系統は、その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え、外部電源が利用できない場合においても、その系統の安全機能が達成できるように、多重性又は多様性及び独立性を備え、かつ、試験可能性を備えた設計であること。 Ⅷ．安全保護系 指針34．安全保護系の多重性 安全保護系は、その系統を構成する機器若しくはチャンネルに単一故障が起きた場合、又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合においても、その安全保護機能を失わないように、多重性を備えた設計であること。 指針35．安全保護系の独立性 安全保護系は、通常運転時、保修時、試験時及び異常状態において、その安全保護機能を失わないように、その系統を構成するチャンネル相互を分離し、それぞれのチャンネル間の独立性を実用上可能な限り考慮した設計であること。 指針36．安全保護系の過渡時の機能 安全保護系は、運転時の異常な過渡変化時に、その異常な状態を検知し、原子炉停止系を含む適切な系統の作動を自動的に開始させ、燃料の許容設計限界を超えないように考慮した設計であること。 指針37．安全保護系の事故時の機能 安全保護系は、事故時に、その異常な状態を検知し、原子炉停止系及び必要な工学的安全施設の作動を自動的に開始させる設計であること。 指針38．安全保護系の故障時の機能 安全保護系は、駆動源の喪失、系統の遮断及びその他の不利な状況が生じた場合においても、最終的に原子炉施設が安全な状態に落ち着く設計であること。 指針39．安全保護系と計測制御系との分離 安全保護系は、計測制御系と部分的に共用する場合には、計測制御系の影響により安全保護系の機能を失わないように、計測制御系から機能的に分離された設計で10あること。 指針40．安全保護系の試験可能性 安全保護系は、原則として原子炉の運転中に、定期的に試験できるとともに、その健全性及び多重性の維持を確認するため、各チャンネルが独立に試験できる設計であること。 Ⅸ．制御室及び緊急時施設 指針41．制御室 制御室は、原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータが監視できるとともに、安全性を確保するために急速な手動操作を要する場合には、これを行うことができる設計であること。 指針42．制御室外からの原子炉停止機能 原子炉施設は、制御室外の適切な場所から原子炉を停止することができるように、次の機能を有する設計であること。 (１) 原子炉施設を安全な状態に維持するために、必要な計測制御を含め、原子炉の急速な高温停止ができること。 (２) 適切な手順を用いて原子炉を引き続き低温停止できること。 指針43．制御室の居住性に関する設計上の考慮 制御室は、火災に対する防護設計がなされ、さらに、事故時にも従事者が制御室に接近し、又はとどまり、事故対策操作を行うことが可能なように、遮へい設計がなされ、かつ、火災又は事故によって放出することがあり得る有毒ガス及び気体状放射性物質に対し、換気設計によって適切な防護がなされた設計であること。 指針44．原子力発電所緊急時対策所 原子炉施設は、事故時において必要な対策指令を発するための緊急時対策所が原子力発電所に設置可能な設計であること。 指針45．通信連絡設備に関する設計上の考慮 原子炉施設は、適切な警報系及び通信連絡設備を備え、事故時に原子力発電所内に居るすべての人に対し的確に指示ができるとともに、原子力発電所と所外必要箇所との通信連絡設備は、多重性又は多様性を備えた設計であること。 指針46．避難通路に関する設計上の考慮 原子炉施設は、通常の照明用電源喪失時においても機能する避難用の照明を設備し、単純、明確かつ永続的な標識を付けた安全避難通路を有する設計であること。 Ⅹ．計測制御系及び電気系統 指針47．計測制御系 １．計測制御系は、通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における次の各号に掲げる事項を十分考慮した設計であること。 (１) 炉心、原子炉冷却材圧力バウンダリ、原子炉格納容器バウンダリ及びそれらに関連する系統の健全性を確保するために必要なパラメータは、適切な予想範囲に維持制御されること。 (２) 前号のパラメータについては、必要な対策が講じ得るように予想変動範囲内での監視が可能であること。 ２．計測制御系は、事故時において、事故の状態を知り対策を講じるのに必要なパラメータを適切な方法で十分な範囲にわたり監視し得るとともに、必要なものについては、記録が可能な設計であること。特に原子炉の停止状態及び炉心の冷却状態は、２種類以上のパラメータにより監視又は推定できる設計であること。 指針48．電気系統 １． 重要度の特に高い安全機能を有する構築物、系統及び機器が、その機能を達成するために電源を必要とする場合においては、外部電源又は非常用所内電源のいずれからも電力の供給を受けられる設計であること。 ２． 外部電源系は、２回線以上の送電線により電力系統に接続された設計であること。 ３． 非常用所内電源系は、多重性又は多様性及び独立性を有し、その系統を構成する機器の単一故障を仮定しても次の各号に掲げる事項を確実に行うのに十分な容量及び機能を有する設計であること。 (１) 運転時の異常な過渡変化時において、燃料の許容設計限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えることなく原子炉を停止し、冷却すること。 (２) 原子炉冷却材喪失等の事故時の炉心冷却を行い、かつ、原子炉格納容器の健全性並びにその他の所要の系統及び機器の安全機能を確保すること。 ４． 重要度の高い安全機能に関連する電気系統は、系統の重要な部分の適切な定期的試験及び検査が可能な設計であること。 XI．燃料取扱系 指針49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備 １．新燃料及び使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は、次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。 (１) 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、適切な定期的試験及び検査がで12きること。 (２) 貯蔵設備は、適切な格納系及び空気浄化系を有すること。 (３) 貯蔵設備は、適切な貯蔵能力を有すること。 (４) 取扱設備は、移送操作中の燃料集合体の落下を防止できること。 ２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は、前項の各号に掲げる事項のほか、次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。 (１) 放射線防護のための適切な遮へいを有すること。 (２) 貯蔵設備は、崩壊熱を十分に除去し、最終的な熱の逃がし場へ輸送できる系統及びその浄化系を有すること。 (３) 貯蔵設備の冷却水保有量が著しく減少することを防止し、適切な漏えい検知を行うことができること。 (４) 貯蔵設備は、燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても、その安全機能が損なわれるおそれがないこと。 指針50．燃料の臨界防止 燃料の貯蔵設備及び取扱設備は、幾何学的な安全配置又はその他の適切な手段により、想定されるいかなる場合でも、臨界を防止できる設計であること。 指針51．燃料取扱場所のモニタリング 燃料取扱場所は、崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態及び過度の放射線レベルを検出できるとともに、これを適切に従事者に伝えるか、又はこれに対して自動的に対処できる設計であること。 XⅡ．放射性廃棄物処理施設 指針52．放射性気体廃棄物の処理施設 原子炉施設の運転に伴い発生する放射性気体廃棄物の処理施設は、適切なろ過、貯留、減衰、管理等により、周辺環境に対して、放出放射性物質の濃度及び量を合理的に達成できる限り低減できる設計であること。 指針53．放射性液体廃棄物の処理施設 １． 原子炉施設の運転に伴い発生する放射性液体廃棄物の処理施設は、適切なろ過、蒸発処理、イオン交換、貯留、減衰、管理等により、周辺環境に対して、放出放射性物質の濃度及び量を合理的に達成できる限り低減できる設計であること。 ２． 放射性液体廃棄物の処理施設及びこれに関連する施設は、これらの施設からの液体状の放射性物質の漏えいの防止及び敷地外への管理されない放出の防止を考慮した設計であること。 指針54．放射性固体廃棄物の処理施設 原子炉施設から発生する放射性固体廃棄物の処理施設は、廃棄物の破砕、圧縮、焼却、固化等の処理過程における放射性物質の散逸等の防止を考慮した設計であること。 指針55．固体廃棄物貯蔵施設 固体廃棄物貯蔵施設は、原子炉施設から発生する放射性固体廃棄物を貯蔵する容量が十分であるとともに、廃棄物による汚染の拡大防止を考慮した設計であること。 XⅢ．放射線管理 指針56．周辺の放射線防護 原子炉施設は、通常運転時において原子炉施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による敷地周辺の空間線量率を合理的に達成できる限り低減できる設計であること。 指針57．放射線業務従事者の放射線防護 １． 原子炉施設は、放射線業務従事者の立入場所における線量を合理的に達成できる限り低減できるように、放射線業務従事者の作業性等を考慮して、遮へい、機器の配置、遠隔操作、放射性物質の漏えい防止、換気等、所要の放射線防護上の措置を講じた設計であること。 ２． 原子炉施設は、異常状態において放射線業務従事者が必要な操作を行うことができるように、放射線防護上の措置を講じた設計であること。 指針58．放射線業務従事者の放射線管理 原子炉施設は、放射線業務従事者を放射線から防護するために、放射線被ばくを十分に監視及び管理するための放射線管理施設を設けた設計であること。また、放射線管理施設は、必要な情報を制御室又は適当な場所に表示できる設計であること。 指針59．放射線監視 原子炉施設は、通常運転時及び異常状態において、少なくとも原子炉格納容器内雰囲気、原子炉施設の周辺監視区域周辺及び放射性物質の放出経路を適切にモニタリングできるとともに、必要な情報を制御室又は適当な場所に表示できる設計であること。 放射能汚染とデマ汚染に抗す
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