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目次 4. 組織 4.1 組織及びその状況の理解 利害関係者のニーズ 適用範囲 環境活動の仕組み 3 5. リーダーシップ 5.1 経営者の責務 環境方針 役割 責任及び権限 5 6. 計画 6.1 リスクへの取り組み 環境目標

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

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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

油漏洩 防油堤内 にて火災発生 9:17 火災発見 計器室に連絡 ( 発見 者 計器室 ) 発見後 速やかに計 器室に連絡してい る 出火箇所 火災の状況及び負傷者の発生状況等を確実に伝え 所内緊急通報の実施 火災発見の連絡を受 けて速やかに所内 緊急通報を実施し 水利の確保 ( 防災セ ンター 動

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5) 輸送の安全に関する教育及び研修に関する具体的な計画を策定し これを適確に実施する こと ( 輸送の安全に関する目標 ) 第 5 条前条に掲げる方針に基づき 目標を策定する ( 輸送の安全に関する計画 ) 第 6 条前条に掲げる目標を達成し 輸送の安全に関する重点施策に応じて 輸送の安全を確 保

[ 指針 ] 1. 組織体および組織体集団におけるガバナンス プロセスの改善に向けた評価組織体の機関設計については 株式会社にあっては株主総会の専決事項であり 業務運営組織の決定は 取締役会等の専決事項である また 組織体集団をどのように形成するかも親会社の取締役会等の専決事項である したがって こ

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Transcription:

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 そのためには 美しい環境の維持と劣化した環境の再生について体系的に研究することが必須です 学会の使命は学術の発展を通して広く社会に貢献することにありますので 産業界 学術界 自治体 政府 規制機関 マスコミ等とも情報や見解の交換を行っていきます そのためには 学会のアイデンティティを確立しておくことが重要です 保全プログラムや保全業務の最適化などを内容とする 原子力保全の論理 を骨格とした 保全学 の構築がそれに相当します 1) 保全学には物理学などに見られる保全法則が存在すること 2) その導出の考え方の基盤となる保全三原則が設定されること 3) これらの原理を保全現象に適用して原子炉の 安全論理 に相当する 保全論理 が構築されたこと 2

保全三原則と社会的リスクの低減マスタタイトルの書式設定 第一原則 : 無限問題を有限問題に展開. 第二原則 : 正しい保全 の実施. 保全の論理. 第三原則 : 安全性は経済性と一体で考える. 故障の最小化 原子力発電所を運転するリスクの最小化と原子力発電所を停止したことに依って生ずる人命と地球環境保全へのリスクの増大の評価 原子力発電所を運転するリスクの最小化 : 1 新規制基準への適合と更なる安全性への取り組み ( 規制と事業者の協働 ) 2 潜在的リスクの抽出とリスクの高いものから撲滅していく継続的取り組み 3 総合工学的構築物である原子力発電所の医学との類似性 : 症例 検査 治療 手術 予防 事故事例のデータベース化 経験豊富なシニア世代の知識の集約と伝承 事故シーケンスとリスク評価 AI 手法による深層学習と予防保全 原子力発電所を停止したことに依って生ずる人命と地球環境保全へのリスクの増大 1 電気料金の値上がり 生活弱者や中小企業操業への悪影響 ( 人格権 ) 2 化石燃料購入による国富の流出による国家経済のリスク上昇 3 長期停止や稼働率低下に伴う 安全性向上対策投資への経営資源枯渇のリスク 4 長期停止に伴う人材の流出と支援企業の疲弊によるリスクの上昇 5 大学における原子力分野への優秀な人材の希望の減少によるリスク上昇 6 二酸化炭素の排出増加と地球温暖化による人類を含む全ての生物へのリスクの上昇 3

我が国の米国規制の SALP の失敗の回避 スリーマイル島事故以降の規制強化の中で導入された SALP において 検査官の主観的判断等により 安全影響が小さい問題に関して大きな事業者負担が発生し 事業者が安全上重要な活動に注力できない状態が発生 ROP は SALP で失敗した点を改善したプロセスである ROP (2000 年導入 ) SALP (1980 年導入 ) 成功した点 失敗した点 改善 SALP では以下の問題点あり 安全上重要な問題にフォーカスしていない 過度に主観的で規制措置が予見できない プラント安全に大きな影響をもつ側面にフォーカスできるよう プロセスの各部分のリスクインフォームドの質を高める リスク判断における客観性を増すよう 事業者に求めるパフォーマンスとリスクとの関係をわかりやすいものに変える SALP: Systematic Assessment Licensee Performance 4

