http://okwave.jp/qa/q2838159.html
点滴に空気
祖父が現在入院しており、点滴を右手からしているのですが、
空気が入っていました。
びっくりして看護師さんを呼んだのですが、
少しなら大丈夫ですよといわれました。
実際のところ、どれくらい入ったら危険なのでしょうか？
点滴の線すべて空気だったとしたら、どうなんでしょうか？
症状はすぐに現れるのでしょうか？？
今回は祖父だったのですが、子どもも時々点滴をしてもらいます。
子どもと大人では、危険な量も違いますか？？
投稿日時 - 2007-03-16 13:54:02
＞実際のところ、どれくらい入ったら危険なのでしょうか？
皆さんがおっしゃる通り成人の場合は数百mlでしょうね。詳しい事は判りません。ただし、子供の場合はもっと少なくなります。静脈血は右心房を通り右心室、肺動脈、肺毛細血管、肺静脈、左心房、左心室、大動脈(全身）へと流れます。従って静脈に入った空気は殆どが肺毛細血管でとらえられ左心系には流れません。とらえられた空気はいずれ血液に溶けます。しかし、大量の空気が入ると、空気が肺動脈につまり、左心系へ有効な血液が流れません。また、右心系へかなりの負担がかかりますので心不全、場合によっては心停止がおきます。また、有効な血液が肺へ流れませんので呼吸不全が生じます。
＞点滴の線すべて空気だったとしたら、どうなんでしょうか？
点滴を作る時は点滴の線をボトルにさして点滴を流して線の中の空気を抜きます。仮にこの作業を忘れていたとして通常の点滴のセットであれば数mlですのさほど問題ないでしょう。もちろん線の長さと半径に依存しますが。
＞症状はすぐに現れるのでしょうか？？
状況によって違ってきます。空気は当然血液より軽いですので、座っているか寝ているかでも違ってきます。仮に大量の空気が入った場合は数秒から数分くらいで症状が出るのではないでしょうか。
右心房と左心房を仕切る壁（心房中隔）や左心室と右心室を仕切る壁（心室中隔）に生まれながらに穴が開いている子が居ます。こういった場合静脈に入った空気がその穴を通って左心系へ入り大動脈から全身に送られ易くなりますので注意が必要です。脳に空気が詰まれば脳梗塞になります。
点滴中の少量の空気が入る事はよくあります。しかしあまり気持ちのいいもではありません。もし、手から点滴中に空気が流れて来ているのを発見されたら、針が入っている手を点滴ボトルと同じ高さまで挙げると点滴の流れは止まります。
投稿日時 - 2007-03-17 09:13:16
私も以前、点滴を受けていたときに管に空気が入っていたので看護師に
「これは体に入っても大丈夫なんですか？」
とたずねたところ、
「空気は普通は下までは行きませんから」
と、答えられたことがあります。
そして、「ホラ」と言いながら管をツンツンと突くと、空気は上のほうに上がっていきました。
血管まではいかないと思います。
投稿日時 - 2007-03-16 14:30:55
もちろん血管に空気が入れば死ぬこともありますが少量では殆ど影響ありません。
じゃぁどのくらいの量が危険か？ですが死ぬと分かっている実験を行うことは出来ませんので分からないと言うのが現状のようです。200CCぐらいなら危ないとか・・・
投稿日時 - 2007-03-16 14:16:33
お礼
少量なら大丈夫とのことで安心しました。
もし空気が入ってしまったとして、
４時間ほど経っているのですが、
症状はすぐに現れるのでしょうか？
投稿日時 - 2007-03-16 14:19:40
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ANo.2
himara-hus
空気が入っているとは、どこに入っているのでしょうか？
血管に空気が入ったかどうかはわからないと思いますけど。
管に入っていても途中の空間のところで吸収されます。
投稿日時 - 2007-03-16 14:10:32
お礼
管の中にありました。
途中で吸収されるんですね。。。
しりませんでした。
投稿日時 - 2007-03-16 14:17:18
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http://oshiete.goo.ne.jp/qa/5976802.html
点滴速度１０倍が原因？での、死亡医療事故の報道がありますが、点滴速度が速すぎることで、身体には具体的にどのような悪影響があるのですか？
質問番号：5976802
回答者：kyo-mogu 回答日時：2010/06/18 10:02
入院経験がありますが、点滴速度を速くすると心臓に負担が来ます。若いときだったので自分で少し早くしてみたりしましたが、苦しくなりましたよ。でも戻しました。
薬の種類などでもゆっくりとしか入れられない物などあると説明を受けましたよ。
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E7%82%B9%E6%BB%B4%E9%9D%99%E8%84%88%E6%B3%A8%E5%B0%84
点滴静脈注射（てんてきじょうみゃくちゅうしゃ、intravenous drip, DIV, IVD）とは、ボトルやバッグに入れて吊した薬剤を、静脈内に留置した注射針から少量ずつ（一滴ずつ）投与する方法で、経静脈投与（静脈注射、静注と略すことがある）の一種である。単に点滴とも称される。また、そのための医療機器である点滴装置も「点滴」と呼ばれることがある。輸液も参照のこと。
目次 [非表示]
1 目的
2 手技
2.1 点滴装置
2.2 注射針・カテーテル
3 静脈路
3.1 末梢静脈路
3.2 中心静脈路
4 合併症
4.1 共通
4.2 末梢静脈路
4.3 中心静脈路
5 参考文献
6 関連項目
7 外部リンク
目的 [編集]
輸液・輸血を行う。
容量がおおよそ50 mLを超える注射製剤は点滴静注で投与される。
緩やかに、徐々に薬剤を投与する。
時間をかけてゆっくり投与することで、血中薬剤濃度の急激な上昇を抑え、副作用を回避する。一部の薬剤では致死的な不整脈（塩化カリウムなどで起きる）やアナフィラキシー・ショックを起こすことがあり、必ず点滴静注を行わなければならない。
持続的に薬剤を投与する。
持続的に薬剤を投与することで、薬理作用を保った血中濃度を維持することができる。
手技 [編集]
点滴装置 [編集]
点滴装置は、ガラス瓶或いは合成樹脂製バッグに無菌的に充填された薬液と、患者の静脈に刺入される注射針が、「点滴ライン」或いは「点滴セット」と称される専用のチューブで繋がれたものより成る（組み立てる順番は後述する）。静脈であっても相応の血圧が存在するので、圧力をかけるため薬液は高い位置に吊す必要がある。点滴ラインの途中には「チャンバー」と呼ばれる太くなった箇所があり、ここに薬液が滴下される（「点滴」という呼称はここから来ている）。これにより薬液中の微小な気泡が除去されると共に時間当たりの注入量（＝注入速度）を測ることができる。注入速度は「ローラークレンメ」というころ状の部品でチューブを圧迫し、狭窄させることによって調節するが、正確な管理が要求される場合は輸液ポンプが用いられる。点滴ではないが、微量の薬剤を持続的に投与する方法としては注射器をすこしずつ押すシリンジポンプも用いられる。急速に薬剤を注入するときは、加圧バッグで薬液を圧迫する方法もとられる(野外での応急手当のような設備が存在しない環境の場合、手で押すこともある)。
注射針・カテーテル [編集]
翼状針
一時的かつ短時間の点滴静注には翼状針（翼付静脈針）が用いられる。注射針の両脇に体表に固定しやすくするための翼（ポリ塩化ビニル製）が付いている。容器・点滴ライン・翼状針を全て組み立てて中に薬液を通してから針を刺す。
留置針
持続的に点滴静注を行う場合には、留置針（金属製の注射針にテフロンないしポリウレタン製の柔らかい外筒を付けたもので、血管に刺入後に金属の針を抜くと外筒のみが留置される）を用い、これを留置した後で容器＋点滴ラインを接続する。点滴静注終了後に留置針を残す場合は、閉塞を防ぐためにヘパリン（抗凝固薬）希釈液で点滴ルートを満たすヘパリンロックが行われている。また、ヘパリンの代わりに生理食塩液で満たす生食ロックも汎用されている。
中心静脈カテーテル
中心静脈から点滴静注を行う場合は、専用のカテーテルを留置する。中心静脈カテーテルは長さ30 - 70 cm程度の細い管で、静脈内に持続的に留置するため表面がコーティングされている。複数の内腔をもつカテーテルもあり（ダブルルーメンカテーテルなど）、混注不可能な薬剤を同時に投与するために用いられる。また皮下埋込式リザーバを用いるとカテーテル一式を完全に体内に埋め込むことが可能で、外来化学療法などに利用されている。
静脈路 [編集]
留置針やカテーテルによって確保された静脈内への薬剤投与経路を、静脈路（静脈ルート）という。静脈路は即効性を期待する投与経路として重要だが、血圧の急に下がるような緊急時にはむしろ確保が難しくなる（末梢の静脈が虚脱するため）。そのため、ルートが血栓で閉塞しないことだけを目的に少量の輸液を持続して行ったり、ヘパリンロックを行う場合もある。
末梢静脈路 [編集]
腕や脚などの皮下を走る静脈に留置するルート。手軽に確保できるため頻用されるが、浸透圧の高い輸液を行うと血管炎を起こしてしまうため、高カロリー輸液には適さない（末梢静脈路から投与できるブドウ糖液の濃度は、高浸透圧による血管障害のため10%程度が上限とされている）。末梢静脈から行う栄養はPPN(Peripheral Parenteral Nutrition)と呼ばれる。
中心静脈路 [編集]
上大静脈または下大静脈に留置するルート。これらは体内で最も太く血液量が多い静脈であり、中心静脈 (central vein; CV) と称される。高濃度の薬剤を投与することが可能であり、また血管外への逸脱を起こしにくく確実性の高い投与経路である。その特長を生かして高カロリー輸液 (TPN:Total Parenteral Nutrition) や、血管炎をきたし易い薬剤（一部の抗がん剤など）の投与に用いられる。またカテーテルを通して中心静脈の血圧（中心静脈圧）を測定することが可能であり、体液量の増減やうっ血性心不全の程度を把握するのに役立つ。
中心静脈カテーテルは大腿静脈、内頚静脈、鎖骨下静脈などから挿入し、中心静脈に留置される。手技はやや煩雑で、合併症の危険を伴う（後述）。また、中心静脈ルートが細菌等に感染した場合、致死的な敗血症の原因となることがある。正中静脈から挿入するキット(PICC; Peripherally inserted central catheter)も存在する。
合併症 [編集]
共通 [編集]
カテーテル感染
共通して抱えているのが感染である。薬剤の調製や注入の際に混入した病原体が、プラスティックのルートに付着し繁殖する。末梢静脈では静脈炎が、中心静脈ではカテーテル熱と呼ばれる断続的な高熱が出現する。感染が疑われる場合には速やかにカテーテルを抜去する。ヘパリンロックに使う希釈液を病棟でまとめて調製し、使用都度ごとに注射器に取る使用法において、希釈液の汚染によりカテーテル感染が起こるとの報告がある。
末梢静脈路 [編集]
静脈炎
末梢静脈では高浸透圧の濃い輸液などで血管痛が生じ、ひいては血管炎に至る。
血管外漏出
血管への穿刺が不確実な場合や血管壁が脆弱な場合、薬液が血管外に漏れるいわゆる「点滴漏れ」が起こる。穿刺部周囲に浮腫を生じ、痛みを伴う。組織障害性の強い造影剤や化学療法剤が漏出した場合は壊死を起こす事もある。
中心静脈路 [編集]
誤穿刺
カテーテルを挿入する際に体腔に誤穿刺する。鎖骨下静脈の穿刺では気胸を生じることがある。誤挿入したまま薬液を注入して、胸腔や腹腔・後腹膜腔に薬液貯留をきたす事もある。動脈を誤穿刺したあと血腫を生じ気管や食道を圧迫して呼吸困難になることもある。通常は入れないが右房までカテーテルを挿入しカテ先が貫いて心タンポナーデになったり、洞結節などを刺激して不整脈を生じる事もある。どんなに上手な人がやっても一定の確率で合併症は起こり得る。
カテーテル切断
カテーテルを引き千切った場合、カテーテルが心臓やその他の血管内に閉塞してしまう事があり、手術や血管内治療で取り出す必要がある。中心静脈圧は正常で10 cm水柱圧あるので、またサイフォンの原理もあり、カテーテルの切断部から失血する事故も報告されている。
点滴に空気
祖父が現在入院しており、点滴を右手からしているのですが、
空気が入っていました。
びっくりして看護師さんを呼んだのですが、
少しなら大丈夫ですよといわれました。
実際のところ、どれくらい入ったら危険なのでしょうか？
点滴の線すべて空気だったとしたら、どうなんでしょうか？
症状はすぐに現れるのでしょうか？？
