資料－４
第２回安全性検討会資料

新規制基準適合性審査申請＜（２）自然現象への対応について（その１）他＞

平成２６年１２月２４日
東北電力株式会社
All rights Reserved. Copyrights © 2014, Tohoku Electric Power Co., Inc.

Tohoku Electric Power Co., Inc.

目次

１. 竜巻影響評価 （No.62関連）

２. 重大事故等対策の有効性評価（No.68，69関連）

３. 監視測定設備 （No.79関連）

４. 通信連絡設備 （No.79関連）

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１. 竜巻影響評価（No.62関連）

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１．竜巻影響評価【凡例】

１．竜巻検討地域の竜巻検討地域の設定
女川原子力発電所から半径180km（10万km2）の範囲内の太平
洋側海岸線に沿った海側５kmと陸側５kmの範囲

２．基準竜巻のの設定
基準竜巻の最大風速（最大風速（VB)の竜巻検討地域における過去最大の竜巻VB1と竜巻最大風速のハザード曲線による最大風速VB2から基準竜巻の最大風速VBは69m/sと設定（藤田スケール）
×：不明＋：Ｆ０未満：Ｆ０△：Ｆ０～Ｆ１▲：Ｆ１○：Ｆ１～Ｆ２●：Ｆ２□：Ｆ２～Ｆ３■：Ｆ３スケール
Ｆ０Ｆ１Ｆ２Ｆ３Ｆ４Ｆ５風速
17～ 32ｍ/s（約 15秒間の平均）
33～ 49ｍ/s（約 10秒間の平均）
50～ 69ｍ/s（約 7秒間の平均）
70～ 92ｍ/s（約 5秒間の平均）
93～116ｍ/s（約 4秒間の平均）
117～142ｍ/s（約 3秒間の平均）３．設計竜巻のの設定
設計竜巻の最大風速（最大風速（VD)の発電所の立地する地形特性によりVBの割り増しは不要
設計竜巻の最大風速VDは69m/sと設定

４．設計竜巻の設計竜巻の特性値の特性値の設定
設計竜巻の最大風速VD等に基づいて移動速度，最大気圧低下量等の特性値を設定
●
▲

180km

５．設計竜巻荷重の設計竜巻荷重の設定
風圧力，気圧差による圧力，飛来物の衝撃荷重を設定

６．施設の施設の構造健全性等の構造健全性等の確認
設計竜巻荷重に対して，構造健全性等が維持され，安全機能が維持されることにより，安全施設の安全機能を損なうおそれがない設計
竜巻防護施設に影響を与える可能性のある飛来物に対しては，防護ネットの設置や飛来物の固縛等実施の方針

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竜巻検討地域
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２. 重大事故等対策の有効性評価（No.68，69関連）

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２．重大事故等対策の有効性評価（１／６）
確率論的リスク評価（ＰＲＡ）の知見を活用して，想定する事故シーケンスグループ及び原子炉格納容器破損モードを抽出（評価するプラント状態は，これまで整備してきたアクシデントマネジメント策や福島第一原子力発電所事故以降に実施した各種対策等を考慮しない状態）＜ＰＲＡの実施範囲＞
出力運転時内部事象レベル１（全炉心損傷頻度2.0×10-5/炉年）
出力運転時内部事象レベル１．５（格納容器破損頻度 2.0×10-5/炉年）
地震レベル１，津波レベル１（全炉心損傷頻度 地震 2.0×10-5/炉年 津波2.2×10-5/炉年）
停止時レベル１（全炉心損傷頻度9.8×10-7/定期検査）「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の解釈」で指定される事故
シーケンスグループ，原子炉格納容器破損モード以外のものは抽出されず想定する事故シーケンスグループ及び原子炉格納容器破損モードから，評価する事故シーケンス及び原子炉格納容器破損モードを想定し，重大事故等対策の有効性評価を実施
本評価において，１，３号機は停止中を想定＜有効性評価の内容＞
炉心損傷防止対策の有効性評価
原子炉格納容器破損防止対策の有効性評価
使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価

評価項目を満足することを確認

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２．重大事故等対策の有効性評価（２／６）◆レベル１ＰＲＡの結果は以下のとおりであり，規則の解釈で指定された事故シーケンスグループ，原子炉格納容器破損モード以外のものは抽出されないことを確認した。
事故シーケンスグループ別

