資料－３
第１４回安全性検討会資料

新規制基準適合性審査申請
重大事故等対処施設＜（８）重大事故対策＞- 運転停止中の原子炉における燃料損傷防止

平成３０年６月１日
東北電力株式会社
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目次
1. はじめに
2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 全交流動力電源喪失
2.2 崩壊熱除去機能喪失
2.3 原子炉冷却材の流出
2.4 反応度の誤投入
3. まとめ4. 適合性審査状況（審査会合での指摘事項に対する回答）
5. 参考1１．はじめに1. はじめに（有効性評価の全体概要）

3

新規制基準では，福島第一原子力発電所事故を踏まえて実施してきた重大事故等対策の有効性について，以下の手順で評価することが求められている※① 重大事故等対策が実施されていない状態を仮定して，内部事象（機器故障・人的ミス等）や外部事象（地震・津波）が原因となって重大事故に至る確率を評価（確率論的リスク評価：PRA）② ①の評価結果を踏まえ，重大事故が進展するシナリオ（事故シーケンス）を選定③ 実施されている重大事故等対策が有効に機能するかを評価（有効性評価）※ 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

女川２号炉の炉心損傷防止対策における対策設備例

4

1. はじめに（確率論的リスク評価：PRA とは）＜新規制基準適合性審査における確率論的リスク評価（ＰＲＡ）の位置付け＞

安全対策が有効に機能することを評価（＝有効性評価）するために，その前段として，重大事故に至る可能性のある事故シーケンスグループを抽出
規則に基づき必ず想定する事故シーケンスグループ以外に，追加すべき新たな事故シーケンスの有無を確認

確率論的リスク評価（ＰＲＡ）※1
内部事象
・運転時レベル１
・運転時レベル１．５
・停止時レベル１

外部事象
・地震レベル１・津波レベル１＜適合性審査におけるＰＲＡの扱い＞
ＰＲＡ評価対象は，これまで自主的に実施してきたアクシデントマネジメント対策，福島第一事故後の緊急安全対策等を含めず，設置許可取得済の設備重大事故の発生頻度（炉心損傷頻度等）の判断基準はない
安全対策を含めたＰＲＡは，今回の適合性審査の対象外＜ＰＲＡを適用していない事象の評価＞
ＰＲＡを適用していない外部事象（火災，溢水，積雪など）については，それらの影響を評価し，いずれも今回のＰＲＡから得られた事故シーケンスに含まれると推定した※１ レベル１ ：炉心損傷のリスク評価（炉心損傷頻度）レベル1.5 ：格納容器破損のリスク評価（格納容器破損頻度）

有効性評価
・ 選定された事故シーケンスに対し，安全対策が有効に機能し，炉心損傷や格納容器破損等を防止できることを評価（設備面，運用面（体制・手順等）の安全対策，操作・作業に必要な時間も考慮）
有効性評価の内容※2① 炉心損傷防止対策② 原子炉格納容器破損防止対策③ 使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策④ 運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策※２ 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

1. はじめに（事故シーケンスの選定及び有効性評価の流れ）
内部事象及び外部事象に対して，確率論的リスク評価（PRA）の知見を活用し，対象とすべき事
故シーケンスグループ（出力運転時及び運転停止時），格納容器破損モードを抽出＜ＰＲＡの実施範囲＞
内部事象運転時レベル１（炉心損傷頻度5.5×10-5/炉年）
内部事象運転時レベル１．５（格納容器破損頻度 5.5×10-5/炉年）
地震レベル１（炉心損傷頻度3.3×10-5/炉年）
津波レベル１（炉心損傷頻度7.3×10-6/炉年）
内部事象停止時レベル１（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，格納容器破損モード以外のものは抽出されず抽出した事故シーケンスグループ及び格納容器破損モードから，評価する事故シーケンスを選定し，重大事故等対策の有効性評価を実施（以下の項目を参照）＜有効性評価の内容＞① 炉心損傷防止対策の有効性評価② 格納容器破損防止対策の有効性評価③ 燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価④ 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
・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失
・原子炉冷却材の流出
・反応度の誤投入
評価項目を満足することを確認