今回は祖父だったのですが、子どもも時々点滴をしてもらいます。
子どもと大人では、危険な量も違いますか？？
投稿日時 - 2007-03-16 13:54:02
＞実際のところ、どれくらい入ったら危険なのでしょうか？
皆さんがおっしゃる通り成人の場合は数百mlでしょうね。詳しい事は判りません。ただし、子供の場合はもっと少なくなります。静脈血は右心房を通り右心室、肺動脈、肺毛細血管、肺静脈、左心房、左心室、大動脈(全身）へと流れます。従って静脈に入った空気は殆どが肺毛細血管でとらえられ左心系には流れません。とらえられた空気はいずれ血液に溶けます。しかし、大量の空気が入ると、空気が肺動脈につまり、左心系へ有効な血液が流れません。また、右心系へかなりの負担がかかりますので心不全、場合によっては心停止がおきます。また、有効な血液が肺へ流れませんので呼吸不全が生じます。
＞点滴の線すべて空気だったとしたら、どうなんでしょうか？
点滴を作る時は点滴の線をボトルにさして点滴を流して線の中の空気を抜きます。仮にこの作業を忘れていたとして通常の点滴のセットであれば数mlですのさほど問題ないでしょう。もちろん線の長さと半径に依存しますが。
＞症状はすぐに現れるのでしょうか？？
状況によって違ってきます。空気は当然血液より軽いですので、座っているか寝ているかでも違ってきます。仮に大量の空気が入った場合は数秒から数分くらいで症状が出るのではないでしょうか。
右心房と左心房を仕切る壁（心房中隔）や左心室と右心室を仕切る壁（心室中隔）に生まれながらに穴が開いている子が居ます。こういった場合静脈に入った空気がその穴を通って左心系へ入り大動脈から全身に送られ易くなりますので注意が必要です。脳に空気が詰まれば脳梗塞になります。
点滴中の少量の空気が入る事はよくあります。しかしあまり気持ちのいいもではありません。もし、手から点滴中に空気が流れて来ているのを発見されたら、針が入っている手を点滴ボトルと同じ高さまで挙げると点滴の流れは止まります。
投稿日時 - 2007-03-17 09:13:16
私も以前、点滴を受けていたときに管に空気が入っていたので看護師に
「これは体に入っても大丈夫なんですか？」
とたずねたところ、
「空気は普通は下までは行きませんから」
と、答えられたことがあります。
そして、「ホラ」と言いながら管をツンツンと突くと、空気は上のほうに上がっていきました。
血管まではいかないと思います。
投稿日時 - 2007-03-16 14:30:55
もちろん血管に空気が入れば死ぬこともありますが少量では殆ど影響ありません。
じゃぁどのくらいの量が危険か？ですが死ぬと分かっている実験を行うことは出来ませんので分からないと言うのが現状のようです。200CCぐらいなら危ないとか・・・
投稿日時 - 2007-03-16 14:16:33
お礼
少量なら大丈夫とのことで安心しました。
もし空気が入ってしまったとして、
４時間ほど経っているのですが、
症状はすぐに現れるのでしょうか？
投稿日時 - 2007-03-16 14:19:40
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ANo.2
himara-hus
空気が入っているとは、どこに入っているのでしょうか？
血管に空気が入ったかどうかはわからないと思いますけど。
管に入っていても途中の空間のところで吸収されます。
投稿日時 - 2007-03-16 14:10:32
お礼
管の中にありました。
途中で吸収されるんですね。。。
しりませんでした。
投稿日時 - 2007-03-16 14:17:18
回答を評価する （1）
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http://oshiete.goo.ne.jp/qa/5976802.html
点滴速度１０倍が原因？での、死亡医療事故の報道がありますが、点滴速度が速すぎることで、身体には具体的にどのような悪影響があるのですか？
質問番号：5976802
回答者：kyo-mogu 回答日時：2010/06/18 10:02
入院経験がありますが、点滴速度を速くすると心臓に負担が来ます。若いときだったので自分で少し早くしてみたりしましたが、苦しくなりましたよ。でも戻しました。
薬の種類などでもゆっくりとしか入れられない物などあると説明を受けましたよ。
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E7%82%B9%E6%BB%B4%E9%9D%99%E8%84%88%E6%B3%A8%E5%B0%84
点滴静脈注射（てんてきじょうみゃくちゅうしゃ、intravenous drip, DIV, IVD）とは、ボトルやバッグに入れて吊した薬剤を、静脈内に留置した注射針から少量ずつ（一滴ずつ）投与する方法で、経静脈投与（静脈注射、静注と略すことがある）の一種である。単に点滴とも称される。また、そのための医療機器である点滴装置も「点滴」と呼ばれることがある。輸液も参照のこと。
目次 [非表示]
1 目的
2 手技
2.1 点滴装置
2.2 注射針・カテーテル
3 静脈路
3.1 末梢静脈路
3.2 中心静脈路
4 合併症
4.1 共通
4.2 末梢静脈路
4.3 中心静脈路
5 参考文献
6 関連項目
7 外部リンク
目的 [編集]
輸液・輸血を行う。
容量がおおよそ50 mLを超える注射製剤は点滴静注で投与される。
緩やかに、徐々に薬剤を投与する。
時間をかけてゆっくり投与することで、血中薬剤濃度の急激な上昇を抑え、副作用を回避する。一部の薬剤では致死的な不整脈（塩化カリウムなどで起きる）やアナフィラキシー・ショックを起こすことがあり、必ず点滴静注を行わなければならない。
持続的に薬剤を投与する。
持続的に薬剤を投与することで、薬理作用を保った血中濃度を維持することができる。
手技 [編集]
点滴装置 [編集]
点滴装置は、ガラス瓶或いは合成樹脂製バッグに無菌的に充填された薬液と、患者の静脈に刺入される注射針が、「点滴ライン」或いは「点滴セット」と称される専用のチューブで繋がれたものより成る（組み立てる順番は後述する）。静脈であっても相応の血圧が存在するので、圧力をかけるため薬液は高い位置に吊す必要がある。点滴ラインの途中には「チャンバー」と呼ばれる太くなった箇所があり、ここに薬液が滴下される（「点滴」という呼称はここから来ている）。これにより薬液中の微小な気泡が除去されると共に時間当たりの注入量（＝注入速度）を測ることができる。注入速度は「ローラークレンメ」というころ状の部品でチューブを圧迫し、狭窄させることによって調節するが、正確な管理が要求される場合は輸液ポンプが用いられる。点滴ではないが、微量の薬剤を持続的に投与する方法としては注射器をすこしずつ押すシリンジポンプも用いられる。急速に薬剤を注入するときは、加圧バッグで薬液を圧迫する方法もとられる(野外での応急手当のような設備が存在しない環境の場合、手で押すこともある)。
注射針・カテーテル [編集]
翼状針
一時的かつ短時間の点滴静注には翼状針（翼付静脈針）が用いられる。注射針の両脇に体表に固定しやすくするための翼（ポリ塩化ビニル製）が付いている。容器・点滴ライン・翼状針を全て組み立てて中に薬液を通してから針を刺す。
留置針
持続的に点滴静注を行う場合には、留置針（金属製の注射針にテフロンないしポリウレタン製の柔らかい外筒を付けたもので、血管に刺入後に金属の針を抜くと外筒のみが留置される）を用い、これを留置した後で容器＋点滴ラインを接続する。点滴静注終了後に留置針を残す場合は、閉塞を防ぐためにヘパリン（抗凝固薬）希釈液で点滴ルートを満たすヘパリンロックが行われている。また、ヘパリンの代わりに生理食塩液で満たす生食ロックも汎用されている。
中心静脈カテーテル
中心静脈から点滴静注を行う場合は、専用のカテーテルを留置する。中心静脈カテーテルは長さ30 - 70 cm程度の細い管で、静脈内に持続的に留置するため表面がコーティングされている。複数の内腔をもつカテーテルもあり（ダブルルーメンカテーテルなど）、混注不可能な薬剤を同時に投与するために用いられる。また皮下埋込式リザーバを用いるとカテーテル一式を完全に体内に埋め込むことが可能で、外来化学療法などに利用されている。
静脈路 [編集]
留置針やカテーテルによって確保された静脈内への薬剤投与経路を、静脈路（静脈ルート）という。静脈路は即効性を期待する投与経路として重要だが、血圧の急に下がるような緊急時にはむしろ確保が難しくなる（末梢の静脈が虚脱するため）。そのため、ルートが血栓で閉塞しないことだけを目的に少量の輸液を持続して行ったり、ヘパリンロックを行う場合もある。
末梢静脈路 [編集]
腕や脚などの皮下を走る静脈に留置するルート。手軽に確保できるため頻用されるが、浸透圧の高い輸液を行うと血管炎を起こしてしまうため、高カロリー輸液には適さない（末梢静脈路から投与できるブドウ糖液の濃度は、高浸透圧による血管障害のため10%程度が上限とされている）。末梢静脈から行う栄養はPPN(Peripheral Parenteral Nutrition)と呼ばれる。
中心静脈路 [編集]
上大静脈または下大静脈に留置するルート。これらは体内で最も太く血液量が多い静脈であり、中心静脈 (central vein; CV) と称される。高濃度の薬剤を投与することが可能であり、また血管外への逸脱を起こしにくく確実性の高い投与経路である。その特長を生かして高カロリー輸液 (TPN:Total Parenteral Nutrition) や、血管炎をきたし易い薬剤（一部の抗がん剤など）の投与に用いられる。またカテーテルを通して中心静脈の血圧（中心静脈圧）を測定することが可能であり、体液量の増減やうっ血性心不全の程度を把握するのに役立つ。
中心静脈カテーテルは大腿静脈、内頚静脈、鎖骨下静脈などから挿入し、中心静脈に留置される。手技はやや煩雑で、合併症の危険を伴う（後述）。また、中心静脈ルートが細菌等に感染した場合、致死的な敗血症の原因となることがある。正中静脈から挿入するキット(PICC; Peripherally inserted central catheter)も存在する。
合併症 [編集]
共通 [編集]
カテーテル感染
共通して抱えているのが感染である。薬剤の調製や注入の際に混入した病原体が、プラスティックのルートに付着し繁殖する。末梢静脈では静脈炎が、中心静脈ではカテーテル熱と呼ばれる断続的な高熱が出現する。感染が疑われる場合には速やかにカテーテルを抜去する。ヘパリンロックに使う希釈液を病棟でまとめて調製し、使用都度ごとに注射器に取る使用法において、希釈液の汚染によりカテーテル感染が起こるとの報告がある。
末梢静脈路 [編集]
静脈炎
末梢静脈では高浸透圧の濃い輸液などで血管痛が生じ、ひいては血管炎に至る。
血管外漏出
血管への穿刺が不確実な場合や血管壁が脆弱な場合、薬液が血管外に漏れるいわゆる「点滴漏れ」が起こる。穿刺部周囲に浮腫を生じ、痛みを伴う。組織障害性の強い造影剤や化学療法剤が漏出した場合は壊死を起こす事もある。
中心静脈路 [編集]
誤穿刺
カテーテルを挿入する際に体腔に誤穿刺する。鎖骨下静脈の穿刺では気胸を生じることがある。誤挿入したまま薬液を注入して、胸腔や腹腔・後腹膜腔に薬液貯留をきたす事もある。動脈を誤穿刺したあと血腫を生じ気管や食道を圧迫して呼吸困難になることもある。通常は入れないが右房までカテーテルを挿入しカテ先が貫いて心タンポナーデになったり、洞結節などを刺激して不整脈を生じる事もある。どんなに上手な人がやっても一定の確率で合併症は起こり得る。
カテーテル切断
カテーテルを引き千切った場合、カテーテルが心臓やその他の血管内に閉塞してしまう事があり、手術や血管内治療で取り出す必要がある。中心静脈圧は正常で10 cm水柱圧あるので、またサイフォンの原理もあり、カテーテルの切断部から失血する事故も報告されている。
NHKの放送内容最悪。最初の２名のみ質問内容放送、質問内容最悪、再稼動の問題、国民、視聴者の聞きたい内容を質問していない、賛否以前の問題、政治家失格、国民が聴きたいことに対応せず。日本の報道は破壊されている。日本の民主主義の危機。怒りすらかんじる。
１．放送内容、質問者の順番、報道の編集状況などを注意深くみながら放送は見ないといけない
２・悲しい現実、NHKの放送には良いものがあるが、政府の圧力下にあるとしか思えない放送もある。
３、真の公共放送になってほしい。
日本の民主主義の危機
Broadcast
broadcast
音節broad・cast 発音記号/brˈɔːdk`æst｜‐kὰːst/音声を聞く
【動詞】 【他動詞】
(broadcast，broadcast・ed)
1〈…を〉放送[放映]する.
