１２／２７（火）佐賀県原子力安全専門部会議事メモ（略語リスト）

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

平成 29 年 11 月 9 日 九州電力株式会社 川内 1 号機過去の PRA 結果との相違について ( 案 ) 川内 1 号機については これまでアクシデントマネジメント (AM) 整備後の PSA 定期安全レビュー( 以下 PSR という ) 及び新規制基準適合性審査にて PRA を実施している 第 1 表のうち 1と4 3と6 4と5について 以下の解析条件による炉心損傷頻度 ( 以下 CDF

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参考資料 4 用語集 アクチニドアスペリティアニュラス安全係数位相一次元波動論イベントツリーウォークダウン / プラントウォークダウンエクセスLОCA エリアモニタオービット応答スペクトル法応力解析モデル応力降下量 説明元素の周期表における 原子番号 89のアクチニウムから103のローレンシウムまでの15の元素の総称 アクチノイドともいう 強震動生成領域の略語 地震を起こす震源断層面の中で 地震時に特に大きなゆれを放出する領域で

1. 東京電力福島第一原子力発電所事故以前の安全規制への指摘 外部事象も考慮したシビアアクシデント対策が十分な検討を経ないまま 事業者の自主性に任されてきた ( 国会事故調 ) 設置許可された原発に対してさかのぼって適用する ( バックフィット といわれる ) 法的仕組みは何もなかった ( 国会事故

資料 No.4 発電用軽水型原子炉施設に係る 新安全基準骨子案について - 概要 - 平成 25 年 2 月 6 日 本資料は平成 25 年 1 月末時点までの 原子力規制委員会検討チームにおける検討状況をまとめたもの 1. 東京電力福島第一原子力発電所事故以前の安全規制への指摘 外部事象も考慮したシビアアクシデント対策が十分な検討を経ないまま 事業者の自主性に任されてきた ( 国会事故調 ) 設置許可された原発に対してさかのぼって適用する

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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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泊発電所 3 号機 新規制基準への対応について 平成 28 年 10 月 21 日 北海道電力株式会社 目 次 1. 泊発電所 3 号機新規制基準適合性審査の状況 2. 新規制基準の概要 3. 泊発電所 3 号機における主な設備対策 (1) 設計基準対象施設 (2) 重大事故等対処施設 ( 特定重大事故等対処施設を除く ) (3) 特定重大事故等対処施設 ( テロ対策 ) 1 1. 泊発電所 3 号機新規制基準適合性審査の状況

《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

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 平成 27 年 3 月 12 日東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所 主な自主的な安全対策の項目 電源強化 ガスタービン発電機の遠隔操作化 緊急用電源盤からの複数の非常用母線への接続 炉心損傷防止 高圧代替注水系の設置 主蒸気逃がし安全弁の操作手段の強化 外部からの原子炉注水ラインの追加設置 復水貯蔵槽補給ラインの追加設置

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

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

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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

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

「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

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

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

炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力 1 時間後約 1% 約

原子炉の炉心溶融 日本原子力研究開発機構安全研究センター工藤保 平成 23 年 6 月 6 日日中科学技術交流協会講演会 東電福島事故と中国の原子力安全 炉心溶融について 炉心溶融に至るまで 1 火 力 原子力 原子炉 ボイラ 石油 石炭 ガス等の燃焼 ウランの核分裂 蒸気 水 蒸気 水 給水ポンプ タービン 復水器 循環水ポンプ 燃料棒は運転を停止しても発熱し続ける 電気出力 1,100MWe 級原子力発電所の停止後熱出力

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

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触媒懇談会ニュース No. 31 June 1, 2011 触媒学会シニア懇談会触媒学会シニア懇談会 福島原発事故 -3 原子力発電所での水素爆発防止 室井髙城 福島第一原子力発電所の事故は周辺地域や海洋で放射線汚染を引き起こしてしまった 水素爆発による放射性物質の飛散が主原因である 1. 日本の原子力発電所日本で現在稼働している原子炉は沸騰水型原子炉 (Boiling Water Reactor,

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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

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

資料 1-5 本資料のうち, 枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準 への適合状況について 平成 29 年 7 月 東京電力ホールディングス株式会社 1. 重大事故等対策 1.0 重大事故等対策における共通事項 1.1

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 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 6 強 震源位置と原子力発

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

目 次 1. 溢水影響評価の概要 2. 溢水源及び溢水量の想定 3. 防護対象設備の設定 4. 溢水防護区画の設定 5. 溢水経路の設定 (No.65 関連 ) 6. 溢水影響評価 7. 溢水防護対策 (No.42,66 関連 ) 8. 溢水影響評価結果 9. 適合性審査状況 1

資料 -5 第 7 回安全性検討会資料 新規制基準適合性審査申請 (No.42,65,66 関連 ) 平成 27 年 8 月 20 日東北電力株式会社 枠囲いの内容は, 商業機密または防護上の観点から公開できません All rights reserved. Copyrights 2015, Tohoku Electric Power Co., Inc. 0 目 次 1. 溢水影響評価の概要

