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

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

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

<4D F736F F F696E74202D C A E955D89BF5F92C394678E968CCC B D89BF82CC8

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

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

《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

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

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

Microsoft PowerPoint 動エネシンポ-HTM発表（公開版）.pptx

( 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

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-

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

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

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

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

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

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,

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

添付 5-（4）

添付 5-(4)-1 泊発電所 2 号機電源構成概要図 275kV 泊幹線 (2 回線 ) 275kV 後志幹線 (2 回線 ) 66kV 泊支線 (2 回線 ) 主変圧器 2 号発電機起動変圧器所内変圧器 予備変圧器 6.6kV 常用高圧 C 母線 6.6kV 常用高圧 D 母線 6.6kV 非常用高圧 A 母線 6.6kV 非常用高圧 B 母線 メタクラ メタクラ 安全上重要な機器へ 動力変圧器

泊発電所3号機確率論的リスク評価（PRA）について 補足説明資料

泊発電所 3 号機 確率論的リスク評価 (PRA) について 補足説明資料 平成 25 年 12 月 北海道電力株式会社 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 目次 1. 事故シーケンスグループ等の選定に係る PRA 実施範囲と評価条件について 2. PRA の説明における参照事項 に基づく整理について 3. レベル 1PRA 3.1 内部事象出力運転時 PRA 3.2 地震 PRA

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

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

３

4. 個別評価項目に対する評価方法および評価結果 4.1 地震 4.1.1 評価の概要伊方発電所第 1 号機の想定を超える 地震 に対する安全裕度の評価において 平成 18 年に改訂された 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 に照らした耐震安全性評価 ( 以下 耐震バックチェック という ) で策定した基準地震動 Ss を想定地震動とし これを超える地震動に対する建屋 系統 機器等 ( 以下

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

< F2D95FA8ECB90FC97CA E312E A2E6A7464>

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

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

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

Microsoft Word - 【r1】NRA指示 「１相欠相故障」に対する報告書【 報告（monju）】

米国情報 電源系統の設計における脆弱性 に係る報告について 平成 25 年 12 月 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 目 次 1. はじめに 1 2. 米国 Byron2 号機の事象の概要及び米国の対応状況について 1 3. 電源系の設備構成及び負荷の状態について 2 4. 外部電源系の 1 相開放故障の発生想定箇所について 2 5. 報告内容 3 6. まとめ 5 添付資料 -1 高速増殖原型炉もんじゅ電源構成概要図

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

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

<4D F736F F F696E74202D208E9197BF B4B90A78AEE8F8082CC8A B7982D18D82956C82CC90528DB88C8B89CA82CC8A C982C282A282C472385B315D>

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

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

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

１２／２７（火）佐賀県原子力安全専門部会議事メモ（略語リスト）

用語 略語リスト最終更新 :2017/01/24 用語 略語 ( 対応英語 ) 説明アクシデントマネジメントの略語 AM 炉心 ( 燃料 ) の健全性が脅かされるようなシビアアクシデ (Accident Management) ント ( 過酷事故 ) のリスクを低減するための 体制の整備 手順書類の整備 教育及び設備の対策原子炉停止機能喪失の略語 ATWS 運転時の異常発生により緊急停止が要求されたにも関わ

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

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

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

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

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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

<4D F736F F D2091E6328FCD208DD08A5182CC94AD90B681458A6791E A834982CC93578A4A2E646F63>

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)

厚生年金保険標準報酬月額保険料額表

1 1,000 円 1,000 円以上 68.87 円 137.74 円 18.5 円 18.5 円 37 円 87.37 円 87.37 円 174.74 円 2 2,000 円 2,000 円以上 3,000 円未満 137.74 275.48 37. 37. 74 174.74 174.74 349.48 3 3,000 円 3,000 円以上 4,000 円未満 206.61 413.22

厚生年金保険標準報酬月額保険料額表

1 1,000 円 1,000 円以上 70.64 円 141.28 円 18.5 円 18.5 円 37 円 89.14 円 89.14 円 178.28 円 2 2,000 円 2,000 円以上 3,000 円未満 141.28 282.56 37. 37. 74 178.28 178.28 356.56 3 3,000 円 3,000 円以上 4,000 円未満 211.92 423.84

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

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

<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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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

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3号機 重大事故等対策有効性評価 操作および作業の成立性 評価説明資料

泊発電所 3 号機重大事故等対策有効性評価操作および作業の成立性評価説明資料 平成 25 年 10 月 1 日 北海道電力株式会社 枠囲みの内容は核物質防護情報に属しますので公開できません 目次 1. 重大事故への対応に必要な操作手順要否一覧表 2. 手順 1 : 電源確保 3. 手順 2 :2 次系強制冷却操作 4. 手順 3 : 補助給水ホ ンフ 回復作業 5. 手順 4 : 代替格納容器スフ

