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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

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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

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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

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

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 (

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

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

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日本原子力学会 2014 春の年会 標準委員会セッション 1 地震 PRA 実施基準の改定について 地震ハザード評価 2014 年 3 月 27 日 東京都市大学世田谷キャンパス 1 号館 A 会場 東京都市大学蛯沢勝三 0 Ⅰ. 地震ハザード評価高度化の基本方針と追加項目 基本方針 (1) 2006 年実施基準以降に発生した国内外の地震からの知見を分析 検討し 重要項目を委員合意の上で整理し 基準に全て取り入れる

「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

スライド 1

P.1 NUMO の確率論的評価手法の開発 原子力学会バックエンド部会第 30 回 バックエンド 夏期セミナー 2014 年 8 月 7 日 ( 木 ) ビッグパレットふくしま 原子力発電環境整備機構技術部後藤淳一 確率論的アプローチの検討の背景 P.2 プレート運動の安定性を前提に, 過去 ~ 現在の自然現象の変動傾向を将来に外挿し, 地層の著しい変動を回避 ( 決定論的アプローチ ) 回避してもなお残る不確実性が存在

国土技術政策総合研究所資料

5. 鉄筋コンクリート橋脚の耐震補強設計における考え方 5.1 平成 24 年の道路橋示方書における鉄筋コンクリート橋脚に関する規定の改定のねらい H24 道示 Ⅴの改定においては, 橋の耐震性能と部材に求められる限界状態の関係をより明確にすることによる耐震設計の説明性の向上を図るとともに, 次の2 点に対応するために, 耐震性能に応じた限界状態に相当する変位を直接的に算出する方法に見直した 1)

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

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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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)

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4. 耐震安全性向上のための取り組み状況 4.1 基準地震動の設定と耐震安全性の見直し ( バックチェック ) 既設の原子力発電所は従来の耐震設計審査指針 ( 旧指針 ) によって設計されていたが 平成 18 年 9 月 19 日に 発電用原子炉施設に関わる耐震設計審査指針 が 28 年ぶり改訂されたことに伴い 同 9 月 20 日に原子力安全 保安院 ( 以下 NISA) 指示が出され 各事業者では基準地震動

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

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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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資料 3-3 地震を巡る最近の動きと 今後の対応について 平成 25 年 3 月経済産業省商務流通保安グループ 目次 ページ 1 産業保安各法令で求める耐震基準 2~3 2 地域係数のマップの比較 4 3 地震動予測の変化 5 4 想定する頻度による地震動の違い 6 5 東日本大震災を踏まえた耐震基準の検討結果 7 6 南海トラフ巨大地震 首都直下地震等の想定 8 7 地震を巡る今後の対応を検討するに当たり考慮すべき事項

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コンクリート構造物の設計の基本と最近の話題 テキスト : 設計編 1 章コンクリート構造物の設計と性能照査 2011 年 8 月 2 日大阪工業大学井上晋 構造物の設計とは? p.1 対象構造物の用途や機能から定められる要求性能とそのレベルを, 施工中および設計耐用期間のすべてを通じて満たすことができるように, その構造形式, 部材, 断面, 配筋等の諸元を定める行為 対象は耐荷力のみにとどまらない

蛯澤幹事より, 第 3 章の構成について説明がされた. 崩壊熱は時間によって変化するので, 停止直後の値だけでなくグラフで示すほうが 相 場観がわかりやすいだろう. 第 3 章ではイメージを示したい. 詳細な数字は 4 章で扱うこととする. 執筆希望部分がある委員は事務局への連絡をお願いする 亀田委

日本地震工学会原子力安全のための耐津波工学の体系化に関する調査委員会 第 9 回委員会議事録 ( 案 ) 日時 : 平成 25 年 12 月 19 日 ( 木 )13 時 30 分 ~16 時 30 分場所 : 建築会館 301+302 会議室出席者 :( 敬称略 ) 亀田, 宮野, 今村, 飯田, 飯塚, 石黒, 蛯澤, 桐本, 高橋 ( 智 ), 美原, 奈良, 香月, 庄司, 杉野, 有川,

「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報告書の提出について

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報告書の提出について 平成 3 年 月 日中国電力株式会社 当社は, 経済産業省原子力安全 保安院の指示 ( 平成 8 年 9 月 0 日 ) に基づき, 島根原子力発電所の耐震安全性評価を行ってきましたが, 本日, 島根原子力発電所 3 号機の耐震安全性評価結果を取りまとめ, 原子力安全 保安院に報告書を提出しました

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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地震時の原子力発電所燃料プールからの溢水量解析プログラム 地球工学研究所田中伸和豊田幸宏 Central Research Institute of Electric Power Industry 1 1. はじめに ( その 1) 2003 年十勝沖地震では 震源から離れた苫小牧地区の石油タンクに スロッシング ( 液面揺動 ) による火災被害が生じた 2007 年中越沖地震では 原子力発電所内の燃料プールからの溢水があり