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

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

審査書案に対する御意見への考え方の問題(資料6)

資料 (6) 審査書案に対する御意見への考え方の問題 2017 年 4 月 16 日 1. 初めに平成 29 年 1 月 18 日付けの原子力規制委員会による 別紙 1 九州電力株式会社玄海原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書 (3 号及び4 号発電用原子炉施設の変更 ) に関する審査書 ( 案 ) に対する御意見への考え方 の39ページから47ページにⅣ-1.2. 2.4 原子炉圧力容器外の溶融燃料

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新規制基準及び 高浜発電所 3 4 号機の設置変更に 関する審査書の概要 平成 27 年 3 月 1. 新規制基準の概要 1 7水素爆発配電盤発電機非常用蓄電池福島第一原発事故における教訓 福島第一原発事故では地震や津波などの共通原因により複数の安全機能を喪失 さらに その後のシビアアクシデントの進展を食い止めることができなかった 地震 津波という共通原因により複数の安全機能を喪失燃料プール防波堤1

原子炉物理学 第一週

核燃料施設等の新規制基準の 概要 1 対象となる施設 核燃料加工施設 (7) 使用済燃料貯蔵施設 (1) 使用済燃料再処理施設 (2) 廃棄物埋設施設 (2) 廃棄物管理施設 (2) 核燃料物質使用施設 ( 大型施設 15) 試験研究用原子炉施設 (22) 核燃料施設 等 ( ) 内は 国内事業所数 2 対象となる施設 http://www.nsr.go.jp/committee/kisei/data/0033_01.pdf

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

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あ

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あたりの発電コストで比較すべき 原発の発電コスト ( 政府試算 ):5.3 円 /kwh 太陽光発電の買取価格

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美浜発電所 2 号機の燃料集合体漏えいに係る原因と対策について 平成 22 年 6 月 11 日関西電力株式会社 美浜発電所 2 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 50 万キロワット 定格熱出力 145 万 6 千キロワット ) は 定格熱出力一定運転中の 4 月 19 日 1 次冷却材中の希ガス (Xe-133) の濃度が 前回測定値から上昇していることを確認したため 燃料集合体に漏えいが発生した疑いがあるものと判断し

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JSME 動力エネルギーシステム部門原子力の安全規制の最適化に関する研究会シンポジウム 福島第一原発の事故の教訓と 世界最高水準の安全性確保への道 平成 23 年 11 月 25 日 北海道大学大学院工学研究科エネルギー環境システム専攻 教授 奈良林直 原子力の安全規制の最適化研究会シンポジウム 2011 年 11 月 25 日北海道大学奈良林直 1 循環注水システムによる冷温停止冷温停止を提案 3

泊発電所１号機及び２号機「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う耐震安全性評価結果 報告書の概要

平成 21 年 3 月 30 日北海道電力株式会社 泊発電所 1 号機及び 2 号機 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書の概要 1. はじめに平成 18 年 9 月 20 日付けで原子力安全 保安院より, 改訂された 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ( 以下, 新耐震指針 という ) に照らした耐震安全性の評価を実施するように求める文書が出され,

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No.47 2011-6-12 発行ベント遅れはあったのか? 今回の原発事故検証委員会の目的の一つが ベント遅れ事件 の解明であり 各メディア 例えば 6/8 読売新聞も ベント遅れについて大きく取り上げています 4/21 の No.29 メモで 1 号機については ベントを早くできたとしても 水素爆発は防げないし 仮に水素爆発を防止できても 放射能流出は防げない と書きました そもそも1ベントの目的は何か?2ベントはどういう条件で可能なのか?3ベントは早くできたのか?4ベントしないとどうなったのか?

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考証福島原子力事故 炉心溶融 水素爆発はどう起こったか 平成 26 年 6 月 19 日 石川迪夫 本日の説明順序 1. 過去の炉心溶融等の実験 2.TMI-2 号機事故 3. 福島第一 2 号機の事故 4. 福島第一 3 号機の事故 5. 福島第一 1 号機の事故 6. 放射能放出 2 事故後の TMI-2 号機炉内状況 20 ページ掲載 3 板状燃料の溶融実験 ( 例示 ) 普通の燃料溶融 SPERT-1

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水素発生量はどれ位? 130 万 Kwe の大型 PWR で 配管破断して ECCS が作動しない時に 炉心が冷却されない ( 水から露出する ) と どれ位 水素が出来るか 計算した人が居ます 5 時間で 500kg できるとある これは 5 万 m3 原子炉建屋の一番上が 50mx50mx10m とすれば 2.5 万 m3. 水素は 10% 濃度で爆発しますから 爆発するのに十分な量です 所で

泊発電所3号炉 新規制基準適合性審査への対応について 補足説明資料（2／2）

資料 1-2-4 抜粋 泊発電所 3 号炉審査資料資料番号 SAT104 r.0 提出年月日 平成 28 年 7 月 12 日 泊発電所 3 号炉 実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準 に係る適合状況説明資料 平成 28 年 7 月北海道電力株式会社 枠囲みの内容は機密情報に属しますので公開できません 目 次