用例
broadcast a concert 演奏会を放送[放映]する.
The President's speech will be broadcast over the major TV networks. 大統領の演説は主要テレビ放送網を通じて放映されるだろう.
That news was broadcast [broadcasted] yesterday evening. そのニュースは昨夕放送された.
2〈種子を〉ばらまく，散布する.
3〈うわさなどを〉ふれまわる，吹聴(ふいちよう)する.
【自動詞】
放送[放映]する.
【名詞】【可算名詞】
1(テレビ・ラジオの)放送，放映; 放送[放映]番組.
用例
a broadcast of a baseball game 野球の放送.
2(種子の)散布.
【形容詞】【限定用法の形容詞】
1放送[放映]の，放送された[される].
2〈種子など〉ばらまきの，散布した.
3〈うわさなど〉一般に広まった.
【副詞】
ばらまいて，広く.
用例
scatter [sow] broadcast (種子などを)散布する[ばらまく].
［BROAD 【副詞】+CAST (過去分詞)］
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研究社 英和コンピューター用語辞典
broadcast
―【動詞】
放送する.
―【名詞】
放送.
broadcasting 【名詞】 放送.
about
a nuclear power plant.
destroyed.
The crisis
democracy
Japan.
I get angry
decomposition
崩壊，化学分解，溶解，分解作用，化学的風化，腐敗，分解，解体，変質
a broadcast community
http://yaplog.jp/erikofujimoto/archive/972
より
Whether a nuclear power plant is necessory or not is a matter of grave concern.
It seems that the government is promoting Ooi nuclear power plant to start again as soon as possible.
It's prospected there might be electricity shortage this summer.
In addition,being forced to reduce the use of electricity, some companies might decrease gains.
It's said the worst thing is that a restriction on the use of electricity causes economic stangnation.
But,I'm sure that the government should put forward how much electric power is short of to the nation actually.
And shoud hold a referendum to ask us whether anuclear power plant is necessory or not.
It is meaningless a nuclear power plant will be started again blindly.
What do you think about this probldm as the nation?
原発は必要か否か。
今、非常に大きな問題となっています。
政府は大飯原発の再稼働をなるべく早く進めようとしている様です。
夏に電力不足が予想されることと、それに加え、電力の制限によって収益の低下が見られる企業もあるのかもしれません。
最悪の事態は電力の制限によって日本の経済が停滞することだと言われています。
しかし、実際にどれくらいの電力が不足しているのかということをきちんと国民に提示すべきではないでしょうか。
そして、原発の可否を投票などできちんと国民に問うべきではないでしょうか。
やみくもに原発を再稼働させても意味がないと思うのです。
みなさんはどう思いますか？
http://www.bpo.gr.jp/bpo/
BPOについて
概要
放送倫理・番組向上機構(BPO)は、放送事業の公共性と社会的影響の重大性を踏まえて、正確な放送と放送倫理の高揚に寄与することを目的とした非営利・非政府の団体です。言論・表現の自由を確保しつつ、視聴者の基本的人権を擁護するため、放送への苦情や放送倫理上の問題に対し、独立した第三者の立場から対応しています。
この目的を達成するためにBPOには、いずれも第三者（放送事業者の役職員以外）によって構成される３つの委員会があります。放送番組向上のための審議と虚偽放送についての検証を行う「放送倫理検証委員会」、放送による人権侵害を救済するための「放送と人権等権利に関する委員会」(放送人権委員会)、青少年が視聴する番組の向上に向けた意見交換や調査研究を行う「放送と青少年に関する委員会」(青少年委員会)の３つです。
BPOの構成員である各放送局は、BPOの委員会から放送倫理上の問題が指摘された場合、具体的な改善策を含めた取組状況を一定期間内に委員会に報告し、BPOはその報告等を公表します。
BPOは、日本民間放送連盟（民放連）および日本放送協会（NHK）によって設置されましたが、第三者性を担保するために、各委員会委員の人選を第三者で構成する評議員会が行っています。また、理事会メンバー10名のうち、理事長および理事3名が第三者から選任されています。機構の運営を維持するために、NHK、民放連、民放各社が会費を毎年拠出しています。
For Accurate Broadcasting and Higher Broadcasting Ethics
During my nine-year term as a member of the Broadcast and Human Rights / Other Related Rights Committee, I learned that viewers and listeners placed very high expectations on broadcasting. In July 2003, the Broadcasting Ethics & Program Improvement Organization (BPO) was created by integrating the Broadcast Committee for Quality Programming, BRC and the Broadcast Committee for Youth Programming. The Broadcast Committee for Quality Programming was voluntarily dissolved in May 2007 in order to make way for the Committee for the Investigation of Broadcasting Ethics, which, in addition to the previous roles, conducts investigation and deliberation on falsified broadcasting.
I believe that the most important role to be played by BPO today is meeting the huge expectations of viewers and listeners. To achieve this, BPO must express its fair and proper opinions, formed from an independent standpoint, on misleading impressions created by falsified broadcasting on viewers and listeners, on human rights infringements and on complaints and doubts of viewers and listeners concerning effects of broadcasting on the youth and must communicate them to broadcasting stations. Respect for freedom of speech and expres sion is, of course, guaranteed in our Constitution. However, if there is no support or awareness of the viewers and listeners, then this freedom is not being realized.
As a third-party organization in the broadcasting industry, we at BPO are committed to fulfilling our responsibilities with honor.
Hiroshi Akuto
the chairperson of board of directors
http://www.wrijneveld.nl/Boekenplank/BoekenVanAanhangersVanDeNieuweWereldOrde/1975-TC-The-Crisis-of-Democracy.pdf
☆国会事故調 再稼働対応に批判相次ぐ
「米軍基地」映画、沖縄に注目の理由
好調な経済成長を続けるインド、46％の子どもが栄養失調の理由
中国金利を下げる
約１０年後に異常気象？太陽の“異変”観測
１．放送内容、質問者の順番、報道の編集状況などを注意深くみながら放送は見ないといけない
２・悲しい現実、NHKの放送には良いものがあるが、政府の圧力下にあるとしか思えない放送もある。
３、真の公共放送になってほしい。
日本の民主主義の危機
Broadcast
broadcast
音節broad・cast 発音記号/brˈɔːdk`æst｜‐kὰːst/音声を聞く
【動詞】 【他動詞】
(broadcast，broadcast・ed)
1〈…を〉放送[放映]する.
用例
broadcast a concert 演奏会を放送[放映]する.
The President's speech will be broadcast over the major TV networks. 大統領の演説は主要テレビ放送網を通じて放映されるだろう.
That news was broadcast [broadcasted] yesterday evening. そのニュースは昨夕放送された.
2〈種子を〉ばらまく，散布する.
3〈うわさなどを〉ふれまわる，吹聴(ふいちよう)する.
【自動詞】
放送[放映]する.
【名詞】【可算名詞】
1(テレビ・ラジオの)放送，放映; 放送[放映]番組.
用例
a broadcast of a baseball game 野球の放送.
2(種子の)散布.
【形容詞】【限定用法の形容詞】
1放送[放映]の，放送された[される].
2〈種子など〉ばらまきの，散布した.
3〈うわさなど〉一般に広まった.
【副詞】
ばらまいて，広く.
用例
scatter [sow] broadcast (種子などを)散布する[ばらまく].
［BROAD 【副詞】+CAST (過去分詞)］
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研究社 英和コンピューター用語辞典
broadcast
―【動詞】
放送する.
―【名詞】
放送.
broadcasting 【名詞】 放送.
about
a nuclear power plant.
destroyed.
The crisis
democracy
Japan.
I get angry
decomposition
崩壊，化学分解，溶解，分解作用，化学的風化，腐敗，分解，解体，変質
a broadcast community
http://yaplog.jp/erikofujimoto/archive/972
より
Whether a nuclear power plant is necessory or not is a matter of grave concern.
It seems that the government is promoting Ooi nuclear power plant to start again as soon as possible.
It's prospected there might be electricity shortage this summer.
In addition,being forced to reduce the use of electricity, some companies might decrease gains.
It's said the worst thing is that a restriction on the use of electricity causes economic stangnation.
