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日本原子力学会標準 原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準 津波事故シーケンス評価の概要 2016 年 10 月 21 日 日本原子力学会標準委員会津波 PRA 作業会 原子力エンジニアリング (NEL) 倉本孝弘 設計基準を超える地震随伴事象に対するリスク評価に関するワークショップ 1 プラント構成 特性及びサイト状況の調査 事故シナリオの同定 津波 PRA 事故シーケンス評価

平成 29 年 11 月 15 日九州電力株式会社 安全性向上評価の継続的な改善に係る会合における検討事項 NO. 会合で示された検討事項頁 1 PRA 結果の妥当性について (1) 過去の CDF の値からモデルの再現性を確認し 結果の変遷とそれを踏まえた最新の評価の妥当性について以下の比較により説明する 1. AM 整備後 PSA(AM 整備前 ) と 新規制基準適合性審査 2. PSR と 安全性向上評価

平成 30 年 6 月 6 日 電気事業連合会 MSPI の検討状況について 1. はじめに国内 PWRについて 高度化されたPRAモデルを用いてMSPIの試評価を実施した 試評価の目的は MSPI 評価手順を確認すること 及び 現在想定されているSDPのクライテリア ( 白 ~ 赤に対してΔCDF:10-6 ~10-4 / 炉年 ) とMSPI 評価結果が整合しうるかについて見通しを得ることである

原燃課題への対応

関西電力におけるリスク活用の取組みについて 2015 年 6 月 22 日関西電力株式会社原子力事業本部原子力安全部長浦田茂 目次 1 1. 自主的安全性向上の取り組み 2. リスク評価ツールとしての PRA の現状 3. リスク情報活用に向けた課題認識と方向性 自主的安全性向上の取組み 2 福島第一発電所事故からの反省 1 発生確率が極めて小さいシビアアクシデントへの取組みが不十分だったのではないか

安全防災特別シンポ「原子力発電所の新規制基準と背景」r1

( 公社 ) 大阪技術振興協会安全 防災特別シンポジウム 安全 防災課題の現状と今後の展望 原子力発電所の新規制基準と背景 平成 25 年 10 月 27 日 松永健一 技術士 ( 機械 原子力 放射線 総合技術監理部門 )/ 労働安全コンサルタント 目次 1. 原子力発電所の新規制基準適合性確認申請 (1) 東日本大震災と現状 (2) 新規制基準の策定経緯 (3) 新規制基準の概要 (4) 確認申請の進捗状況

東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた泊発電所1号機の安全性に関する総合評価（一次評価）の結果について（報告）　添付5-(3)

添付 5-(3)-1 起因事象 : 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 2.43 18.3m 原子炉停止 ( 電動またはタービン動 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 充てん系によるほう酸の添加 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 加圧器逃がし弁による熱放出 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行

はじめに 1 私ども原子力事業者は 福島第一原子力発電所事故の反省に立ち 自主的 継続的に安全性向上活動を推進していかなければ日本の原子力に明日はない という危機感のもと 様々な安全性向上活動を推進してきた とくに 安全性の向上とリスクの低減に向け 確率論的リスク評価 ( 以下 PRA) を意思決定

原子力リスク研究センターシンポジウム 2018 リスク情報の活用に向けた戦略プラン 及びアクションプランについて 2018 年 2 月 8 日 電気事業連合会 はじめに 1 私ども原子力事業者は 福島第一原子力発電所事故の反省に立ち 自主的 継続的に安全性向上活動を推進していかなければ日本の原子力に明日はない という危機感のもと 様々な安全性向上活動を推進してきた とくに 安全性の向上とリスクの低減に向け

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O1-1 O1-2 O1-3 O1-4 O1-5 O1-6 O1-7 O1-8 O1-9 O1-10 O1-11 O1-12 O1-13 O1-14 O1-15 O1-16 O1-17 O1-18 O1-19 O1-20 O1-21 O1-22 O1-23 O1-24 O1-25 O1-26 O1-27 O1-28 O1-29 O1-30 O1-31 O1-32 O1-33 O1-34 O1-35

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合における指摘事項に対する回答一覧表

平成 25 年 10 月 8 日 北海道電力株式会社 原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合における指摘事項に対する回答一覧表 ( 本日回答 ) 第 7 回審査会合 (8 月 13 日 ) における指摘事項 0813-01 ディーゼル発電機および直流電源設備の負荷と電源設備の容量策定の考え方について資料を作成して説明すること 平成 25 年 10 月 8 日資料 1-6 P. 1-1~1-6