技術基準改訂による付着検討・付着割裂破壊検討の取り扱いについてわかりやすく解説

技術基準改訂による付着検討 付着割裂破壊検討の取り扱いについてわかりやすく解説 2016 年 6 月 株式会社構造ソフト はじめに 2015 年に 建築物の構造関係技術基準解説書 ( 以下 技術基準と表記 ) が2007 年版から改訂されて 付着検討および付着割裂破壊検討に関して 2007 年版と2015 年版では記載に差がみられ お客様から様々な質問が寄せられています ここでは 付着検討や付着割裂破壊検討に関して

Microsoft Word - 4_構造特性係数の設定方法に関する検討.doc

第 4 章 構造特性係数の設定方法に関する検討 4. はじめに 平成 年度 年度の時刻歴応答解析を実施した結果 課題として以下の点が指摘 された * ) 脆性壁の評価法の問題 時刻歴応答解析により 初期剛性が高く脆性的な壁については現在の構造特性係数 Ds 評価が危険であることが判明した 脆性壁では.5 倍程度必要保有耐力が大きくなる * ) 併用構造の Ds の設定の問題 異なる荷重変形関係を持つ壁の

バックチェック計画書

( 別紙 1 ) 既設再処理施設の 耐震安全性評価実施計画書の見直しについて 平成 19 年 8 月 20 日日本原燃株式会社 目 次 1. 概要 1 2. 実施状況 1 3. 見直し工程 2 1. 概要平成 18 年 9 月 19 日付けで原子力安全委員会により 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 等の耐震安全性に係る安全審査指針類 ( 以下 耐震指針 という ) が改訂された これに伴い

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降伏時および終局時曲げモーメントの誘導 矩形断面 日中コンサルタント耐震解析部松原勝己. 降伏時の耐力と変形 複鉄筋の矩形断面を仮定する また コンクリートの応力ひずみ関係を非線形 放物線型 とする さらに 引張鉄筋がちょうど降伏ひずみに達しているものとし コンクリート引張応力は無視する ⅰ 圧縮縁のひずみ

図 東北地方太平洋沖地震以降の震源分布図 ( 福島第一 第二原子力発電所周辺 ) 図 3 東北地方太平洋沖地震前後の主ひずみ分布図 ( 福島第一 第二原子力発電所周辺 )

平成 3 年 8 月 30 日東京電力株式会社 平成 3 年東北地方太平洋沖地震を踏まえた新耐震指針に照らした既設発電用原子炉施設等の耐震安全性の評価結果の報告に係る 原子力安全 保安院における検討に際しての意見の追加への対応について ( 追加指示 ) に基づく報告 概要版 当社は 平成 3 年 3 月 日に発生した東北地方太平洋沖地震 (M9.0) 以降の地震の発生状況及び地殻変動 ( 地盤の動き

道路橋の耐震設計における鉄筋コンクリート橋脚の水平力 - 水平変位関係の計算例 (H24 版対応 ) ( 社 ) 日本道路協会 橋梁委員会 耐震設計小委員会 平成 24 年 5 月

道路橋の耐震設計における鉄筋コンクリート橋脚の水平力 - 水平変位関係の計算例 (H24 版対応 ) ( 社 ) 日本道路協会 橋梁委員会 耐震設計小委員会 平成 24 年 5 月 目次 本資料の利用にあたって 1 矩形断面の橋軸方向の水平耐力及び水平変位の計算例 2 矩形断面 (D51 SD490 使用 ) 橋軸方向の水平耐力及び水平変位の計算例 8 矩形断面の橋軸直角方向の水平耐力及び水平変位の計算例

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亀裂の変形特性を考慮した数値解析による岩盤物性評価法 地球工学研究所地圏科学領域小早川博亮 1 岩盤構造物の安定性評価 ( 斜面の例 ) 代表要素 代表要素の応力ひずみ関係 変形: 弾性体の場合 :E,ν 強度: モールクーロン破壊規準 :c,φ Rock Mech. Rock Engng. (2007) 40 (4), 363 382 原位置試験 せん断試験, 平板載荷試験 原位置三軸試験 室内試験

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

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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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1 南海トラフの巨大地震 : 新想定 予測可能性 長期評価 京都大学防災研究所橋本学 2 この 2 年間の主な所外での活動 日本地震学会東北地方太平洋沖地震対応臨時委員会委員 地震調査研究推進本部地震調査委員会長期評価部会海溝型分科会 ( その 2) 委員 内閣府南海トラフの巨大地震モデル検討会委員 内閣府南海トラフ沿いの大規模地震の予測可能性に関する調査部会委員 総合科学技術会議評価専門調査会 日本海溝海底地震津波観測網の整備及び緊急津波速報

目次 序 重要な用語 Ⅰ. 基本的な考え方 1 位置づけと対象 2 地震ハザードの特徴を踏まえた原子力発電所の安全性 3 地震安全における基本的考え方 3.1 安全の捉え方と対処 3.2 システムとしての安全確保 3.3 地震安全のための深層防護 3.4 地震安全を実現するための枠組み Ⅱ. 実践に

