２００１年１月２２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

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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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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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

泊発電所１号機及び２号機「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の改訂に伴う耐震安全性評価結果 報告書の概要

平成 21 年 3 月 30 日北海道電力株式会社 泊発電所 1 号機及び 2 号機 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 の改訂に伴う耐震安全性評価結果報告書の概要 1. はじめに平成 18 年 9 月 20 日付けで原子力安全 保安院より, 改訂された 発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針 ( 以下, 新耐震指針 という ) に照らした耐震安全性の評価を実施するように求める文書が出され,

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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

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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

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 (

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

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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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

柏崎刈羽原子力発電所 1 号機 新潟県中越沖地震後の設備健全性に係る屋外重要土木構造物の点検 評価状況について 平成 21 年 5 月 19 日 東京電力株式会社

柏崎刈羽原子力発電所 1 号機 新潟県中越沖地震後の設備健全性に係る屋外重要土木構造物の点検 評価状況について 平成 21 年 5 月 19 日 東京電力株式会社 191106 2 19 11 9 - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - - (1) (2) (3) (1) (2) NO YES YES NO NO YES 1 - (1) (2) (3)

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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

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

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

「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

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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

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

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

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

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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

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

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

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あ

1. 太陽光発電のコストパフォーマンス 奈良林氏 太陽光について, 実は実力的には原発の 1/10 しか電気が出ていない. しかも, コストは 10 倍高い. ですから,100 倍コストパフォーマンスが悪いです 原発の 1/10 しか電気が出ていない 意味不明? コストパフォーマンスは,1kWh あたりの発電コストで比較すべき 原発の発電コスト ( 政府試算 ):5.3 円 /kwh 太陽光発電の買取価格

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

《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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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

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

《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

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

/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

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

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

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

Microsoft PowerPoint 新潟県技術委員会ヒアリング　田中三彦質問確定版

新潟県技術委員会 福島事故検証課題別ディスカッション 地震動による重要機器への影響 2013 年 11 月 7 日 田中三彦 テーマ 1 1 号機非常用復水器 (IC) の小破口 LOCA の可能性 本日のディスカッションでは テーマ 1 に関する今後のディスカッションを円滑に進行させ かつ意義あるものとするために とりあえず以下の基本的な事項について東京電力の正式見解を確認しておきたい a. 公表データに関して

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,

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

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

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

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分申立事件 債権者長谷川照ほか 債務者九州電力株式会社 補充書面 21 水蒸気爆発対策に関する反論 - 債務者準備書面 5 第 3 の 2 について 佐賀地方裁判所民事部御中 2017( 平成 29) 年 8 月 25 日 債権者ら訴訟代理

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分申立事件 債権者長谷川照ほか 債務者九州電力株式会社 補充書面 21 水蒸気爆発対策に関する反論 - 債務者準備書面 5 第 3 の 2 について 佐賀地方裁判所民事部御中 2017( 平成 29) 年 8 月 25 日 債権者ら訴訟代理人 弁護士板井優 弁護士河西龍太郎 弁護士東島浩幸 弁護士椛島敏雅 弁護士田上普一 外 1 1 はじめに債権者らは

Microsoft PowerPoint - zairiki_10

許容応力度設計の基礎 はりの断面設計 前回までは 今から建てようとする建築物の設計において 建物の各部材断面を適当に仮定しておいて 予想される荷重に対してラーメン構造を構造力学の力を借りていったん解き その仮定した断面が適切であるかどうかを 危険断面に生じる最大応力度と材料の許容応力度を比較することによって検討するという設計手法に根拠を置いたものでした 今日は 前回までとは異なり いくつかの制約条件から

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 Copyright CHUBU Electric Power Co.,Inc. All Rights Reserved. 1

資料 4 廃止措置施設における 保障措置について 2019 年 4 月 24 日 1 INDEX 01 02 廃止措置施設における保障措置について 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置中の保障措置について 03 04 廃止措置に係る DIQ 対応 その他 2 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉 廃止措置の概要 3 01 浜岡原子力発電所 1,2 号炉廃止措置の概要 廃止措置計画

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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

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

原子力プラントの耐震設計

資料 1-1 新潟県中越沖地震に対する東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所 5 号機の建物 構築物の健全性評価に係る報告書 ( 概要 ) 平成 22 年 8 月 18 日 原子力安全 保安院 資料中の 報告書 とは 柏崎刈羽原子力発電所 5 号機の建物 構築物の健全性評価に係る原子力安全 保安院の報告書であり 当院のホームページ ( アドレス : http://www.nisa.meti.go.jp/shingikai/107/4/220614-1.pdf)