Microsoft Word - セッション1(表紙）

2014 年 3 月 27 日於東京都市大学 地震 PRA 実施基準の改訂について 機器 建屋フラジリティ評価 標準委員会セッションリスク専門部会フラジリティ作業会主査 大阪大学 山口彰 1 x R フラジリティ評価とは 発電用原子炉施設において地震リスクの観点で影響を及ぼしうるものとして選定された機器 建物 構築物等を対象とする 地震時の現実的な応答と現実的な耐力を評価する 両者の関係をもとに任意の地震動強さに対する機器

Microsoft Word - 10 第50回L1PRA分科会議事録r0-1.docx

( 社 ) 日本原子力学会標準委員会リスク専門部会第 50 回レベル 1PRA 分科会議事録 1. 日時第 50 回 :2014 年 11 月 4 日 ( 火 )13:30~17:30 2. 場所原子力安全推進協会 A 会議室 3. 出席者 ( 出席委員 ) 高田主査 ( 阪大 ), 桐本副主査 ( 電中研 ), 鎌田幹事 ( 原安進 ), 佐藤 ( 親 ) 委員 (TEPSYS), 谷口委員 (

Microsoft Word - 151106第28準備書面（佐藤意見書と高浜原発について）提出版.docx

PowerPoint プレゼンテーション

設備小委 43-2 5 号機スプリングハンガーおよびコンスタントハンガーの指示値に関する質問回答について 平成 22 年 8 月 11 日 スプリングハンガーおよびコンスタントハンガーについて スプリングハンガーおよびコンスタントハンガーは 配管を上部支持構造物より吊ることで 配管の重量を支持することを目的として設置されている 地震荷重は受け持たず 自重のみを支持するものであり 熱による配管変位を拘束しない構造となっている

ｔｎｂｐ５９－２１＿Ｗｅｂ：Ｐ２／ｋｙ１３２３７９５０９６１０００２９４４

抄録／抄録１　　　　（１）Ｖ

2015 Autumn 2015 Autumn 2015 Autumn 火山 竜 巻 外 部 火 災 への対策 福島事故を教訓に 基準が新設された火山 竜巻 森林火災 基準が強化された航空機落下による火災への 安全対策については 重点的に確認し 各現象に対する安全性が適切に確保されていることを確認しました 火山 降 下 火 山 灰シミュレーション 九重山 凡例 1cm 5 10cm 50 100cm

日本内科学会雑誌第98巻第4号

日本内科学会雑誌第97巻第7号

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総合資源エネルギー調査会自主的安全性向上 技術 人材 WG 第 7 回会合資料 8 各国における 確率論的リスク評価の活用状況 平成 27 年 3 月 経済産業省

総合資源エネルギー調査会自主的安全性向上 技術 人材 WG 第 7 回会合資料 8 各国における 確率論的リスク評価の活用状況 平成 27 年 3 月 経済産業省 1 韓国と台湾における 確率論的リスク評価の活用状況 ( 自主的安全性向上 技術 人材 WG 第 5 回会合資料 1 への追加事項 ) 韓国における PRA 活用の経緯 1994 年原子力安全政策 韓国の規制当局である韓国原子力安全技術院

1. 米国の規制体系における SSC 分類に関連する主要な規則類 設計 / 建設段階 運転管理段階 10CFR50.2( 定義 ) 規則 (10CFR50) 10CFR50 App.A GDC ( 一般設計規則 ) 10CFR50.65 ( 保守規則 ) 10CFR50.55a ( 規格標準規則 )

重分小委第 1-3-2 号 米国における構築物 系統及び機器分類の考え方とリスク情報活用 2008 年 6 月 25 日 原子力安全委員会事務局 本資料の構成 1. 米国の規制体系におけるSSC 分類に関連する主要な規則類 2. 米国の規制体系におけるSSC 分類の考え方 3. リスク情報を活用したSSC 分類 4. 運転管理段階におけるリスク情報の活用 5. パイロットプログラムの状況 6. 実施にあたっての留意事項

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伊方原発 3 号機の設置変更の許可処分に関する行政不服審査法に基づく異議申立口頭意見陳述会 2015 年 11 月 30 日 重大事故発生時の対処において水素爆轟の危険がある 滝谷紘一 1 要旨 規制委員会は 重大事故等対策の有効性評価における水素爆轟の防止に関して ジルコニウムー水反応と溶融炉心 コンクリート相互作用により発生する格納容器内の水素濃度は 解析の不確かさを考慮しても判断基準を満足するとした事業者の評価を承認した

