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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

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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

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

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

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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

「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

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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

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

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

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

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

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

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

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 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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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

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

実用発電用原子炉の設置 運転等に関する規則 ( 抜粋 ) ( 昭和 53 年 最終改正 : 平成 25 年 )( 通商産業省令 ) ( 工場又は事業所において行われる廃棄 ) 第九十条法第四十三条の三の二十二第一項の規定により 発電用原子炉設置者は 発電用原子炉施設を設置した工場又は事業所において行

資料 6 トリチウムに係る規制基準 平成 26 年 1 月 15 日 トリチウム水タスクフォース事務局 1. 関係法令について 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 抜粋 ) ( 昭和 32 年 最終改正 : 平成 25 年 ) ( 保安及び特定核燃料物質の防護のために講ずべき措置 ) 第四十三条の三の二十二発電用原子炉設置者は 次の事項について 原子力規制委員会規則で定めるところにより

別 添 実用発電用原子炉に対する保安検査結果等について ( 平成 24 年度第 1 四半期 ) 平成 2 4 年 9 月 3 日経済産業省原子力安全 保安院 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 以下 原子炉等規制法 という ) 第 72 条の 3 第 2 項の規定に基づき 16

別 添 実用発電用原子炉に対する保安検査結果等について ( 平成 24 年度第 1 四半期 ) 平成 2 4 年 9 月 3 日経済産業省原子力安全 保安院 核原料物質 核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律 ( 以下 原子炉等規制法 という ) 第 72 条の 3 第 2 項の規定に基づき 16 原子力発電所に対する平成 24 年度第 1 回保安検査の結果 平成 24 年度第 1 四半期において実施された安全確保上重要な行為の保安検査の結果等を報告する

既存の高越ガス設備の耐震性向上対策について

経済産業省 20140519 商局第 1 号 平成 26 年 5 月 21 日 各都道府県知事殿 経済産業省大臣官房商務流通保安審議官 既存の高圧ガス設備の耐震性向上対策について 高圧ガス設備については 高圧ガス保安法及び液化石油ガスの保安の確保及び取引の適正化に関する法律 ( 以下 高圧ガス保安法 という ) に基づき 耐震設計を義務付けているところです こうした中で 平成 23 年東北地方太平洋沖地震の災害

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柏崎刈羽原子力発電所の透明性を確保する地域の会第 41 回定例会説明資料 耐震指針改訂に伴う原子力安全 保安院の対応 平成 18 年 11 月 1 日原子力安全 保安院柏崎刈羽原子力保安検査官事務所原子力安全地域広報官金城慎司 目 次 1. 耐震指針改訂までの経過 2. 新耐震指針の改訂内容 2.1 改訂の目的 2.2 改訂の概要 3. 新耐震指針への対応 1 1 1. 耐震指針改訂までの経過 (

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

「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

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

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,

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

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 (

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

２０１３年１月

発電用軽水型原子炉施設に係る新安全基準骨子案に対する意見書 2013 年 ( 平成 25 年 )3 月 14 日 日本弁護士連合会 はじめに当連合会は, 脱原発を速やかに行うことを求めており, 福島第一原発事故後の 2011 年 7 月 15 日付けで 原子力発電と核燃料サイクルからの撤退を求める意見書 を取りまとめ, 原子力発電所について 10 年以内のできるだけ早い時期に全て廃止する 廃止するまでの間は,

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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

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

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

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

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国会事故調 政府事故調提言の構造化 ( イメージ ) 文化知識教育オフサイト対策オンサイト対策原子力規制の強化 ( 組織の独立性 透明性 ) 危機管理態勢の強化その他組織の見直し専門性向上制度の見直し組織の見直し制度の見直し人材育成事故原因の解明継続東京電力 事業者の取組被災住民への対応防災訓練の強化組織の強化役割分担の明確化ソフト面の強化関係機関における人材育成ハード面の強化国会事故調 政府事故調における個別具体的な提言住民

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

JICA 事業評価ガイドライン ( 第 2 版 ) 独立行政法人国際協力機構 評価部 2014 年 5 月 1

JICA 事業評価ガイドライン ( 第 2 版 ) 独立行政法人国際協力機構 評価部 2014 年 5 月 1 JICA 事業評価ガイドライン ( 第 2 版 ) ( 事業評価の目的 ) 1. JICA は 主に 1PDCA(Plan; 事前 Do; 実施 Check; 事後 Action; フィードバック ) サイクルを通じた事業のさらなる改善 及び 2 日本国民及び相手国を含むその他ステークホルダーへの説明責任