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( 社 ) 日本機械学会動力エネルギーシステム部門第 18 回動力 エネルギー技術シンポジウム OS8-2 軽水炉 新型炉 原子力安全 格納容器破損防止対策とフィルタードベント設置の考え方 日立 GEニュークリア エネジー 東芝電力システム社三菱重工業 2013 年 6 月 20 日 -21 日 1 目次 緒言 PWR 1. 格納容器破損防止対策 (1) 格納容器破損防止対策の概要 (2) 格納容器破損シナリオ

目次 1. 新規制基準の概要 2. 高浜発電所 3 4 号機の設置変更に関する審査書の概要 3. 高浜発電所 3 4 号機の工事計画に関する審査結果の概要 4. 高浜発電所の保安規定変更に関する審査結果の概要

新規制基準及び 高浜発電所 3 4 号機の設置変更等に 関する審査書の概要 平成 27 年 10 月 目次 1. 新規制基準の概要 2. 高浜発電所 3 4 号機の設置変更に関する審査書の概要 3. 高浜発電所 3 4 号機の工事計画に関する審査結果の概要 4. 高浜発電所の保安規定変更に関する審査結果の概要 1. 新規制基準の概要 2 7水素爆発配電盤発電機非常用蓄電池福島第一原発事故における教訓

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

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参考資料 2 JMTR 原子炉施設の 耐震安全性評価実施計画書 目 次 1. 概要 1 2. JMTR 原子炉施設の概要 1 3. 評価対象施設 1 4. 耐震安全性評価項目及び実施工程 2 5. 評価手順 2 6. その他 3 1. 概要平成 18 年 9 月 19 日 原子力安全委員会において 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ( 以下 新耐震指針 という ) が改訂された これに伴い

新安全基準の骨子

資料 1 原子力規制庁資料 実用発電用原子炉に係る 新規制基準 ( 案 ) について - 概要 - 平成 25 年 5 月 1. 東京電力福島第一原子力発電所事故以前の安全規制への指摘 外部事象も考慮したシビアアクシデント対策が十分な検討を経ないまま 事業者の自主性に任されてきた ( 国会事故調 ) 設置許可された原発に対してさかのぼって適用する ( バックフィット といわれる ) 法的仕組みは何もなかった

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

PWRPressurized Water Reactor BWRBoiling Water Reactor 2 1.3.1 1.3.2 PWR 1 2 2 BWR 6.1.1 [ ] 2002-2003 6.1.2 1 2 3 http://www.atom.meti.go.jp/ 4 6.1.3 1 4 Defense in Depth http://www.atom.meti.go.jp/ 1

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

本資料のうち, 枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び7 号炉審査資料資料番号 KK67-0097 提出年月日平成 28 年 2 月 25 日 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について 平成 28 年 2 月 東京電力株式会社 目次 1. はじめに... 1 2. 基準の規定内容...

原子力発電の基礎

Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 1 235 M M - m m c E=mc 2 235 () 235 () (BWR) (PWR, BWR) Copyright (c) 2011 宮田明則技術士事務所 2 実用化されている発電用原子炉 型式 略称 燃料 減速材 冷却材 軽水減速 加圧水型 PWR 低濃縮ウラン軽水軽水沸騰水型 BWR 低濃縮ウラン軽水軽水 ガス冷却型 (GCR-

目次 Ⅰ. 監視測定設備 3 Ⅱ. 監視測定等に関する手順 9

資料 1-- 東海第二発電所 監視測定設備について 平成 9 年 9 月 5 日日本原子力発電株式会社 本資料のうち, は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません 1 目次 Ⅰ. 監視測定設備 3 Ⅱ. 監視測定等に関する手順 9 Ⅰ. 監視測定設備 3 設置許可基準規則適合方針第設置許可基準規則適合方針第三十一条解釈1. モニタリング ポスト モニタリングポストの電源 三十一条解釈5 第

要約 原子炉で MOX( プルサーマル ) 燃料を使うと増える : 重大な原子力事故 ( フクシマのようなもの ) の可能性 重大な原子力事故が公衆の健康に与える影響 ( ガン死 ) 原子力事故の経済的影響 ( 汚染地域の除染費用 ) 使用済み燃料貯蔵の費用と危険性 MOX 燃料の安全性について数多

MOX ( プルサーマル ) 燃料使用の危険性 エドゥイン ライマン Edwin S. Lyman 憂慮する科学者同盟 (UCS) 米国ワシントン DC 上級科学者 2015 年 7 月 要約 原子炉で MOX( プルサーマル ) 燃料を使うと増える : 重大な原子力事故 ( フクシマのようなもの ) の可能性 重大な原子力事故が公衆の健康に与える影響 ( ガン死 ) 原子力事故の経済的影響 ( 汚染地域の除染費用

「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う島根原子力発電所3号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について