表紙　NRA 新規制基準概要

JASMiRT 第 1 回ワークショップセッション (3) NRA 新規制基準概要 2016.10.21 JASMiRT 事務局 ( 代表幹事 ) 安部 浩 - 目次 - 1 福島第一原発事故における教訓 2 新規制基準の基本的な考え方 3 従来の規制基準と新規制基準との比較 - 全体構成 - 津波対策 - 地震対策 - 共通要因故障への対策 ( 自然現象以外 ) 4 新規制基準への適合を求める時期

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新しい規制基準で求められた主な対策 イメージ ③ 電源 外部電源は独立した異なる 2 以上の変電所又 は開閉所に接続する 2 回線から供給 非常用ディーゼル発電機の連続運転 ７日間 ⑭ 緊急時対策所 免震重要棟 代替緊急時対策所 設計基準の見直し 強化 ① 活断層 ② 基準津波 ③ 電源 ④ 火災 ⑤ 自然現象 ⑥ 溢水 新設 ⑤ 自然現象 地震 津波以外に竜巻 火山 森林火災などの影響 により安全性を損なわないこと

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１２／２７（火）佐賀県原子力安全専門部会議事メモ（略語リスト）

用語 略語リスト最終更新 :2017/01/24 用語 略語 ( 対応英語 ) 説明アクシデントマネジメントの略語 AM 炉心 ( 燃料 ) の健全性が脅かされるようなシビアアクシデ (Accident Management) ント ( 過酷事故 ) のリスクを低減するための 体制の整備 手順書類の整備 教育及び設備の対策原子炉停止機能喪失の略語 ATWS 運転時の異常発生により緊急停止が要求されたにも関わ

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平成27年度三菱重工グループ保険　フルガードくん（シニア）

TEL 0120-004-443 TEL 045-200-6560 TEL 042-761-2328 TEL 0120-539-022 TEL 042-762-0535 TEL 052-565-5211 TEL 077-552-9161 TEL 0120-430-372 TEL 0120-45-9898 TEL 0120-63-0051 TEL 0120-252-892 TEL 083-266-8041

定量的なリスク評価と安全目標 確率論的リスク評価 (PRA: Probabilistic Risk Assessment) とは 原子力施設等で発生するあらゆる事故を対象として その発生頻度と発生時の影響を定量評価し その積である リスク がどれほど小さいかで安全性の度合いを表現する方法 地震や津波

確率論的リスク評価手法 (PRA) について 定量的なリスク評価と安全目標 確率論的リスク評価 (PRA: Probabilistic Risk Assessment) とは 原子力施設等で発生するあらゆる事故を対象として その発生頻度と発生時の影響を定量評価し その積である リスク がどれほど小さいかで安全性の度合いを表現する方法 地震や津波等の外的事象を中心とした結果の不確実性を踏まえた上で 異なる安全対策の効果比較や施設の安全性を総合的に評価することができる

表 5-1 機器 設備 説明変数のカテゴリースコア, 偏相関係数, 判別的中率 属性 カテゴリー カテゴリースコア レンジ 偏相関係数 性別 女性 男性 ~20 歳台 歳台 年齢 40 歳台

第五章数量化 Ⅱ 類による解析の結果 本章では, 環境配慮行動の実践と回答者の性別と年齢, 業種, 業務といった属性との関 係性において, 環境配慮行動により大きな影響を与えている属性を特定するために実施し た数量化 Ⅱ 類の解析結果とその考察について述べる. 5-1 分析の目的と対象データ 本研究では, 環境配慮行動の実践と回答者の属性との関係性をより定量的に明らかにすることを目的に, 説明変数カテゴリーと目的変数カテゴリーとの関連性,

添付資料 5-6-1(1/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 )

添付資料 5-6-1(1/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 ) 添付資料 5-6-1(2/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 ) 添付資料 5-6-1(3/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 ) 添付資料 5-6-1(4/8) 川内 2 号機の系統構成 ( 余熱除去系 ) 添付資料 5-6-1(5/8) 排気筒 原子炉格納施設 原子炉格納容器 格納容器ポーラクレーン

