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《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

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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

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

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

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

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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( 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

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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

<4D F736F F D20959F93878CB494AD81408B6789AAD2D BB82CC E646F63>

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?

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

19 ページ 19 ページ a. 原子炉 使用済燃料プールへの代替注水及び淡水移送機能号機 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機負荷復水移送ポンプ 残留熱除去系封 4D-1 水ポンプ等の負 荷容量 a. 原子炉 使用済燃料プールへの代替注水及び淡水移

7 ページ 7 ページ 5.6 構造等を踏まえた当面必要となる対応策の実施 (1) 安全上重要な設備が設置されている建屋の浸水防止余震の津波 浸水による電源や除熱機能の喪失を防止するため 津波発生時に発電所構内へ集中的に津波が遡上した発電所南側海岸アクセス道路に築堤すると共に熱交換器建屋扉 ハッチ廻りに土嚢を積み 浸水防止対策を実施した ( 添付資料 -9) (2) 構内道路等のアクセス性確保津波来襲後の構内道路等のアクセス性の確保のため

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

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

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

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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 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

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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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

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

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

（１）福島第一原子力発電所の概要

Ⅳ. 福島原子力発電所等の事故の発生 進展 1. 福島原子力発電所の概要 (1) 福島第一原子力発電所福島第一原子力発電所は 福島県双葉郡大熊町と双葉町に位置し 東は太平洋に面している 敷地は 海岸線に長軸をもつ半長円上の形状となっており 敷地面積は約 350 万 m 2 である 同発電所は 東京電力が初めて建設 運転した原子力発電所であり 1971 年 3 月に 1 号機が営業運転を開始して以来

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第350 報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 35 報 ) 平成 3 年 4 月 3 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて

PowerPoint プレゼンテーション

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

<4D F736F F D C835895B B95B6816A817A959F938791E688EA8CB48E7197CD94AD93648F8A8E968CCC82F093A582DC82A682BD8CB48E7197CD8DD08A518E9E82CC8F8993AE91CC90A C98C5782E992C789C188C CE8DF

平成 24 年 3 月 23 日独立行政法人日本原子力研究開発機構敦賀本部 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力災害時の初動体制等に係る追加安全対策について 当機構は 平成 23 年 12 月に東京電力福島第一原子力発電所における事故調査 検証委員会が公表した中間報告書等を踏まえ 当機構高速増殖炉研究開発センターにおける原子力災害時の初動体制等に係る追加安全対策 の具体的計画を取りまとめ 本日

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第276 報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 76 報 ) 平成 8 年 月 8 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて

スライド 1

1) 原子力発電所の安全は確保できるか北海道大学奈良林直 3-2-1 日本原子力学会シニアネットワーク連絡会 (SNW) 第 13 回シンポジウムどうする日本のエネルギー 原子力は欠かせない! 1) 原子力発電所の安全は確保できるか 世界最高水準の安全性を目指した対策とその目標 平成 24 年 8 月 4 日 ( 土 )14:05~14:35 北海道大学工学研究院エネルギー環境システム部門 教授 奈良林直

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第227報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 227 報 ) 平成 27 年 11 月 13 日 東京電力株式会社 1. はじめに本書は 平成 23 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 23 6 8 原院第 6 号 ) にて

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

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

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第307 報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の 貯蔵及び処理の状況について ( 第 37 報 ) 平成 9 年 6 月 9 日 東京電力ホールディングス株式会社. はじめに本書は 平成 3 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 3 6 8 原院第 6 号 ) にて

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

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

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について（第148 報）

福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の貯蔵及び処理の状況について ( 第 48 報 ) 平成 26 年 4 月 3 日東京電力株式会社. はじめに本書は 平成 23 年 6 月 9 日付 東京電力株式会社福島第一原子力発電所における高濃度の放射性物質を含むたまり水の処理設備及び貯蔵設備等の設置について ( 指示 ) ( 平成 23 6 8 原院第 6 号 ) にて 指示があった以下の内容について報告するものである

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

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

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

福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策 1 H 福島事故を踏まえた安全性向上対策実行計画等 緊急対策 応急対策 追加対策 シヒ アアクシテ ント対策 H ソフト面等の安全対策実行計画 ソフト面の対策 ハード面の対策 主な対策内容 電源車の配備 消防ホ ンフ 消火

資料 No. 4-2 福島第一原子力発電所事故を踏まえた 原子力災害時の初動体制等に係る 追加安全対策について 平成 24 年 3 月 27 日 関西電力株式会社 福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策 1 H23.4.8 福島事故を踏まえた安全性向上対策実行計画等 緊急対策 応急対策 追加対策 シヒ アアクシテ ント対策 H23.11.28 ソフト面等の安全対策実行計画 ソフト面の対策