平成 年 9 月 日中国電力株式会社 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 の改訂に伴う島根原子力発電所 号機の耐震安全性評価結果中間報告書の提出について 当社は本日, 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 の改訂に伴う島根原子力発電所 号機の耐震安全性評価結果中間報告書を経済産業省原子力安全 保安院に提出しました また, 原子力安全 保安院の指示に基づく島根原子力発電所 号機原子炉建物の弾性設計用地震動

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

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第 2 章災害の発生 拡大シナリオの想定 本章では 災害の様相が施設種類ごとに共通と考えられる 単独災害 について 対象施設において考えられる災害の発生 拡大シナリオをイベントツリー (ET) として表し 起こり得る災害事象を抽出する なお 確率的評価によらない長周期地震動による被害や津波による被害 施設の立地環境に依存する大規模災害については 別途評価を行う 災害事象 (Disaster Event:DE)

Microsoft PowerPoint - 【set】 高浜3,4号審査結果(滋賀県原対協･原防専合同)

第 2 回合同会議資料 2 平成 27 年 (2015 年 ) 3 月 12 日 ( 木 ) 関西電力高浜発電所 3 4 号機 設置変更に関する 審査書の概要について 原子力規制庁 0 高浜発電所の審査の経緯 2013 年 7 月 8 日新規制基準施行同日関西電力が設置変更許可申請書を提出 2013 年 7 月 16 日 ~ 公開の審査会合での審査 ( 原子力規制委員 規制庁審査官 ) 67 回の審査会合と

1 熱, 蒸気及びボイラーの概要 問 10 伝熱についての記述として, 誤っているものは次のうちどれか (1) 金属棒の一端を熱したとき, 熱が棒内を通り他端に伝わる現象を熱伝導という (2) 液体又は気体が固体壁に接触して流れ, 固体壁との間で熱が移動する現象を熱伝達又は対流熱伝達という (3)

1 熱, 蒸気及びボイラーの概要 問 10 伝熱についての記述として, 誤っているものは次のうちどれか (1) 金属棒の一端を熱したとき, 熱が棒内を通り他端に伝わる現象を熱伝導という (2) 液体又は気体が固体壁に接触して流れ, 固体壁との間で熱が移動する現象を熱伝達又は対流熱伝達という (3) 熱伝達率は固体表面の状態, 流れの状態, 温度が一定ならば, 流体の種類に関係なく一定である (4)

Microsoft PowerPoint - JASMiRT 津波PRA標準2016概要_桐本r1.ppt [互換モード]

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

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

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2 安全審査事項 論点 8 燃料健全性への影響 論点 8-1 ペレット中心温度 検討課題 MOX 燃料は, ウラン燃料よりペレットの融点が低下し, 熱伝導率も小さくなり, 燃料中心温度が上昇する傾向にある 燃料の健全性を保つことはできるのか 過去に本県や他道県に寄せられた意見 プルトニウムは, ウランのようには簡単に実験が行えず, データが決定的に不足しており, 事故時の評価が十分に行われているとは思えない

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

資料 No.2-3 フィルタベント設備について 平成 27 年 5 月 27 日

資料 No.2-3 フィルタベント設備について 平成 27 年 5 月 27 日 格納容器ベント設備の更なる改善への取組みについて 設置許可申請以降も安全性を向上させるため, 更なる安全対策の実施等, 継続的に改善を行っています (1) 格納容器ベント実施時期の延伸 設置許可申請ケース (25 時間後ベントケース ) の評価条件見直し 更なる安全対策の実施, 訓練による要員の力量向上や運用面の改善等を踏まえ,

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224 INSS JOURNAL Vol. 20 2013 NT-17 原子力防災用放出放射能量迅速予測技術の開発 BWR プラントの放出放射能量比較計算 Development of a Rapid Prediction Technique for the Radioactivity Release Rate in Nuclear Emergency Preparedness Comparison

Microsoft PowerPoint - ④CVのSA対策動向　AESJ2012秋(4)_r4　Final　ｒ.ppt

秋の大会企画セッション シビアアクシデント対策に係る規格基準の検討動向 (4) 格納容器の SA 対策に係る規格 基準の国内外動向 平成 24 年 9 月 20 日 東京都市大学原子力安全工学科 村松健 米国 欧州等 国内 課題と提言 2 米国 3 米国規制 規制文書の積み重ね 政策声明 ( 安全目標,SA 対策 ) 連邦規則 (10CFR50,10CFR52) 規制要件 (Regulatory Guide,Standard

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大間原子力発電所における 新規制基準への対応について 平成 6 年 11 月 1 日 電源開発株式会社 1. 大間原子力発電所の概要 主要経緯 大間原子力発電所の概要 所在地青森県下北郡大間町 敷地面積約 130 万 m 原子炉型式改良型沸騰水型軽水炉 (ABWR) 燃 料 濃縮ウラン ウラン プルトニウム混合酸化物 (MOX) 電気出力 1,383MW 主要経緯平成 16 年 3 月 原子炉設置許可申請