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

目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 )

資料 1-3 1 福島第 1 原子力発電所を対象とした地下水流動解析 平成 25 年 12 月 10 日 日本原子力研究開発機構 目的 2 汚染水処理対策委員会のサブグループ 1 地下水 雨水等の挙動等の把握 可視化 が実施している地下水流動解析モデルの妥当性を確認すること ( 汚染水処理対策委員会事務局からの依頼事項 ) 実施内容 3 解析領域設定 地質構造モデルの構築 水理地質構造モデル ( 解析メッシュに水理特性を設定したモデル

() 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 897

参考資料 2 汚染水対策の進捗状況及びリスクマップ 207/08/25 東京電力ホールディングス株式会社 () 汚染水の貯蔵状況 建屋貯蔵量 : サブドレン水位低下に合わせた建屋水位低下に伴い 水量が徐々に減少 タンク貯蔵量 : 建屋内滞留水 Sr 処理水の処理により処理水 (ALPS 処理済水 ) が増加 仮設 RHRS P P ~2 号建屋 [ 約 500m] [ 約 20850m] [ 約 8970m]

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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)

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

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設備小委 16-4 新潟県中越沖地震に対する東京電力株式会社柏崎刈羽 原子力発電所 6 号機の建物 構築物の健全性評価に係る報告書 平成 21 年 2 月 原子力安全 保安院 目 次 Ⅰ. はじめに 3 Ⅱ. 主な経緯 5 Ⅲ. 建物 構築物に対する保安院の見解 6 Ⅳ. 建物 構築物に対する保安院の評価の進め方 8 Ⅴ. 点検 評価計画書に関する保安院の評価 10 1. 点検 評価の対象となる建物

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

新潟県中越沖地震の調査 柏崎刈羽発電所の被災状況、新潟県の対応状況

資料 No.1 新潟県中越沖地震の調査 柏崎刈羽発電所の被災状況新潟県の対応状況 平成 19 年 8 月 1 日 原子力安全対策課 調査日程および内容 1 平成 19 年 7 月 21 日柏崎刈羽発電所の被災状況の調査 1 3 号機主排気筒に接続するダクトのずれブローアウトパネルの外れ 2 6 号機非管理区域への漏えい 3 3 号機所内変圧器の火災 4 5~7 号機側ろ過水タンクの状況 5 1~4

1. 健全性評価制度における超音波探傷試験について 1

健全性評価制度 ( 維持基準 ) について 平成 20 年 11 月 18 日 東京電力株式会社 1. 健全性評価制度における超音波探傷試験について 1 維持基準適用の主要対象設備 シュラウド 再循環配管 2 再循環系配管への超音波探傷試験 検査手法 超音波探傷検査 (UT) により シュラウドや配管内面 ( 内部 ) のひびの有無を検査 専門の資格を有する検査員による探傷や寸法測定の実施 探触子

ダムの運用改善の対応状況 資料 5-1 近畿地方整備局 平成 24 年度の取り組み 風屋ダム 池原ダム 電源開発 ( 株 ) は 学識者及び河川管理者からなる ダム操作に関する技術検討会 を設置し ダム運用の改善策を検討 平成 9 年に設定した目安水位 ( 自主運用 ) の低下を図り ダムの空き容量

ダムの運用改善の対応状況 資料 5-1 近畿地方整備局 平成 24 年度の取り組み 風屋ダム 池原ダム 電源開発 ( 株 ) は 学識者及び河川管理者からなる ダム操作に関する技術検討会 を設置し ダム運用の改善策を検討 平成 9 年に設定した目安水位 ( 自主運用 ) の低下を図り ダムの空き容量を確保することにより更なる洪水被害の軽減に努めることとし 暫定運用を平成 24 年度の出水期 (6 月

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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?

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 - 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

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

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

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

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

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

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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

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分命令申立事件 債権者長谷川照外 債務者九州電力株式会社 補充書面 34 債務者準備書面 12 への反論 ( 放射性物質拡散抑制対策 ) 2017( 平成 29) 年 10 月 30 日 佐賀地方裁判所民事部御中 債権者ら代理人 弁護士板井

平成 29 年 ( ヨ ) 第 2 号玄海原発再稼働禁止仮処分命令申立事件 債権者長谷川照外 債務者九州電力株式会社 補充書面 34 債務者準備書面 12 への反論 ( 放射性物質拡散抑制対策 ) 2017( 平成 29) 年 10 月 30 日 佐賀地方裁判所民事部御中 債権者ら代理人 弁護士板井優 弁護士河西龍太郎 弁護士東島浩幸 弁護士椛島敏雅 弁護士田上普一 外 1 第 1 はじめに債権者らは