本日のご説明範囲

5

1. はじめに（有効性評価の概要）

6＜有効性評価の内容＞
運転停止中※1の原子炉における燃料損傷防止対策
・崩壊熱除去機能喪失
・全交流動力電源喪失※１ 原子炉運転停止の過程における主発電機の解列から，原子炉起動の過程に・原子炉冷却材の流出おける主発電機の併列までを，原子炉の運転停止中の期間とする。ただし，全燃料が使用済燃料貯蔵槽に取り出され，原子炉に燃料がない場合は除く。
・反応度の誤投入＜有効性評価における確認内容＞
計算プログラム等を使用した評価により判断基準※2を満足することを確認する
運転停止中原子炉内の燃料損傷の防止にかかる判断基準ⅰ）燃料有効長頂部が冠水していること
ⅱ）放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること
ⅲ）未臨界を確保すること（ただし、通常の運転操作における臨界、又は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は除く）※２ 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

事故時の環境，必要な作業項目および時間等を考慮しても，対応手順の成立性があることを確認する
事故収束に必要な要員（運転員，重大事故等対策要員）および資源（水源，燃料（軽油），電気等）が確保されていることを確認する

対応手順，要員・資源については，全交流動力電源喪失を代表例としてご説明２．

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
２．１ 全交流動力電源喪失
２．２ 崩壊熱除去機能喪失
２．３ 原子炉冷却材の流出
２．４ 反応度の誤投入

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 全交流動力電源喪失（１／５） 事象の概要

8

全交流動力電源喪失の特徴
運転停止中において外部電源及び非常用ディーゼル発電機等が機能を喪失し，全交流動力電源喪失に至る。
そのため，原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能を喪失し，運転停止中の原子炉内燃料体の損傷に至る
全交流動力電源喪失の対策概要
・常設代替交流電源設備による受電を開始し，低圧代替注水系（常設）により炉心を冷却・原子炉補機代替冷却水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による格納容器からの除熱

外部電源

常設代替
交流電源設備

非常用
ディーゼル Ｇｅｎ
発電機等

逃がし安全弁の開操作（崩壊熱除去機能回復後は全閉）：水を含む系統：蒸気を含む系統Ｇｅｎ

赤字：重大事故等対策①

残留熱除去系（低圧注水モード）

原子炉
圧力容器

交流動力電源喪失のため停止

低圧代替注水系（常設）

復水貯蔵タンク①

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）①

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉補機
代替冷却水系

格納容器

海2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 全交流動力電源喪失（２／５） 対応手順の概要（ 評 価上の時刻）（ ０ 分）

外 部 電源喪失

9

凡例

非 常 用ディーゼル発電機等機能喪失を確認

常 設 代替交流電源設備自動起動を確認： 操 作・確認（ 運 転員のみの作業）： 操 作及び判断： プ ラント状態： 重大事故等対応要員のみの作業： 判断：運転員と重大事故等対応要員の共 同 作業：

全 交 流動力電源喪失

原 子 炉補機冷却水系／
原 子 炉補機冷却海水系
機 能 喪失確認： 評 価上考慮しない
操 作 ・判断結果

原 子 炉補機冷却海水系の機能喪失による
崩 壊 熱除去機能喪失を確認

常 設 代替交流電源設備の受電準備（ 約 ２０分）（ 約 １時間）

電源車
準 備 開始（ 可 搬型代替交流電 源 設備用）

電源車
準 備 開始（緊急時対策所用）

原 子 炉補機冷却水系／
原 子 炉補機冷却海水系の 復 旧操作

非 常 用ディーゼル発電機等
又 は 外部電源による
交 流 電源回復操作を実施

評価上
考 慮 せず

評価上
考 慮 せず

回 復 は評価上
考 慮 せず

回 復 は評価上
考 慮 せず

常 設 代替交流電源設備による非 常 用交流電源回復

低 圧 代替注水系（常設）系統構成
復 水 移送ポンプ１台起動（約４時間後）（ 約 ７時間後）
タン クローリによる
燃 料 補給準 備 開始タン クローリによる
燃 料 補給準 備 完了Ye s