原子力発電所の地震安全の基本原則 ( 案 ) ~ 地震安全の基本的な考え方とその実践による継続的安全性向上 ~ ( 第 15 回日本地震工学シンポジウム配布用 ) 本資料は 日本地震工学会研究委員会 原子力発電所の地震安全の基本原則に関する研究委員会 (2016.4~) が 原子力学会関係者と協働で取りまとめている 原子力発電所の地震安全の基本原則 の現状での案で 一つの考え方を示したものであり 内容について引き続き審議を行う予定です

スライド 1

構造物の耐震性能を考慮した 地震時点検基準値の設定方法 鉄道地震工学研究センター 地震応答制御研究室 主任研究員 川西智浩 1 本日の発表 研究の背景 目的 提案する基準値設定手法の基本方針 - 損傷下限値 安全率の設定 - 柱 橋脚の損傷下限値の評価 安全率を考慮した点検基準値の設定 まとめ 成果の活用 2 研究の背景 地震後に適切な運転規制を行うためには 鉄道構造物に被害が生じているかどうかを短時間で見極める必要がある

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資料 1 < 新たな津波浸水予測図 ( 素案 ) について > 今後の津波対策を構築するにあたっては 二つのレベルの津波を想定する 最大クラスの津波 : 住民避難を柱とした総合的防災対策を構築する上で設定する津波であり 発生頻度は極めて低いものの 発生すれば甚大な被害をもたらす最大クラスの津波 頻度の高い津波 : 防潮堤など構造物によって津波の内陸への侵入を防ぐ海岸保全施設等の整備を行う上で想定する津波

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中間報告 ( 資料編 ) 平成 23 年 12 月 26 日 東京電力福島原子力発電所における事故調査 検証委員会 目 次 第 Ⅱ 章資料 資料 Ⅱ-1 福島第一原子力発電所設備 1 資料 Ⅱ-2 沸騰水型原子炉 (BWR) を使用した発電の仕組み 2 資料 Ⅱ-3 福島第一原子力発電所配置図 3 資料 Ⅱ-4 福島第一原子力発電所 1 号機から 4 号機配置図 4 資料 Ⅱ-4 福島第一原子力発電所

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資料 3 新潟県中越沖地震による設備の 解析的影響評価 平成 19 年 11 月 東京電力株式会社 目次 中越沖地震による設備健全性確認への取り組みについて 解析的影響評価について 解析的影響評価の方針 ( 規格に従った評価を実施 ) 解析的影響評価の流れ ( 耐震裕度の大きな設備は選定基準を設けて評価を簡略化, 評価が厳しい設備はより実機の状態を反映した解析 評価を実施 ) 耐震設計における余裕度

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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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

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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 ) (

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

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H8 年度有限要素法 1 構造強度設計 1. 塑性崩壊 1.3 疲労設計 ( 一部修正版 ) H8-1/6 早川 (R : 夏学期の復習部分 ) 1. 塑性崩壊とその評価法 ( 極限解析 ) R 塑性崩壊 : 構造物として使用に耐えないほどの過度の塑性変形 全断面降伏 前提 : 弾完全塑性材モデル E ひずみ硬化ありひずみ硬化なし : 降伏強さ E : ヤング率 ε 図 1.3 弾完全塑性材モデルの応力

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

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

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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?

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

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

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2012 年制定 コンクリート標準示方書 [ 設計編 : 本編 ] 目 次 1 章 総 則 1 1.1 適用の範囲 1 1.2 設計の基本 2 1.3 用語の定義 4 1.4 記 号 7 2 章 要求性能 13 2.1 一 般 13 2.2 耐久性 13 2.3 安全性 14 2.4 使用性 14 2.5 復旧性 14 2.6 環境性 15 3 章 構造計画 16 3.1 一 般 16 3.2 要求性能に関する検討

検討の背景 10Hz を超える地震動成分の扱いに関する日 - 米の相違 米国 OBE (SSE ) EXCEEDANCE CRITERIA 観測された地震動が設計基準地震動を超えたか否かの判定振動数範囲 : 1Hz - 10Hz (10Hz 以上は評価対象外 ) 地震ハザードのスクリーニング (Ne

第 14 回日本地震工学シンポジウム G011-Fri-6 10Hz を超える地震動成分と機械設備の健全性 に関する考察 2014 年 12 月 5 日 落合兼寛 ( 一般社団法人 ) 原子力安全推進協会 Copyright 2012 by. All Rights Reserved. 検討の背景 10Hz を超える地震動成分の扱いに関する日 - 米の相違 米国 OBE (SSE ) EXCEEDANCE

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

２００１年１月２２日

ミニミニコメント 再稼動申請の疑問 3 内部溢水 東北電力 2015.5.14 資料 1-2-2 で説明されている 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 ( 設置許可基準規則 ) 第 9 条規定の 内部溢水 ( ないぶいっすい ) に対する評価に 疑問を感じました ここで 内部溢水とは 原発施設内の配管 タンク 消火設備 使用済み燃料プール等から水