But,I'm sure that the government should put forward how much electric power is short of to the nation actually.
And shoud hold a referendum to ask us whether anuclear power plant is necessory or not.
It is meaningless a nuclear power plant will be started again blindly.
What do you think about this probldm as the nation?
原発は必要か否か。
今、非常に大きな問題となっています。
政府は大飯原発の再稼働をなるべく早く進めようとしている様です。
夏に電力不足が予想されることと、それに加え、電力の制限によって収益の低下が見られる企業もあるのかもしれません。
最悪の事態は電力の制限によって日本の経済が停滞することだと言われています。
しかし、実際にどれくらいの電力が不足しているのかということをきちんと国民に提示すべきではないでしょうか。
そして、原発の可否を投票などできちんと国民に問うべきではないでしょうか。
やみくもに原発を再稼働させても意味がないと思うのです。
みなさんはどう思いますか？
http://www.bpo.gr.jp/bpo/
BPOについて
概要
放送倫理・番組向上機構(BPO)は、放送事業の公共性と社会的影響の重大性を踏まえて、正確な放送と放送倫理の高揚に寄与することを目的とした非営利・非政府の団体です。言論・表現の自由を確保しつつ、視聴者の基本的人権を擁護するため、放送への苦情や放送倫理上の問題に対し、独立した第三者の立場から対応しています。
この目的を達成するためにBPOには、いずれも第三者（放送事業者の役職員以外）によって構成される３つの委員会があります。放送番組向上のための審議と虚偽放送についての検証を行う「放送倫理検証委員会」、放送による人権侵害を救済するための「放送と人権等権利に関する委員会」(放送人権委員会)、青少年が視聴する番組の向上に向けた意見交換や調査研究を行う「放送と青少年に関する委員会」(青少年委員会)の３つです。
BPOの構成員である各放送局は、BPOの委員会から放送倫理上の問題が指摘された場合、具体的な改善策を含めた取組状況を一定期間内に委員会に報告し、BPOはその報告等を公表します。
BPOは、日本民間放送連盟（民放連）および日本放送協会（NHK）によって設置されましたが、第三者性を担保するために、各委員会委員の人選を第三者で構成する評議員会が行っています。また、理事会メンバー10名のうち、理事長および理事3名が第三者から選任されています。機構の運営を維持するために、NHK、民放連、民放各社が会費を毎年拠出しています。
For Accurate Broadcasting and Higher Broadcasting Ethics
During my nine-year term as a member of the Broadcast and Human Rights / Other Related Rights Committee, I learned that viewers and listeners placed very high expectations on broadcasting. In July 2003, the Broadcasting Ethics & Program Improvement Organization (BPO) was created by integrating the Broadcast Committee for Quality Programming, BRC and the Broadcast Committee for Youth Programming. The Broadcast Committee for Quality Programming was voluntarily dissolved in May 2007 in order to make way for the Committee for the Investigation of Broadcasting Ethics, which, in addition to the previous roles, conducts investigation and deliberation on falsified broadcasting.
I believe that the most important role to be played by BPO today is meeting the huge expectations of viewers and listeners. To achieve this, BPO must express its fair and proper opinions, formed from an independent standpoint, on misleading impressions created by falsified broadcasting on viewers and listeners, on human rights infringements and on complaints and doubts of viewers and listeners concerning effects of broadcasting on the youth and must communicate them to broadcasting stations. Respect for freedom of speech and expres sion is, of course, guaranteed in our Constitution. However, if there is no support or awareness of the viewers and listeners, then this freedom is not being realized.
As a third-party organization in the broadcasting industry, we at BPO are committed to fulfilling our responsibilities with honor.
Hiroshi Akuto
the chairperson of board of directors
http://www.wrijneveld.nl/Boekenplank/BoekenVanAanhangersVanDeNieuweWereldOrde/1975-TC-The-Crisis-of-Democracy.pdf
☆国会事故調 再稼働対応に批判相次ぐ
「米軍基地」映画、沖縄に注目の理由
好調な経済成長を続けるインド、46％の子どもが栄養失調の理由
中国金利を下げる
約１０年後に異常気象？太陽の“異変”観測
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #1/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #2/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #3/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #4/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #5/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #6/6
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E5%86%85%E6%94%BF%E4%B8%8D%E5%B9%B2%E6%B8%89%E3%81%AE%E5%8E%9F%E5%89%87
内政不干渉の原則
内政不干渉の原則（ないせいふかんしょうのげんそく）とは、国家は国際法に反しない限り、一定の事項について自由に処理することができる権利をもち、逆に他国はその事項に関して干渉してはならない義務があるという、国家主権から導出される原則をさす。そしてこういった、国家が自由に処理できる事項のことを国内管轄事項または国内問題という。
内政干渉が議論となる例
内政不干渉の原則は歴史的に流動的に確立されてきた、国際関係における国権のありようについての主張の一つであり、国際連合における基本3原則の一つ（内政不干渉、戦争の違法化、集団安全保障）であるが、利害衝突する関係国の間で議論されることがある。
国連決議によらない経済規制、とくにアメリカ覇権主義における経済制裁として議論されたものとしては、1996年のキューバ解放と民主連帯法（通称「ヘルムズ・バートン法」。アメリカによる対キューバ経済封鎖の法律。第三国との通商にも罰則が適用される。）がある。
ほか、ユーゴスラビア紛争、ソマリア内戦、ルワンダ内戦など20世紀後半の民族紛争における人道的介入について議論される。
歴史的な事件がしばしば内政不干渉の原則から論じられることがあるが、今日の観点から安直に混同したものも多く、当時の国際法体系において違法性が指摘されているわけではない。たとえば、ハワイ王国のアメリカへの干渉および併合や、シッキム王国などに関して。
精神的支援は内政干渉には相当しない。外国政府や政党、市民団体からの自国文化や法体系などへの干渉的発言について、慣用的に「内政干渉」なる用語を用いられることがある。例えば、中国政府は、 チベット問題やウイグルなどにおける独立運動や、国内の劉暁波らの言論の自由を求める中国民主化運動への弾圧に対する国際社会での批判について、内政干渉であるとして抗弁することが多い。しかし、こうした使用法は国際法上に明確な根拠があるものではない。
http://law.e-gov.go.jp/htmldata/S47/S47HO105.html
石油パイプライン事業法
（昭和四十七年六月二十六日法律第百五号）
最終改正：平成一五年七月一八日法律第一二四号
第一章 総則（第一条・第二条）
第二章 基本計画（第三条・第四条）
第三章 事業の許可（第五条―第十四条）
第四章 工事の計画及び検査（第十五条―第十九条）
第五章 業務の監督（第二十条―第二十三条）
第六章 保安（第二十四条―第三十一条）
第七章 雑則（第三十二条―第四十一条の二）
第八章 罰則（第四十二条―第四十九条）
附則
第一章 総則
（目的）
第一条 この法律は、石油パイプラインの設置及び石油パイプライン事業の運営を適正ならしめ、並びにその事業の用に供する施設についての保安に関し必要な規制を行なうことにより、合理的かつ安全な石油の輸送の実現を図るとともに公共の安全を確保し、もつて石油の安定的かつ低廉な供給の確保に寄与することを目的とする。
（定義）
第二条 この法律において「石油」とは、原油、揮発油、灯油、軽油その他の政令で定める炭化水素油をいう。
２ この法律において「石油パイプライン」とは、石油輸送（導管及びその他の工作物による石油の輸送をいう。以下同じ。）を行なう施設の総体（港湾法 （昭和二十五年法律第二百十八号）に規定する港湾区域及び臨港地区内に設置される石油荷役施設及び船舶給油施設、飛行場内に設置される航空機給油施設その他の政令で定める施設であるものを除く。）をいう。
３ この法律において「石油パイプライン事業」とは、一般の需要に応じ、石油パイプラインに属する導管を使用して石油輸送を行なう事業をいう。
原子力規制庁が機能するための条件とは
a.wikipedia.org/wiki/原子力規制庁
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E9%96%A2%E8%A5%BF%E5%BA%83%E5%9F%9F%E9%80%A3%E5%90%88
関西広域連合
Union of Kansai Governments
国 日本
構成自治体 滋賀県
京都府
大阪府
兵庫県
和歌山県
徳島県
鳥取県
大阪市
堺市
設立日 2010年（平成22年）12月1日
面積 31,054km²
人口 20,889,000人（平成17年）
GDP（名目） 82兆2140億円（平成19年度）
広域連合長 井戸敏三（兵庫県知事）
副広域連合長 仁坂吉伸（和歌山県知事）
本部事務局
所在地 〒530-0005
大阪市北区中之島五丁目3番51号大阪府立国際会議場11階
取り扱う事務 7分野
・広域防災
・広域観光・文化振興
・広域産業振興
・広域医療
・広域環境保全
・資格試験・免許等
・広域職員研修
外部リンク 関西広域連合
http://www.definitions.net/
People
George Washington
Margaret Thatcher
Bill Clinton
Christopher Columbus
Moses Maimonides
Mike Tyson
Winston Churchill
Robert de Niro
Bill Gates
Thomas Alva Edison
Places
Manhattan
Lake Tahoe
Russia
Israel
China
Antarctica
Middle East
Canada
Paris
Grand Canyon
Nature
Fire Ant
Tsunami
English Bulldog
Pirana
Dinosaur
African Elephant
Sequoia Gigantea
Blue Whale
Rain Forest
Toad
Technology
Artificial Intelligence
Laptop
Solar Energy
Laser
Linux
Blog
Database
Wi-Fi
Infrared
Nanotechnology
History
American Civil War
French Revolution
Vietnam War
Sept. 11
Great Depression
Exodus
World War I
Roman Empire
Sparta
Russian Revolution
Miscellaneous
Stock Exchange
Intuition
Emancipation
Polynomial
Sukkoth
Thesaurus
Nicotine
Camarilla
Googolplex
Terminology
ジョージ·ワシントン
マーガレット·サッチャー
ビル·クリントン
クリストファー·コロンブス
モーゼスマイモニデス
マイク·タイソン
ウィンストン·チャーチル
ロバート·デ·ニーロ
ビル·ゲイツ
トーマス·アルバ·エジソン
場所
マンハッタン
タホ湖
ロシア
イスラエル
中国
南極
中東
カナダ
パリ
グランドキャニオン
自然
火蟻
津波
イングリッシュブルドッグ
Pirana
恐竜
アフリカゾウ
セコイアGIGANTEA
シロナガスクジラ
雨の森
ヒキガエル
技術
人工知能
ノートパソコン
太陽エネルギー
レーザー
Linuxの
ブログ
データベース
Wi-Fiの
赤外線
ナノテクノロジー
歴史
アメリカ南北戦争
フランス革命
ベトナム戦争
9月11日
世界大恐慌
出エジプト記
第一次世界大戦
ローマ帝国
スパルタ
ロシア革命
雑多
証券取引所
直感
解放
多項式
Sukkoth
シソーラス
ニコチン
カマリリャ
Googolplex
用語
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #2/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #3/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #4/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #5/6
愛川欽也 パックインニュース 2012/6/2 kinkin.tv #6/6