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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東京電力 ( 株 ) 福島第一原子力発電所の事故の検討と対策の提言 平成 23 年 10 月 日本原子力技術協会 福島第一原子力発電所事故調査検討会 改定来歴 改定年月日 改定内容 備考 2011 年 10 月 27 日 新規作成 2011 年 10 月 28 日 誤記修正 記載内容の適正化 はじめに 我々は 平成 23 年 3 月 11 日の東日本大震災によって発生した東京電力 福島第一原子力発電所

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-

Microsoft PowerPoint - 資料No1-3_６号評価（保安院）

資料 No.1-3 柏崎刈羽原子力発電所 6 号機の設備健全性に 係る報告 ( プラント全体の設備健全性 ) 平成 21 年 10 月 9 日 もくじ 1. プラント全体の機能試験と保安院の確認実績 P2 2. 保安院として確認した事項 P3~ 3. 関係審議会における意見 P11 4. 保安院の活動状況のお知らせ P13 5. 保安院の評価 P14 6. 今後の対応 P14 1 格納容器内 ( ドライウエ

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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 水町PCV Vent、ストレス・テスト出張報告.ppt

資料 -41-2-4 フランス スイス PCV Vent ストレス テスト出張報告 2011.11.7~11 IAEA,NEA ISOE 第 7 代議長 Severe Accident Management 委員会議長水町渉 1 出張スケジュール 2011.11.7~11 フランスとスイスへ出張 11.7 OECD/NEA: 欧州のStress Testの状況 11.8 EDF: PCV Vent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

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 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

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

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,

<4D F736F F F696E74202D D868B4091E391D689B793788C7690DD927582CC906992BB8FF38BB B89EF8D87816A2E B93C782DD8EE682E890EA97705D>

2 号機代替温度計設置の進捗状況について 2012 年 7 月 30 日 1. 全体工程 2 これまでのところ 現場環境改善 装置設計 製作 モックアップ試験 ( 配管挿入 配管切断 シール性確保 ) は当初計画どおり順調に進行 7 月 12 日に ホウ酸水注入系 (SLC) 配管の健全性確認を実施した結果 配管が閉塞している可能性が高いことが判明 当初の手順を見直すため 現地工事 (7 月下旬 ~)

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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

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

/h に調整 8 月 12 日午後 7 時 30 分 原子炉への注水量の増加が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 15 日午後 9 時 48 分 原子炉への注水量の低下が確認されたため 注水量を約 3.8m 3 /h に調整 8 月 17 日午後 3 時 46 分 原子炉

平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 23 年 8 月 26 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 国により 福島第一原子力発電所の半径 20km 圏内の地域を 警戒区域 として 半径 20k m 以上 半径 30km 以内の地域を 屋内退避区域 と設定 8 月 4 日午後 0 時 9 分 5 号機計装用電源の強化工事に伴う電源の接続試験中に原子炉水位に関わる誤信号が発信され ディーゼル発電機

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

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本資料には, 東京電力株式会社またはその他の企業の秘密情報が含まれている可能性があります 当社の許可なく本資料の複製物を作成すること, 本資料の内容を本来の目的以外に使用すること, ならびに第三者に開示, 公開する行為を禁止します 東京電力株式会社 福島第二原子力発電所の事故収束の教訓 平成 28 年 1 月 28 日 東京電力株式会社 川村慎一 原子力安全合同シンポジウム東京大学武田先端知ビル 発電所の概要及びレイアウト

<4D F736F F F696E74202D CC8FF38BB A CBB8DDD816A B A082E8816A E906B8FEE95F196B382B5816A A A2E B8CDD8AB B83685D>

既設冷却系配管と代替冷却装置により淡水を循環 外部電源 プール水温度 29.5 非常用発電機 2 回線確保電源車仮設 DG 福島第一原子力発電所 1 号機の状況 (8 月 25 日 6:00 現在 ) 仮設電動ポンプにより淡水を注水 原子炉圧力 A 0.118MPa 原子炉圧力 B - Mpa 6/4 11:00 より 仮設計器の値を 絶対圧に換算し A 系に代表して 記載 原子炉水位 A ダウンスケール原子炉水位

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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

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

東北地方太平洋沖地震による設備被害と対応状況について

日本原子力学会 春の年会 資料 福島第一原子力事故対応の概要 ~ 論点と教訓 ~ 平成 24 年 3 月 19 日 東京電力 ( 株 ) 原子力品質 安全部長福田俊彦 はじめに 福島第一原子力発電所の事故では 多くの皆さまに ご心配とご迷惑をお 掛けし 心よりお詫び申し上げます 無断複製 転載禁止東京電力株式会社 1 目 次 1. 福島原子力発電所の概要 2. 東北太平洋沖地震及び津波の概況 3.