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多核種除去設備について 平成 24 年 3 月 28 日 東京電力株式会社 1. 多核種除去設備の設置について 多核種除去設備 設置の背景 H24.2.27 中長期対策会議運営会議 ( 第 3 回会合 ) 配付資料に一部加筆 雨水 地下水 1 号機タービン建屋 1 号機原子炉建屋 2 号機タービン建屋 2 号機原子炉建屋 3 号機タービン建屋 3 号機原子炉建屋 集中廃棄物処理建屋 油分分離装置 油分分離装置処理水タンク

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

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

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

技術等検討小委員会 ( 第 3 回 ) 資料第 2 号 事故時ソースターム 平成 23 年 10 月 25 日 村松健 独立行政法人日本原子力研究開発機構 1

技術等検討小委員会 ( 第 3 回 ) 資料第 2 号 事故時ソースターム 平成 23 年 10 月 25 日 村松健 独立行政法人日本原子力研究開発機構 1 はじめに 報告内容 シビアアクシデント (SA) のソースターム研究の経緯 SA に至る事故シーケンス SA 対策について おわりに 2 はじめに 米国の原子力規制委員会 (NRC) は 確率論的安全評価 (PSA) 手法を適用して米国の商用軽水型原子炉施設の安全性を評価して

原子炉の原理と構造

使用済燃料と高レベル放射性廃棄物問題 目次 使用済み 燃料ー再処理か直接処分か使用済み燃料の組成放射性廃棄物の区分と発生個所高レベル放射性廃棄物の減衰と 処分 原子力発電所における廃棄物の処理方法高レベル放射性廃棄物の処理 処分プルサーマル問題を考える核種転換 ( 消滅処理 ) とは何か核種転換 ( 消滅処理 ) の展望 評価ー Made by R. Okamoto (Emeritus Prof.

第 21 回原子力安全委員会資料第 1 号 東日本大震災による原子力発電所への影響について 平成 23 年 4 月 4 日経済産業省原子力安全 保安院 平成 23 年 3 月 11 日に発生した東日本大震災による原子力発電所への影響について報告します また 平成 23 年 3 月 11 日以降に原子炉等規制法第 62 条の 3 の規定に基づき報告がありました事故故障等について 同法第 72 条の 3

平成 24 年 ( ワ ) 第 430 号川内原発差止等請求事件平成 24 年 ( ワ ) 第 811 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 180 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 521 号川内原発差止等請求事件平成 26 年 ( ワ ) 第 163 号川

平成 24 年 ( ワ ) 第 430 号川内原発差止等請求事件平成 24 年 ( ワ ) 第 811 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 180 号川内原発差止等請求事件平成 25 年 ( ワ ) 第 521 号川内原発差止等請求事件平成 26 年 ( ワ ) 第 163 号川内原発差止等請求事件平成 26 年 ( ワ ) 第 605 号川内原発差止等請求事件平成 27 年 (

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[ 異常時通報連絡の公表文 ( 様式 1-1)] 伊方 3 号機低圧タービンの内部部品の固定ボルト廻り止めピンの欠損について 22.2.10 原子力安全対策推進監 ( 内線 2352) [ 異常の区分 ] 国への法律に基づく報告対象事象 有 無 [ 評価レベル - ] 県の公表区分 A B C 外部への放射能の放出 漏えい 有 無 [ 漏えい量 -] 発生日時 22 年 1 月 13 日 13 時

1

酸素などの断熱圧縮と摩擦熱による高圧ガス事故の注意事項について高圧ガス保安協会 1. 目的高圧ガス事故 ( 喪失 盗難を除く災害 ) の統計と解析の結果 高圧ガス事故の 90% が漏えい事象であり 8% が漏えいの先行なしの爆発 火災 破裂 破損事象 ( 以下 爆発 火災事象など という ) である 1) なかでも 酸素 支燃性ガスの場合に 主にバルブを急に開く操作 ( 以下 急開き操作 という )

質問 4 過去において発生応力と応力状態 VIAs の基準値を 2.5 倍もの差があるケースは見たことがない 基準地震動を超える程度で重大な損傷を受ける可能性があり これで 工事計画 が認可される理由が分からない 何故認可したのかを明らかにして欲しい 回答 申請者は 本申請において原子力発電所耐震設

衆議院議員大河原まさこ議員 秘書野村様 平成 30 年 11 月 6 日 平素よりお世話になっております 依頼頂いた質問について 下記のとおり回答致します Ⅰについて質問 1 東海第二は 基準地震動程度を約 20% 超える地震または基準地震動程度の地震に二度遭遇した場合 スタビライザの耐震強を超える応力がかかるため 格納容器との取付部が破損することは 工学的に避けられないことを認めるか 回答 原子炉圧力容器スタビライザは

