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AIに、「原子力空母や原子力潜水艦の加圧水型原子炉の材質は、炭素鋼ですか、ステンレスですか」「原子炉圧力容器そのものの材質のことで、何が使われていますか」と質問 ステンレスならば、特に問題となる材料特性ではなく、低合金炭素鋼ならば、機械的強度が大幅に小さくなる脆性遷移温度が存在し、高圧条件下で、その温度以下に冷却されると、材料に、許容欠陥以上の亀裂が存在すれば、脆性破壊に結びつくため、どのような特性の材質が利用されるかは、非常に重要な問題、低合金炭素鋼であれば、商業用軽水炉よりもはるかに深刻

NRCは、いまの米PWRの原子炉圧力容器の脆性破壊の発生確率を現実的にどのように評価しているのか、疑問視せざるをえなく、脆性破壊につながる要因である高い脆性遷移温度、許容欠陥以上の大きさの亀裂の存在の可能性、加圧熱衝撃による急冷による影響など、技術的判断根拠を公開していない。

研究ノート 耐震安全論 私は、森重晴雄さん(元三菱重工業、原子力耐震工学)が、福島第一原発1号機の事故後の耐震安全性について、これまで発表してきた成果(webで公開されている数多くのYouTube映像、学会発表内容、2023.12に刊行された88ページのブックレット)を吟味し、さらに、同問題にかかわる東京電力と原子力規制委員会の最近(2024.3)までの技術報告も吟味し、次のような結論に、・・・

森重晴雄さん(元三菱重工業エンジニア、耐震設計)は、福島第一原発1号機の安全性について、webのYouTubeで(福島事故検討会や講演会や日本原子力学会研究発表など)、数十回、映像主張をくり返し、同じような問題提起であり、一年前に、著書で(B5判88ページのブックレット、少し多めの配布資料程度)、主要問題をまとめましたが、その主な論点を整理すれば、三点に、・・・

研究ノート 森重晴雄 『差し迫る、 福島原発1号機の倒壊と日本滅亡』 ( せせらぎ出版、2023)の感想 条件の設定によっては、結果が、yesにもnoにもなり、私は、原子炉圧力容器スタビライザーと原子炉格納容器スタビライザーの機能の位置づけ、鉄筋入り円筒形コンクリートペデスタルの内側コンクリートが、溶融物の熱により、溶融損傷しても、鉄筋の太さと数からすれば、鉄筋のみでも、原子炉圧力容器を支えることはでき、3.11時程度の地震でも、耐えられると推定

研究ノート 米国では、米軽水炉(BWR、 PWR)の運転に対し、設計寿命40年間に加え、全93基中、大部分の軽水炉は、寿命延長20年間の運転が認可され(設計寿命40年間+寿命延長20年間=60年間運転)、さらに、再寿命延長20年間の運転も認可されており(設計寿命40年間+寿命延長20年間+再寿命延長20年間=80年間運転)、これまでの技術基準では、理解できないことでしたが、確実な学術文献を基に、米原子力規制委員会の変え方と運転認可の判断根拠が解明できました

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研究ノート 「東海第二原発地域 科学者と技術者の会」(構成員や発表媒体からすれば日本共産党員が主体の組織)は、東海第二原発の原子炉圧力容器の母材と熱影響部の試験片の製作法に疑問を投げかけていますが、彼らの認識は、間違っており、原子炉圧力容器の製造技術と製造工程(拙著参照)を知らないが故の間違った疑問で、素人レベルの認識です

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オリジナル研究論文 私の「東海第二原発」論 スタビライザ シュラウドサポート 圧力逃し安全弁 

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AIに、「ロシアの加圧水型原子炉VVER-1000の脆性遷移温度は何℃になっていますか」「VVER-440の脆性遷移温度は何℃になっていますか」と質問 私が、1990年代初めに、文献調査やロシア現地調査(拙著『ロシアの原発が危ない !』、TBSブリタニカ(1995))に拠れば、異常なほど高く、AIの回答内容が信じられませんが、本当だとすれば、原子炉圧力容器ベルトライン領域の焼きなまし処理をしているかもしれず、もし、そのような処理を定期的に実施すれば、AI の回答のようになります

オリジナル研究論文 東海第二原発の調査報告 新規制基準審査・寿命延長審査合格後の留意点

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