第90回日本感染症学会学術講演会抄録（I）

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「新規制基準の考え方について」の考察

新規制基準の考え方について の考察 重大事故等対処施設 などの問について 北岡逸人 2016/08/27 概要 1 実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方 全 25 問の内 問 11 から問 19 までの計 8 問が 重大事故等対処施設 関連の問である 8 つの問の最初の 6 つが 重大事故等対処施設 に関する問で 7 番目は 特定 重大事故等対処施設に関する問で 8 番目は 大規模損壊における対策

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標準委員会セッション 3( リスク専門部会 ) PRA の活用にかかる課題とその解決への取り組み 地震 PRA 実施基準改定について 2013 年 3 月 28 日リスク専門部会地震 PRA 分科会主査平野光將 ( 東京都市大学 ) 目次 日本原子力学会 2013 年春の年会 標準委員会セッション 3 2013 年 3 月近畿大学 地震 PRAの概要について 地震 PRA 分科会の再開 地震 PRA

UX-V503CL/UX-V503CW

1.RIDM に対する認識 1 目的と適用範囲 原子力発電所を運営する事業者として 規制の枠だけにとらわれない継続的な安全性向上に取り組むことを目的とし プラントの改造 保守 運転等における意思決定において PRA を含むリスク情報を活用する仕組みを構築する RIDM 導入によるメリット CDF や

原子力リスク研究センターシンポジウム 2018 リスク情報活用の取り組み ~ 現状と今後の計画 ~ 四国電力株式会社 平成 30 年 2 月 8 日 1.RIDM に対する認識 1 目的と適用範囲 原子力発電所を運営する事業者として 規制の枠だけにとらわれない継続的な安全性向上に取り組むことを目的とし プラントの改造 保守 運転等における意思決定において PRA を含むリスク情報を活用する仕組みを構築する

レベル 3PRA 手法の最近の適用例 リスク規制基準との関係 (2008 年頃 ) 南アフリカのコーベルグ (Koeberg) 発電所 3ループPWR サイト内作業従事者及び公衆に対するリスク基準を満足していることを示す ECのPC Cosyma 及びLLNLのHotSpotを利用 マルチユニットサ

標準委員会セッション 1( リスク専門部会 ) BC0103 レベル 3PRA 標準の改定とその意義 - レベル 3PRA 手法の適用例 - 2016 年 3 月 26 日 小倉克規 ( 電力中央研究所 ) レベル 3PRA 分科会 1 レベル 3PRA 手法の最近の適用例 リスク規制基準との関係 (2008 年頃 ) 南アフリカのコーベルグ (Koeberg) 発電所 3ループPWR サイト内作業従事者及び公衆に対するリスク基準を満足していることを示す

軽水炉安全技術・人材ロードマップ

2016 年 3 月 4 日 原子力のリスクと対策の考え方 - 社会との対話のために - コメント 東京大学関村直人 1. 深層防護の重要性の再認識 2. 継続的改善とそのための意思決定 3. リスク情報の活用 4. リスクに係る対話 5. IRRSを経て 次のステップへ 6. 安全研究のロードマップと人材 2 安全確保に係る基本的考え方としての 深層防護 深層防護 を含め 従来から大事と言われてきた原則的考え方は

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合におけるコメント対応状況について

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合におけるコメント対応状況について 平成 26 年 4 月 3 日 北海道電力株式会社関西電力株式会社四国電力株式会社九州電力株式会社 全般 番号プラント名コメント内容対応状況 1-1 川内 1/2 (2013/7/25 第 3 回審査会合 ) 解析コードの適用範囲について説明すること 第 58 回審査会合にて説明資料を提出 資料 1-2-2 において 対象とする事故シーケンスグループにおける物理現象を抽出し

日本内科学会雑誌第102巻第4号

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Ｐ１〜１４／稲　〃

資料 1-1-1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せの概要 平成 28 年 2 月 東京電力株式会社 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 1 目次 1. はじめに 3 2. 基準の規定内容 5 2.1 設置許可基準規則第 4 条 第 39 条の規定内容 2.2 設置許可基準規則の解釈別記 2 の規定内容 2.3 JEAG4601 の規定内容

PowerPoint Presentation

確率論的リスク評価 (PRA) ( 確率論的安全評価 (PSA)) 素材購入 PSA グループ概要 当社では, 原子力プラントを熟知した解析者によって原子力発電所のリスク情報を得るために定量的なリスク評価 (PRA ) の技術を用い, そのリスク情報を活用して安全確保活動を実施し, 原子力発電所の安全性の維持や向上に有用な情報をご提供するとともに,PRA を活用した各種受託業務, 共同研究への参画等の豊富な経験を背景に,