設計小委第 号 国内 BWR プラントの非常用電源設備の配置について 平成 23 年 8 月 23 日電気事業連合会 国内 BWR プラントの非常用電源設備の構成例 及び非常用 DG 等の電源設備の配置設計の変遷を東京電力のプラントを例に示す 1. 非常用電源設備の構成図 1~2に 所内

設計小委第 3-1-1 号 国内 BWR プラントの非常用電源設備の配置について 平成 23 年 8 月 23 日電気事業連合会 国内 BWR プラントの非常用電源設備の構成例 及び非常用 DG 等の電源設備の配置設計の変遷を東京電力のプラントを例に示す 1. 非常用電源設備の構成図 1~2に 所内電源の構成の例を示す 通常運転時には 所内電力は主として発電機から所内変圧器を通して受電するが 送電線より起動変圧器を通しても受電することができる

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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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

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

Microsoft Word - 表紙（資料編）.docx

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

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

《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

目次 ( スライド No) 1. 原子力発電所における安全確保の取り組み 1 2. 原子力災害発生時における原子力事業者の支援の枠組み 2 (1) 原子力緊急事態支援センターによる支援 3 (2) 原子力事業者間協力協定に基づく支援 5

資料 2 原子力事業者における防災対策への取り組みについて 2014 年 9 月 19 日電気事業連合会 目次 ( スライド No) 1. 原子力発電所における安全確保の取り組み 1 2. 原子力災害発生時における原子力事業者の支援の枠組み 2 (1) 原子力緊急事態支援センターによる支援 3 (2) 原子力事業者間協力協定に基づく支援 5 1. 原子力発電所における安全確保の取り組み 1 新規制基準を踏まえ

建設炉燃料装荷前まので施設管理全体イメージ 電気事業連合会 1 要求事項 A. 各種要求 ( 規制 新知見等 ) C. 各種ニーズ 施範設囲管の理策の定対象 施設管の理設の定重要度 設計及び工事の計画 ( 供用前点検計画含む ) B. 設置 ( 変計画更 ) 許可 策活動管理指定標の

2018 年 10 月 5 日 電気事業連合会 施設管理に係る検討状況 ( 建設炉 ) 建設炉燃料装荷前まので施設管理全体イメージ 建設炉燃料装荷 ~ 営業運転開始の施設管理全体イメージ 建設炉新制度下における計画の整理 施設管理方針 施設管理目標の設定例 ( 建設炉 ) 建設炉燃料装荷前まので施設管理全体イメージ 2018..1 電気事業連合会 1 要求事項 A. 各種要求 ( 規制 新知見等 )

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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

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

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

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

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

Microsoft Word - 【施行②】第50条解釈適用指針Rev4.doc

経済産業省 平成 19 07 31 原院第 17 号平成 19 年 8 月 9 日 電気事業法施行規則第 50 条の解釈適用に当たっての考え方 経済産業省原子力安全 保安院 N I S A - 2 3 4 a - 0 7-5 電気事業法施行規則の一部を改正する省令 ( 平成 19 年経済産業省令第 56 号 ) の公布に伴い 改 正後の電気事業法施行規則 ( 平成 7 年通商産業省令第 77 号 以下

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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?

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

525 人 ( 県内避難者 8 万 4671 人, 県外避難者 4 万 5854 人 ) となっている 福島第一原発事故は, まさしく, 重大な人権侵害である (2) 福島第一原発事故前にも, 原子炉施設の設置許可においては 災害の防止上支障がないこと であることが要件とされてきた ( 平成 24

新規制基準における原子力発電所の設置許可 ( 設置変更 許可 ) 要件に関する意見書 2014 年 ( 平成 26 年 )6 月 20 日 日本弁護士連合会 当連合会は, 原子力規制委員会の新規制基準はいくつもの重大な欠陥を含んでおり, 安全が確保されないとして,2013 年 10 月 4 日付け人権擁護大会決議において, 停止中のものを含め, 原子力発電所の運転は認められず, できる限り速やかに,

Microsoft PowerPoint 発電用軽水型原子炉施設に係る新安全基準について（編集練習）

< 資料 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 10 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

平成 29 年 12 月 27 日中部電力株式会社 浜岡原子力発電所原子炉施設保安規定の変更について 1. はじめに平成 28 年 4 月より導入したカンパニー制の自律的な事業運営をこれまで以上に促進するため, 各カンパニーへのさらなる機能移管をはじめ, 本店組織について, 戦略機能の強化と共通サー

平成 29 年 12 月 27 日中部電力株式会社 浜岡原子力発電所原子炉施設保安規定の変更について 1. はじめに平成 28 年 4 月より導入したカンパニー制の自律的な事業運営をこれまで以上に促進するため, 各カンパニーへのさらなる機能移管をはじめ, 本店組織について, 戦略機能の強化と共通サービス機能の効率化 高品質化の促進を目的とした全社的な組織の再編を平成 30 年 4 月 1 日付で実施する予定である