中 央 制御室での逃がし安全弁１個による
原 子 炉減圧

復 水 移送ポンプ以外の原子炉注水・ 大 容量送水ポンプ（タイプⅠ）による代替注水・ ろ 過水ポンプによる代替注水（ 約 19時間後）

復 水 移送ポンプによる代替原子炉注水と同等の流量確保
又 は 注水開始不可（ 約 10時間後）

原 子 炉補機代替
冷 却 水系
準 備 開始準 備 完了タン クローリによる
燃 料 補給開始（ 適 宜実施）

低 圧 代替注水系（常設）
復 水 移送ポンプによる原子炉注水を確認（ 約 10時間後）

送（ ２ 時間）評価上考慮せず（ 約9.5時間後）

No

原 子 炉水温100℃到達

淡 水 貯水槽を水源とした大容量送水ポンプ（タイプⅠ）
準 備 開始水

原 子 炉水位回復確認

評価上考 慮 せず

先

準 備 完了低 圧 代替注水系（ 可 搬型）

原 子 炉水位回復後は
蒸 発 量に応じた原子炉注水を実施

燃 料プ ール
代 替 注水系

残 留 熱除去系準備

燃 料プ ール
スプ レイ系

残 留 熱除去系による
崩 壊 熱除去機能回復（ 24時間）復 水 貯蔵タンク（ 約 10時間後）

残 留 熱除去系（ 原 子炉停止時冷却モード）による除 熱 運転系統構成・起動
逃 が し安全弁「全閉」

原 子 炉補機代替冷却水系を使用した残留熱除去系（原子炉停止時冷却モ ー ド）により冷却を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める

燃 料プ ール
冷 却 開始原 子 炉の状態が静定後燃 料プ ール冷却を再開する

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 全交流動力電源喪失（３／５） 有効性評価の結果

10・全交流動力電源喪失における原子炉水位の推移及び原子炉水位と線量率については，図のとおり
・全交流動力電源喪失における評価結果の概要について表に示す
1E+04

表 評価結果の概要
燃料有効長頂部が 放射線の遮蔽が維持され未臨界を確保すること
冠水していることる水位を確保すること
原子炉水位は有効 原子炉水位は必要な遮蔽
全制御棒全挿入状態が評価結果 燃料長頂部を下回 が維持される最低水位を維持されているため，未の概要
らず，燃料は冠水 下回ることがないため，放臨界は確保されている
維持される
射線の遮蔽は維持される
判断基準

1E+03

1E+02

線量率

必要な遮蔽（10mSv/h）

線

1E+01

量※

率

燃料有効 長頂部から の水位
(m)
約4.2m

全交流動力電源喪失での線量率（約５mSv/h）(mSv/h)（mSv/h）
1E+00
原子炉水温100℃到達（事象発生約１時間後）
1E-01

原子炉水位回復後は，原子炉圧力容器除熱機能が復旧する24時間後まで崩壊熱相当の注水継続（事象発生約2.3時間後に通常運転水位まで回復）

水位の低下
水位の低下
(燃料有棒頂部（燃料有効長頂部から約4.2m）から約4.2m）
1E-02

原子炉運転中の原子炉運転中の通常運転水位
通常運転水位低圧代替注水系（常設）による注水開始（事象発生2時間後 水位は燃料有効長頂部から約4.2m上）
放射線の遮蔽が維持される最低水位（101Sv/hの場合）：
約2.01(通常運転水位から約3.11下)

約4.2m
1E-03
0

約2.0m
約2.0m

事故後の時間 (h)原子炉水位の推移（全交流動力電源喪失）

246
燃料有効長頂部からの水位（ｍ）

810

燃料有効長頂部からの水位 (m)※線量率の評価点は原子炉建屋最上階の床付近としている

原子炉水位と線量率（全交流動力電源喪失）

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策

11

2.1 全交流動力電源喪失（４／５） 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート例
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2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 全交流動力電源喪失（５／５） 必要な要員及び資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」における重大事故等対策に必要な要員及び資源の評価結果を示す。
表 要員及び資源の評価結果

評価項目

必要な要員数又は数量確保する要員数又は数量

要員

28名
運転員：５名発電所対策本部要員：６名
重大事故等対応要員：17名

29名
運転員：５名発電所対策本部要員：６名
重大事故等対応要員：18名

水源約534m3

復水貯蔵タンク：約1,192m3

燃料約372kL

約900kL

電源約3,948kW

約6,000kW

以上のとおり，必要な要員及び資源を確保することから，重大事故等への対応は可能である。

12

２．

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策

２．１ 全交流動力電源喪失
２．２ 崩壊熱除去機能喪失
２．３ 原子炉冷却材の流出
２．４ 反応度の誤投入

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.2 崩壊熱除去機能喪失（１／２） 事象の概要

14

崩壊熱除去機能喪失の特徴
残留熱除去系の故障に伴う崩壊熱除去機能の喪失に起因して，原子炉圧力容器内の保有水が崩壊熱により継続的に蒸発して減少し，運転停止中の原子炉内燃料体の損傷に至る
崩壊熱除去機能喪失の対策概要
・待機中の残留熱除去系（低圧注水モード）による原子炉注水・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉圧力容器及び格納容器からの除熱
運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が喪失