福島第一原子力発電所事故の要因 マスタタイトルの書式設定 1 構造強度偏重規制 ( 電気品欠落 ) 2 分解点検と QMS 検査書類増大 3 本質的危険が無視された規制 4B5b などの海外規制動向を放置 5 規制が反対派の虜になっていた ( 寝た子を起こすな ) 6 毅然とした規制の欠如 (FCVS) 海水が侵入すれば 電気品が機能喪失する事を見逃した 5 5

福島第一原子力発電所事故の要因マスタタイトルの書式設定 1 設計範囲を超えた事象に未対応 2 冷水 電気 空気の支援系が脆弱 3ECCS の共倒れ ( 全滅 ) が起きた 4 過酷事故対応訓練が不十分 5 緊急時の情報連絡と意思決定が遅い 6 オフサイトセンター ( 規制 ) が機能喪失 7 規制の重要度分類ができていなかった 安全上重要なものは 15% 6 6

米国 ROP の概要と保全学会の取り組むべき課題 < 米国 ROP(Reactor Oversight Process: 原子炉監督プロセス ) のプロセス図 > H28.12.27 検査制度の見直しに関する検討チーム第 8 回会合資料より作成 は SALP からの主な改善点 7

米国 ROP の 7 つの礎石と保全学会の取組み NRC が着目する 7 つの分野 ( コーナーストーン : 礎石 ) NRC の全体的な安全上の使命 戦略的パフォーマンス領域 公衆の健康と安全維持 原子炉安全放射線安全安全保障 コーナーストーン 起因事象 分野横断問題 緩和系 バリア健全性 緊急時計画 ( 日本では SA) 公衆被ばく ヒューマン パフォーマンス安全を重視する労働環境問題の把握と解決 従業員被ばく セキュリティ ( フィルタベント ) (ISOEとの連携) ( 特重設 ) 必要な情報が吸い上げられているか CAP PI 監査等による是正 8

深層防護 (Defense in Depth) 第 3 層の断層変位に対する耐性向上 第 4 層の資機材の活用 第 1 層 第 2 層 第 3 層 第 4 層 第 5 層 余裕ある設計多重化 異常過渡事象抑止 工学的安全系 (ECCS) 過酷事故緩和措置 避難復興 主復水器で冷却 復水ポンプ 主復水器で冷却 ヒートシンク ECCS 非常用電源格納容器冷却 福島第一では津波で全滅 地震 断層 津波など自然災害対策 竜巻 火山 森林火災 火災 内部溢水 炉心損傷防止対策格納容器損傷防止対策 放射性物質の拡散抑制対策航空機テロ対策電源車 消防ポンプ冷却源 貯水池フィルターベント放水砲 特重施設 バスの確保自衛隊と連携防災訓練除染 復興ニュータウン 9 9

新規制基準の導入によるリスク低減例 相対リスク 1.0 ケース名 内容 ( 考慮する対策 ) ベースケース 下記対策実施前 0.8 ケース1 基本対策 ケース2 基本対策 + 恒設 DG 0.6 ケース3 基本対策 + 恒設 DG+ フィルタベント 0.4 条件付炉心損傷確率 ( 相対値 ) 条件付格納容器破損確率 ( 相対値 ) 0.2 0.06 0.07 0.02 0.0 0.04 ベースケースケース 1 ケース 2 ケース 3 0.06 0.02 10

グレーディッド アプローチの浸透と保全 重要度 ( リスク情報 ) の活用が進む 効果的な安全確保活動を行うためには 重要度に応じた重み付けが必要 検査で用いる重要度と事業者活動の重要度は同じであることが望ましい 法律要求の有無など従来の重要度の見直しのニーズが発生する 従来よりも複雑な重要度判断が必要となるので 重要度を判断する能力 ツールやルールの整備が必要となる(PRAの整備は その一部分) 11