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E5%86%85%E6%94%BF%E4%B8%8D%E5%B9%B2%E6%B8%89%E3%81%AE%E5%8E%9F%E5%89%87
内政不干渉の原則
内政不干渉の原則（ないせいふかんしょうのげんそく）とは、国家は国際法に反しない限り、一定の事項について自由に処理することができる権利をもち、逆に他国はその事項に関して干渉してはならない義務があるという、国家主権から導出される原則をさす。そしてこういった、国家が自由に処理できる事項のことを国内管轄事項または国内問題という。
内政干渉が議論となる例
内政不干渉の原則は歴史的に流動的に確立されてきた、国際関係における国権のありようについての主張の一つであり、国際連合における基本3原則の一つ（内政不干渉、戦争の違法化、集団安全保障）であるが、利害衝突する関係国の間で議論されることがある。
国連決議によらない経済規制、とくにアメリカ覇権主義における経済制裁として議論されたものとしては、1996年のキューバ解放と民主連帯法（通称「ヘルムズ・バートン法」。アメリカによる対キューバ経済封鎖の法律。第三国との通商にも罰則が適用される。）がある。
ほか、ユーゴスラビア紛争、ソマリア内戦、ルワンダ内戦など20世紀後半の民族紛争における人道的介入について議論される。
歴史的な事件がしばしば内政不干渉の原則から論じられることがあるが、今日の観点から安直に混同したものも多く、当時の国際法体系において違法性が指摘されているわけではない。たとえば、ハワイ王国のアメリカへの干渉および併合や、シッキム王国などに関して。
精神的支援は内政干渉には相当しない。外国政府や政党、市民団体からの自国文化や法体系などへの干渉的発言について、慣用的に「内政干渉」なる用語を用いられることがある。例えば、中国政府は、 チベット問題やウイグルなどにおける独立運動や、国内の劉暁波らの言論の自由を求める中国民主化運動への弾圧に対する国際社会での批判について、内政干渉であるとして抗弁することが多い。しかし、こうした使用法は国際法上に明確な根拠があるものではない。
http://law.e-gov.go.jp/htmldata/S47/S47HO105.html
石油パイプライン事業法
（昭和四十七年六月二十六日法律第百五号）
最終改正：平成一五年七月一八日法律第一二四号
第一章 総則（第一条・第二条）
第二章 基本計画（第三条・第四条）
第三章 事業の許可（第五条―第十四条）
第四章 工事の計画及び検査（第十五条―第十九条）
第五章 業務の監督（第二十条―第二十三条）
第六章 保安（第二十四条―第三十一条）
第七章 雑則（第三十二条―第四十一条の二）
第八章 罰則（第四十二条―第四十九条）
附則
第一章 総則
（目的）
第一条 この法律は、石油パイプラインの設置及び石油パイプライン事業の運営を適正ならしめ、並びにその事業の用に供する施設についての保安に関し必要な規制を行なうことにより、合理的かつ安全な石油の輸送の実現を図るとともに公共の安全を確保し、もつて石油の安定的かつ低廉な供給の確保に寄与することを目的とする。
（定義）
第二条 この法律において「石油」とは、原油、揮発油、灯油、軽油その他の政令で定める炭化水素油をいう。
２ この法律において「石油パイプライン」とは、石油輸送（導管及びその他の工作物による石油の輸送をいう。以下同じ。）を行なう施設の総体（港湾法 （昭和二十五年法律第二百十八号）に規定する港湾区域及び臨港地区内に設置される石油荷役施設及び船舶給油施設、飛行場内に設置される航空機給油施設その他の政令で定める施設であるものを除く。）をいう。
３ この法律において「石油パイプライン事業」とは、一般の需要に応じ、石油パイプラインに属する導管を使用して石油輸送を行なう事業をいう。
原子力規制庁が機能するための条件とは
a.wikipedia.org/wiki/原子力規制庁
http://ja.wikipedia.org/wiki/%E9%96%A2%E8%A5%BF%E5%BA%83%E5%9F%9F%E9%80%A3%E5%90%88
関西広域連合
Union of Kansai Governments
国 日本
構成自治体 滋賀県
京都府
大阪府
兵庫県
和歌山県
徳島県
鳥取県
大阪市
堺市
設立日 2010年（平成22年）12月1日
面積 31,054km²
人口 20,889,000人（平成17年）
GDP（名目） 82兆2140億円（平成19年度）
広域連合長 井戸敏三（兵庫県知事）
副広域連合長 仁坂吉伸（和歌山県知事）
本部事務局
所在地 〒530-0005
大阪市北区中之島五丁目3番51号大阪府立国際会議場11階
取り扱う事務 7分野
・広域防災
・広域観光・文化振興
・広域産業振興
・広域医療
・広域環境保全
・資格試験・免許等
・広域職員研修
外部リンク 関西広域連合
http://www.definitions.net/
People
George Washington
Margaret Thatcher
Bill Clinton
Christopher Columbus
Moses Maimonides
Mike Tyson
Winston Churchill
Robert de Niro
Bill Gates
Thomas Alva Edison
Places
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China
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Canada
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Pirana
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Wi-Fi
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French Revolution
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Sept. 11
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Roman Empire
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ジョージ·ワシントン
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クリストファー·コロンブス
モーゼスマイモニデス
マイク·タイソン
ウィンストン·チャーチル
ロバート·デ·ニーロ
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マンハッタン
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ロシア
イスラエル
中国
南極
中東
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イングリッシュブルドッグ
Pirana
恐竜
アフリカゾウ
セコイアGIGANTEA
シロナガスクジラ
雨の森
ヒキガエル
技術
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ノートパソコン
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アメリカ南北戦争
フランス革命
ベトナム戦争
9月11日
世界大恐慌
出エジプト記
第一次世界大戦
ローマ帝国
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多項式
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カマリリャ
Googolplex
用語
米国原子力規制委員会
原子炉規制局
WASHINGTON,D.C.20555
1994 年 7 月 25 日
NRC 共通規制文書 94‐03:沸騰水型原子炉の炉心シュラウドの粒界応力腐食割れ（仮訳）
通達先
沸騰水型原子炉(BWR)の運転認可及び建設許可を持つ全ての者、ただし、炉心シュラウド
を持たない Big Rock Point を除く。
目的
米国原子力規制委員会(NRC)は、被通達者に対して、(1) その BWR プラントの炉心シュ
ラウドを、次の定期燃料交換停止よりも遅くない時期に点検し、点検の結果に基づいて適
切な評価・補修を実施すること、並びに(2) 点検が実施されるまでの間、施設の運転継続を
行う場合にはその妥当性に関する安全解析の実施することを要請するために、この共通規
制文書を発行する。
背景
BWR の炉内構造物の粒界型応力腐食割れ(IGSCC)は、NRC のスタッフと産業界の両者に
よって懸念すべき技術的問題であると指摘されてきた。炉心シュラウドは、IGSCC が発生
しやすい炉内構造物のリストに含まれていた。1993 年にいくつかのプラントで円周方向の
ベルトライン部分でひび割れが発見されたことにより、NRC は情報通知文書(IN)93‐79 を
1993 年 9 月 30 日に発行した。いくつかの被通達者は 1994 年春の計画停止の際に炉心シュ
ラウドを点検し、円周方向溶接部に大規模なひび割れを発見した。これらの点検結果は、
NRC のスタッフと産業界に、この問題の重要性を再評価させるところとなった。ひび割れ
が 360°（角度）の範囲に及んでいるため、またそれが過去には大規模なひび割れが発見さ
れていない下部に発生しているため(すなわち、付図の H5)、Dresden-3 号機と Quad Cities
‐1 号機（参考文献 1,2）に対して実施された点検と解析は、特に注目すべきものである。
NRC は、Dresden‐3 号機と Quad Cities‐1 号機の炉心シュラウドの下部に発見されたひ
び割れに関して、1994 年 6 月 7 日に IN-94‐42 を発行し、さらに IN‐94‐42 の補足を
1994 年 7 月 19 日に発行した。また NRC は炉心シュラウドに加えて、BWR 炉内構造物の
ひび割れに対して全般的な懸念を持っており、炉内構造物のひび割れに関する点検の取り
参考２－２－２2
まとめ、評価及び修理方法について被通達者が BWR オーナー・グループ(BWROG)と密接
に協力することを奨励する。
検討
○最近の点検経験の評価
1994 年 4 月 5 日付けの文書(参考文献 3)によって、BWROG は NRC に対して、BWR の
炉心シュラウドの評価に関する総括的な指針を提出した。この指針は、それまでのプラン
ト点検の結果の検討に基づいた点検戦略を含むものであった。この点検戦略は、IGSCC に
対する感受性の順位に基づくもので、上部のシュラウド溶接部(すなわち、H2;H3)の点検に
焦点を当てたものであった。初期の検査としては炉心シュラウド上部に対する強化された
目視点検(ⅤT‐1)及び超音波検査(UT)が推奨された。
しかし、Dresden-3 号機と Quad Cities‐1 号機に対する最近の点検に鑑み、BWROG は
点検指針の適用可能性について再評価を行っている。Dresden‐3 号機と Quad Cities‐1
号機の両方で、H5 の溶接箇所に炉心シュラウドの円周方向に 360°にわたるひび割れが発
見されたが、この位置における大規模なひび割れは、以前には発見されたことがなく、
BWROG の指針によっては予想されないものであった。全ての BWR プラントが、その炉
心シュラウド(H5)の点検を行っているわけではない。また、炉心シュラウドのひび割れ現
象は運転時間とプラント固有の条件に関係しているため、他のプラントにおいてはすでに
発見されたものよりもさらに悪い状況がないことを確認し適切な対策を取るためには、さ
らなる点検が必要である。
○炉心シュラウドひび割れに影響する重要なパラメータ
BWROG は、炉心シュラウドの IGSCC に対する感受性に影響することが知られている重
要なパラメータを以前に検討した（参考文献 3）。これらのパラメータの中には、材料、加
工方法、残留応力、水化学及び中性子照射があるが、これらに限定されない。この幅広い
原因分類の中には、IGSCC の感受性を総合的に正確に予測することを困難とするような各
種の変化要因がある。NRC は、このような原因分類が有用であることは認めているが、ひ
び割れに対する感受性、又はそれが無いことを個々のプラントで確認する必要がある。
○部分貫通ひび割れの重要性
NRC は、炉心シュラウドの部分貫通ひび割れの重要性を評価し、現在までに発見された
最も重大なひび割れ（円周方向に 360°に及ぶもの）に対しても、連邦規制第10 部 50.55a
項(10 CFR50.55a(g))に基づく ASME ボイラー・圧力容器規定で要求される構造上の余裕は
維持され、炉心シュラウドが想定事故状況下でも健全であると結論した。ASME 規定の
Section X1、Subarticle IWB‐2500、category B-N-1 及び B-N-2 は、炉心シュラウドを含3
む原子炉の炉内構造物と炉心支持構造物の試験条件と合格条件を定めている。溶接構造の
炉心支持構造物と炉内構造物付属物の合格基準としては、Paragraph IWB‐3520 が指定さ
れている。
BWROG は、1994 年 7 月 13 日の書簡(参考文献 4)で、安全上重大な炉心シュラウドひび
割れに対する BWR の感受性に関する NRC スタッフの質問への回答を提出した。この回答
の中で、BWROG は、炉心シュラウドを点検したプラントで既に観察されたひび割れの評
価を提出した。最も大規模なひび割れを経験したプラントは、8 年以上にわたって運転され、
最初の 5 サイクル以上の間、中電導度から高電導度の原子炉冷却材を使っていた。BWROG
の評価は、ひび割れに対して最も感受性が高いプラントについても、現在の電導度におい
て少なくとも今後 1 サイクルの運転を行うための構造上の余裕が維持されているというも
のであった。しかし BWROG は、前提条件の不確実性のために、結論としては、ASME 規
定の安全率を満たさないようなひび割れが発生することは可能性が低いが、そのような可
能性を完全に排除することはできないとした。この共通規制文書の目的の一つは、それぞ
れの BWR プラントについてこのような状況が発生する可能性を確認し、適切な措置をとる
ことである。
○360°貫通ひび割れがある場合の想定事故の安全上の重大性
現在までに発見されたものよりも大きなひび割れの重大性を評価するために、NRC は
ASME 規定の安全余裕が明らかに無いような、炉心シュラウドが 360°円周方向に分離し
たことを想定した場合の安全上の意味を評価した。この評価に基づいて、NRC は炉心シュ
ラウドの 360°の貫通ひび割れは、炉心シュラウド上のひび割れのある高さによっては、通
常の運転条件には収まらないと判断した。炉心シュラウドの上部では、分離した炉心シュ
ラウドの炉心の差圧による持ち上がりは、残った炉心シュラウド上部の重量によって押さ
え込まれる。したがって、分離によって発生したギャップを流れるバイパス流は、出力・
流量のミスマッチの信号を発生し、運転中にこの情報は十分に運転員によって発見される。
炉心シュラウドの下部では、その上側の炉心シュラウドの大部分の重量は、炉心シュラウ
ドの持ち上がりを押さえ込むのに十分であり、バイパス流は検出されるほどには大きくな
らない。
最も懸念される事故のシナリオは、主蒸気管の破断、再循環配管の破断及び地震である。
上部の炉心シュラウド溶接部(すなわち、付図の H2 と H3)のひび割れに関係する主な懸念
は、主蒸気管の破断である。なぜならば、それによって発生する炉心シュラウドの分離部
分を持ち上げる力は、上部ガイドを持ち上げ、燃料集合体の横方向の支持と制御棒の動作
に影響を与える可能性があるからである。炉心シュラウドの下部のひび割れに関連する主