安全への思い 2013 年 7 月に原子力発電所の新しい規制基準が施行されました 各原子力発電所では この新規制基準に適合するのはもとより より多くの知見を取り入れながら 世界最高水準の安全性を目指して様々な対策に取り組んでいます また 万一の事態に備え 設備面の対策に加えて 事故の発生防止や抑制と

世界最高水準の安全を目指す 現場の力 安全への思い 2013 年 7 月に原子力発電所の新しい規制基準が施行されました 各原子力発電所では この新規制基準に適合するのはもとより より多くの知見を取り入れながら 世界最高水準の安全性を目指して様々な対策に取り組んでいます また 万一の事態に備え 設備面の対策に加えて 事故の発生防止や抑制と地域住民の安全確保を図るため 日々 様々な訓練を積み重ねています

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合におけるコメント対応状況について

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合におけるコメント対応状況について 平成 26 年 4 月 3 日 北海道電力株式会社関西電力株式会社四国電力株式会社九州電力株式会社 全般 番号プラント名コメント内容対応状況 1-1 川内 1/2 (2013/7/25 第 3 回審査会合 ) 解析コードの適用範囲について説明すること 第 58 回審査会合にて説明資料を提出 資料 1-2-2 において 対象とする事故シーケンスグループにおける物理現象を抽出し

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

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

<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

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

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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

泊発電所3号機重大事故等対策有効性評価 操作および作業の成立性 評価説明資料（第26回審査会合 改定版）

泊発電所 3 号機重大事故等対策有効性評価操作および作業の成立性評価説明資料 ( 第 26 回審査会合改定版 ( 改定箇所は赤字にて記載 平成 25 年 10 月 29 日 北海道電力株式会社 枠囲みの内容は核物質防護情報に属しますので公開できません 目次 1. 重大事故への対応に必要な操作手順要否一覧表 2. 手順 1 : 電源確保 3. 手順 2 :2 次系強制冷却操作 1001-06コメント回答

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

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

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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.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

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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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

「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

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佐賀県原子力安全専門部会資料 5-2-2 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 ) に関する審査書に係る 原子力規制庁への確認事項案について 平成 29 年 2 月 11 日 佐賀県 審査書 Ⅲ-1.1 基準地震動 ( 第 4 条関係 ) Ⅲ-1.1.1.(1) 解放基盤表面の設定 1 確認事項( 案 ) 解放基盤表 の設定に関して

三菱マテリアル株式会社 会社の不適切 為に係る調査状況について 1 はじめに 平成 29 年 三菱マテリアル株式会社の 会社である三菱電線 業株式会社 ( 以下 三菱電線 という ) および三菱伸銅株式会社 ( 以下 三菱伸銅 という ) より過去に製造販売した製品の 部について 検査記

三菱マテリアル株式会社 会社の不適切な 為に係る伊 3 号機の調査状況について 平成 29 年 12 25 四国電 株式会社 三菱マテリアル株式会社 会社の不適切 為に係る調査状況について 1 はじめに 平成 29 年 11 23 三菱マテリアル株式会社の 会社である三菱電線 業株式会社 ( 以下 三菱電線 という ) および三菱伸銅株式会社 ( 以下 三菱伸銅 という ) より過去に製造販売した製品の

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

/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

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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?

(2) 地震発生時の状況地震発生時の運転状況ですが 現在 20 清掃工場で40 炉が稼動していますが 地震発生当日は32 炉が稼動しており 8 炉は定期補修や中間点検のため停止していました 地震後は設備的な故障で停止したのが2 炉ありまして 32 炉稼動していたうち2 炉が停止したというのが地震発生

第 2 回区民との意見交換会清掃一組からの説明 (3) 東日本大震災の影響と夏季電力逼迫への対応 大塚施設管理部技術課長 引き続きまして 東日本大震災の影響と夏季電力逼迫への対応について御説 明いたします 1 はじめに東日本大震災の影響については 震災発生時の状況の概略 夏季電力逼迫への対応は計画停電時の話と今後の電力使用制限を含めた夏季の電力逼迫対策について御説明いたします 2 東日本大震災の影響

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

（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

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保安院報告用 8/17 8:00 配管減肉事象に係る点検結果について 平成 16 年 8 月 18 日 四国電力株式会社 1. 調査方法伊方発電所の2 次系配管減肉事象に係る点検は 平成 2 年 5 月 原子力設備 2 次系配管肉厚の管理指針 (PWR) ( 以下 管理指針 という ) に基づき計画 実施している ( 添付資料 -1) このため 今回の調査では 管理指針に基づき 適切な管理が実施されていることを以下の観点から確認する

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

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別紙 1 女川原子力発電所 2 号機第 10 回定期検査の状況 ( 平成 21 年 7 月分 ) 1. 定期検査の進捗状況女川原子力発電所 2 号機は 平成 21 年 3 月 26 日より第 10 回定期検査を実施しております 現在 耐震裕度向上工事を行っております ( 添付 -1 女川原子力発電所 2 号機第 10 回定期検査主要点検工程表参照 ) 2. 主要機器の点検状況 主な機器の点検状況は以下のとおりです

《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

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

目 次 1 はじめに 東北地方太平洋沖地震及びそれに伴う津波の概要 地震及び津波の概要 女川原子力発電所の概要 全体配置 系統構成 電源系統 女川原子力発電所での地震及び津波の被害...