目 次 1. 想定する巨大地震 強震断層モデルと震度分布... 2 (1) 推計の考え方... 2 (2) 震度分布の推計結果 津波断層モデルと津波高 浸水域等... 8 (1) 推計の考え方... 8 (2) 津波高等の推計結果 時間差を持って地震が

別添資料 1 南海トラフ巨大地震対策について ( 最終報告 ) ~ 南海トラフ巨大地震の地震像 ~ 平成 25 年 5 月 中央防災会議 防災対策推進検討会議 南海トラフ巨大地震対策検討ワーキンググループ 目 次 1. 想定する巨大地震... 1 2. 強震断層モデルと震度分布... 2 (1) 推計の考え方... 2 (2) 震度分布の推計結果... 2 3. 津波断層モデルと津波高 浸水域等...

本ワーキンググループにおけるこれまでの検討事項

本ワーキンググループにおけるこれまでの検討事項 資料 1 本ワーキンググループの検討内容 第 3 回資料 1 を一部修正 地震発生予測について ( 予測可能性調査部会において検討 ) 〇現状の地震発生予測の可能性 確度 予測可能性に関する科学的知見を整理 社会が混乱するおそれがある 4 つのケースについて検討 〇南海トラフにおけるリアルタイムモニタリング 南海トラフで発生している現象を分析 評価し

研究炉班 : 審査会合 (28 回実施 ) ヒアリング (111 回実施 ) 地震津波班 : 審査会合 (33 回実施 ) ヒアリング (73 回実施 ) 新規制基準対応の想定スケジュール (HTTR) 設置変更許可申請 : 平成 26 年 11 月 26 日 第 1 回 : 平成 28 年 10

研究炉班 : 審査会合 (27 回実施 ) ヒアリング(98 回実施 ) 地震津波班 : 審査会合 (25 回実施 ) ヒアリング(62 回実施 ) 新規制基準対応の想定スケジュール (JRR-3) 設置変更許可申請 : 平成 26 26 日 第 1 回 ( 地盤安定性 ): 平成 27 年 8 月 31 日 第 2 回 ( 安全確保の考え方 ): 平成 28 年 8 月 24 日 第 3 回 (

ドラフト版 技術評価を希望する学協会規格について 本資料は 電気事業連合会事務局にて作成中のドラフト版であり 3 月中旬に 事業者の総意として承認を受けた正式版を別途提出しますので 内容に変更が生じる可能性があります 正式版の提出にあたっては 技術評価を希望する背景等の補足説明資料を添付します 3

版 技術評価を希望する学協会規格について 本資料は 電気事業連合会事務局にて作成中の版であり 3 月中旬に 事業者の総意として承認を受けた正式版を別途提出しますので 内容に変更が生じる可能性があります 正式版の提出にあたっては 技術評価を希望する背景等の補足説明資料を添付します 3 月中旬の事業者資料を確認いただき 必要があれば面談等で事業者から説明を行います 技術評価を希望する規格の抽出について

泊発電所3号機 耐震設計に係る基本方針について

泊発電所 3 号機 耐震設計に係る基本方針について 平成 26 年 1 月 14 日北海道電力株式会社 はじめに 今回の新たな規制により下記の規則が制定された 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 実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則 今回の規制において, 新たな要求や記載の充実が図られたものとして, 以下のような事項がある 津波防護施設, 浸水防止設備,

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液状化の検討方法について 資料 -6 1. 液状化の判定方法 液状化の判定は 建築基礎構造設計指針 ( 日本建築学会 ) に準拠して実施する (1) 液状化判定フロー 液状化判定フローを図 -6.1 に示す START 判定対象土層の設定 (2) 判定対象土層 液状化の判定を行う必要がある飽和土層は 一般に地表面から 2m 程度以浅の沖積層で 考慮すべき土の種類は 細粒分含有率が 35% 以下の土とする

Microsoft Word - RKTC6_第6回 議事録（承認）.doc

標準委員会第 6 回リスク専門部会議事録 1. 日時 2009 年 10 月 7 日 ( 水 ) 14:30~17:15 2. 場所 ( 独 ) 原子力安全基盤機構別館 11 階 A,B 会議室 3. 出席者 ( 敬称略 ) ( 出席委員 ) 平野 ( 光 )( 部会長 ), 山口 ( 副部会長 ), 成宮 ( 幹事 ), 野中, 本間, 吉田 ( 一 ), 倉本, 松岡, 松本, 橋本, 町田,

地震動予測手法の現状

hayashi@archi.kyoto-u.ac.jp 3 4) ( ) / 5) 6) 7) 8) 995 G 地震動の大きさ 性能レベル グレード Ⅰ グレード Ⅱ グレード Ⅲ Q 基準法稀地震 基準法極稀地震 軽微な被害 ~ 小破 ~ 中破 レベル クライテリア 内陸直下型地震 軽微な被害 ~ 小破 ~ 中破 軽微な被害 ~ 小破 ~ 中破 の領域の検証法の提案を目指す 耐力劣化点 レベル

