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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

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

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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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

<4D F736F F F696E74202D208F7482CC944E89EF94AD955C8CB48D CE8DD0826F EF8FEA8E C5816A E >

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

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 (

<4D F736F F F696E74202D E8F7482CC944E89EF8BDF8B4591E58A E906B826F EC08E7B8AEE8F BD96EC A8F4390B35F E B8CDD8AB B83685D>

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

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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

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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

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

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,

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

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

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

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

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

目次 1: 安全性とソフトウェア 2: 宇宙機ソフトウェアにおける 安全 とは 3:CBCS 安全要求とは 4: 宇宙機ソフトウェアの実装例 5: 安全設計から得た新たな知見 6: 今後 2

宇宙機ソフトウェアにおける 安全要求と設計事例 宇宙航空研究開発機構 (JAXA) 情報 計算工学センター (JEDI) 梅田浩貴 (Hiroki Umeda) 目次 1: 安全性とソフトウェア 2: 宇宙機ソフトウェアにおける 安全 とは 3:CBCS 安全要求とは 4: 宇宙機ソフトウェアの実装例 5: 安全設計から得た新たな知見 6: 今後 2 1.1 安全性とは 安全性と信頼性の違いの例開かない踏切りは

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

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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)

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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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

IoT を含む医療機器システムのセキュリティ / セーフティ評価手法の提案と適用 東京電機大学早川拓郎金子朋子佐々木良一 Information Security Lab. 1

IoT を含む医療機器システムのセキュリティ / セーフティ評価手法の提案と適用 東京電機大学早川拓郎金子朋子佐々木良一 Information Security Lab. 1 目次 IoTの現状 ツリー分析とSTPAの課題 提案手法 試適用 今後の展望 Information Security Lab. 2 IoT( モノのインターネット ) の普及 IoT の普及により様々な モノ がインターネットと接続

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

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

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

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

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

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

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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

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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数値解析技術と標準 (3) 数値解析の信頼性に関する標準 平成 24 年 9 月 21 日原子力学会 2012 秋の大会標準委員会セッション5( 基盤 応用専門部会 ) 独立行政法人原子力安全基盤機構原子力システム安全部堀田亮年 AESJ MTG 2012 Autumn @Hiroshima 1 シミュレーションの信頼性 WG 報告書の構成 本文 (118 頁 ):V&Vの構造案解説 A) V&V

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,

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

速度規制の目的と現状 警察庁交通局 1

速度規制の目的と現状 警察庁交通局 1 1 最高速度規制の必要性 2 規制速度決定の基本的考え方 3 一般道路における速度規制基準の概要 4 最高速度規制の見直し状況 ( 平成 21 年度 ~23 年度 ) 5 最高速度違反による交通事故対策検討会の開催 2 1 最高速度規制の必要性 最高速度規制は 交通事故の抑止 ( 交通の安全 ) 交通の円滑化 道路交通に起因する障害の防止 の観点から 必要に応じて実施

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

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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?

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

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

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本講義のスコープ 都市防災工学 後半第 回 : イントロダクション 千葉大学大学院工学研究科建築 都市科学専攻都市環境システムコース岡野創 耐震工学の専門家として知っていた方が良いが 敷居が高く 入り口で挫折しがちな分野をいくつか取り上げて説明 ランダム振動論 地震波形に対する構造物応答の理論的把握 減衰と地震応答 エネルギーバランス 地震動の各種スペクトルの相互関係 震源モデル 近年では震源モデルによる地震動予測が良く行われている

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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 ) (

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...

040402．ユニットテスト

2. ユニットテスト ユニットテスト ( 単体テスト ) ユニットテストとはユニットテストはプログラムの最小単位であるモジュールの品質をテストすることであり その目的は結合テスト前にモジュール内のエラーを発見することである テストは機能テストと構造テストの2つの観点から行う モジュールはプログラムを構成する要素であるから 単体では動作しない ドライバとスタブというテスト支援ツールを使用してテストを行う

レジメ目次は 以下のとおり リスクとリスクマネジメントの定義 事故等リスクマネジメントの流れ 事故等リスクの例及びリスクの許容基準の例 事故等リスクの鄭瀬艇的 定量的評価のアプローチ イベントツリー フォールトツリーを用いた事項等リスクの定性的 定量的評価のイメージ 事故等リスク解析評価結果の整理の