逃がし安全弁の開操作（崩壊熱除去機能回復後は全閉）：水を含む系統：蒸気を含む系統
赤字：重大事故等対策

残留熱除去系・A系 運転→故障
原子炉圧力容器原子炉圧力容器及び格納容器からの除熱
原子炉補機冷却水系

・B系 待機→起動
格納容器

海2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.2 崩壊熱除去機能喪失（２／２） 有効性評価の結果

15・崩壊熱除去機能喪失における原子炉水位の推移及び原子炉水位と線量率については，図のとおり
・崩壊熱除去機能喪失における評価結果の概要について表に示す
1E+04

表 評価結果の概要
1E+03

1E+02

線量率

燃料有効長頂部が 放射線の遮蔽が維持され判断基準
未臨界を確保すること
冠水していることる水位を確保すること
原子炉水位は有効 原子炉水位は必要な遮蔽 全制御棒全挿入状態
評価結果 燃料長頂部を下回 が維持される最低水位を が維持されているたの概要
らず，燃料は冠水 下回ることがないため，放 め，未臨界は確保さ維持される
射線の遮蔽は維持される れている

※

1E+01

線(mSv/h)量
崩壊熱除去機能喪失での線量率（約５mSv/h）率

燃料有効 長頂部から の水位
(m)
約4.2m

約2.0m

（mSv/h）

1E+00

必要な遮蔽（10mSv/h）
原子炉水温100℃到達（事象発生約１時間後）

1E-01

水位の低下
水位の低下
(燃料有棒頂部（燃料有効長頂部から約4.2m）から約4.2m）

水位回復後は，崩壊熱相当の注水を実施し，その後残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による崩壊熱除去を実施（注水により水位はただちに通常運転水位まで回復）
1E-02

原子炉運転中の原子炉運転中の通常運転水位
通常運転水位待機中の残留熱除去系（低圧注水モード）による注水開始（事象発生２時間後 水位は燃料有効長頂部から約4.2m上）

約4.2m
1E-03
0

放射線の遮蔽が維持される最低水位（101Sv/hの場合）：
約2.01(通常運転水位から約3.11下)

事故後の時間 (h)原子炉水位の推移（崩壊熱除去機能喪失）

約2.0m

246燃料有効長頂部からの水位（ｍ）

810

燃料有効長頂部からの水位 (m)※線量率の評価点は原子炉建屋最上階の床付近としている

原子炉水位と線量率（崩壊熱除去機能喪失）

２．

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策

２．１ 全交流動力電源喪失
２．２ 崩壊熱除去機能喪失
２．３ 原子炉冷却材の流出
２．４ 反応度の誤投入

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.3 原子炉冷却材の流出（１／２） 事象の概要

17

原子炉冷却材の流出の特徴
系統の操作の誤り等により原子炉冷却材圧力バウンダリ※１から冷却材が原子炉圧力容器に戻らずにサプレッションチェンバ側に流出する。残留熱除去機能が喪失するとともに，原子炉圧力容器内の保有水量が減少を続け，原子炉内燃料体の損傷に至る
原子炉冷却材の流出の対策概要※１ 運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，圧力障壁となる部分

・原子炉冷却材流出口を隔離後，残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉注水・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉圧力容器及び格納容器からの除熱
赤字：重大事故等対策

原子炉建屋※２ 原子炉圧力容器を開放したプラント状態において評価

Ｄ／Ｓピット

原子炉
ウェル

燃料プール

・残留熱除去ミニマムフロー弁開防止
措置忘れ及び系統の操作の誤りにより，サプレッションチェンバ側へ流出
残留熱除去ミニマムフロー弁を全閉

残留熱除去系（低圧注水モード）

・漏えい停止

原子炉
圧力容器※２

原子炉補機冷却水系

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

格納容器

残留熱除去
ミニマムフロー弁海2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.3 原子炉冷却材の流出（２／２） 有効性評価の結果