1 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 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 現場の状況と技術的知見へのニーズ 東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所 1~4 号機の廃止措置等に向けた研究開発計画に係る国際シンポジウム 2012 年 3 月 14 日 原子炉建屋とタービン建屋の構造 (BWR( BWR-4) 原子炉建屋 (R/B) 圧力容器 (RPV) 格納容器 (PCV) タービン建屋 (T/B) 蒸気タービン 蒸気 給水 復水器 圧力抑制室 冷却水 2 3 4 5

過酷事故時の水蒸気爆発リスク対策において瑕疵がある（資料3）

過酷事故時の水蒸気爆発リスク対策において瑕疵がある ( 注 1) 平成 29 年 1 月 18 日の原子力規制委員会による別紙 3 九州電力株式会社玄海原子力発電所の発電用原子炉設置変更許可申請書 (3 号及び4 号発電用原子炉施設の変更 ) に関する審査書 ( 以下, 審査書 ) の193ページから194 ぺージにおいて 水蒸気爆発が実機において発生する可能性 について以下のように述べている. 申請者は,

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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

資料 1 参考 1 原子力規制委員会によるパブリックコメント 関係資料 新規制基準の全体像 < 新規制基準 > 平成 25 年 2 月 6 日第 27 回原子力規制委員会資料から作成 耐震 対津波機能 ( 強化される主な事項のみ記載 ) 重大事故を起こさないために設計で担保すべき機能 ( 設計基準 ) ( 強化される主な事項のみ記載 ) 重大事故等に対処するために必要な機能 ( 全て新規要求 ) 新たに要求する機能

高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd All rights reserved.

高速炉開発会議第 13 回戦略 WG 資料 1 82O-OG-0058 高速炉の新たな可能性について 2018 年 10 月 17 日 株式会社日立製作所原子力ビジネスユニット日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 Hitachi Ltd. 2018. All rights reserved. 目次 1. 日立の原子力ビジョンと新型炉開発 2. 軽水冷却高速炉について 3. 金属燃料 Na 冷却高速炉について

科学3月独立P_岡本ほか.indd

炉心溶融物とコンクリートとの相互作用による水素爆発,CO 爆発の可能性 岡本良治 中西正之 三好永作 おかもとりょうじ九州工業大学名誉教授 ( 原子核物理学 ) なかにしまさゆき燃焼炉設計技術者みよしえいさく九州大学名誉教授 ( 理論化学 ) 1 炉心溶融物とコンクリートとの反応をなぜ今とりあげるか 2013 年 7 月 8 日に, 原子力規制委員会 ( 以下, 規 制委 ) による新規制基準が施行されて以来,

補充書18・水蒸気爆発の危険性

平成 27 年 ( ラ ) 第 33 号川内原発稼働等差止仮処分命令申立却下決定に対する抗告事件 即時抗告申立補充書 その 18 水蒸気爆発の危険性 福岡高等裁判所宮崎支部御中 平成 28 年 1 月 15 日 抗告人ら訴訟代理人 弁護士森雅美 同板井優 同後藤好成 同 白 鳥 努 外 目次 第 1 はじめに 42 1 格納容器の機能喪失 42 2 福島原発事故で明らかになった水蒸気爆発の潜在的危険性

3 号機 13 日2 時頃から9 時頃の原子炉圧力の挙動について

添付資料 3-4 3 号機 13 日 2 時頃から 9 時頃の原子炉圧力の挙動について 1. 検討対象の概要福島第一原子力発電所 3 号機では 2011 年 3 月 13 日 2 時 42 分に高圧注水系 (HPCI) を手動停止して以降 原子炉圧力が上昇に転じ 5 時間ほど約 7MPa をキープしていたが 13 日 9 時頃 急速に低下し 1MPa を下回った この一連の原子炉圧力の挙動 ( 図

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分命令申立事件 債権者長谷川照外 債務者九州電力株式会社 補充書面 34 債務者準備書面 12 への反論 ( 放射性物質拡散抑制対策 ) 2017( 平成 29) 年 10 月 30 日 佐賀地方裁判所民事部御中 債権者ら代理人 弁護士板井

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分命令申立事件 債権者長谷川照外 債務者九州電力株式会社 補充書面 34 債務者準備書面 12 への反論 ( 放射性物質拡散抑制対策 ) 2017( 平成 29) 年 10 月 30 日 佐賀地方裁判所民事部御中 債権者ら代理人 弁護士板井優 弁護士河西龍太郎 弁護士東島浩幸 弁護士椛島敏雅 弁護士田上普一 外 1 第 1 はじめに債権者らは

原子力の安全性向上に向けた　　取り組みについて

原子力の安全性向上に向けた 取り組みについて 東京電力福島第一原子力発電所事故の進展と対策の方向性 1 出典 : 原子力規制委員会資料 日本における新規制基準の策定 2 新規制基準では 従来の安全基準を強化するとともに 新たにシビアアクシデント対策が盛り込まれた 事故後の安全向上対策や 事業者が自主保安で実施してきたシビアアクシデント対策により 新規制基準の多くは対応済みだが 追加対策も必要 < 従来