(15) 耐雷設計検討専門家会議 (16) 緊急時対応に係わるセミナーと講演の会 (17) パフォーマンス改善活動のフォローアップ会合 4. その他 (1) 電気新聞コラム 時評 ウェーブ 掲載 (2) 原子力委員会での JANSI 説明 (3) 松浦理事長の年頭挨拶 (4) 電事連勝野会長ご来訪及

JANSI トピックス第 17 号 2017 年 2 月 この JANSI トピックス は JANSI の活動をご支援いただいている方に 2 ヶ月毎に活 動状況をお知らせするものです 本号では 昨年 12 月発行の第 16 号以降の主な活動についてご報告します 目 次 1. 安全性向上策の評価 支援 (1) 一次冷却材ポンプ (RCP) シール LOCA 発生防止対策欧州調査 (2) リスクマネジメント米国調査

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横浜市環境科学研究所

周期時系列の統計解析 単回帰分析 io 8 年 3 日 周期時系列に季節調整を行わないで単回帰分析を適用すると, 回帰係数には周期成分の影響が加わる. ここでは, 周期時系列をコサイン関数モデルで近似し単回帰分析によりモデルの回帰係数を求め, 周期成分の影響を検討した. また, その結果を気温時系列に当てはめ, 課題等について考察した. 気温時系列とコサイン関数モデル第 報の結果を利用するので, その一部を再掲する.

添付資料 5-6-1(1/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 )

添付資料 5-6-1(1/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 化学体積制御系 ) 添付資料 5-6-1(2/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 原子炉冷却系 ) 添付資料 5-6-1(3/8) 玄海 1 号機の系統構成 ( 非常用炉心冷却系 ) 添付資料 5-6-1(4/8) コア デリュージ ノズルへ 玄海 1 号機の系統構成 ( 余熱除去系 ) 添付資料 5-6-1(5/8) 原子炉格納容器 外周コンクリート

PrimoPDF, Job 39

保安院報告用 8/17 8:00 配管減肉事象に係る点検結果について 平成 16 年 8 月 18 日 四国電力株式会社 1. 調査方法伊方発電所の2 次系配管減肉事象に係る点検は 平成 2 年 5 月 原子力設備 2 次系配管肉厚の管理指針 (PWR) ( 以下 管理指針 という ) に基づき計画 実施している ( 添付資料 -1) このため 今回の調査では 管理指針に基づき 適切な管理が実施されていることを以下の観点から確認する

度 3 となり, 例えば, 原子力発電プラントの基本安全原則(INSAG-12) (IAEA 国際原子力安全諮問委員会,1999) が示す目標 ( 既設炉に対して 10-4 / 炉年以下, 新設炉に対して 10-5 / 炉年以下 ) と比較しても, これを十分に下回るものであり, 本原子炉施設の安全

5. 確率論的安全評価 5.1 概要 原子力発電所の安全性を定量的に評価するための確率論的安全評価 ( 以下, PSA という ) は, 原子力発電所で発生する可能性がある異常事象を想定し, その後の事象進展の確率を設備構成や故障率等をもとに推定, 評価するものである PSAを通して, 原子力発電所の安全性を確保するための設備機能や運転管理上の特徴を定量的に把握することは, 現状の高い安全性をより一層向上させる上で有用な役割を果たすものである

資料 2 接続可能量 (2017 年度算定値 ) の算定について 平成 29 年 9 月資源エネルギー庁

資料 2 接続可能量 (2017 年度算定値 ) の算定について 平成 29 年 9 月資源エネルギー庁 1. 再生可能エネルギーの 接続可能量 の算定について 2. 出力制御の見通しについて 1. 再生可能エネルギーの 接続可能量 の算定について 系統 WG のこれまでの経緯 4 2014 年 9 月太陽光発電の大量申し込みにより接続保留問題が発生 10 月 接続可能量 (2014 年度算定値 )

発電用原子炉施設の安全性に関する総合評価（一次評価）に係る報告書（島根原子力発電所2号機）

発電用原子炉施設の安全性に関する 総合評価 ( 一次評価 ) に係る報告書 ( 島根原子力発電所 2 号機 ) 平成 24 年 8 月 中国電力株式会社 目 次 1. はじめに 2. 発電所の概要 3. 総合評価 ( 一次評価 ) の手法 3.1 評価対象時点 3.2 評価項目 3.3 評価実施方法 3.4 品質保証活動 4. 多重防護の強化策 4.1 アクシデントマネジメント対策 4.2 緊急安全対策および更なる信頼性向上対策