施設・構造1-5b　京都大学原子炉実験所研究用原子炉（KUR）新耐震指針に照らした耐震安全性評価（中間報告）（原子炉建屋の耐震安全性評価）　（その2）

原子炉建屋屋根版の水平地震応答解析モデル 境界条件 : 周辺固定 原子炉建屋屋根版の水平方向地震応答解析モデル 屋根版は有限要素 ( 板要素 ) を用い 建屋地震応答解析による最上階の応答波形を屋根版応答解析の入力とする 応答解析は弾性応答解析とする 原子炉建屋屋根版の上下地震応答解析モデル 7.E+7 6.E+7 実部虚部固有振動数 上下地盤ばね [kn/m] 5.E+7 4.E+7 3.E+7

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第 14 回津波検討会議事録 1. 開催日時 : 平成 28 年 6 月 24 日 ( 金 ) 13:30~16:40 2. 開催場所 : 日本電気協会 6 階 609 会議室 3. 出席者 :( 順不同, 敬称略 ) 委員 : 吉村主査 ( 東京大学 ), 奈良林副主査 ( 北海道大学 ), 楊井幹事 ( 東京電力 ), 森北副幹事 ( 関西電力 ), 河村副幹事 ( 中部電力 ), 富田 ( 名古屋大学

21世紀型パラメータ設計―標準ＳＮ比の活用―

世紀のパラメータ設計ースイッチ機構のモデル化ー 接点 ゴム 変位 スイッチ動作前 スイッチ動作後 反転ばねでスイッチの クリック感 を実現した構造 世紀型パラメータ設計 標準 SN 比の活用 0 世紀の品質工学においては,SN 比の中に, 信号因子の乱れである 次誤差 (S res ) もノイズの効果の中に加えて評価してきた.のパラメータ設計の例では, 比例関係が理想であるから, 次誤差も誤差の仲間と考えてもよかったが,

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

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

PowerPoint プレゼンテーション

第 3 回京都大学原子炉実験所原子力安全基盤科学研究シンポジウムー東京電力福島第一原子力発電所事故後の地震 津波と原子力リスクー 地震 津波等外的事象に対する原子力リスクの現状 * 2014 年 10 月 30 日京都大学芝蘭会館 東京都市大学客員教授京都大学 早稲田大学非常勤講師蛯沢勝三 *: 東京都市大学 / 早稲田大学大学院共同原子力専攻主催原子力安全工学科 都市工学科共催第 8 回未来エネルギーシンポジウムー巨大地震に備えるリスク評価

中部電力グループ　アニュアルレポート2012

20 5 CSR 202 7 30-2 7 8 2 3 25m 特 集１ 浜 岡原子力発 電 所の安 全 性をより一層高めるための取り組み - 2 地震に対する備え 中部電力が考慮している地震 - 3 防災対策の強化 原子力防災体制の見直し 強化 国 自治体などとの連携強化 地震による揺れの強さは 震源の位置 震源域の広さ 震源か 防波壁の設置などのハード面の対策に加え ソフト面の対策 自治体の地域防災計画改正に積極的に協力していきます

別添資料 地下階の耐震安全性確保の検討方法 大地震動に対する地下階の耐震安全性の検討手法は 以下のとおりとする BQ U > I BQ UN I : 重要度係数で構造体の耐震安全性の分類 Ⅰ 類の場合は.50 Ⅱ 類の場合は.25 Ⅲ 類の場合は.00 とする BQ U : 地下階の保有

別添資料 4-4- 大地震動時の層間変形角の検討方法 大地震動時の層間変形角の算定方法は 次のとおりとする 保有水平耐力計算により構造設計を行う場合には 構造体の変形能力を考慮し 一次設計時の層間変形角より推定する 推定の方法としては 下式に示すエネルギー一定則に基づく方法を原則とする なお 変位一定則に基づく方法による場合は 適用の妥当性を検証すること δ D δ δp: 大地震動時における建築物の最大水平変形

リスクマネジメントのための組織的な基盤

本資料は英語原文の資料を原子力リスク研究センターにて仮訳したものです リスクマネジメントのための組織的な基盤 C.R. (RICK) GRANTOM P.E. NRRC Workshop on Risk-Informed Decision Making: A Survey of U.S. Experience Tokyo, Japan, June 1-2, 2017 説明骨子 プレゼンテーション 50

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第 13 地象 (1 傾斜地 ) 1 調査の手法 (1) 調査すべき情報ア土地利用の状況傾斜地の崩壊により影響を受ける地域の住宅等の分布状況 その他の土地利用の状況 ( 将来の土地利用も含む ) イ傾斜地の崩壊が危惧される土地の分布及び崩壊防止対策等の状況既に傾斜地の崩壊に係る危険性が認知 危惧されている土地の分布当該傾斜地の崩壊防止対策等の状況ウ降水量の状況当該地域の降雨特性の把握に必要な対象事業の実施区域等の降水量の状況エ地下水及び湧水の状況傾斜地の安定性に影響を与える地下水の水位及び湧水の分布

