古田 泰
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更新情報
第17回
リスク情報活用のための人材育成に対するNRRCの 取り組み状況について
著者:
古田 泰,喜多 利亘,竹原 広樹,岩谷 泰広,（電中研）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
PRA RIDM リスク情報活用 人材育成
古田 泰,喜多 利亘,竹原 広樹,岩谷 泰広,（電中研）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
PRA RIDM リスク情報活用 人材育成
人材の育成は原子力発電所で RIDM プロセスを実現させるために非常に重要であり、意思決定者のみならず、RIDM プロセスに関わる組織の構成員全てが役割に応じて RIDM プロセスに関する知識を理解していることで、RIDM プロセスがより円滑に実施される。加えて、RIDM に資するリスク評価のための PRA の専門知識を持った実務者も必要となる。NRRC におけるこれら発電所の人材育成をサポートするための取り組みを概説する。...
英字タイトル:
NRRC's approach to human resource development for RIDM
英字タイトル:
NRRC's approach to human resource development for RIDM
第17回
人間信頼性解析の定性分析ガイドの開発と手法高度化の検討
著者:
古田 泰,桐本 順広,野々瀨 晃平,弘津 祐子,佐相 邦英,（電中研）
発刊日:
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キーワードタグ:
人的過誤 人間信頼性解析（HRA） 定性分析 確率論的リスク評価（PRA）
古田 泰,桐本 順広,野々瀨 晃平,弘津 祐子,佐相 邦英,（電中研）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
人的過誤 人間信頼性解析（HRA） 定性分析 確率論的リスク評価（PRA）
近年、原子力発電所の確率論的リスク評価(PRA)の評価技術の向上に伴い、人的過誤によるリスクへの影響も重要なものとなっている。このため、人間信頼性解析(HRA)をもちいて、人的過誤事象を体系的に分析し現実的な評価とすることが課題となっている。これらに対応した HRA の定性分析における実施手順及び、具体的な評価適用事例を示した NRRC の HRA 定性分析ガイドについて概説する。...
英字タイトル:
Development of Guide for Qualitative Analysis in the Human Reliability Analysis (HRA) and Improvement of the HRA Method
英字タイトル:
Development of Guide for Qualitative Analysis in the Human Reliability Analysis (HRA) and Improvement of the HRA Method
原子力事業者は、福島第一原子力発電所事故後にリスク情報を活用した意思決定（RIDM）プロセス を、発電所のマネジメントに導入することとし、そのための取り組み方針等を 2018 年 2 月「リスク情報活用の実現に向けた戦略プラン及びアクションプラン」に取りまとめ、2020 年 6 月にその後の取り組み状況を踏まえ、同プランを改訂した。同プランの概要及び NRRC における同プランをサポートするための取り組みを概説する。...
英字タイトル:
Current efforts to utilize RIDM process
英字タイトル:
Current efforts to utilize RIDM process
第17回
確率論的リスク評価用原子力機器信頼性パラメータの整備
著者:
吉田 智朗,清野 弘章,喜多 利亘,古田 泰,（電中研）
発刊日:
公開日:
キーワードタグ:
Bayesian Component failure probability Component failure rate Component reliability parameter Probabilistic risk assessment
吉田 智朗,清野 弘章,喜多 利亘,古田 泰,（電中研）
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公開日:
キーワードタグ:
Bayesian Component failure probability Component failure rate Component reliability parameter Probabilistic risk assessment
New reliability parameters of the nuclear components have been estimated for probabilistic risk assessment in Japan. The data for the estimation were collected in a manner consistent with their PRA modeling under the utilities quality assurance systems. The component reliability parameters were estimated with empirical Bayes method. These reliability parameters will contribute to the improvement of the PRA quality in Japan....
英字タイトル:
Development of Nuclear Component Reliability Parameters for Probabilistic Risk Assessment in Japan
英字タイトル:
Development of Nuclear Component Reliability Parameters for Probabilistic Risk Assessment in Japan