シビアアクシデント問題とは

シビアアクシデントと 安全目標に関する論点 平成 22 年 9 月 17 日 日本原子力学会 2010 年秋の大会原子力安全部会企画セッション 原子力安全基盤機構阿部清治 1 説明内容 シビアアクシデント (SA) 問題の経緯 SA 対処設計の規制要件化検討の方向性 SA 対処設計の規制要件化に係る国際動向 確率論的安全目標について SA 対処設計の規制要件化に関し 検討すべき事項 2 シビアアクシデント

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室

技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 資料第 1 号 原子力発電所の 事故リスクコスト試算の考え方 原子力発電 核燃料サイクル技術等検討小委員会 ( 第 2 回 ) 平成 23 年 10 月 13 日 内閣府原子力政策担当室 目次 事故リスクコスト試算の考え方 原子力損害賠償制度の概要 損害費用の試算方法 事故発生頻度の考え方 燃料サイクル施設 ( 再処理 MOX 燃料加工 ) の被害費用と事故発生頻度について

プログラム

マスタタイトルの書式設定 第 7 回意見交換会 検査制度の大変革に取り組む 保全学会の重点実施項目 2018 年 4 月 13 日日本保全学会原子力安全規制関連検討会 1 日本保全学会の活動指針マスタタイトルの書式設定 調和に欠けた文明の進展は 地球環境を破壊しただけでなく 深刻な地球温暖化をもたらし 人類の生存に大きな脅威を与えています 地球環境を再生し 人類が永続的な社会を維持して行けるようにすることが現在最も重要な課題となっています

報告内容 JEAC/G 4601 耐震設計技術規程 / 指針の改定状況 JEAG 4601 原子力発電所耐震設計技術指針 ( 重大事故等対処施設編 ) 制定案について 2

原子力発電所耐震設計技術規程 / 指針 [JEAC/JEAG4601 2008] の改定等の活動概要 平成 27 年 6 月耐震設計分科会山崎達広 1 報告内容 JEAC/G 4601 耐震設計技術規程 / 指針の改定状況 JEAG 4601 原子力発電所耐震設計技術指針 ( 重大事故等対処施設編 ) 制定案について 2 原子力発電所耐震設計技術規程 / 指針 の改定 (JEAC/G 4601) 原子力発電所耐震設計技術規程

ここに議題名を入力

1 電力会社における自主的安全性向上の取り組みと規制に期待すること 2018 年 2 月 17 日 電気事業連合会 はじめに 2 米国 ROP においては 事業者が原子炉施設の安全確保における自らの責任を主体的に果たすことを制度の前提としており これによって軽微な事項は事業者の改善活動に委ねられ 規制は安全上重要な問題への対応に規制資源を集中させることが可能となっている リスク インフォームド パフォーマンス

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標準委員会セッション 2( システム安全専門部会 ) 福島事故に鑑みた原子力安全の総合的 一体的向上と規格基準 PSR( 定期安全レビュー ) 実施基準 の検討の現状と課題 2013 年 3 月 28 日システム安全専門部会 PSR 分科会幹事成宮祥介 ( 関西電力 ) 本日の発表内容 PSRとは? PSR 実施基準を改定に至った経緯 改定のための分析 (1) 従来のPSRの実効性は? (2) 福島第一原子力発電所事故からの教訓は?

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1 日本原子力学会 2013 年春の年会 標準委員会セッション 3( リスク専門部会 ) M 会場, 近畿大学,2013 年 3 月 28 日 13:00~14:30 標準委員会セッション 3 PRA の活用にかかる課題とその解決への取り組み 原子力発電所に関する 内部火災 PRA 標準の策定について 東北大学 高木敏行 ( 独 ) 原子力安全基盤機構 (JNES) 小倉克規 一般社団法人原子力安全推進協会

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標準委員会第 31 回リスク専門部会議事録 1. 日時 2014 年 9 月 16 日 ( 火 ) 13:30~18:05 2. 場所 5 東洋海事ビル A+B 会議室 3. 出席者 ( 敬称略 ) ( 出席委員 ) 山口部会長, 山本副部会長, 成宮幹事, 青木, 阿部, 北村, 桐本, 倉本, 高田 ( 途中退室 ), 野中, 丸山, 村田, 山中 ( 途中退室 ), 吉田 (14 名 ) (