（添付資料 地震津波-2）津波による非常用交流電源喪失についての追加検討（※第５回進捗報告で新たに追加した資料）

添付資料地震津波 -2 津波による非常用交流電源喪失についての追加検討 1. はじめに津波到達と電源喪失の関係性の調査については 添付資料地震津波 -1 としてまとめている この中で 電源喪失の原因が津波であると推定した理由は次のとおりである まず 本震後も各号機の非常用電源設備は正常に動作し続けていたこと これら設備が短期間に集中して機能喪失していることから 各号機の設備は共通原因により機能喪失に至ったと考えられる

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

原子力安全に関するIAEA 閣僚会議に対する日本国政府の報告書 - 東京電力福島原子力発電所の事故について- ( 概要 ) 平成 23 年 6 月 原子力災害対策本部 概要 [ 概要の構成 ] 1. はじめに 2. 事故前の我が国の原子力安全規制等の仕組み 3. 東北地方太平洋沖地震とそれによる津波の被害 4. 福島原子力発電所等の事故の発生と進展 5. 原子力災害への対応 6. 放射性物質の環境への放出

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

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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

IRPA14 Plenary Panel with video

原子力発電所における安全性向上への取組み 2016 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 原子力設備管理部長 川村慎一 福島第一原子力発電所事故 福島第一での津波高さは,13~15 m ( 設計津波高さは6.1 m) 原子力発電所の安全設備が広範囲に機能喪失 1~3 号機の炉心損傷 溶融, 原子炉格納容器損傷により大量の放射性物質を放出 1~4 号機の原子炉建屋が水素爆発 16 万人以上の住民が避難

大飯発電所３、４号機における更なる安全性・信頼性向上のための対策の実施計画

大飯発電所 3,4 号機における 更なる安全性 信頼性向上のための対策の実施計画 平成 24 年 4 月 関西電力株式会社 目 次 1. はじめに 2. 更なる安全性 信頼性向上のための対策の着実な実施計画 ( 基準 (3) 関連 ) (1) 原子力安全 保安院がストレステスト ( 一次評価 ) の審査において一層の取組を求めた事項に対する実施計画と実施状況 ( 基準 (3)1の事項) (2) 原子力安全

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

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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

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

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

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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

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

HIGIS 3/ﾌﾟﾚｾﾞﾝﾃｰｼｮﾝ資料/J_WhiteA.ppt

第 15 回保全セミナーフィルタベントシステムの概要と必要性及び有効性について 2015 年 2 月 4 日日立 GE ニュークリア エナジー ( 株 ) 原子力計画部伊藤秀一 目 次 1. フィルタベントシステムの規制要求への対応について 2. 原子力発電所の安全性および信頼性向上の考え方について 3. フィルタベントシステムの構成 4. 航空機テロ時の対応について 5. 福島第一原子力発電所事故時における格納容器ベントの状況

N R/B T/B Rw/B 捗 1. 9. 2. 10.CUW 3. 11. 4.2 12. 5. 6. 7. 8.FHM H27.2.25 6. 6.FHM 8.FHM 10.CUW 5. P5,6 H27.3.25 6. 7. 8.FHM 10.CUW FHM FHM FHM (H27.3.19) 7 262014 272015 8 9 10 11 12 1 2 3 4 5 6 摺 捗 273

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...

1. 東北地方太平洋沖地震の概要 発震日時 ; 2011 年 3 月 11 日 ( 金 ) 午後 2 時 46 分頃 発生場所 ; 三陸沖 ( 北緯 38 度 東経 度 ) 震源深さ24km マグニチュード9.0 各地の震度 ; 震度 7: 宮城県栗原市 震度 6 強福島県楢葉町 富岡町

福島第一原子力発電所の状況について 東京電力株式会社 柏崎刈羽原子力発電所 平成 23 年 4 月 19 日 1. 東北地方太平洋沖地震の概要 発震日時 ; 2011 年 3 月 11 日 ( 金 ) 午後 2 時 46 分頃 発生場所 ; 三陸沖 ( 北緯 38 度 東経 142.9 度 ) 震源深さ24km マグニチュード9.0 各地の震度 ; 震度 7: 宮城県栗原市 震度 6 強福島県楢葉町

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

《地域説明会資料》福島第一原子力発電所　汚染水の状況

福島第一原子力発電所 汚染水の状況 平成 25 年 8 月 ご説明内容 1 事故後の炉心冷却の変遷 現在の汚染水対策の状況 1 ためる対策 2 増やさない対策 3 きれいにする対策 汚染水の海への流出とその抑制 至近の漏えい事象 分析結果 流出抑制対策 事故後の炉心冷却の変遷 2 事故直後 事故後約 1 ヶ月以内 原子炉 海水 原子炉 電動ポンプ 汚染水 消防車 汚染水 淡水 海 滞留する一方 滞留する一方