女川原子力発電所及び東海第二発電所 東北地方太平洋沖地震及び津波に対する 対応状況について ( 報告 ) 平成 25 年 8 月 原子力安全推進協会 目 次 1 はじめに... 1 2 東北地方太平洋沖地震及びそれに伴う津波の概要... 2 2.1 地震及び津波の概要... 2 3 女川原子力発電所の概要... 6 3.1 全体配置... 6 3.2 系統構成... 7 3.3 電源系統... 9

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

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 第 593 回議事録 1. 日時 平成 30 年 6 月 28 日 ( 木 )10:30~18:18 2. 場所 原子力規制委員会 13 階会議室 A 3. 出席者 担当委員 山中伸介 原子力規制委員会委員 原子力規制庁 櫻田道夫 山田知穂 山形浩史 原

原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 第 593 回 平成 30 年 6 月 28 日 ( 木 ) 原子力規制委員会 原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合 第 593 回議事録 1. 日時 平成 30 年 6 月 28 日 ( 木 )10:30~18:18 2. 場所 原子力規制委員会 13 階会議室 A 3. 出席者 担当委員 山中伸介 原子力規制委員会委員 原子力規制庁 櫻田道夫

荏原式ろ過脱塩装置

原子炉水浄化装置 (CUW F/D) の性能改善 2010 年 3 月 9 日 株式会社荏原製作所 エネルギー事業統括部原子力技術室 ( 社 ) 日本原子力学会水化学部会第 9 回定例研究会 /( 株 ) 荏原製作所目的外使用 複製 開示等禁止 P.1 発表内容 原子炉水浄化装置について 性能改善への取り組み まとめ ( 社 ) 日本原子力学会水化学部会第 9 回定例研究会 /( 株 ) 荏原製作所目的外使用

Microsoft PowerPoint - （環境整備課）成果報告書H26･27（280205）

安全 安心な教育研究環境を支える ライフライン構築等の取組 ~ 安全安心 BCP 対策 省エネ対策 業務効率化 コスト削減 ~ 平成 26 27 年度 琉球大学施設運営部 2016 年 2 月 目次 P2 P3 P4 P5 P6 P7 P8 P9 P10 P11 P12 P13 P14 P15 P16 今後の国立大学法人の施設整備 1. 安全 安心対策 1( 上原 ) 特高受変電設備の設置 2( 千原

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

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

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No.68 2011-12-20 発行我々はどこで間違えたのか?( 福島事故の検証 ) 2011 年 12 月 10 日 失敗学会の年次大会で 講演とパネル討論をした際のスライド等を元に 我々はどこで間違えたのか? ということを以下にまとめました 講演で回収したアンケート用紙には 100 人近い方が 色んな意見や質問を書いて下さり 大変 有難く思っております これまで 多くのメモを書いてきた理由は

高浜発電所４号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について

平成 29 年 5 月 16 日 各 位 会社名関西電力株式会社代表者名取締役社長岩根茂樹 ( コート :9503 東証第一部 ) 問合せ先経理部長坂田道哉 T E L 06-6441-8821 高浜発電所 4 号機の原子炉起動予定および調整運転の開始予定について 高浜発電所 4 号機 ( 加圧水型軽水炉定格電気出力 87 万キロワット 定格熱出力 266 万キロワット ) は 平成 23 年 7

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伊方原子力発電所環境安全管理員会原子力安全専門部会委員コメント一覧 資料 1-1-1 目次 ( 項目 ) 6 自然現象に対する考慮 ( その他 ) 1 頁 7 シビアアクシデント対策 2 頁 8 耐震性能 9 頁 11 全般 14 頁 項目 6: 自然現象に対する考慮 ( その他 ) 番号委員コメントまとめ四電 又は事務局回答日付コメント委員あらゆる自然災害につ新規制基準においては 風による影響を設計上考慮している

原子力災害対策指針と新規制基準 平成 28 年 12 月 原子力規制委員会委員長田中俊一 1 防災避難計画についての疑問 地震や津波などによる自然災害と原発事故が複合的に発災した時の避難計画には実効性がないのではないか 屋内退避では放射線被ばくは防げないのではないか 不安である 避難に際して なぜ

