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災害への備え
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お役立ちページに戻る IAEA安全基準の邦訳版の公開について(145KB) 邦訳版公開数は、(既作成数/作成計画数)を示します。該当しないものは、作成予定はありません。 邦訳版は、作成次第に順次公開していきます。 安全原則 Safety Fundamentals 安全原則 邦訳版公開数(1/1) テーマ別安全基準 Thematic Safety Standards 一般安全(横断的テーマ) General safety ( cross-cutting themes ) 法令上及び行政上の基盤 邦訳版公開数(2/5) 緊急時対策と対応 邦訳版公開数(1/2) マネジメントシステム 邦訳版公開数(2/2) 評価と確証 邦訳版公開数(1/1) 原子力施設安全 Safety of nuclear facilities 立地評価 邦訳版公開数(1/2) 放射線防護と放射線源の安全 Radia
キャスク内の水分量等が臨界に及ぼす影響を把握するために一定の状態を想定し解析を実施。水分が存在しても臨界には達しないこと等を把握。
平成21年度 地震に係る確率論的安全評価手法の改良 =BWRの事故シーケンスの試解析= 平 成 2 2 年 1 2 月 独 立 行 政 法 人 原 子 力 安 全 基 盤 機 構 10 原確報− 0009 本報告書は、独立行政法人 原子力安全基盤機構が実施し た業務の成果をとりまとめたものです。 本報告書の複製、転載、引用には、当機構の承認が必要です。 iii 目 次 1.序論 ··································································································································· 1- 1 2.地震 PSA に関する感度解析 ··················································
10 原放報-0003 JNES/NRWG10-0003 確率論的環境影響評価のための 生涯がんリスク解析に関する報告書 平 成 22 年 11 月 独 立 行 政 法 人 原 子 力 安 全 基 盤 機 構 i 平成 22 年 11 月 確率論的環境影響評価のための生涯がんリスク解析 に関する報告書 要 旨 原子力安全基盤機構(以下、「機構」という。)では、我が国の再処理施設の PSA に備えて、米 国の確率論的環境影響評価コード MACCS2 を基に、日本人集団の健康影響モデル等を用いた確 率論的環境影響評価コード MACCS2-JF の整備を進めている。 今回、MACCS2-JF の生涯がんリスク係数に関して、基本とする米国環境保護庁(EPA)放射 線がんリスクモデル(1999 年)の 2008 年改訂案と原爆被爆者寿命調査罹患率データ(1958-1998 年)等を適時に反映させた
0 9 原 シ 報 - 0 0 0 5 JNES/NSAG09-0005 地震時のレベル3PSAの検討(PWR及びBWR) 平 成 2 1 年 8 月 独 立 行 政 法 人 原 子 力 安 全 基 盤 機 構 平成20年度 本報告書は、独立行政法人 原子力安全基盤機構が実施し た業務の成果をとりまとめたものです。 本報告書の複製、転載、引用等には、当機構の承認が必要 です。 i 平成 21 年 8 月 地震時のレベル 3PSA の検討(PWR 及び BWR) 要 旨 我が国では、事故によるリスクの抑制水準を示す指標としての安全目標(公衆の平均個人リス ク)、性能目標(炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度)が策定され、これらの指標の原子力安 全規制への活用について、検討が進められている。 このため、本作業では、起因事象及びプラントの運転モードに応じたレベル 3PSA を実施し、 安全
万一原子炉施設で事故が発生した場合に住民や環境への影響を最小限に抑えるため、 日頃から緊急時を想定した訓練を行うほか、緊急時に必要となる施設、設備を整備しておくことが重要です。 機構は、(1)防災訓練の計画立案、関係機関との調整、(2)緊急事態応急対策拠点施設(オフサイトセンター) の設備の整備・維持管理、(3)事故時に原子力発電所の状態を把握し、事故の進展を予測する緊急時対策支援 システム(ERSS)の維持管理、(4)原子力防災関係者に対する研修等を実施しています。