. イントロダクション 06 年の電力自由化に伴い, すべての消費者が自由に電力会社や料金プランを選べるようになった. しかし依然として従来の規制料金から自由料金へ乗り換える人は少ない. こうした行動は, 料金プランを切り替えた際に自分が得をするのか, 損をするのかが把握できていないため, 切り替え

情報提供が表明選好 顕示選好に与える影響 : 自由化前後の電力料金選択のフィールド実験 石原卓典 依田高典 要約電気料金プランを選択する際に, 自分の過去の電力消費量に基づいて電気代の情報が与えられる場合と, それが与えられない場合の各料金プランに対する態度の違いを検証する. 上記を検証するため, 自由化前後の電気料金選択について,RCT 型の表明選好実験と顕示選好実験を行った. その結果, 表明選好実験では,

講義「○○○○」

講義 システムの信頼性 内容. 直列システムの信頼性. 並列システムの信頼性 3. 直列 並列の複合システムの信頼性 4. 信頼性向上のための手法 担当 : 倉敷哲生 ビジネスエンジニアリング専攻 システムの構成 種々の機械や構造物, システムを分割していけば. 個々の要素 サブシステム となる. サブシステムの組み合わせ方式 直列系 並列系 m/ 冗長系 待機冗長系 3 直列システムの信頼性 直列系

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2014 年秋の大会標準委員会セッション 3 ( システム安全専門部会とリスク専門部会の合同セッション ) 原子力プラントの継続的な安全性向上対策採用の考え方 (3) 安全性向上対策採用に係る海外事例検討 平成 26 年 9 月 10 日鎌田信也 海外の発電所における安全性向上対策採用の事例 - 報告内容 1 (1) 米国のバックフィット規則 バックフィットプロセス 規制上の分析プロセス 評価事例

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日本原子力学会標準 原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準 標準概要及び地震重畳等を考慮した改定 2016 年 10 月 21 日 日本原子力学会標準委員会津波 PRA 作業会 電力中央研究所 NRRC 桐本順広 設計基準を超える地震随伴事象に対するリスク評価に関するワークショップ 1 津波 PRA 標準策定の背景 2011 年 3 月 11 日の意味 14 時 46

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審査書案に対する御意見への考え方の問題(資料6)

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zsj2017 (Toyama) program.pdf

88 th Annual Meeting of the Zoological Society of Japan Abstracts 88 th Annual Meeting of the Zoological Society of Japan Abstracts 88 th Annual Meeting of the Zoological Society of Japan Abstracts 88

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_170825_<52D5><7269><5B66><4F1A>_<6821><4E86><5F8C><4FEE><6B63>_<518A><5B50><4F53><FF08><5168><9801><FF09>.pdf

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RSS Higher Certiicate in Statistics, Specimen A Module 3: Basic Statistical Methods Solutions Question (i) 帰無仮説 : 00C と 50C において鉄鋼の破壊応力の母平均には違いはない. 対立仮説 : 破壊応力の母平均には違いがあり, 50C の方ときの方が大きい. n 8, n 7, x 59.6,

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1.1 多変量解析の目的 人間のデータは多変量データが多いので多変量解析が有用 特性概括評価特性概括評価 症 例 治 医 の 観 症 例 治 医 の 観 単変量解析 客観的規準のある要約多変量解析 要約値 客観的規準のない要約知識 直感 知識 直感 総合的評価 考察 総合的評価 考察 単変量解析の場合 多変量解析の場合 < 表 1.1 脂質異常症患者の TC と TG と重症度 > 症例 No. TC

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２０１０年２月３日

報道発表資料 2012 年 3 月 30 日 KDDI 株式会社 重大事故への対応について 当社は 2011 年 4 月から 2012 年 2 月に発生した計 5 件の重大事故に対し 再発防止策を含む十全な対策を早急に講じ その実施結果および今後の取組みについて報告するよう総務省より 2012 年 2 月 15 日に指導を受けました また 2012 年 2 月 22 日総務省開催の携帯電話通信障害対策連絡会においても

《公表資料》柏崎刈羽原子力発電所６，７号機における自主的な安全対策の取り組みについて

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スライド 1

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株式会社神戸製鋼所及びグループ会社、三菱マテリアル株式会社子会社の不適切行為に関する調査について