1. 規制要求事項 (1/2) ( 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置, 構造及び設備の基準に関する規則 42 条 ) (1) 特重施設の想定する外部ハザード特重施設は 下記の外部ハザードに対して 安全機能がDBA 及びSA 対策設備と同時に重大事故等に対処する機能が喪失しないことを求められてい

特定重大事故等対処施設の 基本要件と代替対策について 2015 年 10 月 30 日日本保全学会原子力安全規制関連検討会 1. 規制要求事項 (1/2) ( 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置, 構造及び設備の基準に関する規則 42 条 ) (1) 特重施設の想定する外部ハザード特重施設は 下記の外部ハザードに対して 安全機能がDBA 及びSA 対策設備と同時に重大事故等に対処する機能が喪失しないことを求められている

Heat-Transfer Control Lab. Report No. 1, Ver. 4 (HTC Rep /04/13) 原子炉内が崩壊熱のみによって加熱されている場合に必要な水の投入量の推定 < 公表データに基づく福島第一原発の燃料データのまとめ > 東北大学流体科学研究

Heat-Transfer Control Lab. Report No. 1, Ver. 4 (HTC Rep. 1.4 2011/04/13) 原子炉内が崩壊熱のみによって加熱されている場合に必要な水の投入量の推定 < 公表データに基づく福島第一原発の燃料データのまとめ > 東北大学流体科学研究所圓山 小宮研究室 2011/03/28 作成 (Ver1) 2011/04/01 改訂 (Ver2)

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 Copyright CHUBU Electric Power Co.,Inc. All Rights Reserved. 1

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 1 INDEX 01 02 廃止措置施設における保障措置について 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置中の保障措置について 03 04 廃止措置に係る DIQ 対応 その他 2 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉 廃止措置の概要 3 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置計画

消火活動のため 消防自動車隊を中心とする消火班をはじめ 避難誘導班や救護班からなる自衛消防 隊を組織しており 夜間休日においても 11 名以上が初期消火活動にあたることにしています 火災が起こった場合 まず火災感知器の感知等により中央制御室の当直長 ( 常駐 ) に連絡が入ります 当直長は 発電所内

火災対策 に関する回答要旨 新しい規制基準では 原子力施設の火災対策が大幅に強化され 原子力発電所の中の燃えやすいものや延焼の危険のある場所を特定したうえで 火災が起きた場合に備え 消火設備の設置や防火区画の整備 ケーブルやどの不燃 難燃化などの安全対策が義務付けられるとともに 外部で発生した火災についての影響評価も義務付けられました 内部火災原子炉施設やその付属設備で発生する 内部火災 に対しては

HPIS

HPIS 設備等のリスクマネジメントに 関する技術者の認証基準 Certification Procedure of Risk Management Engineer for Plant and Equipment HPIS F 102:2017 2017 年 11 月 28 日改正 一般社団法人日本高圧力技術協会 High Pressure Institute of Japan HPIS F102:20XX

東京電力福島第一原子力発電所の特定原子力施設への指定等について 1 平成 2 4 年 1 1 月 30 日原子力規制委員会 1. 特定原子力施設への指定及び措置を講ずべき事項について東京電力福島第一原子力発電所について 今般改正された核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律に基づいて 11 月 7 日付けで特定原子力施設に指定するとともに ( 別添 1 参照 ) 東京電力に対して 措置を講ずべき事項

作業部会長からの報告 資料 -2 J PARCハドロン実験施設における放射性物質漏えい事故検証に係る有識者会議作業部会 1. 作業の経過 2. 放射性物質漏えいの発生と主要な原因 3. 安全管理体制の問題点 第 2 回有識者会議 2013/07/05 KKR ホテル東京 1 1. 作業の経過 第 1

作業部会長からの報告 資料 -2 J PARCハドロン実験施設における放射性物質漏えい事故検証に係る有識者会議作業部会 1. 作業の経過 2. 放射性物質漏えいの発生と主要な原因 3. 安全管理体制の問題点 第 2 回有識者会議 2013/07/05 KKR ホテル東京 1 1. 作業の経過 第 1 回 第 2 回の作業部会での調査検討作業内容 安全管理体制問題点の抽出 法令報告が必要とは認識できなかった理由

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

運営管理に係る教訓と課題 10 項目 1. 地震発生時の各安全機能の確保 (1) 運転員の訓練 (2) 体制の整備 強化 (3) 非常用 DG( ディーゼル発電機 ) 等の作動確認試験について 2. 地震発生に伴い発生した不適合事象 (1) ホウ酸水注入系配管保温材の損傷について ( スライド式遮蔽

新潟県中越沖地震を踏まえた 教訓と課題 10 項目及び不適合事象への対応状況について 平成 20 年 12 月 19 日 0 運営管理に係る教訓と課題 10 項目 1. 地震発生時の各安全機能の確保 (1) 運転員の訓練 (2) 体制の整備 強化 (3) 非常用 DG( ディーゼル発電機 ) 等の作動確認試験について 2. 地震発生に伴い発生した不適合事象 (1) ホウ酸水注入系配管保温材の損傷について