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新しい規制基準で求められた主な対策 イメージ ③ 電源 外部電源は独立した異なる 2 以上の変電所又 は開閉所に接続する 2 回線から供給 非常用ディーゼル発電機の連続運転 ７日間 ⑭ 緊急時対策所 免震重要棟 代替緊急時対策所 設計基準の見直し 強化 ① 活断層 ② 基準津波 ③ 電源 ④ 火災 ⑤ 自然現象 ⑥ 溢水 新設 ⑤ 自然現象 地震 津波以外に竜巻 火山 森林火災などの影響 により安全性を損なわないこと

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

< 被害認定フロー ( 地震による被害木造 プレハブ > 第 次調査 ( 外観による判定 一見して住家全部が倒壊 一見して住家の一部の階が全部倒壊 地盤の液状化等により基礎のいずれかの辺が全部破壊 いずれかに いずれにも ( 傾斜による判定 全壊 外壁又は柱の傾斜が/ 以上 ( % 以上 ( 部位

風水害 [--] 火災 事故 [--] 震災 [-7-] [ 資料 ] 被害家屋判定表 ( 参考 被害認定の流れ 災害に係る住家の被害の発生 地震による被害 < 第 次調査 > < 第 次調査 > < 被災者から 不服の申立てがあった ( 外観による判定 ( 外観による判定 場合の対応 > ( 傾斜による判定 ( 傾斜による判定 被災者の不服の内容を精査 ( 部位 による判定 ( 部位による判定 した上で

Microsoft Word - 第５章.doc

第 5 章表面ひび割れ幅法 5-1 解析対象 ( 表面ひび割れ幅法 ) 表面ひび割れ幅法は 図 5-1 に示すように コンクリート表面より生じるひび割れを対象とした解析方法である. すなわち コンクリートの弾性係数が断面で一様に変化し 特に方向性を持たない表面にひび割れを解析の対象とする. スラブ状構造物の場合には地盤を拘束体とみなし また壁状構造物の場合にはフーチングを拘束体として それぞれ外部拘束係数を定める.

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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

<4D F736F F F696E74202D20338E C8CB48E7197CD8A7789EF F7482CC91E589EF A89AB926E906B93C195CABEAFBCAEDD292E707074>

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

本文（横組）２／ＹＡＸ３３４ＡＵ

群馬県赤城山大沼における湖沼学的研究 日あたりの集水量 Ｂ A Ａ Ｂ 基底流量 mm d A 湖面を含む集水域の面積 km Ａ 湖水面積 km このとき 上記の値は 地下水流入と考えられる また 漏水は 下記の式で求めた G out Ｂ G out 地下水流出量 mm d Ｂ 基底流量 mm d 表 ９年月日 研究結果 m 湖水面標高 m 最 大 深 度 ６ m 最 大 深 度 m 平 均 深 度

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

報告書の主な内容 2012 年度冬季の電力需給の結果分析 2012 年度冬季電力需給の事前想定と実績とを比較 検証 2013 年度夏季の電力需給の見通し 需要面と供給面の精査を行い 各電力会社の需給バランスについて安定供給が可能であるかを検証 電力需給検証小委員会としての要請 2013 年度夏季の電

電力需給検証小委員会報告書について ( 概要 ) 平成 25 年 4 月 資源エネルギー庁 報告書の主な内容 2012 年度冬季の電力需給の結果分析 2012 年度冬季電力需給の事前想定と実績とを比較 検証 2013 年度夏季の電力需給の見通し 需要面と供給面の精査を行い 各電力会社の需給バランスについて安定供給が可能であるかを検証 電力需給検証小委員会としての要請 2013 年度夏季の電力需給の安定化のために取り組むべき需給対策の検討を政府に要請

10 117 5 1 121841 4 15 12 7 27 12 6 31856 8 21 1983-2 - 321899 12 21656 2 45 9 2 131816 4 91812 11 20 1887 461971 11 3 2 161703 11 13 98 3 16201700-3 - 2 35 6 7 8 9 12 13 12 481973 12 2 571982 161703 11

0.45m1.00m 1.00m 1.00m 0.33m 0.33m 0.33m 0.45m 1.00m 2

24 11 10 24 12 10 30 1 0.45m1.00m 1.00m 1.00m 0.33m 0.33m 0.33m 0.45m 1.00m 2 23% 29% 71% 67% 6% 4% n=1525 n=1137 6% +6% -4% -2% 21% 30% 5% 35% 6% 6% 11% 40% 37% 36 172 166 371 213 226 177 54 382 704 216