リスクに対応した重要度決定プロセス (SDP) < 基本検査時における気付き事項の取り扱い > 原子炉安全に関する SDPの閾値の例 ΔCDF=10-4 ΔCDF=10-5 ΔCDF=10-6 :IMC609にて判断 パフォーマンス欠陥かどうか IMC612 附則 E の事例集にて判断 H28.6.20 検査制度の見直しに関する検討チーム第 2 回会合資料より作成 12

参考 : 重要度決定プロセス (SDP) IMC609 番号 タイトル 備考 本文 重要度決定プロセス (SDP) 添付 1 重要度 強制措置レビューパネルプロセス 添付 2 添付 3 添付 4 附則 A 検査指摘事項のNRC 評価の異議申し立てプロセス上級原子炉解析者 リスク解析者の協力を期待する事項指摘事項の初期評価 運転中プラントへの SDP 起因事象 緩和系 バリアのコーナーストーン (CS) 附則 B 緊急時計画のSDP 附則 C 従事者放射線安全のSDP 附則 D 一般公衆放射線安全のSDP 附則 E セキュリティー のSDP 公開文献なし 附則 F 火災防護 SDP 添付 8つあり 附則 G 停止操作時のSDP 添付 3つあり 附則 H 格納容器全体性 SDP 附則 I 有資格の運転員の再資格 SDP 附則 J SG 細管の完全性についての指摘事項のSDP 附則 K メンテナンスリスク評価およびリスク管理 SDP 附則 L B.5.bのSDP 附則 M 定性的な基準を用いたSDP 附則 N 作成中 公開文献なし 附則 O 緩和戦略および使用済燃料ピット装置へのSDP 7 つの CS をカバー 起因事象 緩和系 バリアの CS のうち特定事象を掘り下げ 13

参考 : 重要度決定プロセス (SDP) IMC609 番号本文添付 1 添付 2 添付 3 添付 4 タイトル重要度決定プロセス (SDP) 重要度 強制措置レビューパネルプロセス検査指摘事項のNRC 評価の異議申し立てプロセス上級原子炉解析者 リスク解析者の協力を期待する事項指摘事項の初期評価 附則 A 附則 F 附則 G 附則 H 附則 K 運転中プラントへのSDP 火災防護 SDP 停止操作時のSDP 格納容器健全性 SDP メンテナンスリスク評価およびリスク管理 SDP 1) white 以上に PRA を使用する附則 附則 B 附則 C 附則 D 附則 E 附則 J 附則 I 附則 L 附則 M 附則 O 緊急時計画のSDP 従事者放射線安全のSDP 一般公衆放射線安全のSDP セキュリティーのSDP SG 細管の完全性についての指摘事項のSDP 有資格の運転員の再資格 SDP B.5.bのSDP 定性的な基準を用いたSDP 緩和戦略および使用済燃料ピット装置へのSDP 2) white 以上でもフロー図を用いる附則 14

参考マスタ : 米国におけるタイトルの書式設定 OLMの適用例 対象機器 OLM 年間工程表 日付 プラント運転中 ほぼ毎週 OLM 各機器に対して 28 週前 (T-28) から OLM 計画開始 T-15:OLM 一次案作成 T-10: 必要機器の発注 T-6 : 工程確認 T-2 : リスク評価終了 OLM Work Management 機器設計担当 技術専門家 放射線管理 現場管理 資材調達が一つのチームとなって OLM の計画 実行 15

参考マスタ : 米国の運転中保全状況タイトルの書式設定 16

基本設計 ( 基本設計図書 設置許可申請書 ( 添付八 十 ) その他 ) 詳細設計 ( 詳細設計図書 工事計画書 ( 耐震計算書 ) その他 ) 現場施工 ( 現場施工図 工事要領書 その他 ) 試験 検査 ( 記録 性能 機能評価書 その他 ) 機械系 空間軸 ( 設備 ) 保安規定 運用管理検討書安全管理検討書 ( 各種技術検討書 ) 人間系 各種社内規程 各種要領書等 ( 保全計画書等 ) 時間軸 ( 保安活動 ) 目標を達成したか? 目標を達成したか? 無断複製 転載禁止 17