泊発電所「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う耐震安全性評価結果　中間報告書の概要

泊発電所 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 の改訂に伴う耐震安全性評価結果中間報告書の概要. はじめに平成 8 年 9 月 日付けで原子力安全 保安院より, 改訂された 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ( 以下, 新耐震指針 という ) に照らした耐震安全性の評価を実施するように求める文書が出され, 当社は, 泊発電所の耐震安全性評価を行ってきました その後, 平成 9 年 7 月に新潟県中越沖地震が発生したことを踏まえ,

資料 1 平成 30 年 8 月 3 日 電気事業連合会 保安のための措置に係る運用ガイド ( 案 ) に対する事業者意見 1. はじめに H30.4.16 に提示いただいた 実用発電用原子炉施設に係る施行規則のイメージ 保安のための措置に係る運用ガイドのイメージ のうち 発電用原子炉施設の施設管理 ( 第 81 条 ) に関連する記載については 事業者の活動を限定するような記載が見受けられる 実際の活動内容については

（仮訳）資料1　「もんじゅ」廃止措置評価専門家会合

1 OFFICIAL もんじゅ 廃止措置評価専門家会合 2018 年 3 月 6 日 スティーブベキット 最高原子力責任者 DSR 2 OFFICIAL PFR 廃止措置 ドーンレイ 3 OFFICIAL 廃止措置の相乗効果 Primary Systems PFR の断面図 4 OFFICIAL 廃止措置の相乗効果 一次系 タービン 2 次系ポンプ過熱器 蒸発器 ナトリウムタンク PFR の断面図

添付 (2/11) (2) 原子炉及び格納容器への注水機能に係る対策当発電所の原子炉施設は, 原子炉への注水が必要となる異常時には, 安全保護系の信号により非常用炉心冷却系 ( 以下 ECCS という ) 及び原子炉隔離時冷却系を自動で起動させ, 原子炉へ注水する設計となっている しかし

添付 4.1.1 (1/11) 整備したアクシデントマネジメント策の概要 平成 4 年 7 月に通商産業省 ( 当時 ) が発表した アクシデントマネジメントの今後の進め方について に基づき, 平成 6 年 3 月に通商産業省 ( 当時 ) へ提出した 東海第二発電所のアクシデントマネジメント検討報告書 ( 以下 AM 検討報告書 という ) において, アクシデントマネジメント策を整備し, 平成

今後の安全評価要件と国産の安全解析コードの役割

計算科学技術部会, 熱流動部会合同セッション 軽水炉分野におけるモデリング & シミュレーションの国際情勢と我が国の課題 今後の安全評価要件と国産の安全解析コードの役割 2011 年 9 月 20 日日本原子力学会 2011 年の秋の大会, 北九州国際会議場 宇井淳 (JNES) 発表内容 1. 原子力安全規制の世界の潮流 2. 福島事故の教訓を踏まえた今後の安全評価要件 3. 我が国の安全解析コードの現状と課題

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シビアアクシデント解析コードの概要 日本原子力学会 2015 秋の大会 計算科学技術部会セッション シビアアクシデント解析の現状と Challenge 2015 年 9 月 9 日 静岡大学静岡キャンパス 内藤正則 ( 一財 ) エネルギー総合工学研究所 No. 1 発表の内容 1. 緒言 2. シビアアクシデント解析コードの構成 3. OECD/NEA BSAFプロジェクトの結果 4. 福島第一原子力発電所事故時の炉心崩壊熱除去の状況

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日本原子力学会燃料デブリ研究専門委員会 解析 評価等による 燃料デブリ分布の推定について 平成 28 年 10 月 4 日 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) 一般財団法人エネルギー総合工学研究所 (IAE) 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 説明内容 1. はじめに ( 背景 目的等 ) 2. 事故進展解析コードについて 3.MAAP 解析結果の概要 4.1 号機の解析 評価結果 5.3

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福島第一原子力発電所燃料デブリ臨界管理に資する基礎臨界データ整備に向けて 燃料サイクル安全研究ユニット 臨界安全研究グループ 福島第一原子力発電所 の炉心は 震災による非常用炉心冷却装置不全のため メルトダウンした 燃料デブリが生じていると考えられるが その位置 形状 の状況は不確か 不明である ホウ素を含まない 水で冷却されている 現状理解 STEP 燃料集合体 形状を保った 圧力容器 格納容器

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実用発電用原子炉に係る 新規制基準について - 概要 - 平成 25 年 7 月原子力規制委員会 福島原発事故以前の安全規制への指摘 福島原発事故以前の安全規制の問題点として 福島原発事故以前にはシビアアクシデント対策が規制の対象とされず十分な備えがなかったこと また新たな基準を既設の原発にさかのぼって適用する法的仕組みがなく 常に最高水準の安全性をはかることがなされなかったことなどが指摘された 外部事象も考慮したシビアアクシデント対策が十分な検討を経ないまま