原子力災害対策指針と新規制基準 平成 28 年 12 月 原子力規制委員会委員長田中俊一 1 防災避難計画についての疑問 地震や津波などによる自然災害と原発事故が複合的に発災した時の避難計画には実効性がないのではないか 屋内退避では放射線被ばくは防げないのではないか 不安である 避難に際して なぜ SPEEDI ( 放射能拡散シミュレーション ) を利用しないのか 新規制基準では原発事故は防止できない

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

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

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

資料3守屋.pptx

原子力学会安全部会セミナー資料 福島第一発電所 1 号機の安全設計 と事故の教訓及び対策 日立 GE ニュークリア エナジー株式会社 2012 年 5 月 8 日 目 次 1. 福島第一発電所 1 号機の安全設計について 2. 福島事故からの教訓 3. 今後のあるべき姿と対策 4. まとめ 2 1. 福島第一発電所 1 号機の安全設計について 1.1. 設計基準と安全設備の設計 原子力発電プラントは

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1. 水道水の安全性と節水について (1) 水道水を飲まない理由について ( 問 2) 水道水のおいしさ 水道水の安全性といった水道水の質や 水の価格の認識といったコストの感覚と 水道水の飲み方の関係をみると 水道水をおいしく 安全と感じているほど また水の価格の認識があるほど 水道水をそのまま飲むとした回答者の割合が高くなっている 水道水のおいしさと水道水の飲み方の関係では おいしいと思う回答者ほど

ＨＥ発生状況

原子力発電所の安全と品質確保 のためのヒューマンエラー防止 に向けた取組について 平成 22 年 11 月 19 日 東京電力株式会社 他への転載はご遠慮願います 東京電力株式会社 1 福島第一 福島第二原子力発電所 におけるヒューマンエラー (HE) 発生件数と発生率の推移 他への転載はご遠慮願います 東京電力株式会社 2 HE 発生件数と発生率の推移 HE 発生件数 発生率 件数 600 500

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

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原子力設備耐震試験の経緯と展開 安部 浩 独立行政法人 原子力安全基盤機構 我が国は世界でも有数の地震国であり原子力発電所 には厳しい耐震設計が要求されているが 近年は特 に大入力での耐震安全裕度及び経年設備の耐震性につ いて関心が高まっている 当機構では これらを検証 評価するため １ 軽水炉重要設備の耐震試験 ２ 経年設備の耐震試験 を実施または計画中であり ここに概要を紹介する PWR原子炉格納容器

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

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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

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

資料 女川原子力発電所 2 号炉 重大事故等対策の有効性評価について 補足説明資料 平成 29 年 12 月 東北電力株式会社 枠囲みの内容は商業機密又は防護上の観点から公開できません

資料 1-1-4 女川原子力発電所 2 号炉 重大事故等対策の有効性評価について 補足説明資料 平成 29 年 12 月 東北電力株式会社 枠囲みの内容は商業機密又は防護上の観点から公開できません 目次 1 有効性評価における先行プラントとの主要な相違点について 2 原子炉水位及びインターロックの概要 3 平均出力燃料集合体に燃料被覆管最高温度が発生することの代表性について 4 重要事故シーケンスの起因とする過渡事象の選定について

たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ

平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 24 年 3 月 16 日午前 10 時時点 福島第一原子力発電所 1~3 号機地震により停止中 (4~6 号機については地震発生前から定期検査中 ) 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

たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ

平成 23 年 8 月 1 日以降の実績 平成 24 年 2 月 17 日午後 3 時時点 福島第一原子力発電所 1~3 号機地震により停止中 (4~6 号機については地震発生前から定期検査中 ) 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

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

<4D F736F F D F8CA48B CF906B42438C7689E68F9192F18F6F C835895B65F8E518D6C8E9197BF325F4A4D54522E646F63>

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

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...

報告会の開催状況 当社は 東京電力株式会社の福島第一原子力発電所での事故を踏まえて様々な安全対策を実施しており これらについて 発電所の周辺にお住いの皆さまにご報告させて頂くため 東海発電所 東海第二発電所の状況報告会を開催しています この報告会は 当社社員が発電所周辺の15 市町村に直接お伺し 平

特別号 東海発電所 東海第二発電所状況報告会 3 年間にわたる実績報告 日本原子力発電株式会社東海事業本部 平成 29 年 3 月 報告会の開催状況 当社は 東京電力株式会社の福島第一原子力発電所での事故を踏まえて様々な安全対策を実施しており これらについて 発電所の周辺にお住いの皆さまにご報告させて頂くため 東海発電所 東海第二発電所の状況報告会を開催しています この報告会は 当社社員が発電所周辺の15

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