事象（内部／外部）別

プラント全体の炉心損傷頻度（ＣＤＦ）＝６．２×１０‐５／炉年

内部事象レベル１ＰＲＡ

地震レベル１ＰＲＡ

内部事象CDF= 2.0×10-5

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地震CDF
= 2.0×10-5

津波レベル１ＰＲＡ

津波CDF= 2.2×10-56

２．重大事故等対策の有効性評価（３／６）
評価対象事故シーケンス
評価対象事故シーケンス及シーケンス及び計算コード
計算コード（コード（炉心損傷防止対策）
炉心損傷防止対策）
事故シーケンスグループ

重要事故シーケンス

重大事故等対処設備等

高圧・低圧注水機能喪失

全給水喪失＋HPCS／RCIC機能喪失＋LPCI／LPCS機能喪失

・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系
・原子炉格納容器圧力逃がし装置

高圧注水・減圧機能喪失

全給水喪失＋HPCS／RCIC機能喪失＋原子炉減圧機能喪失

・代替自動減圧機能

全交流動力電源喪失

外部電源喪失＋非常用D/G等機能喪失

・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉補機代替冷却系
・所内常設蓄電式直流電源設備
・常設代替交流電源設備

全給水喪失＋RCW／RSW機能喪失（取水機能喪失）

・原子炉隔離時冷却系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉補機代替冷却系
・常設代替交流電源設備

全給水喪失＋RHR機能喪失

・原子炉隔離時冷却系
・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系
・原子炉格納容器圧力逃がし装置

原子炉停止機能喪失

主蒸気隔離弁の誤閉止＋スクラム失敗

・代替原子炉再循環ポンプトリップ機能
・ほう酸水注入系
・制御棒挿入機能喪失時の自動減圧系作動阻止機能
・原子炉隔離時冷却系

LOCA時
中小破断
注水機能喪
LOCA時
失

小破断LOCA＋HPCS／RCIC機能喪失＋原子炉自動減圧機能喪失＋LPCI／LPCS機能喪失＋RHR機能喪失

・高圧代替注水系
・低圧代替注水系（常設）・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系
・原子炉格納容器圧力逃がし装置
・常設代替交流電源設備

格納容器バイパス

弁開閉試験時のHPCS配管のIS-LOCA

・原子炉隔離時冷却系

崩壊熱除去機能喪失取水機能喪失時

残留熱除去系
故障時

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評価結果の概要（）：判断基準値

使用計算
コード

・燃料被覆管最高温度（℃）
〔原子炉停止機能喪失〕 約９６１
（１，２００以下）

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ
・燃料被覆管の酸化量（％）
〔原子炉停止機能喪失〕 １以下（１５以下）
ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ
・原子炉圧力（MPa[gage]）〔原子炉停止機能喪失〕 約９．４２（１０．３４以下）
ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ
・格納容器最高圧力（MPa[gage]）〔LOCA時注水機能喪失〕 約０．４２７（０．８５４以下）

・格納容器最高温度（℃）
〔崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系故障時）〕 約１５４（２００以下）

・敷地境界外での実効線量（mSv）〔LOCA時注水機能喪失〕 約１．２（５以下）

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

ＲＥＤＹ
ＳＣＡＴ

ＳＡＦＥＲ
ＭＡＡＰ

ＳＡＦＥＲ

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２．重大事故等対策の有効性評価（４／６）
評価対象事故シーケンス
評価対象事故シーケンス及シーケンス及び計算コード
計算コード（コード（格納容器破損防止対策）
格納容器破損防止対策）
格納容器破損モード

評価事故シーケンス

重大事故等対処設備等評価結果の概要（）：判断基準値

使用計算コード

・格納容器最高圧力（MPa[gage]）
約０．８５４にてベント実施（０．８５４）
・格納容器最高温度（℃）
約１８７（２００以下）
・Cs-137総放出量（TBq）
約２．６×１０ー５（１００以下）

ＭＡＡＰ

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

・低圧代替注水系（常設）
大破断LOCA＋HPCS／RCIC機能喪失
・原子炉格納容器代替スプレイ冷却系＋LPCI／LPCS機能喪失＋RHR機能喪失 ・原子炉格納容器圧力逃がし装置
・常設代替交流電源設備