MOT 勉強会レポート第 10 回 大規模工学的インフラ システムの リスクマネジメント 1. はじめに MOT 勉強会 2016 年の 10 回目は 12 月 15 日 ( 木 ) 夜 7 時より 中央区京橋 区民館にて開催された 事前に主催者から届いた案内では 3.11 震災以降クローズアップされてきた 原子力発電所 水力発電所 / ダム 宇宙航行システム等に代表される 大規模工学的インフラ システムの事故リスクを中心としたリスク評価手法とリスクマネジメントの考え方を紹介し

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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,

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

Microsoft PowerPoint - 解析評価説明（社外）rev18.ppt

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

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リスクテンプレート仕様書

目次 1. リスク管理の概要... 2 1.1 言葉の定義... 2 1.2 リスクモデル... 2 2. テンプレート利用の前提... 4 2.1 対象... 4 2.2 役割... 4 2.3 リスクの計算値... 4 2.4 プロセス... 4 2.5 ステータス... 5 3. テンプレートの項目... 6 3.1 入力項目... 6 3.2 入力方法および属性... 6 3.3 他の属性...

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

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

目次 1. 事故シーケンスグループ等の抽出における PRA の実施範囲と評価対象 2. PRA の説明における参照事項 に基づく構成について 3. レベル 1PRA 3.1 内部事象 PRA 出力運転時 PRA a 対象プラント b 起因事象 c 成功

本資料のうち, 枠囲みの内容は商業機密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 KK67-0020 改 05 提出年月日平成 26 年 7 月 15 日 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 確率論的リスク評価について ( 内部事象停止時レベル 1) 平成 26 年 7 月 東京電力株式会社 目次 1. 事故シーケンスグループ等の抽出における PRA

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耐震設計審査指針の考え方 と過酷事故対策ついてー 残余のリスク の取り扱いー 平成 23 年年 7 月 15 日 東京都市大学平野光將 (JNES 技術顧問 ) 1 発表内容 Ⅰ. 耐震設計審査指針の考え方 1. 改定の背景と経緯 2. 改定耐震設計審査指針の特徴と意義 3. 残余のリスクの取り扱い 4. 耐震バックチェック Ⅱ. 過酷事故対策 ( アクシデントマネジメント :AM) 1.AM 整備までの経緯

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劣化診断技術 ビスキャスの開発した水トリー劣化診断技術について紹介します 劣化診断技術の必要性 電力ケーブルは 電力輸送という社会インフラの一端を担っており 絶縁破壊事故による電力輸送の停止は大きな影響を及ぼします 電力ケーブルが使用される環境は様々ですが 長期間 使用環境下において性能を満足する必要があります 電力ケーブルに用いられる絶縁体 (XLPE) は 使用環境にも異なりますが 経年により劣化し

技術解説_有田.indd

Acceleration / G 2 18 16 14 12 1 8 6 4 2 Damping : 1. Period / s XY.1.1 1. 6533 283 3333 423 155 15 (X) 26.12 Hz 15 12 (Y) 28.32 Hz (Z) 43.98 Hz GS Yuasa Technical Report 211 年 6 月 第8巻 水平方向 X_3G 1.7e+7

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... 1-1... 1-2...... 2-1... 2-2... 2-3... 2-4... 2-5... 2-6... 2-7... 2-8... 2-9... 2-10... 2-11... 2-12... 2-13... 2-14... 2-15... 2-16... 2-17... 2-18... 2-19... 2-20... 2-21... 2-22... 2-23... 2-24...

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

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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

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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

２０１２年１月号　０６１１５８／表２対向

(H8) 1,412 (H9) 40,007 (H15) 30,103 851

(H8) 1,412 (H9) 40,007 (H15) 30,103 851 (H3) 1,466 (H3) 9,862 (H15) 4,450 704 9,795 1,677 18,488 402 44,175 3,824 8,592 853 7,635 1,695 2,202 179 5,127 841 27,631 452 35,173 177 123,797 186 45,727 1,735

22 25 34 44 10 12 14 15 11 12 16 18 19 20 21 11 12 22 10 23 24 12 25 11 12 2611 27 11 28 10 12 29 10 30 10 31 32 10 11 12 33 10 11 12 34