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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

平成１９年（ネ）第５７２１号浜岡原子力発電所運転差止請求控訴事件

平成 24 年 ( 行ウ ) 第 15 号東海第二原子力発電所運転差止等請求事件 原告 大石光伸外 265 名 被告国外 1 名 準備書面 (11) ( 地震動想定手法には根本的な欠陥がある ) 水戸地方裁判所民事第 2 部御中 2014 年 ( 平成 26 年 )5 月 15 日 ( 次回期日 5 月 15 日 ) 原告ら訴訟代理人 弁護士河合 弘之 外 原発の耐震安全性は基準地震動の適切な策定にかかっているところ

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

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,

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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

「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

新旧対照表

- 1 - 原子力規制委員会設置法の一部を改正する法律案新旧対照表 原子力規制委員会設置法(平成二十四年法律第四十七号)(抄)(傍線部分は改正部分)改正案現行(目的)第一条この法律は 平成二十三年三月十一日に発生した東北地方太平洋沖地震に伴う東京電力株式会社福島第一原子力発電所の事故を契機に明らかとなった原子力の研究 開発及び利用(以下 原子力利用 という )に関する政策に係る縦割り行政の弊害を除去し

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

新安全基準の骨子

資料 2 実用発電用原子炉に係る 新規制基準について - 概要 - 原子力規制委員会 平成 30 年 1 月 23 日第 2 回原子力専門有識者会合 1 東京電力福島第一原子力発電所事故の反省を踏まえ 規制と利用の分離を徹底し 独立した 原子力規制委員会 を設置 (2012 年 9 月発足 ) 原子力規制委員会 原子力規制庁 ( 事務局 ) 規制 と 利用 の分離 規制 の一元化 透明性の高い情報公開

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

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣

第 2 回保障措置実施に係る連絡会 ( 原子力規制庁 ) 資料 3 廃止措置施設における保障措置 ( 規制庁及び IAEA との協力 ) 平成 31 年 4 月 24 日 日本原子力研究開発機構安全 核セキュリティ統括部 中村仁宣 はじめに JAEA は 保有する原子力施設の安全強化とバックエンド対策の着実な実施により研究開発機能の維持 発展を目指すため 1 施設の集約化 重点化 2 施設の安全確保及び

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

浜岡準備書面J#2#4!K!!CO_LA[Dj$N__GT

平成 19 年 ( ネ ) 第 5721 号浜岡原子力発電所運転差止請求控訴事件控訴人長野栄一外被控訴人中部電力株式会社 準備書面 (24) 2014 年 ( 平成 26 年 )3 月 20 日 東京高等裁判所第 11 民事部御中 控訴人ら訴訟代理人 弁護士河合 弘之 同海渡雄一 同内山成樹 同青木秀樹 同栗山知 同望月賢司 同只野靖 - 1 - 本書面は 被控訴人が平成 26 年 2 月 14 日に行った新規制基準への適合性確認審査申請における地震想定の問題点を指摘する前提として

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

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

Microsoft PowerPoint - 【提出用】161021_北海道資料.pptx

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

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

第 2 日 放射性廃棄物処分と環境 A21 A22 A23 A24 A25 A26 放射性廃棄物処分と環境 A27 A28 A29 A30 バックエンド部会 第 38 回全体会議 休 憩 放射性廃棄物処分と環境 A31 A32 A33 A34 放射性廃棄物処分と環境 A35 A36 A37 A38

2013 Annual Meeting of the Atomic Energy Society of Japan 2013 年 3 月 26 日 28 日 第 1 日 原子力施設の廃止措置技術 A01 A02 A03 A04 原子力施設の廃止措置技術 A05 A06 A07 放射性廃棄物処分と環境 A08 A09 A10 A11 A12 A13 放射性廃棄物処分と環境 A14 A15 A16 A17

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

Microsoft Word - shouwaki.doc

< 第 105 回原子力安全問題ゼミ > 中越沖地震が明らかにした原発耐震指針の問題点 2008 7.22 正脇謙次 1. はじめに 2007 年 7 月 16 日の M6.8の中越沖地震は柏崎刈羽原発 (7 機 ) から震央距離 16km 震源距離 23kmに発生したが 運転中の原発が速やかに停止したことは不幸中の幸いであった もし 不幸にも1 機の原発でも損傷が起きていたら 大変な事態をひきおきしていたかも知れないことを考えると

sankou5

参考資料 5 原子力保安検査官事務所の業務について 1. 原子力保安検査官事務所の業務における課題 検査業務が形骸化しており 無駄な官僚主義の一方 安全に正面から取り組む肝心なところが抜けているのではないか 検査の実効性を高め 柔軟に事業者のパフォーマンスを高める創造的な仕組みが必要ではないか 検査官が原子力発電所のサイトで必要な情報にいつでもアクセスできる権限を付与することが重要ではないか また