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

・原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力全給水喪失＋HPCS／RCIC機能喪失（主蒸気逃がし安全弁による原子炉減圧） （MPa[gage]）＋LPCI／LPCS機能喪失＋RHR機能喪失
約０．５（２．０以下）

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

全給水喪失＋HPCS／RCIC機能喪失＋LPCI／LPCS機能喪失＋RHR機能喪失

水素燃焼

大破断LOCA＋HPCS／RCIC機能喪失（窒素置換による原子炉格納容器の不活 ・格納容器内の酸素濃度（vol%）＋LPCI／LPCS機能喪失＋RHR機能喪失 性化）
約３．７（５以下）

格納容器直接接触（シェルアタック）

溶融炉心・コンクリート相互作用－

・溶融炉心が原子炉格納容器下部へ落下する
際の圧力上昇は，原子炉格納容器の健全性に影響を与えない。

（原子炉圧力容器から落下した溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに直接接触することはない構造）

全給水喪失＋HPCS／RCIC機能喪失
・原子炉格納容器下部注水系（常設）＋LPCI／LPCS機能喪失＋RHR機能喪失 ・常設代替交流電源設備

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・溶融炉心による侵食により原子炉格納容器の構造部材の支持機能が喪失しない。

ＭＡＡＰ

ＭＡＡＰ

ＭＡＡＰ

－ＭＡＡＰ

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２．重大事故等対策の有効性評価（５／６）
評価対象事故シーケンス
評価対象事故シーケンス（シーケンス（使用済燃料プールにおける使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策
プールにおける燃料損傷防止対策）
燃料損傷防止対策）
想定事故

評価事故シーケンス

重大事故等対処設備等

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の・燃料プール代替注水系
喪失
SFP冷却系及び補給水系の故障
・燃料プール代替注水系＋サイフォン現象（燃料プール冷却浄化系
・サイフォンブレーク孔配管全周破断）による漏えい

想定事故１

想定事故２

評価結果の概要
・水位低下が厳しい【想定事故２】においても，通常運転水位から約０．５ｍ低下するにとどまり，燃料は露出することなく，放射線の遮へい，未臨界の維持は確保される。

使用計算コード－－

評価対象事故シーケンス
評価対象事故シーケンス及シーケンス及び使用計算コード
使用計算コード（コード（運転停止中の運転停止中の原子炉における原子炉における燃料損傷防止対策
における燃料損傷防止対策）
燃料損傷防止対策）
事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

重要事故シーケンス
運転中ＲＨＲ機能喪失

重大事故等対処設備等
・待機中ＲＨＲ(ＬＰＣＩモード)
・低圧代替注水系（常設）・原子炉補機代替冷却系
・常設代替交流電源設備

全交流動力電源喪失

全交流動力電源喪失＋RCW/RSW機能喪失

原子炉冷却材の流出

ＲＨＲミニマムフロー弁の閉失敗に・待機中ＲＨＲ(ＬＰＣＩモード）
伴う原子炉冷却材の流出

反応度の誤投入

制御棒の誤引抜

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評価結果の概要

－

使用計算
コード
－

・水位低下が厳しい【崩壊熱除去機能喪失】においても，燃料有効長頂部の約４．
２m上まで低下するにとどまり，燃料は露出することなく，放射線の遮へいの維持は確保される。

－－
・燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界であり，スクラム後は未臨界が確保される。
・燃料は露出することなく冷却可能

ＡＰＥＸ
ＳＣＡＴ

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２．重大事故等対策の有効性評価（６／６）
有効性評価の例（全交流電源喪失の場合） 今回抽出したシナリオに対し，「ガスタービン発電機，可搬型熱交換器，低圧代替注水系」の新たな対策を講じることにより，重大事故（炉心損傷）を回避。