18・原子炉冷却材の流出における原子炉水位の推移及び原子炉水位と線量率については，図のとおり
・原子炉冷却材の流出における評価結果の概要について表に示す
1E+06

表 評価結果の概要
燃料有効長頂部が 放射線の遮蔽が維持され未臨界を確保すること
冠水していることる水位を確保すること
原子炉水位は有効 原子炉水位は必要な遮蔽
全制御棒全挿入状態が評価結果 燃料長頂部を下回 が維持される最低水位を維持されているため，未の概要
らず，燃料は冠水 下回ることがないため，放臨界は確保されている
維持される
射線の遮蔽は維持される

1E+05

判断基準

1E+04

必要な遮蔽を確保できる水位
1E+03

線量率（10mSv/h）

線

1E+02

※

燃料有効 長頂部から の水位

事象発生約2.2時間後に通常運転水位（原子炉ウェル満水）まで回復

燃料有効長頂部の約3.0m上量(mSv/h)率（mSv/h）

原子炉圧力容器を開放したプラント状態において評価しているため，原子炉圧力容器を閉鎖した場合よりも水位が高い
流出口隔離及び注水開始（約2時間後 水位は燃料有効長頂部から約14m上）

1E+01

1E+00

水位の低下

1E-01

（燃料有効長頂部から約14m上）

(m)

1E-02

原子炉ウェル
通常水位

放射線の遮蔽が維持される最低水位（101Sv/hの場合）：
約3.01(原子炉ウェル満水から約131下)満水
1E-030

事故後の時間 (h)24681012141618

燃料有効長頂部からの水位（ｍ）
燃料有効長頂部からの水位(m)※線量率の評価点は原子炉建屋最上階の床付近としている

原子炉水位の推移（原子炉冷却材の流出）

原子炉水位と線量率（原子炉冷却材の流出）

２．

運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策

２．１ 全交流動力電源喪失
２．２ 崩壊熱除去機能喪失
２．３ 原子炉冷却材の流出
２．４ 反応度の誤投入

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.4 反応度の誤投入（１／２） 事象の概要

20

反応度の誤投入の特徴
運転停止中において，制御棒の誤引き抜き等によって，臨界又は臨界近傍にある炉心に急激に正の反応度が投入され，これに伴い原子炉出力が上昇することにより原子炉内燃料体の損傷に至る
反応度の誤投入の対策概要
・起動領域モニタ※1の原子炉周期短信号（原子炉周期10秒）による原子炉スクラム※1 原子炉起動および停止時の低出力時に用いる中性子の計測装置
事故想定における炉心状態（原子炉を上から見た図）①制御棒１本（制御棒－１）が全引き抜きされた状態①制御棒-１
全引き抜きされた状態②制御棒－２連続引き抜き

②全引き抜きされている制御棒（制御棒－１）の斜めに隣接の制御棒（制御棒－２）が人的過誤により連続引き抜きされることを想定
評価を厳しく評価するため， 制御棒－１と制御棒－２の組
み合わせは，全ての制御棒の組合せの中から実効増倍率※2が最も大きくなる組合せとしている※2 核分裂連鎖反応前後での中性子個数比を表したものであり，実効増倍率keff =1 で臨界， keff ＜ 1 で未臨界となる： 制御棒全挿入

2. 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.4 反応度の誤投入（２／２） 有効性評価の結果

21

・反応度の誤投入における事象変化は，図のとおりであり，一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界に至るものの，原子炉スクラムにより未臨界は確保されることを確認している・反応度の誤投入における評価結果の概要について下表に示す
・燃料エンタルピ※については下表のとおりであり，燃料の損傷は生じないことを確認している※ 燃料エンタルピは燃料の発熱量を表し，判断基準を超えると燃料破損を起こす可能性が高くなる

表 評価結果の概要
放射線の遮蔽が維持さ
燃料有効長頂部が冠判断基準れる水位を確保するこ 未臨界を確保すること
水していることと評価結果 燃料有効長頂部は冠水を維持しており，放射 原子炉スクラムによりの概要 線の遮蔽は維持される
未臨界は確保される