参 考 株式会社神 製鋼所及びグループ会社 三菱マテリアル株式会社 会社の 不適切 為に関する調査について 飯発電所 3,4 号機の調査結果 浜発電所 3,4 号機の調査状況 平成 30 年 2 1 神 製鋼所等および三菱マテリアル 会社の不適切 為に関するこれまでの経緯 1 神 製鋼所およびグループ会社 三菱マテリアルの 会社において 発注元との間で取り交わした製品仕様に適合していない 部の製品について検査証明書のデータ書換え等を

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に, 月次モデルの場合でも四半期モデルの場合でも, シミュレーション期間とは無関係に一様に RMSPE を最小にするバンドの設定法は存在しないということである 第 2 は, 表で与えた 2 つの期間及びすべての内生変数を見渡して, 全般的にパフォーマンスのよいバンドの設定法は, 最適固定バンドと最適可変バンドのうちの M 2, Q2 である いずれにしても, 以上述べた 3 つのバンド設定法は若干便宜的なものと言わざるを得ない

特集 IPCC 第 5 次評価報告書 (AR5) 第 3 作業部会 (WG3) 報告書について RITE Today 2015 IPCC 第 5 次評価報告書 (AR5) 第 3 作業部会 (WG3) 報告書について システム研究グループリーダー秋元圭吾 1. はじめに 気候変動に関する政府間パネル

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19 m 3 m 3 m 3 /s m 3 3 m 3 m 3 m 3 m 3 m 3 m 3 m 3 2km 2km 4km 3km 2km 2km 16km () 2km 2km 4km 4km 2km 2km 16km m 3 m 3 m 3 264,970 m 3 1,209.6 m 3 36,850 m 3 1,728 m 3 m 3 m 3 m 3 m 3 m 3 m 3 m

平成30年公認会計士試験

第 3 問答案用紙 問題 1 1 新株予約権 2 75,000 3 75,000 4 0 5 3,000 6 70,000 7 7,000 8 42,000 金額がマイナスの場合には, その金額の前に を付すこと 9 2,074,000 会計基準の新設及び改正並びに商法の改正により, 以前よりも純資産の部に直接計上される 項目や純資産の部の変動要因が増加している そこで, ディスクロージャーの透明性の確保

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東北地方太平洋沖地震後の福島第二原子力発電所の状況について 2011 年 11 月 29 日 東京電力株式会社福島第二原子力発電所 1. 東北地方太平洋沖地震 発生日時 :2011 年 3 月 11 日 14:46 発生場所 : 三陸沖 ( 北緯 38.1 度, 東経 142.9 度 ) 深さ : 24 km マグニチュード : 9.0 震度 ( 気象庁発表 ): 楢葉町 富岡町 大熊町 双葉町で震度

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伊方発電所 3 号機 SA 時の原子炉格納容器構造健全性に関する評価 平成 28 年 10 月 21 日四国電力株式会社 納容器内雰囲気温子炉格納容器圧1. 評価の概要 < 伊方 3 号機再稼働審査 > 新規制基準要求として 重大事故等時においても 原子炉格納容器 (CV) の放射性物質の閉じ込め機能が確保できることを確認する必要がある 伊方 3 号機の重大事故等時の CV 雰囲気温度 / 圧力の最高値は約

高浜発電所２号機の安全性について(安全確保対策とストレステスト評価)

高浜発電所 2 号機の安全性について 安全確保対策とストレステスト評価 関西電力株式会社 福島第一原子力発電所事故から得られた知見 地震による影響 1 地震発生により原子炉は正常に自動停止 地すべりによる送電鉄塔の倒壊等により外部電源が喪失 非常用ディーゼル発電機は全て正常に自動起動 原子炉の冷却に必要な機器は正常に動作 津波による影響 非常用ディーゼル発電機 配電盤 バッテリー等の重要な設備が被水

B3.並列運転と冗長運転（PBAシリーズ）

B3. 並列運転と冗長運転について 3.1 並列運転 ( 容量アップ ) PBA(PBA300F~PBA1500F(T)) シリーズにつきまして 並列運転をすることが可能です 1 並列運転とはの容量不足を補うために複数のを並列接続し 電流容量を増加させる方法です 2 PBA10F~PBA150F のモデルにつきまして 並列運転はできません 冗長運転のみ対応ができます ( 項 3.2 参照 ) 図 3.1.1