： プラント状態： 操作： 重大事故対策
炉心損傷

蓄電池の枯渇（ＲＣＩＣ停止）

電源・除熱機能
回復不能

ＲＣＩＣによる注水

全交流電源
喪失

今回抽出したシナリオ
今回抽出したシナリオ【確率論的リスク
確率論的リスク評価
リスク評価】
評価】※： 判断※原子炉隔離時冷却系（安全対策なし）

原子炉のののの安定冷却

可搬型熱交換機等でででで除熱

低圧代替注水系系系系による注水逃がし安全弁による減圧

ガスタービン発電機でででで給電

電源・除熱機能
早期回復不能ＲＣＩＣによる注水

全交流電源喪失安全対策を安全対策を考慮したシナリオ【有効性評価】
有効性評価】（安全対策あり）

熱交換器

復水貯蔵タンク

原子炉建屋

外部電源

ガスタービン発電機

屋外

復水移送ポンプ（常設）
可搬型熱交換器

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３. 監視測定設備（No.79関連）

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３．監視測定設備
原子炉施設の重大事故等が発生した場合において、原子炉施設及びその周辺（原子炉施設の周辺海域を含む。）において，原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定，記録するため，並びに原子炉施設において風向，風速等を測定，記録するため以下の設備を配備
放射線監視設備• モニタリングポスト：６基• 放射能観測車：１台• 可搬型代替モニタリング設備：１０台（（追加配備）
追加配備）

気象観測設備• 気象観測設備：１式• 代替気象観測設備：１式（（追加配備）
追加配備）【放射能観測車】【可搬型代替モニタリング設備】（外観）（外観）【代替気象観測設備】

・風向風速計・日射計
・放射収支計（搭載機器）
・γ線サーベイメータ
・ダストサンプラ・よう素モニタ・風向風速計・無線通話装置

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（検出器）
・シンチレーション
・半導体
・雨量計

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４. 通信連絡設備（No.79関連）

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４．通信連絡設備
重大事故等が発生した場合において、発電所内及び所外必要箇所との通信連絡を行うために，以下の設備を配備
発電所内は発電所内は，中央制御室及び中央制御室及び緊急時対策所に緊急時対策所に送受話器，送受話器，電力保安通信用電話設備，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備及び衛星電話設備及び無線連絡設備を設置し設置し，多様性を多様性を有した通信連絡手段した通信連絡手段を通信連絡手段を確保
所外必要箇所とは
所外必要箇所とは，とは，緊急時対策所に緊急時対策所に局線加入電話設備，局線加入電話設備，電力保安通信用電話設備，
電力保安通信用電話設備，統合原子力防災ネットワークを統合原子力防災ネットワークを用
ネットワークを用いた通信連絡設備及いた通信連絡設備及び通信連絡設備及び衛星電話設備を衛星電話設備を設置し設置し，多様性を多様性を有した通信連絡手段した通信連絡手段を通信連絡手段を確保

発電所外

女川原子力発電所
衛星系回線【中央制御室】【関係自治体等】【緊急時対策所】

送受話器

携帯型電話

電話

電話
携帯型電話

電話

ＦＡＸ

通信事業者回線【国】

携行型通話装置

無線連絡設備（固定型）
電力保安通信用回線
ＦＡＸ【原子炉建屋等】

電話

ﾃﾚﾋﾞ会議ｼｽﾃﾑ

ＦＡＸ

ﾃﾚﾋﾞ会議ｼｽﾃﾑ【屋外】【本店（即応ｾﾝﾀｰ等）】
送受話器

送受話器
電話

送受話器

光ファイバ通信無線連絡設備
（固定型）
携帯型電話

電話

携帯型電話
携行型
携帯型電話
通話装置

無線連絡設備（携帯型）

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マイクロ波
多重無線
ＦＡＸ

ﾃﾚﾋﾞ会議ｼｽﾃﾑ

14［付録］ 略 語 集

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略語

名称略語

名称

ＨＰＣＳ

高圧炉心スプレイ系

ＬＯＣＡ

原子炉冷却材喪失

ＬＰＣＳ

低圧炉心スプレイ系

ＩＳ－ＬＯＣＡ

インターフェイスシステム冷却材喪失

ＬＰＣＩ

低圧注水系

ＳＦＰ

使用済燃料プール

ＲＣＩＣ

原子炉隔離時冷却系

ＳＡＦＥＲ

長期間熱水力過渡変化解析コード

ＲＣＷ

原子炉補機冷却系

ＭＡＡＰ

シビアアクシデント総合解析コード

ＲＳＷ

原子炉補機冷却海水系

ＲＥＤＹ

プラント動特性解析コード

ＲＨＲ

残留熱除去系

ＳＣＡＴ

単チャンネル熱水力解析コード

ＭＳＩＶ

主蒸気隔離弁

ＡＰＥＸ

反応度投入事象解析コード

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