要な懸念は、再循環配管の破断である。これは、下部の溶接部(すなわち、付図の H4 と H5)
に対しては、もしも再循環配管の破断の負荷が十分に大きければ、炉心シュラウド横方向
の変位を引き起こすか、又は傾斜させ、制御棒挿入の機能に影響を与えたり、ひび割れが4
広がって炉心シュラウドから配管の破断部を遭って漏洩を引き起こすかもしれないからで
ある。もしもこの漏洩が大きければ、適切な冷却を維持する能力に影響を与え、ホウ酸水
注入系(SLC)を使って原子炉を停止する能力に影響するかもしれない。
NRC は、Dresden‐3 号機と Quad Cities‐1 号機に関して炉心シュラウドの下部で分離
が発生する場合に関する確率論的安全評価を行った。この評価では、炉心シュラウドのひ
び割れが炉心損傷の頻度に与える影響を見積もった。ひどい炉心シュラウドのひび割れが
存在すると仮定した場合、主蒸気管又は再循環配管の大破断は、炉心シュラウドを動かす
のに十分な荷重を発生する。確率論的安全評価では、そのような破断は低い確率であり、
運転中の原子力発電所で発生した事例はない。したがって、360°のほぼ貫通したひび割れ
と配管大破断の同時発生は可能性が少なく、リスクを増大させるとは限らない。さらに、
炉心シュラウドの上部の溶接部については、炉心シュラウドを貫通する損傷は通常の運転
中に検出されるに違いない(例えば、出力・流量のミスマッチ又はノイズの監視により)。最
後に、このような事象の際に炉心シュラウドは最も悪い方向へ動くとは限らず、悪影響を
発生しないで炉心の冷却と原子炉の停止が達成される可能性もある。
以上の評価を考慮して、NRC は炉心シュラウドのひび割れによるリスクの増大に関して
保守的な評価を行い、現時点では高いリスクを発生するものではないと結論した。点検の
ために直ちにプラントを停止することは要求されないが、炉心シュラウドの劣化は、今後
評価を要求される重要な安全問題である。炉心シュラウドは、炉心を貫流する冷却材の流
れの方向を定め、炉心の形状を維持し、想定事故条件の下では再冠水できる体積を確保す
るという重要な機能を持っている。したがって、NRC のスタッフは、炉心シュラウドの
360°にわたるひび割れは、以下の事項に関連する長期的な安全問題であると思考する。
(1) ひび割れが十分に深く、今後の運転サイクルの間に進展することを継続すれば、AS
ＭE 規定の構造余裕を超える可能性がある。
(2) プラント安全性のための深層防護の安全層を減少させる。
したがって NRC は、10 CFR 50.55a の構造健全性の規定に合致することを証明するため
及び炉心シュラウドのひび割れに関連するリスクが低いことを保証するために、BWR の被
通達者がその BWR 施設に対して、必要に応じてタイムリーな点検・補修を行うことが適切
であると結論した。
NRC は、ひび割れを発生した炉心シュラウドが継続運転を許容できることを評価する能
力の如何に関わらず、粒界応力腐食割れに敏感な炉心シュラウド材料を持つ運転中の BWR
の多くについては、ひび割れを防止するための補修又は追加の改造は、長期的に炉心シュ
ラウドの構造的健全性を保証するために必要であると考えている。
要請される被通達者の措置
被通達者は、以下のように要請される:5
１．その BWR プラントの炉心シュラウドを、次の燃料交換停止を超えない時点までに点検
する。
２．点検が実施されるまでの間、施設の運転継続を行う場合にはその妥当性に関する安全
解析を実施する。安全解析には、以下の事項を考慮するが、考慮する事項はこれに限定さ
れるものではない。
a ひび割れの発生確率とひび割れの成長速度に影響する詳細な条件(例えば、材質、形状、
水化学、中性子照射、炭素含有量、溶接した材料と方法)。
b ひび割れの程度の不確実性を考慮したプラント固有の安全評価。これには、以下の事項
を含むが、これに限定されるものではない。
(1) 設計基準事象(例えば、主蒸気管破断、再循環配管破断)による構造的負荷に対する
炉心シュラウドの応動の評価。非対称負荷が炉心シュラウドの応動に影響する場合に
は、これも考慮しなければならない。
(2) 構造的負荷への炉心シュラウドの応動を考慮した場合に発電所の安全施設がその機
能を発揮する能力についての評価（例えば、制御棒の挿入、ECCS の注入）。
３．以下の事項を踏まえた点検計画の作成。
(a) 全ての炉心シュラウド溶接部(支持物の容器への取り付け箇所から炉心シュラウド
の頂部まで)や特定の溶接部を考察から除くことを妥当とする理由。
(b) 現在ある最善の技術と産業界の点検の経験を使用することを考慮した検査方法(例
えば、強化されたⅤＴ‐1 目視点検、最適化された UT 技術)。ASME Section XI
に指定された炉心支持構造物の点検の標準点検方法は、炉心シュラウドの粒界応力
腐食割れの一貫性のある検出には不適切であることが示されている。
４．炉心シュラウドの評価・補修の計画の作成。
５．粒界応力腐食割れに対する感受性のある BWR 全炉内構造物の点検、評価及び補修方法
の取りまとめにおいて、BWROG と密接に作業を行う。
報告の義務
1954 年原子力法改正の中の第 182a 条と、10 CFR50.53(f)にしたがって、Big Rock Point
を除く全ての被通達者は、宣誓又は公証を伴ってこの共通規制文書に対して書面で以下の
回答を行わなければならない。
１．この共通規制文書の日付から 30 日以内。
(a) 炉心シュラウドの点検の日程。
(b) 必要に応じ、プラント固有の安全評価を含め、点検が実施されるまでの間、施設の運
転継続を行う場合にはその妥当性に関する安全解析。
(c) 炉心シュラウドの形状の詳細を示す炉心シュラウド構造の図面(例えば、上部格子板及
び炉心支持板、溶接箇所とその構造)。6
(d) 日付、範囲、方法及び結果を示したプラントの炉心シュラウド点検の履歴。
２．炉心シュラウドの点検を実施する 3 ヶ月以上前(点検が本規制文書の受領の日から 3 ヶ
月以内に開始する計画である場合には、以下の情報を提供する日程を決定するために
NRC のプロジェクト・マネジャーに連絡すること)。
(a) 上述の要請される措置の第 3 項で要請された点検計画。
(b) 点検結果に基づいた炉心シュラウドの安全評価・補修計画。
３．点検の完了日から 30 日以内に点検結果を提出すること。
被通達者は、以上に要請された措置が実行されるか否かを、本文書の日付から 30 日以内
に回答しなければならない。被通達者が要請された措置を執らない場合には、代替措置に
ついての説明、代替措置の完了の日程(該当する場合)及びそのような代替措置が許容される
ことを判断する安全上の理由を提出しなければならない。
NRC は、一部のプラントはすでに点検・補修を実施していると認識している。しかし、
点検の範囲と用いられる方法の詳細は、必要に応じ現在までに蓄積された経験を反映すべ
きであるから、この要請は Big Rock Point を除く全ての BWR に適用される。
NRC は、現在 BWROG が点検と欠陥評価の指針の改定案と、補修方法の仕様を作成中で
あることを承知している。被通達者からの回答には、この問題に対して BWROG が作成す
る指針にしたがう意思があるかどうかを示す必要がある。被通達者からの回答の中で、NRC
共通規制文書、その他 BWROG が作成する関連文書を参照することについては、そのよう
な文書が NRC に正式に提出されていることを前提に許容され、奨励される。しかし、すで
に記載したように、運転継続の妥当性を確認するためには、プラント固有の情報を追加し
なければならない。
要請された報告書は、U.S. Nuclear Regulatory Commission, ATTN: Document Control
Desk,Washington,D.C.20555 に宛て、改正された原子力法の182a 条及び 10 CFR 50.54(f)
に定めることに従って宣誓又は公証の上提出すること。さらに、写し 1 部を地域規制官に
提出のこと。
関連する一般通知文書
NRC 情報通知 94‐42、補足‐1、「沸騰水型原子炉の炉心シュラウドの下部におけるひび
割れ」、1994 年 7 月 19 日発行。
NRC 情報通知 94‐42、「沸騰水型原子炉の炉心シュラウドの下部におけるひび割れ」、
1994 年 6 月 7 日発行。
NRC 情報通知 93‐79、「沸騰水型原子炉のベルトライン部分の溶接における炉心シュラウ7
ドのひび割れ」、1993 年 9 月 30 日発行。
遡及適用の検討
この共通規制文書で要請される措置は、NRC の手続きに従って遡及適用とみなされる。
この遡及適用は、被通達者が現在の規定に従っていることを証明するために必要である。
10 CFR 50.109(a)(4)(i)に基づいて、完全な遡及適用の分析は行われなわれなかった。
10 CFR 50.109(a)(4)に規定された評価、は措置要請の目的のステートメント、措置要請の
理由、並びに遵守の例外を実施する理由を含め、NRC の手続に従って行われた。この評価
の写しは、公開文書室にて公開される。
共通規制文書で要請される措置の緊急度のために、公衆のコメントの機会は官報に告示さ
れなかった。
事務手続き簡素化法に基づく評価
この要請に含まれる情報収集は、1997 年7 月31日に期限が切れる予算管理局の承認3150
‐0011 号によって承認されたものである。以上の情報収集に必要となる公開報告業務は、
指示を検討し、既存のデータ源を検索し、必要なデータを収集、保存し、情報報告を完成
し、検討する時間を含め、一つの報告当たり平均 350 時間と評価される。この負担の評価、
及びこの情報収集の他の面に関する意見は、今後さらに報告の負担を軽減するための提案
も含め、Information and Records Management Branch(T-6 F33),U.S Nuclear Regulatory
Commission, Washington, D.C.20555;及び Desk officer, office of Information and
Regulatory Affairs, NEOB ‐ 10202,(3150 ‐ 0011),office of Management and
Budget,Washington,D.C.20503;宛に送付のこと。
以下の情報を収集することの求めに従うか否かは、自発的なものである。この情報は、被
通達者がこの共通規制文書に従う費用を NRC が評価することの助けとなる。
(1) 要請された記録のレビューと点検計画の作成のために、被通達者のスタッフが要する時
間と費用。
(2) 要請された報告書と書類を準備するために、被通達者のスタッフが委する時間と費用。
(3) 対策の費用、停止時間の費用など、点検の結果発生する、その他の短期的な付加費用。
(4) この決定を実施するために将来発生する将来の点検や修理を実施するための見積費用
など、長期的な付加費用の見積。
本件につき質問があれば、以下に記載する技術窓口か、該当する NRR のプロジェクト・
マネジャーに問い合わせること。8
(署名)
Roy P.Zimmerman
プロジェクト課長補佐
原子炉規制局
技術窓口: Edwin M.Hackett,NRR
(301)504‐2751
Amy E.Cubbage,NRR
(301)504‐2875
主任プロジェクト・マネジャー:
Donald S.Brinkman,NRR
(301)504‐1409
添付書類
1 第 1 図‐炉心シュラウドの構造
2 第 2 図‐炉心シュラウドの溶接部の場所
3 参考文献
4 最近発行された NRC 共通規制文書のリスト
参考資料
［１］M.D.Lyster（コモンウェルス エジソン社）から NRC の W.T.Russel 宛ての 1994
年 6 月 13 日付の書簡「Dresden-3 号機で発見された炉心シュラウドのひび割れの解
析的評価、ドケット番号 5-249 号」
［２］M.D.Lyster（コモンウェルス エジソン社）から NRC の W.T.Russel 宛ての 1994
年 6 月 13 日付の書簡「Dresden-3 号機で発見された炉心シュラウドのひび割れの解
析的評価、ドケット番号 5-254 号」
［３］BWROG の L.A.England から USNRC に宛てた 1994 年 4 月 5 日付の書簡「BWR
の炉心シュラウド評価の送達の件」GE-NE-523-148-1193 号
［４］R.A.Pinelli から USNRC に宛てた 1994 年 7 月 13 日付の書簡「シュラウド情報に関
する NRC の要求への回答の件」GE-NE-523-A107P-0794 号、GE 社機密。
［５］原子炉規制局によるコモンウェルス エジソン社及びアイオア・イリノイ・ガス電
気社の Dresden-3 号機及び Quad Cities-1 号機のシュラウドひび割れに関連する
NRC 安全評価、ドケット番号 5-254 号、1994 年 7 月付12
UNITED STATES
NUCLEAR REGULATORY COMMISSION
OFFICE OF NUCLEAR REACTOR REGULATION
WASHINGTON, D.C. 20555
July 25, 1994
NRC GENERIC LETTER 94-03: INTERGRANULAR STRESS CORROSION
CRACKING OF CORE SHROUDS IN BOILING WATER REACTORS
Addressees
All holders of operating licenses or construction permits for boiling water reactors
(BWRs) except for Big Rock Point, which does not have a core shroud.
Purpose
The purpose of this Generic Letter is to request that each addressee: (1) inspect the core
shrouds in their BWR plants no later than the next scheduled refueling outage,
and perform an appropriate evaluation and/or repair based on the results of the
inspection; and (2) perform a safety analysis supporting continued operation of
the facility until inspections are conducted.
Background
Intergranular stress corrosion cracking (IGSCC) of BWR internal components has been
identified as a technical issue of concern by both the NRC staff and the industry.
The core shroud is among the list of internals susceptible to IGSCC.
Identification of cracking at the circumferential beltline region welds in several
plants during 1993 led to the publication of NRC Information Notice (IN) 93-79,
issued on September 30, 1993. Several licensees have recently inspected their
core shrouds during Spring 1994 planned outages and have identified extensive
cracking at the circumferential welds. These inspection findings are causing the