22 25 34 44 10 12 14 15 11 12 16 18 19 20 21 11 12 22 10 23 24 12 25 11 12 2611 27 11 28 10 12 29 10 30 10 31 32 10 11 12 33 10 11 12 34 35 10 12 36 10 12 37 10 38 10 11 12 39 10 11 12 40 11 12 41 10 11

- 1 - - 2 - - 3 - - 4 - H19 H18-5 - H19.7H20.3 8,629 11,600-6 - - 7 - - 8 - - 9 - H20.7 20 / - 10 - - 11 - 1 8,000 16,000 4,000 2 50 12 80-12 - 20 3040 50 18a 19a - 13 - - 14 - 1,000-15 - 3,000 4,500 560

17 12 12 13301515 2F1 P2 1 22 P19 160

136 17 12 12 13301515 2F1 P2 1 22 P19 160 161 15 87 15 P5 26 4 162 10 3 60 1/3 3 1 163 137 138 139 % %.%. (. ) ( ) 48 32 13 40 43 30 42 50 13 99 140 39 12 12 42 55 35 6 79 2004 16 17 39 37 53 13 1 1.2

CAEシミュレーションツールを用いた統計の基礎教育 | (株)日科技研

CAE シミュレーションツール を用いた統計の基礎教育 ( 株 ) 日本科学技術研修所数理事業部 1 現在の統計教育の課題 2009 年から統計教育が中等 高等教育の必須科目となり, 大学でも問題解決ができるような人材 ( 学生 ) を育てたい. 大学ではコンピューター ( 統計ソフトの利用 ) を重視した教育をより積極的におこなうのと同時に, 理論面もきちんと教育すべきである. ( 報告 数理科学分野における統計科学教育

東京電力福島第一原子力発電所事故発電所敷地への津波の到達時刻について

東京電力福島第一原子力発電所事故発電所敷地への津波の到達時刻について 東京電力株式会社 平成 25 年 10 月 7 日 津波到達時刻の評価 1. 波高計記録および連続写真の分析 2. プラントデータの分析 1 津波到達時刻の評価 1. 波高計記録および連続写真の分析 2. プラントデータの分析 2 波高計の諸元および波高計内蔵時計のずれについて 各号機の地震計の初期微動と波高計で観測された水圧波

講義「○○○○」

講義 信頼度の推定と立証 内容. 点推定と区間推定. 指数分布の点推定 区間推定 3. 指数分布 正規分布の信頼度推定 担当 : 倉敷哲生 ( ビジネスエンジニアリング専攻 ) 統計的推測 標本から得られる情報を基に 母集団に関する結論の導出が目的 測定値 x x x 3 : x 母集団 (populaio) 母集団の特性値 統計的推測 標本 (sample) 標本の特性値 分布のパラメータ ( 母数

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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

2 被害量と対策効果 < 死者 負傷者 > 過去の地震を考慮した最大クラス あらゆる可能性を考慮した最大クラス 対策前 対策後 対策前 対策後 死者数約 1,400 人約 100 人約 6,700 人約 1,500 人 重傷者数約 600 人約 400 人約 3,000 人約 1,400 人 軽傷者

1 概要 この被害想定は 南海トラフで発生する地震として 平成 26 年 2 月 3 日に本市が公表した2つの地震に係る人的被害や建物被害などの推計を取りまとめたものです 市民が防災対策の効果を実感し より一層の防災対策に取り組んでいただくため 防災対策を講じた場合の被害軽減効果の推計もあわせて行っています 過去の地震を考慮した最大クラス については 今後の防災対策の基礎資料とするため 人的被害や建物被害のほか

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地震と雪の荷重組み合わせについて - 鋼構造大スパン建物の動的解析結果から - 日本建築学会荷重運営委員会信頼性 学利 委員会 2017/2/15 公開小委員会 山﨑賢二 ( 竹中工務店 ), 小檜山雅之 ( 慶應義塾大学 ) 1 1-1. 背景 2 近年, 本では地震と雪の複合災害が増加 建築基準法施 令多雪区域の短期設計積雪荷重の組合せ係数 :0.35 建築基準法では中程度の地震と中程度の積雪のような荷重の組合せについては構造安全性検証を要求しない