JISQ 原案（本体）

目次 ページ序文 1 1 適用範囲 1 2 引用規格 1 3 用語及び定義 2 4 力量要求事項 2 5 労働安全衛生マネジメントシステム審査員に対する力量要求事項 2 5.1 一般 2 5.2 OH&Sの用語, 原則, プロセス及び概念 2 5.3 組織の状況 2 5.4 リーダーシップ, 働く人の協議及び参加 2 5.5 法的要求事項及びその他の要求事項 2 5.6 OH&Sリスク,OH&S 機会並びにその他のリスク及びその他の機会

通りである レベル1 津波 :100 年に 1 度程度発生する規模で, この津波に対しては, 人命, 財産, 経済活動を守る レベル 2 津波 :1000 年に 1 度程度発生する規模で, この津波に対しては, 人命を守り, 経済的損失をできるだけ軽減する また, 大きな二次災害を引き起こさず, 早

公益社団法人日本コンクリート工学会 平成 25 年 4 月 10 日 JCI 東日本大震災に関する特別委員会からの第二次提言 A 地震対策について ( 既存コンクリート構造物について ) (1) 耐震性能が不十分な既存コンクリート構造物に対しては, 耐震補強の早急な実施を促す 解説 現行の耐震設計法で建造されたコンクリート構造物, ならびに耐震補強されたコンクリート構造物には被害がほとんどなく, 免震構造の建築物にもほとんど被害はなかった

《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

2015/11/ ( 公財 ) 建築技術教育センター平成 27 年度普及事業第 4 回勉強会於 : 大垣ガスほんのりプラザ 近似応答計算の要点 (1 質点系の応答 ) 齋藤建築構造研究室齋藤幸雄 現行の耐震規定 ( 耐震性能評価法 ) 超高層建築物等を除いて 静的計算 (

2015.11.29 ( 公財 ) 建築技術教育センター平成 27 年度普及事業第 4 回勉強会於 : 大垣ガスほんのりプラザ 近似応答計算の要点 (1 質点系の応答 ) 齋藤建築構造研究室齋藤幸雄 現行の耐震規定 ( 耐震性能評価法 ) 超高層建築物等を除いて 静的計算 ( 地震時の応力計算や保有水平耐力の算定等 ) によっており 地震時の応答変位等を直接算定 ( 動的応答計算 ) するものではない

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

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第 2 編地震による自然現象の予測 1 調査の条件 1.1 想定地震 1.1.1 想定地震の設定方針本調査は 沖縄県の陸地部および周辺海域で想定される大規模地震により予想される物的 人的被害の状況を総合的に把握し 災害対策の基礎資料とするものであり 解析のための想定地震は 以下の点を考慮して設定した 過去の調査と整合を保つため 過去の調査 ( 平成 21 年度沖縄県地震被害想定調査 平成 23 24

平成２０年度　第３回線量低減検討会

BWR/PWR 水化学管理指針の概要 日本原子力学会水化学部会第 16 回定例研究会 平成 24 年 6 月 1 日中国電力株式会社 BWR/PWR 水化学管理指針 策定の目的 p2 水化学が果たすべき役割 使命 構造材料の腐食損傷抑制 燃料健全性の監視 被ばく線源の低減 放射性廃棄物の低減 事故の影響の最小化 安全注入系のほう酸水濃度の管理 格納容器スプレー系のアルカリ濃度の管理 (PWR( PWR)

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

<4D F736F F D DC58F4994C5817A836F E E8C7689E68F DC48F88979D816A E32322E646F63>

既設再処理施設の 耐震安全性評価実施計画書 平成 18 年 10 月 18 日日本原燃株式会社 目 次 1. 概要 1 2. 評価対象施設 1 3. 耐震安全性評価項目および実施工程 1 4. 評価手順 2 5. その他 3 表 -1 再処理施設における評価対象施設等 4 図 -1 耐震安全性評価全体検討フロー 5 表 -2 耐震安全性評価実施工程 ( 予定 ) 6 表 -3 耐震安全性評価実施体制表

平成 29 年 4 月 12 日サイバーセキュリティタスクフォース IoT セキュリティ対策に関する提言 あらゆるものがインターネット等のネットワークに接続される IoT/AI 時代が到来し それらに対するサイバーセキュリティの確保は 安心安全な国民生活や 社会経済活動確保の観点から極めて重要な課題

平成 29 年 4 月 12 日サイバーセキュリティタスクフォース IoT セキュリティ対策に関する提言 あらゆるものがインターネット等のネットワークに接続される IoT/AI 時代が到来し それらに対するサイバーセキュリティの確保は 安心安全な国民生活や 社会経済活動確保の観点から極めて重要な課題となっている 特に IoT 機器については その性質から サイバー攻撃の対象になりやすく 我が国において