<4D F736F F D E C982A882AF82E98E E968D8082D682CC91CE899E82C982C282A282C4>

20180410 評価室事務局 インスペクションにおいて指摘された劣化事象についての考え方 Ⅰ インスペクションに基づく劣化事象への対応の考え方インスペクションで指摘された劣化事象は 様式 8 添付図面 維持保全計画の中で 今回補修するもの 維持保全計画に記載して将来対応とするもの に区別して 全ていずれかの対応を行う必要があります 評価基準 及び認定基準に規定されている構造耐力上主要な部分に著しい劣化事象が生じている部分及び雨漏りが生じている部分

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

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

(Microsoft PowerPoint - \216R\223c\221\262\230_2011 [\214\335\212\267\203\202\201[\203h])

発電所建屋を対象とした 室内温熱環境の実態把握と 数値流体解析に関する研究 T07K712E 山田丈指導教員赤林伸一教授 研究背景 発電所建屋 ( タービン建屋 ) などの施設では 室内に蒸気タービン本体や熱交換器等の巨大な発熱機器が存在するため 作業環境の悪化や制御用の電子機器に対する影響が懸念される 今後の電力需要の変動や突発的な機器の不具合等により特に高温となる夏場に点検が行われることも考えられ

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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

国土技術政策総合研究所資料

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

<4D F736F F F696E74202D E9197BF322D31817A81798E518D6C322D31817A899890F CE8DF BB82C994BA82A4838A E92E18CB872342E707074>

参考 2- リスクマップ詳細 0 () 汚染水リスクマップ /H27. 時点の整理 汚染水イベント発生リスクマップ H26. H27. の変遷 W タンク (ALPS) F/W タンク ( 濃塩 ) F/W タンク (Sr 処理 ) F タンク (ALPS) F タンク ( 淡水 ) F/W タンク (ALPS) F/W タンク (ALPS) ALPS 等を用いた処理に伴う濃縮塩水の水量減少により

<4D F736F F F696E74202D2090DD94F58FAC88CF34352D345F91CF906B95C782CC82D082D18A8482EA82C98AD682B582C482CC95E291AB90E096BE E707074>

設備小委 45-4 耐震壁ひび割れ幅の評価基準値に関しての 補足説明 平成 22 年 9 月 14 日 ひび割れ幅の評価基準値 1.0mm の妥当性について 新潟県中越沖地震後の鉄筋コンクリート構造物におけるひび割れ点検では ひび割れ幅に基づき評価を行っている より詳細な点検評価 を行うかどうかの評価基準値としては ( 財 ) 日本建築防災協会発行 震災建築物の被災度区分判定基準および復旧技術指針

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

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

子炉の状圧力容器上蓋開原地震発生時の発電所の状況と現況 地震発生時の状況 運転状況 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 5 号機 6 号機 7 号機 定検中 起動中 ( 定検中 ) 運転中運転中定検中定検中運転中 原子炉自動停止 燃料の所在 全燃料取出済 況格納容器上蓋開 炉内炉内炉内炉内炉内炉

新潟県中越沖地震に伴う柏崎刈羽原子力発電所の状況等 (2) 平成 19 年 10 月 2 日 東京電力株式会社 子炉の状圧力容器上蓋開原地震発生時の発電所の状況と現況 地震発生時の状況 運転状況 1 号機 2 号機 3 号機 4 号機 5 号機 6 号機 7 号機 定検中 起動中 ( 定検中 ) 運転中運転中定検中定検中運転中 原子炉自動停止 燃料の所在 全燃料取出済 況格納容器上蓋開 炉内炉内炉内炉内炉内炉内

（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

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

第 8 章 受水槽以下の装置 受水槽式給水方式による受水槽以下の装置については 法では給水装置に含まれない しかし 水質汚濁防止 十分な水量の確保 将来の維持管理を適正かつ容易にするために必要な事項を定める 受水槽以下の装置の設計及び施工は 建築基準法施行令 ( 昭和 25 年政令第 338 号 )

第 8 章 受水槽以下の装置 受水槽式給水方式による受水槽以下の装置については 法では給水装置に含まれない しかし 水質汚濁防止 十分な水量の確保 将来の維持管理を適正かつ容易にするために必要な事項を定める 受水槽以下の装置の設計及び施工は 建築基準法施行令 ( 昭和 25 年政令第 338 号 ) 第 129 条の2の5 及び同規定に基づく建設省告示 ( 平成 12 年建告 1406) の基準によるほか

7 章問題解答 7-1 予習 1. 長方形断面であるため, 断面積 A と潤辺 S は, 水深 h, 水路幅 B を用い以下で表される A = Bh, S = B + 2h 径深 R の算定式に代入すると以下のようになる A Bh h R = = = S B + 2 h 1+ 2( h B) 分母の