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

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

第 40 号 平成 30 年 10 月 1 日 博士学位論文 内容の要旨及び審査結果の要旨 ( 平成 30 年度前学期授与分 ) 金沢工業大学 目次 博士 ( 学位記番号 ) ( 学位の種類 ) ( 氏名 ) ( 論文題目 ) 博甲第 115 号博士 ( 工学 ) 清水駿矢自動車用衝撃吸収構造の設計効率化 1 はしがき 本誌は 学位規則 ( 昭和 28 年 4 月 1 日文部省令第 9 号 ) 第

第１章

. 23 % 16.52 0.2 17.4 34.63 0.5 36.6 43.56 0.6 46.0 3 94.71 1.2 100 558.69 7.2 7,779.55 100 13. 24 16.1 16.0 16.8 16.6 19.6 21.1 19.4 21.1 13.2 11.5 14.4 12.5 64 57 43 2,056.7 2,056.7 2,260.7 2,204.0 113

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

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

Information Theory

前回の復習 講義の概要 chapter 1: 情報を測る... エントロピーの定義 確率変数 X の ( 一次 ) エントロピー M H 1 (X) = p i log 2 p i (bit) i=1 M は実現値の個数,p i は i 番目の実現値が取られる確率 実現値 確率 表 裏 0.5 0.5 H 1 X = 0.5 log 2 0.5 0.5log 2 0.5 = 1bit 1 練習問題の解答

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

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

JASMiRT-WS 2018

JASMiRT-WS 2018 2018.8.23 安全性向上に向けて 構造工学分野への期待 横浜国立大学名誉教授白鳥正樹 1 概要 原子力プラントの構造健全性設計 / 評価は 荷重に対する建屋 機器の応答 ( 加速度 変形 応力等 ) がそれぞれに対して定められた許容値を超えないという基準で行われる 地震荷重を考えた場合 応答の評価および許容値の決定プロセスに大きな不確かさが内在しており 結果として大きな安全裕度をとらざるを得ない

3

3 H26.6.25 ETC H26.5 ( JCT H26.5 P A 6 PA PA H26.6 JCT 6JCT2 11 H26.7 P A 5 PA H26.8 1,000,000 900,000 800,000 700,000 H24.10H25.9 H25.10H26.9 600,000 500,000 10 11 12 1 2 3 4 5 6 7 8 9 936,834

Microsoft PowerPoint - 7.pptx

通信路 (7 章 ) 通信路のモデル 情報 送信者 通信路 受信者 A a,, a b,, b B m = P( b ),, P( b m ) 外乱 ( 雑音 ) n = P( a,, P( a ) n ) 送信情報源 ( 送信アルファベットと生成確率 ) 受信情報源 ( 受信アルファベッと受信確率 ) でもよい 生成確率 ) 受信確率 ) m n 2 イメージ 外乱 ( 雑音 ) により記号 a

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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

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第 47 回地盤工学研究発表会 モアレを利用した変位計測システムの開発 ( 計測原理と画像解析 ) 平成 24 年 7 月 15 日 山形設計 ( 株 ) 技術部長堀内宏信 1. はじめに ひびわれ計測の必要性 高度成長期に建設された社会基盤の多くが老朽化を迎え, また近年多発している地震などの災害により, 何らかの損傷を有する構造物は膨大な数に上ると想定される 老朽化による劣化や外的要因による損傷などが生じた構造物の適切な維持管理による健全性の確保と長寿命化のためには,

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ロボットの計画と制御 マルコフ決定過程 確率ロボティクス 14 章 http://www.probabilistic-robotics.org/ 1 14.1 動機付けロボットの行動選択のための確率的なアルゴリズム 目的 予想される不確かさを最小化したい. ロボットの動作につての不確かさ (MDP で考える ) 決定論的な要素 ロボット工学の理論の多くは, 動作の影響は決定論的であるという仮定のもとに成り立っている.