原子力安全推進協会 (JANSI) のミッション 日本の原子力産業界における 世界最高水準の安全性の追求 ~ たゆまぬ最高水準 (Excellece) の追求 ~ ミッション達成のための取組み ( 原子力防災関係 ) 〇安全性向上対策の評価と提言 勧告及び支援 過酷事故 (SA) 対策の評価 〇原子

原子力施設の防災対策への支援 2014 年 4 月 原子力安全推進協会 1 原子力安全推進協会 (JANSI) のミッション 日本の原子力産業界における 世界最高水準の安全性の追求 ~ たゆまぬ最高水準 (Excellece) の追求 ~ ミッション達成のための取組み ( 原子力防災関係 ) 〇安全性向上対策の評価と提言 勧告及び支援 過酷事故 (SA) 対策の評価 〇原子力施設の評価と提言 勧告及び支援

目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画 2 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設に関する安全性 4 (1) 周辺地域への放

東京電力株式会社福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟の増設に関する協議結果 平成 26 年 1 月 20 日 福島県原子力発電所安全確保技術連絡会安全対策部会 目 次 はじめに 1 Ⅰ 福島第一原子力発電所における固体廃棄物貯蔵庫について 1 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的と計画 2 (1) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の目的 (2) 固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟増設の計画

1 想定地震の概要南海トラフで発生する地震は 多様な地震発生のパターンが考えられることから 次の地震の震源域の広がりを正確に予測することは 現時点の科学的知見では困難です そのため 本市では 南海トラフで発生する地震として 次の2つの地震を想定して被害予測調査を行いました (1) 過去の地震を考慮し

1 想定地震の概要南海トラフで発生する地震は 多様な地震発生のパターンが考えられることから 次の地震の震源域の広がりを正確に予測することは 現時点の科学的知見では困難です そのため 本市では 南海トラフで発生する地震として 次の2つの地震を想定して被害予測調査を行いました 南海トラフ沿いでは 宝永地震 (1707) 安政東海 安政南海地震(1854) 昭 和東南海 (1944) 昭和南海地震(1946)

<4D F736F F F696E74202D F94AD C C5E8CB48E E7B90DD82CC90568B4B90A78AEE8F8082CC8A C982C282A282C E616C>

2013 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 ) 効果的 効率的なアクシテ ントマネシ メントによる総合安全性の向上 (1) 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 9 月 5 日 原子力規制庁青木一哉 1 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

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

資料 1 3 小規模附属物点検要領 ( 案 ) の制定について Ministry of Land, Infrastructure, Transport and Tourism

資料 1 3 小規模附属物点検要領 ( 案 ) の制定について Ministry of Land, Infrastructure, Transport and Tourism 1. 小規模附属物点検要領の構成 目次 1. 適用範囲 2. 点検の目的 3. 用語の定義 4. 点検の基本的な考え方 5. 片持ち式 5-1 点検等の方法 5-2 点検の頻度 5-3 点検の体制 5-4 対策の要否の判定 5-5

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SSHAC 手法に基づく原子力発電所サイトの確率論的地震ハザード評価 (BC0504) 内陸地殻内地震を対象とした確率論的地震動ハザード評価課題とその解決に向けて 隈元崇 @ 岡山大学 Lettis, 2013 http://www.pge.com/includes/docs/pdfs/shared/edusafety/ systemworks/dcpp/sshac/sugmworkshops/ 特性化震源モデル

国土技術政策総合研究所 研究資料

第 7 章 検査基準 7-1 検査の目的 検査の目的は 対向車両情報表示サービス 前方停止車両 低速車両情報表示サービスおよび その組み合わせサービスに必要な機能の品質を確認することである 解説 設備の設置後 機能や性能の総合的な調整を経て 検査基準に従い各設備検査を実施する 各設備検査の合格後 各設備間を接続した完成検査で機能 性能等のサービス仕様を満たしていることを確認する検査を実施し 合否を判定する

バリデーション基準 1. 医薬品 医薬部外品 GMP 省令に規定するバリデーションについては 品質リスクを考慮し 以下の バリデーション基準 に基づいて実施すること 2. バリデーション基準 (1) バリデーションの目的バリデーションは 製造所の構造設備並びに手順 工程その他の製造管理及び品質管理の

バリデーション基準 1. 医薬品 医薬部外品 GMP 省令に規定するバリデーションについては 品質リスクを考慮し 以下の バリデーション基準 に基づいて実施すること 2. バリデーション基準 (1) バリデーションの目的バリデーションは 製造所の構造設備並びに手順 工程その他の製造管理及び品質管理の方法 ( 以下この基準において 製造手順等 という ) が期待される結果を与えることを検証し これを文書とすることによって

図 維持管理の流れと診断の位置付け 1) 22 22

第 2 章. 調査 診断技術 2.1 維持管理における調査 診断の位置付け (1) 土木構造物の維持管理コンクリート部材や鋼部材で構成される土木構造物は 立地環境や作用外力の影響により経年とともに性能が低下する場合が多い このため あらかじめ設定された予定供用年数までは構造物に要求される性能を満足するように適切に維持管理を行うことが必要となる 土木構造物の要求性能とは 構造物の供用目的や重要度等を考慮して設定するものである