7 章問題解答 7- 予習. 長方形断面であるため, 断面積 と潤辺 S は, 水深, 水路幅 B を用い以下で表される B, S B + 径深 R の算定式に代入すると以下のようになる B R S B + ( B) 分母の /B は河幅が水深に対して十分に広ければ, 非常に小さな値となるため, 上式は R ( B) となり, 径深 R は水深 で近似できる. マニングの式の水深 を等流水深 0 と置き換えると,

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

Ⅲ 診断判定モデル住宅事例 建物概要 2 階建て木造住宅延べ床面積 53 m2 1 昭和 56 年 6 月以降 2 地盤は普通か良い 3 鉄筋コンクリート基礎 4 屋根は軽い 5 健全である 6 壁量多い 7 筋かいあり 8 壁のバランスが良い 9 建物形状はほぼ整形 10 金物あり 老朽度 診断結

Ⅲ 診断判定モデル住宅事例 2 階建て木造住宅延べ床面積 53 m2 1 昭和 56 年 6 月以降 3 鉄筋コンクリート基礎 4 屋根は軽い 5 健全である 6 壁量多い 7 筋かいあり 8 壁のバランスが良い 9 建物形状はほぼ整形 10 金物あり 1.24 総合評点 A 木造住宅の耐震診断は 建物の形 壁の配置 の各項目についてそれぞれの状況により評点をつけたうえで各評点を掛け合わせて総合評点を求めます

(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

施設・構造3-4c　京都大学原子炉実験所研究用原子炉（KUR）の耐震安全性評価の妥当性確認に係るクロスチェックについて（報告）

機器配管系の確認 検討箇所 使用済み燃料貯蔵プール 生体遮へい体 制御棒駆動装置案内管 粗 微調整棒取付部分 炉心直下 1 次系冷却配管 炉心支持構造物 検討方法は 事業者と同じ 61 機器配管への水平入力地震動 1200.0 加速度(cm/sec/sec) 1000.0 500.0 最大値 =1116.0 最小値 =-1045.2 0.0 8000.0 絶対加速度応答スペクトル(cm/sec/sec)

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

平成 27 年 9 月埼玉県東松山環境管理事務所 東松山工業団地における土壌 地下水汚染 平成 23~25 年度地下水モニタリングの結果について 要旨県が平成 20 年度から 23 年度まで東松山工業団地 ( 新郷公園及びその周辺 ) で実施した調査で確認された土壌 地下水汚染 ( 揮発性有機化合物

平成 27 年 9 月埼玉県東松山環境管理事務所 東松山工業団地における土壌 地下水汚染 平成 23~25 年度地下水モニタリングの結果について 要旨県が平成 20 年度から 23 年度まで東松山工業団地 ( 新郷公園及びその周辺 ) で実施した調査で確認された土壌 地下水汚染 ( 揮発性有機化合物 (VOC) ポリ塩化ビフェニル (PCB)) について その後の状況変化を把握するために 県及び東松山市は平成

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

福島県原子力発電所安全確保技術連絡会資料（２００９０７）

資料 1-1 福島第一原子力発電所 3 号機の 耐震安全性評価結果について ( 主要な施設の耐震安全性評価 ) 平成 22 年 8 月 原子力安全 保安院 目 次 1. 耐震設計の基本的考え方と 耐震バックチェックについて 2. 原子力安全 保安院の評価結果 2 3 1. 耐震設計の基本的考え方と耐震バックチェックについて 原子力発電所の耐震設計の基本的考え方 原子力発電所の耐震設計は 原子力安全委員会が定めた

2. 各社の取り組み 各社においては 六ヶ所再処理工場の竣工に向けた取り組み等に加え これまで使用済燃料の発生量見通し等に応じて 使用済燃料貯蔵設備のリラッキングによる増容量 敷地内乾式貯蔵施設の設置 敷地外中間貯蔵施設の設置等の必要な貯蔵対策に取り組んできている ( 添付資料 1 参照 ) 今後も

第 1 回使用済燃料対策推進協議会資料 3 使用済燃料貯蔵対策の取組強化について ( 使用済燃料対策推進計画 ) 2015 年 11 月 20 日電気事業連合会 1. 基本的考え方 エネルギー基本計画に記載のとおり 我が国は 資源の有効利用 高レベル放射性廃棄物の減容化 有害度低減等の観点から 使用済燃料を再処理し 回収されるプルトニウム等を有効利用する原子燃料サイクルの推進を基本的方針としている

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