2.2 調査方法今回の調査は以下の方法で事実の確認を行った 2.2.1 聞き取り及び文書類の調査 事実関係 原因究明部会 を中心に 志賀原子力発電所及び本店原子力部等の関係者に加え 当時 関わりのあった OB メーカー関係者から 幅広く聞き取り調査を行った また 弁護士から構成される社外調査団により 経営層を含む重要な関係者に対する聞き取り調査を行い 中立的 専門的な立場から事実の認定に努めた (

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津波浸水シミュレーション結果の 3 次元動画作成 エンジニアリング本部防災 環境解析部 内田 照久 1. はじめに想定を超える被害をもたらした東日本大震災をきっかけに 津波被害に対して関心が高まっている 近年 発生する確率が高いとされている南海ト (1) ラフ巨大地震による津波の被害想定では 建物全壊が約 13.2 万棟 ~ 約 16.9 万棟 死者数が約 11.7 万人 ~ 約 22.4 万人にのぼるとされている

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

Microsoft PowerPoint - ６．PID制御.pptx

プロセス制御工学 6.PID 制御 京都大学 加納学 Division of Process Control & Process Systems Engineering Department of Chemical Engineering, Kyoto University manabu@cheme.kyoto-u.ac.jp http://www-pse.cheme.kyoto-u.ac.jp/~kano/

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資料 5 JNES 安全研究の原子力規制委員会新規制基準への反映状況 新潟工科大学原子力耐震 構造研究センター第 6 回原子力耐震安全研究委員会 平成 25 年 10 月 25 日独立行政法人原子力安全基盤機構 0 1 目次 Ⅰ. 耐震設計及び津波設計に関する新規制基準に係る概括説明 Ⅱ. 地震に対する安全性評価 Ⅲ. 津波に対する安全性評価 Ⅳ. 外的事象に対する重大事故対策 ( 地震 津波 PRA)

TMR

TMR 1 2 4 8 10 12 14 15 16 18 19 22 23 25 27 28 29 30 32 33 ha 1,153 4,549 25.3% 24 42 1,504 2.8% 26 423 6.2% (1) 11 222 5.0% (2) 4 859 0.5% 24 107 2,.514 4.3% 24 10,536 85,251 12.4% 5,119 58,790 8.7%

6. 高速道路 SA PA 等 への充電設備設置事業の説明と提出書類 高速道路 SA PA 等 への充電設備設置事業の 説明と提出書類 事業名 事業内容 申請できる方 高速道路 SA PA 及び道の駅等への充電設備設置事業 ( 経路充電 ) 高速道路 SA PA 等 ( 注 1) におけ

6. 高速道路 SA PA 等 への充電設備設置事業の説明と提出書類 -1 6. 高速道路 SA PA 等 への充電設備設置事業の 説明と提出書類 事業名 事業内容 申請できる方 高速道路 SA PA 及び道の駅等への充電設備設置事業 ( 経路充電 ) 高速道路 SA PA 等 ( 注 1) における電欠防止の観点から重要 ( 注な経路充電 2) または電気自動車等の利便性向上の観点から特に有効と考えられる施設における充電のための充電設備設置事業地方公共団体

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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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本講義の範囲 都市防災工学 後半第 回 : 導入 確率過程の基礎 千葉大学大学院工学研究院都市環境システムコース岡野創 http://oko-lb.tu.chib-u.c.jp/oshibousi/. ランダム振動論 地震動を不規則波形 ( 確率過程 ) と捉えて, 構造物の地震応答を評価する理論. 震源モデルによる地震動評価 断層の動きを仮定して, 断層から発せられる地震動を評価する方法 ( 運動学的モデル

Japanese nuclear policy and its effect on EAGLE project

2018 年 8 月 23 日 JASMiRT 第 2 回国内ワークショップ 3 既往研究で取得された関連材料特性データの現状 - オーステナイト系ステンレス鋼の超高温材料特性式の開発 - 鬼澤高志 下村健太 加藤章一 若井隆純 日本原子力研究開発機構 背景 目的 (1/2) 福島第一原子力発電所の事故以降 シビアアクシデント時の構造健全性評価が求められている 構造材料の超高温までの材料特性が必要

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第 16 回土木構造物検討会議事録 1. 開催日時 : 平成 25 年 12 月 20 日 ( 火 ) 13:30~15:50 2. 開催場所 : 日本電気協会 4 階 C 会議室 3. 出席者 ( 順不同, 敬称略 ) 出席委員 : 谷 ( 防災科学技術研究所 ), 山崎 ( 首都大学東京 ), 衣笠 ( 東京工業大学 ), 原口 ( 関西電力 ), 大友 ( 電力中央研究所 ), 鈴木 ( 原子力安全推進協会