<4D F736F F D F8CF68D D332D345F8CF695E58E64976C8F E B8E7E CC8A54944F8C9F93A28

1. 件名原子炉格納容器漏えい箇所の補修 止水技術の開発 (D/Wシェルの止水装置の概念検討 ) 2. 概要 目的平成 23 年 3 月 11 日に発生した東北地方太平洋沖地震により引き起こされた東京電力福島第一原子力発電所事故については 現在 事故を収束させるために 安定した炉心冷却システムを構築し 安全な停止状態を継続する努力が行われている これらが達成された後は 使用済燃料を取り出すことに始まり

「原子炉格納容器内部調査技術の開発」ペデスタル外側_1階グレーチング上調査（B1調査）の現地実証試験の結果について

原子炉格納容器内部調査技術の開発 ペデスタル外側 _1 階グレーチング上調査 (B1 調査 ) の現地実証試験の結果について 2015 年 4 月 30 日 東京電力株式会社 本資料の内容においては, 技術研究組合国際廃炉研究開発機構 (IRID) の成果を活用しております 1. 今回調査の範囲 目的 :1 号機について,より調査装置を投入し, PCV 内の 1 階グレーチング上 の情報取得を目的とした調査を実施する

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 - 部会企画セッション-内藤 pptx

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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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

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

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

1. 用役 ( ユーティリティー ) と用役設備 用役 ( ユーティリティー ) の種類 用役 ( ユーティリティー ) の起動手順 電力供給設備 電力の種類と電圧 電力供給設備とは 発電設備.

cq comtecquest 件名基本設計演習 用役プロセス設計指針 作成年月日 2011 年 1 月 10 日 1 1. 用役 ( ユーティリティー ) と用役設備... 3 1.1 用役 ( ユーティリティー ) の種類... 3 1.2 用役 ( ユーティリティー ) の起動手順... 3 2. 電力供給設備... 4 2.1 電力の種類と電圧... 4 2.2 電力供給設備とは... 4 2.3

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

資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社

資料 1-4 廃棄物対策に関わる対応状況について 資料 1-4-1 福島第一原子力発電所固体廃棄物の保管管理計画 ~2018 年度改訂について~ 2018 年 8 月 23 日 東京電力ホールディングス株式会社 概 要 廃炉 汚染水対策チーム会合 / 事務局会議 ( 第 55 回 ) 公表資料 保管管理計画における管理方針に基づき 2017 年 6 月改訂版から以下の項目について改訂した 〇 瓦礫等

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

「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

Microsoft PowerPoint - （四国電力）JASMiRT CV構造評価_r2.ppt [互換モード]

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

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

1. はじめに本資料では 高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置における保安規定の認可の審査に関する考え方 に示された 大規模な自然災害 ( 地震 ( 津波の重畳を含む )) 及び 故意による大型航空機衝突 による大規模な災害が発生した場合に対し 放射性物質の放出低減を目的とした以下の影響緩和策で使用する

赤枠内は機微情報につき公開できません < 資料 1> 大規模損壊について 平成 30 年 1 月 18 日国立研究開発法人日本原子力研究開発機構 1. はじめに本資料では 高速増殖原型炉もんじゅの廃止措置における保安規定の認可の審査に関する考え方 に示された 大規模な自然災害 ( 地震 ( 津波の重畳を含む )) 及び 故意による大型航空機衝突 による大規模な災害が発生した場合に対し 放射性物質の放出低減を目的とした以下の影響緩和策で使用する資機材の整備方針

仮訳 調査団報告書 東日本大震災専門家調査団 東日本大震災および津波による福島第一原子力発電所の事故に関する IAEA 国際専門家調査団 日本国東京 福島第一原子力発電所 福島第二原子力発電所および東海第二原子力発電所 2011 年 5 月 24 日 ~6 月 2 日 IAEA 調査団報告書 原子力施設安全部 原子力安全 セキュリティ局 報告書 東日本大震災専門家調査団 東日本大震災および津波による福島第一原子力発電所の事故に関する

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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

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

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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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

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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

第 9 屋外貯蔵タンク冷却用散水設備の基準 ( 昭和 57 年 7 月 1 日消防危第 80 号 ) タンクの冷却用散水設備 ( 以下 散水設備 という ) は 次によること 1 散水設備の設置範囲は 危険物規則第 15 条第 1 号に定める技術上の基準に適合しないタンク ( 一部適合しないものにあ

第 9 屋外貯蔵タンク冷却用散水設備の基準 ( 昭和 57 年 7 月 1 日消防危第 80 号 ) タンクの冷却用散水設備 ( 以下 散水設備 という ) は 次によること 1 散水設備の設置範囲は 危険物規則第 15 条第 1 号に定める技術上の基準に適合しないタンク ( 一部適合しないものにあっては その部分を含む 以下 不適合タンク という ) 及び当該タンクが保有すべき空地内に存する容量