NRC staff and industry to re-evaluate the significance of this issue. Due to the
360 degree extent of the cracking, and the location at a lower elevation where13
extensive cracking had not been previously observed (e.g., H5 in the attached
figures), the inspections and analyses performed for Dresden Unit 3 and Quad
Cities Unit 1 (Ref. 1, 2) are especially noteworthy. NRC has issued IN 94-42 on
June 7, 1994, and Supplement 1 to IN 94-42 on July 19, 1994, on cracking in the
lower region of the core shroud found at Dresden Unit 3 and Quad Cities Unit 1.
In addition to the core shroud, NRC has an overall concern with cracking of BWR
internals and encourages licensees to work closely with the BWR Owners Group
(BWROG) on coordination of inspections, evaluations and repair options for
internals cracking.
Discussion
EVALUATION OF RECENT INSPECTION EXPERIENCE
By letter dated April 5, 1994 (Ref. 3), the BWROG submitted to NRC generic guidance
on the evaluation of BWR core shrouds. This guidance included an inspection
strategy that was based on examination of the results of plant inspections up to
that time. This inspection strategy was founded on IGSCC susceptibility
rankings and involved focusing the examinations on the upper shroud welds (e.g.,
H2, H3). Enhanced visual (VT-1) or ultrasonic (UT) methods of portions of the
upper shroud welds were recommended for the initial examinations. However, in
light of the recent inspections at Dresden 3 and Quad Cities 1, the BWROG is reevaluating the applicability of the inspection guidance. Cracking extending 360
around the shroud circumference was observed at the H5 weld location at both
Dresden 3 and Quad Cities 1. Extensive cracking at this location had not been
observed previously and would not have been expected based on the BWROG
guidance. As all BWR plants have not performed inspections of their core shrouds,
and since the core shroud cracking phenomenon is dependent on operating time
and plant specific conditions, additional inspections are necessary to verify that
conditions potentially worse than those already identified do not exist at other
plants and that appropriate corrective actions are taken.
SIGNIFICANT PARAMETERS AFFECTING CORE SHROUD CRACKING
The BWROG has also previously discussed the significant parameters known to affect
the susceptibility of core shrouds to IGSCC (Ref. 3). These parameters include,14
but are not necessarily limited to materials, fabrication and residual stresses,
water chemistry, and fluence. Within and among these broad categorizations,
there exists sufficient variability to make an accurate prediction of IGSCC
susceptibility difficult on a generic basis. While the NRC recognizes the
usefulness of these categorizations, susceptibility to cracking, or lack thereof,
needs to be demonstrated on a plant-specific basis.
SIGNIFICANCE OF PART THROUGH-WALL CRACKING
NRC has assessed the safety significance of part through-wall core shroud cracking and
has concluded that, for the most significant cracks found to date (up to 360
circumferential extent), the structural margins required by the ASME Boiler and
Pressure Vessel Code pursuant to Section 50.55a of Title 10 of the Code of Federal
Regulations [10 CFR 50.55a(g)] were maintained, thereby providing assurance
that the shrouds would have remained intact even under postulated accident
conditions. The ASME Code, Section XI, Subarticle IWB-2500, categories B-N-1
and B-N-2 specify examination and acceptance requirements for reactor internals
and core support structures, including the core shroud. Paragraph IWB-3520 is
referenced as the acceptance standard for integrally welded core support
structures and reactor interior attachments.
By letter dated July 13, 1994 (Ref. 4), the BWROG submitted a response to previous
NRC staff questions regarding the susceptibility of BWRs to safety-significant
shroud cracks. In this response, the BWROG provided an evaluation GL 94-03
of the cracking that has been observed in plants which have inspected their shrouds.
The plants which have experienced the most extensive cracking have operated for
longer than 8 years and had moderate to high coolant conductivity over the first 5
cycles of operation. The BWROG evaluation indicates that the structural margins
for plants most susceptible to cracking would be maintained for at least one more
cycle of additional operation at current conductivity levels. However, the BWROG
notes that the uncertainties in the assumptions lead to the conclusion that while
development of cracks that would not satisfy the ASME Code factors of safety is
unlikely, such an occurrence cannot be ruled out. Part of the purpose of this
generic letter is to ascertain the likelihood of such an occurrence for each BWR
plant and to take appropriate corrective action(s).15
SAFETY SIGNIFICANCE OF POSTULATED ACCIDENTS WITH 360 THROUGHWALL CRACKS
In order to assess the significance of potential cracking worse than that observed to date,
NRC has evaluated the safety implications of a postulated 360 circumferential
separation of the shroud for which the ASME Code safety margins are clearly not
met. Based on this evaluation, NRC has determined that 360 through-wall
cracking of the core shroud may not be identified under normal operating
conditions, depending on the elevation of the cracking in the shroud. At the upper
shroud elevations, lifting of a separated shroud due to differential pressures in
the core is resisted by only a small portion of the remaining upper shroud
assembly. As such, bypass flow through the gap created by the separation is
sufficient to cause a power/flow mis-match indication which should be observable
to the operator during operation. At the shroud lower elevations, the deadweight
of the larger portion of the upper shroud assembly can be sufficient to limit lifting
of the shroud such that the bypass flow would not be sufficient to be detected.
The accident scenarios of primary concern are the main steam line break, recirculation
line break and seismic events. The main concern associated with cracks in the
upper shroud welds (e.g., H2, H3 in the attached figures) is the steam line break,
since the lifting forces generated may be sufficient to elevate the top guide,
possibly affecting lateral support of the fuel assemblies and control rod operation.
The main concern associated with cracks in the lower elevations of the core
shroud is the postulated recirculation line break. This is because for the lower
welds (e.g., H4, H5 in the attached figures) the recirculation line break loadings,
if large enough, could cause a lateral displacement or tipping of the shroud which
may affect the ability to insert the control rods and may result in the opening of a
crack that could allow leakage through the shroud and out through the pipe
break. If this leakage were large enough, it could potentially affect the ability to
maintain adequate core cooling, and could affect the ability to shut down the
reactor with the standby liquid control system (SLCS).