平均中性子束
最大値：約4.4%

燃料エンタルピ
最大値：約37kJ/kgUO2増分の最大値：約29kJ/kgUO2

表 反応度の誤投入における燃料エンタルピ評価結果
項 目
燃料エンタルピの最大値

燃料エンタルピの増分の最大値

評価結果

約37kJ/kgUO2

約29kJ/kgUO2

判断基準

備 考

272kJ/kgUO2以下

発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針

167kJ/kgUO2
以下

発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃料の取扱いについて

制御棒引抜による出力上昇及びそれに伴う燃料エンタルピの増加
出力降下及び除熱に伴う燃料エンタルピの減少

ドップラ効果及び原子炉スクラムによる出力降下

反応度の誤投入における事象変化

３．まとめ23

３. まとめ選定した事故シナリオに対して有効性評価を実施し，判断基準を満足することを確認した
事故シーケンス
グループ

重大事故等
対処設備等

崩壊熱除去機能喪失

・待機中の残留熱除去系(低圧注水モード)判断基準に対する評価結果の概要
燃料有効長頂部が冠水 放射線の遮蔽が維持さしていることれる水位を確保すること

未臨界を確保すること

原子炉水位は必要な遮・低圧代替注水系（常設）
全交流動力電源喪失 ・原子炉補機代替冷却水系 原子炉水位は有効燃料 蔽が維持される最低水 全制御棒全挿入状態が維
長頂部を下回らず，燃 位を下回ることがないた 持されているため，未臨界・常設代替交流電源設備
料は冠水維持されるめ，放射線の遮蔽は維 は確保されている
持される
原子炉冷却材の流出

反応度の誤投入・待機中の残留熱除去系(低圧注水モード)－

原子炉水位に有意な変動はないため，燃料有効原子炉スクラムにより未臨
長頂部は冠水を維持しており，放射線の遮蔽は維界は確保される
持される

４．適合性審査状況

25

４. 適合性審査状況（審査会合での指摘事項に対する回答）

第545回審査会合（平成30年2月8日）において，過去の審査会合における指摘事項に対して回答を実施しており，特段のコメントはなかった

審査会合での主な指摘事項
No 分類

事故シーケンス
グループ

項 目

審 査
会合日

回 答

１

格納容器圧力が炉心損傷前ベ注水だけで除熱ができることを定量的にントの基準に到達する時間を評説明すること。（原子炉停止中における崩指摘 崩壊熱除去機能喪失
価し，原子炉補機代替冷却水系
事項 全交流動力電源喪失 壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源 H27.3.17 による崩壊熱除去機能復旧の喪失時の格納容器の影響について説明
時間余裕が十分確保されているすること）ことを確認した。

２「燃料の誤装荷」，「制御棒を複数引き抜く試験」，「過去に発生した反応度投入事例」について，制御棒誤引抜以外を選定しなかった理由 H27.3.17 発生の有無及び投入される反を説明すること。
応度の観点から，「制御棒の誤引き抜き」（制御棒の連続引き抜き）を重要事故シーケンスとして選定した。

指摘事項 反応度の誤投入

５．参考27５. 参考 女川２号炉の炉心損傷防止対策における対策設備の概要：水を含む配管：蒸気を含む配管：ベント配管

：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：重大事故等対処設備

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）

低圧代替注水系（可搬型）

４：高圧窒素ガス系統

原子炉格納容器
代替スプレイ冷却系

６：電源系統排気筒

４，６，７７大気放出

７
復水貯蔵タンク７
淡水貯水槽（代替淡水源）

高圧窒素ガス供給系より原子炉格納容器
フィルタベント系

３５
代替高圧窒素ガス供給系

３
高圧窒素ガス
供給系(非常用）

４

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）

残留熱除去系２

３

３

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

４

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

５

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

６

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

７

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

８

電源設備

３ ブローアウトパネル

８

高圧炉心
スプレイ系

所内常設蓄電式
直流電源設備

各負荷へ

原子炉
圧力容器

２

低圧炉心
スプレイ系

２
原子炉格納容器

非常用電源盤

緊急用電源盤
原子炉隔離時
冷却系

原子炉補機冷却水系
復水貯蔵タンクより可搬型代替
交流電源設備

常設代替
交流電源設備

８
高圧代替
注水系

４

海

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

５

５

可搬型代替
直流電源設備１

主蒸気逃がし安全弁

２

各負荷へ 各負荷へ

原子炉補機代替冷却水系

低圧代替
注水系（常設）（復水移送ポンプ）

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

耐圧強化ベント系

ほう酸水注入系

５

１

復水貯蔵タンクより

緊急用
電源盤

軽油タンク

ガスタービン
発電設備
軽油タンク