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

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

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

平成 24 年度事業報告の概要 世界最高水準の安全性の追求 ~ たゆまぬ Excellence をめざして ~ Copyright 2012 by Japan Nuclear Safety Institute. All Rights Reserved. 一般社団法人原子力安全推進協会 Japan N

平成 24 年度事業報告の概要 1 はじめに 原子力安全推進協会 ( 以下 JANSI) は 平成 23 年 3 月に発生の 福島第一事故 の反省を踏まえ シビアアクシデント ( 以下 SA) 対策を含む我が国の 原子力発電所の安全確保対策をより一層強化する ため 平成 24 年 11 月に日本原子力技術協会を改組 して 新たな組織として発足し 事業を開始 2 (1) 組織名称

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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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新潟県中越沖地震を受けた 原子力安全 保安院のこれまでの対応 平成 20 年 3 月 27 日 原子力安全 保安院 山田知穂 内 容 中越沖地震における原子力施設に関する調査 対策委員会 における検討状況 自衛消防 情報連絡 提供 耐震安全性 運営管理 設備健全性 IAEA フォローアップ調査 1 中越沖地震における原子力施設に関する調査 対策委員会 今回の地震が柏崎刈羽原子力発電所に及ぼした具体的な影響について事実関係の調査

Microsoft Word - 浜岡 証拠意見書　提出版.doc

平成 19 年 ( ネ ) 第 5721 号浜岡原子力発電所運転差止請求控訴事件 控訴人 長野栄一外 被控訴人中部電力株式会社 意見書 - 被控訴人平成 21 年 4 月 30 日付け証拠意見書に対する反論 - 2009 年 5 月 7 日 ( 次回期日 5 月 8 日 ) 東京高等裁判所第 11 民事部御中 控訴人ら訴訟代理人 弁護士河合 弘之 同海渡雄一 同内山成樹 同青木秀樹 同栗山知 同望月賢司

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

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

スライド 1

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

ＩＳＯ１９０１１の概要について

3 技術資料 3-1 ISO19011 の概要について 従来の環境マネジメントシステムの監査の指針であった ISO14010 ISO14011 ISO1401 2 が改正 統合され 2002 年 10 月に ISO19011 として発行されました この指針は 単に審査登録機関における審査の原則であるばかりでなく 環境マネジメントシステムの第二者監査 ( 取引先等利害関係対象の審査 ) や内部監査に適用できる有効な指針です

山口講演Ver2.pptx

炉物理夏期セミナー 新規制基準で原子力発電所の 安全確保を 2013 年 7 月 31 日 山口彰 ( 大阪大学 ) 1 新規制基準とはどのようなものか 2 福島第一原子力発電所事故の進展と対策の方向性 < 事故の進展 > 地震発生 原子炉停止 長時間の電源喪失の防止 外部電源喪失 非常用 DG / 炉心冷却系起動 津波発生 想定高さ : 5.7m 来襲高さ :15.5m < 対策 > 地震や津波に対する耐性強化

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

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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?

原子力施設のもたらすリスクの評価とその規制

原子力安全と規制 (1) 原子力安全はどのようにして確認するか 平成 26 年 8 月 18 日日本原子力学会原子力安全部会第 2 回夏期セミナー 原子力規制庁技術参与阿部清治 1 説明内容 1. 安全とは何か リスクとは何か 2. 原子力施設の安全確保の考え方 2.1 原子力施設の基本的安全機能と放射能に対する多重の障壁 2.2 深層防護の考え方と事象分類 2.3 規制の構造 安全研究 国際的取組み

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

どのような便益があり得るか? より重要な ( ハイリスクの ) プロセス及びそれらのアウトプットに焦点が当たる 相互に依存するプロセスについての理解 定義及び統合が改善される プロセス及びマネジメントシステム全体の計画策定 実施 確認及び改善の体系的なマネジメント 資源の有効利用及び説明責任の強化

ISO 9001:2015 におけるプロセスアプローチ この文書の目的 : この文書の目的は ISO 9001:2015 におけるプロセスアプローチについて説明することである プロセスアプローチは 業種 形態 規模又は複雑さに関わらず あらゆる組織及びマネジメントシステムに適用することができる プロセスアプローチとは何か? 全ての組織が目標達成のためにプロセスを用いている プロセスとは : インプットを使用して意図した結果を生み出す

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