NRC has developed a probabilistic safety perspective regarding shroud separation at
the lower elevation (Ref. 4) for Dresden, Unit 3 and Quad Cities, Unit 1. The
assessment estimated the potential contribution to core damage frequency due to16
the cracked shroud. Assuming that severe shroud cracking did exist, a large
rupture of either a steam or recirculation line would have to occur to generate
loads sufficiently large enough to move the shroud. Probabilistic risk
assessments categorize such ruptures to be of low probability and none has ever
actually occurred at an operating nuclear plant. Therefore, the unlikely
occurrence of a 360 nearly through-wall crack along with a large pipe break
would be necessary to pose any incremental risk. In addition, for welds in the
upper portion of the shroud, through-wall degradation should be detected during
normal operation (e.g., by power/flow mis-match or noise monitoring). Finally, the
shroud may not move in the most adverse manner during these events, and there
is some likelihood that core cooling and reactor shutdown would be achieved with
no adverse consequences.
Considering the above evaluations, NRC has made conservative estimates of the risk
contribution from shroud cracking and concluded that it does not pose a high
degree of risk at this time. Although immediate plant shutdown for inspections is
not warranted, degradation of the core shroud is an important safety
consideration warranting further evaluation. The core shroud provides the
important functions of properly directing coolant flow through the core,
maintaining the core geometry, and providing a refloodable volume under
postulated accident conditions. The NRC staff therefore considers that 360
cracking of the shroud is a safety concern for the long term based on: (1)
potentially exceeding the ASME Code structural margins if the cracks are
sufficiently deep and continue to propagate during subsequent operating cycles;
and (2) elimination of a layer of defense-in-depth for plant safety.
Therefore, in order to verify compliance with the structural integrity requirements of 10
CFR 50.55a and to assure that the risk associated with core shroud cracking
remains low, NRC has concluded that it is appropriate for BWR licensees to
implement timely inspections and/or repairs, as appropriate, at their BWR
facilities.
Notwithstanding the capability to evaluate the acceptability of cracked core shrouds for
continued operation, the NRC believes that for many of the operating BWRs that
have core shroud materials susceptible to stress corrosion cracking, repairs or
additional modifications to inhibit cracking will be necessary to assure structural17
integrity of the shrouds in the long term.
Requested Licensee Actions
All addressees are requested to:
1. Inspect the core shrouds in their BWR plants no later than the next scheduled
refueling outage;
2. Perform a safety analysis supporting continued operation of the facility until
inspections are conducted. The safety analysis should consider, but not be limited
to the following factors:
a. Details of the conditions that would influence the probability of the occurrence of
cracking and rate of crack growth (e.g., material types and forms, water
chemistry, fluence, carbon contents, welding materials and procedures).
b. A plant-specific assessment accounting for uncertainties in the amount of cracking,
which should include but not be limited to, the following:
(1) An assessment of the shroud response to the structural loadings resulting from
design basis events (e.g., steam line break, recirculation line break). If
asymmetric loads can affect the shroud response, these should also be considered.
(2) An assessment of the ability of plant safety features to perform their function
considering the shroud response to structural loadings (e.g., control rod insertion,
ECCS injection).
3. Develop an inspection plan which addresses: (a) all shroud welds (from support
attachments to the vessel to the top of the shroud) and/or provides a justification
for elimination of particular welds from consideration; and (b) examination
methods with appropriate consideration given to use of the best available
technology and industry inspection experience (e.g., enhanced VT-1 visual
inspections, optimized UT techniques). Standard methods for inspection of core
support structures as specified by the ASME Code, Section XI, have been shown
to be inadequate for consistent detection of IGSCC in core shrouds.18
4. Develop plans for evaluation and/or repair of the core shroud.
5. Work closely with the BWROG on coordination of inspections, evaluations and repair
options for all BWR internals susceptible to IGSCC.
Reporting Requirements
Pursuant to Section 182a of the Atomic Energy Act of 1954, as amended, and 10 CFR
50.54(f), each holder of an operating license for a BWR except Big Rock Point
shall submit, under oath or affirmation, the following written response to this
generic letter:
1. Within 30 days from the date of this generic letter:
(a) A schedule for inspection of the core shroud.
(b) A safety analysis, including a plant-specific safety assessment, as appropriate,
supporting continued operation of the facility until inspections are conducted.
(c) A drawing or drawings of the core shroud configuration showing details of the core
shroud geometry (e.g., support configurations for the lower core support plate and
the top guide, weld locations and configurations).
(d) A history of shroud inspections for the plant should be provided addressing date,
scope, methods and results, if applicable..
2. No later than 3 months prior to performing the core shroud inspections (If the
inspections are scheduled to begin in less than 3 months from the receipt of this
letter, the licensee should contact their NRC project manager to establish a
schedule for providing the following information):
(a) The inspection plan requested above in item 3 of Requested Actions.
(b) Plans for evaluation and/or repair of the core shroud based on the inspection results.19
3. Within 30 days from the completion of the inspection, provide the results of the
inspection.
The addressee should indicate whether or not the actions requested above will be
implemented in the 30 day response. If an addressee chooses not to take the
requested actions, a description should be provided of any proposed alternative
course of action(s), the schedule for completing the alternative course of action (if
applicable), and the safety basis for determining the acceptability of the planned
alternative course of action(s).
NRC recognizes that some plant(s) may have already conducted inspections and/or
performed repairs. However, as the inspection scope and details of the methods
employed should reflect cumulative experience to date, as appropriate, this
request applies to all BWRs with the exception of Big Rock Point.
NRC is also aware that the BWROG is currently developing documents with revised
inspection and flaw assessment guidelines and specifications for repair options.
The response should indicate whether it is intended to follow the guidance
developed for this issue by the BWROG. Reference to these and other relevant
generic documents developed by the BWROG are acceptable, and encouraged, as
part of the response, as long as the referenced documents have been officially
submitted to NRC. However, as described previously, additional plant-specific
information is required to establish the justification for continued operation.
Address these required written reports to the U.S. Nuclear Regulatory Commission,
ATTN: Document Control Desk, Washington, D.C. 20555, under oath or
affirmation under the provisions of Section 182a, Atomic Energy Act of 1954, as
amended, and 10 CFR 50.54(f). In addition, submit a copy to the appropriate
regional administrator.
Related Generic Communications
NRC Information Notice 94-42, Supplement 1, "Cracking In The Lower Region of the
Core Shroud In Boiling Water Reactors," issued on July 19, 1994.20
NRC Information Notice 94-42, "Cracking In The Lower Region of the Core Shroud In
Boiling Water Reactors," issued on June 7, 1994.
NRC Information Notice 93-79, "Core Shroud Cracking at Beltline Region Welds in
Boiling Water Reactors," issued on September 30, 1993.
Backfit Discussion
The actions requested in this generic letter are considered backfits in accordance with
NRC procedures. These backfits are necessary to verify that the addressees are in
compliance with existing requirements. Therefore, on the basis of 10 CFR
50.109(a)(4)(i), a full backfit analysis was not performed. An evaluation was
performed in accordance with NRC procedures, including a statement of the
objectives of and reasons for the requested actions and the basis for invoking the
compliance exception. A copy of this evaluation will be made available in the
public document room.
A notice of opportunity for public comment was not published in the Federal Register
because of the urgent nature of the actions requested by the generic letter.
Paperwork Reduction Act Statement
The information collections contained in this request are covered by the Office of
Management and Budget clearance number 3150-0011, which expires July 31,
1997. The public reporting burden for this collection of information is estimated
to average 350 hours per response, including the time for reviewing instructions,
searching existing data sources, gathering and maintaining the data needs, and
completing and reviewing the collection of information. Send comments
regarding this burden estimate or any other aspect of this collection of
information, including suggestions for reducing this burden, to the Information
and Records Management Branch, (T-6 F33), U.S. Nuclear Regulatory
Commission, Washington, D.C., 20555, and to the Desk Officer, Office of
Information and Regulatory Affairs, NEOB-10202, (3150-0011), Office of
Management and Budget, Washington, D.C. 20503.
Compliance with the following request for information is voluntary. The information21
would assist the NRC in evaluating the cost of complying with this generic letter.
(1) the licensee staff time and costs to perform requested record reviews and developing
plans for inspections;
(2) the licensee staff time and costs to prepare the requested reports and
documentation;
(3) the additional short-term costs incurred as a result of the inspection findings such as
the cost of the corrective actions or the costs of down time; and
(4) an estimate of the additional long-term costs that will be incurred as a result of
implementing commitments such as the estimated costs of conducting future
inspections and repairs.
If you have any questions about this matter, please contact the technical contact listed
below or the appropriate NRR project manager.
original signed by
Roy P. Zimmerman
Associate Director for Projects
Office of Nuclear Reactor Regulation
Technical contact: Edwin M. Hackett, NRR
(301) 504-2751
Amy E. Cubbage, NRR
(301) 504-2875
Lead Project Manager: Donald S. Brinkman, NRR
(301) 504-1409
Attachments:
1. Figure 1 - Core Shroud Structural Confirguration22
2. Figure 2 - Core Shroud Weld Locations
3. References
4. List of Recently Issued NRC Generic Letters Attachment 1
References
[1] Letter from M.D. Lyster (Commonwealth Edison) to W.T. Russell (NRC), "Analytical
Evaluation of Core Shroud Cracking Identified at Dresden Nuclear Power
Station Unit 3, NRC Docket No. 50-249," June 13, 1994.
[2] Letter from M.D. Lyster (Commonwealth Edison) to W.T. Russell (NRC), "Analytical
Evaluation of Core Shroud Cracking Identified at Quad Cities Nuclear Power
Station Unit 1, NRC Docket No.
50-254," June 13, 1994.
[3] Letter from L.A. England, BWROG to USNRC, "Transmittal of BWR Core Shroud
Evaluation," GE-NE-523-148-1193, April 5, 1994.
[4] Letter from R.A. Pinelli to USNRC, "Response to NRC Request for Shroud
Information," GE-NE-523-A107P-0794, July 13, 1994. GE PROPRIETARY.
[5] NRC Safety Evaluation by the Office of Nuclear Reactor Regulation Related to Core
Shroud Cracking, Commonwealth Edison Company and Iowa-Illinois Gas and
Electric Company, Dresden Nuclear Power Station, Unit 3 and Quad Cities
Nuclear Power Station, Unit 1, Docket Nos. 50-249 and 50-254, July, 1994. NUREG-0313
Rev.2
ＢＷＲ冷却材圧力バウンダリ配管
に関する材料選択及び措置の
ガイドラインについての技術報告
最終報告 （仮訳）
原稿作成：1987 年 7 月
発行日 ：1988 年 1 月
W.S.ヘイゼルトン、W.H.クー
ワシントン DC20555
米国原子力規制委員会
原子炉規制局
工学及びシステム技術部
Dr. Cochran - Fukushima; Suspend the Backfit Rule
資料あり
4http://www.google.co.jp/search?sugexp=chrome,mod=13&ix=h9&sourceid=chrome&ie=UTF-8&q=backfit#hl=ja&q=backfit+nuclear&revid=362067549&sa=X&ei=5h3OT7qcNu3zmAXcrtiyCg&ved=0CAcQ4QIoAA&bav=on.2,or.r_gc.r_pw.r_qf.,cf.osb&fp=c02cdb6978bbc00b&ix=h9&biw=1280&bih=85