新型动力堆的厂房整体三维减震系统的开发

对于地震多发国的日本，要想让新型动力堆付诸实用，确保抗震安全性是至关重要的。能够大幅度降低地震负荷的减震技术是一项有效的技术，不仅可以确保新型动力堆的抗震安全性，还可期待提高电站的经济性。不过，以往的水平减震技术对于水平的震动虽然有效，但垂直的震动却按原样传导，其来势凶猛，致使厂房设计有时不能达到充分的合理化。本文所介绍的内容来源于经济产业省的一项委托研究，介绍从2000年开始到2004年间开发的三维减震系统的原理，以及使用缩小尺寸的试验装置所进行的性能确认试验。     

欧盟的新CANDU型反应堆

对于罗马尼亚，2007年将是一个重要的年份。这个国家预定在这一年将加入欧洲联盟；按照预定计划，也就是在这一年，罗马尼亚的第二套核电装置将要并网运行。     

东海核电站热交换器解体拆除工程计划

日本原子能发电公司的东海核电站（卡德霍尔型，Calder Hall，电功率166MW），是日本最早的商业核电站，于1966年7月开始营业运行，1998年3月完成使命后停止运行。现在，日本原子能发电公司正在自行实施这座电站的退役计划。川崎设备系统公司曾参加东海核电站的建设，不仅承担了包括热交换器在内的一次冷却系统的制造，而且还承担了定期检查和维护等项工作。另外，在核电站退役计划和退役技术的研究中，川崎设备系统公司也曾提供协助。以这些经验为基础，川崎设备系统公司正在积极地协助东海核电站退役计划的实施。 东海核电站的退役，其解体工程已于2001年12月着手进行，从2006年起，开始了以热交换器解体为主的工程。热交换器是构成一次冷却剂边界的装置，是仅次于反应堆的大型构件。日本核电公司和川崎设备系统公司比较研究了各种解体方法，从解体作业时有良好的可靠性和安全性，能够让放射性物质的污染区域最小，能够降低工作人员的照射剂量等观点出发，选定了运用起重机吊下式（jackdown）工程方法和遥控切割装置／搬运装置的解体工程计划。本文将介绍这个计划。另外，还将介绍退役计划中用于减少废物的去污技术。     

和VPBER—600非能动安全反应堆装置的新一代中等功率核电站

使用非能安全ＶＰＢＥＲ－６００反应堆装置（ＲＰ）的第一代中等规模核电站，其设计原理和主要技术特征将在本文中予以考虑，本文将介绍反应堆装置安全概念，一体化反应堆和反应堆设备装置的设计，描绘主要的图表和电站安全系统。并给出了反应堆厂房的布局决定，以及现场建筑配置决定的概念，安全分析的结果显示，使用ＶＰＢＥＲ－６００反应堆装置的核电站是一个环境清洁的动力供应来源，对于环境的放射性影响极小，现已有了有关完