原子力災害が発生した場合には、住民の安全を確保するために、迅速かつ的確な原子力 災害応急対策が必要になってきます。この応急対策を行う上で、原子力発電所の原子炉の状態 を迅速かつ的確に把握して、その後の事故の進展を予測することが重要となります。 事故が発生した場合、第一義的には電気事業者が施設の状態判断や事故の進展予測等を行いますが、 国が原子力災害応急対策を実施するに当たり、必要となる事故進展予測を支援するために、電気事業者 から送られてくる情報に基づき、事故の状態を監視し、専門的な知識データベースに基づいて事故の 状態を判断し、その後の事故進展をコンピュータにより解析・予測するシステムとして開発したものが、 緊急時対策支援システム(ERSS:Emergency Response Support System)です。 平成15年9月まで(財)原子力発電技術機構が実施してきたERSSの開
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女川原子力発電所における 津波に対する安全評価と防災対策 東北電力株式会社 松本 康男 1896年の明治三陸津波 ( 2万人以上の死者) 1 はじめに 女川原子力発電所の位置と概要 東通原子力発電所 日 本 女川原子力発電所 号 機 出 力 (MW) 炉 型 運転開始年 東北電力㈱の供給区域 1 524 BWR 1984 2 825 BWR 1995 女川原子力発電所 3 825 BWR 2002 2 手法の概要 女川原子力発電所の安全評価のフロー図 既往津波高さの調査 対象となる津波地震 ・プレート境界型地震 (近地津波,遠地地震) ・海底活断層による地震 調査内容 ・文献調査 ・聞き取り調査 ・考古学的調査 ・堆積学的調査 支配的な歴史津波の選定 選定方法? 数値計算 ・予想最高水位 ・予想最低水位 ・歴史津波 土木学会の手法(2002年以降) ・標準的な断
平成21年度 地震時レベル2PSAの解析(BWR) 平成 22 年 10 月 独立行政法人 原子力安全基盤機構 10 原 シ 報 − 0003 JNES/NSAG10 − 0003 本報告書は、独立行政法人 原子力安全基盤機構が実施した 業務の成果をとりまとめたものです。 本報告書の複製、転載、引用等には、当機構の承認が必要です。 平成 22 年 10 月 要 旨 原子力安全基盤機構では、リスク情報を活用した安全規制検討等への PSA 手法の活用に向け て、最新知見を反映しつつ、PSA 手法の整備を進めている。これまでに、国内の主な BWR プラ ントを対象に地震時の主な事故シーケンスの事故進展を対象にソースターム挙動を解析し、新 耐震指針に係る「残余のリスク」評価のレビューに必要な技術データを蓄積してきた。 本作業では、BWR3、BWR-4(2 タイプ)、BWR5(3 タイプ)
原子力発電所には数種の型式の原子炉が存在しますが、我が国における運転中の発電用原子炉は主に軽水炉であり、軽水炉には加圧水型(PWR)と沸騰水型(BWR)とがあります。 PWRとBWRの大きな違いは、次のとおりです。
人々の意識が変わり、科学技術の意味が変わってきたなかで、科学技術がもたらす複雑な問題についての新しい問題解決の手法の確立が求められてきたわけですね。 その問題をいち早く捉え、「トランス・サイエンス」と名付けたのが、物理学者のアルヴィン・ワインバーグです。ワインバーグは1972年に書いた論文の中で、科学技術のもたらす問題の中には、もはや科学だけでは解決できないものが増えており、こういった問題の解決のためには科学を超えた次元での議論が必要だと主張しました。 ワインバーグは、原子力発電所の多重防護の安全監視システムについて、そのすべてが故障する確率はきわめて低いというところまでは、科学者の理解はとりあえず一致する。しかし、「きわめて低い確率」を、科学的な見地から「事故は起こりえない」と言っていいのか、あるいはいくら低確率でも起きれば凄まじい被害が生じるのだから、そこは「事故は起こりうる」と想定
独立行政法人 原子力安全基盤機構 JNES
大阪大学コミュニケーションデザイン・センターの小林傳司教授とサイエンスコミュニケーターの田柳恵美子さんによる、サイエンスコミュニケーションから見た対話の「歴史」「実践」「考察」を3回にわたって掲載します。 講師 小林傳司(こばやし・ただし) 1954年12月7日生まれ。1978年京都大学理学部卒業。1983年東京大学大学院理学系研究科科学史・科学基礎論専攻博士課程修了。専攻分野は科学哲学、科学技術論。1987年福岡教育大学教育学部講師、1989年同助教授、1990年南山大学文学部助教授、1999年同教授を経て、同人文学部教授。のち同大学社会倫理研究所長。2001年科学技術社会論学会を設立、会長に就任。2005年大阪大学コミュニケーションデザイン・センター教授。著書に『誰が科学技術について考えるのか コンセンサス会議という実験』(名古屋大学出版会)、『公共のための科学技術』(玉川大学出版
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