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J-GLOBAL ID：200902211236876945   整理番号：08A1221574

原子炉出力向上に関する技術検討評価の結果について「原子炉出力向上に関する技術検討評価」特別専門委員会最終報告

著者 (5件)： 岡本孝司 (東大) ,  木倉宏成 (東京工大) ,  山口彰 (大阪大) ,  三島嘉一郎 (京大) ,  関村直人 (東大)
資料名： ΑΤΟΜΟΣ  (Journal of the Atomic Energy Society of Japan)
巻： 50  号： 12  ページ： 772-784  発行年： 2008年12月01日 
JST資料番号： G0154A  ISSN： 1882-2606  CODEN： NGEGAL  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 解説  発行国： 日本 (JPN)  言語： 日本語 (JA)

抄録/ポイント： 「既存原子力発電プラントの安全性を損なうことなしに,定格熱出力を上げて,発電出力を1~20%程度増加させる」原子炉出力向上について,米国の原子力規制委員会(NRC)は33つに分類[測定精度改善型(給水流量計の不確かさ改善,MU型),ストレッチ型(大規模設備改造を伴わない改良,S型),設備拡張型(主要機器の改造を伴う改良,E型)]した検討を行っており,許容基準を満たし,従来同様安全性を確保できるとしている。欧米の検討状況も踏まえて,「MU型出力向上における超音波流量計」と「S型・E型出力向上」に関する技術検討評価を紹介した。「MU型原子炉出力は技術的に可能であることや現在の知見と技術に基づき技術的に適切に対応すれば,安全性を確保した出力向上が可能である」との結果を得ている。

シソーラス用語： 原子炉安全 ,  *発電所 ,  出力 ,  *改良 ,  *原子力発電所
準シソーラス用語： *性能向上

分類 (4件)： 原子炉工学一般  (MD01000C) ,  原子炉冷却系  (MD04040P) ,  原子炉の計測  (MD05030L) ,  水冷却炉の安全性  (MD06020H)

引用文献 (8件)：

• NRC. NRC Regulatory Issue Summary
• SATO, H. Uncertainty examination of new water flow calibration facility for nuclear power application. Proc. 2006 ASME Joint U. S.-European Fluids Engineering Summer Meeting, Florida, USA, July 17-20, 2006. 2006
• MORI, M. Development of a Novel Flow Measuring System using Ultrasonic Velocity Profile Measurement. Exp. Fluids. 2002, 32, 2, 153-160
• WEAVER, D. S. Entrance Port Rounding Effects on Acoustic Resonance in Safety Relief Valves. Flow Induced Vibration-1999. 1999
• 発電用原子力設備規格 沸騰水型配管減肉管理に関する技術規格. JSME S NH1-2006. 2006

タイトルに関連する用語 (3件)： 原子炉出力 ,  評価 ,  報告