耐震等級 ( 構造躯体の倒壊等防止 ) について 改正の方向性を検討する 現在の評価方法基準では 1 仕様規定 2 構造計算 3 耐震診断のいずれの基準にも適合することを要件としていること また現況や図書による仕様確認が難しいことから 評価が難しい場合が多い なお 評価方法基準には上記のほか 耐震等

耐震性 ( 倒壊等防止 ) に係る評価方法 基準改正の方向性の検討 耐震等級 ( 構造躯体の倒壊等防止 ) について 改正の方向性を検討する 現在の評価方法基準では 1 仕様規定 2 構造計算 3 耐震診断のいずれの基準にも適合することを要件としていること また現況や図書による仕様確認が難しいことから 評価が難しい場合が多い なお 評価方法基準には上記のほか 耐震等級 ( 構造躯体の損傷防止 ) 耐風等級

公開シンポジウム「安全な原子力であることの要件－福島原子力事故の教訓－」講演資料

日本学術会議シンポジウム 2014 年 3 月 5 日 原子力安全に関する具体的課題 関村直人 東京大学大学院工学系研究科日本学術会議連携会員 はじめに 原子力発電所は最も複雑な巨大人工物システムであって その安全を確保するために 全体を俯瞰する意識的な努力や 知の統合 が必要である 科学研究の発展に付随して人類が自ら引き起こした多くの問題は 単独の学術分野から得られた知のみでは解決することが困難であり

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不静定力学 Ⅱ 骨組の崩壊荷重の計算 不静定力学 Ⅱ では, 最後の問題となりますが, 骨組の崩壊荷重の計算法について学びます 1 参考書 松本慎也著 よくわかる構造力学の基本, 秀和システム このスライドの説明には, 主にこの参考書の説明を引用しています 2 崩壊荷重 構造物に作用する荷重が徐々に増大すると, 構造物内に発生する応力は増加し, やがて, 構造物は荷重に耐えられなくなる そのときの荷重を崩壊荷重あるいは終局荷重という

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資料 2 内閣府における 長周期地震動の検討 ( 内閣府検討結果の概要 ) 1 平成 27 年 12 月 17 日 内閣府の公表資料一覧 (1) 南海トラフ沿いの巨大地震による長周期地震動に関する報告 (2) 南海トラフ沿いの巨大地震による長周期地震動に関する報告図表集 (3) 別冊 1-1 南海トラフ沿いの過去地震の強震断層モデル及び津波断層モデル (4) 別冊 1-2 南海トラフ沿いの過去地震の強震断層モデル

(3) 利用 保管方法 要介護認定情報等の申出にて発生する厚生労働省 大学内での倫理審査の文書 研究方法のマニュアル等は 研究室で適切に管理する 厚生労働省より提供を受けた要介護認定情報等の保存媒体の保管場所は 研究室の戸棚に保管し 施錠する 要介護認定情報等の利用場所は 研究室のみとする サーバ室

別添 2-3 平成 30 年 8 月 8 日要介護認定情報 介護レセプト等情報の提供に関する事前説明会 参考資料 5 要介護認定情報等の利用に当たっての運用管理規程 ( 参考例 ) 平成 年 月 日 大学 部 研究室 1. 基本方針と管理目的本運用管理規程は 大学における学術研究の発展を推進するとともに研究成果の社会還元に寄与するため 大学 部 研究室の運用において 情報資産のセキュリティ対策に必要な事項を定める

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4.4 土木構造物の耐震性能照査への利用 4.4.1 はじめに地震動予測技術の発展をベースに 地盤や構造物の 2 段階設計の枠組みが各分野の設計法として体系化されてきている 性能照査型設計法とあいまって 新技術の導入が促進され 従来よりも安全性が高く かつ経済的な設計や維持管理が可能になるように期待される ここでは 土木耐震分野で議論されている地震動予測技術の適用についてその動向を述べる 4.4.2

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資料 3 JNES の安全研究成果 新潟工科大学原子力耐震 構造研究センター第 7 回原子力耐震安全研究委員会平成 26 年 2 月 10 日独立行政法人原子力安全基盤機構 0 報告内容 Ⅰ. 耐震安全研究の成果概要 A. 地震 地震動 地震動観測研究 B. 津波研究 ( 日本海 ) C. 建屋床柔性研究 D. プラント耐震裕度研究 E. 情報伝達 外的事象原子力防災 原子力リスクのコミュニケーション研究

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海上人工島の経年品質変化 研究背景 目的 解析条件 ( 境界条件 構成モデル 施工履歴 材料パラメータ ) 実測値と解析値の比較 ( 沈下量 ) 将来の不等沈下予測 ケーススタディー ( 埋土施工前に地盤改良を行う : 一面に海上 SD を打設 ) 研究背景 目的 解析条件 ( 境界条件 構成モデル 施工履歴 材料パラメータ ) 実測値と解析値の比較 ( 沈下量 ) 将来の不等沈下予測 ケーススタディー

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